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1. 发明授权

KR101586546B1 상온 및 고온 강도가 향상된 페라이트계 산화물분산강화 합금 및 이의 제조 방법 有权
标题翻译：强化氧化铁分散强化合金与增强室温和高温强度及其制造方法
公开(公告)号：KR101586546B1
公开(公告)日：2016-01-29
申请号：KR1020130164346
申请日：2013-12-26
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 노상훈 , 김태규 , 최병권 , 한창희 , 강석훈 , 김기백 , 천영범 , 장진성 , 정용환
IPC分类号： C22C38/18 , C22C33/02 , C22C38/28
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 본발명은크롬(Cr) 12~20중량%, 이트리아(YO) 0.1~0.5중량%, 텅스텐(W) 0.1~4중량%, 몰리브덴(Mo) 0.5~2중량%, 티타늄(Ti) 0.1~0.3중량%, 지르코늄(Zr) 0.02~0.3중량% 및나머지는철(Fe)을포함하여상온및 고온강도가향상된페라이트계산화물분산강화합금및 이의제조방법에관한것이다. 본발명에따른페라이트계산화물분산강화합금은크롬(Cr) 12~20중량%, 이트리아(YO) 0.1~0.5중량%, 텅스텐(W) 0.1~4중량%, 몰리브덴(Mo) 0.5~2중량%, 티타늄(Ti) 0.1~0.3중량%, 지르코늄(Zr) 0.02~0.3중량% 및나머지는철(Fe)을포함하되, 티타늄(Ti)과지르코늄(Zr)의합이 0.5중량% 이하로포함하여상온및 고온, 특히 700℃에서인장특성이우수하여화력발전용초초임계압증기발전기부품 (로터, 샤프트등), 항공기용엔진부품 (디스크, 노즐등) 재료로유용하게사용될수 있으며, 더나아가소듐냉각고속로와같은원자력시스템의노심구조부품(핵연료피복관, 덕트, 와이어, 봉단마개등)의재료로유용하게사용될수 있을것으로기대된다.

2. 发明公开

KR1020140120290A 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 无效
标题翻译：在反应堆事故条件下具有超级氧化电阻的核燃料层的ZIRCONIUM合金，使用其制备的ZIRCONIUM合金核燃料层及其制备方法
公开(公告)号：KR1020140120290A
公开(公告)日：2014-10-13
申请号：KR1020140110798
申请日：2014-08-25
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박정용 , 김현길 , 최병권 , 박상윤 , 정양일 , 박동준 , 구양현
IPC分类号： C22C16/00 , G21C3/07
CPC分类号： Y02E30/40 , C22C16/00 , B21C23/00 , C22F1/002 , C22F1/186 , G21C3/07
摘要： 본 발명은 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법에 관한 것으로, 상세하게는 니오븀(Nb) 1.1 중량%; 주석(Sn) 0.2 중량%; 구리(Cu) 0.05 중량%; 산소(O) 0.12 중량%; 규소(Si) 0.01 중량% 및 지르코늄(Zr) 잔부로 이루어지는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물을 제공한다. 본 발명에 따른 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물을 이용하여 핵연료 피복관을 제조함으로써, 원자로의 정상가동 조건뿐만 아니라 사고조건하에서도 핵연료 피복관의 우수한 내산화성을 확보할 수 있어 핵연료의 경제성 및 안전성을 동시에 향상시킬 수 있다.
摘要翻译：本发明涉及一种在事故状态下的反应器内具有优异的耐氧化性的核燃料包覆管的锆合金复合体，由此制造的锆合金核燃料包覆管及其制造方法。所提供的用于核燃料包层管的锆合金复合材料包括1.1重量％的铌（Nb），0.2重量％的锡（Sn），0.05重量％的铜（Cu），0.12重量％的氧（O），0.01重量％硅（Si）％，余下的锆（Zr）。由锆合金复合体制造的核燃料包覆管可以通过不仅在正常运行状况下，而且在反应堆的事故状况下确保优异的抗氧化性，可以提高核燃料的经济可行性和安全性。

