磁気閉じ込め核融合
磁場を用いた制御された熱核融合へのアプローチ
MAST 、球状トカマク、英国
  1. 最大の、ヴェンデルシュタイン7-Xの磁力線
  2. 大型ヘリカル装置の内部（日本）
  3. フランスで2034年から稼働予定の最大のMCF実験施設ITER
  4. MAST, a spherical tokamak, UK
  5. Magnetic field lines in Wendelstein 7-X, the largest stellarator, Germany
  6. Interior of the Large Helical Device stellarator, Japan
  7. ITER, the largest MCF experiment, scheduled to operate from 2034 in France

Magnetic confinement fusion (MCF) is an approach to generate thermonuclear fusion power that uses magnetic fields to confine fusion fuel in the form of a plasma. Magnetic confinement is one of two major branches of controlled fusion research, along with inertial confinement fusion.

Fusion reactions for reactors usually combine light atomic nuclei of deuterium and tritium to form an alpha particle (helium-4 nucleus) and a neutron, where the energy is released in the form of the kinetic energy of the reaction products. In order to overcome the electrostatic repulsion between the nuclei, the fuel must have a temperature of hundreds of millions of kelvin, at which the fuel is fully ionized and becomes a plasma. In addition, the plasma must be at a sufficient density, and the energy must remain in the reacting region for a sufficient time, as specified by the Lawson criterion (triple product). The high temperature of a fusion plasma precludes the use of material vessels for direct containment. Magnetic confinement fusion attempts to use the physics of charged particle motion to contain the plasma particles by applying strong magnetic fields.

トカマクとステラレータは、今日では2つの主要なMCF装置の候補です。さまざまな磁気構成を使用して核融合プラズマを閉じ込める調査は、1950年代に始まりました。初期の単純なミラーとトロイダルマシンは、閉じ込めが低いという残念な結果を示しました。 1958年に米国、英国、ソビエト連邦による核融合研究の機密解除後、トロイダル装置に関するブレークスルーがクルチャトフ研究所によって報告されました。そのトカマクは約1000万ケルビンを超える温度と数ミリ秒の閉じ込め時間を実証し、訪問した英国チームによって確認されました。[1] [2]それ以来、トカマクはJET、TFTR、JT-60が建設され、運用される世界的に主要な研究分野になりました。建設中のITERトカマク実験は、科学的損益分岐点の実証を目指しており、世界最大のMCF装置となります。

TFTR [3]における重水素-三重水素プラズマ実験では、 1993年から1996年にかけて1.6GJの核融合エネルギーが生成された。ピーク核融合出力は毎秒3.7×10⁻¹反応で10.3MWに達し、1回の放電で生成されたピーク核融合エネルギーは7.6MJであった。その後、JETで行われた実験では、DTE1 [4]において ピーク核融合出力16MW（毎秒5.8× 10⁻¹ /秒） が達成され 、最近のDTE3（0.2mgmの重水素と三重水素を消費）では放電で69MJが生成された。

MCF装置による核融合発電の現在の記録はJETが保持しています。2021年、JETは利得係数Q = 0.33を5秒間維持し、59メガジュールのエネルギーを生成しました。[5] 利得係数の記録は1997年に達成された0.67であり、TRANSP統合モデリングコードを用いて、この放電におけるプラズマコアQコアの利得は1.3と計算されています。 [6]

1950年代に登場した初期の低閉じ込めステラレータは、トカマクの初期の成功によって影を潜めましたが、トカマクとは異なる定常運転とディスラプションフリー運転という固有の能力により、ステラレータへの関心が再び高まりました。世界最大のステラレータ実験であるヴェンデルシュタイン7-Xは、2015年に運転を開始しました。

MCF研究における課題の一つは、良好な核融合性能とエネルギー閉じ込めを維持しなければならない発電所の条件下におけるプラズマシナリオの開発と外挿​​です。ダイバータ電力の排出、過渡現象（ディスラプション、暴走電子、エッジ局在モード）の緩和、中性子束の取り扱い、トリチウム増殖、燃焼プラズマの物理といった他の問題に対する潜在的な解決策も積極的に研究されています。プラズマ診断、リアルタイム制御、プラズマ対向材料、高出力マイクロ波源、真空工学、極低温工学、超伝導磁石といった新技術の開発は、MCF研究に不可欠です。

