原子力リスク研究センターシンポジウム2018

リスク情報活用の取り組み〜現状と今後の計画〜

四国電力株式会社
平成30年2月8日

１．ＲＩＤＭに対する認識

1

目的と適用範囲
原子力発電所を運営する事業者として、規制の枠だけにとらわれない継続的な安全性向上に取り組むことを目的とし、プラントの改造、保守、運転等における意思決定において、ＰＲＡを含むリスク情報を活用する仕組みを構築する。

ＲＩＤＭ導入によるメリット
Ø ＣＤＦやリスク重要度等の共通指標を用いることにより、発電所における保安活動や観察された事項などについて原子力安全上の重要性を関係者間で共有でき、設備の保守や改造だけでなく、運転操作手順や事故対応訓練、パトロール方法、作業手順、作業環境の整備等の改善活動につながる。
Ø 発電所の脆弱点について体系的、網羅的に検討することができ、優先順位を決めて効果的な安全性向上対策を実施することが可能となる。
Ø 不確かさに対する考察が可能であり、意思決定に際して有益な情報が得られる。

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１．ＲＩＤＭに対する認識

2ＲＩＤＭ導入に向けた課題①業務プロセス、仕組みの構築
Ø 具体的な適用範囲、活用方法の検討
Ø 意思決定に係る会議体の設定（新たな会議体の設置 あるいは 既存の会議体の活用）
Ø ＲＩＤＭ導入による効果について見える化が困難（発電所への浸透）②ＰＲＡの整備
Ø 意思決定に活用できる、Ｇｏｏｄ ＰＲＡモデルの構築（個別プラントの現実的なリスクプロファイルを表現できること）
Ø ＰＲＡ人材育成
・ＰＲＡモデルの開発、維持を行う技術者
・保安活動に携わる技術者、管理者（ＲＩＤＭを理解する必要がある）③意思決定の最適化、正当化のために解決が必要な課題（中長期）Ø 安全目標とリスク情報活用の関係性整理
Ø コストベネフィット評価手法の整備
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２．課題に対する現状の取り組み

3①業務プロセス、仕組みの構築

Ø リスク情報活用について、定検時のリスクモニタに活用する等、従来からできる範囲で取り組んできた。
Ø 現在は、既存の業務プロセスを基本とし、リスク情報活用により保安活動の改善を行う場合の適用範囲、活用方法及び意思決定に係る社内手続きや会議体について、仕組みの成立性、必要な追加機能等を確認するためのケース検討を実施している。
原子力本部

インプット情報に基づく問題設定
保安活動からの改善
ＪＡＮＳＩ提言等

指示
ＰＲＡ等の結果と「リスク管理目標」※との比較

外部事象・ＰＲＡ等に関する新知見情報社長

提言

設定した問題に応じた対応策の検討

原子力安全
リスク管理委員会

総合的な分析に基づく意思決定
決定論的要素（規制基準類への遵守等）（ストレステストの結果）

確率論的要素（ＰＲＡ結果等）

報告

設備変更、運用変更等による改善実施

保安活動の実施（改善した対策のモニタリングを含む）
・運転管理（停止時リスク管理）
・保守管理（保全重要度の設定）
・設計管理
・不適合管理（ＰＲＡ等のリスク情報の活用）
・予防処置管理 等※：発電所全体のリスク把握に努め、新知見を踏まえた確率論的リスク評価等の結果から、リスク上重要なシーケンスを特定するとともに、合理的かつ効果的なリスク低減又は裕度向上のための改善策を継続的に検討・実施する
注：斜線部は福島事故以降に考慮図 ＰＲＡを含むリスク情報を活用する仕組み（検討中の例）
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２．課題に対する現状の取り組み

