CN103824604B - 堆芯紧急冷却热混合试验装置及其试验方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种堆芯紧急冷却热混合试验装置，包括：主管；以及安注支管，邻近主管的入口与所述主管连通，安注支管的中心轴线与所述主管的中心轴线成一锐角，所述主管的中心轴线和所述安注支管的中心轴线处于和水平面垂直的平面上，其中：在所述主管的外壁上设置有多个测温热电偶截面，每一个测温热电偶截面垂直于所述主管的中心轴线，每一个测温热电偶截面设置有供测温热电偶插入的多个通孔。本发明还涉及一种利用上述堆芯紧急冷却热混合试验装置的试验方法。
Description
技术领域
本发明涉及压水堆热工水力中冷热流体的混合，尤其涉及堆芯紧急冷却热混合试验装置及其实验方法。
背景技术
ECC(EmergencyCoolantCooling)堆芯紧急冷却安注热混合实验回路是对压水堆在事故工况下进行堆芯紧急冷却时安全注射特性实验研究的平台。主要原理是通过T形管支管注入过冷水与主管(冷腿)内高温单相水或气液混合两相流发生热混合，从而降低混合后主管内液体温度、冷凝主管内汽体，增加流入堆芯中的冷却剂流量，提高并保证反应堆堆芯在事故工况下的安全性。
安全注射系统又可称作紧急堆芯冷却系统，它的主要用途是：
1.当一回路主系统的管道或设备发生破裂而引起失水事故时，安全注射系统能为堆芯提供应急的和持续的冷却，在事故发生的第一阶段，尽快将硼水直接注入堆芯，并在一定时间后过渡到第二阶段，利用积聚在安全壳地坑里的水再循环，防止燃料元件包壳因堆芯失水而烧毁。
2.当化学和容积系统失效时，补偿一回路少量的泄漏，以保持稳压器内的水位。
3.发生蒸汽管道破裂事故时，安全注射系统能将含高浓度硼酸的水注入堆芯，抵消因慢化剂过度冷却所减少的负反应性，防止反应堆重返临界。为了实现上述三个功能，安全注射系统必须能根据事故引起一回路系统压降的变化情况，在不同的压力状态下介入，为此，本系统分为三个子系统：高压注射系统、蓄压注射系统、低压注射系统。
当主系统因发生破损事故，压力下降至一定值(约12.0MPa，PWR)，或蒸汽管道发生大破裂时，高压安全注射泵被启动，将换料水箱内2400μg／g的硼水注入堆芯，防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯。在有些压水堆中高压安全注射泵与上充泵合用，同时，为了保证能可靠的注入，注入管经硼注入箱接在每一条环路冷管段或冷、热管段。
在一回路管道发生破裂，引起压力急剧下降的情况下，需依靠蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的融化。当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内的氮气压力时，硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内。
低压安注管系在冷却剂压力下降到0.7MPa时由安全注射信号启动，将换料水箱中的含硼水注入每个环路的冷管段。
高压安注下，安注水注入冷腿后会发生明显的冷凝现象并且存在水平分层流动；随着系统压力降低和蓄压安注的启动，更高的安注流量使得直接接触冷凝现象越发明显；而当发生较大破口事故时，冷腿段安注过程中的冷凝将成为影响堆芯再淹没的重要现象，它能够有效减少下降段的回流并且提升ECC安注的能力。伴随蓄压安注的结束以及低压安注的持续进行，直接接触冷凝始终贯穿着整个安注过程，包括对破口流量的影响、下降段和堆芯内冷却水量的影响以及安注过冷水通过下降段后再淹没对整个包壳临界温度的影响。
发明内容
本发明的目的在于提供一种堆芯紧急冷却热混合实验装置及其实验方法，本发明的堆芯紧急冷却热混合实验装置能够承受高压实验工况从而确保运行稳定安全，又能够避免对管内流体流动较大的破坏，同时尽量多的获得截面温度场信息。
本发明提供了一种堆芯紧急冷却热混合试验装置，包括：主管；以及安注支管，邻近主管的入口与所述主管连通，安注支管的中心轴线与所述主管的中心轴线成一锐角，所述主管的中心轴线和所述安注支管的中心轴线处于和水平面垂直的平面上，其中：在所述主管的外壁上设置有多个测温热电偶截面，每一个测温热电偶截面垂直于所述主管的中心轴线，每一个测温热电偶截面设置有供测温热电偶插入的多个通孔。
