核动力工程

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谢奇林, 刘汉刚, 杨成德, 贺仁辅, 范晓强

2010, 31(4): 1-4.

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摘要:
讨论了有效增殖因子(k_eff)的动态计算方法,建立了基于Geant4 toolkit平台的k_eff蒙特卡罗（MC）动态计算模型。分别采用动态方法和K静态方法计算了GodivaI反应堆基准实验和偏离临界较远系统时的k_eff。结果表明,K静态方法仅适用于靠近临界的系统,而动态方法无论在临界附近还是偏离临界较远均可得到正确的结果。

混合能源堆包层中子学初步概念设计

师学明, 彭先觉

2010, 31(4): 5-7,20.

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摘要:
提出了以天然铀或压水堆乏燃料的锆合金为燃料、轻水冷却、后处理铀钚不分离、具有良好防核扩散性能的能源堆概念。利用MCNP程序与ORIGENS程序相耦合的方法设计了包层中子学初步方案,给出了初步换料方案。能源堆对聚变堆芯参数的要求不高于国际热核聚变实验堆（ITER）,可以实现利用²³⁸U的目的。

含钆燃料组件能量计算

王家翀, 安萍

2010, 31(4): 8-11.

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摘要:
通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带来计算误差;给出了正确的计算公式,并且通过构造组件实例,应用成熟的计算程序和改进后的计算方法获得了正确的计算结果。

基于Labview技术的研究堆瞬发中子衰减常数α实验研究

曾和荣, 韩伟实, 段世林

2010, 31(4): 12-15.

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摘要:
利用反应堆互功率谱密度（CPSD）测试系统对300^#池式研究堆的瞬发中子衰减常数α进行实验研究。堆芯采用低富集度U燃料装载,燃料组件有一定燃耗。测试系统以PCI-6143高速同步数据采集卡（DAQ）为测试硬件,以Labview8.5程序为开发软件;利用紧靠堆芯对称布置的2路γ补偿电离室探测器获得中子在堆内的连续电流信号,该信号输入到测试系统后,再应用数据采集和数据处理分析程序得到互谱密度,最后用非线性最小二乘法拟合得到瞬发中子衰减常数α为（83.5±0.6）s^-1,结果与实际运行的情况相符合,表明本次带燃耗的瞬发中子衰减常数α测量是成功的。

MCNP程序计数分段卡存在的问题及解决办法

解家春, 赵守智, 孙征, 贾宝山

2010, 31(4): 16-20.

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摘要:
当应用蒙特卡罗程序(MCNP)的计数分段卡(FS卡)配合其他计数卡进行分段计数时,可能给出错误的计数结果。通过比较FS卡对同一几何体的3种模型的分段计数结果发现,填充形式模型的燃料棒区域的计数结果不正确。其原因在于燃料棒栅元由栅元集合卡(Universe卡)和填充卡(Fill卡)填充得到,而分段计数时MCNP程序认为被填充的栅元仍位于Universe卡定义的几何体处。据此提出了在Universe卡定义的几何体处对被填充栅元进行分段计数的解决方法。对例题的径向中子注量率分布的计算表明,该方法能够解决FS卡对填充形式描述的几何体进行分段计数时出现的错误。

IHNI-1堆部件反应性的微扰计算

王春义, 江新标, 季松涛

2010, 31(4): 21-24.

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摘要:
利用蒙特卡罗程序(MCNP)对第一代医院中子照射器(IHNI-1)进行了部件反应性价值的微扰计算,模拟计算了中央控制棒、辅助控制棒、上铍反射层、燃料棒等部件的反应性价值,分析比较了理论值与实验值之间的差异。结果表明,IHNI-1堆部件反应性价值的理论值与实验值基本符合,微扰方法的计算精度满足堆芯部件反应性价值的计算要求。

二次侧非能动余热排出系统瞬态分析

严春, 王建军, 阎昌琪

2010, 31(4): 25-30.

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摘要:
以AP1000主冷却剂系统为原型,提出了一种二次侧非能动余热排出(PRHR)系统设计方案,并采用RELAP5/MOD3.2程序分析计算了全厂断电事故下该系统的瞬态响应过程,对其余热排出能力进行了评估。此外,根据计算结果分析了影响系统自然循环能力和密度锁内冷热界面稳定性的因素。分析结果表明,合理设计二次侧PRHR系统,可以保证依靠自然循环有效地导出堆芯余热;PRHR系统冷热源中心高度差和密度锁内局部阻力是影响系统工作能力的主要因素。

斜接管嘴非等温横向射流时近壁流体温度的数值模拟

罗毓珊, 贺慧宁, 王海军, 张毅雄, 毛庆

2010, 31(4): 31-35.

