特约稿件

  • 高放废液贮存的安全保障

    李克平;

    后处理厂高放废液贮存安全管理至关重要。为保证高放废液贮存安全,需要严格控制工艺参数,采取相应的安全控制技术措施和管理措施。在工艺方面,需要严格控制液温、液位、氢气浓度和罐内负压等工艺参数;安全控制技术措施主要包括防止氢气燃爆,废液沉积,废液泄漏,贮罐腐蚀检测和辐射安全;安全管理措施主要包括核安全文化培养,建立经验反馈制度、巡回检查和现场测量制度,做好应急准备和加强辐射防护与监测等。

    2017年01期 v.37;No.143 1-4页 [查看摘要][在线阅读][下载 70K]
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反应堆工程

  • 压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

    钱虹;周蕾;房振鲁;

    针对核电站稳压器压力和水位的耦合现象对控制性能带来的影响,本文通过系统辨识得到加热器和上充阀门对稳压器压力、水位的被控特性数学模型,根据实验现象和耦合原理搭建出压力和水位的耦合数学模型,采用对角矩阵法得出解耦器并简化,在MATLAB/simulink仿真平台上验证基于此解耦器的稳压器压力和水位的解耦控制系统,取得了较好的解耦效果,提高了稳压器的控制性能,有助于核电站运行的稳定性和安全性。

    2017年01期 v.37;No.143 5-11页 [查看摘要][在线阅读][下载 280K]
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  • 蒸汽发生器传热管结垢厚度的涡流检测方法与应用

    姚传党;夏清友;王家建;曾玉华;刘欣;

    蒸汽发生器二回路中有较多的沉积物存在并危害传热管安全,利用涡流检测方法可以对传热管二次侧泥渣进行有效检测。通过模拟传热管结垢的不同厚度并进行实验,可获得厚度与幅值的对应关系。本文描述了对蒸汽发生器传热管结垢的检测方法及幅值与厚度的对应关系,为统计蒸汽发生器传热管外壁结垢情况提供了较为有效的参考基准量。

    2017年01期 v.37;No.143 12-16页 [查看摘要][在线阅读][下载 289K]
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  • 基于虚拟仪器技术的快堆组件形位测量控制系统研究

    刘云焰;孙玉;申凤阳;吴纯良;李兴;高继宁;谷春星;李国才;

    利用虚拟仪器技术,设计了一套快堆组件形位测量控制系统,用于中国实验快堆屏蔽层组件和反射层组件热冲击试验课题中组件形状尺寸测量。采用NI公司的数据采集卡实现了系统的硬件,采用Labview平台编制了系统的软件。该系统具有控制功能、测量功能和数据处理功能,实现快堆组件的偏心值、扭曲度和弯曲度等形状尺寸的测量功能。试验表明,该系统运行稳定、测量准确、功能齐全、安全测控,达到设计目的。

    2017年01期 v.37;No.143 17-22页 [查看摘要][在线阅读][下载 162K]
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  • CB20结构模块组安装施工技术分析

    安文斌;陈伟星;魏俊明;

    CB20模块是AP1000核电站非能动安全壳冷却系统(PCS)的钢结构水箱模块,它是一个多部件组合体,外形尺寸大,结构复杂,且要在现场露天组成一个整体,其中涉及组装、焊接、运输及吊装等环节,施工难度大。本文介绍了CB20模块的组装、运输、吊装和安装等施工工艺流程,分析了CB20模块施工的重点及难点,结合现场实际情况,提出一些应对措施,尤其是对其变形的控制方面。这为后续CB20模块组安装施工及其他大型模块施工起到一定的参考和借鉴作用。

    2017年01期 v.37;No.143 23-28页 [查看摘要][在线阅读][下载 391K]
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  • 压水堆核电站安全注入试验期间执行机构拒动和误动的干预对策分析

    闫明晶;朱增培;高原;

    安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作,一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或操作失误都可能导致试验失败,甚至可能导致一回路设备损坏;同时因安全注入试验将导致核电站主回路产生一次瞬态,对一回路设备冲击极大,所以安全注入试验必须保证一次成功。为了保证试验的真实性及完整性,提高试验的一次成功率,控制试验的风险,本研究针对以往项目执行该试验时存在的一回路水位过高及设备误动或拒动的难题,对试验方案进行了优化创新。该方案成功运用于阳江3号机安全注入试验,一定程度上解决了稳压器水位过高及设备误动、拒动的难题,获得了机组安全可控且试验顺利高效的效果,达到了同行领先水平。

    2017年01期 v.37;No.143 29-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 273K]
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  • 二级PSA中人员可靠性分析方法研究

    张佳佳;刘京宫;肖军;杨志义;种毅敏;