可选的，每一个测温热电偶截面中设置的多个测温热电偶包括在0°位置处的测温热电偶和在180°位置处的测温热电偶，在0°位置处的测温热电偶和在180°位置处的测温热电偶中的一个构造成测量主管的中心轴线与所述测温热电偶截面的交点处的温度；每一个测温热电偶截面中设置的多个测温热电偶中除在0°位置处的测温热电偶和在180°位置处的测温热电偶之外的测温热电偶关于所述主管的中心轴线与所述测温热电偶截面的交点中心对称布置。
进一步的，在90°到180°之间的位置以及在270°到0°之间的位置并没有设置测温热电偶；或者在0°到90°之间的位置以及在180°到270°之间的位置并没有设置测温热电偶。进一步的，所述测温热电偶截面上的多个通孔为6个，6个通孔的位置分别位于测温热电偶截面的0°、45°、90°、180°、225°、270°处，在0°位置处或者180°位置处的测温热电偶构造成测量主管的中心轴线与所述测温热电偶截面的交点处的温度。
进一步的，0°位置处的测温热电偶或180°位置处的测温热电偶中的一个伸入主管内距离为0.25D，0°位置处的测温热电偶或180°位置处的测温热电偶中的另一个伸入主管内距离为0.5D，其中D为主管的内径；45°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1464D；90°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1D；225°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1464D；270°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1D。
可选的，所述多个测温热电偶截面在主管与安注支管连接处的两侧布置在所述主管上。可选的，所述多个测温热电偶截面中布置在主管与安注支管连接处的混合后的一侧的多个测温热电偶截面布置成越靠近所述主管与安注支管连接处相邻测温热电偶截面之间的距离越短。
可选的，每一个测温热电偶设置有卡套，卡套的一部分进入对应的通孔内以密封该通孔。
可选的，安注支管的中心轴线与所述主管的中心轴线成45°。
可选的，在主管的入口和出口处、安注支管和主管的固定接口处以及安注支管进口处开设有压差变送器接口；在主管上还开有压力表接口；在主管入口处、主管和安注支管连接处的热混合区以及主管出口处的主管外壁上均布置有管壁温监控热电偶。
可选的，在主管的入口处设置有可视化试验段，用于常压、200℃以下流体热混合实验时观察流体的实时流型。
可选的，上述堆芯紧急冷却热混合试验装置还包括：保温装置，所述保温装置包覆所述主管和所述安注支管的外壁以实现保温。所述保温装置内可设置有加热热源。
本发明还涉及一种利用上述堆芯紧急冷却热混合试验装置的试验方法，包括步骤：由主管的入口注入单相水或者两相汽水混合流体；在主管内的流体流量以及压力稳定后，由安注支管的入口将安注冷却水注入到主管内；在来自主管的流体、来自安注支管的流体在主管中热混合且混合流体的流量、压力、温度稳定后，记录如下数据中的至少一种：主管入口流量、安注支管流量、主管入口流体温度、安注支管入口流体温度、实时实验段绝对压强、主管在主管与安注支管连接处的前后压差、主管在主管与安注支管连接处上下游温度分布、主管各处空泡分布、热混合前后冷凝量。
在上述方法中，可选的，在将安注支管内的流体与主管内的流体混合之前，在流量波动不大于20kg／h且压力波动不大于0.2MPa后确定在主管内的流体流量以及压力稳定。
在上述方法中，可选的，混合流体的温度波动不大于3℃表示混合流体的温度稳定。
上述方法中，在由主管的入口注入单相水或者两相汽水混合流体之前，还可包括步骤：对主管和安注支管进行隔热，以减少管内流体与管壁之间的热交换。
附图说明
图1是根据本发明的一个示例性实施例的堆芯紧急冷却热混合试验装置的结构示意图；
图2是根据本发明的一个示例性实施例的堆芯紧急冷却热混合试验装置的主管在截面A-A向看到的测温热电偶截面的示意图；
图3为图2中的测温热电偶的安装的示意图；
