• 非能动余热排出热交换器流动传热分析与验证

    蒋兴;张伟;祖洪彪;戈剑;

    AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析。通过分析获得了在PRHR HX自然循环试验工况下IRWST内各个监测点流体温度随时间的变化过程,及各个典型瞬态时刻下IRWST内典型流体截面的流场分布和温度场分布情况,同时将分析计算所获得的监测点温度值与现场实测值进行了对比验证,结果吻合较好,为热态调试提供了重要的技术支持。

    2020年01期 v.40;No.161 1-6页 [查看摘要][在线阅读][下载 1901K]
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  • 反应堆一回路冷却剂流动阻力分析及验证

    姚彦贵;张伟;祖洪彪;张明;梁星筠;谢永诚;

    在反应堆一回路系统设计中,冷却剂流动的阻力是反应堆一回路系统设计的重要依据。因此通过分析或试验的方法预测出准确的一回路冷却剂流动阻力尤为重要。反应堆一回路系统设备主要由反应堆本体和蒸汽发生器等组成,本文针对反应堆本体和蒸汽发生器流阻开展了计算方法研究及试验验证,得到了一套反应堆系统流阻计算方法,并通过与电厂热态调试实测数据的对比验证,证明了此套分析方法的准确性。

    2020年01期 v.40;No.161 7-12页 [查看摘要][在线阅读][下载 2429K]
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  • AP1000堆芯补水箱排水与自动卸压系统喷放合并试验的研究

    郑尧瑶;曹克美;樊普;

    在非能动核电厂的首次启动中,需要执行一次预运行试验项目,以验证核电厂系统运行与设计相一致,非能动安全系统(PXS)预运行试验需要验证已安装的部件和相关的管道、阀门能正确的执行设计要求的安全功能。在试验规程中,CMT排水试验与ADS喷放实验分别进行。考虑到这两个试验中都有ADS阀门开启,本文采用系统分析程序针对试验合并的可行性进行研究,论证从热工水力现象模拟的角度试验合并的可行性,以达到简化试验流程的目的。

    2020年01期 v.40;No.161 13-18页 [查看摘要][在线阅读][下载 1276K]
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  • PCS安全壳外水膜飞溅试验及工程应用

    刘佳;黄镜宇;潘新新;

    西屋公司在设计中未考虑安全壳外PCS水膜撞击U型支撑后飞溅出去所造成的水量损失,三门核电一期工程1号机组在进行PCS系统流量试验中发现,最后两小时测得的流量低于预期值,最后西屋公司通过分析论证的方法解决了该问题。本文对现有U型支撑进行了优化设计并开展了试验研究,结果表明:现有U型支撑的水膜损失率为8%,而将U型支撑上端增设倾斜挡板或者改为倒角结构后,总水膜损失率可以降低到5%以内,优化效果显著。该项优化方案可应用到AP系列的后续项目机组中,以更好地提升电厂的安全性。

    2020年01期 v.40;No.161 19-22页 [查看摘要][在线阅读][下载 1302K]
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  • 非能动堆芯冷却系统冷凝回流落水管改造分析

    黄镜宇;郭丹丹;刘洁;潘新新;徐进;

    重力疏水管道在运行过程中容易发生气阻现象,导致流量下降。本文结合AP1000非能动堆芯冷却系统(PXS)冷凝回流疏水管线布置和试验情况,首先分析了发生气阻现象的潜在原因,给出了动态赶气的评价方法和准则;然后基于遏制气阻产生的必要条件的角度,从管道布置、施工可行性的角度提出了优化设计方案;最后通过计算流体动力学(CFD)分析,定量研究和比较不同方案的疏水能力,提出增设三根排气管的最终改造方案。现场试验验证结果表明:改造后的收集盒疏水能力显著提升,有效地解决了气阻问题,同时也为拓展到后续项目的工程应用奠定了基础。

    2020年01期 v.40;No.161 23-31页 [查看摘要][在线阅读][下载 2479K]
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  • 堆顶排气管异物导致流阻偏大问题的分析及处理

    张华;

