反应堆工程

  • 一种基于混合传导模型的一回路结构材料腐蚀-活化-迁移模型及其应用

    鲍一晨;石秀强;胡华四;贾佳;莫舒然;

    为了定量分析反应堆冷却剂加锌工艺对一回路系统堆芯外放射性水平的影响,本文结合描述材料微观腐蚀过程的混合传导模型(MCM)和描述腐蚀产物活化、迁移及沉积的宏观输运模型,形成了能够系统性描述一回路结构材料腐蚀-活化-迁移的联合模型,并通过遗传算法分析及文献调研确定模型各主要参数。经校验表明该模型能够有效计算正常运行工况下一回路中结构材料的均匀腐蚀程度,同时也能给出结构材料表面沉积层的放射性活度分布。使用该模型对加锌前后系统内不同分区的活度分别进行了计算,结果表明加锌工艺能显著降低一回路堆芯外放射性水平。

    2017年02期 v.37;No.144 169-175页 [查看摘要][在线阅读][下载 1390K]
    [下载次数:124 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • Abrahamson相干模型对核电站构筑物埋置地下部位抗震响应的影响

    徐征宇;李忠诚;

    本文采用Abrahamson的空间相干性模型,并考虑基础埋置效应,针对硬岩、软土厂址对核电站构筑物开展空间相干性地震反应谱分析,评估其非一致性对于埋置部位的地震响应谱影响情况,并得出对于低频区段地面的空间非一致性影响反应谱程度与埋置面接近;而高频区段地面的空间非一致性影响反应谱程度比埋置面要大的结论。

    2017年02期 v.37;No.144 176-181页 [查看摘要][在线阅读][下载 2752K]
    [下载次数:50 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于TRACE/FLICA Ⅲ-F程序的国产先进压水堆全失流事故分析研究

    贾斌;乔雪冬;高新力;石兴伟;靖剑平;张春明;

    国产先进压水堆相比于传统压水堆,系统设备与运行参数均有较大变化,对其开展事故分析研究非常必要。本文首先应用最佳估算系统分析程序TRACE对国产先进压水堆机组进行详细建模,之后根据机组安全分析报告中的分析假设,选取全失流事故进行瞬态分析研究,然后应用FLICA Ⅲ-F程序进行事故瞬态堆芯DNBR分析研究,最终得到的结果可以满足全失流事故验收准则最小DNBR限值1.19的要求。接下来以上研究基础上,选取更加保守的全失流事故分析假设,进一步开展事故分析研究,发现研究结果仍然满足全失流事故验收准则的要求,表明国产先进压水堆机组在全失流事故下安全可靠。

    2017年02期 v.37;No.144 182-188页 [查看摘要][在线阅读][下载 2914K]
    [下载次数:231 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 压水堆棒控系统动力熔断器烧毁原因分析及维修策略改进

    丁俊超;李勇;浦黎;

    对某核电厂反应堆棒控系统动力熔断器烧毁事件进行根本原因分析。通过对反应堆棒控系统原理和熔断器所在电路的分析,结合熔断器熔断特性和可控硅导通与关断特性,实测数据验证动力熔断器烧毁根本原因是可控硅性能异常导致相邻两相电压短路,相间短路造成两相动力熔断器瞬间熔断。并给出反应堆棒控系统维修策略改进建议。

    2017年02期 v.37;No.144 189-198页 [查看摘要][在线阅读][下载 2652K]
    [下载次数:42 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

    杜宇;刘勇;丁小川;

    福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。

    2017年02期 v.37;No.144 199-202页 [查看摘要][在线阅读][下载 81K]
    [下载次数:128 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:7 ] |[阅读次数:1 ]

反应堆物理

  • 慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

    高鑫;刘国明;蔡光明;

    负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础,也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内,启动阶段的低功率状态下,存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值,以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与硼浓度关系的研究,提出慢硼系数这一概念,并研究了慢硼系数与功率、燃耗、硼浓度的关系,进而得到了慢硼系数修正公式。最后给出了保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值的计算公式及速算公式,并验证了速算公式的保守性和适用性。