    在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸压为例,采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三种方法,分别进行了HRA,并给出相应的结论和建议。

    2017年01期 v.37;No.143 35-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 163K]
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反应堆物理

  • 基于中子噪声分析的某核电厂堆芯吊篮梁型振动特征研究

    杨泰波;刘才学;罗婷;简捷;

    研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法,通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位,分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率;利用该方法,计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势,结果说明了在反应堆正常运行状态下,随着堆芯燃耗的增加,吊篮梁型振动频率发生了微小漂移,频率变小,该频率处中子噪声功率谱幅度变大。

    2017年01期 v.37;No.143 42-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 283K]
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  • 秦山CANDU堆功率测量校正和控制改进

    熊伟华;

    本文介绍了秦山三核CANDU6堆功率测量、控制设备的分区布置,论述了反应堆功率控制信号的计算校正和反应堆的区域功率控制,从CANDU6核功率控制设备、堆物理角度浅析其实现分区精细控制的机理,并阐述了为了提高反应堆功率控制系统可靠性和安全性而进行的主要设计改进

    2017年01期 v.37;No.143 48-53页 [查看摘要][在线阅读][下载 222K]
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  • 放射性废液蒸发系统的操作条件选择

    唐杨;张永康;李振臣;

    在对放射性废液蒸发处理系统进行调试过程中,通过调节废液上料量、蒸汽发生器液位、一次蒸汽流量等系统参数来改变系统运行工况,得出各工况下的净化系数,分析系统净化效果的影响因素。调试结果表明:对于该系统,蒸汽发生器液位在500mm时净化系数最高;蒸发量为1m3/h时,净化系数最高;系统在变工况运行时产生波动,净化系数降低。系统原有两条控制联锁,为一次蒸汽流量与预热器出口温度、一次蒸汽流量与蒸汽发生器液位的联锁,仅此两条联锁对于系统的稳定性不够,且一次蒸汽控制液位的控制方式灵敏性差,滞后严重。文章通过分析系统运行各参数的关系,从系统运行稳定性和净化效果的角度,提出对该系统控制方式的合理改进——调整蒸汽发生器液位与上料量联锁控制。

    2017年01期 v.37;No.143 54-57页 [查看摘要][在线阅读][下载 138K]
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  • 聚变数据库系统FusionDB研发与应用

    王芳;胡丽琴;龙鹏程;邹俊;李春京;汪进;尚雷明;宋婧;程梦云;俞盛朋;郝丽娟;何桃;聂淼;薛峰;黄群英;吴宜灿;FDS团队;

    聚变研究和设计是一项需国内外广泛合作的系统工程,积累和共享数据是当前重要任务。为了更好地整合聚变数据,FDS团队设计和研发了集聚变数据和数据处理与分析软件于一体的聚变数据库系统FusionDB,系统涵盖了聚变堆设计与安全分析关键数据,是国际上首个包括核数据、材料数据、部件数据、聚变物理实验数据以及核计算仿真和可靠性与概率安全分析等功能的综合型聚变数据库系统。FusionDB已应用于国际热核聚变实验堆ITER、中国科学院FDS系列聚变堆概念设计与研究中。

    2017年01期 v.37;No.143 58-64页 [查看摘要][在线阅读][下载 223K]
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  • 基于切比雪夫有理逼近和矩阵自适应降阶的活化计算方法

    张彬航;郝丽娟;葛鹏;宋婧;何鹏;

    在核反应堆运行过程中,产生的大量中子对结构材料、回路中的腐蚀产物有很强的活化作用,从而对工作人员在运行、检修、退役等多个环节造成辐射危害。因此高精度、高效率的活化计算在反应堆设计和安全分析研究中有着重要的作用。切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)相比于传统的活化计算方法,不需要单独处理短寿命核素,具有计算速度快、精度高、步长包容性好的优点。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,采用切比雪夫有理逼近方法,并发展了基于深度优先搜索的活化链动态构建方法和大规模矩阵自适应降阶方法,进行了活化计算的初步研究。通过选用IAEA-ACB(International Atomic Energy Agency-Activation Calculation Benchmark)国际基准例题及压水堆燃料包壳材料例题,初步验证了该活化计算方法的正确性,且测试结果表明,本文发展的大规模矩阵自适应降阶方法能够有效的提高活化系数矩阵的求解效率。

    2017年01期 v.37;No.143 65-72页 [查看摘要][在线阅读][下载 426K]
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  • 基于GA的Tokamak聚变堆芯参数优化方法研究

    孙林;陈德鸿;王明煌;蒋洁琼;

