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Understanding Accelerator Driven System (ADS) Based Green Nuclear Energy: A Review
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作者 Mohammad Kamal Hossain Md. Abu Taher Mithun Kumar Das 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2015年第4期287-302,共16页
This paper reflects the scopes of accelerator driven system (ADS) based nuclear energy, as a reliable source of electric energy generation, comparing to the other existing non-renewable and renewable sources. There ar... This paper reflects the scopes of accelerator driven system (ADS) based nuclear energy, as a reliable source of electric energy generation, comparing to the other existing non-renewable and renewable sources. There are different limitations in the use of every source of electric energy but in consideration of minimum environmental impact, exclusively inherently low greenhouse gas (GHG) emission, and also, high life time with maximum power production efficiency, nuclear would be the best choice. From this study it was found that several difficulties involved in the ADS based energy production, more specifically, difficulties regarding the target parameters, coding system, waste management, etc. Hence suggestions from this study points out that if it is possible to ensure more energy efficient production of enriched uranium, improved nuclear fuels and reactors that allow greater utilization, extended life times for nuclear power plants (NPPs) that reduce the need to build new facilities, improved coding system capable of minimizing the discrepancy between theoretical and experimental calculation of spallation products, improved data library with sufficiently available high energy nuclear data to perform a better coding analysis, and finally, considering the environmental safety if the disposal of the radioactive wastes could manage more effectively, nuclear energy would then play a significant role in minimizing future energy crisis worldwide as well as to save our loving green earth. 展开更多
关键词 Green Nuclear ENERGY SPALLATION accelerator driven System TRANSMUTATION of WASTES Sustainable ENERGY Development
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Simulation of an Accelerator Driven Subcritical Core with Mixed Uranium-Thorium Fuel 被引量:1
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作者 Ali Pazirandeh Laia Shirmohammadi 《World Journal of Engineering and Technology》 2015年第3期328-333,共6页
During recent years, a new generation of nuclear reactors, known as “Accelerator Driven Subcritical Reactors”, has been developed. One of the new application aspects for such reactors (besides transmutation of High ... During recent years, a new generation of nuclear reactors, known as “Accelerator Driven Subcritical Reactors”, has been developed. One of the new application aspects for such reactors (besides transmutation of High Level Waste and burning Minor Actinides) is usage of thorium as nuclear fuel. In this work a subcritical core in experimental scale is simulated by MCNPX code. The core contains two types of fuel assemblies: (85% ThO2 + 15% UO2) and MOX (U-Pu). In the first step, only the thorium-contained fuel