    2017年02期 v.37;No.144 203-209页 [查看摘要][在线阅读][下载 1117K]
    [下载次数:100 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • HTR-10一回路流量变化试验的模拟

    陈福冰;董玉杰;张作义;郑艳华;石磊;李富;

    10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座高温气冷堆。一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一,该试验不仅证明了反应堆的功率自调节性能,也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况,利用THERMIX程序对一回路流量变化试验进行了模拟,分析了反应堆主要参数的变化。关于反应堆功率,计算结果与试验结果符合得很好,证明程序能够满意地再现HTR-10在该试验中的动态特性。试验过程中,燃料元件中心最高温度始终低于1 230℃的温度限值。

    2017年02期 v.37;No.144 210-214页 [查看摘要][在线阅读][下载 1276K]
    [下载次数:162 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于压水堆运行反馈的~(14)C源项研究

    付鹏涛;蔡德昌;

    本文阐述了压水堆中~(14)C产生机理,建立了~(14)C产生量的计算模型和方法。通过对德国和法国大量压水堆的气相~(14)C排放量进行统计分析,得到法国和德国压水堆的气相~(14)C年排放量平均值为217GBq/(GWe·a),提出气相~(14)C最大排放量可取平均值的1.4~1.7倍的经验方法。结合理论计算,指出固相和液相~(14)C可能占~(14)C总产生量的20%以上。研究表明,引起同类压水堆中气相~(14) C年排放量在较大范围变化的主要原因是机组运行中放射性废气排放管理的不确定性,而不是由于冷却剂氮浓度变化。本文的研究方法和结论对于压水堆设计具有普遍适用性,可用于三代压水堆的放射性流出物设计和工程评审。

    2017年02期 v.37;No.144 215-222页 [查看摘要][在线阅读][下载 1396K]
    [下载次数:87 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 液态铅铋共晶合金中纳米颗粒的热泳运动研究

    陈娟;周涛;方晓璐;王尧新;杨旭;

    采用液体中的固体颗粒热泳理论,对铅铋共晶合金(LBE)中金属纳米颗粒的热泳现象进行研究。计算LBE中不同种类纳米颗粒的热泳速度,并观察不锈钢纳米颗粒在不同流体中的热泳速度。对LBE中不同种类纳米颗粒热泳速度的计算结果表明,LBE中纳米颗粒的热泳速度随着温度梯度的增加而增加,随粒径的减小而增加;不锈钢颗粒的热泳速度要比碳纳米管颗粒低两个量级,与铜纳米颗粒的热泳速度相近。对不锈钢纳米颗粒在不同流体中热泳速度的计算结果表明,不锈钢颗粒在LBE中的热泳速度要比在水和四氟乙烷中低1个量级,比在机油和乙基乙二醇中高2个量级。

    2017年02期 v.37;No.144 223-228页 [查看摘要][在线阅读][下载 814K]
    [下载次数:155 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
  • 蒸汽发生器干燥器CFD模拟分析

    莫少嘉;左超平;王丙鸿;

    为了研究蒸汽发生器干燥器的负荷分布特性,采用计算流体动力学(CFD)软件ANSYS CFX12.1,对CPR1000蒸汽发生器干燥器进行单相流场分析,得到其流场分布,对干燥器的负荷不均匀性及分离性能进行了评估分析。此外,通过与无均汽网模型的计算结果进行对比,分析均汽网对于干燥器负荷分布及分离性能的重要性,并提出了均汽网设计的改进方法。

    2017年02期 v.37;No.144 229-234页 [查看摘要][在线阅读][下载 2911K]
    [下载次数:151 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]

核聚变

  • 基于SuperMC的ITER下窗口生物屏蔽插件屏蔽分析

    庄思璇;宋婧;杨琪;俞盛朋;郑晓磊;

