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Conceptual design and safety characteristics of a new multi-mission high flux research reactor 被引量:3
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作者 Wei Xu Jian Li +4 位作者 Heng Xie Zhi-Hong Liu Jing Zhao Fei Xie Lei Shi 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2023年第3期9-24,共16页
Research reactors with neutron fluxes higher than 10^(14) n cm^(−2) s^(−1) are widely used in nuclear fuel and material irradiation,neutron-based scientific research,and medical and industrial isotope production.Such ... Research reactors with neutron fluxes higher than 10^(14) n cm^(−2) s^(−1) are widely used in nuclear fuel and material irradiation,neutron-based scientific research,and medical and industrial isotope production.Such high flux research reactors are not only important scientific research facilities for the development of nuclear energy but also represent the national comprehensive technical capability.China has several high flux research reactors that do not satisfy the requirements of nuclear energy development.A high flux research reactor has the following features:a compact core arrangement,high power density,plate-type fuel elements,a short refueling cycle,and high coolant velocity in the core.These characteristics make it difficult to simultaneously realize high neutron flux and optimal safety margin.A new multi-mission high flux research reactor was designed by the Institute of Nuclear and New Energy Technology at Tsinghua University in China;the reactor can simul-taneously realize an average neutron flux higher than 2.0×10^(15) n cm^(−2) s^(−1) and fulfill the current safety criterion.This high flux research reactor features advanced design concepts and has sufficient safety margins according to the preliminary safety analysis.Based on the analysis of the station blackout accident,loss of coolant accident,and reactivity accident of a single-control drum rotating out accidently,the maximum temperature of the cladding surface,minimum departure from nucleate boiling ratio,and temperature difference to the onset of nucleate boiling temperature satisfy the design limits. 展开更多
关键词 high flux research reactor neutron flux Safety analysis Maximum temperature of cladding surface Departure from nucleate boiling ratio
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高通量快堆辐照生产^(252)Cf关键因素分析
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作者 张震宇 杨红义 +2 位作者 吴明宇 杨勇 陆佩漪槟 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期108-116,共9页
^(252)Cf放射源是一种高强度同位素中子源,在科学研究、装置研发等领域具有重大需求,但长期以来依赖于进口。基于高通量快堆初步设计方案开展辐照靶件设计,结合模拟计算结果得出影响^(252)Cf核素生产的关键因素。在5×10^(15)n·... ^(252)Cf放射源是一种高强度同位素中子源,在科学研究、装置研发等领域具有重大需求,但长期以来依赖于进口。基于高通量快堆初步设计方案开展辐照靶件设计,结合模拟计算结果得出影响^(252)Cf核素生产的关键因素。在5×10^(15)n·cm^(-2)·s^(-1)中子通量水平下,对三种采用不同氢化锆和Eu_(2)O_(3)吸收体辐照靶件设计方案进行裂变沉积能、能谱计算,并通过燃耗计算程序开展重锔、轻锔靶件燃耗计算,与美国辐照生产^(252)Cf实验值对比。结果表明:方案3的计算值与基准值吻合较好且最适用于重锔靶辐照生产^(252)Cf,方案2适用于通过短的辐照周期辐照生产重锔核素。本文的计算与分析可为高通量快堆辐照生产^(252)Cf提供理论与技术支撑。 展开更多
关键词 ^(252)Cf 高通量快堆 辐照靶件 能谱 燃耗计算