assemblies are loaded into the core. Criticality calculations using MCNPX show that the keff is so low that the fuel assemblies cannot run the subcritical core. This implies that MOX (U-Pu) assemblies must be loaded as well. Neutronic parameters of the thorium- fueled Accelerator Driven Subcritical core are then calculated as well as some other parameters related to accelerator coupled with the core. The main objective of this simulation is to study the behavior of Accelerator Driven Subcritical core with thorium assemblies. 展开更多
关键词 accelerator driven SUBCRITICAL Reactor THORIUM MCNPX NEUTRONIC Calculation
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Criticality Search of an Accelerator Driven System Using the ANET Code
3
作者 Xenofontos Thalia Savva Panayiota +3 位作者 Melpomeni Varvayanni Jacques Maillard Jorge Silva Nicolas Catsaros 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2021年第1期65-72,共8页
One of the most important safety parameters taken into consideration during the design and actual operation of a nuclear reactor is its control rods adjustment to reach criticality. Concerning the conventional nuclear... One of the most important safety parameters taken into consideration during the design and actual operation of a nuclear reactor is its control rods adjustment to reach criticality. Concerning the conventional nuclear systems, the specification of their rods’ position through the utilization of neutronics codes, deterministic or stochastic, is considered nowadays trivial. However, innovative nuclear reactor concepts such as the Accelerator Driven Systems require sophisticated simulation capabilities of the stochastic neutronics codes since they combine high energy physics, for the spallation-produced neutrons, with classical nuclear technology. ANET (Advanced Neutronics with Evolution and Thermal hydraulic feedback) is an under development stochastic neutronics code, able to cover the broad neutron energy spectrum involved in ADS systems and therefore capable of simulating conventional and hybrid nuclear reactors and calculating important reactor parameters. In this work, ANETS’s reliability to calculate the effective multiplication factor for three core configurations containing control rods of the Kyoto University Critical Assembly, an operating ADS, is examined. The ANET results successfully compare with results produced by well-established stochastic codes such as MCNP6.1. 展开更多
关键词 Monte Carlo Neutronics Analysis Code Validation accelerator driven Systems
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5-12 New Research on Accelerator Driven Subcritical System Spallation Target
4
作者 Wang Huiqiao Yang Lei 《IMP & HIRFL Annual Report》 2014年第1期222-223,共2页
