反应堆工程

  • 蒸汽发生器水位不确定性分析研究

    朱建敏;胡友森;张薇;肖红;

    核电机组正常运行、事故分析及安全审评过程中需要重点关注蒸汽发生器水位的变化,蒸汽发生器水位不确定性分析是表征水位监测质量的重要手段。本文结合CPR1000核电机组蒸汽发生器水位测量原理,建立了系统完整的蒸汽发生器水位不确定性分析模型,并验证了CPR1000核电机组安全分析考虑的蒸汽发生器水位不确定性的合理性和保守性。

    2020年03期 v.40;No.163 353-358页 [查看摘要][在线阅读][下载 498K]
    [下载次数:198 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
  • 压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证

    杨昭林;王亮;周永海;周克波;吴华雄;柳顺雷;王昆鹏;叶远虑;

    氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一。本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003—2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结果进行对比分析。研究结果表明,本文建立的氚的计算方法所得到的模拟值与实际运行情况相符,本文氚排放计算采用的计算模型和假设是合理的。

    2020年03期 v.40;No.163 359-366页 [查看摘要][在线阅读][下载 969K]
    [下载次数:184 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于微分方程组的液态熔盐堆堆芯出口温度控制

    曾文杰;姜庆丰;谢金森;于涛;

    考虑到液态熔盐堆中熔盐燃料在主回路系统中流动,堆芯出口处燃料温度可有效表征堆芯运行状态。因此,为开展对液态熔盐堆堆芯出口温度控制的研究,直接采用堆芯微分方程组,设计一种基于堆芯出口温度控制的运行策略。基于堆芯微分方程模型,设计堆芯出口温度控制器,并基于Matlab/Simulink建立堆芯仿真系统。以MSBR堆芯为对象,开展堆芯反应性扰动、堆芯进口温度扰动、堆芯出口温度跟踪的仿真。分析表明,基于堆芯出口燃料温度控制策略设计的模糊PID控制器可以很好地实现堆芯稳定运行。

    2020年03期 v.40;No.163 367-374页 [查看摘要][在线阅读][下载 1677K]
    [下载次数:155 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 压水堆燃耗库的开发与验证

    彭超;丁谦学;梅其良;付亚茹;

    基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一致。衰变数据选取MF=8文档中的MT=457反应数据进行加工;裂变产额数据共考虑了30种可裂变锕系核素,由特定入射能量下MT=454和MT=459反应数据加工得到;截面数据采用三群结构,首先基于典型压水堆燃料棒栅元在指定燃耗深度下的输运计算获得燃料区域内逐点中子能谱,以此逐点中子谱为权重谱通过NJOY程序将ENDF/B-Ⅷ.0等评价库中的连续截面制作成精细群截面,对精细群截面进行并群计算生成三群截面。利用OECD/NEA公布的压水堆基准题进行了验证,验证了此方法加工ORIGEN-S燃耗库的正确性。分析结果表明,对于某些燃耗计算重要核素,如238 Pu等,基于最新评价库开发的数据库比自带库的计算结果更接近于实验值,提升了ORIGEN-S的计算精度。

    2020年03期 v.40;No.163 375-382页 [查看摘要][在线阅读][下载 664K]
    [下载次数:84 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]

核安全

  • 基于RISMC方法论的核电厂小幅功率提升风险响应的量化评估

    杜芸;李焕鑫;梁国兴;

    在核反应堆安全分析过程中,确定论安全分析及概率论安全分析方法虽然可用于量化显著的设计变更对核电厂运行的影响,但是对于小幅设计变更的风险变化并不能敏感合理量化。为了解决这一问题,本文综合考虑认知不确定性及随机不确定性等多种不确定性的影响,以风险告知安全裕度特性分析(RISMC)方法论为指导,整合现有的两种安全分析方法,开发先进的安全分析方法——计算风险评估方法 (CRA)。运用该方法以典型三回路压水堆的全厂断电事故为研究对象,选取其中一组概率显著序列并对其重要的不确定性参数进行随机抽样,通过RELAP5程序建模模拟,得到该事故序列的PCT概率密度函数和相应的条件失效概率。以此为依据可以计算所选事故序列的堆芯熔毁概率,并进一步分析比较功率提升5%对核电厂风险评估计算的影响。