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摘要:
针对反应堆主管道45°安注斜接管嘴,基于1:9的比例模型,采用计算流体力学程序(CFX)软件,进行了常压条件下安注斜接管嘴主、射流温差分别为30℃和70℃、射流和主流的流速比为0.87～40、构件不同区域内非等温横向射流时的壁温变化及其分布特征的数值模拟研究,得出了构件内主接管相交区、射流下游区、主管侧面区及主管底部各区域测点近壁流体的混合函数。通过对射流与主管流体两种温差下各区域测点混合函数的比较发现,在本次研究中,30℃、70℃两种温差下各点混合函数基本保持不变,各点混合函数的大小与温差关系不大。将本文混合函数的计算结果与同期试验结果进行了比较,二者符合良好。

小通道内两相流摩擦压降计算方法评价

孙立成, 阎昌琪, 孙中宁

2010, 31(4): 36-40.

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摘要:
从文献中收集了2902个小通道内的两相流摩擦压降实验数据,实验工质包括R123、R134a、R22、R236ea、R245fa、R404a、R407C、R410a、R507、CO₂、水和空气,流道当量直径范围0.51～12 mm,气-液相雷诺数范围10<Re₁<37000,气相雷诺数范围3 <Re_g<4×10⁵。基于这些实验数据,对11个小通道内的两相流摩擦压降计算模型和方法进行了评价。结果表明,在层流区域,Lockhart-Martinelli、Mishima-Hibiki、Zhang-Mishima以及Lee-Mudawar方法相近,而Muller-Steinhagen-Heck方法在紊流区精度最高,平均误差为34.8%。基于Chisholm方法给出了小通道内的两相流摩擦压降修正计算关系式,计算表明,该关系式在层流和紊流范围内优于其他公式。

不同倾角射流时近壁区流动与传热特性研究

罗毓珊, 陈凤云, 王海军, 杨胜, 毛庆, 张毅雄

2010, 31(4): 41-47.

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摘要:
针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表明,不同入射角对混合函数及无量纲换热系数的变化趋势影响不大,控制变化趋势的关键参数依然是流速比,入射角仅对混合函数及无量纲换热系数的幅值大小有一定影响。

脉冲液体射流泵装置性能试验研究

徐维晖, 高传昌, 秦海霞

2010, 31(4): 48-51.

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摘要:
研究了脉冲液体射流泵装置性能随喷嘴出口断面与喉管断面的面积比、工作压力和脉冲参数的变化特点。研究表明:脉冲射流可显著提高射流泵装置的性能;面积比和脉冲参数是影响脉冲液体射流泵装置性能的决定因素,减小面积比或提高脉冲频率可显著提高射流泵装置的性能;脉冲液体射流泵装置的流量特性呈典型负线性特征,脉冲液体射流泵装置效率曲线呈抛物型,脉冲频率越高,射流泵装置最佳效率点向大流量比方向移动,将增大射流泵装置性能的高效区范围。

海洋运动对自然循环流动影响的理论分析

宫厚军, 杨星团, 姜胜耀, 刘志勇

2010, 31(4): 52-56.

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摘要:
以一体化全功率自然循环反应堆模拟实验回路为物理原型,建立了非惯性系下自然循环流动理论分析模型。分别计算了稳态、横摇、纵摇、横倾、纵倾、起伏以及复合运动条件下满功率的自然循环流动,分析了附加惯性力对流体作用的机理。结果表明,摇摆附加惯性力引起各段流体波动,但不是导致堆芯流量波动的直接原因;起伏改变驱动压头大小,各段流量波动一致;倾斜工况下,不同空间位置的流道流量变化不同,堆芯流速下降。

应用蒙特卡罗方法模拟核电厂丧失设备冷却水系统始发事件的频率

玉宇, 童节娟, 赵军, 刘涛, 张阿玲

2010, 31(4): 57-60.