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CARR堆冷中子瞬发伽玛活化分析系统及实验研究 被引量:7
3
作者 姚永刚 肖才锦 +7 位作者 金象春 运威旭 刘旭东 唐婵娟 石丛 杨俊凯 王平生 倪邦发 《同位素》 CAS 2018年第6期362-369,共8页
利用中国先进研究堆(CARR)在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析(CNPGAA)实验,采用定制加长的电制冷高纯锗(HPGe)探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC~? -502进行测量,获得了NH_4Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用... 利用中国先进研究堆(CARR)在国内首次开展了冷中子瞬发伽玛活化分析(CNPGAA)实验,采用定制加长的电制冷高纯锗(HPGe)探测器和先进的数字多道谱仪DSPEC~? -502进行测量,获得了NH_4Cl样品中元素冷中子瞬发伽玛谱和本底谱等数据,同时利用伽玛放射源^(152)Eu、^(137)Cs、^(60)Co以及NH_4Cl产生的瞬发伽玛射线对探测器在宽能区0.1~8MeV进行能量刻度。为降低环境辐射本底,HPGe探测器外围采用环形锗酸铋(BGO)康普顿谱仪,10cm铅以及含~6Li和^(10)B材料对中子束流准直屏蔽。此外,利用金片活化法测量了CARR堆运行功率为15 MW时有无冷源情况下冷中子导管B(CNGB)末端1m处的中子注量率,结果显示有冷源时中子注量率可提高一个量级。 展开更多
关键词 冷中子活化分析 中国先进研究堆(CARR) 瞬发伽玛谱 中子注量率
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高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算 被引量:2
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作者 邱立青 傅蓉 +2 位作者 秦乐刚 邓才玉 王庆梅 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期58-60,73,共4页
用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-I炉13#电离室和7#电离室、第68-II炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的。通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HF... 用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-I炉13#电离室和7#电离室、第68-II炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的。通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HFETR压力容器焊缝所受的快中子注量。截止2004年底,HFETR压力容器焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点的注量分别为1.212×1017cm-2和2.514×1017cm-2,远小于设计值。 展开更多
关键词 高通量工程试验堆 压力容器 焊缝 快中子注量 MCNP4C程序
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反应堆压力容器快中子注量计算模型简化方法研究 被引量:4
5
作者 刘巧凤 韩静茹 +1 位作者 陈海英 张春明 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第12期1201-1204,共4页
反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过... 反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过程中的模型简化方法开展研究,评估这些简化方法的利弊,为压力容器快中子注量计算提供合理建议,保障计算的严谨性。 展开更多
关键词 压力容器 快中子注量 MC方法
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氟盐冷却高温堆精细中子通量密度分布计算方法研究 被引量:2
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作者 杨璞 邹杨 +4 位作者 严睿 周波 戴叶 于世和 冀锐敏 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第10期1749-1755,共7页
氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡... 氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(<10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(<10%)。 展开更多
关键词 氟盐冷却高温堆 耦合方法 DENOVO MCNP 中子通量密度 共轭中子通量密度
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微型堆辐照座内快中子通量谱的测定 被引量:5
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作者 侯小琳 王珂 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 1997年第7期385-390,共6页
用Al、Fe、In和Ni作探测片,用阈探测片活化法测定了中国原子能科学研究院微型堆内、外辐照孔道的快中子通量。用平均截面法求得内外辐照孔道的快中子与热中子通量比(Φf/Φth)分别为0.198和0.077。用有效阈能... 用Al、Fe、In和Ni作探测片,用阈探测片活化法测定了中国原子能科学研究院微型堆内、外辐照孔道的快中子通量。用平均截面法求得内外辐照孔道的快中子与热中子通量比(Φf/Φth)分别为0.198和0.077。用有效阈能法计算了不同能量区间的快中子通量。同时也对四个内辐照管之间及内、外辐照管内径向和轴向快中子通量的不均匀度进行了测定。 展开更多
关键词 微型反应堆 快中子通量 中子活化阈 中子探测
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核径迹热释中子探测器测量高中子通量密度 被引量:2