    托卡马克(Tokamak)聚变堆芯参数优化设计是聚变及聚变驱动次临界堆设计的重要步骤之一。本文发展了基于遗传算法(GA)的堆芯参数优化方法并与中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队研发的系统程序SYSCODE堆芯物理模块相耦合,对堆芯参数进行优化。通过优化指定的聚变堆芯设计参数(如几何尺寸、等离子体电流、环向磁场等),并满足给定的约束条件,使得单个或多个目标达到全局"最优",对于堆芯设计具有一定参考价值。

    2017年01期 v.37;No.143 73-79页 [查看摘要][在线阅读][下载 260K]
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核安全

  • 严重事故管理导则入口条件研究

    冯上任;佟立丽;

    严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故堆芯剧烈氧化机理,得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果表明入口集管过冷度小于0且持续十几分钟,同时慢化剂系统的状态指示慢化剂液位低于6 900mm,可以作为严重事故管理的入口条件。最后,阐述了目前电厂EOP向SAMG转换的机制,并提出了改进的意见。

    2017年01期 v.37;No.143 80-86页 [查看摘要][在线阅读][下载 449K]
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  • M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析

    李精精;王辉;石雪垚;

    基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示:在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DDT准则数均不会超过1。即,所研究隔间内均可以排除燃爆转变风险。破口隔间内部氢气浓度分布主要受源项氢气浓度以及混合气体夹带作用的影响,不同位置的氢气浓度变化存在显著差别。安全壳大空间的氢气浓度呈层状结构,随着时间推移,层状结构向下推移,安全壳大空间氢气浓度分布呈均匀化趋势发展。

    2017年01期 v.37;No.143 87-93页 [查看摘要][在线阅读][下载 610K]
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  • 事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

    张姗姗;付亚茹;孙大威;梅其良;

    核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。

    2017年01期 v.37;No.143 94-100页 [查看摘要][在线阅读][下载 217K]
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  • LOCA和SGTR事故下破口尺寸计算方法研究

    刘新;陈先龙;高敬东;

    事故状态下一回路破口的大小直接影响到核电厂的安全屏障,对破口大小进行评估是核反应堆安全分析的重要基础,也是电厂应急响应小组的主要任务之一。通常考虑流入和流出一回路流体的质量平衡,用来计算破口流率。本文在总结一回路流体质量平衡计算方法的基础上进行深入研究,提出利用安注(SI)流量动态平衡进行破口尺寸估算的方法,同时利用信息开发技术将两种方法的计算过程程序化。最后,通过与法国SESAME系统的破口计算结果进行对比分析,同时验证了压水堆失水事故(LOCA)和蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中两种计算方法的准确性。

    2017年01期 v.37;No.143 101-105页 [查看摘要][在线阅读][下载 140K]
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  • 临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究

    邵增;易璇;霍小东;

    本文对临界安全基准实验国际评价中的迷宫实验进行了详细建模和验证计算,使用三维蒙特卡洛程序,采用两步法对中子探测器的读数进行了预测,并与实验结果进行了比较分析,统计了所有448个实验测点的计算偏差分布。通过总结临界事故报警系统在实际应用时位置选择和阈值设定的步骤,评价了本文所验证内容在上述过程中的作用。本文所开展的临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究是临界事故报警系统设置中一项基础工作,可以为实际应用提供计算精度的参考数据,也可以应用于中子屏蔽设施的评价工作。

    2017年01期 v.37;No.143 106-112页 [查看摘要][在线阅读][下载 193K]
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核电厂

  • 关于CPR1000核电机组低功率运行停运一台CRF泵的影响分析

    吴进国;王建国;

    文章对北方某核电站机组电功率850MW运行时停运一台CRF泵进行了分析,得出在保证设备可靠的情况下,停运一台CRF泵,机组可以正常运行,增加机组经济效益约6MWh;并对机组满功率时若单列凝汽器海水泄漏,一台CRF泵运行时,机组电功率的运行平台提供了借鉴。

    2017年01期 v.37;No.143 113-116页 [查看摘要][在线阅读][下载 197K]
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  • 核电厂及设备的寿期和剩余寿期预测分析方法的研究

    裴德强;茹善宏;方立宏;王崇;

    截至目前,全世界已有450多座在运核电厂,其中相当一部分核电厂是70年代建造的,这些核电厂已达到或接近预定寿期,在这种情况下,不对其设备进行寿期预测、评估而继续运行,对安全是极为不利的。而对于还没有到预定寿期的核电厂,为了安全管理的需要,其设备的寿期及剩余寿期也应预测。同时,也应对设备运行及核电厂运行的经济性如何这些人们普遍关心的问题进行预测。该文的目的是给出核电厂及其设备寿期与剩余寿期的预测方法。其方法是:通过对核电厂运行的经济性分析,给出预测核电厂寿期的方法;通过损坏计算法和概率统计法及设备运行费用经济性分析的方法给出核电厂的设备寿期与剩余寿期的预测方法;结果是:正确地给出了核电厂及其设备寿期与剩余寿期的预测方法;结论是:该方法适用于核电厂及设备,也适用于其他行业如化工行业的设施及设备。

