特约稿件

  • 防裂抗渗复合材料对改进核电厂用混凝土性能的影响

    沈文龙;程书剑;黄士奎;张士野;蒋红星;

    在核电工程建设中,混凝土的性能对核电厂全寿期的安全高效运行具有重要影响。DW-n防裂抗渗复合材料是一种新型的混凝土添加材料,具有更高的力学性能及粘结度等特性。本研究通过掺加DW-n防裂抗渗复合材料的混凝土试块与山东海阳核电站一期工程中实际使用的混凝土进行实时比对试验,定量分析了掺加DW-n防裂抗渗复合材料对核电厂用混凝土各项性能的影响,得出此种新型防裂抗渗复合材料能够优化核电厂用混凝土各项性能的结论。

    2018年01期 v.38;No.149 1-8页 [查看摘要][在线阅读][下载 1068K]
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反应堆热工水力

  • 模化流速对反应堆整体水力学特性影响的研究

    彭帆;邢军;汪春宇;苏前华;卢冬华;

    本文采用理论分析和数值模拟方法对反应堆1/3缩比模型的整体水力学特性进行了研究,主要分析不同模化流速对反应堆的压降、入口流量分配及下腔室交混特性的影响,理论和模拟分析结果表明:当流速满足反应堆模型雷诺数大于临界雷诺数条件时,堆芯前的流动进入自模区,不同流速对整体水力学特性无明显的影响。本研究结果可为反应堆整体水力学实验模化流速的选择提供依据。

    2018年01期 v.38;No.149 9-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 2572K]
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  • 核动力装置热效率及总体积的双目标优化设计

    李贵敬;肖宇鹏;

    提高核动力装置热效率是核工程领域一直追求的目标。如能在提高热效率的同时,达到减小核动力装置尺寸,则不仅可以提高经济性,而且可以降低大型设备的制造、安装等方面的难度。因此,有必要借助优化算法开展以核动力装置热效率、体积为评价准则的双目标实例优化设计研究,寻找核动力装置实例设计参数的最佳组合。以此为背景,通过构建一种评价——优化耦合模型,实现了核动力装置的双目标实例优化设计。将优化程序模块与核动力装置双目标评价模型相耦合,并基于C#语言开发了计算程序,得到优化结果。其中,核动力装置双目标评价模型包括核动力装置热效率计算模型及体积评价模型。热效率计算模型是依据等效热降理论确定的,一种计算各级抽汽量的矩阵分析方法。此外,体积估算模型结合了回热、再热设备、主冷却剂泵数学模型,及其他已建立的设备数学模型,包括反应堆堆芯、蒸汽发生器、稳压器、反应堆冷却剂管道、反应堆压力容器、冷凝器、汽轮机,同时充分考虑了各设备之间的耦合关系。经优化计算,在满足结构和性能的约束条件下,核动力装置双目标最优设计方案的热效率提高近1.5%,装置总体积降低近10.3%。优化结果可为核动力装置小型化设计研究提供参考。

    2018年01期 v.38;No.149 18-26页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K]
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  • 带定位格架的类三角形子通道内超临界水流动传热数值研究

    徐维晖;侯彦亮;王为术;马自强;

    针对超临界反应堆类三角形子通道的传热和流动特性,数值研究了不同栅距比定位格架作用下子通道内超临界水的流动传热特性、二次流及流动阻力特性。研究结果表明:定位格架对子通道内超临界水的换热影响显著;不同栅距比下的壁面温度、换热系数的轴向分布都具有相同的趋势,定位格架附近壁面温度下降,换热系数上升;定位格架下游壁面温度分布不均匀,且不均匀程度随栅距比减小而更加明显;定位格架下游截面形成四个对称旋涡,栅距比较小时,二次流强度较大;不同栅距比堆芯子通道流动阻塞率不同,流动阻力随栅距比减小而增大。

    2018年01期 v.38;No.149 27-33页 [查看摘要][在线阅读][下载 891K]
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  • 乏燃料贮存格架热工水力分析

    王明远;戚小英;王亮亮;谭经耀;高亚甫;