Nuclear power is a mature technology of clean energy, with the incomparable advantage of other energy sources toresolve conflicts in the fast-growing energy needs and environmental protection. A major issue of the dev... Nuclear power is a mature technology of clean energy, with the incomparable advantage of other energy sources toresolve conflicts in the fast-growing energy needs and environmental protection. A major issue of the development ofnuclear energy facing is the spent fuel deposal, especially the safe disposal of long-lived high-level radioactive waste.At present, accelerator-driven subcritical system (ADS), composed of a high energy proton accelerator, a spallationtarget and a subcritical reactor, is recognized as the most promising nuclear waste transmutation technology for itsexcellent safety, powerful transmutation ability and good neutron economy. Therefore, ADS is the most promisingtool transmuting large quantities of radioactive waste to reduce the risk of deep storage[1]. 展开更多
关键词 RESEARCH accelerator driven
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5-11 Incore Neutron Monitoring Techniques for Accelerator Driven Sub-critical Facility
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作者 He Zhiyong Zhao Qiang +4 位作者 Zhang Xueyin Cui Wenjuan Xu Hushan Chen Zhiqiang Luo Yuxi 《IMP & HIRFL Annual Report》 2014年第1期221-222,共2页
In an accelerator driven sub-critical (ADS) facility, a sub-critical reactor is driven by an intense external neutronsource provided by an accelerator coupled to a spallation target. The real-time measurement of incor... In an accelerator driven sub-critical (ADS) facility, a sub-critical reactor is driven by an intense external neutronsource provided by an accelerator coupled to a spallation target. The real-time measurement of incore neutron fluxin an ADS facility is necessary for the commissioning measurements of the beams from the accelerator, for theroutine verification of control rod positions, and for the calibration of the excore power range nuclear instruments.In a commercial reactor used in nuclear industry, several incore neutron detectors are used commonly to measureradial neutron flux profile at different radial locations within the reactor core. In an ADS facility, we propose thatnot only radial neutron flux profile but also vertical flux profile should be measured at different locations, becausethe incore neutron flux is affected dramatically by the neutrons from the spallation target. 展开更多
关键词 TECHNIQUES accelerator driven
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Seismic Isolation of Reactor Assembly for a Fixed Base Accelerator Driven System Reactor Building
6
作者 Bong Yoo Didier De Bruyn 《Journal of Civil Engineering and Architecture》 2016年第2期203-210,共8页
关键词 加速器驱动系统 隔震结构 反应器 反应堆装置 燃料组件 反应堆压力容器 应用程序 隔震技术
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ADS加速器束流瞬变分析程序开发 被引量:6
7
作者 于涛 李吉根 +3 位作者 凌球 史永谦 罗璋琳 戎永华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期124-127,共4页
加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理... 加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理数学模型,设计开发出具有较强针对性的用于ADS系统束流瞬变事故仿真软件——SIMULINK-ADS。并选取了典型的束流瞬变工况进行分析,通过与OECD/NEA和FZK Karlsruhe研究成果进行比较,验证了SIMULINK-ADS程序能够有效地计算和分析ADS束流瞬变次临界反应堆堆芯物理及热工响应。 展开更多
关键词 ads 束流瞬变 计算机仿真 SIMULINK-ads
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ADS注入器Ⅱ控制系统软件平台设计 被引量:10
8
作者 郭玉辉 于春蕾 +3 位作者 徐卫彬 罗冰峰 姜子运 刘海涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期704-707,共4页