3. 发明公开

KR1020140118689A 고온 강도 및 크리프 특성이 향상된 마르텐사이트계 산화물분산강화 합금 및 이의 제조 방법 无效
标题翻译：具有增强的高温强度和韧性的马氏体氧化物分散强化合金及其制造方法
公开(公告)号：KR1020140118689A
公开(公告)日：2014-10-08
申请号：KR1020130164341
申请日：2013-12-26
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김태규 , 노상훈 , 최병권 , 한창희 , 김기백 , 강석훈 , 천영범 , 장진성 , 정용환
IPC分类号： C22C38/18 , C22C33/02
CPC分类号： C22C38/18 , C22C33/02
摘要： The present invention relates to a martensitic oxide dispersion strengthened alloy having enhanced high temperature strength and an enhanced creep property, which includes 8-12wt% of Cr, 0.1-0.5wt% of Y_2O_3, 0.1-0.5wt% of C, 0.2-2 wt% of Mo, 0.01-0.3 wt% of Ti, 0.1-0.3 wt% of Zr, 05-0.2wt% of Ni, and a remainder consisting of Fe, and a method of preparing the same. The martensitic oxide dispersion strengthened alloy according to the present invention includes 8-12wt% of Cr, 0.1-0.5wt% of Y_2O_3, 0.1-0.5wt% of C, 0.2-2 wt% of Mo, 0.01-0.3 wt% of Ti, 0.1-0.3 wt% of Zr, 05-0.2wt% of Ni, and a remainder consisting of Fe. The total contents of Ti Zr, and Ni is 0.5wt% or less. The martensitic oxide dispersion strengthened alloy has excellent strength and an excellent creep property at a high temperature, especially at 700°C, so that the martensitic oxide dispersion strengthened alloy is available to reactor core structural components including nuclear fuel cladding tubes, wires, end caps, and ducts of nuclear power systems, such as sodium-cooling fast reactors.
摘要翻译：本发明涉及具有增强的高温强度和增强的蠕变性能的马氏体氧化物分散强化合金，其包括8-12wt％的Cr，0.1-0.5wt％的Y_2O_3，0.1-0.5wt％的C，0.2-2 的Mo，0.01-0.3重量％的Ti，0.1-0.3重量％的Zr，0.05-0.2重量％的Ni，余量由Fe组成的方法及其制备方法。根据本发明的马氏体分散强化合金包含8-12重量％的Cr，0.1-0.5重量％的Y_2O_3，0.1-0.5重量％的C，0.2-2重量％的Mo，0.01-0.3重量％的Ti ，0.1-0.3重量％的Zr，0.05-0.2重量％的Ni，余量由Fe组成。 Ti Zr和Ni的总含量为0.5重量％以下。马氏体氧化物分散强化合金在高温下，特别是在700℃下具有优异的强度和优异的蠕变性能，使得马氏体分散强化合金可用于反应堆核心结构部件，包括核燃料包覆管，电线，端盖，以及核电系统管道，如钠冷快堆。