    通过计算流体力学的方法对新型国产乏燃料贮存格架进行热工水力分析,评估新型CPR乏燃料贮存格架在乏燃料池中的局部热工性能,计算在最大水力阻力下,包含放热量最大的乏燃料组件的格架贮存单元的局部最高温度。同时,经过理论计算分析了乏燃料池失去冷却水的极端工况下,乏燃料池的沸腾时间和贮存格架裸露时间。数值计算应用CFX流体分析软件,基于多孔介质模型完成计算分析。分析结果表明乏燃料池局部最高温度低于当地压力下水的饱和温度,满足格架的应用要求;在功率运行工况下失去冷却水,乏燃料水池沸腾时间足以用于采取有效措施应对极端工况。

    2018年01期 v.38;No.149 34-39页 [查看摘要][在线阅读][下载 1394K]
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反应堆工程

  • 连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额计算

    彭钢;

    缓发中子有效份额是反应堆物理计算的一项重要参数,本文开展了基于连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额的计算模型研究,主要物理模型有:瞬发法、能谱替换法、缓发中子有效记录法、直接法、迭代裂变概率法等几种方法。验证工作在多个基准题、高通量工程试验堆和核电站堆芯上完成,从结果看来,基于迭代裂变概率的缓发中子理论模型和实验结果符合得比较好,其他几种方法的精确度各不相同。另外,还得到了基于六组缓发中子有效份额、多核素和多栅元的缓发中子有效份额分布计算结果,给出了基于全堆芯细致分布的缓发中子有效份额分布。从方法上克服了原来确定论计算中,由于采用均匀化方法而不能给出按核素和栅元分布的不足。

    2018年01期 v.38;No.149 40-48页 [查看摘要][在线阅读][下载 796K]
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  • 非能动余热排出系统设计容量论证方法研究

    冉旭;李峰;张丹;张卓华;

    国产三代自主化核电项目华龙一号的设计特点之一是采用能动与非能动相结合的安全设计理念,其中,为对抗全厂断电事故,增设了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。非能动系统运行特殊,并且华龙一号的二次侧非能动余热排出系统是国内大型核电厂中的首次应用,因此,需要建立一套非能动余排系统的设计方法。本文针对华龙一号PRS的设计容量展开研究,摸索出一套论证方法,从安全功能出发,抓住影响余排系统设计容量的主要因素,确定其设计容量为1.8%FP,并探讨了非能动余排系统安全功能拓展后的设计容量,为该系统的后续工程具体方案设计提供基础。

    2018年01期 v.38;No.149 49-53页 [查看摘要][在线阅读][下载 716K]
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  • 平行喷口流动引起温度振荡流固热耦合数值模拟研究

    曹琼;陆道纲;常牧;

    本文基于FLUENT软件,采用大涡模拟(LES)方法对平行喷口冷热流体搅混产生的流固热耦合现象进行了数值模拟。首先将模拟值与实验值进行了对比,验证了模拟方法的正确性。其次,针对多种入口工况进行计算和分析,得出:某一时刻,流体温度处于波谷时,热量从固体传递给流体,下一时刻,当流体温度处于波峰时,热量则从流体传递给固体,故而形成了流固间周期性的热传递现象;随着固体厚度的增加,温度振荡的振幅呈非线性减小,但频率不变;随着入口速度的增加,流体和固体温度振荡的主频逐渐增大,当速度从0.5 m/s变化到1.5 m/s时,主频率可从2 Hz升高到11 Hz。

    2018年01期 v.38;No.149 54-59页 [查看摘要][在线阅读][下载 2135K]
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  • 脉冲沉淀反应器系统脉冲周期对搅拌影响的模拟

    王广开;颜拥军;刘萌飞;

    脉冲沉淀反应器系统利用脉冲气体搅拌改善混合效果,提高反应效率,得到目标沉淀物。脉冲发生器高低压气室机构的开度变化,影响脉冲沉淀反应器进气口压力能量变化,进而影响气动搅拌及混合效果。在已知设备参数的基础上,利用CFD技术模拟计算不同脉冲周期对搅拌效果的影响,通过对脉冲压力变化、水相平均分数、垂直方向分速度以及沉淀反应器中水分体积变化等参数的比对分析,确定最佳脉冲周期为1.2 s。

    2018年01期 v.38;No.149 60-68页 [查看摘要][在线阅读][下载 2502K]
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核聚变

  • 基于CAD的内耦合严格两步法停堆剂量率计算方法研究

    宋翰城;龙鹏程;吴斌;孙国民;甘佺;郝丽娟;

