反应堆工

  • 压水堆核电厂乏池冷却系统扩容改进研究

    于沛;李博;王广飞;韩旭;

    在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上,通过Flowmaster软件计算及设计优化等手段,针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行评估,提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力,并提出满足第三代核电技术对性能及安全性的要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。

    2016年06期 v.36;No.142 729-733+738页 [查看摘要][在线阅读][下载 699K]
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  • CEFR发电效率影响因素分析

    刘夫臣;罗德康;宋小松;蔡兴旺;

    2014年12月中国实验快堆(CEFR)满功率运行期间,汽轮-发电机的发电功率达到14.2 MW,距离设计值20MW还有较大差距。本文通过运行监测数据与设计参数比较,进行理论分析计算,给出了CEFR发电效率较低的影响因素。

    2016年06期 v.36;No.142 734-738页 [查看摘要][在线阅读][下载 320K]
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  • 对CANDU燃料组件结构的一维瞬态辐射程序开发与验证

    高新力;王昆鹏;赵传奇;苏光辉;

    在气冷CANDU式燃料组件之中,辐射换热也是不容忽视的一部分。特别是在出现了系统失压/失流事故时,辐射换热将会成为保证燃料安全的主要冷却手段。本文中针对CANDU式压力管编制了针对压力管几何条件下的一维辐射换热瞬态程序。程序中采用将燃料元件棒转化为同心圆环的方式简化辐射角的计算,并加入了隔层辐射模型,使模型更加贴近实际。采用分别将程序中的几个模块的计算结果与CFX计算结果对比的方式来达到程序验证的目的,验证结果显示程序RHTPB具有良好的表现,能够满足于反应堆安全计算的需要。

    2016年06期 v.36;No.142 739-745页 [查看摘要][在线阅读][下载 1468K]
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  • 补水箱水装量对非能动余热排出系统运行的影响分析

    喻娜;李峰;周科;冉旭;初晓;张晓华;

    为了补充非能动余热排出系统运行过程中蒸汽发生器二次侧流体的损失量,设置了补水箱。采用RELAP5程序进行建模分析,评估不同补水箱初始水装量对非能动余热排出系统运行造成的影响。结果表明,设置补水箱有利于建立蒸汽发生器内部长期的稳定运行状态;补水箱初始水装量越高,在补水阶段对非能动余热排出系统的换热能力抑制效应越明显,但补水结束后的长期阶段,由前期补水对非能动余热排出系统运行所造成的影响不大。

    2016年06期 v.36;No.142 746-750+756页 [查看摘要][在线阅读][下载 888K]
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  • 调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

    朱建平;吕焕文;肖锋;魏述平;谭怡;邓理邻;

    为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。

    2016年06期 v.36;No.142 751-756页 [查看摘要][在线阅读][下载 743K]
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反应堆物理

  • 水冷固态增殖包层模块冷却剂管系流量分配研究

    王迪;佟立丽;曹学武;

    包层是磁约束聚变堆中实现氚增殖和能量导出的重要部件,针对包层模块中,由于复杂的串并联流道结构所导致的冷却剂流量分配不均匀问题,采用一维热流体流动分析软件Flowmaster,建立了水冷固态增殖包层子模块的冷却剂流道结构模型。对运行工况下包层冷却剂流量分配进行模拟,并与相关试验以及模拟结果进行比对。模拟结果表明,所建立的子模块一维模型各部分冷却剂温升和压降均与设计值吻合,模型能够准确的描述包层冷却剂流动特性。在稳态运行工况下,包层子模块侧壁支管出现较为明显的流量分配不均匀现象,流量最大值与最小值偏差达到5%。位于侧壁上下两端的集合管对流量分配均匀性起重要作用,保持矩形集合管横截面积不变,横截面长宽相等时流量分配最为均匀。当集合管采用不同形状设计时,圆形管道流量分配均匀性要好于矩形管道。

    2016年06期 v.36;No.142 757-763页 [查看摘要][在线阅读][下载 1503K]
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  • DVK系统碘吸附器及其配套保温型电加热器的匹配研究和改进

    邓苑营;周壮林;蒋峰;吴智敏;

    文章阐述了核电厂核燃料厂房通风系统(DVK)碘吸附器及其配套保温型电加热器的技术要求和现状以及存在的问题,介绍了两者间性能匹配的研究试验情况和结果,结果表明改进后的碘吸附器及其保温型电加热器可以满足预期的加热降湿要求,为设计改进和改造提供了可行方案。

    2016年06期 v.36;No.142 764-770页 [查看摘要][在线阅读][下载 1871K]
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  • U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质研究

    陈建刚;尹昌耕;刘云明;孙长龙;李传锋;刘利剑;杜沛南;