图4为图2中的测温热电偶截面可以测得的温度点的示意图。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实例性的实施例，实施例的示例在附图中示出，其中相同或相似的标号表示相同或相似的元件。下面参考附图描述的实施例是示例性的，旨在解释本发明，而不能解释为对本发明的限制。
如图1-3所示，一种堆芯紧急冷却热混合实验装置，包括主管1，固定在主管1上近主管入口一端的安注支管2，所述安注支管2和主管1处在和水平面垂直的平面上，有利的，安注支管2和主管1间夹角与反应堆中冷腿与安注管夹角相同，例如45°；在主管1的入口和出口处、安注支管2和主管1的固定接口处以及安注支管2进口处开有压差变送器接口4；在主管1上还开有压力表接口3；在主管1入口处、主管1和安注支管2连接处的热混合区以及主管1出口处的主管1外壁上均布置有管壁温监控热电偶6；在主管1上有多个和主管1轴向垂直的测温热电偶截面5，每个测温热电偶截面5上开有测温热电偶10插入的多个通孔20。
为此，本发明提出了一种堆芯紧急冷却热混合试验装置，包括：主管1；以及安注支管2，邻近主管1的入口与所述主管1连通，安注支管2的中心轴线与所述主管1的中心轴线成一锐角，所述主管1的中心轴线和所述安注支管2的中心轴线处于和水平面垂直的平面上，其中：在所述主管1的外壁上设置有多个测温热电偶截面5，每一个测温热电偶截面垂直于所述主管的中心轴线，每一个测温热电偶截面设置有供测温热电偶10插入的多个通孔20。
所述主管1和安注支管2的材料为316L耐腐蚀不锈钢，且主管1和安注支管2的连接处采用氩弧焊焊接。这保证主管和安注支管能够进行高温、高压热混合实验，满足反应堆模化实验要求。
所述测温热电偶截面5的个数可以为12个。所述多个测温热电偶截面在主管与安注支管连接处的两侧布置在所述主管上。如图1中所示，所述多个测温热电偶截面5中布置在主管与安注支管连接处的混合后的一侧的多个测温热电偶截面5布置成越靠近所述主管与安注支管连接处相邻测温热电偶截面之间的距离越短。
如图2-3所示，所述测温热电偶截面5上的通孔为6个，6个通孔的位置分别位于测温热电偶截面5的0°、45°、90°、180°、225°、270°处。
所述0°位置处的测温热电偶10-1(为图示方便，标记10-1也指向后面提及的卡套，以下同)伸入主管内距离为0.25D——用于测量截面最右端靠近管壁附近的流体温度(由于管内流体流动特性左右截面的相似性，同理可以近似推导最左端靠近管壁附近的流体温度)，45°位置处的测温热电偶10-2伸入主管内距离为0.1464D——用于测量管内截面右边区域上部中间区域温度(同理可以近似推导左边区域上部中间区域温度)，90°位置处的测温热电偶10-3伸入主管内距离为0.1D——用于测量管内截面最顶端靠近管壁附近的流体温度，180°位置处的测温热电偶10-4伸入主管内距离为0.5D——用于测量截面左边区域中心部分附近的流体温度(由于管内流体流动特性左右截面的相似性，同理可以近似推导右边区域中心区域的流体温度)，225°位置处的测温热电偶10-5伸入主管内距离为0.1464D——用于测量管内截面右边区域下部中间区域温度(同理可以近似推导左边区域下部中间区域温度)，270°位置处的测温热电偶10-6伸入主管内距离为0.1D，其中D为主管1直径——用于测量管内截面最底端靠近管壁附近的流体温度。
为此，本发明的堆芯紧急冷却热混合试验装置中，每一个测温热电偶截面中设置的多个测温热电偶包括在0°位置处的测温热电偶和在180°位置处的测温热电偶，在0°位置处的测温热电偶和在180°位置处的测温热电偶中的一个构造成测量主管的中心轴线与所述测温热电偶截面的交点处的温度；且每一个测温热电偶截面中设置的多个测温热电偶中除在0°位置处的测温热电偶和在180°位置处的测温热电偶之外的测温热电偶关于所述主管的中心轴线与所述测温热电偶截面的交点中心对称布置。
可选的，在90°到180°之间的位置以及在270°到0°之间的位置并没有设置测温热电偶；或者在0°到90°之间的位置以及在180°到270°之间的位置并没有设置测温热电偶。如此，测温热电偶截面5上6个通孔的位置分别位于测温热电偶截面5的0°、45°、90°、180°、225°、270°处，应用管内流体在流动中的水平左、右区域流动相似性，能够通过热电偶测得6个点的温度推算出管内同一截面上其他点的合计共9个点的温度，如图4所示，更大限度的测量了管内不同截面温度场，为实验提供较准确和充分的数据支持。