    核装置尤其是聚变装置中结构材料的辐照活化问题,对核装置的辐射安全具有重要影响。停堆剂量率是材料辐照活化计算中的重要参数,也是聚变堆设计的重要参考依据。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC的中子/光子输运计算功能和中子活化计算功能,开展了严格两步法停堆剂量率计算方法研究。与传统的输运-活化程序外耦合方法相比,本文发展了一种基于CAD的内耦合严格两步法停堆剂量率计算方法,直接基于CAD模型进行网格材料映射,并支持扇形圆柱源抽样,在提高易用性和灵活性的同时,消除了传统方法在圆柱坐标系活化区计算的不足和处理复杂几何时的局限性。最后利用国际热核聚变实验堆ITER发布的停堆剂量率计算基准例题进行了校核计算,计算结果表明了该方法的正确性和可靠性。

    2018年01期 v.38;No.149 69-74页 [查看摘要][在线阅读][下载 856K]
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  • 基于氘氚聚变中子源的双功能锂铅包层(DFLL-TBM)模型中子学实验

    熊厚华;陈思泽;王永峰;刘超;蒋洁琼;

    为了验证双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)的中子学设计,中国科学院核能安全技术研究所·FDS凤麟核能团队利用14 MeV中子源开展了DFLL-TBM模型的中子学实验。实验中分别利用In、Al、Nb活化片和~6Li玻璃探测器测量了DFLL-TBM中子学实验模型中不同深度3个位置的活化反应率和产氚率。并利用蒙特卡洛模拟程序Super MC和FENDL3.1数据库进行了相应的模拟计算,计算值和实验值比较在10%以内吻合。结果表明计算值与实验值符合较好,所采用的计算程序和数据库适用于DFLL-TBM的计算设计。

    2018年01期 v.38;No.149 75-80页 [查看摘要][在线阅读][下载 1690K]
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  • ITER核安全许可实践对中国CFETR的借鉴性初步研究

    沈欣媛;王海霞;孟孜;陈志斌;胡丽琴;蒋洁琼;郁杰;

    中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监管要求和许可制度。通过梳理消化国际热核实验堆(ITER)在法国核安全监管体系下的许可审查程序、文件准备及与核安全当局的对话等相关实践,就装置属性、国家许可要求对于聚变堆适用性、核安全许可技术等方面探索ITER许可经验对于中国CFETR的可借鉴性,构建CFETR亟需重点开展的核安全问题及安全技术研究建议,有利于为CFETR的聚变监管要求和许可技术研究提供理论依据和技术支持。

    2018年01期 v.38;No.149 81-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 692K]
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  • 核电厂数字化仪控系统动态流程图方法分析研究

    孙金龙;陈卓;赵博;杨健;

    传统静态故障树方法对数字化仪控系统(DCS)的可靠性评价存在较大局限性,尤其是对包含动态特性和反馈信号的控制系统。作为新型概率安全分析方法的动态流程图法(DFM)具有动态特性,可表征系统变量和时间的关系、模拟逻辑信号控制,能够综合分析评价软件失效、硬件失效以及外部环境对系统可靠性的影响。本文选取CNP1000稳压器压力控制系统作为分析对象,假设发生稳压器高压信号缓解失效事件;分别应用DFM机制和故障树机制对其进行PSA建模分析,计算得到各自顶事件的发生概率、质蕴含与最小割集。最后通过两种模型结果的对比,总结分析出DFM方法较传统故障树方法的优势之处。

    2018年01期 v.38;No.149 99-106页 [查看摘要][在线阅读][下载 743K]
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核电厂

  • 动态流图法对核电厂数字化仪控系统的可靠性评价

    周世梁;王浩;田聪;

    基于软件和微处理器的数字化技术已广泛应用于核电厂仪表与控制(I&C)系统。近十年来,在建或部分已投运的核电厂均已采用全数字化仪表与控制系统(DI&CS)进行参数的监控与控制。核电厂控制系统的全数字化极大提高了控制系统的性能。由于DI&CS运行过程中存在动态交互,传统静态故障树分析(FTA)不能描述这种动态的交互特性,而动态流图法(DFM)可较好地描述系统间的各种动态交互。因此采用DFM评价核电厂DI&CS自动功率控制系统(APC)的可靠性。给定三组初始条件,即传感器故障、输出闭锁装置与主处理器故障和主辅处理器故障,利用DFM的归纳分析,得出了存在对应故障情况下控制棒实际位移与正常条件下的偏差;给定义当前时刻控制棒实际位移较正常条件下偏小的顶事件,利用DFM演绎分析,得出顶事件发生贡献最大的原因为当前时刻SRB(输出闭锁装置)切换失效,主处理器输出偏小,其他节点正常的故障组合。

