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核电站热试用位移传感器支架可行性研究
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作者 章济 《中国工程机械学报》 北大核心 2025年第2期315-317,323,共4页
核电站热态功能试验期间,为了能够监测管道热膨胀、动态效应及振动,需要在高能管道及设备上安装位移传感器。传感器支架是监测系统最为关键的结构和承载单元,其可行性研究一直是热点问题。用C型钢(即美国著名管道系统支撑品牌unistrut... 核电站热态功能试验期间,为了能够监测管道热膨胀、动态效应及振动,需要在高能管道及设备上安装位移传感器。传感器支架是监测系统最为关键的结构和承载单元,其可行性研究一直是热点问题。用C型钢(即美国著名管道系统支撑品牌unistrut型钢的国内替代产品)设计制作的临时支撑,不仅结构牢固,而且支撑生根方式不会破坏厂房的基础结构。采用理论分析、数值模拟的方法研究临时支撑的力学特性和功能原理,分析支撑杆在受拉(压)工作载荷下产生的最大挠度和支撑的失效条件。得到了临时支撑达到稳定状态的临界条件和支撑承载能力极限值,并将上述理论结合数值模拟应用于工程实践。 展开更多
关键词 临时支架 C型钢 挠度 正应力 许用载荷
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核电站冷却剂系统测温旁路支吊架失效原因分析及解决措施
2
作者 闫国华 周胜 +2 位作者 颜军明 俞照辉 文忠 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期231-236,共6页
采用Bentley AutoPIPE软件对在役检查经常出现支吊架失效的核电站冷却剂系统测温旁路管线进行静态分析。结果表明:弹簧吊架热态失载是由于主管道实际热位移偏离设计值,弹簧选型余量不足引起的。通过对弹簧吊架重新选型,其热态位移量在... 采用Bentley AutoPIPE软件对在役检查经常出现支吊架失效的核电站冷却剂系统测温旁路管线进行静态分析。结果表明:弹簧吊架热态失载是由于主管道实际热位移偏离设计值,弹簧选型余量不足引起的。通过对弹簧吊架重新选型,其热态位移量在量程范围内,载荷变化率符合设计要求,且更改后的测温旁路一次应力、二次应力均符合规范要求。在随后的机组大修检查中,该条管线未再出现弹簧失效故障。 展开更多
关键词 支吊架 失效 原因分析 解决措施 核电站
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核电站二回路汽水管道环焊缝根部流动加速腐蚀及检测 被引量:5
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作者 张维 钟志民 +2 位作者 李楷 边春华 汪明辉 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2014年第9期943-946,950,共5页
核电站二回路汽水管道环焊缝根部由流动加速腐蚀(FAC)引起的局部减薄现象应引起业界重视,如不进行有效的检测和监督,会导致高能管道泄漏或破裂,分析了相关经验反馈、焊缝根部流动加速腐蚀机理和主要影响因素。结合腐蚀敏感环焊缝结构、... 核电站二回路汽水管道环焊缝根部由流动加速腐蚀(FAC)引起的局部减薄现象应引起业界重视,如不进行有效的检测和监督,会导致高能管道泄漏或破裂,分析了相关经验反馈、焊缝根部流动加速腐蚀机理和主要影响因素。结合腐蚀敏感环焊缝结构、材质等特点,探讨了不同检测方法的优缺点,特别是环焊缝根部局部减薄超声衍射时差法的检测原理、试验和应用情况。结果表明,碳钢、低合金钢汽水管道环焊缝FAC发生的部位显著地受到焊缝及其邻近母材铬含量差异的影响,超声衍射时差法可用于检测FAC引起的汽水管道环焊缝根部局部减薄。 展开更多
关键词 核电站 管道 流动加速腐蚀 焊缝 检测
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脉冲涡流检测中核电运行机组电磁干扰研究
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作者 李邱达 胡恩义 +4 位作者 夏炜铭 张维 王冬冬 陈兴乐 郭韵 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期341-349,共9页