4. 发明公开

KR1020140111535A 산화물 분산강화 합금 접합방법 및 그 접합방법을 이용한 산화물 분산강화 합금 접합 구조물 无效
标题翻译：氧化物分散强化合金和结构结构的结合方法
公开(公告)号：KR1020140111535A
公开(公告)日：2014-09-19
申请号：KR1020130025812
申请日：2013-03-11
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 노상훈 , 김태규 , 최병권 , 강석훈 , 장진성 , 정용환
IPC分类号： B23K20/00 , B21B1/28
摘要： The present invention relates to a method of joining an oxide dispersion-strengthened alloy, including the following steps: (a) preparing an oxide dispersion-strengthened alloy hardened by cold working; (b) performing a diffused junction process by compressing the oxide dispersion-strengthened alloy; and (c) performing a recrystallizing heat treatment. According to the present invention, the method of joining an oxide dispersion-strengthened alloy prepares an oxide dispersion-strengthened alloy hardened by cold working and compresses the oxide dispersion-strengthened alloy to simultaneously perform a diffused junction process and a recrystallizing heat treatment, so that crystal grain movement is generated to cause no junction interface, thereby having an equal strength to a base metal and improving soundness of a juncture. As a result, because the oxide dispersion-strengthened alloy can be joined to be perfectly integrated in terms of crystallography, the method of joining an oxide dispersion-strengthened alloy is expected to be useful in manufacture of parts to which an oxide dispersion-strengthened alloy is applied.
摘要翻译：本发明涉及一种接合氧化物分散强化合金的方法，包括以下步骤：（a）制备通过冷加工硬化的氧化物分散强化合金; （b）通过压缩氧化物分散强化合金进行扩散接合处理; 和（c）进行再结晶热处理。根据本发明，接合氧化物分散强化合金的方法制备通过冷加工硬化的氧化物分散强化合金，并压缩氧化物分散强化合金，同时进行扩散连接处理和再结晶热处理，使得产生晶粒运动而不产生接合界面，从而具有与贱金属相等的强度并提高接合点的良好性。结果，由于可以结合使氧化物分散强化合金结合成一体化，所以预期接合氧化物分散强化合金的方法可用于制造氧化物分散强化合金被申请;被应用。

5. 发明授权

KR100835830B1 β-니오븀 석출물의 분포 제어를 통한 내식성이 우수한지르코늄 합금 핵연료피복관의 제조방법 有权
标题翻译：通过控制BETA而制造具有优异耐腐蚀性的核燃料封闭管的锆合金的制备方法; -NB分布
公开(公告)号：KR100835830B1
公开(公告)日：2008-06-05
申请号：KR1020070003261
申请日：2007-01-11
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 박정용 , 박상윤 , 이명호 , 최병권 , 백종혁 , 김준환 , 김현길
IPC分类号： G21C21/02 , G21C3/07 , G21C3/06 , B21C37/00
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： A method for preparing zirconium alloys for nuclear cladding tubes having high corrosion resistance by control of beta-Nb distribution is provided to obtain the high corrosion resistance by forming distributed precipitates minutely and uniformly. A method for preparing zirconium alloys for nuclear cladding tubes having high corrosion resistance by control of beta-Nb includes the steps of: preparing an ingot by solving a mixture of zirconium alloy elements(S1); forging the ingot prepared in the step S1 in a beta-phase region(S2); performing homogenization-heat processing for the ingot forged in the step S2 and rapidly cooling the ingot(S3); extruding the ingot cooled in the step S3(S4); performing first heat processing for an extrusion extruded in the step S4(S5); preparing a nuclear cladding tube of zirconium alloys by cold-working and medium-heat-processing the extrusion heat-processed in the step S5(S6); rapidly cooling the nuclear cladding tubes of the zirconium alloys prepared in the step S6(S7); and performing final heat processing for the nuclear cladding tubes of the zirconium alloys in the step S7(S8).
摘要翻译：提供了通过控制β-Nb分布来制备具有高耐蚀性的核包层管的锆合金的方法，以通过均匀地形成分布的沉淀物来获得高耐腐蚀性。通过控制β-Nb制备具有高耐腐蚀性的核包层管的锆合金的方法包括以下步骤：通过解决锆合金元素（S1）的混合物来制备锭; 将步骤S1中制备的锭锻造成β相区域（S2）; 对步骤S2中锻造的锭进行均质化 - 热处理，并快速冷却锭（S3）; 挤压步骤S3（S4）中冷却的锭料; 对步骤S4（S5）中挤出的挤出进行第一热处理; 在步骤S5（S6）中通过冷加工和中加热处理挤出热处理制备锆合金的核包层管; 快速冷却步骤S6中制备的锆合金的核包层管（S7）; 并在步骤S7中对锆合金的核包层管执行最终的热处理（S8）。

