非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析 被引量：6

1

作者 游曦鸣 邵舸 +1 位作者 佟立丽 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期105-112,共8页

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯... 本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。 展开更多

关键词 先进压水堆 大破口失水事故 小破口失水事故 非能动堆芯冷却系统

下载PDF 职称材料

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究 被引量：7

2

作者 张龙飞 张大发 王少明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期560-564,共5页

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究... 采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,以美国西屋公司Surry核电站为参考对象,建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型,分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故(LBLOCA)导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明,压水堆发生大破口失水事故时,堆芯熔化进程较快,大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室,反应堆压力容器下封头失效较早,且主回路冷段破口比热段破口更为严重。 展开更多

关键词 大破口失水事故 严重事故 堆芯熔化进程 反应堆压力容器

下载PDF 职称材料

基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析

3

作者 熊怡然 马泽华 +3 位作者 梁任 林支康 琚忠云 彭振驯 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期138-144,共7页

事故容错燃料(ATF)旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在大型商业压水堆大破口失水事故(LBLOCA)中的安全性能,本研究基于LOCUST程序,对采用UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号(HPR1000)在LBLOCA不同阶... 事故容错燃料(ATF)旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在大型商业压水堆大破口失水事故(LBLOCA)中的安全性能,本研究基于LOCUST程序,对采用UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号(HPR1000)在LBLOCA不同阶段的主要热工水力现象和关键影响参数进行了分析和说明。结果表明,相比传统的UO_(2)-Zr燃料,UO_(2)-Cr涂层锆合金包壳燃料能降低LBLOCA下的包壳峰值温度(PCT)和包壳氧化膜厚度,提升了事故安全裕量,具有更好的事故容错性。 展开更多

关键词 事故容错燃料(ATF) 大破口失水事故(LBLOCA) 华龙一号(HPR1000) 安全分析

原文传递

西安脉冲堆大破口失水事故分析 被引量：6

4

作者 陈立新 赵柱民 +3 位作者 袁建新 唐秀欢 朱养妮 温海兵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第8期678-682,共5页

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明:在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。

关键词 脉冲堆 大破口失水事故 安全分析

下载PDF 职称材料

船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析 被引量：6

5

作者 张彦招 张帆 +1 位作者 赵新文 郑映峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1565-1571,共7页

以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来... 以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来,并主要存在于堆舱的气空间;83.08%的CsI从堆芯释放出来,其中,72.66%滞留在堆坑熔融物与一回路内,27.34%释放到堆舱内,并主要溶解于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。 展开更多

关键词 船用堆 大破口失水事故 裂变产物 源项

下载PDF 职称材料

压水堆核电站大破口失水事故分析 被引量：5

6

作者 马胜超 银华强 +4 位作者 何学东 李俊 孟颖超 杨星团 姜胜耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1036-1043,共8页

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发... 压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204℃的限值。 展开更多

关键词 压水堆 大破口失水事故 安全分析 RELAP5

下载PDF 职称材料

压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究 被引量：5

7

作者 武铃珺 郭丁情 曹学武 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期46-50,共5页

针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,... 针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明,在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性。 展开更多

关键词 大破口失水事故 堆腔注水 压力容器完整性

下载PDF 职称材料

西安脉冲堆失水事故缓解措施分析评价

8

作者 田晓艳 陈森 +5 位作者 李达 李华琪 苏春磊 康小亚 朱磊 李伟通 《现代应用物理》 2023年第4期66-76,共11页

采用RELAP5系统分析程序建立了详细的西安脉冲堆系统模型,模拟了典型破口位置处大破口失水事故工况下应急补水再淹没和应急排水过程中的热工水力参数响应特性,分析了采用不同应急缓解措施的有效性和合理性,同时研究了影响应急补水再淹... 采用RELAP5系统分析程序建立了详细的西安脉冲堆系统模型,模拟了典型破口位置处大破口失水事故工况下应急补水再淹没和应急排水过程中的热工水力参数响应特性,分析了采用不同应急缓解措施的有效性和合理性,同时研究了影响应急补水再淹没瞬态过程的主要因素。结果表明:在大破口紧急停堆事故下,堆芯全失水和部分失水事故均可采取应急补水再淹没措施进行冷却,防止燃料过热;而对于大破口未紧急停堆事故,全失水和部分失水事故则应采取应急排水措施使堆芯建立空气自然循环冷却,抑制燃料温度上升。研究结论能为西安脉冲堆大破口失水事故应急缓解措施方案的制定和效果评价提供理论支撑。 展开更多