4○ケース検討の具体例①（設計管理への適用）
u 伊方３号機における化学体積制御系１系列化に係る設備変更時のプロセス検討
p
ü

üp
ü

p
üp
ü
ü

前提
２系列あるうちの待機系の弁がシートリークすることに伴う、熱疲労割れへのリスク対応が必要であった。
設備変更に係るプロセスにリスク情報を活用する
場合に、どのようなプロセスになるかを確認するた
め、定期検査で実施予定であった工事を題材に仕組みの検討を実施。
決定論的要素「化学体積制御系」は重要度の特に高い安全機能を有する系統であるが、設置許可基準規則等への適合性に影響はない。
確率論的要素
１系列化工事により一部の炉心注水配管を撤去しても、炉心損傷頻度への影響は極めて軽微。

蒸気発生器
３A

加圧器

蒸気発生器
３C

※１
3V-CS-157 3V-CS-156

体積制御タンク
非再生冷却器

ループ３Ａ，３Ｃ
低温配管より１次系薬品タンク

１次冷却材
ﾎﾟﾝﾌﾟ３C

１次冷却材
ﾎﾟﾝﾌﾟ３A

ほう酸タンク

封水冷却器
蒸気発生器
３B
ｸﾗｽ1RCP-3A

3V-CS
-162
3V-CS-161

原子炉容器

ｸﾗｽ2

※１

RCP-3B

3V-CS-160

M

１次冷却材
ﾎﾟﾝﾌﾟ３B
再生熱交換器89.1×11.1×SUS316TP（約46m）
ｸﾗｽ1 ｸﾗｽ2

3V-CS-163

89.1×11.1×SUS316TP（約90m） 3V-CS-165 3V-CS-164

ほう酸ポンプ3V-CS150
充てんポンプ

追設範囲
撤去範囲

3V-CS-159 3V-CS-158

図 伊方３号機 化学体積制御系の概略系統図

検討結果
成果として、PRA等のリスク情報を活用する場合の業務の流れを確認できた。
課題として、リスク変動時の判断方法、発電所員への浸透等が抽出された。
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２．課題に対する現状の取り組み

5○ケース検討の具体例②（運転管理への適用）
u 巡視点検時の原子炉補機冷却水ポンプ出口弁開状態の監視強化
前提
PRAの結果から、原子炉補機冷却水ポンプ定期切替後の出口弁開戻し忘れがリスク上重要であることを抽出。
リスク重要度分析
下表に示すPRAの結果から、全炉心損傷頻度の20%程度を占める重要な操作が抽出された。

püpü

表 伊方３号機 PRAの結果（イメージ）

順位
12・・
5

内容

原子炉補機冷却水ポンプ出口弁（手動弁CC-055）開戻し忘れ
RCPシールLOCA発生・・
LOCA時再循環切替操作失敗

FV重要度
2.0E-01

巡視点検時の確認項目、写真、ＰＲＡ上の取り扱いについて追加

1.8E-02・・
1.8E-02pü

対応
出口弁の開状態を確実にするため、定期切替後に開操作を行う旨記載した現行の手順に加えて、巡視点検時の確認項目追加に向けた内規改正の準備中。

pü
ü

検討結果
成果として、PRAの結果等を踏まえた改善策の検討に関する業務の流れを確認できた。
課題として、PRAの結果等を踏まえた複数の脆弱点の改善要否に係る判断が必要であることが抽出された。

図 伊方３号機 巡視点検時の確認項目等の変更（イメージ）

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２．課題に対する現状の取り組み

6○ケース検討の具体例③（保守管理へ適用）
u リスク重要度等を活用した各種業務への展開に向けた検討püü

重要計器（格納容器内圧力計）が収納されている盤前提
PRA等のためのプラントウォークダウンを実施する中で、重要計器周辺に資機材が置かれていることを確認。
プラントウォークダウン対応として、当該エリアを管理している部署と調整し、資機材の移動等の改善策に向けた調整を実施。

p内容

ü

上記題材を踏まえ、PRAの結果から得られるリスク重要度等を活用し、機器別、操作別、エリア別等の重要度指標を整理し、各種業務への展開を検討する。

重要エリアをリスクカラーで明示

図 伊方３号機 エリア別リスク重要度分類（イメージ）

p
ü
ü

検討結果
成果として、リスク重要度の結果を各種業務へ展開する重要性を確認できた。
課題として、展開可能な業務の調査、展開する業務に応じた指標の整理、発電所員への浸透等が抽出された。
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２．課題に対する現状の取り組み