    在国际热核聚变实验堆(ITER)中,窗口生物屏蔽插件需为电子设备和工作人员提供必要的辐射屏蔽防护。基于中子学分析的生物屏蔽插件设计是ITER设计的重要内容。本文基于超级蒙卡核模拟软件SuperMC,在ITER大厅三维中子学模型中整合了ITER设计整合部门(DIN)最新设计的下窗口生物屏蔽插件模型,对四种下窗口生物屏蔽插件进行了屏蔽分析。分析结果显示,低温恒温器低温泵生物屏蔽插件中子屏蔽性能最好,室内监视系统生物屏蔽插件屏蔽性能最差;室内检视系统生物屏蔽插件停堆剂量率最小,环形低温泵生物屏蔽插件停堆剂量率最大。在SA2辐照方案下,停堆12天后,环形低温泵生物屏蔽插件处停堆剂量率超过规定限值20倍。分析结果表明,ITER下窗口生物屏蔽插件设计有待优化。

    2017年02期 v.37;No.144 235-241页 [查看摘要][在线阅读][下载 1845K]
    [下载次数:101 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 混合评价核数据库系统HENDL3.0研发及其在先进核能系统设计中应用

    吴宜灿;邹俊;郝丽娟;王明煌;杨琪;宋婧;汪进;尚雷明;龙鹏程;王芳;胡丽琴;何桃;FDS团队;

    FDS团队结合聚变堆、先进裂变堆、聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等核能系统对应用核数据的需求,设计开发出混合评价核数据库HENDL。HENDL包括输运核数据库、嬗变与活化核数据库、辐照损伤核数据库等,并针对先进核能系统的物理特点,从能量自屏效应、热散射效应、温度多普勒效应等方面进行了精确的截面修正。HENDL已通过国际基准模型与实验的验证与确认,并在ADSCLEAR、FDS-SFB为代表的重大核工程与核能研究中得到了广泛应用。

    2017年02期 v.37;No.144 242-249页 [查看摘要][在线阅读][下载 1117K]
    [下载次数:171 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:7 ] |[阅读次数:0 ]

核安全

  • 大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究

    石兴伟;兰兵;靖剑平;毕金生;张春明;

    应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象,对事故进程进行模拟,对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明:1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率,将加速堆芯的恶化;2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化,共产生550.99kg氢气;3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑,堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程;4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。

    2017年02期 v.37;No.144 250-256页 [查看摘要][在线阅读][下载 2881K]
    [下载次数:165 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于有限元分析法的钠火事故下钢覆面完整性分析

    朴君;杜海鸥;

    中国实验快堆钠工艺间的钢覆面结构是防止泄漏的钠与混凝土接触的重要屏障,其完整性直接关系到钠火事故下建筑结构的完整性和可靠性。本文以中国实验快堆309管廊间作为研究对象,梳理了可能破坏钢覆面结构完整性的各项因素,基于池式钠火分析软件的输出结果,在建立钢覆面破损二维瞬态模型的基础上,利用ANSYS热-结构耦合功能系统地分析了钢覆面的应力集中区的产生规律。研究表明,在发生超设计基准的钠泄漏钠火事故时,钢覆面上的漏钠燃烧持续30min后,其厚度从3 mm腐蚀至1.53mm,并在两块钢板的焊接部两端出现应力集中区,最大应力超过了材料的屈服强度,材料发生塑性变形,存在断裂的风险。本文的研究结果对后续快堆钢覆面结构的设计和安全评定方面具有一定的参考价值。

    2017年02期 v.37;No.144 257-262页 [查看摘要][在线阅读][下载 1914K]
    [下载次数:73 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 双堆布置核电厂公用设施对双堆超设计基准事故缓解的影响和改进

    吴宇翔;张国强;张雪霜;