关键词 西安脉冲堆 失水事故 RELAP5 应急补水再淹没 应急排水

下载PDF 职称材料

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算 被引量：3

9

作者 张帆 朱波 +1 位作者 邾明亮 丁冉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期269-273,共5页

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安... 事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明:假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。 展开更多

关键词 大破口事故 核应急 放射性源项

下载PDF 职称材料

风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究 被引量：3

10

作者 宋建阳 杨江 +3 位作者 刘井泉 刘萍萍 王婷 吕逸君 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1028-1033,共6页

随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价(PSA)的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故(L... 随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价(PSA)的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故(LBLOCA)分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度(PCT)裕量。在PSA分析中,识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法(DRM)对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55℃,相比于传统的DRM裕量提升了16~35℃。 展开更多

关键词 风险指引 大破口失水事故 包壳峰值温度裕量

下载PDF 职称材料

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析 被引量：3

11

作者 殷煜皓 林支康 +1 位作者 梁国兴 匡波 《扬州大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2012年第1期42-46,共5页

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(lar... 以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量. 展开更多

关键词 核电厂 REALP5程序 大破口 状态参数不确定性

下载PDF 职称材料

基于先进程序+保守评价模型的300MW压水堆核电站大破口失水事故分析 被引量：3

12

作者 倪超 匡波 +2 位作者 任志豪 路璐 梁国兴 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期328-335,共8页

大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析... 大破口失水事故(LBLOCA)是决定核电站运行功率的设计基准事故之一,本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5/MOD3,通过修改其相关模型或关系式,结合有关分离效应与整体效应试验数据验证,形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序+保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上,对300MW压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析,计算的包壳峰值温度(PCT)与应急堆芯冷却系统(ECCS)验收准则及相应最终安全分析报告对比表明:应用该工具与分析方法,可望获得进一步的PCT裕量。 展开更多

关键词 大破口失水事故 验证 先进程序+保守评价模型 10CFR50附录K PCT裕量

下载PDF 职称材料

燃料热导率降级对CAP1000大破口失水事故的影响分析 被引量：2

13

作者 王伟伟 路璐 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期79-83,共5页

在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/... 在高燃耗情况下,燃料芯块的热导率随燃耗降低,该现象被称之为热导率降级(TCD)现象。TCD现象影响失水事故(LOCA)前稳态工况的燃料平均温度和燃料储能,进而影响大破口LOCA过程中的包壳峰值温度(PCT)。本研究采用大破口LOCA分析程序WCOBRA/TRAC对CAP1000冷段双端剪切断裂事故进行了不同燃耗的敏感性分析,并获得了不同工况下的PCT。分析中采用美国核燃料研究所(NFI)修正的TCD模型对降级后的燃料热导率进行模拟,同时考虑了燃耗大于30GW·d/tU后FQ和FΔh峰值因子的降低。敏感性分析表明,考虑TCD和峰值因子降低的影响,PCT极限工况不再出现在低燃耗区间,而出现在燃耗为29GW·d/tU附近。与其他燃耗水平相比,该燃耗点的PCT第1峰值和第2峰值均处于最高水平。本研究结果可为高燃耗情况下非能动电厂大破口LOCA的分析评估提供参考。 展开更多

关键词 高燃耗 热导率降级 大破口失水事故 包壳峰值温度

下载PDF 职称材料

基于TRACE程序的华龙一号大破口失水事故现象分析 被引量：1

14

作者 孙微 许超 +1 位作者 付浩 刘宇生 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2481-2490,共10页

华龙一号(HPR1000)是我国自主研发的第3代核电技术,具有能动和非能动相结合、安注系统改进等设计特征。为分析上述华龙一号设计特征对大破口失水事故(LBLOCA)热工水力现象的影响,本研究基于TRACE程序,从核安全审评的角度对华龙一号大破... 华龙一号(HPR1000)是我国自主研发的第3代核电技术,具有能动和非能动相结合、安注系统改进等设计特征。为分析上述华龙一号设计特征对大破口失水事故(LBLOCA)热工水力现象的影响,本研究基于TRACE程序,从核安全审评的角度对华龙一号大破口事故进程及其关键现象开展分析,对华龙一号、CPR1000和AP1000等机型在大破口失水事故进程和应对策略方面的差异进行了对比,并对事故不同阶段的主要热工水力现象和关键影响因素进行了分析和说明。结果表明,华龙一号核电厂LBLOCA中,事故进程的主要影响因素为破口喷放流量和安注箱背压,其事故序列与已有压水堆核电厂基本一致,基于计算结果识别的关键现象可为审评相关的现象识别与排序、模化分析、安全审评等提供技术支持和参考。 展开更多