本发明的试验装置中，测温截面布置科学，在保证实验工况运行安全的前提下，较大限度的测量了管内不同截面温度场，为实验提供较准确和充分的数据支持。
如图1所示，所述压差变送器接口4和压力表接口3上焊接有一小段伸出管，分别用于连接压差变送器和电子压力表。在主管的入口和出口处、安注支管和主管的固定接口处以及安注支管进口处开设有压差变送器接口4；在主管上还开有压力表接口3；在主管入口处、主管和安注支管连接处的热混合区以及主管出口处的主管外壁上均布置有管壁温监控热电偶6。
在所述主管1的入口处设置有可视化试验段7(例如玻璃可视管)，用于常压、200℃以下流体热混合实验时观察流体的实时流型。
在所述主管1和安注支管2的入口和出口处可设置有阀门。
如图3所示，每一个测温热电偶10设置有卡套10a，卡套的一部分10a1进入对应的通孔20内以密封该通孔20。例如，在图3中，卡套10a的锥形一次性抱死夹为进入到所述通孔内的部分10a1，卡套可以为T型焊接卡套。卡套的使用保证了测温热电偶与管壁之间的良好密封性，使得混合实验安全运行得到保证。
如图1所示，保温棉(对应于保温装置8)包覆所述主管和所述安注支管的外壁以实现保温，必要时可添加热电偶丝(对应于加热热源，加热热源也可以是通过热流体的导热管)加热进行温度补偿。
总之，本发明的实验装置能够有效进行中高压／中低压／常压工况下的单相／两相汽水混合流体热混合实验，能够较准确、有效地收集实验中不同截面温度场分布同时减小测温设备设计难度，流动阻力小，适合于模化验证反应堆ECC安注热混合实验。
下面描述上述的堆芯紧急冷却热混合实验装置的实验步骤。
实验回路运行前，必要时，首先在实验装置的主管1和安注支管2外包覆保温棉进行隔热，并再辅以外壁加热丝，创造实验段相对“绝热”条件，减少流体与管壁面热交换；实验回路运行时，将主管1入口和出口处的阀门打开，先由主管1入口处注入温度为255℃的单相水或两相汽水混合流体，待主管1内流体流量、压力趋于稳定后在702kg／h(±20kg／h)、压力稳定在12.0MPa(±0.2MPa)后，，打开安注支管2入口阀门，将流量为108kg／h(±5kg／h)安注冷却水注入实验装置中；多组测温热电偶连接至信息采集板，转化为数字信号显示在计算机中；待主管1和安注支管2热混合，其流量、压力稳定，测点温度均稳定在预设范围内(与预分析结果在±3℃内)，即可判断此时实验段处于相对应的稳态实验工况中，记录中的主管入口流量、安注支管流量、主管入口流体温度、支管入口流体温度、实时实验段绝对压强、主管前后压差、主管上下游温度分布、主管各处空泡分布(两相实验)、T形管热混合前后冷凝量(两相流)等实验数据。
根据校核计算，得到实验装置主要参数如下：
主管内径D=70mm，壁厚δ=3mm，
支管内径D=27mm，壁厚δ=6mm，
主管进口最高实验流体温度tin-max≤300℃，
实验装置承压能力≤15MPa，
实验装置可测两相流空泡份额范围0≤α≤1，
实验装置测温截面插入热电偶直径φ=0.5mm，
设计裕量30％。
根据以上参数，本热混合实验段可以满足单相实验水流量从0kg／s至0.55kg／s，两相实验水流量从0kg／s至0.55kg／s，汽体流量从0kg／s至0.11kg／s时安注热混合实验要求，且有足够的设计裕量，完全满足了堆芯紧急冷却热混合实验的模化分析准则，适合应用于高压单相流、两相流热混合研究。经过安装使用，其运行稳定性好，完全可以达到设计要求。
为此，本发明提出了一种利用上述堆芯紧急冷却热混合试验装置的试验方法，包括步骤：
由主管的入口注入单相水或者两相汽水混合流体；
在主管内的流体流量以及压力稳定后，由安注支管的入口将安注冷却水注入到主管内；
在来自主管的流体、来自安注支管的流体在主管中热混合且混合流体的流量、压力和温度稳定后，记录如下数据中的至少一种：主管入口流量、安注支管流量、主管入口流体温度、安注支管入口流体温度、支管热混合前实时实验段绝对压强、主管在主管与安注支管连接处的前后压差、主管在主管与安注支管连接处上下游温度分布、主管各处空泡分布、热混合前后冷凝量。
上述方法中，在将安注支管内的流体与主管内的流体混合之前，在流量波动不大于20kg/h且压力波动不大于0.2MPa后确定在主管内的流体流量以及压力稳定。