7○ケース検討の結果を踏まえた今後の進め方
Ø 各種の保安活動において概ねプロセスが成立することを確認しており、今後、社内内規等の改訂に向けた検討を進める。
Ø より良いRIDMのために、CAP、CMの方法について、今後も情報収集及び検討、改善を進めていく。
Ø 2020年度より施行される新検査制度にも対応しやすいように、仕組み、体制の充実について、必要性も含めて今後検討する。

Ø なお、業務に必要な基幹システムは、INPOのAP913 Equipment Reliability
Process Description をテンプレートに保全の適正化を実施し、保全業務を効率化するために統合型保修管理システム（EAM）を導入している。このため、リスク情報活用に関する親和性が高く、PRAモデルと管理機器との対応付け、故障率データ収集等が容易であり、システムを大幅に改修する必要はない。
（次ページ参照）
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２．課題に対する現状の取り組み

8（参考）保全方式の変遷
時間計画保全 (TBM)
予防保全

予防保全実施例（1,2号機）
・ 蒸気発生器取替工事
・ 原子炉容器内部構造物取替工事
・ 中央制御盤等取替(フルデジタル化）など

科学的合理性の追求
自立した技術力の養成
リスク情報の活用

保全プロセスの抜本的見直しを踏まえた統合型保修管理システム(EAM)の導入
信頼性重視保全 (RCM)
状態監視保全 (CBM)
PRA自主技術化推進
リスクモニタ活用

目 標
運転中保全(OLM)導入
運転サイクル延長

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２．課題に対する現状の取り組み

9（参考）リスクモニタ等の活用事例
１．安全に関する会議
・３．ニュースレター配信
・

２．工程調整会議
・伊方３号機第１３回定検日 間 工 程 会 議 議 事 録（№３）

５／２（月）リ
ス 【リスク情報】［炉心損傷頻度の評価結果］
4段階ｶﾗｰｺｰﾄﾞ 緑､黄､橙 ､赤ク ［安全上注意する作業］
RCSﾄﾞﾚﾝ操作、ﾐｯﾄﾞﾙｰﾌﾟ水位監視
情［ 特に安全上注意すべき系統 ］ 予 備 変 圧 器 系 統 ､D/G‑A系 統 ､RHR系 統 ､ﾐｯﾄﾞﾙｰﾌﾟ水 位 監 視 計 器
報

隔 【１次系】
離 ・ASS区
隔離(1回目)・ ・CSS共通区
隔離(洗浄含む)
復 ・CRDM冷却ﾌｧﾝ3A,3B 隔離
旧 【２次系】
・ ・2次系海水区 隔離
隔離
試 ・軸冷区
運 ・IA‑Comp‑B
隔離･水抜き【２次系】
・ﾀｰﾋﾞﾝ本体区 隔離・潤滑油1区
隔離･油移送・MSS区
隔離・給水1,2区
隔離・FWPT‑A,B区 隔離・FWPT潤滑油区 隔離・M/DFWP区隔離【定期検査時に各種会議などでリスク情報を関係者に周知】
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２．課題に対する現状の取り組み

10②PRAの整備（PRAモデルの高度化）
Ø 原子力安全に係るリスク管理体制
社長

原子力安全リスク管理委員会

提言

原子力本部長
原子力本部
原子力部（原子力安全に係るリスク管理のとりまとめ）

原子力監査担当
監視

PRAを活用したリスクマネジメント
リスク情報 ⇒ リスク評価（ＰＲＡ）

原子力保安研修所「原子力安全リスク評価グループ」（ＰＲＡの活用推進）

伊方発電所（プラント監視）Ｐ 対策の立案(plan)D

A 継続的な改善(action)

