WOG核電廠風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查方法應(yīng)用研究

李虎偉，黃志超，依 巖，初永越，熊文彬，別業(yè)旺

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

WOG核電廠風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查方法應(yīng)用研究

李虎偉，黃志超，依 巖，初永越，熊文彬，別業(yè)旺

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

為促進(jìn)概率安全分析技術(shù)在核電廠管道在役檢查領(lǐng)域的更好應(yīng)用，本文介紹西屋用戶集團(tuán)(WOG)開發(fā)的核電廠管道風(fēng)險(xiǎn)指引型在役檢查(RI-ISI)優(yōu)化方法，并重點(diǎn)從管段失效可能性分析、后果判斷、風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分等三方面分析對比了該方法與EPRI型RI-ISI方法的不同。此外，以國內(nèi)某M310核電機(jī)組為例，本文基于國家安全局牽頭開發(fā)的標(biāo)準(zhǔn)電廠分析風(fēng)險(xiǎn)(SPAR)模型，在國內(nèi)當(dāng)前技術(shù)條件基礎(chǔ)上使用簡化WOG方法完成該核電廠輔助給水系統(tǒng)管道環(huán)焊縫的RI-ISI優(yōu)化分析。計(jì)算表明，使用WOG方法開展RI-ISI后，受檢焊縫數(shù)量減少55%，而相應(yīng)導(dǎo)致的內(nèi)部事件一級概率安全分析風(fēng)險(xiǎn)增量則基本為零，可以滿足NNSA-0147和NNSA-0153等技術(shù)文件中推薦的風(fēng)險(xiǎn)準(zhǔn)則?？偟慕Y(jié)論為，使用WOG方法開展核電廠管道RI-ISI優(yōu)化是可行的。

管道；在役檢查；風(fēng)險(xiǎn)指引；優(yōu)化

2010年，國家核安全局發(fā)布關(guān)于概率安全分析技術(shù)在核安全領(lǐng)域中應(yīng)用的技術(shù)政策聲明[1]，提出應(yīng)積極且有步驟的推動(dòng)概率安全分析技術(shù)在國內(nèi)核安全領(lǐng)域中更深層次的應(yīng)用，這為優(yōu)化資源配置、提高核安全監(jiān)督活動(dòng)效率和提高核安全水平提供了基礎(chǔ)。此后，在國家核安全局的推動(dòng)和相關(guān)營運(yùn)單位的支持下，我國開展一系列有關(guān)風(fēng)險(xiǎn)指引型優(yōu)化的試點(diǎn)工作，其中一部分重要內(nèi)容就是關(guān)于核電廠風(fēng)險(xiǎn)指引型管道在役檢查優(yōu)化的研究[2，3]。

截至目前，我國大亞灣核電廠1號機(jī)組、田灣核電廠1號、2號機(jī)組等已開展并獲批部分系統(tǒng)管道上的風(fēng)險(xiǎn)指引在役檢查優(yōu)化申請，另外，大亞灣核電廠2號機(jī)組、嶺澳1號、2號機(jī)組等的優(yōu)化申請也即將獲批。

整體看來，當(dāng)前國內(nèi)核電廠已有試點(diǎn)工作都是參考EPRI報(bào)告TR-112657[4]中給出的方法及流程開展在役檢查優(yōu)化工作，優(yōu)化后導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)增量可以滿足NNSA-0147[5]、NNSA-0153[6]等國家核安全局發(fā)布文件中規(guī)定的風(fēng)險(xiǎn)可接受準(zhǔn)則。

但通過仔細(xì)分析可以發(fā)現(xiàn)，EPRI所給RI-ISI優(yōu)化方法中存在大量的簡化分析和假設(shè)，可能會導(dǎo)致優(yōu)化結(jié)果的保守性或不確定性。此外，考慮到美國核管會已經(jīng)認(rèn)可批準(zhǔn)WOG和EPRI兩種類型RI-ISI優(yōu)化方法，本文開展關(guān)于WOG型RI-ISI方法的研究，介紹該方法的工作流程和要素，對比該方法與EPRI型RI-ISI方法的不同，并選取具體案例完成計(jì)算，這一方面促進(jìn)核電廠管道RI-ISI研究，另一方面也是對EPRI型RI-ISI優(yōu)化結(jié)果的一種校核驗(yàn)證。