    本文对U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质进行了研究。三明治结构的U-Mo/Zr-4扩散偶在760~800℃下包覆热轧后,保温10~66 h。采用扫描电子显微镜(SEM)分析了扩散层的形貌和厚度,采用波谱仪(WDS)分析了各元素在扩散区内的分布情况,采用X射线衍射仪(XRD)测定了扩散层的相组成。分析结果表明,即使在800℃的高温下,U-Mo/Zr-4的扩散程度依然微弱,表现出良好的相容性;U-Mo/Zr的扩散层中间出现裂纹,裂纹两侧的扩散层相组成明显不同,靠近U-Mo侧为富Mo相,其主要是以化合物ZrMo_2为基的固溶体;靠近Zr-4侧的为富Zr相,其主要是以化合物UZr_2为基的固溶体;裂纹认为是由U和Zr不等量的原子交换所造成的。

    2016年06期 v.36;No.142 771-775页 [查看摘要][在线阅读][下载 881K]
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  • 圆柱型感应式钠电磁泵自然对流下的三维温度场仿真研究

    宋德宽;詹佳硕;郑向阳;张琭;彭康伟;杜丽岩;

    钠电磁泵国产化设计研发对钠冷快堆电站具有重要意义,而电磁泵运行过程中产生的热量会严重影响其安全运行。因此,电磁泵温度场的分析研究对其设计、制造及运行监测十分重要。本文以流量为10 m~3/h,扬程为0.5 MPa的圆柱型钠电磁泵为研究对象建立三维模型,并基于有限元计算分析方法,对电磁泵在不同负荷和工况下进行三维温度场的计算和分析。计算结果显示,影响电磁泵绕组线圈散热的主要热源为泵沟内部高温钠的导热,电磁泵绕组线圈在电流为30 A的工况下,最高温度约为493.4 K(220.4℃),接近其设计限值513 K(240℃)。同时,本文通过采用更高绝热系数隔热材料,减少高温钠热量的径向传递,有效地降低了电磁泵绕组线圈的温度,使其最高温度降至468.1 K(195.1℃),满足长期安全运行的要求。最后通过试验数据验证了仿真计算模型与计算结果的准确性。

    2016年06期 v.36;No.142 776-783页 [查看摘要][在线阅读][下载 1675K]
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核聚变

  • 基于网格计数的停机剂量率计算方法研究

    郑剑;李斌;邹俊;杨琪;

    本文根据严格二步法的计算理论,研究了基于网格计数的停机剂量率计算方法,设计并实现了基于网格计数的停机剂量率计算程序。该程序能够支持圆柱坐标下的网格计算。本文使用源子程序进行复杂源描述。为了加快计算速度,本文采用了多节点和多线程等技术。本文利用国际热核聚变实验堆(ITER)停堆剂量基准实验ITER-T426进行测试,计算结果与实验值吻合良好,证明了该方法和程序的正确性和可用性。

    2016年06期 v.36;No.142 784-789页 [查看摘要][在线阅读][下载 1065K]
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  • 中国低活化马氏体钢室温和150℃下1/2CT断裂韧性实验研究

    蒋嗣本;黄群英;信敬平;吴庆生;

    利用卸载柔度法参考ASTM E1820-11标准对聚变堆候选结构材料中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温和1 50℃条件下的断裂韧性进行了测试分析,同时对断面进行了扫描电子显微镜(SEM)微观分析。结果显示,CLAM钢1/2CT样品在室温和1 50℃条件下测试的断裂韧性J_Q分别为287 kJ/m~2和256 kJ/m~2,在这两个测试温度下CLAM钢均表现出较高的断裂韧性,且随着测试温度的升高断裂韧性有所降低。断面SEM观察显示韧窝布满整个断面,裂纹稳定扩展区域为韧性断裂。

    2016年06期 v.36;No.142 790-794页 [查看摘要][在线阅读][下载 1684K]
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  • 高温包层内多层插件流道内液态铅锂MHD流动数值分析

    张恒;孟孜;周涛;柏云清;

    包层是聚变反应堆能量转换和提取的关键部件,聚变高温制氢堆(FDS-Ⅲ)高温液态铅锂包层(HTL)中采用创新型多层插件(MFCI)技术,由SiC_f/SiC组成的流道插件使液态铅锂实现了1 000℃左右出口温度,从而达到更高的热电转换效率和制氢能力。液态金属磁流体动力学效应MHD效应是HTL包层的重点问题之一。本文以高温包层结构为参考,采用FDS团队自主开发的磁流体动力学与热工水力学耦合模拟软件MTC,对高哈特曼数下典型多层插件流道内的液态铅锂MHD流动特性进行了数值模拟,分析了不同插件电导率对流道之间电磁耦合现象的影响。