加速器驱动的次临界系统(ADS)的强流质子加速器(ADS注入器Ⅱ)主要用于产生连续强流质子束,其控制系统需实现对现场加速器设备的远程参数调节和状态监测。整个控制系统基于分布式控制软件实验物理与工业控制系统(EPICS)架构设计。为实现... 加速器驱动的次临界系统(ADS)的强流质子加速器(ADS注入器Ⅱ)主要用于产生连续强流质子束,其控制系统需实现对现场加速器设备的远程参数调节和状态监测。整个控制系统基于分布式控制软件实验物理与工业控制系统(EPICS)架构设计。为实现各子系统软件开发平台之间的数据共享和信息通信,基于EPICS软件架构,采用共享内存、通道访问接口软件、CA Lab等多种方法实现各系统间的数据透明访问,提高了上层控制软件的远程诊断和集成控制能力。结果表明:整个软件平台运行可靠、稳定,完全满足目前注入器Ⅱ的调束和运行要求。 展开更多
关键词 加速器驱动的次临界系统 实验物理与工业控制系统 冗余控制器 加速器
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ADS次临界实验装置——启明星1# 被引量:24
9
作者 史永谦 夏普 +6 位作者 罗璋琳 赵志祥 丁大钊 李义国 朱庆福 李吉根 夏海鸿 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第5期447-450,共4页
文章介绍加速器驱动次临界系统(ADS)中次临界实验装置———启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处... 文章介绍加速器驱动次临界系统(ADS)中次临界实验装置———启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部,该区提供快中子谱,还可放大外中子源,以驱动热区;热中子能谱区处在堆芯外部,主要用来能量放大,以维持装置的链式裂变反应。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 启明星1# 快-热耦合堆芯
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ADS注入器Ⅱ10MeV加速器液氦分配系统设计 被引量:10
10
作者 牛小飞 韩彦宁 +4 位作者 姜子运 王先进 白峰 郭晓虹 张军辉 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期249-253,共5页
ADS注入器Ⅱ超导加速段的运行需要在4.2K(液氦)超低温环境下进行,针对注入器Ⅱ10MeV加速器低温恒温器的运行要求设计了一套液氦分配系统,该系统在满足加速器的低温恒温器工作的同时还具备给超导腔水平测试、垂直测试、磁铁测试等试验终... ADS注入器Ⅱ超导加速段的运行需要在4.2K(液氦)超低温环境下进行,针对注入器Ⅱ10MeV加速器低温恒温器的运行要求设计了一套液氦分配系统,该系统在满足加速器的低温恒温器工作的同时还具备给超导腔水平测试、垂直测试、磁铁测试等试验终端供液以及调节流量的功能。系统已应用于5 MeV加速器液氦的分配与调节以及超导腔垂直测试系统中,运行良好。重点介绍了液氦分配系统的工艺流程、阀箱的结构设计及调试运行情况。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 注入器Ⅱ 液氦 阀箱 结构设计
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用于ADS次临界反应堆Keff测量微电流放大器的设计 被引量:1
11
作者 于涛 史永谦 +2 位作者 罗璋琳 欧炳才 秦欢 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2005年第12期947-950,共4页
设计了一种基于噪声分析方法,利用反应堆堆芯中子涨落特性测量加速器驱动洁净核能系统(Acceleratordrivensystem,ADS)次临界反应堆动态参数的微电流放大器,并且根据需要设计了微电流源,运用Protel实时电路仿真工具对放大器进行仿真调试... 设计了一种基于噪声分析方法,利用反应堆堆芯中子涨落特性测量加速器驱动洁净核能系统(Acceleratordrivensystem,ADS)次临界反应堆动态参数的微电流放大器,并且根据需要设计了微电流源,运用Protel实时电路仿真工具对放大器进行仿真调试,使其达到设计要求。 展开更多
关键词 噪声分析法 加速器驱动洁净核能系统(ads) 次临界反应堆 微电流放大器
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ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究 被引量:1
12
作者 于涛 李吉根 +3 位作者 凌球 史永谦 罗璋琳 戎永华 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第3期230-233,共4页
加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持。加速器较为频繁的失束问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响。研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析... 加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持。加速器较为频繁的失束问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响。研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究。结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性。建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性。 展开更多
关键词 ads 失束 次临界 快堆 安全
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蒙卡-燃耗程序系统及ADS基准题的计算 被引量:13
13
作者 蒋校丰 谢仲生 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2003年第4期325-331,共7页
为对核废物进行嬗变,提出了加速器驱动的次临界系统(ADS)。由于外中子源的存在及中子注量率的各向异性,ADS的核计算和常规反应堆的有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基... 为对核废物进行嬗变,提出了加速器驱动的次临界系统(ADS)。由于外中子源的存在及中子注量率的各向异性,ADS的核计算和常规反应堆的有较大的差别,原则上需要应用中子输运理论的方法,目前尚无成熟的计算方法与程序。为此,IAEA提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能分析,检验现有核数据库、计算方法和程序的可靠性及不确定性。开发了MC-NT-ORIGEN2程序系统,并对该基准题进行了给定次临界点下的富集度、零燃耗下的径向与轴向的功率分布、反应性空泡效应、外源价值和燃耗的计算,取得了满意的结果。 展开更多
关键词 蒙卡-燃耗程序系统 加速器 次临界系统 ads 反应堆
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ADS原理验证装置快热耦合次临界堆设计 被引量:1
