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新型钍基类MOX燃料的制备和第一性原理研究
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作者 赵石 魏强林 +2 位作者 刘义保 刘豪杰 李凯旋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期2189-2197,共9页
为研究钍基类MOX(Th-MOX)燃料Th_(1-x)Pu_(x)O_(2)的结构及性质,以性质相近的Ce原子替代Pu原子,采用溶胶-凝胶法在不同烧结温度下制备了Th_(1-x)Ce_(x)O_(2)(x=0,0.25,0.50,0.75,1),利用XRD、SEM和拉曼光谱仪对其形貌和结构进行了表征,... 为研究钍基类MOX(Th-MOX)燃料Th_(1-x)Pu_(x)O_(2)的结构及性质,以性质相近的Ce原子替代Pu原子,采用溶胶-凝胶法在不同烧结温度下制备了Th_(1-x)Ce_(x)O_(2)(x=0,0.25,0.50,0.75,1),利用XRD、SEM和拉曼光谱仪对其形貌和结构进行了表征,同时采用基于密度泛函理论的第一性原理计算软件VASP计算了Th_(1-x)Ce_(x)O_(2)的晶格常数和电子态密度。实验结果表明:制备得到的Th_(1-x)Ce_(x)O_(2)在致密性和颗粒均匀性方面表现出良好的性能。随烧结温度的升高,密度先增大后减小(最高达到理论密度的98.4%),晶界迁移使晶粒尺寸增大。混合氧化物在形成的过程中晶格中产生了氧缺位,随着体系中Th含量的增加,晶粒尺寸减小、能量带隙增大、导带宽度减小,Th原子的局域态密度增大,Ce原子的局域态密度减小,原子半径的差异导致晶格常数、Th—O键和Ce—O键的平均键长增大,Th_(1-x)Ce_(x)O_(2)晶格常数的计算值与实验值吻合良好。 展开更多
关键词 钍基类MOX燃料 溶胶-凝胶法 第一性原理 态密度
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基于熔盐快堆的模型优化与Th-U增殖性能研究 被引量:14
2
作者 李光超 邹杨 +3 位作者 余呈刚 孙建友 陈金根 徐洪杰 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第2期74-80,共7页
作为四代堆6种候选堆型中唯一的液态燃料反应堆,熔盐堆对未来核能和钍资源利用具有重要意义,特别是熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)还具有较大的增殖比和较好的温度负反馈。由于启动新的熔盐快堆需要较高的燃料装载量,若能改善... 作为四代堆6种候选堆型中唯一的液态燃料反应堆,熔盐堆对未来核能和钍资源利用具有重要意义,特别是熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,MSFR)还具有较大的增殖比和较好的温度负反馈。由于启动新的熔盐快堆需要较高的燃料装载量,若能改善MSFR的增殖性能,则有利于提高233U产量并缩短燃料倍增时间。首先应用SCALE6.1针对MSFR的径向增殖盐、新增轴向增殖盐和新增石墨反射层这三方面分析了初始增殖比,同时从核素吸收率角度说明增殖比变化的原因和MSFR的设计不足并对其进行了优化;然后应用基于SCALE6.1开发的熔盐堆在线处理模块(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence,MSR-RS)进行燃耗分析。结果表明,新增轴向增殖盐可以进一步提高增殖性能;新增石墨反射层可以节省增殖盐装载量。改进后的堆型运行时增殖比可以维持在1.1以上,233U年产量提高至133 kg,倍增时间缩短至36 a,并且堆芯在整个运行寿期都能保持足够的温度负反馈。 展开更多
关键词 熔盐快堆 模型优化 Th—U燃料增殖
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压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究 被引量:5
3
作者 张家骅 包伯荣 +2 位作者 陈志成 司胜义 朱鑫官 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2000年第2期175-183,192,共10页
通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 ... 通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍 铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用 。 展开更多
关键词 压水 钍-铀循环 双进料系统 堆芯 EFPD
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钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验 被引量:7
4
作者 王小鹤 胡继峰 +2 位作者 陈金根 蔡翔舟 韩建龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1466-1474,共9页
中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准... 中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。 展开更多
关键词 钍基熔盐实验堆 钍铀燃料循环 CENDL-TMSR-V1核数据库 基准检验
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展望可再生核电能源取代火电的前景 被引量:3
5
作者 张家骅 包伯荣 +1 位作者 陈冠英 张孙曦 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期312-315,共4页
降低温室效应的有效途径之一为开发核电。为了核电的可持续发展,应开发可再生核能。本文对铀-钚可再生核燃料与钍-铀可再生核燃料的特性进行了阐述与比较,特别强调在我国钍-铀可再生核燃料的应用前景。
关键词 核电 可再生核燃料 U-Pu核燃料 Th-U核燃料
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压水堆中使用均匀混合型铀-钍燃料(UO_2+ThO_2)的堆芯物理特性研究 被引量:3
6
作者 陈志成 包伯荣 张家骅 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1999年第1期85-88,共4页
1引言随着核能的迅速发展,唯一天然存在的可分裂同位素U-235正在现有的核电站中大量地消耗,而自然界中铀的储量又十分有限,故从长远观点看,必将对作为潜在核能源的钍-232尽早加以利用。通过对均匀混合型(UO2+ThO... 1引言随着核能的迅速发展,唯一天然存在的可分裂同位素U-235正在现有的核电站中大量地消耗,而自然界中铀的储量又十分有限,故从长远观点看,必将对作为潜在核能源的钍-232尽早加以利用。通过对均匀混合型(UO2+ThO2)燃料组件,使用在压水堆堆芯中的... 展开更多
关键词 压水堆 铀-钍燃料元件 硼浓度 堆芯物理特性
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聚变裂变混合堆处理高放超铀废物的研究 被引量:4