    2016年06期 v.36;No.142 795-801页 [查看摘要][在线阅读][下载 2397K]
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  • 聚变堆安全特性评价研究

    吴宜灿;郁杰;胡丽琴;陈志斌;王石生;杨琪;党同强;朱志强;梁参军;聂保杰;王大桂;李亚洲;王海霞;金鸣;倪木一;贾江涛;汪进;王芳;刘超;蒋洁琼;宋婧;龙鹏程;赵柱民;汪建业;FDS团队;

    确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。

    2016年06期 v.36;No.142 802-810页 [查看摘要][在线阅读][下载 761K]
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核安全

  • 陆上小型堆烟羽应急计划区划分初步研究

    彭滨;王彪;蔡杰进;彭振驯;刘望;

    小型堆烟羽应急计划区(EPZ)大小作为其市场推广和应用的重要外部约束条件之一,意味着制定合适的划分准则和确立其大小范围具有十分重大的意义。结合现行大堆烟羽应急计划区(EPZ)的划分准则,本文分析了国内外小型堆烟羽应急计划区(EPZ)划分方法,提出陆上小型堆采用剂量/距离的划分方法。在研究中,基于MAAP程序对某小型堆进行建模计算,从中得出了较为合理的机理性应急源项;并通过大气扩散计算软件MACCS程序进行烟羽应急计划区(EPZ)计算;同时对厂址差异进行相关的灵敏性分析。

    2016年06期 v.36;No.142 811-816页 [查看摘要][在线阅读][下载 855K]
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  • 核安全监管有效性评价指标研究

    杨丽丽;宋大虎;张玮;张巧娥;齐媛;

    在我国核电发展的新形势下,持续加强监管的有效性十分必要。本文介绍了核安全监管有效性的基本概念,研究了IAEA和OECD所建立的核安全监管有效性评价指标体系,并进行了对比分析,提出了有助于加强我国核安全监管有效性的建议:继续完善核安全监管的法律法规和标准体系;加强监管能力建设;建立并实施有效的内部管理体系和内部质量保证体系;推动监管对象维持良好的安全业绩;力Ⅱ强与公众的沟通和互动。

    2016年06期 v.36;No.142 817-821页 [查看摘要][在线阅读][下载 345K]
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  • 大破口事故下事故容错燃料热工水力行为分析

    孙微;李铁萍;庄少欣;韩向臻;靖剑平;

    事故容错燃料是事故应对能力更强的一种新型燃料,能够在较长时间内抵抗严重事故工况。本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错包壳材料在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律,并比较了三种材料对PCT的收益,计算结果表明SiC得到的收益略高为32 K。采用新型事故容错材料仅改变包壳材料即可得到PCT收益,对核电厂的安全性和经济性有重要意义,但随之而来的验收准则和引入的风险也会不同,还需要对此进行深入研究。

    2016年06期 v.36;No.142 822-826页 [查看摘要][在线阅读][下载 906K]
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  • 百万千瓦级压水堆严重事故下局部隔间氢气风险分析

    李汉辰;石雪垚;陈巧艳;王贺南;

    核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气浓度。除安全壳整体外,局部隔间的氢气浓度同样是关注的重点。本文采用一体化严重事故分析程序对百万千瓦级压水堆核电厂安全壳局部隔间进行建模,分析了不同事故下的氢气风险。结果表明,严重事故下部分隔间短时间内可能存在燃烧风险。本文对降低燃烧风险的方法进行分析计算和筛选,得出的结论可以为安全壳隔间的设计优化提供参考依据。

    2016年06期 v.36;No.142 827-835页 [查看摘要][在线阅读][下载 3302K]
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  • 先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究

    李亚冰;佟立丽;曹学武;

    依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。

    2016年06期 v.36;No.142 836-842页 [查看摘要][在线阅读][下载 766K]
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核电厂

  • 核电厂DCS高负荷响应时间分析及测试

    孙学慧;梁中起;郄永学;刘向东;

    本文对核电厂DCS高负荷工况、响应时间进行分析,使用测试装置模拟高负荷工况并设计相应的测试方案,建立环境执行实际测试。测试结果表明:核电厂DCS响应时间测试结果与理论分析情况基本符合,抽样测试结果符合正态分布,得出的置信区间证明了测试方案的可靠性。本设计方案可以应用至工程测试中,并对其他核电站工厂测试有一定的借鉴意义。

    2016年06期 v.36;No.142 843-849页 [查看摘要][在线阅读][下载 959K]
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  • 核电厂信息安全问题研究及建议

    李晶;徐海峰;杨安义;凌礼恭;李小龙;