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摘要:
采用蒙特卡罗（MC）模拟方法,针对高温气冷堆丧失设备冷却水系统始发事件频率进行分析计算,得到该始发事件频率为2.7×10^-3（堆·年）^-1,主要贡献因素为设备冷却水系统循环泵/厂用水系统泵共因需求失效。传统故障树计算结果为3.8×10^-1（堆·年）^-1主要贡献因素为设备冷却水系统循环泵/厂用水系统泵独立运行失效。该计算结果与美国核管理委员会（NRC）的NUREG/CR-5750报告中的统计结果9.7×10^-4（堆·年）^-1更为接近。经分析,其原因是始发事件考虑的任务时间为1堆·年,冗余设备的交替运行以及故障设备的修复等因素对分析结果具有重要影响;故障树分析中由于缺乏时间因素,对于此类与时序有关的问题,其分析假设过于保守;MC模拟则是一种动态的计算方法,可以充分描述系统运行的动态过程,所得结果与实际核电厂运行的统计值更为接近。

大亚湾及岭澳核电站ATWT保护失电风险

郭城

2010, 31(4): 61-65.

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摘要:
为分析没有紧急停堆的预期瞬态(ATWT)保护与其他反应堆保护实现方式的不同,本文以大亚湾及岭澳核电站为依据,从反应堆保护系统的设计原理入手,用系统接线图详细分析了ATWT反应堆保护的实现方式和供电电源丧失对机组的影响。综合上述分析,给出了大亚湾及岭澳核电站在ATWT保护叠加供电电源丢失工况下,重新恢复供电电源时的开关送电顺序。

岭澳核电站蒸汽发生器水位控制系统改进方案仿真研究

陈智, 张英, 张帆, 余红星

2010, 31(4): 66-70.

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摘要:
利用核电厂瞬态分析和控制系统优化设计程序CATIA2,依据各典型瞬态试验验收的不同准则,通过核电厂典型瞬态下的数值仿真试验,为岭澳核电站解决主给水流量系统管路及调节阀振动问题拟采用的蒸汽发生器给水控制系统改进方案进行了仿真验证。结果表明:该改进方案可行,并且对反应堆控制系统所带来的影响是可接受的。

平均温度控制系统R棒扰动的改进分析

李云臣, 张少泓, 蒋兴华

2010, 31(4): 71-73,77.

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摘要:
岭澳核电站实施先进燃料管理1/4换料改造后,对平均温度控制系统R棒频繁扰动问题进行了初步原因分析,对现场改进实施做了总结,并对由此产生的与反应堆初始设计不相符合的部分进行分析。结果表明,现场对超前滞后环节参数进行修改后满足相关安全要求。

基于极小值原理的反应堆负荷跟踪最佳时间控制

陈登科, 张大发, 蔡猛

2010, 31(4): 74-77.

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摘要:
依据点堆中子动力学方程,考虑温度反应性反馈,建立反应堆系统模型。利用该模型,并采用最小值原理进行功率跟踪负荷最佳时间控制方法研究。仿真分析结果表明,该方法能满足负荷跟踪最小时间性能指标的要求。

主回路小破口失水事故分析

黄洪文, 刘汉刚, 钱达志, 徐显启

2010, 31(4): 78-81.

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摘要:
采用RETRAN-02程序,建立主回路小破口失水事故典型模型,计算了某反应堆主回路小破口失水事故时各种热工水力参数的瞬态变化,分析了该事故发生时的物理过程及预防措施。分析表明,该反应堆具有良好的抵御此类事故的能力。

一种整合组织因素的人因可靠性分析方法

李鹏程, 陈国华, 张力, 肖东生

2010, 31(4): 82-86.

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摘要:
为了模拟组织因素对人的可靠性影响,将概念模型与贝叶斯网络相结合,提出一种整合组织因素的人因可靠性分析的新方法。将该方法应用于某核电厂的辅助给水系统阀门泄漏案例分析,结果表明,采用概念模型与贝叶斯网络相结合的方法不仅能很好地模拟组织因素与人的可靠性之间的因果关系,而且在给定情境下,能定量对人的可靠性进行度量,并能识别出引发人因失误的最可能根原因。

燃料组件水下非接触变形测量方法

高永明, 李声, 李丽丹

2010, 31(4): 87-90.

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摘要:
水下无接触变形测量是基于视频图像传感器与标定相结合的方法,通过5组图像传感器同步对所测目标进行视频图像摄取,经由图像处理系统处理得到格架的边缘图像,之后将其转换成视频数字信号,在计算机上模拟显示出测量结果,直观地显示组件的弯曲变形和趋势。最后通过尺寸标定对未知尺寸进行测量。

核电厂楼层谱抗震计算的场地模型及其影响分析

李建波, 林皋, 朱秀云, 钟红, 闫东明

2010, 31(4): 91-95.