脉冲涡流主要应用于壁厚的腐蚀检测工作,因其可在带保温的情况下进行检测工作而受到无损检测行业的关注。由于脉冲涡流对于在役运行的核电机组的检测,更容易受到电磁环境的干扰,研究从脉冲涡流检测信号的频谱分析入手,论证了核电在役机... 脉冲涡流主要应用于壁厚的腐蚀检测工作,因其可在带保温的情况下进行检测工作而受到无损检测行业的关注。由于脉冲涡流对于在役运行的核电机组的检测,更容易受到电磁环境的干扰,研究从脉冲涡流检测信号的频谱分析入手,论证了核电在役机组低频电磁场干扰对检测信号的强干扰作用。研究在役机组空间电磁干扰的频谱识别,并通过实验验证了其对脉冲涡流时域检测信号的影响。根据研究结果,提出用检测信号与空间参考信号作差,来消除空间电磁干扰的差分检测模式,可较好地抑制在役机组的电磁干扰问题。在核电机组运行状态下,通过现场实验验证了探头差分模式下脉冲涡流在役检测效果。 展开更多
关键词 脉冲涡流检测 电磁干扰 腐蚀检测
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核电厂主螺栓超声自动检测技术研究与实现 被引量:12
5
作者 张宝军 张国丰 +1 位作者 严智 刘呈则 《压力容器》 2013年第5期64-69,共6页
核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术... 核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术,通过试验方法验证该系统及技术满足ASME规范第Ⅺ卷关于压水堆核电站役前和在役检查反应堆压力容器主螺栓体积性检查的规定要求。该系统及技术的研究,实现了核电厂反应堆压力容器主螺栓检测过程的自动化,提高了检测效率,可适用多种堆型的核电厂主螺栓检查以及其他民用承压大型螺栓的检查,具有广泛的适用性。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 主螺栓 超声检测
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基于老化机理的核电厂机械贯穿件检查和试验技术 被引量:3
6
作者 王震亚 汤国祥 谢圣华 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2016年第6期508-512,共5页
对AP1000核电厂机械贯穿件的老化机理及其影响进行了分析。发现老化机理包括:全面腐蚀、点蚀和缝隙腐蚀导致材料损失,循环载荷导致开裂及累计疲劳损伤,人员闸门锁、铰链、盖板机械结构磨损与垫圈磨损等导致密封性降低和螺栓连接件自松... 对AP1000核电厂机械贯穿件的老化机理及其影响进行了分析。发现老化机理包括:全面腐蚀、点蚀和缝隙腐蚀导致材料损失,循环载荷导致开裂及累计疲劳损伤,人员闸门锁、铰链、盖板机械结构磨损与垫圈磨损等导致密封性降低和螺栓连接件自松动导致预载荷损失。针对上述老化机理建立了以基于ASME第XI卷的安全壳在役检查技术和10CFR50附录J的安全壳泄漏率试验技术为主的有效监测方法。 展开更多
关键词 机械贯穿件 老化机理 检查 试验
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核电厂安全壳贯穿件焊缝自动超声检测系统开发
7
作者 周路生 于毅 +3 位作者 刘呈超 陶今 张宝军 崔涛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期108-114,共7页
通过分析国内某核电厂贯穿件焊缝现场检查条件,阐述国内外现有管道检测装置的不适应性,本文提出了一种管道贯穿件对接全焊透环焊缝自动超声检测的技术方案,解决了该焊缝手动检查不可达的问题,实现了贯穿件管道狭窄空间内检测装置的快速... 通过分析国内某核电厂贯穿件焊缝现场检查条件,阐述国内外现有管道检测装置的不适应性,本文提出了一种管道贯穿件对接全焊透环焊缝自动超声检测的技术方案,解决了该焊缝手动检查不可达的问题,实现了贯穿件管道狭窄空间内检测装置的快速安装和定位,操作简单、高效。采用开发的检测系统应用于某核电厂贯穿件焊缝在役检查,结果表明检测系统满足现场检查要求,验证了技术开发的有效性。 展开更多
关键词 安全壳 贯穿件焊缝 狭窄空间 超声检测系统
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蒸汽发生器传热管用Inconel 690合金在水压试验时的变形机理 被引量:1
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作者 程保良 陶今 +5 位作者 钱保治 贺小明 陈广立 邓景珊 李经怀 袁舒梦 《机械工程材料》 北大核心 2025年第5期72-78,共7页
在不同压力(35,55 MPa)下对蒸汽发生器传热管用Inconel 690合金(时效态)进行水压试验,研究了试验合金的变形行为,基于晶格旋转分析揭示了变形过程中晶粒内各个滑移系的启动情况。结果表明:与水压试验前相比,55 MPa水压试验后,试验合金... 在不同压力(35,55 MPa)下对蒸汽发生器传热管用Inconel 690合金(时效态)进行水压试验,研究了试验合金的变形行为,基于晶格旋转分析揭示了变形过程中晶粒内各个滑移系的启动情况。结果表明:与水压试验前相比,55 MPa水压试验后,试验合金晶粒内部出现平行滑移带和位错墙,平均晶粒尺寸从82μm减小到约65μm,退火孪晶的比例未发生明显变化,平均位错密度从4.68×10^(13) m^(-2)增加到1.19×10^(14) m^(-2);合金的变形主要通过位错滑移进行。更高压力下,合金的等效塑性应变增大,晶粒内部各个滑移系的占比均增加;当压力为35 MPa时,试验合金晶粒内启动最多的滑移系为(111)[110],当压力增加至55 MPa时,启动最多的滑移系转变为(111)[110]。压力增大会激发更多位错滑移,且主导滑移系发生改变。 展开更多