    信息和网络技术在核电厂的广泛应用,给核安全带来了新的威胁与挑战。本文深入分析了核电厂的信息安全现状以及面临的主要威胁,总结归纳了IAEA和美国NRC针对核电系统信息安全的研究成果、具体措施以及法规标准,最后结合中国的实际情况分析提出了关于保障我国核电厂信息安全的若干建议,为我国进行核电厂信息安全相关的决策及政策法规研究提供借鉴。

    2016年06期 v.36;No.142 850-857页 [查看摘要][在线阅读][下载 642K]
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  • 压水堆核电厂二回路水质泥渣沉积分析与控制优化

    王静;孙雪平;柏乐;

    核电厂蒸汽发生器相当于一个巨大的垃圾收集器,二回路系统的杂质及异物等均进入蒸汽发生器后,容易发生杂质沉积,并导致蒸汽发生器传热管传热效率降低,严重时甚至会引起蒸汽发生器传热管腐蚀破损。因此,本文从核电厂二回路各系统管道和容器的材质、二回路水质控制以及二回路腐蚀等方面出发,分析核电厂蒸汽发生器的泥渣含量高的原因,并提出合理的技术改进。最终达到降低蒸汽发生器泥渣量的沉积,提高蒸汽发生器的安全使用寿命的目的。

    2016年06期 v.36;No.142 858-864页 [查看摘要][在线阅读][下载 401K]
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  • CPR1000核电厂孔板汽蚀诱发管道振动分析及工程改进

    卫媛媛;李辉;朱峰;孔斌;商昌忠;

    针对核电厂发生的管道振动和噪声问题,计算表明限流孔板汽蚀是根本原因,通过数值计算分析提出了工程改进方案。改进后的工程测量结果表明改进方案既解决了孔板汽蚀问题,也方便现场快速有效地进行调整,节省工期。

    2016年06期 v.36;No.142 865-868页 [查看摘要][在线阅读][下载 197K]
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核燃料

  • 铀燃料元件制造设施职业照射分析及改进措施

    汪世军;赵善桂;吕丹;李小龙;刘运陶;刘新华;周海兵;申红;

    文章通过对我国某铀燃料元件制造设施职业照射数据的统计分析,并与国内统计数据对比,总结得出某铀燃料元件制造设施职业辐射防护中的薄弱环节,结合铀燃料元件制造设施的工艺生产现状及辐射防护特点,针对性地提出改进相关设备的密封性、改善操作的自动化水平,以降低工作场所气溶胶浓度和工作人员的居留时间,从而降低个人剂量的优化方案。

    2016年06期 v.36;No.142 869-873+880页 [查看摘要][在线阅读][下载 369K]
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  • 乏燃料后处理厂草酸钚沉淀器临界安全分析研究

    邵增;易璇;霍小东;

    本文对乏燃料后处理厂中钚尾端工艺环节的关键设备草酸钚沉淀器进行了临界控制方法和参数的详细分析。针对连续沉淀器的工艺和结构特点,对易裂变物质的状态进行了一系列分析,比较了均匀溶液和悬浮颗粒溶液反应性的差别。对单个沉淀器和多个沉淀器并行工作的情况分别进行了临界安全分析,并分别研究了不含中子毒物、布置中子毒物层以及布置中子毒物棒等情况下能达到的最大处理能力。选取了临界安全基准实验国际评价中的相似实验方案进行了验证计算,分析了所用程序计算此类问题的不确定度。本文开展的临界安全分析研究总结了连续沉淀器临界安全控制的规律性结论,可为后续连续沉淀器的工艺设计及今后的工程应用提供参考。

    2016年06期 v.36;No.142 874-880页 [查看摘要][在线阅读][下载 2013K]
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核技术

  • 考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证

    兰兵;潘昕怿;石兴伟;陈海英;攸国顺;张春明;

    在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。

    2016年06期 v.36;No.142 881-885页 [查看摘要][在线阅读][下载 1692K]
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  • 核科学与工程 第36卷 2016年 总目次

    <正>~~

    2016年06期 v.36;No.142 886-896页 [查看摘要][在线阅读][下载 709K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:①投稿全文;②单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编辑部。5)投稿同时,请提供一份所有作者签名的版权协议,并将原件邮寄给编辑部(您完成投稿后,我刊将默认您已经阅读并接受"版权协议",但仍需要原件)。6)稿件自收到日期起,如超过6个月没有收到录用或退稿通知,作者有权另行处理,但需通知《核科学与工程》编辑部。退修稿逾期半年不修回者,本刊即作自动退稿处理;录用稿一经排版,作者要求退稿需部分补偿编辑部经济损失。

    2016年06期 v.36;No.142 899页 [查看摘要][在线阅读][下载 803K]
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