CN113758532B - 一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统及方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统及方法。该系统包括反应堆压力容器、至少一组冷却回路和流量测量模块,冷却回路包括主泵和蒸汽发生器。流量测量模块包括KCP机柜、电源柜、控制柜和至少一个电磁流量计,电磁流量计安装在冷却回路的管道上,电磁流量计连接控制柜;电源柜电连接控制柜,为控制柜供电;控制柜通信连接KCP机柜;电磁流量计用于采集冷却回路的流量信息,将流量信息发送至控制柜,控制柜将流量信息发送至KCP机柜。本发明使用电磁流量计测量冷却剂流量,因电磁流量计无阻流元件,不会因冷却剂中含有杂质而造成堵塞,提高核电站设备稳定性。
Description
技术领域
本发明涉及核电厂领域,更具体地说,涉及一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统及方法。
背景技术
核电厂反应堆冷却剂系统采用涡轮转子流量计测量冷却剂流量,涡轮转子流量计的测量原理为:在流量计内部的圆筒缸中有可在滚珠轴承上自由旋转的转子,冷却剂流过流量计带动转子旋转,转子上的叶片在相邻的线圈上产生频率信号。由于转子旋转的速度和流量成比例关系,因此可通过频率信号换算得出流量值。由于核电厂冷却回路(一回路)冷却剂不可避免会含有一些杂质,这些杂质在随一回路冷却剂流经涡轮转子流量计时会附着在转子上,使转子卡涩甚至卡死导致流量计故障,影响核电厂安全运行。
另外,涡轮转子流量计的涡轮转子流量计发生故障后,需将流量计拆下检查。由于大部分涡轮转子流量计安装在核电厂辐射控制区中的红区(环境剂量率≥0.1Sv/h),且房间内存在中子辐照(硼表内的中子源)。维修人员每次进入均需承受大剂量的辐照,且工作期间极易被管线内的残水沾污。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于,针对现有技术的上述缺陷,提供一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统及方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是:构造一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统,包括反应堆压力容器、至少一组冷却回路和流量测量模块;
所述冷却回路包括主泵和蒸汽发生器,所述主泵的输入端管道连接所述反应堆压力容器的输出端,所述主泵的输出端管道连接所述蒸汽发生器的输入端,所述蒸汽发生器的输出端管道连接所述反应堆压力容器的输入端;
所述流量测量模块包括KCP机柜、电源柜、控制柜和至少一个电磁流量计,所述电磁流量计安装在所述冷却回路的管道上,所述电磁流量计连接所述控制柜;所述电源柜电连接所述控制柜,为所述控制柜供电;所述控制柜通信连接所述KCP机柜;
所述电磁流量计用于采集所述冷却回路的流量信息,将所述流量信息发送至所述控制柜,所述控制柜将所述流量信息发送至所述KCP机柜。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,所述电磁流量计包括测量管、励磁线圈、第一电极、第二电极和外壳,所述测量管、所述励磁线圈、所述第一电极和所述第二电极封装在所述外壳内;
所述测量管接入所述冷却回路的管道内,所述励磁线圈设置在是所述测量管周围,所述控制柜电连接并为所述励磁线圈供电,所述励磁线圈产生预设磁场;所述第一电极和所述第二电极设置在所述测量管内,用于采集流经所述测量管内冷却剂在所述预设磁场作用下产生的感应电动势。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,所述电磁流量计的第一接口连接所述控制柜的第二接口;
所述第一接口包括:CD1引脚、CD2引脚、SIG1引脚、SIG2引脚、DS1引脚、DS2引脚和AGND引脚,所述CD1引脚和所述CD2引脚用于连接所述励磁线圈,所述SIG1引脚和所述SIG2引脚用于连接所述第一电极和所述第二电极,所述DS1引脚和所述DS2引脚用于为所述SIG1引脚和所述SIG2引脚提供屏蔽保护,所述AGND引脚接地;
所述第二接口包括:CD1引脚、CD2引脚、SIG1引脚、SIG2引脚、DS1引脚、DS2引脚和AGND引脚,所述第一接口的CD1引脚连接所述第二接口的CD1引脚,所述第一接口的CD2引脚连接所述第二接口的CD2引脚,所述第一接口的SIG1引脚连接所述第二接口的SIG1引脚,所述第一接口的SIG2引脚连接所述第二接口的SIG2引脚,所述第一接口的DS1引脚连接所述第二接口的DS1引脚,所述第一接口的DS2引脚连接所述第二接口的DS2引脚,所述第一接口的AGND引脚连接所述第二接口的AGND引脚。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,所述测量管的内壁为绝缘层。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,所述绝缘层为三元乙丙橡胶。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,所述控制柜还包括显示屏,所述显示屏用于显示所述流量信息。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,所述控制柜还包括存储器,所述存储器用于存储所述流量信息。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,其中一组所述冷却回路还包括稳压器,所述稳压器的输入端管道连接所述主泵和所述反应堆压力容器之间的管道,所述稳压器的输出端通道连接所述蒸汽发生器和所述反应堆压力容器之间的管道。