    2020年03期 v.40;No.163 383-394页 [查看摘要][在线阅读][下载 2997K]
    [下载次数:138 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:9 ] |[阅读次数:0 ]
  • 风险指引方法在M310堆型核电厂设计改进中的应用研究

    闫林;邓伟;李亮;

    本文以低压安注功能的设计优化为例介绍了风险指引方法在M310堆型核电厂设计改进中的应用过程和作用。本文通过识别薄弱环节和风险重要的事故情景、以及评价设计优化方案等步骤,改进了H4管线的软硬件设施,对M310堆型核电厂的低压安注功能进行了优化,降低了原设计中存在的风险,而且该设计改进方案对核电站设计成本影响较小,但却大大提高了核电站的安全性。结果表明:M310堆型核电站可以采用风险指引方法开展设计优化以提高安全性,提升核电市场竞争力。

    2020年03期 v.40;No.163 395-399页 [查看摘要][在线阅读][下载 514K]
    [下载次数:84 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂严重事故薄弱环节确定方法研究

    魏玮;刘静;李文静;喻新利;杨志义;

    核电厂严重事故薄弱环节识别是核电厂严重事故预防和缓解措施设计及优化的重要基础,也是严重事故管理导则开发的关键要素之一。我国尚缺少核电厂严重事故薄弱环节相关筛选准则,本文对美国单个电厂检查及严重事故问题关闭导则中的电厂严重事故薄弱环节筛选准则及分析方法和流程进行研究,提出适用于国内二代改进型核电机组严重事故薄弱环节的确定方法,并应用于国内二代改进型核电机组开展了严重事故预防薄弱环节分析。

    2020年03期 v.40;No.163 400-405页 [查看摘要][在线阅读][下载 108K]
    [下载次数:93 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于可靠性的一种单一故障准则分析方法

    赵鑫樾;万砺珂;胡凌生;羊本林;陈石;王子冠;张晓杰;杨松;

    根据传统确定论的单一故障准则分析方法,所有应对DBC2~4的安全组合都应采用冗余设计,过于保守,经济性较差,悖离了三代核电厂简化设计的要求。鉴于设计工况分类的严重性与其发生频率呈单调递减的特性,本文通过概率论方法研究出一种基于可靠性的单一故障准则设计要求,并在反应堆换料水池和乏燃料水池的冷却和处理系统(RFT)中按此进行设计,很好地满足了单一故障准则设计要求,同时提高了经济性。上述研究表明,采用基于可靠性的单一故障准则分析方法,与传统的确定论对于单一故障准则的设计要求符合性很好,简化了系统,降低了工程造价且更接近实际安全设计需要,对于"华龙一号"走向国际市场奠定了基础。

    2020年03期 v.40;No.163 406-412页 [查看摘要][在线阅读][下载 712K]
    [下载次数:75 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 面向核应急多源异构数据的数据库模块设计研究

    裴秋艳;汪进;陈春花;郑晓磊;何桃;吴宜灿;

    随着大数据和信息化技术的快速发展,大量多源异构数据支持核应急决策成为可能,合理的核应急数据库设计直接影响核应急决策系统数据访问的效率。本文设计了一种关系型与非关系型耦合数据库(G-R-M),在开源分布式关系数据库Greenplum的基础上整合非关系型数据库Redis、MongoDB,对核应急信息进行优化管理,解决了数据事务性和高效存取的矛盾。以核事故状态下应急防护措施选用分析为案例,应用本文设计的G-R-M数据库开展了传统关系型数据库与改进后数据库在数据查询性能方面的对比测试。结果表明,G-R-M数据库较大程度提升了核事故早期信息的查询调用效率,可为核事故应急决策提供快速数据支持。

    2020年03期 v.40;No.163 413-418页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K]
    [下载次数:282 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:16 ] |[阅读次数:0 ]
  • 六性协同设计方法在快堆蒸汽发生器事故保护系统中的应用探讨