7
作者 沈姚崧 李凯波 +1 位作者 师学明 邓力 《计算物理》 CSCD 北大核心 2017年第2期142-148,共7页
提出一个燃烧高放超铀废物的思路,即在外部聚变中子源驱动下,把燃烧超铀锕系元素和钍铀燃料循环相结合.并且设计相应的一维模型,使用开发的燃耗计算程序ONESN_BURN和新制作的数据库对模型进行计算和分析.通过计算,得到锕系元素的放射性... 提出一个燃烧高放超铀废物的思路,即在外部聚变中子源驱动下,把燃烧超铀锕系元素和钍铀燃料循环相结合.并且设计相应的一维模型,使用开发的燃耗计算程序ONESN_BURN和新制作的数据库对模型进行计算和分析.通过计算,得到锕系元素的放射性,生物潜在危害因子,高放超铀锕系废物的密度和非常深的燃耗深度等.比较聚变裂变混合堆与传统的热堆,发现中子能谱越硬,对燃烧超铀锕系元素越有效. 展开更多
关键词 高放超铀废物 燃烧锕系 聚变裂变混合堆 钍铀燃料
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14.8MeV中子诱发^(232)Th裂变产额测量 被引量:1
8
作者 刘世龙 杨毅 +2 位作者 冯晶 张春利 陈红涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期901-906,共6页
本工作采用直接γ能谱法测量了14.8 MeV中子诱发232 Th裂变的62个产物核的累积产额相对值,通过链产额之和200%归一的方法得到了47个质量链的链产额实验数据,数据精度好于10%。
关键词 232Th 裂变产额 钍铀燃料循环
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大型氯盐快堆中钍铀及铀钚循环分析 被引量:1
9
作者 李晓晓 余呈刚 +3 位作者 马玉雯 蔡翔舟 陈金根 陈兴伟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2020年第11期66-75,共10页
氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势,为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能。基于2500 MWth的氯盐快堆,研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性,包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能。钍铀循环(U3+Th)和铀钚循环(P... 氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势,为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能。基于2500 MWth的氯盐快堆,研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性,包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能。钍铀循环(U3+Th)和铀钚循环(Pu9+DU)的点火燃料分别为233U和239Pu,它们的可转换材料分别为232Th和贫铀(Depleted Uranium,DU)。同时,也分析了TRU作为点火燃料的过渡模式,即TRU+Th和TRU+DU。结果表明:对于大型氯盐快堆:1)考虑堆内锕系核素的中子吸收率、堆内平均裂变中子数(ν)和转换比,U3+Th需要不定期添料才能维持临界,Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可连续运行的时间分别为46 a、50 a和29 a;2)相比其他三种核燃料循环模式,TRU+Th具有较优的自持增殖性能和较高的嬗变性能。 展开更多
关键词 氯盐快堆 钍铀循环 铀钚循环 增殖 嬗变
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钍资源的核能利用问题探讨 被引量:27
10
作者 顾忠茂 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第2期97-105,共9页
分析了钍/铀燃料循环特点,评估了国际上钍资源利用研究开发现状和发展趋势,并试图按照科学发展观提出了我国钍资源核能利用的战略思考和钍/铀燃料循环前瞻性研究开发课题。
关键词 钍资源 钍/铀燃料循环 可持续发展
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高温气冷堆钍铀燃料循环的经济分析 被引量:1
11
作者 杨金峰 包伯荣 +1 位作者 王高栋 钱军 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 1991年第12期738-743,共6页
高温气冷堆普遍采用中浓铀加钍[即Th/U(20%^(235)U]和高浓铀加钍[即Th/U(93%^(235)U)]两种燃料。本文根据其燃料循环数据建立燃料循环的经济模型,对近期燃料费用和燃料循环费用进行了计算和分析。
关键词 气冷堆 燃料循环 经济分析
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熔盐堆钍铀、铀钚燃料循环核数据不确定度分析 被引量:1
12
作者 胡继峰 王小鹤 +3 位作者 伍建辉 蔡翔舟 韩建龙 陈金根 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第7期1206-1213,共8页
反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序T... 反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数keff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示:初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的keff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对keff不确定度影响显著增加的反应道分别为239Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、105 Rh(n,γ)、135 Xe(n,γ)和234 U(n,γ)、143 Nd(n,γ)、131,135 Xe(n,γ)等。 展开更多
关键词 核数据不确定度 钍铀燃料循环 铀钚燃料循环 熔盐堆
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小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究 被引量:2
13
作者 余纲林 王侃 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第4期5-8,38,共5页
本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究。对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同... 本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究。对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求。本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数。 展开更多