1 WOG方法簡介

1997年10月，WOG向美國核管會提交“西屋用戶集團(tuán)在管道在役檢查中使用風(fēng)險(xiǎn)指引方法的專題報(bào)告”，給出一種替代ASME XI管道在役檢查要求的RI-ISI方法。經(jīng)審查認(rèn)可，1999年2月，WOG正式發(fā)布應(yīng)用該方法的專題報(bào)告WCAP-14572(Revision 1-NP-A)[7]。2001年8月，WOG進(jìn)一步發(fā)文修改了該專題報(bào)告中關(guān)于風(fēng)險(xiǎn)指引型應(yīng)用的一些示例模版[8]。

如圖1所示，WOG型RI-ISI優(yōu)化的主要工作內(nèi)容有：在確定的優(yōu)化范圍內(nèi)，將系統(tǒng)管道劃分為管段進(jìn)行研究，評估管段失效后果，判斷管段失效的直接和間接影響，并分析管段失效可能性，計(jì)算管段失效概率。在此基礎(chǔ)上，結(jié)合核電廠概率安全分析模型，計(jì)算每根管段失效導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)及整個(gè)系統(tǒng)壓力邊界失效導(dǎo)致的總風(fēng)險(xiǎn)，綜合判斷每一根管段的重要性，并最終確定優(yōu)化后在役檢查策略，計(jì)算優(yōu)化導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)水平變化。

圖1 WOG型RI-ISI的優(yōu)化流程Fig.1 The process of WOG risk-informed in-service inspection

2 與EPRI型RI-ISI方法的比較

WOG與EPRI所給兩種RI-ISI方法均滿足RG1.174、RG1.178等導(dǎo)則中給出的相關(guān)要求，從確定變更、工程分析、確定實(shí)施和監(jiān)督大綱、提交變更建議四個(gè)風(fēng)險(xiǎn)指引特定電廠決策要素出發(fā)，并能夠保證縱深防御原則的良好遵循和安全裕量的足夠，但在優(yōu)化評估的具體實(shí)施過程中，兩種方法在管段失效可能性、管段失效后果、管段重要度劃分、優(yōu)化方案的選擇等方面卻有較大差異。

2.1 管段失效可能性分析

表1 管段失效可能性判斷方法對比Table 1 Comparing of two methods in deciding the piping failure probability

如表1所示，WOG和EPRI給出的RI-ISI方法各有優(yōu)缺點(diǎn)，具體表現(xiàn)為：

(1) WOG方法基于工業(yè)界失效歷史、電廠特定失效及其他相關(guān)信息開展分析，但需要借助結(jié)構(gòu)可靠性及風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)計(jì)算軟件，并需要組織一支有在役檢查、無損檢測、材料、應(yīng)力分析等專業(yè)知識的專家團(tuán)隊(duì)給出判斷；

(2) EPRI基于核電廠2100多堆年的管道運(yùn)行數(shù)據(jù)及相關(guān)管道失效統(tǒng)計(jì)分析研究，給出一種定性判斷管段失效可能性的方法，通過分析管段運(yùn)行特性判斷其可能存在的降質(zhì)機(jī)理，并進(jìn)而據(jù)此將管段破裂可能性劃分為高、中、低三個(gè)級別，分別以1×10-4、1×10-5和1×10-6作為年平均破裂頻率包絡(luò)值[9]。

2.2 管道失效后果分析

WOG直接使用CDF和LERF表征管段失效后果，對不同管段失效后果，計(jì)算公式分別為：

1) 導(dǎo)致始發(fā)事件：

CDFPB=FRPB×CCDPIE

(1)

2) 喪失緩解系統(tǒng)：

CDFPB=FPPB×ΔCDFPB

(2)

3) 組合影響始發(fā)事件和緩解系統(tǒng)：

CDFPB=FRPB×CCDPIE,seg=1.0

(3)