8
作者 王璠 朱庆福 +4 位作者 杨铜锁 鲁瑾 花晓 周琦 李来冬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第10期1756-1759,共4页
本文提出一种用于高中子通量密度测量的方法,即使用核径迹热释中子探测器测量中子通量密度,该方法在低中子通量密度测量方面已成功在微型中子源反应堆上得到验证。为了测试其在高中子通量密度测量方面的适用性,在中国先进研究堆辐照孔... 本文提出一种用于高中子通量密度测量的方法,即使用核径迹热释中子探测器测量中子通量密度,该方法在低中子通量密度测量方面已成功在微型中子源反应堆上得到验证。为了测试其在高中子通量密度测量方面的适用性,在中国先进研究堆辐照孔道内进行了应用研究。结果表明:孔道内中子通量密度相对分布总体趋势与MCNP的计算结果符合较好,此种方法测量高中子通量密度有效可行。 展开更多
关键词 核径迹热释中子探测器 热量分析法 高中子通量密度 中国先进研究堆
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10MW高温气冷实验堆石墨砖的三维辐照应力分析 被引量:3
9
作者 张振声 郭俊岩 +2 位作者 马兰 周羽 应明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第3期250-254,共5页
为分析快中子辐照和高温等条件下石墨砖在整个寿期内的力学行为,采用改编的ADINA和ADINAT程序,计算了10MW高温气冷实验堆石墨砖受快中子辐照后所产生的变形和应力历史。计算结果表明,改编后的ADINA和ADINAT程序考虑了温度和辐照条件... 为分析快中子辐照和高温等条件下石墨砖在整个寿期内的力学行为,采用改编的ADINA和ADINAT程序,计算了10MW高温气冷实验堆石墨砖受快中子辐照后所产生的变形和应力历史。计算结果表明,改编后的ADINA和ADINAT程序考虑了温度和辐照条件下多个参数的变化,可以用来分析石墨跨在辐照条件下的应力和变形。 展开更多
关键词 高温 气冷 实验堆 石墨砖 辐照变形 辐照蠕度
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HFETR裂变中子转换器设计 被引量:1
10
作者 张平 吕仙镜 +4 位作者 杨文华 孙寿华 童明炎 徐涛忠 马立勇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期988-991,共4页
为提高高通量工程试验堆(HFETR)局部快中子注量率,裂变中子转换器采用以含7%Mo的高裂变密度UMo合金作为燃料芯体的十字形燃料棒。转换器内62根燃料棒以三角点阵布置于63mm外套管和24mm内套管间,中心区域为20mm的辐照孔道。采用蒙... 为提高高通量工程试验堆(HFETR)局部快中子注量率,裂变中子转换器采用以含7%Mo的高裂变密度UMo合金作为燃料芯体的十字形燃料棒。转换器内62根燃料棒以三角点阵布置于63mm外套管和24mm内套管间,中心区域为20mm的辐照孔道。采用蒙特卡罗计算表明,该转换器内辐照样品的快中子(E>1MeV)注量率可达3.34×1014 cm-2.s-1,较堆芯相同位置不放置转换器时高约40%。在HFETR设计流速和压力下,利用ANSYS/CFX程序分析得到,转换器最大允许功率可达2.4MW,燃料棒芯体最大功率密度为8.007kW/cm3。此时,燃料棒包壳温度为193.6℃,能满足HFETR的热工要求,不会产生流动不稳定。 展开更多
关键词 高通量工程试验堆 裂变中子转换器 设计
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大型压水堆装载50%MOX燃料方案压力容器辐照安全计算 被引量:1
11
作者 王梦琪 丁谦学 梅其良 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期39-43,共5页
对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%... 对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO_2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。 展开更多
关键词 MOX燃料 压力容器 快中子注量 TORT
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M310改进型机组压力容器辐照监督要求及其在高温气冷堆辐照监督中的实践 被引量:4
12
作者 凌礼恭 孙海涛 +1 位作者 高晨 徐宇 《核安全》 2018年第1期6-11,共6页
本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规... 本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。 展开更多
关键词 辐照监督 RTNDT 中子注量 高温气冷堆
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高通量研究堆堆芯热工水力分析程序THAS-PC4 被引量:3
13
作者 郝老迷 李运文 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第1期12-20,共9页
针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序THAS-PC4。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离... 针对高通量研究堆的热工水力特点和设计准则开发了堆芯子通道分析微机程序THAS-PC4。该程序能够计算稳态和瞬态工况下堆芯内冷却剂的流量、温度、密度和压力等参量的分布以及燃料元件的温度场。它还可以确定临界热流密度和偏离泡核沸腾比(DNBR),泡核沸腾开始时的壁面温度以及流动开始不稳定时的热流密度等,以评价反应堆的安全性。 展开更多
关键词 高通量 研究堆 子通道分析 热工水力分析
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HFETR核功率保护仪探测器失效处置方法研究 被引量:1
14
作者 李林洪 武文超 赖立斯 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2018年第3期378-381,共4页