    福岛事故后,同一厂址多台机组同时发生超设计基准事故(包括严重事故)的后果开始受到关注,为此需要从设计上保证核电厂事故应对措施的独立性。我国运行和在建的大部分核电厂为双堆布置的二代改进型核电厂。分析表明,水压试验泵和安全壳过滤排放系统(EUF)为双堆公用,对双堆超设计基准事故的应对能力存在影响。进而研究了这两个公用设施在现有电厂中的潜在改进选项,从尽量减少硬件改动的目的出发提出了最可能的改进方案。其中EUF交替排放仅仅通过操作规程的变化,凭借一套公用系统即可实现双堆的卸压目的。进一步计算也证明,合理选取交替排放的时间窗口,EUF交替排放在最保守及最现实的事故情况下均能确保双堆安全壳的安全。

    2017年02期 v.37;No.144 263-270页 [查看摘要][在线阅读][下载 1254K]
    [下载次数:79 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • “压力阱”控制方案对安注系统影响的评估——大亚湾核电站防一回路安注管线热疲劳现象改进

    庞松涛;熊国华;周舟;

    对防一回路安注管线热疲劳现象的"压力阱"功能及其对安注的影响进行了全面分析,提出了3种不同的控制和布置方案。通过查阅大量的相关资料和文献,在事故情况下,对比了3种不同方案的优缺点,确定了最优的系统设计方案。这种论证方法对于核电站专设安全设施的相关改进具有借鉴意义。

    2017年02期 v.37;No.144 271-275页 [查看摘要][在线阅读][下载 385K]
    [下载次数:98 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]

核电厂

  • 核电厂地震概率安全评价中的电气设备易损度计算

    宋济;齐索妮;姚立珊;

    随着福岛事故的发生,核电厂外部事件概率安全评价工作的重要性被各国核安全当局所认同。而地震,作为核电厂最为主要的外部事件,其对应的概率安全评价工作便更为人们所重视。易损度计算是完成地震概率安全评价的关键技术环节,其结果将被使用作概率安全评价事故序列模型的输入条件。因此,易损度计算的准确性和正确性对地震概率安全评价工作最终结论的影响也就不言而喻了。本文首先总体性介绍了设备易损度计算的基础数学模型,随后详细描述了核电厂地震概率安全评价中电气设备易损度计算的操作步骤,并重点探讨了电气设备功能失效模式下对试验反应谱和要求反应谱的处理简化技巧,最后通过具体算例阐述了电气设备易损度计算过程中的注意事项和简化技巧应用。

    2017年02期 v.37;No.144 276-286页 [查看摘要][在线阅读][下载 1634K]
    [下载次数:123 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • 地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

    孔翔程;邹志强;武铃珺;蒋孝蔚;张航;李翔;

    核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势,可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证,证明该系统可以有效实现三大安全功能,是适合于地下核电站的安全系统。

    2017年02期 v.37;No.144 287-292页 [查看摘要][在线阅读][下载 466K]
    [下载次数:78 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂新型H形防甩击件研究

    徐国飞;盛锋;陈昊阳;

    本文阐述一种核电厂用创新型H形防甩击限制件(以下简称防甩击件)设计与研究。首先对新型H形防甩击件设计提出了性能要求并进行了结构设计,然后用动态分析软件模拟其力学性能(载荷位移)曲线,获得平稳的载荷位移曲线,从理论上证明该新型结构适用于防甩击件。最后进行实际模拟件试验,将试验结果与力学分析结果对比,从而验证理论分析的正确性,最终获得一种载荷位移曲线平稳且满足使用要求的新型防甩击件。

    2017年02期 v.37;No.144 293-301页 [查看摘要][在线阅读][下载 2804K]
    [下载次数:95 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:6 ] |[阅读次数:0 ]
  • 秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

    罗文;宋英明;邹树梁;周剑良;丁谦学;高庆瑜;

    针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。

    2017年02期 v.37;No.144 302-307页 [查看摘要][在线阅读][下载 1152K]
    [下载次数:236 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]