式中：CDFPB——管段失效導(dǎo)致的堆芯損傷頻率；

FRPB——年平均管段失效頻率；

ΔCDFPB——管段失效后CDF相對基準(zhǔn)CDF的增量；

FPPB——管段失效概率；

CCDPIE，seg=1.0——緩解系統(tǒng)部件失效后特定始發(fā)事件對應(yīng)的條件堆芯損傷概率。

相應(yīng)的，EPRI方法使用條件堆芯損傷概率(CCDP)和條件大量早期釋放概率(CLERP)來判定管段的失效后果。對不同管段失效影響，采用不同的計(jì)算公式：

1) 導(dǎo)致始發(fā)事件：

CCDPIE=CDFIE/FIE

(4)

2) 喪失緩解系統(tǒng)：

CCDPsys=[CDFsys-CDFbase]×Texp

(5)

3) 對始發(fā)事件和緩解系統(tǒng)的組合影響，通常將PSA模型中受影響始發(fā)事件和緩解系統(tǒng)設(shè)置為True完成計(jì)算。

式中：CCDPIE——管段失效對應(yīng)導(dǎo)致的條件堆芯損傷概率；

FIE——管段失效對應(yīng)導(dǎo)致的始發(fā)事件發(fā)生頻率；

CCDPsys——管段失效導(dǎo)致緩解系統(tǒng)喪失的條件堆芯損傷概率；

CDFsys——管段失效導(dǎo)致緩解系統(tǒng)喪失對應(yīng)堆芯損傷頻率；

CDFbase——基準(zhǔn)堆芯損傷頻率；

Texp——管段失效導(dǎo)致影響的暴露時(shí)間。

2.3 管道風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分

管道風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分是在役檢查優(yōu)化工作中的一項(xiàng)重要任務(wù)，在此基礎(chǔ)上，核電廠完成風(fēng)險(xiǎn)指引型分級，并重新制定在役檢查大綱策略。

圖2 WOG風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分表Fig.2 The WOG division of risk significance

WOG參考風(fēng)險(xiǎn)指引型安全分級理念[10，11]，結(jié)合使用風(fēng)險(xiǎn)降低因子(RRW)、風(fēng)險(xiǎn)增加因子(RAW)以及管段的確定論失效分析，將管道重新劃分并得到圖2所示在役檢查元素選取矩陣。

其中，作為一項(xiàng)重要的風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分指標(biāo)，RRW計(jì)算如公式(6)，使用的劃分準(zhǔn)則如表2所示。

RRWi=CDFsys/(CDFsys-CDFPBi)

(6)

式中：RRWi——i號管段失效對應(yīng)的風(fēng)險(xiǎn)減少因子；

CDFPBi——i號管段失效對應(yīng)導(dǎo)致的堆芯損傷頻率；

CDFsys——所分析系統(tǒng)的所有管段失效對應(yīng)導(dǎo)致的總堆芯損傷頻率。

表2 WOG安全重要度判斷準(zhǔn)則Table 2 The criterion for judging safety significance in WOG method

對應(yīng)的，EPRI的RI-ISI方法則根據(jù)管段失效可能性及管段失效后果的高低對應(yīng)劃分準(zhǔn)則表將管段劃分高、中、低三個(gè)類別。鑒于國內(nèi)已有相關(guān)論述，本文對此不再贅述。

2.4 優(yōu)化方案的選擇

科學(xué)的優(yōu)化選取原則可以保證RI-ISI優(yōu)化方案的合理性和恰當(dāng)性。

如圖2所示，WOG型方法中須100%選取位于第1象限A區(qū)內(nèi)的管段開展特定無損檢查，B區(qū)及第2象限內(nèi)管段則基于一種統(tǒng)計(jì)學(xué)方法被抽取檢查，其他分區(qū)內(nèi)管段則不做特別檢查要求。

不同的，EPRI方法中給出的優(yōu)化后焊縫選取基本原則為：(1)高風(fēng)險(xiǎn)焊縫至少選取25%；(2)中風(fēng)險(xiǎn)焊縫至少選取10%；(3)低風(fēng)險(xiǎn)焊縫不選取。同時(shí)焊縫選取時(shí)還考慮管段的運(yùn)行歷史、存在的失效機(jī)理等因素。