リスクマネジメントのＰＤＣＡサイクル対策の実施
活動の評価
(do)
(check)C

知見・提言等

原子力リスク研究センター（ＰＲＡの評価手法の研究等）

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２．課題に対する現状の取り組み

11Ø PRAモデルの高度化のための取り組み【伊方３号プロジェクト】
ü 原子力リスク研究センター（NRRC）の技術諮問委員会（TAC）の提言に基づく各種技術タスクを実施している。
ü 2017年より、NRRCの支援を受けた海外専門家によるレビューを実施している。
• 2018年2月に実施予定の内部事象出力運転時レベル１PRAを対象としたレビュー
では、NEI 05-04（PRAピアレビュープロセス）を参考に実施する予定。
ü 各種技術タスクの進捗状況や海外専門家によるレビューの状況等について、適宜TACにおいて説明している。
ü 引き続き、NRRCの支援等を受け、継続的なPRAの改善に取り組んでいく。
ü 今後、初回の安全性向上評価届出において、成果の一部を反映する予定。
ü さらに、リスク情報活用において用いるPRAに順次反映する予定。
海外専門家によるレビューの様子
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２．課題に対する現状の取り組み

12

Ø TACの提言に基づく技術タスク（１） PRAのイベントツリー等の高度化（２） PRAパラメータの高度化（３） 人間信頼性評価の高度化（４） 地震ハザード評価の高度化（５） 地震フラジリティ評価の高度化ü （１）〜（３）については、初回の安全性向上評価届出のPRAに反映する予定。また、PWR各社のPRAモデルに対しても適宜反映される見込み。
ü （４）〜（５）については、研究段階であり、実機への適用に向けた検討を進める。

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２．課題に対する現状の取り組み

13（１）イベントツリー等の高度化
ü 起因事象について、再稼働時の設置変更許可申請の12事象に対し、伊方３号機の設計情報の分析などにより、サポート系の機能喪失による起因事象の追加等、44事象を選定し、イベントツリーを構築した。
（例）追加した起因事象
・制御用空気系の全喪失 等
ü 再稼働時の設置変更許可申請では、原子炉補機冷却水系の喪失のみでRCPシール
LOCAをモデル化していたが、高度化で追加した起因事象の一部においても、事象発生後に従属的に発生するRCPシールLOCAをモデル化するなど、シナリオを精緻に取り扱ったイベントツリー及びフォールトツリーを構築した。
（例）従属的に発生するRCPシールLOCA等をモデル化した起因事象
・安全系高圧交流母線の部分喪失 等ü 今後、初回の安全性向上評価において活用する予定。
ü さらに、成功基準の条件等、保守的評価の見直しについて、必要性も踏まえて引き続き検討する予定。

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２．課題に対する現状の取り組み

14（２）PRAパラメータの高度化
ü 従来から、機器故障率として、原子力安全推進協会（JANSI）で整備したデータベースを使用してきた。
ü 個別プラントにおける機器の故障回数や運転時間等のデータを活用するため、EAM（機器保全情報データベース）や運転日誌等を活用し、2008年度〜2014年度の機器の故障回数や運転時間等のデータ収集、分析を実施。また、2015年度〜2016年度のデータの収集、分析を実施中。
ü NRRCでは、当社での知見を踏まえ、2017年度に「確率論的リスク評価（PRA）のためのデータ収集実施ガイド」を策定した。
ü 各社は、データ収集実施ガイドに基づき、個別プラントにおける機器の故障回数や運転時間等のデータを整備中。
ü 今後、初回の安全性向上評価届出において、従来の機器故障率に対し、伊方の個別プラントにおける機器の故障回数や運転時間等のデータを活用した機器故障率のデータを使用する予定。

EAMにおけるデータ（保修依頼）の抽出
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２．課題に対する現状の取り組み