14
作者 于涛 史永谦 +3 位作者 夏普 廖义香 鲜文平 胡彩荣 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2006年第1期63-66,56,共5页
作为加速器驱动洁净核能系统(ADS)原理验证装置“启明星”一号的次临界驱动堆,堆芯采用快- 热耦合方式组成,由天然金属铀组成快中子能谱区能有效地嬗变锕系元素(MA),低浓铀元件组成热中子能谱区能有效地嬗变裂变产物(FP)。使用MCNP程序... 作为加速器驱动洁净核能系统(ADS)原理验证装置“启明星”一号的次临界驱动堆,堆芯采用快- 热耦合方式组成,由天然金属铀组成快中子能谱区能有效地嬗变锕系元素(MA),低浓铀元件组成热中子能谱区能有效地嬗变裂变产物(FP)。使用MCNP程序对次临界实验装置进行设计计算,确保keff在 0.90-1.00之间。 展开更多
关键词 加速器驱动的洁净核能系统 原理验证装置 次临界驱动堆 快热耦合
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ADS散裂靶产生的放射性毒性 被引量:2
15
作者 龚学余 樊胜 +2 位作者 宋英明 杨磊 罗璋琳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期180-185,共6页
利用SHIELD程序计算不同能量质子照射不同靶产生的散裂产物分布。采用年摄入量限值(ALI)标准定义的放射性毒性,对散裂靶中散裂产物产生的放射性毒性进行研究分析。研究结果表明:散裂产物具有较大的毒性,特别是在加速器驱动的次临界系统(... 利用SHIELD程序计算不同能量质子照射不同靶产生的散裂产物分布。采用年摄入量限值(ALI)标准定义的放射性毒性,对散裂靶中散裂产物产生的放射性毒性进行研究分析。研究结果表明:散裂产物具有较大的毒性,特别是在加速器驱动的次临界系统(ADS)要求的入射粒子(质子)能量下,产生了一些处于稀土区长寿命的α放射性核素。这些核素若不能在辐射场中被嬗变掉,其毒性将对生物环境产生长期的影响。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 放射性毒性 年摄入量限值
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ADS铅铋自然循环热分层现象研究 被引量:2
16
作者 苏子威 周涛 +1 位作者 邹文重 霍启军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2236-2242,共7页
为保障加速器驱动的次临界系统(ADS)的安全,采用计算流体力学分析方法,对ADS铅铋自然循环热分层现象进行数值模拟。研究结果表明:铅铋自然循环中,热分层最严重的区域存在于变温段,且在回路中热分层状态不同。回路温差较大时,流速提高,... 为保障加速器驱动的次临界系统(ADS)的安全,采用计算流体力学分析方法,对ADS铅铋自然循环热分层现象进行数值模拟。研究结果表明:铅铋自然循环中,热分层最严重的区域存在于变温段,且在回路中热分层状态不同。回路温差较大时,流速提高,热分层现象较明显。回路管径较大时,流速降低,热分层现象不明显。流速较低时,局部区域热分层现象趋于消失;流速较大时,最大温差截面温差加大。 展开更多
关键词 加速器驱动的次临界系统 铅铋合金 自然循环 热分层
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ADS原理验证装置燃料布置方案 被引量:1
17
作者 于涛 史永谦 +3 位作者 夏普 廖义香 鲜文平 杜海东 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第4期5-7,共3页
“启明星”的次临界驱动堆是加速器驱动洁净核能系统(Accelerator Driven System,ADS)的原理验证装置.采用快-热耦合的堆芯组成方式,由天然金属铀组成快中子能谱区,低浓铀元件组成热中子能谱区。使用MCNP程序的U卡和Fill卡对次临界实... “启明星”的次临界驱动堆是加速器驱动洁净核能系统(Accelerator Driven System,ADS)的原理验证装置.采用快-热耦合的堆芯组成方式,由天然金属铀组成快中子能谱区,低浓铀元件组成热中子能谱区。使用MCNP程序的U卡和Fill卡对次临界实验装置进行设计计算,根据k_(eff)在0.90~1.00之间的设计要求,确定了热区的燃料栅格。 展开更多
关键词 加速器驱动 原理验证装置 次临界驱动堆 快-热耦合
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ADS注入器Ⅰ高频四极场功率源系统研制 被引量:1
18
作者 周祖圣 何大勇 +1 位作者 刘熔 池云龙 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期256-260,共5页
ADS注入器Ⅰ高频四极场(RFQ)功率源系统将为325MHz RFQ提供连续波功率,使束流离开RFQ时,其能量达到几MeV。功率源系统除了补偿RFQ腔耗外,还必须提供足够的功率以保证RFQ中的加速电场。ADS注入器ⅠRFQ功率源系统主要包括600kW连续波速调... ADS注入器Ⅰ高频四极场(RFQ)功率源系统将为325MHz RFQ提供连续波功率,使束流离开RFQ时,其能量达到几MeV。功率源系统除了补偿RFQ腔耗外,还必须提供足够的功率以保证RFQ中的加速电场。ADS注入器ⅠRFQ功率源系统主要包括600kW连续波速调管、80kV/18A基于脉冲步进调制技术的PSM电源、环流器以及相应的波导传输系统等。根据ADS总体指标和RFQ的相关技术参数,提出了功率源的总体布局、技术指标以及设计要求等,在此基础上完成系统安装与调试,并通过专家组测试与验收。 展开更多
关键词 ads 注入器 RFQ功率源
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蒙特卡罗方法在ADS屏蔽计算中的应用 被引量:2
19
作者 廖义香 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第2期106-108,132,共4页
利用蒙特卡罗方法计算了新一代核能系统加速器驱动系统(ADS)中质子束管内的中子归一化注量率分布以及通过质子束管入口和其它外表面逸出的归一化中子注量率,得出了一些对ADS系统的设计有重要意义的结论。
关键词 蒙特卡罗方法 加速器驱动系统(ads) 屏蔽计算
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核电站乏燃料对生物圈的影响及ADS对策 被引量:11
20
作者 史永谦 《原子核物理评论》 CAS CSCD 北大核心 2007年第2期151-155,共5页
介绍了核电发展状况和核电产生的乏燃料中的锕系及长寿命裂变产物核素,在毒性方面评述了这些核素对生物圈的影响,最后提出用加速器驱动的次临界系统嬗变核废物的对策,以减轻或消除核废物对生物圈的影响。
关键词 核电发展 乏燃料 毒性 加速器驱动的次临界系统
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