3 案例計(jì)算

3.1 工作范圍

鑒于國內(nèi)某M310核電廠機(jī)組已采用EPRI方法開展完成ASG系統(tǒng)管道的RI-ISI研究，為對比研究，本文也選擇在該核電機(jī)組ASG系統(tǒng)管道進(jìn)行WOG方法研究。

3.2 計(jì)算模型、數(shù)據(jù)及軟件

本文基于SPAR模型并使用.net版本RiskSpectrum軟件完成計(jì)算，計(jì)算數(shù)據(jù)來自國家核安全局發(fā)布的《中國核電廠設(shè)備可靠性數(shù)據(jù)報(bào)告》(2015版)[12]。SPAR模型是國家核安全局針對所分析核電廠開發(fā)的標(biāo)準(zhǔn)電廠分析風(fēng)險(xiǎn)模型[13]，當(dāng)前分析范圍包括內(nèi)部事件功率運(yùn)行工況一級，適用于所分析核電廠功率運(yùn)行工況下的風(fēng)險(xiǎn)指引型工作，其可靠性和可用性也得到中國核能行業(yè)協(xié)會等單位的認(rèn)可。.net版本RiskSpectrum軟件由英國勞氏咨詢顧問公司下屬開發(fā)，該軟件是當(dāng)今國際上概率安全分析行業(yè)公認(rèn)的分析工具，在相關(guān)項(xiàng)目中已經(jīng)得到了廣泛的使用和驗(yàn)證。

3.3 管段劃分

ASG系統(tǒng)的管道包括輔助給水箱至給水泵之間管道、安全殼內(nèi)止回閥上游管道、安全殼內(nèi)止回閥下游管道等。根據(jù)管道在電廠所處區(qū)域的不同、空間影響的不同、可能遭受降級機(jī)理的不同以及管道失效后果的不同，可以將管道分析若干管段?？紤]到此項(xiàng)工作的復(fù)雜性，本次研究中管段的失效機(jī)理分析及劃分主要參考所分析電廠試點(diǎn)工作中的結(jié)果，將ASG系統(tǒng)管道劃分為36個(gè)管段。

3.4 失效分析

由于當(dāng)前我國沒有專用的結(jié)構(gòu)可靠性及風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)軟件計(jì)算管段失效率，本文參考EPRI方法使用TR-111880中關(guān)于管段失效率的建議，分別選取各管段年平均失效率包絡(luò)值：有流動(dòng)加速腐蝕的管段取1×10-4/年；有流動(dòng)加速腐蝕以外任何一種已知失效機(jī)理管段取1×10-5/年；沒有任何已知失效機(jī)理管段取1×10-6/年。在此基礎(chǔ)上，考慮到ASG系統(tǒng)處于備用模式，管段失效率進(jìn)一步按公式(7)計(jì)算得到：

(7)

式中：Tt——管道檢查的定期試驗(yàn)間隔，根據(jù)相關(guān)定期試驗(yàn)監(jiān)督要求中關(guān)于ASG系統(tǒng)的規(guī)定，保守取1年；

Tm——任務(wù)時(shí)間，計(jì)算中取24h。

3.5 風(fēng)險(xiǎn)評估、重要管段識別

3.5.1 基本假設(shè)

(1) 參考WOG方法中取失效率在1.0×10-3～1.0×10-4/40年以上的管段為高失效重要性，本文對應(yīng)取年平均失效率大于2.5×10-6/年的管段為高失效重要性；

(2) 無損檢測對管道缺陷的探測概率統(tǒng)一取0.5；

(3) 象限1中，存在流動(dòng)加速腐蝕機(jī)理的管段分為A區(qū)，存在其他已知失效機(jī)理的管道分為B區(qū)。

3.5.2 計(jì)算結(jié)果

通過影響分析，將ASG系統(tǒng)管道36個(gè)管段的失效對應(yīng)到SPAR模型的修改并計(jì)算，得出由ASG管道破裂導(dǎo)致的總CDF為8.65×10-9/年。