15（３）人間信頼性評価の高度化
ü NRRCでは、「確率論的リスク評価（PRA）のための人間信頼性解析（HRA）実施ガイド」を整備した。また、過酷状況下での人間信頼性評価の研究開発を実施している。
ü 米国で広く使用されている人間信頼性評価用のツールHRA Calculatorを導入した。
また、HRA実施ガイドを参考として、100程度の伊方３号機の事故時の運転員操作に対し、運転手順書の分析、運転員インタビューを実施し、HRA Calculatorの入力パラメータを整備している。
ü 今後、初回の安全性向上評価届出において活用する予定。

インタビューの様子
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２．課題に対する現状の取り組み

16（４）地震ハザード評価の高度化
ü NRRCの支援を受け、SSHAC＊レベル３プロセスを適用した確率論的地震ハザード評価の研究を実施。
ü 地震ハザードの試計算モデル（Preliminary model）のロジックツリーの分岐の選定、重み付けを決定し、Preliminarymodelを確定。
ü Preliminary modelによるハザードの試計算及びロジックツ
リーのGMPE（地震動予測式）を変更した場合等の感度解析を開始。

ワークショップの様子＊ Senior Seismic Hazard Analysis Committee：
EPRI、DOE及びNRCが設置した地震ハザード解析専門家委員会。地震ハザード評価に関するガイダンスを発行。

作 業 項 目
会合準備等
会合等

4月

5月

6月

7月

8月

▲GMC準備会 ▲GMC準備会 ▲SSC準備会▲SSC準備会▲GMC準備会2017年度
9月 10月 11月 12月 1月▲GMC準備会▲GMC準備会▲GMC準備会▲GMC準備会

2月

3月

備考準備会の間も関係者間で多数の各種打ち合わせを実施中。

▲GMC̲現地視察(6/16)▲SSC̲WM(10/28,29)▲GMC̲WM(11/18,19)▲SSC̲現地視察 ▲GMC̲WM(8/19,20)(6/26,27)▲SSC̲WM(8/22,23)（５）地震フラジリティ評価の高度化
ü 機器フラジリティ評価として、NRRCでは、産業界が従来用いてきた安全係数法に対し、より説明性が高いとされる評価手法の研究を実施している。

Ø 今後、実機への適用に向けた検討を進める予定。
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２．課題に対する現状の取り組み

17Ø 高度化モデルにより得られたリスクプロファイル及び知見
過渡事象（加圧器逃がし弁作動無）主蒸気管破断（主CDF：1.6×10-6[/炉年]
小破断LOCA

蒸気隔離弁上流）
主給水管破断原子炉補機冷却

手動停止
中破断LOCA
原子炉容器破損
外部電源喪失水系の全喪失安全系高圧交流
母線の部分喪失

高度化モデルの定量結果（2017年10月）

ü 第８回TAC（2017年10月）において、 「イベントツリー等の高度化」を取り入れた2017年9月時点の出力運転時内部事象レベル１PRAモデルの定量化結果を説明。
ü 新設のSA対策の有無、米国の機器故障率を用いた感度解析を実施し、以下の傾向があることを確認。
• 新設のSA対策により、CDFは半減• 米国データを適用することにより、CDFは１桁以上増加• 機器故障率等のパラメータによる影響が大All Rights Reserved＠2018 YONDEN Shikoku Electric Power Co.,Inc.

２．課題に対する現状の取り組み

18（参考）定期安全レビュー（2006年9月）における定量結果
主給水喪失
蒸気発生器伝熱管破損

IS-LOCA(余熱除去隔離弁LOCA)

CDF：1.4×10-7[/炉年]
大破断LOCA外部電源喪失
原子炉補機冷却水喪失
ATWS
2次冷却系の破断
中破断LOCA
小破断LOCAü 高度化モデルの定量化結果とリスクプロファイルが異なる。
• 定期安全レビューのモデルでは、機器故障率として当時の米国のデータを使用• 高度化モデルでは、人間信頼性解析に人的過誤間の従属性を考慮 など