上述方法中，混合流体的温度波动不大于3℃表示混合流体的温度稳定。
上述方法在由主管的入口注入单相水或者两相汽水混合流体之前，还可包括步骤：对主管和安注支管进行隔热，以减少管内流体与管壁之间的热交换。
尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行变化。本发明的适用范围由所附权利要求及其等同物限定。
Claims (14)
1.一种堆芯紧急冷却热混合试验装置，包括：
主管；以及
安注支管，邻近主管的入口与所述主管连通，安注支管的中心轴线与所述主管的中心轴线成一锐角，所述主管的中心轴线和所述安注支管的中心轴线处于和水平面垂直的平面上，
其中：
在所述主管的外壁上设置有多个测温热电偶截面，每一个测温热电偶截面垂直于所述主管的中心轴线，每一个测温热电偶截面设置有供测温热电偶插入的多个通孔；
所述测温热电偶截面上的多个通孔为6个，6个通孔的位置分别位于测温热电偶截面的0°、45°、90°、180°、225°、270°处，在0°位置处和180°位置处中的一个位置处的测温热电偶构造成测量主管的中心轴线与所述测温热电偶截面的交点处的温度；
每一个测温热电偶截面中设置的多个测温热电偶中除在0°位置处的测温热电偶和在180°位置处的测温热电偶之外的测温热电偶关于所述主管的中心轴线与所述测温热电偶截面的交点中心对称布置以通过6个测温热电偶测得6个点的温度推算出主管内同一测温热电偶截面上合计共9个点的温度。
2.根据权利要求1所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
0°位置处的测温热电偶和180°位置处的测温热电偶中的一个伸入主管内距离为0.25D，0°位置处的测温热电偶和180°位置处的测温热电偶中的另一个伸入主管内距离为0.5D，其中D为主管的内径；45°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1464D；90°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1D；225°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1464D；270°位置处的测温热电偶伸入主管内距离为0.1D。
3.根据权利要求1所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
所述多个测温热电偶截面在主管与安注支管连接处的两侧布置在所述主管上。
4.根据权利要求3所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
所述多个测温热电偶截面中布置在主管与安注支管连接处的混合后的一侧的多个测温热电偶截面布置成越靠近所述主管与安注支管连接处相邻测温热电偶截面之间的距离越短。
5.根据权利要求1所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
每一个测温热电偶设置有卡套，卡套的一部分进入对应的通孔内以密封该通孔。
6.根据权利要求1所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
安注支管的中心轴线与所述主管的中心轴线成45°。
7.根据权利要求1所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
在主管的入口和出口处、安注支管和主管的固定接口处以及安注支管进口处开设有压差变送器接口；
在主管上还开有压力表接口；
在主管入口处、主管和安注支管连接处的热混合区以及主管出口处的主管外壁上均布置有管壁温监控热电偶。
8.根据权利要求1所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
在主管的入口处设置有可视化试验段，用于常压、200℃以下流体热混合实验时观察流体的实时流型。
9.根据权利要求1-8中任一项所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，还包括：
保温装置，所述保温装置包覆所述主管和所述安注支管的外壁以实现保温。