    2017年01期 v.37;No.143 117-122页 [查看摘要][在线阅读][下载 117K]
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  • 核电厂电磁干扰根本原因分析及全流程化的应对策略

    庞松涛;熊国华;周舟;

    对核电厂的EMI事件进行了统计和分类,分析了不同类事件的根本原因,给出了应对方案。论述了核电厂建立全流程化EMI问题应对策略的必要性。而后从核电厂全流程化解决EMC问题的角度,提出了3个主要问题,并一一作了解答,为建立核电厂全流程化解决EMI问题应对策略提供了重要参考。

    2017年01期 v.37;No.143 123-128页 [查看摘要][在线阅读][下载 127K]
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核燃料

  • 重水堆钍铀燃料增殖循环方案研究

    杨波;施建锋;毕光文;汤春桃;

    论文的目的是研究重水堆钍铀燃料增殖循环方案。基于前期设计的技术路线,以CANDU-6堆芯为参考堆芯,研究了钍基堆芯燃料管理策略,分析了中子学特性,并对乏燃料特性进行了评估,包括放射性毒性、衰变热和伽马射线。在此基础上,建立了钍铀燃料增殖循环方案,其在可持续性关键指标方面优于常规天然铀一次通过循环。

    2017年01期 v.37;No.143 129-137页 [查看摘要][在线阅读][下载 524K]
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  • 基于现场总线的核燃料后处理全逆流混合澄清槽仪控系统研究与设计

    马世海;张博;李晓薇;

    针对核燃料后处理用全逆流混合澄清槽,提出了一种基于PROFIBUS DP现场总线和基金会现场总线(FF)的全总线式测控方法。给出了智能仪表选型方案和基于吹气装置的非接触式放射性参数测量方案;采用DeltaV系统设计了全总线控制系统,给出了PROFIBUS DP和FF总线的集成方案;分析了空气提升系统的特点,研究了前馈-反馈控制规律(FFC-FBC)并将其应用于恒液位的维持上,改进了原方案。

    2017年01期 v.37;No.143 138-144页 [查看摘要][在线阅读][下载 266K]
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  • 乏燃料后处理玻璃固化产品干法贮存通风方式优化研究及仿真模拟分析

    魏刚;王璐;

    本文介绍了高放发热体干法贮存的一般通风形式,采用隔热材料优化自然通风方式,并运用CFD技术对其进行模拟计算分析。研究发现采用隔热措施能有效降低发热体对混凝土结构的热影响,强化自然通风,达到节能和降低运行维护费用的效果。

    2017年01期 v.37;No.143 145-153页 [查看摘要][在线阅读][下载 954K]
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  • 混合能源堆裂变包层核燃料成本分析

    刘国明;邵增;

    混合能源堆裂变包层燃料管理策略是:对乏燃料做后处理,得到的回收燃料作为下一循环的燃料,据此开展裂变包层的燃耗性能分析。在此基础上建立了针对混合能源堆的燃料循环成本分析模型:建立核燃料循环图,进行物料衡算,并分析燃料管理方案的单位发电量的燃料消耗量,根据市场价格,得到最终的核燃料成本。根据燃料循环成本分析结果,对影响较大的因素,如天然铀采购单价、乏燃料后处理单价、燃料制造单价等参数进行敏感性分析,得到燃料成本根据各价格参数变化规律。

    2017年01期 v.37;No.143 154-160页 [查看摘要][在线阅读][下载 281K]
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核技术

  • 900 MW压水堆一回路系统水锤特性研究

    徐维晖;梁诚胜;王为术;路统;郭会军;

    针对压水堆水力过渡过程,建立了三环路900 MW压水堆一回路系统水锤完整的数理模型及边界条件。采用特征线法,开发了FORTRAN水锤仿真程序,并对三泵并联在启动和切换工况下的水锤特性进行了数值研究。研究发现启动和切换过程中,发生2次流量突变、流向逆转、压差突变和振荡;流量突变和逆转均发生在阀门关闭支路,呈振荡衰减的波动趋势,最大倒流流量达1 370 m3/h;压差突变发生在后启动支路,压差振荡最大值达40kPa;并联泵启动方式决定倒流流量和压差突变大小。

    2017年01期 v.37;No.143 161-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 220K]
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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

    2017年01期 v.37;No.143 170页 [查看摘要][在线阅读][下载 290K]
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