種類

磁気ミラー

核融合エネルギー研究の初期における主要な研究分野は、磁気ミラーでした。初期のミラー装置の多くは、ソレノイド内で生成された非平面磁場の焦点付近にプラズマを閉じ込めようと試みられ、磁場の強度は管の両端で増加していました。閉じ込め領域から脱出するために、原子核は各磁石の近くにある小さな環状領域に入らなければなりませんでした。原子核がこの領域を通って脱出することは知られていましたが、燃料を継続的に追加・加熱することで、この現象を克服できると考えられていました。

1954年、エドワード・テラーは講演で、プラズマが閉じ込め磁場を横方向にも素早く抜け出すという理論的な問題を概説しました。これは、鏡面領域の中心に凸状の磁場が存在するあらゆる装置で発生するはずでした。既存の装置は他の問題を抱えており、この現象が発生しているかどうかは明らかではありませんでした。1961年、ソ連のチームがこのフルート不安定性が実際に発生していることを決定的に実証しました。アメリカのチームがこの問題は見られないと主張したため、ソ連は実験を検証し、単純な計器の誤差によるものだと指摘しました。

ソ連チームは、「ヨッフェ・バー」という潜在的な解決策も提案しました。これはプラズマをあらゆる点で凹面となる新しい形状に曲げ、テラーが指摘した問題を回避しました。これは閉じ込め性能の明確な改善を示しました。その後、英国のチームがこれらの磁石をより簡略化した配置を提案し、「テニスボール」と名付けました。これは米国で「ベースボール」として採用されました。ベースボール型の装置が複数試験され、性能が大幅に向上しました。しかし、理論計算では、これらの装置が生成できる最大エネルギー量は、磁石を駆動するために必要なエネルギーとほぼ同じであることが示されました。発電装置としては、鏡は行き止まりに見えました。

1970年代に解決策が開発されました。大型ソレノイドの両端に野球用コイルを配置することで、アセンブリ全体ではるかに大きなプラズマ容積を保持できるようになり、より多くのエネルギーを生成できるようになりました。この「タンデムミラー」設計の大型装置を建設する計画が始まり、これがミラー核融合試験施設（MFTF）となりました。このレイアウトはこれまで試されたことがなかったため、このレイアウトをテストするために、より小型の装置であるタンデムミラー実験装置（TMX）が建設されました。TMXは、MFTFが性能目標を達成できないことを示唆する一連の新たな問題を示し、建設中にMFTFはMFTF-Bへと改修されました。しかし、予算削減のため、MFTFの建設完了後、ある日、休止状態となりました。それ以来、ミラーはほとんど開発されていません。

トロイダルマシン

トロイダル核融合炉の概念

Zピンチ

制御核融合炉を建設するための最初の本格的な試みは、トロイダル容器のピンチ効果を利用したものでした。容器を包む大型の変圧器を用いて、内部のプラズマに電流を誘導しました。この電流は磁場を発生させ、プラズマを薄いリング状に圧縮し、「ピンチ」させます。電流によるジュール熱と、ピンチ時の断熱加熱の組み合わせにより、プラズマの温度は数千万ケルビンという必要な範囲まで上昇します。

1948年に英国で初めて建設され、その後英国と米国で大型化・高出力化が進む一連の装置が続いたが、初期の装置はいずれもプラズマ中に強力な不安定性を持つことが判明した。中でも顕著だったのがキンク不安定性で、ピンチされたリングが必要な温度に達するずっと前に激しく揺れ、容器の壁に衝突する原因となった。しかし、そのコンセプトは非常に単純だったため、これらの問題に対処するために途方もない努力が費やされた。

この結果、「安定化ピンチ」という概念が生まれました。これは、プラズマを圧縮する際に外部磁石を追加することで「プラズマに骨格を与える」というものです。このような装置としては最大のものは、1957年に完成した英国のZETA原子炉で、核融合反応に成功したように見えました。しかし、1958年1月の発表からわずか数か月後、観測された中性子がプラズマ質量の新たな不安定性によって生成されたものであることが判明し、この主張は撤回されました。その後の研究で、このような設計はすべて同様の問題に直面することが判明し、Zピンチ法を用いた研究はほぼ終了しました。