    反应堆压力容器堆顶排气管主要执行反应堆充水排气功能及事故工况下执行应急下泄/排气的安全相关功能。堆顶排气管流道试验主要验证管道流阻大小,确认排放能力满足设计要求。AP1000依托项目某机组堆顶排气管流道试验出现流阻偏大问题,调试人员在检查管线安装及试验仪表后未发现异常。随后通过分段流道试验分别计算出各段管线的流阻,经分析比较,确定是位于一体化顶盖上的管线流阻异常,管内可能存在异物,需要使用内窥镜继续对管道进行检查。由于内窥镜探头无法通过自然推进连续穿过多个弯头,调试人员采用压空吹动小球带着细绳穿过管线,再用细绳牵引内窥镜探头穿过管线,从而完成了检查。经过排查,最终确认堆顶排气管内已无异物存留。

    2020年01期 v.40;No.161 32-35页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K]
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  • AP1000钢制安全壳气压试验变形测量方法及变形结果分析

    马先宏;杨炯;李锴;

    核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性。我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的是钢制安全壳。这种钢制安全壳在材料和结构方面和国内已有的预应力混凝土安全壳完全不同,因此其变形测量方法也完全不同于混凝土安全壳。AP1000钢制安全壳气压试验要求测量安全壳壳体应变、壳体位移、壳体温度等试验参数。本文详细论述了各类变形参数的测量方法,并对依托项目四台机组的安全壳变形情况进行汇总分析。依托项目四台AP1000机组的试验结果表明,文中论述的测量方法准确有效,测量值与理论计算值吻合较好。每个测点的测量结果与内部压力基本呈线性关系。本文总结了钢制安全壳变形测量的技术要点,同时对安全壳的应变测量结果和位移测量结果做了互相印证,表明安全壳在试验压力下整体处于线弹性变形状态,保持了良好的结构完整性,从而论证了安全壳设计的合理性。论文结合AP1000钢制安全壳气压试验相关方法及数据,讨论了变形测量方法及变形结果分析,为后续AP系列机组的安全壳设计建造与试验积累了宝贵的工程实践经验。

    2020年01期 v.40;No.161 36-42页 [查看摘要][在线阅读][下载 1289K]
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  • 蒸汽发生器管板和支撑板管孔偏差下的传热管应力简化理论模型

    张锴;张可丰;梁星筠;

    核电厂中,蒸汽发生器管板和传热管支撑板管孔由于制造难度大,极易发生偏差,对传热管造成严重影响。一般采用有限元方法进行管孔偏差下的传热管应力分析。分析方法相对繁琐,分析结果适用性较窄。本文针对这一问题,由经典材料力学公式出发,推导出管板和传热管支撑板管孔偏差下的传热管位移和应力计算公式。借助这一计算公式,可快速地进行管孔偏差下传热管位移和应力的初步评定,简单快捷,切实可行,为蒸汽发生器加工制造和不符合项处理提供了理论依据和有力工具。

    2020年01期 v.40;No.161 43-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 826K]
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  • 非能动余热排出热交换器结构设计分析与优化

    黄庆;张振华;蒋兴;

    非能动余热排出热交换器(PRHR HX)是非能动堆芯冷却系统的一个设备,其主要目的是在紧急工况下,排出堆芯衰变热。本文针对非能动余热排出热交换器热应力和抗震进行了大量的敏感性分析,提出了全模型的热应力分析方法,形成了一套能解决传热管简化、支撑边界条件处理以及非线性接触等问题的抗震分析模型,并通过模拟体的试验和分析成果验证了抗震分析的正确性。还发现了原设计的薄弱区域,指导其结构的优化,提高了安全性。

    2020年01期 v.40;No.161 48-54页 [查看摘要][在线阅读][下载 5839K]
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  • 钢安全壳吊装及施工优化

    张瑞;柳胜华;汤福平;

    根据三门核电一期工程钢安全壳吊装的吊车参数、吊装方案和现场经验反馈等信息,提出了一种新的吊装方案。新吊装方案可省掉中间重达100吨的吊梁、减少一次吊装,并具备把钢安全壳支撑的风管、电缆桥架及走道钢结构共同整体起吊的能力,减少现场安装,优化钢安全壳支撑物项的安装施工。通过有限元分析方法对底封头、筒体吊装段和顶封头开展了应力分析,结果表明:应力在吊点附近相对较大,但各吊装段的变形和应力都满足要求。

    2020年01期 v.40;No.161 55-59页 [查看摘要][在线阅读][下载 1485K]
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  • AP1000核电机组加热器疏水系统控制逻辑优化

    肖长歌;郝玉华;吴志钢;