关键词 Inconel 690合金 塑性变形 位错滑移 晶格旋转
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不同温度下316LN不锈钢的低频腐蚀疲劳裂纹扩展行为
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作者 李晨 李鑫 +7 位作者 许鑫和 吕战鹏 崔同明 潘登 陈俊劼 郑会 杨双亮 钟志民 《腐蚀与防护》 北大核心 2025年第4期60-65,74,共7页
研究了环境温度对316LN不锈钢在高温水环境中低频载荷作用下腐蚀疲劳裂纹扩展速率的影响。结果表明:高温水环境对316LN不锈钢的疲劳裂纹扩展有显著加速作用,升高温度导致不锈钢氧化现象更加显著,使得其疲劳裂纹扩展速率升高,且高温水增... 研究了环境温度对316LN不锈钢在高温水环境中低频载荷作用下腐蚀疲劳裂纹扩展速率的影响。结果表明:高温水环境对316LN不锈钢的疲劳裂纹扩展有显著加速作用,升高温度导致不锈钢氧化现象更加显著,使得其疲劳裂纹扩展速率升高,且高温水增加了疲劳扩展的加速因子。 展开更多
关键词 压水堆核电站 主回路管道 不锈钢 高温水 腐蚀疲劳 裂纹扩展速率
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核电控制棒驱动机构密封焊缝激光堆焊修复工艺研究 被引量:2
10
作者 文忠 俞照辉 +2 位作者 闫国华 李玮 李东 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2017年第23期176-179,共4页
采用高功率激光对材料为304LN的AP1000核电站控制棒驱动机构(CRDM)Canopy焊缝模拟体进行堆焊维修,焊丝采用镍基Inconel 690合金,并研究堆焊工艺、堆焊层成形特点及显微组织。结果表明:通过焊丝伸入熔池,以熔体热传导的方式进行熔化,可... 采用高功率激光对材料为304LN的AP1000核电站控制棒驱动机构(CRDM)Canopy焊缝模拟体进行堆焊维修,焊丝采用镍基Inconel 690合金,并研究堆焊工艺、堆焊层成形特点及显微组织。结果表明:通过焊丝伸入熔池,以熔体热传导的方式进行熔化,可以更好地保持熔池的稳定性,并获得表面成形优异的焊道;焊道搭接率为42%时,堆焊层非常平整,余高顶部和搭接部之间高度差仅在100~135μm之间;熔池边界处未混合区铁素体富集,与奥氏体的Inconel 690堆焊层形成晶格差异,会导致平直的Ⅱ-型边界出现;堆焊21道次才能对整个密封环进行双层覆盖,两道交替堆焊可保证密封环不出现下塌现象。 展开更多
关键词 激光堆焊 AP1000核电站 控制棒驱动机构 INCONEL 690 304LN不锈钢
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核电厂高压缸抽汽管线疏水管道焊缝泄漏原因 被引量:4
11
作者 刘蛟 郑会 樊钊 《机械工程材料》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期74-77,共4页
某核电厂高压缸抽汽管线疏水管道气动调节阀后的弯头焊缝发生泄漏,通过宏观形貌和显微组织观察、断口形貌分析、振动与应变测试等方法对焊缝进行了失效分析。结果表明:气动调节阀的间歇性开启与关闭使焊缝产生较大的交变应力,应力超过... 某核电厂高压缸抽汽管线疏水管道气动调节阀后的弯头焊缝发生泄漏,通过宏观形貌和显微组织观察、断口形貌分析、振动与应变测试等方法对焊缝进行了失效分析。结果表明:气动调节阀的间歇性开启与关闭使焊缝产生较大的交变应力,应力超过焊缝的疲劳强度,导致疲劳开裂,焊缝中的残余拉应力促进了裂纹扩展;在气动调节阀回路上外加一条疏水管道旁路,将间歇性疏水改为连续疏水,可有效避免此类失效的发生。 展开更多
关键词 气动调节阀 焊缝 断口形貌 疲劳开裂
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含周向内表面裂纹核电管道CEGB-R6选择2失效评定曲线研究 被引量:3
12
作者 刘长军 刘俊杰 +2 位作者 张静 谈建平 王东辉 《压力容器》 北大核心 2020年第7期19-25,51,共8页