進(jìn)一步的，ASG系統(tǒng)各管段的FRPB及RRW計(jì)算結(jié)果如表3所示。

表3 WOG方法管段重要度計(jì)算結(jié)果Table 3 Result of the rupture frequency and significance of the segments calculated by WOG method

在此基礎(chǔ)上，考慮到該核電廠ASG系統(tǒng)不存在流動(dòng)加速腐蝕機(jī)理，且第7/8/10/33/34/35號管段的FRPB和RRW取值均較小，ASG系統(tǒng)各管段可劃分為表4風(fēng)險(xiǎn)分區(qū)。

表4 WOG方法管段風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分結(jié)果Table 4 Results of the risk significance dividing by WOG method

3.6 檢查的確定及風(fēng)險(xiǎn)增量計(jì)算

按照表4劃分結(jié)果，保守分析認(rèn)為，ASG系統(tǒng)中需要對第29/30/31號管段開展無損在役檢查。

那么按照ASG各管段環(huán)焊縫的分布，在不改變無損檢查方法的情況下，采用WOG方法選取的檢查優(yōu)化策略如圖3所示。

圖3 WOG優(yōu)化后在役檢查策略Fig.3 The in-service inspection strategy after optimization using WOG method

通過計(jì)算，實(shí)施優(yōu)化后受檢焊縫數(shù)量將減少55%，而對應(yīng)優(yōu)化導(dǎo)致的CDF增量則基本為0。

3.7 與EPRI方法優(yōu)化策略的比較

3.7.1 管段重要度劃分對比

表5給出了該M310核電廠選取EPRI方法分析得到的管段風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分結(jié)果，對比表4可以看出，采用兩種方法得到的管段風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分結(jié)論基本是一致的，ASG系統(tǒng)第29、30、31號管段被劃入高風(fēng)險(xiǎn)區(qū)，第23、24、25號管段被劃入中風(fēng)險(xiǎn)區(qū)管段，而對其余管段，采用EPRI方法被劃分為低風(fēng)險(xiǎn)區(qū)，而采用WOG方法則將剩余管段中的第11～16號劃入中風(fēng)險(xiǎn)區(qū)。

表5 EPRI管段風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分結(jié)果Table 5 Result of the risk significance dividing by EPRI method

3.7.2 風(fēng)險(xiǎn)變化對比

若采用該M310核電廠所選取的EPRI方法優(yōu)化策略，采用WOG方法優(yōu)化時(shí)同樣選擇將現(xiàn)行檢查大綱中的受檢焊縫由20條減少到6條，并選取相同的檢查位置，則使用SPAR模型開展計(jì)算最終得到的風(fēng)險(xiǎn)增量為4.28×10-9/年，這與采用EPRI方法優(yōu)化時(shí)計(jì)算得到風(fēng)險(xiǎn)增量8.73×10-9/年處于一個(gè)量級但更小。

3.8 敏感性分析

若WOG方法中采用保守分析，認(rèn)為RRW取值1.001以上的管段均為高安全重要度管段，那么ASG系統(tǒng)各管段將重新被劃分為表6所示分區(qū)。

表6 WOG方法風(fēng)險(xiǎn)重要度劃分敏感性分析Table 6 Sensitivity analysis of the risk significance dividing by WOG method

可以看出，由于第7、8、10號及第33～35號管段被劃入2區(qū)，優(yōu)化后要求被抽取檢查的焊縫數(shù)量將上升，相應(yīng)的，由于待檢焊縫數(shù)量的增加，優(yōu)化導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)增量反而會進(jìn)一步降低。

4 結(jié)論

本文介紹了WOG開發(fā)的核電廠管道RI-ISI方法，對比了該方法與EPRI所給RI-ISI方法的不同，并選取具體案例完成計(jì)算，通過分析得出如下結(jié)論：

(1) 使用WOG型RI-ISI優(yōu)化帶來的風(fēng)險(xiǎn)增量很小，遠(yuǎn)低于國家核安全局發(fā)布的風(fēng)險(xiǎn)指引文件NNSA-0147和NNSA-0153中給出的風(fēng)險(xiǎn)可接受準(zhǔn)則ΔCDF<1×10-6/年、單系統(tǒng)ΔCDF<1×10-7/年。