    在山东海阳核电厂一期工程AP1000核电厂调试过程中,加热器疏水系统在甩负荷试验、负荷阶跃试验等过程中发生了加热器非预期解列、低加疏水泵超流量跳闸等情况。针对加热器非预期解列的问题,本文通过对调试过程中的数据和控制策略进行分析研究,基于加热器水位测量差压变送器的固有特性、加热器及其疏水系统及设备的特技特性,提出了加热器调节和保护水位设定值、加热器延时解列设定值、疏水阀比例积分微分控制环节、疏水泵设备控制联锁策略等一系列优化,并提出了对后续项目设计方案改进的建议。通过调试数据和运行结果显示,加热器疏水系统在在负荷扰动、甩负荷等工况下的响应特性明显改进,满足了机组在正常和变工况运行条件下的要求,自动化水平也得到了提高,减少了运行操纵人员的负担。

    2020年01期 v.40;No.161 60-66页 [查看摘要][在线阅读][下载 1842K]
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  • 收发式X型涡流检测探头在压力容器顶盖焊缝检测中的运用

    王冬冬;曾启畅;郭韵;曹刚;

    反应堆压力容器作为无法更换的核岛主设备,对无损检测结果的准确性和可靠性要求很高。其顶盖贯穿件J焊缝空间狭小,且为具有一定曲率的圆弧面,检测难度较高。反应堆压力容器顶盖焊缝表面涡流检测要求抗提离能力强、能对缺陷定性、定量测长。鉴于其检测要求,对自主设计的收发式X型探头进行表面及近表面线性缺陷检测灵敏度,不同长度和深度的线性缺陷定量,异性缺陷辨别,缺陷定性,抗提离等方面进行研究。研究结果表明X型探头对于表面和近表面缺陷具有较高的检测灵敏度,能够分辨缺陷的方向,如径向、周向、弦向,能够对不同方向的缺陷进行测长,能够区分表面缺陷和近表面缺陷,也具备区分相交L型缺陷的能力,且缺陷分辨力高。此技术成功应用于AP1000海阳核电站反应堆压力容器顶盖(RPVH)役前检查,以评价其综合性能。现场检测结果证明收发式X型探头信噪比、探头提离均满足规范要求,测长与定位准确性高。

    2020年01期 v.40;No.161 67-74页 [查看摘要][在线阅读][下载 2898K]
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  • 一种新型的转动设备主轴对中测量方法——四表对中法

    范安全;邓蕾;

    本文通过分析转动设备主轴对中偏差的准确表达方式以及百分表对中测量法中的表架挠度对测量精度的严重影响,创造性地提出了一种不需要单独进行繁琐的表架挠度测量和计算即可准确测量和计算主轴对中偏差的一种新型百分表对中法—四表对中法。该方法可广泛应用到生产实践中的转动设备主轴对中测量和调整作业中,提高工作精度和成效,保证设备运行质量。

    2020年01期 v.40;No.161 75-80页 [查看摘要][在线阅读][下载 513K]
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  • 堆内构件能量吸收器长度加工公式的优化

    戴长清;宋毅明;王丽平;

    AP1000机组二次堆芯支撑组件的能量吸收器应在现场加工,以使堆内构件和反应堆压力容器的间隙保证在合适范围内。原设计的加工公式是基于零件理论长度的,未考虑加工制造、组装、压力容器球底的不平、测量误差等因素,易造成间隙不满足要求。文章对原加工公式进行了修正,就新的加工公式对能量吸收器长度的影响进行了总结。结果表明,有必要对原设计公式进行优化以确保安装结果符合设计要求,可为后续同类项目堆内构件安装提供借鉴。

    2020年01期 v.40;No.161 81-84页 [查看摘要][在线阅读][下载 650K]
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  • AP1000堆外探测器安装质量提升及工程实践

    谢春华;胡峰;

    AP1000堆外探测器是监测从反应堆堆芯区泄漏到压力容器处中子注量率的重要设备,堆外核测量仪表系统(Nuclear Instrument System,NIS)对探测器信号采集精度要求严苛,其精度易受环境、安装质量等因素的影响。在AP1000堆外探测器首次安装过程中,其一次安装合格率仅为37.5%,先后遇到安装竖井渗水、电气测试不合格等一系列质量问题,现场通过统计各个缺陷问题出现的频次比,找出影响一次安装合格率的主要问题并通过测试逐一排查各个影响因素,查找问题的根本原因。针对根本原因,结合现场实际制定相应的对策,如增强自带电缆接头处、探测器本体表面以及绝缘陶瓷夹片清洁度;严格控制测试环境温湿度;研发简易工具避免探测器自带电缆磨损;优化电气导管连接设计增强防水性能等方法将堆外探测器一次安装合格率提升至100%。