另外,本发明还提供一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量方法,应用于如上述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统,所述方法包括下述步骤:
S1、电源柜为控制柜供电,所述控制柜为所述电磁流量计的励磁线圈供电,控制所述励磁线圈产生预设磁场;
S2、所述电磁流量计的第一电极和第二电极采集冷却剂在所述预设磁场作用下产生的感应电动势,将所述感应电动势发送至所述控制柜;
S3、所述控制柜根据所述感应电动势生成流量信息,将所述流量信息发送至KCP机柜。
进一步,在本发明所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量方法中,所述步骤S3包括:
S31、所述控制柜根据所述感应电动势之差生成感应电压;
S32、根据电压与流量对应关系确定所述感应电压对应的流量值;
S33、判断所述流量值是否小于预设流量值;
S34、若是,则发送报警信息至所述KCP机柜。
实施本发明的一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统及方法,具有以下有益效果:本发明使用电磁流量计测量冷却剂流量,因电磁流量计无阻流元件,不会因冷却剂中含有杂质而造成堵塞,提高核电站设备稳定性。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明,附图中:
图1是本发明实施例提供的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统的结构示意图;
图2是本发明实施例提供的流量测量模块的结构示意图;
图3是本发明实施例提供的电磁流量计的结构示意图;
图4是本发明实施例提供的第一接口和第二接口的结构示意图;
图5是本发明实施例提供的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量方法的流程图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解,现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
在一优选实施例中,参考图1和图2,本实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统包括反应堆压力容器10、至少一组冷却回路20和流量测量模块30,其中冷却回路20包括主泵201和蒸汽发生器202,主泵201的输入端管道连接反应堆压力容器10的输出端,主泵201的输出端管道连接蒸汽发生器202的输入端,蒸汽发生器202的输出端管道连接反应堆压力容器10的输入端。反应堆压力容器10是产生、维持和控制链式核裂变反应的装置,它以一定功率释放出能量,并由冷却回路20(一回路)冷却剂导出,再通过蒸汽发生器202将堆芯产生的热量传给蒸汽发生器202的二次侧给水,产生蒸汽驱动汽轮发电机发电。主泵201为反应堆冷却剂泵,用于驱动冷却剂在冷却回路20内部循环流动,连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器202的二次侧给水。蒸汽发生器202的主要功能是作为热交换设备将冷却回路20(一回路)冷却剂中的热量传给二回路给水,使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。每组冷却回路20有一台蒸汽发生器202,每台容量按照满功率运行时传递三分之一的反应堆热功率设计。作为连接一回路与二回路的设备,蒸汽发生器202在一回路和二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。
流量测量模块30包括KCP机柜301、电源柜302、控制柜303和至少一个电磁流量计304,流量测量模块30计采用分体式布置,将电磁流量计304安装在环境剂量较高区域,将后端控制柜303安装在剂量较低区域。由于电磁流量计304本体无电容、电感等易受辐照老化的元件,因此可长时间接触高辐照介质,在高辐照环境下运行。电磁流量计304安装在冷却回路20的管道上,电磁流量计304连接控制柜303。电源柜302电连接控制柜303,为控制柜303供电;作为选择,电源柜302提供220V交流电至控制柜303。控制柜303通信连接KCP机柜301,用于将测量数据上传至KCP机柜301。电磁流量计304用于采集冷却回路20的流量信息,将流量信息发送至控制柜303,控制柜303将流量信息发送至KCP机柜301。
本实施例使用电磁流量计测量冷却剂流量,因电磁流量计无阻流元件,不会因冷却剂中含有杂质而造成堵塞,提高核电站设备稳定性。