6. 发明公开

KR1020030037137A 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법 有权
标题翻译：具有优异耐腐蚀性能的含铌锆合金核燃料涂层管的制造方法
公开(公告)号：KR1020030037137A
公开(公告)日：2003-05-12
申请号：KR1020010068244
申请日：2001-11-02
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 박상윤 , 이명호 , 남철 , 박정용 , 정연호
IPC分类号： G21C3/07
CPC分类号： C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21Y2002/103 , G21Y2004/10 , G21Y2004/20 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A fabrication method is provided to be capable of improving a corrosion resistance by reducing that niobium exists at a supersaturated state in an alpha-zirconium matrix metal. CONSTITUTION: An ingot is fabricated by melting a mixture having a zirconium alloy composition. The ingot undergoes forging at a beta region over 1000 degrees. An annealing process is performed at a beta-phase region over 1000 degrees and then a quenching process is performed. A hot-working process is performed in a range of 600 to 640 degrees, and an initial annealing process is carried out in a range of 570 to 610 degrees. An intermediate vacuum annealing process is repeated in a range of 570 to 610 degrees during repeated cool-working processes. A final annealing process is carried out in a range of 470 to 580 degrees.
摘要翻译：目的：提供一种制造方法，其能够通过在α锆基质金属中以过饱和状态存在铌来降低耐腐蚀性。构成：通过熔化具有锆合金组成的混合物来制造锭。锭在超过1000度的β区域锻造。在超过1000度的β相区域进行退火处理，然后进行淬火处理。在600〜640度的范围内进行热加工，在570〜610度的范围内进行初始退火处理。在反复冷却工序中，在570〜610度的范围内重复中间真空退火处理。最终退火处理在470至580度的范围内进行。

7. 发明公开

KR1020140118949A 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 无效
标题翻译：用于核燃料层压的ZIRCONIUM合金，在严重的反应器操作条件下具有超级氧化电阻，以及使用其的ZIRCONIUM合金核燃料层的制备方法
公开(公告)号：KR1020140118949A
公开(公告)日：2014-10-08
申请号：KR1020140110797
申请日：2014-08-25
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박정용 , 정양일 , 김현길 , 최병권 , 박상윤 , 박동준 , 구양현
IPC分类号： C22C16/00 , G21C3/06
CPC分类号： Y02E30/40 , C22C16/00 , C22F1/002 , C22F1/186 , G21C3/07
摘要： Disclosed are a zirconium alloy composition for a nuclear fuel cladding having a superior oxidation resistance under a severe reactor operation condition and a method of preparing zirconium alloy nuclear fuel claddings by using the same. The zirconium alloy composition includes 1.8 to 2.0 % by weight of niobium (Nb), at least one element selected from iron (Fe), chromium (Cr) and copper (Cu), 0.12 % by weight of oxygen (O), 0.01 % by weight of silicon (Si) and a remaining amount of zirconium (Zr). The zirconium alloy composition for the nuclear fuel cladding includes 0.1 to 0.2 % by weight of Fe, 0.1 % by weight of Cr, and 0.03 to 0.2 % by weight of Cu. According to the present invention, the nuclear fuel cladding is manufactured using the zirconium alloy composition for the nuclear fuel cladding, which represents superior oxidation resistance under a severe reactor operation condition, so that the superior oxidation resistance of the nuclear fuel cladding can be ensured under an accident condition as well as under a normal operation condition of a reactor. In addition, the nuclear fuel cladding satisfying power increase, load following operation, and the long cycle operation conditions can be manufactured so that the economical efficiency and stability of the nuclear fuel can be simultaneously improved.
摘要翻译：公开了一种在严格的反应器操作条件下具有优异的抗氧化性的核燃料包层的锆合金组合物，以及使用该锆合金核燃料包层的方法。锆合金组合物包含1.8-2.0重量％的铌（Nb），至少一种选自铁（Fe），铬（Cr）和铜（Cu）的元素，0.12重量％的氧（O），0.01重量％的硅（Si）和剩余量的锆（Zr）。用于核燃料包层的锆合金组合物包含0.1至0.2重量％的Fe，0.1重量％的Cr和0.03至0.2重量％的Cu。根据本发明，使用核燃料包层用锆合金组合物制造核燃料包层，在严格的电抗器运行状态下，表现出优异的抗氧化性，能够确保核燃料包层的优异的抗氧化性能事故状况以及反应堆的正常运行状态。此外，可以制造满足功率增加，负载追随运转和长周期运行条件的核燃料包覆，从而可以同时提高核燃料的经济性和稳定性。