(2) 采用WOG方法實(shí)施優(yōu)化后，ASG系統(tǒng)管道的待檢焊縫由20條減少為9條，可以減少55%的核電廠管道在役檢查工作量、將有效減少員工受輻照劑量，并提高核電廠經(jīng)濟(jì)性。

(3) 相比EPRI方法采用核電廠總的基準(zhǔn)CDF分析管段重要度，WOG方法使用所分析系統(tǒng)的管道失效總CDF作為基準(zhǔn)來計(jì)算RRW，這一方面有利于將管段失效的重要度更加敏感性的體現(xiàn)出來，另一方面，從WOG所給CDFPB和RRW計(jì)算公式可以看出，這又可以很好的消除管段失效率取值不確定性造成的影響。但同時(shí)也應(yīng)注意到，WOG重要度判斷時(shí)選用的RRW劃分標(biāo)準(zhǔn)可能會對管段重要度劃分產(chǎn)生較大影響。

(4) 與參考電廠使用的EPRI方法在役檢查優(yōu)化策略相比，采用WOG優(yōu)化后需要檢查的環(huán)焊縫數(shù)量多3條，WOG方法優(yōu)化效率要低，但可以看出WOG方法制定的在役檢查策略主要集中在ASG系統(tǒng)的29/30/31號等安全重要度高的管段焊縫中，且優(yōu)化后導(dǎo)致的風(fēng)險(xiǎn)增量也更小，基本為零。此外，之所以本文WOG方法優(yōu)化效率低，主要是由于沒有特定統(tǒng)計(jì)學(xué)方法選取焊縫，1B區(qū)管道焊縫采取了全部選取的保守方式，事實(shí)上，WOG優(yōu)化效率非常高，國外同類試點(diǎn)項(xiàng)目中可以減少84%的焊縫檢查工作量[14]。

(5) 采用相同的優(yōu)化策略，并使用相同的計(jì)算模型及數(shù)據(jù)，WOG和EPRI兩種優(yōu)化方法計(jì)算得到的優(yōu)化風(fēng)險(xiǎn)增量基本相同，這也從一定程度上印證了WOG型RI-ISI方法中風(fēng)險(xiǎn)增量計(jì)算的正確性。

總的說來，采用WOG方法開展核電廠管道RI-ISI是可行的，但受限于我國暫時(shí)沒有結(jié)構(gòu)可靠性及風(fēng)險(xiǎn)評價(jià)計(jì)算軟件和特定統(tǒng)計(jì)學(xué)焊縫選取方法，后續(xù)仍需要開展大量工作，以保證其良好的應(yīng)用于核電廠RI-ISI優(yōu)化。

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TheResearchonUsingWOGRisk-InformedMethodinPipingIn-serviceInspectioninNuclearPowerPlant

LIHu-wei，HUANGZhi-chao，YIYan，CHUYong-yue，XIONGWen-bin，BIEYe-wang

(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

In order to promote the better application of probabilistic safety analysis technology in piping inservice inspection in nuclear power plant，in this paper，the Westinghouse Owner Group(WOG)risk-informed method for piping in-service inspection in nuclear power plant is introduced，which is compared with the one developed by Electric Power Research Institute(EPRI)mainly among piping failure possibility，piping failure consequence and piping significance. In addition，based on the standardized plant analysis risk(SPAR)model developed by National Nuclear Safety Administration(NNSA)，the risk-informed optimization analysis of the piping in-service inspection on the auxiliary feedwater system is carried out in a pilot M310 nuclear power plant. The calculation result show that，the number of welds need to be inspected would be reduced by 55 percent when using WOG method to perform RI-ISI，may the increased risk is nearly zero and can comply to the risk criterion in NNSA-0147 and NNSA-0153. In a word，it is feasible to carry out risk-informed piping in-service inspection in nuclear power plant by using WOG method.

Piping；In-service inspection；Risk-informed；Optimization

2017-06-07

李虎偉(1986—)，男，山西人，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核電廠安全分析審評與研究

別業(yè)旺：bieyewang@chinansc.cn

TL38+6

A

0258-0918(2017)06-1019-07