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摘要:
结合结构-地基动力相互作用数值分析的最新发展,在集总参数场地动力简化模型的框架内,提出了一种便于非均质场地条件采用的核电站厂房时频域动力分析的新模式。该模式利用谐响应法求解场地真实频域动阻抗曲线,利用混合变量模型保证频域动刚度的时域无损转换,实现楼层谱的全时域计算。最后,以某百万千万级核电站反应堆厂房的抗震分析为例,开展均质与非均质场地条件下动刚度及上部结构楼层谱计算的对比研究,验证了该分析方法的精度与应用效果。计算结果表明,比较均质场地条件,水平成层非均质场地条件下竖直方向楼层谱峰值有较大幅度改变,必须在核电抗震安全评价中加以重视。

包络目标功率谱的人工地震动合成方法研究

张郁山, 赵凤新

2010, 31(4): 96-100.

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摘要:
提出了一种同时拟合目标反应谱并包络目标功率谱的人工地震动合成方法。针对每一个反应谱控制频率:首先在时域内叠加增量窄带时程,使得人工地震动的反应谱与目标值相等;其次在不改变其反应谱的前提下,在时域内对人工地震动进行调整以实现对目标功率谱的包络。计算实例表明,该方法所合成的人工地震动不仅具有较高的对目标反应谱的拟合精度,而且其平均功率谱也包络了目标功率谱。

钎焊板翅结构残余应力的分布与优化研究

周帼彦, 涂善东, 轩福贞, 王正东

2010, 31(4): 101-105.

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摘要:
利用有限元法对不同操作条件下的钎焊板翅结构残余应力进行分析。计算结果表明,成型后的板翅结构单元中存在较大的残余应力,最大残余应力出现在钎角附近。钎焊过程中的固化急速冷却速度对钎焊残余应力有显著影响。急速冷却速度越快,越有利于材料性能的提升,但是钎角附近的残余拉伸应力也越大。另外,采用加压组装工艺可在钎焊后的板翅结构中产生残余压应力,有效提高了钎焊板翅结构的服役安全和寿命。

螺栓法兰连接中非线性垫片径向应力的解析计算方法

刘麟, 顾伯勤

2010, 31(4): 106-109.

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摘要:
为准确评价螺栓法兰连接结构的紧密性,采用解析方法对螺栓法兰连接中非线垫片沿径向变形量和应力分布进行研究。解析方法计算得到的垫片变形量与应力分布与有限元法计算结果基本一致,但较有限元法计算的稍偏小。分析结果表明,垫片变形量及沿径向的应力分布都是不均匀的,由垫片内径向外径逐渐增大。

先进重水堆Th-U循环燃料成本分析

李哲, 刘宇轩, 王侃, 刘井泉

2010, 31(4): 110-113,129.

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摘要:
通过将铀基压水堆平准化成本计算的9因子模型改进为Th-U循环的12因子模型,对先进CANDU型重水堆(ACR)的一次通过的Th-U燃料循环方式进行成本计算及灵敏度分析。结果表明,影响Th-U循环燃料成本的决定性因素是天然铀价格、尾料富集度和前置时间。

Ti-4Al-2V合金高周疲劳性能研究

熊茹, 王理, 刘桂良, 朱常桂, 李川黔

2010, 31(4): 114-117.

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摘要:
评价了钛合金Ti-4Al-2V棒材的室温高周疲劳性能。采用旋转弯曲的加载方式完成了Ti-4Al-2V棒材在室温空气中的成组常规疲劳试验和升降法试验,对试验数据进行了分析,绘制了S-N曲线和P-S-N曲线,对疲劳断口进行了扫描电子显微镜（SEM）分析。结果表明,钛合金Ti-4Al-2V棒材的疲劳极限σ_{-1（10⁷）}与经验公式计算值吻合,Ti-4Al-2V棒材具有较好的抗高周疲劳的性能,疲劳断口呈现裂纹萌生、扩展和断裂的特征。

胶凝法制造UO₂陶瓷微球时空气区长度的确定

邓宽, 郭文利, 金鑫, 梁彤祥

2010, 31(4): 118-120.