    2018年01期 v.38;No.149 88-98页 [查看摘要][在线阅读][下载 838K]
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核安全

  • 压水堆核电站氚排放源项计算模型参数灵敏度分析

    乔亚华;叶远虑;王亮;何亮;余少青;王昆鹏;刘福东;陈鲁;

    氚是核电站运行过程中向环境中排放较大的放射性核素之一,控制核设施中氚的产生和排放量越来越引起人们的重视。本文通过分析核电站产生氚的主要途径,建立了5种产氚途径的7个计算模型,并对计算模型中重要参数的灵敏度进行了分析。结果表明:在计算氚的产生量时,参数的灵敏度依次是~7Li所占百分比、等效满功率天数、初始锂浓度、氚从可燃毒物棒中释放到主冷却剂中份额、氚从燃料释放到冷却剂中份额;~7Li所占百分比对氚的产生量特别灵敏,等效满功率天数对所有途径的产氚量都有影响。

    2018年01期 v.38;No.149 107-113页 [查看摘要][在线阅读][下载 968K]
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  • 船用堆断电事故仿真及源项滞留分析

    晏峰;陈力生;张帆;

    以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次之,回路滞留量最少;各放射性核素在系统中滞留量也不相同,惰性气体滞留比例最小,仅为0.338 2%;卤素滞留量也相对较小,为3.848%;其余核素滞留比例都较高。本文研究结果可为进一步事故缓解研究及船外应急研究提供依据。

    2018年01期 v.38;No.149 114-121页 [查看摘要][在线阅读][下载 999K]
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核燃料

  • 燃料元件工程应用审评实践研究

    刘宇生;李铁萍;潘昕怿;许超;

    在梳理不同国家燃料元件设计安全要求的基础上,本文总结了燃料元件总的安全要求,分析了美国核管会标准审评大纲中对燃料元件及燃料系统设计评价和验收准则的要求,结合其规定的审评原则和方法,重点对Frarnatome Mark-B11组件和西屋16×16 NGF组件工程应用的审评实践进行了研究。国外燃料元件工程应用的审评实践表明:我国自主品牌燃料元件设计的安全评价可基于原有设计的运行经验和安全评价结果,应重点关注设计变更对安全评价的影响;安全分析的验收原则可参考美国核管会的要求和审评实践,结合我国的现行法规标准的要求,形成我国自主品牌燃料组件安全分析的验收准则。

    2018年01期 v.38;No.149 122-129页 [查看摘要][在线阅读][下载 633K]
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  • 乏燃料组件燃料棒更换抓爪疲劳特性的数值分析和试验研究

    侯硕;余冰;刘青松;路广遥;魏超;丁祥彬;

    本文针对乏燃料组件燃料棒更换抓爪的疲劳特性进行研究,目的在于获得燃料棒抓爪合理可靠的使用寿命。抓爪所用材料属于定制特种材料,为获取不同应力值对应的极限循环次数,拟合出该材料的S-N疲劳特性曲线,本研究中对抓爪所用材料进行了疲劳试验;而后通过ANSYS软件建立抓爪模型并施加载荷。通过S-N疲劳特性曲线数据,对ANSYS进行参数设定,获得抓爪的理论疲劳寿命;通过疲劳试验验证了乏燃料组件燃料棒更换抓爪的使用寿命。

    2018年01期 v.38;No.149 130-134页 [查看摘要][在线阅读][下载 1401K]
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  • 10 MWt固态燃料熔盐堆内流动和换热特性研究

    靖剑平;吴林;夏雨齐;毕金生;贾斌;张大林;