针对CEGB-R6选择2失效评定曲线存在精度欠缺问题,从J积分估算方法入手,分析了含周向内表面裂纹管道的H 1(n)/H 1(n=1)与硬化指数n、裂纹尺寸的分布规律。基于先前提出的改进的EPRI-J积分估算方法,推导获得了改进的选择2失效评定曲线。... 针对CEGB-R6选择2失效评定曲线存在精度欠缺问题,从J积分估算方法入手,分析了含周向内表面裂纹管道的H 1(n)/H 1(n=1)与硬化指数n、裂纹尺寸的分布规律。基于先前提出的改进的EPRI-J积分估算方法,推导获得了改进的选择2失效评定曲线。采用实际核电一回路管道材料力学性能数据,将R6选择2失效评定曲线、改进的选择2失效评定曲线与不同裂纹尺寸对应的有限元失效评定曲线进行比较,结果表明改进的选择2曲线精度优于R6选择2曲线,解决了R6选择2曲线在特定情况下评价精度不足问题。 展开更多
关键词 失效评定图法 改进的选择2失效评定曲线 J积分估算法 含周向内表面裂纹管道 有限元法
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核电厂二回路汽水管道局部减薄管理的挑战和应对 被引量:3
13
作者 钟志民 郑会 李杰 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2020年第9期39-44,共6页
工程经验反馈及有关研究表明,轻水反应堆核电厂二回路汽水管道在管道内流体长期作用下,可能会发生流动加速腐蚀、液滴冲击和汽蚀等老化,从而导致管道母材或焊缝发生局部减薄的老化劣化现象。如不进行有效的预防性检测和系统的主动管理,... 工程经验反馈及有关研究表明,轻水反应堆核电厂二回路汽水管道在管道内流体长期作用下,可能会发生流动加速腐蚀、液滴冲击和汽蚀等老化,从而导致管道母材或焊缝发生局部减薄的老化劣化现象。如不进行有效的预防性检测和系统的主动管理,可能会导致管道局部泄漏或破裂。扼要介绍上述老化机理、老化效应、易发生部位、影响因素以及国内外的主要管理方法和实践。重点探讨了检测方法、检测部位、标准化等管理和应对措施的现状、挑战和发展趋势。 展开更多
关键词 核电厂 管道 流动加速腐蚀 液滴冲击
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核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证 被引量:5
14
作者 冯利法 黄海涛 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1159-1168,共10页
针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1... 针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验中应用与验证,现场验证表明:系统稳定可靠、计算结果准确可信,可满足钢制安全壳泄漏率测量的要求。系统已在国内AP1000机组役前及在役钢制安全壳整体泄漏率试验中得到了成功应用。 展开更多
关键词 AP1000 钢制安全壳 泄漏率 测试系统
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AP1000顶盖全范围自动检查装置及检测技术应用 被引量:4
15
作者 周路生 魏文斌 +1 位作者 刘一舟 郑正 《压力容器》 北大核心 2019年第5期61-66,共6页
AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件。基于 ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体... AP1000核电站反应堆压力容器顶盖采用一体化堆顶设计,将堆芯仪表管设置于顶盖上部,取消了压力容器底部贯穿件。基于 ASME规范对反应堆压力容器顶盖的役前检查要求,介绍在消化引进吸收的基础上开发的、适用于覆盖AP1000顶盖全范围的一体化自动检查设备及无损检测技术的现场应用,并针对检查过程中装置和应用检测技术遇到的问题展开讨论,为顶盖全范围在役检查技术改进奠定基础。 展开更多
关键词 AP1000顶盖 超声检查 涡流检查
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核电厂埋地管道管理方法实践 被引量:3
16
作者 刘蛟 郑会 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2018年第1期68-70,共3页
介绍了核电厂常见的埋地管道系统,埋地管道材质、保护方式以及其腐蚀机理与失效形式。从工程实践角度分析了核电厂埋地管道的管理方法,即从基础阶段、检测阶段、修复阶段以及缓解阶段四个阶段阐述了埋地管道管理措施。
关键词 埋地管道 腐蚀机理 管理方法
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核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法研究