8. 发明授权

KR101405396B1 표면에 혼합층을 포함하는 코팅층이 형성된 지르코늄 합금 및 이의 제조방법 有权
标题翻译：表面形成含有混合层的涂层的锆合金及其制备方法
公开(公告)号：KR101405396B1
公开(公告)日：2014-06-10
申请号：KR1020120067865
申请日：2012-06-25
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 구양현 , 최병권 , 박정용 , 김일현 , 정양일 , 박동준 , 김현길
IPC分类号： C22C16/00 , G21C3/07
CPC分类号： G21C3/07 , B05D3/06 , B22F7/08 , B22F2999/00 , B23K26/32 , B23K26/34 , B23K35/005 , B23K35/365 , B32B15/01 , C22C16/00 , Y02E30/40 , Y02P10/295 , Y10T428/12063 , Y10T428/26 , B22F3/1055
摘要： 본 발명은 표면에 혼합층을 포함하는 코팅층이 형성된 지르코늄 합금 및 이의 제조방법에 관한 것으로, 구체적으로, 본 발명은 표면에 코팅층이 형성된 지르코늄 합금에 있어서, 상기 코팅층은 혼합층을 포함하고 있으며, 상기 혼합층은 Y
2 O
3 , SiO
2 , ZrO
2 , Cr
2 O
3 ,
Al
2 O
3 , Cr
3 C
2 , SiC, ZrC, ZrN, Si 및 Cr로 이루어진 군으로부터 선택되는 1종 이상의 초고온 내산화성 물질과 지르코늄 합금 모재 물질을 포함하고, 혼합층과 지르코늄 합금 모재 물질의 경계면의 수직방향으로 상기 초고온 내산화성 물질과 지르코늄 합금 모재 물질 간에 조성적 구배를 형성하는 것을 특징으로 하는 표면에 혼합층을 포함하는 코팅층이 형성된 지르코늄 합금을 제공한다. 본 발명의 상기 지르코늄 합금은 정상상태뿐만 아니라 고온의 사고 환경에서 우수한 내산화성을 가지고, 상기 조성적 구배를 형성하는 혼합층으로 인해 코팅층과 지르코늄 합금 모재 간의 크랙, 박리 등의 물리적 손상을 억제할 수 있는 효과가 있다. 특히 본 발명의 레이저를 이용하여 상기 표면에 혼합층을 포함하는 코팅층이 형성된 지르코늄 합금의 제조방법은 레이저 헤드 또는 스테이지를 3축과 회전으로 제어하여 판형뿐만 아니라, 관형, 굴곡이 많은 지지격자 형태의 지르코늄 합금에도 용이하게 코팅할 수 있고, 코팅될 입자의 공급량과 레이저 열원을 조직하여 코팅층의 두께를 용이하게 조절할 수 있는 효과가 있다.