    裴志勇;许业强;

    本文以快堆CFR600蒸汽发生器事故保护系统为设计研究对象,将保护系统功能需求及设计实现与"六性"协同设计理念相结合,探讨了快堆蒸汽发生器事故保护系统联合设计思路,并提出了提高保护系统及配套设施可用性的关键措施等。在参考国内外快堆蒸汽发生器事故保护设施设计方案和国内快堆经验基础上,根据六性要求给出了CFR600蒸汽发生器事故保护系统及配套各功能模块系统功能需求和设计方案。研究表明:在复杂系统设计中采用六性与系统功能需求相融合的设计方法,可以规范系统设计程序和流程,明确系统功能模块之间的接口关系,降低系统设计风险,提高系统及相关配套设备部件的可追溯性,进而有助于提升系统与设备的可靠性、维修性、保障性、测试性、安全性及环境适应性。本文提出的方法论对于复杂系统工程各个单元功能模块设计具有借鉴指导意义。

    2020年03期 v.40;No.163 419-425页 [查看摘要][在线阅读][下载 679K]
    [下载次数:86 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究

    杨灵均;冷洁;毕树茂;邓坚;刘余;朱大欢;蒋孝蔚;

    先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。

    2020年03期 v.40;No.163 426-430页 [查看摘要][在线阅读][下载 592K]
    [下载次数:197 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]

核电厂

  • 阳江核电厂5、6号机组ACPR1000技术方案的设计特点

    赵海;李春;游松波;

    对阳江核电厂5、6号机组采用的ACPR1000技术方案的研发背景、研发目标、研发流程进行了介绍,重点阐述了改进后形成的安全性和可靠性更高的ACPR1000技术方案的安全设计特点。

    2020年03期 v.40;No.163 431-436页 [查看摘要][在线阅读][下载 423K]
    [下载次数:123 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 秦山重水堆卸料燃耗下降影响因素研究

    王军;

    秦山CANDU重水堆两个机组近年来卸料燃耗下降明显,直接影响机组的燃料经济性,增加了换料负担。本文从堆芯过剩反应性、慢化剂和冷却剂重水纯度、压力管蠕变和换料设计等各项因素对卸料燃耗的影响进行了理论分析,并使用物理程序根据这些参数的年度平均数据计算年度理论卸料燃耗,分析单项因素和整体的影响,最后总结提出了提升卸料燃耗的可行方法。

    2020年03期 v.40;No.163 437-441页 [查看摘要][在线阅读][下载 1245K]
    [下载次数:58 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 收缩人工蜂群算法在核动力设备优化设计中的应用

    李贵敬;赵克宝;

    人工蜂群算法已经被广泛应用于工程领域,然而传统人工蜂群算法在处理复杂问题时,具有搜索精度低的缺点。本文旨在建立一种在搜索后期增强收缩功能的收缩人工蜂群算法,在最优方案可能存在的区域利用收缩策略加以局部快速搜索,即小区域纵深挖掘,从而克服人工蜂群算法的缺点,提高优化算法的寻优能力。采用收缩人工蜂群算法对Ackley测试函数开展的数值实验表明,收缩人工蜂群算法的搜索性能优于引入免疫选择和跟踪搜索的人工蜂群算法(IABC)、标准人工蜂群算法(ABC)、全局最优解引导的人工蜂群算法(GABC)、基于排序选择的人工蜂群算法(RABC)及基于锦标赛选择的人工蜂群算法(TABC),有助于解决核动力轴封式主循环泵以减轻重量为优化目标的实例优化问题。将收缩人工蜂群算法应用于核电轴封式主循环泵的优化设计中,基于轴封式主循环泵的尺寸、重量估算模型,结合收缩人工蜂群算法,实现对轴封式主循环泵设计变量的实例优化计算。优化效果比较显著,优化方案及分析可为轴封式主循环泵设计方案选取提供参考。

    2020年03期 v.40;No.163 442-449页 [查看摘要][在线阅读][下载 683K]
    [下载次数:80 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 内陆核电厂液态流出物液转气排放可行性初探