    2020年01期 v.40;No.161 85-91页 [查看摘要][在线阅读][下载 888K]
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  • AP1000核电站不间断电源系统电磁兼容性试验验证

    赵厚钦;金刚;

    AP1000核电站采用全数字化仪控系统,而数字化仪控系统更容易受到电磁干扰的影响,故对供电电源提出更高的要求。本文基于不间断电源设备(UPS)电磁兼容性(EMC)试验的主要参照标准,对比分析了AP1000核电站用EMC试验标准与传统工业标准之间的差异。以充电器为例,对电磁兼容性设计进行试验验证,从CE101低频传导发射、CE102高频传导发射、RE102高频电场辐射发射角度分析了试验结果,结果表明:核级充电器满足AP1000EMC试验要求,并针对UPS传导发射试验发射值过高问题,提出合理解决方案,为后续UPS的电磁兼容性设计优化提供经验数据支持。

    2020年01期 v.40;No.161 92-98页 [查看摘要][在线阅读][下载 1022K]
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  • AP1000核岛筏基大体积混凝土瞬态温度场数值分析

    熊杰;樊烛;谢利平;段锟;

    AP1000核岛筏基混凝土通常采用一次整体浇筑,属于大体积混凝土施工范畴。由于大体积混凝土受水化热的影响,在施工浇筑至养护成龄的过程中易产生有害裂缝,因此开展AP1000核岛筏基混凝土水化热问题的研究十分必要。以某实际AP1000核电工程核岛筏基为研究对象,建立了核岛筏基的三维实体有限元模型,结合该实际工程的相关参数并利用有限元分析模型的瞬态温度场,开展了AP1000核岛筏基模型的温度场及温度变化曲线随时间变化规律的研究。结果表明:采用有限元软件对筏基进行温度场模拟的结果与工程实测温控数据基本吻合,说明采用数值模拟的方法可以有效地预测核岛筏基的温度变化趋势,对后续AP1000核电工程核岛筏基的施工具有一定的指导意义。

    2020年01期 v.40;No.161 99-107页 [查看摘要][在线阅读][下载 2879K]
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  • 反应堆厂房楼板模块分析方法改进研究

    王波;颜彦;

    第三代先进核电厂反应堆厂房内的楼板模块(即CA楼板模块)采用型钢、钢板与混凝土的组合结构形式,由于不同于一般的支模浇筑的混凝土结构,施工过程中并不影响下方已安装的设备物项,这种形式的楼面结构有利于缩短土建与安装周期。本文详细研究了依托项目核电站反应堆厂房楼板模块的结构特点,以及其在施工、正常运行、事故工况下结构分析与设计方法,根据不同工况下的边界条件假定,提出了五种参数化分析模型的改进分析方法,结合包络分析、迭代设计的理念,形成了一套完善的CA楼板模块分析设计方法。

    2020年01期 v.40;No.161 108-113页 [查看摘要][在线阅读][下载 2727K]
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  • 常规岛建(构)筑物60年设计基准期荷载分项系数研究

    章骏华;林少波;陈飞;干梦军;张建成;徐勍;李萍;吕平;

    三门核电一期工程常规岛建(构)筑物的设计基准期为60年,以设计基准期为50年的现行规范中的某些设计参数取值不适合本工程。该工程60年基准期下的分项系数设计表达式需要通过针对性的专项研究予以确定。本报告从目标可靠指标、设计基准期、荷载三方面对结构构件进行了可靠性分析,给出了60年基准期下的分项系数设计表达式。主要研究内容如下:(1)通过可靠度理论对现行规范的反演计算,得到目前规范隐含的可靠度水平,最终确定目标可靠指标。(2)根据已有的荷载统计参数,计算60年设计基准期下的荷载统计参数。(3)假定抗力、恒载等因素不随时间变化,通过调整可变荷载分项系数,使三门核电一期工程建(构)筑物达到预定的可靠度水平。本项研究填补了现行规范在60年基准期下分项系数取值的空白,可供后续类似工程参考和借鉴。

    2020年01期 v.40;No.161 114-121页 [查看摘要][在线阅读][下载 176K]
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  • AP1000核电厂闭式冷却水系统复配缓蚀剂方案设计