ステラレーター

磁気閉じ込めシステム構築の初期の試みとして、ライマン・スピッツァーが1951年に発表したステラレータが挙げられます。ステラレータは基本的に、半分に切断されたトーラスを直線状の「クロスオーバー」部でつなぎ合わせて8の字型にしたものです。これにより、原子核が装置の周りを周回する際に内側から外側へと伝播し、少なくとも原子核が十分に速く周回する場合には、軸を横切るドリフトを打ち消す効果があります。

初期の8の字型装置が製作されて間もなく、両側に螺旋状に巻かれた磁石をもう1組追加することで、完全に円形の配置でも同じ効果が得られることが分かりました。この配置はプラズマの途中までしか磁場を及ぼさず、プラズマの乱流を抑制する「シア」効果をもたらすという大きな利点があることが証明されました。しかし、このモデルに基づいて大型の装置が製作されるにつれて、プラズマが予想よりもはるかに速く、しかも補充できる速度をはるかに超えてシステムから逃げていることが判明しました。

1960年代半ばまでに、ステラレータ方式は行き詰まりを見せた。燃料損失の問題に加え、このシステムに基づく発電装置は全長300メートル（1,000フィート）を超える巨大なものになると試算された。1968年にトカマクが導入されると、ステラレータへの関心は薄れ、プリンストン大学の最新設計であるモデルCは最終的に対称型トカマクへと転換された。

ステラレータは、2000年代に入ってから再び注目を集めています。これは、後にトカマクで発見されたいくつかの問題を回避できるためです。新しいモデルも開発されていますが、最新のトカマク設計からはまだ約2世代遅れています。

ステラレータは現在、トカマクほど広く利用・建設されていないものの、定常運転が可能でプラズマ破壊のリスクが低いという点で依然として魅力的である。しかし、ステラレータの主な欠点は、システム構築の複雑さと、同様のトカマクに比べてエネルギー閉じ込めが低いことである。しかし、最近の研究では、これらの欠点を解消しようとする新しいステラレータ磁場設計が見つかっている。高度な最適化技術を用いることで、研究者たちは粒子をより効果的に閉じ込め、トカマクに近いエネルギー閉じ込めに到達する方法を発見した。さらに、これらの新しい設計は、ステラレータの安定した利点を維持している。[7]この結果は、ステラレータで同様の特性を示したヴェンデルシュタイン7-X実験に基づいている。研究と設計の進展により、研究者は以前は複雑すぎた磁気構造を改良できるようになり、業界を席巻しているトカマクと直接競合できる新世代のステラレータ炉の開発につながる可能性がある。

トカマク

トカマクの磁場

1950年代後半、ソビエトの研究者たちは、軌道のねじれが十分に強く、粒子が容器の長さ方向よりも容器内部の円周方向をより速く移動すれば、キンク不安定性は強く抑制されることに気づきました。そのためには、ピンチ電流を減らし、外部安定化磁石を大幅に強化する必要がありました

1968年、ロシアはトロイダル・トカマクの研究を初めて公表しました。その成果は、磁場の有無にかかわらず、既存の競合設計をはるかに凌駕するものでした。それ以来、磁場閉じ込めに関する研究の大部分はトカマク原理に基づいています。トカマクでは、プラズマ自体に電流が周期的に流され、トーラスの周囲に磁場が形成されます。この磁場はトロイダル磁場と相まって、渦巻状の磁場を生成します。これは、現代のステラレータ（原子核が装置の周囲を流れる際に、装置の内側から外側へと移動する）といくつかの点で似ています。

1991年、英国カルハムに、世界初の専用球状トカマクとしてSTARTが建設されました。これは本質的には、中心ロッドが挿入された球状トカマクでした。STARTは、当時の標準的なトカマクの3倍にあたる約40%のβ値という素晴らしい結果を生み出しました。このコンセプトは、より高いプラズマ電流とより大きなサイズへとスケールアップされ、現在、NSTX（米国）、MAST（英国）、Globus-M（ロシア）といった実験が稼働しています。球状トカマクは、従来のトカマクに比べて安定性に優れているため、実験的に大きな注目を集めています。しかし、これまでの球状トカマクは、トロイダル磁場が低いため、核融合中性子装置には実用的ではありませんでした。