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２．課題に対する現状の取り組み

19ü 得られた知見• PRAモデルの高度化、パラメータ等によりリスクプロファイルが変動する可能性がある• 炉心損傷頻度等の変化の理由を説明できることが必要• リスク情報活用においては、モデル変更等によりCDF等の数値が変わり得ることを前提とし、妥当な変化を許容できる仕組みが必要• PRAは、それだけで意思決定はできないものの、決定論を補完する有益な情報が得られる• ピアレビュー等による品質確保が重要

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２．課題に対する現状の取り組み

20②PRAの整備（人材育成）

ü 新任のPRA業務担当者に対する社内教育を実施。（１〜２名/年）
ü 伊方発電所の管理者層を対象としたリスクに関する社内集合教育を実施。
項

目

リスク関連集合教育

受講実績（名）備

2016年度 2017年度
55

33

考

•2時間/回•リスク情報、PRA手法の概要など

ü PRAに関連する社外教育を受講。
（例）JANSI主催のPRA研修の実績
項目

PRA技術導入 その１
研修コース
その２

受講実績（名）2015年度 2016年度 2017年度

備

考

0

1

2

•3日間の基礎コース

32

1•5日間/回×６回の専門コース

ü メーカーに駐在し、安全性向上評価届出のためのPRAモデルのフォールトツリー作成等、一部の作業を実施した。
ü 今後も、NRRC主催の教育に参加するなど、技術力向上・維持に努めてゆく。
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３．今後のスケジュール（フェーズ１）
項

目

21年

2017年度

度
2018年度プロセスの構築

社内手続き、会議体など自社プロセスの構築

内部事象出力運転時L1モデル作成・評価

内部事象出力運転時L2モデル作成・評価

内部事象停止時モデル作成・評価

地震出力運転時モデル作成・評価

津波出力運転時モデル作成・評価• 内部事象出力運転時L1PRAには、イベントツリー等の高度化などの伊方PJの成果の一部を反映

モデルの高度化

海外の専門家によるレビュー▲#2内部事象出力時L2(8/21〜25)△#3内部事象出力時L1(計画中)△#4内部事象出力時L1(計画中)

プラントパラメータの整備
人間信頼性評価
地震ハザード評価

2019年度• 評価範囲を順次拡大• レビュー結果を踏まえ、初回SAR後、Good PRAとして必要と考えられる内容を検討し、高度化を進める計画

データ収集実施ガイドに基づく収集• 2008〜2014年度のデータは整
備済

伊方発電所を対象としたSSHACレベル3プロセスの適用研究• 研究成果を踏まえ、モデルへの適用を検討

最新データ(2015,2016年度)の整備
HRA Calculatorによる評価

その他

NRRC研究人材育成

JANSI主催EPRIのPRA研修等、社外教育の受講、OJTなど• 適宜、成果を反映

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４．今後のリスク情報活用と安全性向上の関係

22①プラントの脆弱点抽出や発電所における保安活動の改善に活用②パフォーマンスの劣化に対する重要度評価に活用③ライセンスベースの変更に活用
高プラントの安全レベル（フェーズ１,２成果の活用）
・継続的な安全性向上への取り組み
・安全性向上評価届出等への適用
PRA等を実施した結果を活用し、ﾌﾟﾗﾝﾄの相対的な脆弱点を評価し、改善を行うことにより更なる安全性向上を図る。また、発電所における種々の活動の改善に活用する。

③①
ライセンスベース
パフォーマンス劣化に係る気づき是正処置

低②（フェーズ２成果の活用）
ライセンスベース変更への適用
PRA等を活用して、点検の方法や頻度を変更する。
（オンラインメンテナンス等）（例）非常用DGの待機除外可能期間を10日間から30日間に延長する（フェーズ１成果の活用）
原子力規制検査（ＲＯＰ）への適用
ﾌﾟﾗﾝﾄ状況をﾊﾟﾌｫｰﾏﾝｽﾍﾞｰｽで監視し、劣化等の重要度をPRAを用いて評価する。必要に応じて是正する。
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23

ご清聴ありがとうございました。

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