    鲍一晨;石秀强;刘晓强;

    核电厂闭式冷却水系统正常运行工况下通常处于含氧水介质环境中,系统主要结构材料中的碳钢和铜合金在该环境下均有明显的腐蚀倾向。AP1000核电厂使用了复配缓蚀剂方案进行闭式冷却水系统的防腐控制,但是相关设计并未给出具体的组分配比。针对该问题,应用多种试验方法研究了35℃冷却水中亚硝酸钠(NaNO_2)、钼酸钠(Na_2MoO_4)与甲基苯并三氮唑钠(TTA-Na)复配物对SA106GrB钢和黄铜的缓蚀性能。结果表明,NaNO_2和Na_2MoO_4复配后对SA106GrB钢产生了明显的协同效应,在pH为10的水中最优化浓度比为3.2:1 (mg/L MoO_4~(2-):mg/L NO_2~-);在该配方中加入TTA-Na后,TTA分子与黄铜表面的化学吸附能够同时隔绝表面的阳极和阴极反应,当浓度比为3.2:1:0.7 (mg/L MoO_4~(2-):mg/L NO_2~-:mg/L TTA)时即可达到极佳的缓蚀效果。氯离子的影响研究表明复配方案对mg/L氯离子有一定的相容性,能够提升SA106GrB和黄铜的破钝电位;氯离子对碳钢的缓蚀机制没有显著影响,但会使黄铜表面TTA的吸附机制发生一定程度的变化。通过该复配方案的研究为AP1000核电厂闭式冷却水系统缓蚀剂配方的设计和优化提供了技术支持。

    2020年01期 v.40;No.161 122-129页 [查看摘要][在线阅读][下载 2022K]
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  • 混凝土高完整性容器在AP1000项目的研究与应用

    钱磊;李明;陈斌;董文曙;

    随着国际先进的废物最小化技术在AP1000项目上引进应用,其所产生的弥散性废物(如干燥后产生的废树脂、蒸残液等)无法采用传统的最终包装容器进行处置,该问题列为三门依托项目CP条件。在此背景下,开展了混凝土高完整性容器(High Integrity Container,HIC)及其本体材料的研发,逐步形成了满足国标要求的混凝土高完整性容器产品。同时,还针对三门依托项目的现状,提出了混凝土高完整性容器的应用及改造方案,为HIC在AP1000项目中推广提供了坚实的基础,也对后续CAP核电厂的设计具有实际意义。

    2020年01期 v.40;No.161 130-137页 [查看摘要][在线阅读][下载 2376K]
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  • AP1000核电厂气液态流出物源项分析方法研究

    李怀斌;付亚茹;梅其良;

    核电厂运行时,会通过液态和气态途径向环境释放出包含少量放射性核素的流出物。开展流出物排放源项的研究是用于气态、液态流出物排放管理和环境影响评价的基础,对于安全分析和环境影响评价具有重要意义。本文结合国内的运行现状和相关标准的规定,对AP1000核电厂除氚和~(14)C外的裂变产物和活化腐蚀产物气、液态流出物排放源项的分析方法进行了研究和分析,详细考虑了其产生和释放途径,确定了一套适用于AP1000核电厂、且更能体现其设计特征的流出物排放源项的分析方法,并进一步确定了AP1000核电厂流出物的排放源项。

    2020年01期 v.40;No.161 138-142页 [查看摘要][在线阅读][下载 104K]
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  • AP1000核电厂人员可靠性分析研究

    何建东;仇永萍;卓钰铖;胡军涛;

    AP1000核电厂中人员可靠性分析方法和内容的不合适成为安全审评遗留问题而急需研究解决。通过对国外资料的调研消化,结合非能动核电厂的设计特点,形成了内部事件人员可靠性分析方法以及火灾情景下人员可靠性分析方法,并对三代非能动核电厂开展了全面系统的分析,支撑了安全审评。

    2020年01期 v.40;No.161 143-148页 [查看摘要][在线阅读][下载 440K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2017版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊收录核科学技术与工程类具有创造性科研成果文章,主要栏目设置:核反应堆工程与物理、核聚变、核安全、核化学等核科学与工程相关栏目。欢迎专家学者投稿并请注意以下事项:

    2020年01期 v.40;No.161 149页 [查看摘要][在线阅读][下载 464K]
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