10.根据权利要求8所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置，其中：
所述保温装置内设置有加热热源。
11.一种利用根据权利要求1所述的堆芯紧急冷却热混合试验装置的试验方法，包括步骤：
由主管的入口注入单相水或者两相汽水混合流体；
在主管内的流体流量以及压力稳定后，由安注支管的入口将安注冷却水注入到主管内；
在来自主管的流体、来自安注支管的流体在主管中热混合且混合流体的流量、压力和温度稳定后，记录如下数据中的至少一种：主管入口流量、安注支管流量、主管入口流体温度、安注支管入口流体温度、支管热混合前实时实验段绝对压强、主管在主管与安注支管连接处的前后压差、主管在主管与安注支管连接处上下游温度分布、主管各处空泡分布、热混合前后冷凝量。
12.根据权利要求11所述的方法，其中：
在将安注支管内的流体与主管内的流体混合之前，在流量波动不大于20kg/h且压力波动不大于0.2MPa后确定在主管内的流体流量以及压力稳定。
13.根据权利要求11所述的方法，其中：
混合流体的温度波动不大于3℃表示混合流体的温度稳定。
14.根据权利要求11-13中任一项所述的方法，在由主管的入口注入单相水或者两相汽水混合流体之前，还包括步骤：
对主管和安注支管进行隔热，以减少管内流体与管壁之间的热交换。
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Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003063177A1 (en) * | 2002-01-24 | 2003-07-31 | Philosophia, Inc. | Direct vessel injection system for emergency core cooling water using vertical injection pipe, sparger, internal spiral threaded injection pipe, and inclined injection pipe |
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Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003063177A1 (en) * | 2002-01-24 | 2003-07-31 | Philosophia, Inc. | Direct vessel injection system for emergency core cooling water using vertical injection pipe, sparger, internal spiral threaded injection pipe, and inclined injection pipe |
| CN201788707U (zh) * | 2010-06-17 | 2011-04-06 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种用于保证核电站安全的安全系统 |
| CN102313693B (zh) * | 2010-07-07 | 2013-01-23 | 中国核动力研究设计院 | 核级设备辐照老化鉴定试验系统 |
| CN102693673A (zh) * | 2012-06-04 | 2012-09-26 | 华北电力大学 | 非能动安全压水堆核岛主系统模拟运行仪器 |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| 承压热冲击下反应堆压力容器中流体的瞬态混合特性;王海军等;《核动力工程》;20040229;第25卷(第1期);第13－17页 * |
| 高温堆热气联箱内部流场分析;王金华等;《核动力工程》;20061231;第27卷(第S1期);第23－29页 * |
| 高温气冷实验堆堆芯出口热气联箱混合性能对比试验;黄志勇等;《核动力工程》;19970228;第18卷(第1期);第37－42页 * |
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