高通量工程试验堆在运行期间,由于核功率保护仪探测器失效将直接影响反应堆的运行安全与运行质量。为此,提出了在不停堆和不影响运行需求的状态下,核功率测量仪与核功率保护仪共用一支中子探测器的使用对策。本文就此方法对核功率测量... 高通量工程试验堆在运行期间,由于核功率保护仪探测器失效将直接影响反应堆的运行安全与运行质量。为此,提出了在不停堆和不影响运行需求的状态下,核功率测量仪与核功率保护仪共用一支中子探测器的使用对策。本文就此方法对核功率测量仪的电流进行研究分析,研制出一种信号适配器,经试验验证,满足反应堆运行需求,大大提高了反应堆的可运行性与经济性。 展开更多
关键词 HFETR 功率运行 中子探测器
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钠冷快堆堆外核测量系统设计 被引量:3
15
作者 冯伟伟 贺长兴 +2 位作者 段天英 徐启国 于政 《仪器仪表用户》 2021年第4期56-59,39,共5页
核测量系统是核电厂仪控系统信息功能中最重要的测量系统之一,核测量系统从反应堆完全停堆到150%额定功率的范围内,对反应堆的换料、启动、功率运行、停堆等各种状态下的反应堆核功率、周期等参数进行监测,并向保护系统、控制室系统等... 核测量系统是核电厂仪控系统信息功能中最重要的测量系统之一,核测量系统从反应堆完全停堆到150%额定功率的范围内,对反应堆的换料、启动、功率运行、停堆等各种状态下的反应堆核功率、周期等参数进行监测,并向保护系统、控制室系统等提供相关参数,用于控制显示或保护。快堆的核测量系统与压水堆有较多不同,本文从快堆的特殊核物理现象,堆芯布置、探测器布置、探测孔道设置、探测器选型、量程覆盖设计等多个角度,对快堆核测量系统的设计进行对比研究分析,并结合实际工程设计,介绍快堆核测量系统的结构,探测器选型、数据处理的技术特点。 展开更多
关键词 核测量系统 快堆 探测器布置 中子注量率
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世界小型核电反应堆现状及发展概况 被引量:12
16
作者 刘志铭 丁亮波 《国际电力》 2005年第6期27-31,共5页
小型反应堆按技术路线的不同大致可分为轻水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快中子反应堆和熔盐反应堆四大类。文章描述了目前核电反应堆容量的状况,分析了小型化反应堆的现状和发展趋势,简要叙述了大型反应堆与小型反应堆的用途区别,并... 小型反应堆按技术路线的不同大致可分为轻水堆、高温气冷堆、液态金属冷却快中子反应堆和熔盐反应堆四大类。文章描述了目前核电反应堆容量的状况,分析了小型化反应堆的现状和发展趋势,简要叙述了大型反应堆与小型反应堆的用途区别,并阐述了小型反应堆所具有的某些优势,及多个国家正在开发的小型核电反应堆的特点和状况。 展开更多
关键词 小型核电反应堆 高温气冷堆 快中子反应堆 熔盐反应堆 模块化
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中国先进研究堆全堆芯扩散计算
17
作者 吕征 孙志勇 +2 位作者 沈峰 肖诗刚 柯国土 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第S2期36-40,72,共6页
基于物理启动、同位素生产以及空间燃耗不同考虑的全堆芯模型,采用少群扩散方法对中国先进研究堆(CARR)堆芯进行计算。通过对选定的换料方案进行堆芯第1~3炉的临界计算,得到了各炉初/末期的反应性、中子注量率以及功率分布。并且采用... 基于物理启动、同位素生产以及空间燃耗不同考虑的全堆芯模型,采用少群扩散方法对中国先进研究堆(CARR)堆芯进行计算。通过对选定的换料方案进行堆芯第1~3炉的临界计算,得到了各炉初/末期的反应性、中子注量率以及功率分布。并且采用隐式燃耗方法模拟了CARR堆芯燃耗过程,得到了堆芯燃耗分布,分析了堆运行过程中产生的裂变产物份额并给出了中毒反应性效应。确定了CARR的基本物理特性参数,完成了CARR物理详细设计工作,为CARR最终安全分析报告的编写以及将来的运行提供必要的数据。 展开更多
关键词 中国先进研究堆(CARR) 全堆芯 少群扩散 反应性 中子注量率
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HFETR堆芯不锈钢反射层的研究
18
作者 孙寿华 林继森 +1 位作者 唐学仁 段天元 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第2期178-181,共4页
用快中子分出截面法估算了不锈钢棒对压力容器处快中子注量率的减弱程度,用二维多群粒子输运程序DOT3.5计算了不锈钢棒的γ释热,计算了高通量工程试验堆(HFETR)设计工况和目前运行工况下不锈钢壁面温度和中心温度,对承... 用快中子分出截面法估算了不锈钢棒对压力容器处快中子注量率的减弱程度,用二维多群粒子输运程序DOT3.5计算了不锈钢棒的γ释热,计算了高通量工程试验堆(HFETR)设计工况和目前运行工况下不锈钢壁面温度和中心温度,对承重栅板的安全性进行了讨论,分析了不锈钢棒对堆芯的性能影响。结果表明,用不锈钢代替铝棒作最外层反射层,堆芯安全性能不变,压力容器处快中子注量率被大幅度降低。 展开更多
关键词 工程试验堆 不锈钢棒 快中子注量率 压力容器
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高比度同位素^(192)Ir和^(60)Co辐照的计算
19
作者 周全 钟文发 徐小琳 《计算物理》 CSCD 北大核心 1997年第4期684-686,共3页
利用反应堆物理的方法,对使用高通量堆辐照生产高比度同位素192Ir和60Co的方案进行了计算。从同位素产量和对堆物理参数的影响两方面分析了计算结果,提出了一个方案作为实际生产的参考。
关键词 高通量堆 高比度 辐照 同位素 钴60 铱192
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AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究 被引量:1
20
作者 王银丽 罗炜 +3 位作者 张英 朱宏亮 杨戴博 袁彬 《科技视界》 2015年第22期251-252,317,共3页
核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正... 核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正常运行瞬态两种典型工况的瞬态过程数据,对AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数的设计进行了仿真验证。 展开更多
关键词 核电厂 核仪表系统 功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值 时间常数
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