    10 MWt固态燃料熔盐堆的堆芯是由石墨球随机堆积而成的,在研究中对所有的石墨球进行网格划分和模拟计算存在较大困难。本文利用计算流体力学分析程序,基于多孔介质方法进行建模,分析堆内熔盐流动和换热的特性,同时研究入口温度、进口速度和孔隙率对熔盐流动和换热的影响,结果表明:在设计工况下堆芯进出口压降为3.5 kPa,温升为27℃,略小于设计值的28℃,熔盐密度从1 987 kg/m~3下降到1 964 kg/m~3。普朗特数(Pr)和进出口温升随着熔盐入口温度和进口速度的增加而减小,压降随着入口温度的减小和进口速度的增加而增大,孔隙率对Pr和进出口温升基本无影响,但对压降影响较大。

    2018年01期 v.38;No.149 135-140页 [查看摘要][在线阅读][下载 1661K]
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核技术

  • 基于动力学原理的cosFlow软件主泵模块研发及验证

    沙会娥;张昊;吴照国;陈俊;杨燕华;

    cosFlow软件是国家电投集团科学技术研究院有限公司核电软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包COSINE中的热工水力与安全分析软件。主泵是cosFlow软件中用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于动力学原理的主泵模型,该模型采用惯量方程计算泵的角速度,采用泵的特性曲线得到泵的扬程值。本文搭建了泵的简单算例和全失流事故算例,利用COSINE主泵模型和参考程序RELAP计算结果对比,两者计算结果趋势一致,吻合较好;结果表明:COSINE主泵模型能正确模拟主泵,COSINE主泵模型能够很好的进行核电厂设计和安全分析。

    2018年01期 v.38;No.149 141-147页 [查看摘要][在线阅读][下载 1095K]
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  • 民用放射性废物管理设施许可管理探讨

    王永仙;刘晓敏;梁栋;邓少刚;李宁;

    放射性废物管理设施通常包括放射性废物处理、贮存和处置设施,依据法规规定,放射性废物处理、处置设施属于民用核设施范畴,因此,民用放射性废物管理设施应按照《民用核设施安全监督管理条例》申领核设施建造、运行许可证等。我国现有放射性废物管理设施数量多,现状和特点不尽相同。当前,部分民用放射性废物管理设施存在范畴划分不明确、管理模式不统一等问题。结合我国民用放射性废物管理设施实际情况,简要梳理和探讨其许可管理方式。建议:独立场址放射性废物管理设施应统一纳入民用核设施管理范畴并申领民用核设施安全许可证;民用核设施配套建设的放射性废物管理设施,应依据主体设施的差异实施分类许可管理为宜。

    2018年01期 v.38;No.149 148-152页 [查看摘要][在线阅读][下载 616K]
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  • CERT试验WGOTHIC程序3D建模方法研究

    杨建锋;王国栋;张迪;王喆;

    美国NRC批准应用WGOTHIC程序中集总参数法分析非能动核电厂DBA事故后安全壳响应,该程序采用CLIME模型来模拟非能动安全壳冷却系统(PCCS)传热传质特性,即壳内蒸汽凝结、钢壳导热和壳外水膜蒸发过程。本论文研究WGOTHIC程序中分布参数法(3D模型)分析PCCS传热传质特性的可行性,并与该程序中集总参数法和CERT试验值两种方式对分析结果进行比较验证。结果表明WGOTHIC程序中分布参数法(3D模型)可用于分析PCCS传热传质特性,保守地进行非能动安全壳响应分析。

    2018年01期 v.38;No.149 153-162+169页 [查看摘要][在线阅读][下载 2234K]
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  • 中温电解制氟废电解质回收工艺研究

    李振峰;王校峰;马智刚;

    提出了一种中温电解制氟废电解质的回收工艺,通过对回收工艺中固体废电解质与纯水的固液比(固体废电解质与纯水的重量比值)、废电解质的溶解时间、陈化pH、陈化时间、结晶条件等进行条件实验,确定了回收工艺的最佳参数。研究结果表明,溶解固液比1:1(用结晶母液溶解固体废电解质时固液比3:7)、溶解时间8 h、陈化pH=4、陈化时间6 h、溶解、陈化温度80℃、结晶温度20℃为最佳工艺。在最佳控制参数下,进行了批量固体废电解质的回收,回收所得KHF2各项指标均达到产品质量要求。将回收产品KHF2投入中温电解槽进行电解制氟工况实验,中温电解槽各项参数正常,运行稳定。

    2018年01期 v.38;No.149 163-169页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K]
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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。

    2018年01期 v.38;No.149 172页 [查看摘要][在线阅读][下载 218K]
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