最近の文献計量分析と特許動向分析では、2024年までの10年間におけるトカマク技術の世界的な発展と研究が調査されました。著者らは、中国、韓国、日本が過去10年間の主要貢献国として、特に高温超伝導磁石に焦点を当てていると指摘しています。 [8]この研究期間の後半で新たに台頭してきた研究分野として、人工知能と機械学習制御があります。研究者たちは、AIと機械学習のリソースを活用してプラズマの安定性を予測・制御しています。最終的に、この研究の特許動向に関する調査結果を考慮すると、業界は商業領域に向かっているように思われ、トカマクシステムの核融合技術による産業化の可能性を示唆しています。全体として、これらの研究は、将来の原子炉におけるより実用的で安定した運用を示唆しています。

トカマク型原子炉において、運転領域（システムが動作するモード）は設計において極めて重要な焦点となります。高閉じ込めモード（Hモード）は高いエネルギー利得の達成に大きな成功を収めてきましたが、常にエッジ局在モード（ELM）を伴い、プラズマ対向機器に損傷を与える可能性があります。代替モードの一つであるIモードは、ELMやエッジの不安定性がなく、閉じ込め性能が向上します。しかし、Iモードはこれまで非常に短いパルスでしか確認されていませんでした。2023年、実験型先進超伝導トカマク（EAST）を運転する研究者たちは、「スーパーIモード」と呼ばれるモードを実現しました。スーパーIモードは閉じ込め性能を向上させるだけでなく、閉じ込め持続時間を1000秒以上にまで延長しました。これは、トカマクシステムで観測された閉じ込め性能向上放電の中で、最長レベルの一つです。スーパーIモードは、パルスの持続時間を延長しながらIモードの利点をすべて維持することも判明しており、発電所で必要とされる安定した運転に向けて大きな一歩を踏み出しました。[9]これらの発見は、Hモードの限界とHモードに伴うELMを克服するための第一歩となる可能性があります。

コンパクトトロイド

磁場反転配置やスフェロマックなどのコンパクトトロイドは、閉じた磁気面配置の改善された閉じ込め性能と、中心核のない装置の単純さを組み合わせようとしています。1970年代のこのタイプの初期の実験は、2つのシータピンチ（θピンチ）リングを形成し、それらを互いに向けて発射する トライソップスでした

トカマクとステラレータは磁気閉じ込め核融合研究の主流を占めていますが、他の構成も代替案を探るために研究されています。磁場反転構成（FRC）は、大型の外部トロイダルコイルを必要としない小型トロイダル装置の一例です。最近提案された構成「Norm」は、FRCの成功を阻んできた多くの安定性の問題を解決しているように思われます。従来のFRCのアプローチと比較して、Normはわずかなコストで100倍の電力を供給できる可能性があります。また、FRCは、トカマクシステムで使用される重水素トリチウムではなく、陽子-ホウ素-11などの代替燃料源で動作します。[10] Normやそれに類似するFRCはまだ研究の初期段階にあり、その主張はまだ証明されていませんが、業界を席巻しているトカマクやステラレータと競合できる、より小型でシンプル、そしてより費用対効果の高い原子炉への一歩となります。

その他

トロイダルマシンで生成されるさらに斬新な構成としては、逆 磁場ピンチと浮上双極子実験があります

米海軍はまた、2018年の米国特許出願において、TWレベルの電力が可能な「プラズマ圧縮核融合装置」を主張している。

「本発明の特徴は、キロワットからメガワットの範囲の入力電力で、ギガワットからテラワットの範囲（およびそれ以上）の電力を生成できるプラズマ圧縮核融合装置を提供することである。」[11]

しかし、その後この特許は放棄された。

磁気核融合エネルギー

これらの装置はすべて、スケールアップとローソン条件へのアプローチにおいて、かなりの問題に直面してきました。ある研究者は、磁気閉じ込めの問題を、風船を圧迫することに例えて簡単に説明しました。空気は常にどこか別の場所に「飛び出そう」とするのです。プラズマ内の乱流は大きな問題であることが判明しており、プラズマが閉じ込め領域から逃げ出し、容器の壁に触れる可能性があります。これが起こると、「スパッタリング」と呼ばれるプロセスが発生し、容器の壁（多くの場合、鋼鉄やその他の金属）からの高質量粒子が核融合プラズマに混ざり、温度が低下します