17
作者 方俊豪 陈达 +3 位作者 殷宪澎 桑英茗 周涛 张亚平 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期328-336,共9页
本文介绍了一种基于开源蒙特卡罗程序的核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法,首先在OpenMC中建立AP1000核反应堆堆芯计算模型,并按角度、高度与厚度方向对压力容器(RPV)的几何空间区域进行网格划分,计算得到RPV各区域的... 本文介绍了一种基于开源蒙特卡罗程序的核反应堆压力容器中子活化与辐照损伤一体化评价方法,首先在OpenMC中建立AP1000核反应堆堆芯计算模型,并按角度、高度与厚度方向对压力容器(RPV)的几何空间区域进行网格划分,计算得到RPV各区域的特征中子能谱与中子注量率参数,之后将RPV各区域的中子注量率与能谱作为源项输入至FLUKA中,一步计算得到材料的放射性活度、活度随时间的演变以及原子平均离位(DPA)等数据。以上结果可以为RPV寿命评估和退役治理提供参考依据。 展开更多
关键词 压力容器 中子注量率 辐照损伤 活化源项
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核级不锈钢大尺寸应力腐蚀裂纹的制备技术研究 被引量:1
18
作者 俞照辉 严军辉 杨涛 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2021年第12期25-28,共4页
采用316L奥氏体不锈钢小尺寸试样进行预研制,初步确定了预制大尺寸试样应力腐蚀裂纹的参数。结果表明:3.5%(质量分数)NaCl溶液,-1.2 V(相对于SCE)外加电位,降低应变速率,并延长极化作用时间有利于应力腐蚀的发生,且降低断后伸长率。在... 采用316L奥氏体不锈钢小尺寸试样进行预研制,初步确定了预制大尺寸试样应力腐蚀裂纹的参数。结果表明:3.5%(质量分数)NaCl溶液,-1.2 V(相对于SCE)外加电位,降低应变速率,并延长极化作用时间有利于应力腐蚀的发生,且降低断后伸长率。在此基础上,100 kN保载24 d后,以0.5×10^(-6) s^(-1)应变速率进行慢应变速率试验,可在大尺寸试样上成功制得长度超过25 mm的裂纹,且大尺寸试样的断后伸长率仅为12%。 展开更多
关键词 不锈钢 核电站 应力腐蚀开裂 裂纹
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核电厂换料水箱底板检测与老化评估 被引量:1
19
作者 徐伟 李楷 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2016年第9期727-729,共3页
核电厂换料水箱用于存储放射性硼酸水溶液,并可用于事故工况下安全壳冷却。经长期运行,其底板可能发生腐蚀,甚至泄漏,影响核电安全运行。参考设计规范、失效机理分析和经验反馈对换料水箱底板进行了检测和评估,以确保其结构完整性,保证... 核电厂换料水箱用于存储放射性硼酸水溶液,并可用于事故工况下安全壳冷却。经长期运行,其底板可能发生腐蚀,甚至泄漏,影响核电安全运行。参考设计规范、失效机理分析和经验反馈对换料水箱底板进行了检测和评估,以确保其结构完整性,保证核电厂安全运行。 展开更多
关键词 腐蚀 304L不锈钢 无损检测 核电厂
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反应堆压力容器接管安全端焊缝内壁水下干式修复焊技术研究 被引量:1
20
作者 闫国华 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期900-904,共5页
采用光纤激光对316L不锈钢板材进行Inconel 690填丝堆焊研究,并在最优工艺参数下,对反应堆压力容器接管安全端焊缝模拟环槽型缺陷进行了水下干式补焊修复。结果表明:采用激光功率4 kW、堆焊速度8 mm/s、送丝速度2.4 mm/s时焊道成形良好... 采用光纤激光对316L不锈钢板材进行Inconel 690填丝堆焊研究,并在最优工艺参数下,对反应堆压力容器接管安全端焊缝模拟环槽型缺陷进行了水下干式补焊修复。结果表明:采用激光功率4 kW、堆焊速度8 mm/s、送丝速度2.4 mm/s时焊道成形良好,宽高比和稀释率适中。在该最佳工艺参数下,进行多层多道堆焊,搭接率为49.01%。堆焊层抗拉强度与伸长率分别为544.56 MPa和44.49%,侧弯试验无缺陷。在上述工艺基础上,利用管道封堵原理创建水下干式环境,并对管段环槽型模拟缺陷进行全位置补焊修复,各位向均可获得成形良好的堆焊层。 展开更多
关键词 INCONEL 690 水下 干式 堆焊修复 核电
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