关键词 华龙一号 大破口失水事故 现象分析 TRACE程序

下载PDF 职称材料

基于DLL的GOTHIC 8.0程序氢气复合器模拟方法研究 被引量：2

15

作者 孙婧 王辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期467-473,共7页

非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译、调用的方式,精确模拟了非能动氢气复合器的实际消氢能力,进而将采用该方法计算得到的消氢结果分别与公... 非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译、调用的方式,精确模拟了非能动氢气复合器的实际消氢能力,进而将采用该方法计算得到的消氢结果分别与公式计算、MAAP5程序算例计算结果进行比较,结果符合度高,验证了该方法的合理性。本文提供的模拟方法不仅为安全壳氢气风险缓解分析提供了新方法,也为GOTHIC程序开发提供了新思路。 展开更多

关键词 GOTHIC 8.0程序 外部动态链接库 非能动氢气复合器 MAAP5程序 大破口失水事故

下载PDF 职称材料

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究 被引量：2

16

作者 丁书华 钱立波 吴丹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期192-195,共4页

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰... 以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃。通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量。 展开更多

关键词 主泵特性曲线 大破口失水事故 AP1000

下载PDF 职称材料

CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析 被引量：1

17

作者 李超 梅晓好 李德睿 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期606-612,共7页

CPR1000核电机组是基于法国 M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提.本文以安全注入系统(RIS... CPR1000核电机组是基于法国 M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提.本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据. 展开更多

关键词 CPR1000 大破口失水事故 低压安注 设计裕量

下载PDF 职称材料

大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析 被引量：1

18

作者 孙礼亚 黄东兴 +1 位作者 浦胜娣 李吉根 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期44-46,共3页

针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明,低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再循环时能保证堆芯冷却,并防止硼酸结晶。

关键词 大破口失水事故 低压安注系统 再循环 结晶

下载PDF 职称材料

基于船用堆严重事故下环境中早期剂量后果的重要核素分析 被引量：1

19

作者 欧阳可汉 陈文振 贺正尧 《海军工程大学学报》 CAS 北大核心 2018年第3期103-106,共4页

为评价船用堆发生严重核事故后环境中早期剂量后果,首先对事故源项在环境中的迁移进行了预测;然后,用严重事故计算程序MELCOR仿真计算出大破口失水事故、全船断电事故源项,最后用大气扩散计算软件MACCS计算了两种事故下环境中的总释放... 为评价船用堆发生严重核事故后环境中早期剂量后果,首先对事故源项在环境中的迁移进行了预测;然后,用严重事故计算程序MELCOR仿真计算出大破口失水事故、全船断电事故源项,最后用大气扩散计算软件MACCS计算了两种事故下环境中的总释放核素和单一核素造成的早期剂量后果,以及每种核素对事故早期剂量后果的贡献。计算结果表明:18种核素可包络大破口失水事故、全船断电事故99%以上的剂量贡献。 展开更多

关键词 事故源项 核素 大破口失水事故 全船断电事故

下载PDF 职称材料

VVER机组LBLOCA始发严重事故工况下堆芯出口温度BEPU分析

20

作者 陈仁宗 王辉 孙晓晖 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期660-665,共6页

最佳估算加不确定性(BEPU)方法目前广泛应用于核电厂设计基准事故(DBA)的分析。考虑到严重事故现象复杂及不确定性较大,BEPU方法在严重事故领域应用较少。堆芯出口温度(CET)是核电厂安全运行的重要监测参数,本文以VVER1000压水堆核电厂... 最佳估算加不确定性(BEPU)方法目前广泛应用于核电厂设计基准事故(DBA)的分析。考虑到严重事故现象复杂及不确定性较大,BEPU方法在严重事故领域应用较少。堆芯出口温度(CET)是核电厂安全运行的重要监测参数,本文以VVER1000压水堆核电厂为研究对象,采用BEPU方法对大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故工况下包壳破裂对应的CET进行不确定性分析,并对输入参数进行敏感性分析。计算结果表明:气隙释放对应CET的单侧统计容忍限值(95/95)为430.85℃;CET对输入参数中的衰变热系数和包壳厚度较为敏感。 展开更多

关键词 大破口失水事故 最佳估算加不确定性方法 不确定性分析 敏感性分析

下载PDF 职称材料