1997年、英国の欧州共同トーラス（JET）施設の科学者たちは、16メガワットの核融合発電に成功した。科学者たちは、長らくプラズマの不可避かつ手に負えない特性と考えられてきたプラズマの乱流と、その結果生じるエネルギー漏洩を、ある程度制御できるようになった。プラズマが分解する圧力を、発電所にとって許容できる核融合反応率を維持できるほど高くできるという楽観的な見方が広がっている。[12] 電磁波を注入・誘導することでプラズマ粒子の進路を操作し、プラズマを閉じ込める磁場を生成するのに必要な大電流を発生させることができる。[13]これらをはじめとする制御能力は、プラズマ乱流、プラズマの巨視的安定性、プラズマ波動の伝播といった分野におけるプラズマ科学の基礎的理解の進歩によってもたらされた。こうした進歩の多くは、トカマクに特に重点を置いて達成されてきた。

最近の開発

SPARC原子炉の現在の設計の断面図

SPARCは、重水素-三重水素（DT）燃料を使用するトカマク型原子炉で、現在MITプラズマ科学・核融合センターがCommonwealth Fusion Systemsと共同で設計を進めており、近い将来に実用的な原子炉設計を実現することを目指しています。2020年後半には、Journal of Plasma Physics誌の特別号が発行され、シミュレーションを用いて原子炉の運転と容量の予測を検証することに焦点を当てた、原子炉設計の有効性に対する高い信頼性を示す7つの研究が掲載されました。[14]ある研究は、原子炉内の磁気流体力学（MHD）条件のモデル化に焦点を当てています。この条件の安定性は、変化する磁場圧力下で達成できるプラズマ圧力の限界を定義することになります。[15]

SPARCの進展は、前述のITERプロジェクトの研究を基盤としており、より実用的な材料として高温超伝導体（HTS）の新技術を活用することを目指しています。HTSは、原子炉の磁石がより大きな磁場を発生させることを可能にし、エネルギー生成に必要な輸送プロセスを比例的に増加させます。材料に関する最大の考慮事項の一つは、発生する大量の熱（プラズマからの熱流束は1平方メートルあたり10GWに達すると予想されます）に内壁が耐えられることを保証することです。この材料は、耐久性だけでなく、コアプラズマの汚染を防ぐのに十分な損傷にも耐える必要があります。これらの材料上の課題は、設計プロセスで使用されるモデルと予測計算において積極的に検討され、考慮されています。[16]

DIII-D国立核融合施設では、将来の核融合炉のコアエッジ統合という課題への取り組みが進展している。核融合プラズマを燃焼させるには、炉壁に損傷を与えることなくプラズマコア温度を数百万ケルビンに維持することが極めて重要である。プラズマ粒子よりも（原子的に）重い不純物をプラズマおよび電力排出領域（ダイバータ）に注入することが、核融合性能に影響を与えずにプラズマ境界を冷却するために極めて重要である。従来の実験では気体不純物が使用されていたが、粉末状のホウ素、窒化ホウ素、リチウムの注入もテストされている。[17] [18]実験では、高閉じ込めモードプラズマの性能への影響を最小限に抑えながらプラズマ境界を効果的に冷却できることが示された。このアプローチは、 ITERのようなより大型の核融合装置に適用でき、将来の核融合発電所のコアエッジ統合に貢献する可能性がある。[19] [20]最近の実験では、ディスラプション予測、ELM制御、物質移動の面でも進歩が見られている。このプログラムでは、トカマクの運転を最適化するための追加ツールを導入し、周辺プラズマと材料の相互作用を研究しています。将来の核融合炉の性能と柔軟性を向上させるための大規模なアップグレードが検討されています。[21] [22] [23]