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摘要:
胶凝法是制造高温气冷堆（HTR）燃料元件核芯UO₂陶瓷微球的主要方法。在制造过程中胶液首先从喷嘴喷出,分散成滴并经过一段空气区后液滴球形度达到一定要求,随即进入固化区进行固化成形。液滴从离开喷嘴到进入固化区落下的距离即为空气区长度。为了获得具有较高球形度的UO₂微球,本文建立了一个数学模型,通过理论计算得到了优化的空气区长度,并通过实验验证了计算结果。当球形度E=1.05时,空气区高度为0.22 m,与实际操作相吻合。

伺服管主导型控制棒水力驱动机构流场数值计算

贺克羽, 韩伟实

2010, 31(4): 121-124.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
将伺服管调控原理应用于控制棒驱动机构的设计,提出一种新型的控制棒水力驱动机构。应用流体力学计算软件Fluent对水力驱动缸的内部流场进行数值模拟的结果表明:伺服管外径越大,可变节流口的阻力系数越小;设计中可变节流口的零位间隙可确定为0.2 mm;活塞上下面的压差主要通过固定节流孔的节流作用产生,通过改变可变节流口的间隙可有效控制压差力;驱动缸的提升能力可以满足设计载荷的要求。

核反应堆用除雾器过滤效率的数学模型

张振中, 江锋, 黄云峰

2010, 31(4): 125-129.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
通过数值模拟方法计算了除雾器对于5～10μm水滴的过滤效率。针对玻璃纤维的结构特点以及除雾器过滤水滴的实际情况,将混合丝网的网孔分为标准型、毛刺型和中间型;对于金属丝和标准型网孔的竖直丝,使用描述绕圆柱体气流流动的桑原(Kuwabara)流场模型,其余情况的网丝,使用描述绕平板气流流动的平板流场模型。通过计算粒子在流场中的运动轨迹,获得整体除雾器对水滴的过滤效率。将数值模拟结果与实验测量结果进行了分析对比,两者的吻合程度在合理的范围之内。

基于FPGA的反应堆控制保护系统电磁兼容性设计

鲁艺

2010, 31(4): 130-132,142.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
在基于现场可编程门阵列(FPGA)的反应堆控制保护系统设计中,针对各种电子设备的电磁干扰,通过在硬件设计中采用信号隔离、消噪、消激和阈值调节电路等抗干扰措施,并利用软件提高抗干扰能力,实现了电磁兼容性设计,为反应堆控制保护系统提供了较强的抗电磁干扰能力,确保了反应堆的安全、可靠和稳定运行。

脉冲液-气射流泵基本性能试验

高传昌, 王玉川, 陈豪, 雷霆, 陈晓俊, 王小卉

2010, 31(4): 133-137.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
在相同的液-气射流泵实验装置上,采用脉冲和恒定工作液体射流,对液气射流泵的基本性能进行了试验研究。结果表明,对于恒定液-气射流泵存在一种最优工作压力,而脉冲液-气射流泵在同一脉冲频率、不同工作压力下的性能曲线基本重合;采用脉冲工作射流可以产生水锤效应,正是这种水锤效应,使得脉冲液-气射流泵在低于试验系统提供的极限压力0.1～0.15 MPa的工作压力范围内,液-气射流泵的工作效率可以提高4%～15%。

核取证在核反应堆特征分析中的应用

张松柏, 薛晓东, 伍钧

2010, 31(4): 138-142.

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摘要:
以燃料栅元模型和3维燃耗计算程序MCCOOR为基础,对5 MW石墨气冷堆慢化材料、燃料元件的核素成份进行了数值模拟分析。通过核素关联分析该反应堆的特征,验证了慢化剂中¹⁴C、¹⁰Be含量可标识总中子通量特征,燃料元件主要放射性裂变产物¹⁴⁴Ce、¹³⁴Cs、¹⁴⁷Pm、¹⁵⁴Eu、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs可标识后处理时间及次数特征,燃料核素比值可标识堆型特征。分析表明,在去核化核查核取证时,可采样分析石墨慢化剂¹⁴C、¹⁰Be的含量确认该反应堆的主要运行历史,也可通过分析后处理池主要放射性裂变产物含量,确认后处理的次数。在防扩散核取证时,分析材料核素比值n_{238_Pu}/n_pu,total与n_{242_Pu}/n_{240_Pu}和可判断材料的生产堆型,以缩小被截获材料的来源范围。

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2010年第31卷第4期

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