    刘新华;邓治国;张志银;王晓亮;刘建辉;熊章辉;叶欣楠;姚沛林;朱好;陈诚;邢磊;杨永春;

    本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,以冀东核电厂址和国内某典型内陆厂址为例,对液态流出物液转气排放的源项、工艺及环境影响开展了一些研究工作,从公众剂量评价的角度,初步论证了液转气排放技术路线的可行性,为我国缺乏受纳水体区域核电厂的选址、建设和监管提供参考。

    2020年03期 v.40;No.163 450-457页 [查看摘要][在线阅读][下载 545K]
    [下载次数:56 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 福清一期核电厂应急柴油发电机组定期试验改进研究

    刘飞;

    目前福清一期核电厂应急柴油发电机组(EDG)采用法国标准RCC-E 2005进行定期试验,在低功率定期试验时对柴油发电机的保护不充分,存在严重损坏设备的风险。为解决该问题,本文详细分析IEEE 387标准对应急柴油发电机组定期试验的规定,依据IEEE 387标准对应急柴油发电机组的定期试验进行改进,取消原来的低功率试验,采用在机组正常运行期间进行并网带载的试验方法,并详细分析改进后的试验内容,使EDG定期试验的方法更加经济和安全,目前改进内容已得到了核安全监管机构的认可,为核电厂的相关定期试验改进提供了重要参考。

    2020年03期 v.40;No.163 458-461页 [查看摘要][在线阅读][下载 81K]
    [下载次数:84 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]

核技术

  • 基于Newton-Raphson算法的COSINE热工水力程序安注箱模块研发

    陈俊;沙会娥;吴照国;孔晓宁;尹铁男;林萌;杨燕华;

    COSINE软件包是国家核电技术有限公司北京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,安注箱是该软件包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NewtonRaphson算法建立的安注箱模型,该模型采用半隐式离散方法,程序的四个守恒方程采用有限体积法,其方程分别为:不凝气体质量守恒方程,液相质量守恒方程、气相动量守恒方程以及气相能量守恒方程。守恒方程考虑惯性力,壁面摩擦,局部阻力损失以及重力等因素影响。利用COSINE安注箱模型和参考程序RELAP5计算结果对比,两者计算结果误差较小,吻合较好;结果表明:COSINE安注箱模型能正确模拟安注箱,个别情况下COSINE安注箱模块更具稳定性和收敛性。

    2020年03期 v.40;No.163 462-467页 [查看摘要][在线阅读][下载 655K]
    [下载次数:94 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 国内外小堆专设配置和CAP200专设论证

    刘展;戚展飞;王国栋;王伟伟;张国胜;

    针对国际原子能机构定义的电功率300MW以下的小型核电机组,本文较为完整地梳理了国内外研究机构主要开发的小堆,对于各型号小堆专设安全配置的特点,进行了用于缓解事故的合理分析。结合上海核工程研究设计院(SNERDI)研发的CAP200紧凑型小堆的特征,提出有效缓解非丧失冷却剂事故、丧失冷却剂事故和安全壳的专设配置措施,梳理挑战其专设配置的卡关事故,开展定量事故评价,确保CAP200紧凑型小堆专设安全配置可保证反应堆堆芯和安全壳的完整性。

    2020年03期 v.40;No.163 468-474页 [查看摘要][在线阅读][下载 859K]
    [下载次数:233 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估研究

    黄奇;张庆;刘明星;王远兵;钟科;

    本文依据IEEE std 1633标准,对Schneidewind软件可靠性模型进行研究,将该模型应用于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估,并评价该模型对于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估的适用性。本文结合某堆型核电厂数字化仪控系统典型功能模块软件故障数据,代入Schneidewind模型,对软件可靠性进行定量评估。本文介绍的工作对进一步开展数字化仪控系统软件可靠性研究具有积极意义。

    2020年03期 v.40;No.163 475-479页 [查看摘要][在线阅读][下载 599K]
    [下载次数:132 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 先进堆评估方法研究