核燃料

  • 高燃耗乏燃料运输容器结构设计研究

    殷勇;李其朋;马庆俊;

    随着中国压水堆核电站核燃料燃耗不断增加,高燃耗乏燃料运输容器在燃料后端物流中必不可少。本文介绍了高燃耗乏燃料运输容器的结构设计要求、结构特点、功能和性能参数;详细阐述了乏燃料运输容器满足各种工况下的结构强度要求。通过数值分析和相应试验,论证高燃耗乏燃料运输容器结构设计的合理性及结构安全分析方法的正确性,验证该设计能够满足放射性物质运输标准要求。

    2017年02期 v.37;No.144 308-313页 [查看摘要][在线阅读][下载 2059K]
    [下载次数:393 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:7 ] |[阅读次数:0 ]
  • VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算

    谢江山;王志兵;李中华;丁长龙;易柏元;

    本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算是合理的,可以有效指导该类型机组大修期间的燃料缺陷的辐射风险控制。

    2017年02期 v.37;No.144 314-319页 [查看摘要][在线阅读][下载 262K]
    [下载次数:59 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 先进聚合物可燃毒物燃耗特性分析

    谢明亮;陈玉清;于雷;

    针对当前新提出的先进聚合物材料(PACS),分析聚合物可燃毒物的材料特性与慢化特性,基于秦山核电厂与Crystal River Three两类堆型燃料组件,对比分析采用不同类型可燃毒物材料时组件的燃耗特性。结果表明:聚合物材料的慢化特性随含氢量呈线性变化关系,调节聚合物分子组成可以改变毒物的燃耗特性。相对传统的可燃毒物材料,先进聚合物可燃毒物体现了良好的毒物特性,全寿期具有更低的局部功率峰,在燃耗初期PACS聚合物可燃毒物有较低的初始k_(inf)值,而在燃耗后期释放高于1%的k_(inf)值,可燃吸收体核素B-10消耗更加充分,且具有较大的热通量,可提高热中子利用率,并促进裂变核素Pu的消耗。

    2017年02期 v.37;No.144 320-326页 [查看摘要][在线阅读][下载 2175K]
    [下载次数:101 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • 弥散型燃料中Zr与Gd_2O_3的相容性研究

    唐明国;刘云明;王鹏;吴世洪;段盼盼;杨静;张雨;

    采用包覆热轧法制备了Zr/Gd_2O_3扩散偶,分别在673K和1 073K温度下对Zr/Gd_2O_3扩散偶进行了不同时间的扩散热处理。采用金相显微镜(OM)初步观察Zr/Gd_2O_3界面特征,用场发射扫描电镜(SEM)进一步观察Zr/Gd_2O_3界面形貌,用能谱仪(EDS)分析Zr/Gd_2O_3界面附近元素分布情况,并从热力学角度分析了Zr与Gd_2O_3的相容性。结果表明:2种温度下Zr与Gd_2O_3的相容性很好。

    2017年02期 v.37;No.144 327-332页 [查看摘要][在线阅读][下载 2736K]
    [下载次数:75 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核燃料棒温度场和系统熵增分布计算与研究

    张功伟;张钧波;张敏;

    基于热力学第二定律以及压水核反应堆燃料棒稳态传热偏微分方程的一般形式,通过熵增的数值计算,讨论分析燃料棒内热量的传递过程和方向,以及能量品质的得失。先对典型二维矩形域传热问题进行数值计算,并采用解析解对该数值方法进行了验证。然后对含有内热源的单根燃料棒进行传热计算,讨论其温度和熵增分布情况,通过熵增云图分析可以展现燃料棒内热量的传递过程和品质变化,为核反应堆热工设计提供有益参考。

    2017年02期 v.37;No.144 333-339页 [查看摘要][在线阅读][下载 1179K]
    [下载次数:132 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]

  • 《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。

    2017年02期 v.37;No.144 342页 [查看摘要][在线阅读][下载 318K]
    [下载次数:14 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据