在一些实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,参考图3,电磁流量计304包括测量管3041、励磁线圈3042、第一电极3043、第二电极3044和外壳(图中未示出),测量管3041、励磁线圈3042、第一电极3043和第二电极3044封装在外壳内,外壳的功能是将上述元器件封装起来并提供接口,使电磁流量计304能安装在管道上。测量管3041接入冷却回路20的管道内,测量管3041作为一回路承压部件,制造等级满足RCC-M 3级要求,与所在管线规范等级保持一致。励磁线圈3042设置在测量管3041周围,控制柜303电连接并为励磁线圈3042供电,励磁线圈3042产生预设磁场。第一电极3043和第二电极3044设置在测量管3041内,用于采集流经测量管3041内冷却剂在预设磁场作用下产生的感应电动势。
感应电动势的计算公式如下:
E=KBDV
式中,E表示感应电动势,单位V;
B为磁感应强度,又可称为磁通密度,单位T;
V为测量管3041截面内的平均流速,单位m/s;
D为测量管3041的内直径D,单位m;
K为常数,无量纲。
根据计算公式,当磁感应强度和测量管3041的内直径确定,感应电动势的大小就只与被测介质的流速有关,与被测介质的其他物理参数如压力、粘度等无关。由于流量Q与流速V成正比,因此根据感应电动势的大小就可以计算出被测介质的流量。
获取第一电极3043和第二电极3044的感应电动势后,控制柜303根据感应电动势之差生成感应电压。控制柜303存储有电压与流量对应关系,根据电压与流量对应关系确定感应电压对应的流量值。作为选择,判断流量值是否小于预设流量值;若流量值不小于预设流量值,说明流量值在安全范围内,继续监测即可。若流量值小于预设流量值,则发送报警信息至KCP机柜301。
本实施例的电磁流量计304没有电容、电感等易受辐照老化的元件,因此可长时间接触高辐照介质,在高辐照环境下运行。
在一些实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,参考图4,电磁流量计304的第一接口连接控制柜303的第二接口。第一接口包括:CD1引脚、CD2引脚、SIG1引脚、SIG2引脚、DS1引脚、DS2引脚和AGND引脚,CD1引脚和CD2引脚用于连接励磁线圈3042,SIG1引脚和SIG2引脚用于连接第一电极3043和第二电极3044,DS1引脚和DS2引脚用于为SIG1引脚和SIG2引脚提供屏蔽保护,AGND引脚接地。第二接口包括:CD1引脚、CD2引脚、SIG1引脚、SIG2引脚、DS1引脚、DS2引脚和AGND引脚,第一接口的CD1引脚连接第二接口的CD1引脚,第一接口的CD2引脚连接第二接口的CD2引脚,第一接口的SIG1引脚连接第二接口的SIG1引脚,第一接口的SIG2引脚连接第二接口的SIG2引脚,第一接口的DS1引脚连接第二接口的DS1引脚,第一接口的DS2引脚连接第二接口的DS2引脚,第一接口的AGND引脚连接第二接口的AGND引脚。
在一些实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,测量管3041的内壁为绝缘层。作为选择,绝缘层为三元乙丙橡胶。电磁流量计304的测量原理决定了被测介质和电磁流量计304本体需保持绝缘,因此电磁流量计304测量管内壁需增加一层绝缘内衬,由于测量管3041的内壁直接接触一回路冷却剂,因此内衬材料需满足核电厂《化学品和化学材料管理》程序中对接触一回路材料的要求(禁止使用特氟龙材料、对卤族元素材料有析出量限制)。本实施例采用三元乙丙橡胶(EPDM)材料作为电磁流量计传感器内衬,其不含卤族元素,同时具有耐腐蚀、耐磨损、耐辐照等特性。
在一些实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,控制柜303还包括显示屏3031,显示屏3031用于显示流量信息,工作人员可在控制柜303直接观察流量信息。
在一些实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,控制柜303还包括存储器3032,存储器3032用于存储流量信息,便于趋势查询和故障追溯。
在一些实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统中,其中一组冷却回路20还包括稳压器203,稳压器203的输入端管道连接主泵201和反应堆压力容器10之间的管道,稳压器203的输出端通道连接蒸汽发生器202和反应堆压力容器10之间的管道。稳压器203是对一回路压力进行控制和超压保护的重要设备,用以保持压力回路中的运行压力为15.5MPa,以防压力过高导致设备或管道破损,或者压力过低致使冷却剂汽化,影响导出热量。稳压器203上部蒸汽空间设有喷淋装置,当系统压力升高时能自动喷淋冷凝蒸汽降压。稳压器203下部水室空间设有电加热元件,当系统压力降低时能自动加热产生蒸汽以增大压力。此外,在稳压器顶部还装有安全阀、泄压阀,以保证运行安全。
在一优选实施例中,参考图5,本实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量方法应用于如上述实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统。具体的,该核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量方法包括下述步骤:
S1、电源柜302为控制柜303供电,控制柜303为电磁流量计304的励磁线圈3042供电,控制励磁线圈3042产生预设磁场。
S2、电磁流量计304的第一电极3043和第二电极3044采集冷却剂在预设磁场作用下产生的感应电动势,将感应电动势发送至控制柜303。
S3、控制柜303根据感应电动势生成流量信息,将流量信息发送至KCP机柜301。
本实施例使用电磁流量计测量冷却剂流量,因电磁流量计无阻流元件,不会因冷却剂中含有杂质而造成堵塞,提高核电站设备稳定性。
在一些实施例的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量方法中,步骤S3包括:
S31、控制柜303根据感应电动势之差生成感应电压。
S32、根据电压与流量对应关系确定感应电压对应的流量值。
S33、判断流量值是否小于预设流量值。
S34、若流量值小于预设流量值,则发送报警信息至KCP机柜301。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述,每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处,各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的装置而言,由于其与实施例公开的方法相对应,所以描述的比较简单,相关之处参见方法部分说明即可。
专业人员还可以进一步意识到,结合本文中所公开的实施例描述的各示例的单元及算法步骤,能够以电子硬件、计算机软件或者二者的结合来实现,为了清楚地说明硬件和软件的可互换性,在上述说明中已经按照功能一般性地描述了各示例的组成及步骤。这些功能究竟以硬件还是软件方式来执行,取决于技术方案的特定应用和设计约束条件。专业技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能,但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
结合本文中所公开的实施例描述的方法或算法的步骤可以直接用硬件、处理器执行的软件模块,或者二者的结合来实施。软件模块可以置于随机存储器(RAM)、内存、只读存储器(ROM)、电可编程ROM、电可擦除可编程ROM、寄存器、硬盘、可移动磁盘、CD-ROM、或技术领域内所公知的任意其它形式的存储介质中。
以上实施例只为说明本发明的技术构思及特点,其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据此实施,并不能限制本发明的保护范围。凡跟本发明权利要求范围所做的均等变化与修饰,均应属于本发明权利要求的涵盖范围。
Claims (5)
1.一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统,其特征在于,包括反应堆压力容器(10)、至少一组冷却回路(20)和流量测量模块(30);
所述冷却回路(20)包括主泵(201)和蒸汽发生器(202),所述主泵(201)的输入端管道连接所述反应堆压力容器(10)的输出端,所述主泵(201)的输出端管道连接所述蒸汽发生器(202)的输入端,所述蒸汽发生器(202)的输出端管道连接所述反应堆压力容器(10)的输入端;
所述流量测量模块(30)包括KCP机柜(301)、电源柜(302)、控制柜(303)和至少一个电磁流量计(304),所述电磁流量计(304)安装在所述冷却回路(20)的管道上,所述电磁流量计(304)连接所述控制柜(303);所述电源柜(302)电连接所述控制柜(303),为所述控制柜(303)供电;所述控制柜(303)通信连接所述KCP机柜(301);
所述电磁流量计(304)用于采集所述冷却回路(20)的流量信息,将所述流量信息发送至所述控制柜(303),所述控制柜(303)将所述流量信息发送至所述KCP机柜(301);
所述电磁流量计(304)包括测量管(3041)、励磁线圈(3042)、第一电极(3043)、第二电极(3044)和外壳,所述测量管(3041)、所述励磁线圈(3042)、所述第一电极(3043)和所述第二电极(3044)封装在所述外壳内;
所述测量管(3041)接入所述冷却回路(20)的管道内,所述励磁线圈(3042)设置在是所述测量管(3041)周围,所述控制柜(303)电连接并为所述励磁线圈(3042)供电,所述励磁线圈(3042)产生预设磁场;所述第一电极(3043)和所述第二电极(3044)设置在所述测量管(3041)内,用于采集流经所述测量管(3041)内冷却剂在所述预设磁场作用下产生的感应电动势;
所述电磁流量计(304)的第一接口连接所述控制柜(303)的第二接口;
所述第一接口包括:CD1引脚、CD2引脚、SIG1引脚、SIG2引脚、DS1引脚、DS2引脚和AGND引脚,所述CD1引脚和所述CD2引脚用于连接所述励磁线圈(3042),所述SIG1引脚和所述SIG2引脚用于连接所述第一电极(3043)和所述第二电极(3044),所述DS1引脚和所述DS2引脚用于为所述SIG1引脚和所述SIG2引脚提供屏蔽保护,所述AGND引脚接地;