    霍建明;霍小东;杨海峰;郭治鹏;张浩然;郑保军;孙燕宇;郑平辉;申腾;赵秋娟;范雯雯;郭韶华;

    先进堆型综合评估是四代堆研发的一个重要分支,综合评估各种堆型在安全、经济、防核扩散与实物保护、可持续发展等方面的潜力,为先进堆型的研发提供指导。本文简要介绍了国际上主要的INPRO方法、GIF方法、美国DOE的评估实践等,并从各方法的宗旨、目标、体系、重点领域、关键指标、评估对象、适用范围、深度要求等方面,对各方法和评估实践进行详细的研究和对比。最后,提出适用于国内先进堆现状的中国先进堆评估方法 (CARA),并对评估方法进行详细的说明。中国先进堆评估方法,充分借鉴了INPRO、GIF、DOE等国际已有成果的优点,并紧密结合国内先进堆的研发现状,系统地研究、确定了领域划分和适用的指标集,提出评估结果量化的规则以便于评估对象间的比较,从而具有较好的可操作性。中国先进堆评估方法,可用于我国先进堆型的综合潜力评估,为国家先进堆型研发的技术路线选择、堆型设计方案的性能改进提供科学的工具和手段,促进我国先进堆型的研发工作。

    2020年03期 v.40;No.163 480-491页 [查看摘要][在线阅读][下载 2688K]
    [下载次数:87 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于MATLAB的γ能谱数据获取与处理研究

    陈鑫栋;颜拥军;朱皓;李广锋;

    本文构建了一种基于MATLAB平台的γ能谱测量系统,该系统硬件由溴化镧(LaBr3)探测器、前端模拟电路、峰值检测保持电路、触发电路、高速数据采集卡组成,采用MATLAB GUI设计了数据采集与分析界面。初步实验结果证明该装置较传统的能谱测量装置结构简单,数据处理方便、稳定性好。将高速数据采集卡应用在与能谱测量相关的诸多领域,前景非常广泛。

    2020年03期 v.40;No.163 492-498页 [查看摘要][在线阅读][下载 1957K]
    [下载次数:327 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]

快堆

  • 基于一体化三维数值模拟的中国实验快堆冷钠池及其堆内构件热工特性分析

    张钰浩;夏子涵;梁江涛;刘一哲;杨军;叶尚尚;郭忠孝;陆道纲;

    建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工况下冷钠池及其堆内构件三维热工参数,为其结构应力评定及部件设计提供关键输入。计算结果表明:冷钠池内液钠的流动较为复杂,上冷池内流动较为明显;由于冷池中板的阻隔作用,下冷池流动较为微弱。此外,冷钠池内会出现较为明显的热分层现象,使得冷钠池内竖向支承肋板及其堆内构件沿高度方向产生约30℃温差,对其结构强度设计提出更高的要求;主容器冷却系统出口被加热的液钠对上冷钠池的温度、流动分布也有一定影响。本研究为钠冷池式快堆事故安全分析、关键堆内构件结构应力评定及设计提供重要热工输入参数。

    2020年03期 v.40;No.163 499-507页 [查看摘要][在线阅读][下载 3284K]
    [下载次数:270 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:9 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂乏燃料湿法与干法贮存技术对比研究及相关对策建议

    刘超;刘晓剑;廖琳;潘亚兰;何兴波;张连胜;

    分析了国内外主要核电国家乏燃料离堆贮存的概况,研究了乏燃料湿法贮存和干法贮存的主要特点,对乏燃料湿法贮存和干法贮存从技术特点、安全可靠性、工程经验、建设工期、电厂接驳、运行维护、经济性等方面进行了综合对比,分析两者的优劣。结合我国乏燃料的离堆贮存现状,对未来乏燃料离堆贮存技术路线提出思考和探索。

    2020年03期 v.40;No.163 508-516页 [查看摘要][在线阅读][下载 2100K]
    [下载次数:315 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:9 ] |[阅读次数:0 ]

  • 《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03期 v.40;No.163 518页 [查看摘要][在线阅读][下载 464K]
    [下载次数:11 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据