9. 发明公开

KR1020130125997A 레이저를 이용한 금속 소재의 산화물 분산 강화 방법 有权
标题翻译：使用激光的氧化物分散强化金属材料的方法
公开(公告)号：KR1020130125997A
公开(公告)日：2013-11-20
申请号：KR1020120049704
申请日：2012-05-10
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박상윤 , 최병권 , 박정용 , 김일현 , 정양일 , 박동준 , 김현길
IPC分类号： C22C1/00 , C22C33/00 , C22C1/04 , C22C33/02
CPC分类号： B23K26/0081 , B23K26/083 , B23K26/123 , B23K26/144 , B23K26/32 , B23K26/342 , B23K35/0244 , B23K35/3033 , B23K35/3053 , B23K35/32 , B23K2203/02 , B23K2203/08 , B23K2203/26 , B23K2203/50 , C21D2211/004
摘要： The present invention relates to a method for dispersing and strengthening metallic oxides using laser, more particularly, to a method for dispersing and strengthening metallic oxides using laser comprising steps of: melting the surface of a base by irradiating the laser to the surface of the metal base positioned on a transfer stage (Step 1); charging powder for dispersing and strengthening the metallic oxides to melted portions on the surface of the base (Step 2); and cooling the base in which the powder for dispersing and strengthening the metallic oxides is charged (Step 3). The present invention efficiently manufactures finished products with simple manufacturing procedures and reduced manufacturing costs since oxide particles are directly charged in the prefabricated plate or tube-shaped base. [Reference numerals] (AA) Injection nozzle;(BB) Optical fiber;(CC) Laser radiating unit;(DD) Oxide particles + Particle transfer gas;(EE) Laser beam;(FF) Inert gas;(GG) Fusion unit;(HH) Base;(II) Sprayed oxide particles;(JJ) Relatively move;(KK) Stage
摘要翻译：本发明涉及一种使用激光分散强化金属氧化物的方法，更具体地说，涉及使用激光分散强化金属氧化物的方法，包括以下步骤：通过将激光照射到金属表面来熔化基体的表面位于转移台上（步骤1）; 将金属氧化物分散并强化到基体表面上的熔融部分（步骤2）; 并冷却其中用于分散和强化金属氧化物的粉末被充电的基底（步骤3）。本发明通过简单的制造程序有效地制造成品，并且由于氧化物颗粒被直接装入预制板或管状基底而降低制造成本。（AA）注射喷嘴;（BB）光纤;（CC）激光辐射单元;（DD）氧化物颗粒+颗粒传输气体;（EE）激光束;（FF）惰性气体;（GG） ;（HH）碱;（II）喷涂氧化物颗粒;（JJ）相对移动;（KK）阶段

10. 发明授权

KR101189170B1 다층구조 세라믹 보호층을 포함하는 핵연료봉 및 이의 제조방법 有权
标题翻译：具有陶瓷多层保护的核燃料棒及其制备方法
公开(公告)号：KR101189170B1
公开(公告)日：2012-10-10
申请号：KR1020110102100
申请日：2011-10-06
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박정용 , 송근우 , 정양일 , 김현길 , 최병권 , 박동준 , 박상윤 , 이영호 , 구양현
IPC分类号： G21C3/06 , G21C3/16
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C3/20 , G21C3/07 , G21C3/10
摘要： PURPOSE: A nuclear fuel rod with a multilayer ceramic protection layer is provided to remove a cover adhesion part from being damaged by forming a ceramic tube connector using a cover which is made of the same materials as the ceramic tube. CONSTITUTION: A ceramic tube(12) receives a sintered nuclear fuel pellet inside. A ceramic cover(11) is adhered to an opening of the ceramic tube. A ceramic fiber(22) is wound on the surfaces of the cover and the ceramic tube. A ceramic composite layer(21) includes ceramic fillers. A ceramic external protection layer(31) is formed on the surface of the ceramic composite layer.
摘要翻译：目的：提供具有多层陶瓷保护层的核燃料棒，以通过使用由与陶瓷管相同的材料制成的盖形成陶瓷管连接器来去除覆盖物粘合部分的损坏。构成：陶瓷管（12）内部装有烧结核燃料颗粒。陶瓷罩（11）粘附在陶瓷管的开口上。陶瓷纤维（22）缠绕在盖和陶瓷管的表面上。陶瓷复合层（21）包括陶瓷填料。在陶瓷复合层的表面上形成有陶瓷外保护层（31）。

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