所述第二接口包括:CD1引脚、CD2引脚、SIG1引脚、SIG2引脚、DS1引脚、DS2引脚和AGND引脚,所述第一接口的CD1引脚连接所述第二接口的CD1引脚,所述第一接口的CD2引脚连接所述第二接口的CD2引脚,所述第一接口的SIG1引脚连接所述第二接口的SIG1引脚,所述第一接口的SIG2引脚连接所述第二接口的SIG2引脚,所述第一接口的DS1引脚连接所述第二接口的DS1引脚,所述第一接口的DS2引脚连接所述第二接口的DS2引脚,所述第一接口的AGND引脚连接所述第二接口的AGND引脚;
所述测量管(3041)的内壁为绝缘层;
所述绝缘层为三元乙丙橡胶。
2.根据权利要求1所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统,其特征在于,所述控制柜(303)还包括显示屏(3031),所述显示屏(3031)用于显示所述流量信息。
3.根据权利要求1所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统,其特征在于,所述控制柜(303)还包括存储器(3032),所述存储器(3032)用于存储所述流量信息。
4.根据权利要求1所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统,其特征在于,其中一组所述冷却回路(20)还包括稳压器(203),所述稳压器(203)的输入端管道连接所述主泵(201)和所述反应堆压力容器(10)之间的管道,所述稳压器(203)的输出端通道连接所述蒸汽发生器(202)和所述反应堆压力容器(10)之间的管道。
5.一种核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量方法,其特征在于,应用于如权利要求1至4任一项所述的核电厂反应堆冷却剂系统冷却剂流量测量系统,所述方法包括下述步骤:
S1、电源柜(302)为控制柜(303)供电,所述控制柜(303)为所述电磁流量计(304)的励磁线圈(3042)供电,控制所述励磁线圈(3042)产生预设磁场;
S2、所述电磁流量计(304)的第一电极(3043)和第二电极(3044)采集冷却剂在所述预设磁场作用下产生的感应电动势,将所述感应电动势发送至所述控制柜(303);
S3、所述控制柜(303)根据所述感应电动势生成流量信息,将所述流量信息发送至KCP机柜(301);
所述步骤S3包括:
S31、所述控制柜(303)根据所述感应电动势之差生成感应电压;
S32、根据电压与流量对应关系确定所述感应电压对应的流量值;
S33、判断所述流量值是否小于预设流量值;
S34、若是,则发送报警信息至所述KCP机柜(301)。
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Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2281634A1 (fr) * | 1974-08-05 | 1976-03-05 | Atomic Energy Authority Uk | Ensemble de mesure pour reacteur nucleaire |
CN209264031U (zh) * | 2019-02-15 | 2019-08-16 | 秦明辉 | 一种电磁式流量测控仪 |
JP2020038099A (ja) * | 2018-09-03 | 2020-03-12 | 三菱重工業株式会社 | 小型電磁流量計 |
CN111780818A (zh) * | 2020-07-22 | 2020-10-16 | 西安交通大学 | 一种感应式液态金属电磁流量计 |
-
2021
- 2021-08-02 CN CN202110880810.0A patent/CN113758532B/zh active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2281634A1 (fr) * | 1974-08-05 | 1976-03-05 | Atomic Energy Authority Uk | Ensemble de mesure pour reacteur nucleaire |
JP2020038099A (ja) * | 2018-09-03 | 2020-03-12 | 三菱重工業株式会社 | 小型電磁流量計 |
CN209264031U (zh) * | 2019-02-15 | 2019-08-16 | 秦明辉 | 一种电磁式流量测控仪 |
CN111780818A (zh) * | 2020-07-22 | 2020-10-16 | 西安交通大学 | 一种感应式液态金属电磁流量计 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
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余琛 ; .核电站一回路水压试验仪控临时方案.产业与科技论坛.2016,(11),全文. * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
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CN113758532A (zh) | 2021-12-07 |
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