ドイツのマックス・プランク・プラズマ物理学研究所にあるヴェンデルシュタイン7-X ステラレータは、最初のプラズマ実験を終え、8,000枚以上のグラファイト壁タイルと10基のダイバータモジュールの設置を含むアップグレードを実施した。これらのモジュールは、容器壁を保護し、より長時間のプラズマ放電を可能にする。 [24] [25] [26]これらの実験は、発電所への導入を視野に入れたステラレータ核融合装置としてのヴェンデルシュタイン7-Xの最適化されたコンセプトを検証するものである。アイランドダイバータは、プラズマの純度と密度を制御する上で重要な役割を果たしている。ヴェンデルシュタイン7-Xは、プラズマの乱流、磁気閉じ込めと断熱の有効性を調べることを可能にする。装置のマイクロ波加熱システムも改良され、より高いエネルギースループットとプラズマ密度を実現している。これらの進歩は、ステラレータが連続核融合発電に適していることを実証することを目的としている。[27] [28] [29] [30]

TAEテクノロジーズは、 2022年に磁気閉じ込め核融合プラズマ中で史上初の水素-ホウ素核融合実験を実施し、重要な研究マイルストーンを達成しました。この実験は、プリンストン・プラズマ物理研究所の科学者とエンジニアが開発したホウ素粉末注入システムを使用し、日本の核融合科​​学研究所と共同で実施されました。[31] [32] TAEの水素-ホウ素核融合の追求は、クリーンでコスト競争力があり、持続可能な核融合発電用の燃料サイクルの開発を目指しています。その結果、水素-ホウ素燃料混合物が実用規模の核融合発電に使用できる可能性があることが示唆されました。TAEテクノロジーズは、2030年代半ばまでにクリーンな電力を生成する核融合発電所の開発に注力しています。[33]

米国の民間核融合企業ヘリオン・エナジーは、マイクロソフトと約5年間の電力供給契約を締結した。これは、核融合発電に関する初の契約となる。ヘリオンの核融合発電所は2028年の稼働開始が予定されており、50メガワット以上の発電を目指している。同社は燃料源として、希ガスであるヘリウム3を使用する計画だ。 [34]

クロノス・フュージョン・エナジーは、国防のためのクリーンかつ無限の電力供給を目的とした中性子核融合エネルギー発電機の開発を発表した。 [35]

2023年5月、米国エネルギー省（DOE）は、米国をクリーンな核融合エネルギーのリーダーとして確立することを目指し、核融合発電所の設計と研究を推進するため、7州の8社に4,600万ドルの助成金を提供すると発表した。マイルストーンベースの核融合開発プログラムからの資金は、10年以内にパイロット規模の核融合を実証し、2050年までにネットゼロ経済を達成するという目標を支援する。助成金受領者は、今後5～10年で実現可能な核融合パイロットプラントの設計を作成するための科学的および技術的なハードルに取り組む。受賞者には、Commonwealth Fusion Systems、Focused Energy Inc.、Princeton Stellarators Inc.、Realta Fusion Inc.、Tokamak Energy Inc.、Type One Energy Group、Xcimer Energy Inc.、Zap Energy Inc.などが含まれる。[36]

エンジニアリングの課題

強力で安定した磁場を生成することは、磁気閉じ込め核融合工学における主要かつ最も困難な課題であり続けている。初期の装置は抵抗性銅磁石を使用していたが、多くの電力を消費し、プラズマ放電の持続時間（エネルギー）を制限した。その後、低温超伝導体であるニオブチタンとニオブスズにより、 EASTやITERのようなより持続時間の長いトカマクの製作が可能になった。依然として、バリウム銅酸化物などの高温超伝導体（HTS）の重要性は変わらない。これらの材料は、より高い磁場と、より実現可能で現実的な極低温で動作することができる。これにより、エネルギー需要が低減し、システム自体の複雑さが軽減される。しかし、HTS磁石は、ローレンツ力による機械的ストレスや、大型コイルのクエンチ保護の確保など、独自の工学的課題に直面している。[37]磁場の上昇によってプラズマの閉じ込めが改善され、原子炉設計がコンパクトになるため、磁石技術は原子炉性能の向上にも不可欠である。

実験室

世界の主要な磁気閉じ込め核融合実験室は以下のとおりです

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世界中で稼働中の核融合実験。

参照

参考文献

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  • Culham Centre for Fusion Energy, CCFE 2020年10月28日アーカイブ - Wayback Machine
  • IAEAのJETに関する情報
  • 磁気閉じ込めプラズマの物理学
  • ジェネラル・アトミックス 2009年10月4日アーカイブ - Wayback Machine
  • Fusion Wiki（専門家情報）
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