关键词 长寿命堆芯 钍-铀燃料 MCNP程序 MCBurn程序系统
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先进重水堆Th-U循环燃料成本分析
14
作者 李哲 刘宇轩 +1 位作者 王侃 刘井泉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第4期110-113,129,共5页
通过将铀基压水堆平准化成本计算的9因子模型改进为Th-U循环的12因子模型,对先进CANDU型重水堆(ACR)的一次通过的Th-U燃料循环方式进行成本计算及灵敏度分析。结果表明,影响Th-U循环燃料成本的决定性因素是天然铀价格、尾料富集度和前... 通过将铀基压水堆平准化成本计算的9因子模型改进为Th-U循环的12因子模型,对先进CANDU型重水堆(ACR)的一次通过的Th-U燃料循环方式进行成本计算及灵敏度分析。结果表明,影响Th-U循环燃料成本的决定性因素是天然铀价格、尾料富集度和前置时间。 展开更多
关键词 Th-U燃料循环 12因子模型 平准化 燃料循环 成本 灵敏度分析
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星座型裂变燃料核反应堆的物理构想 被引量:3
15
作者 张家骅 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第8期454-459,共6页
从分析钍在持续中子辐照过程中各代子体含量的演变出发,着重研究有多代子体均达到各自的饱和值时的情况和所具有的特性,提出星座型裂变物质核反应堆的物理构想,并就此堆的特性和应用前景作了简单阐述和讨论。
关键词 增殖堆 星座型 裂变 核燃料
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快中子辐照^(232)ThO_2样品生成^(233)U的产生率及^(232)Th俘获反应平均截面的测量
16
作者 王强 曾丽娜 +4 位作者 艾自辉 宋凌莉 谢奇林 郑春 龚建 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第3期59-64,共6页
使用快中子辐照ThO2样品,测量233Pa的特征γ射线得到232Th发生俘获反应后233U产生率及俘获反应平均截面,利用ENDFB-VII.1、CENDL-3.1、JENDL-4.0、BROND2.2数据库截面数据算得232Th俘获反应平均截面,并与实验结果进行了比较。入射快中... 使用快中子辐照ThO2样品,测量233Pa的特征γ射线得到232Th发生俘获反应后233U产生率及俘获反应平均截面,利用ENDFB-VII.1、CENDL-3.1、JENDL-4.0、BROND2.2数据库截面数据算得232Th俘获反应平均截面,并与实验结果进行了比较。入射快中子注量为2.99×1013 cm-2时,233U产生率为4.01×10-12,相对标准不确定度为6.1%。232Th俘获平均反应截面为134.3 mb,相对标准不确定度为12.4%,由CENDL-3.1计算的俘获反应平均截面相比实验结果小18.5%。 展开更多
关键词 钍铀循环 核燃料分析 临界装置 活度 平均截面
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Towards sustainable, secure and safe energy: A future for thorium power
17
作者 Muammer Kaya 《Resources and Environmental Economics》 2019年第2期43-49,共7页
Thorium (Th) is three to four times more abundant than Uranium (U) in nature and distributed evenly in most developing countries in the World. Th can be mined with relatively cheap and environment friendly mining meth... Thorium (Th) is three to four times more abundant than Uranium (U) in nature and distributed evenly in most developing countries in the World. Th can be mined with relatively cheap and environment friendly mining methods from high grade alluvial deposits. Th extraction is relatively straightforward and inexpensive. Th has better radiation stability and longer fuel cycle. Th has a higher energy density and fuel economy in the reactors. One ton of mined Th produces as much energy as 200 tons of mined U, or 3.5 million tons of coal. World’s global energy needs for one year can be supplied by approximately burning 6000 tons of Th. Since Th is an abundant and sustainable source of energy for the future, developing countries cannot afford to ignore. Molten salt and accelerator driven reactors have been developed for Th-fuel. Turkey has the sixth biggest Th resources in the world and must declare Th as part of countries national power policy like China and India. 展开更多
关键词 th-fuel NUCLEAR fuels SUSTAINABLE source of ENERGY
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先进重水堆Th—U循环燃料成本分析
18
作者 李哲 刘宇轩 +1 位作者 王侃 刘井泉 《核电工程与技术》 2010年第1期11-16,共6页
目前国内仅对压水堆进行过Th—U燃料循环的燃料成本分析,模型存在不足且未进行灵敏度分析。本文通过将铀基压水堆平准化成本计算的九因子模型改进为Th—U循环的十二因子模型,对先进的CANDU型重水堆(ACR)的一次通过的Th—U燃料循环... 目前国内仅对压水堆进行过Th—U燃料循环的燃料成本分析,模型存在不足且未进行灵敏度分析。本文通过将铀基压水堆平准化成本计算的九因子模型改进为Th—U循环的十二因子模型,对先进的CANDU型重水堆(ACR)的一次通过的Th—U燃料循环方式进行了成本计算及敏感性分析,并确定影响Th—U循环燃料成本的决定性因素是天然铀价格、尾料富集度和前置时间,该结论为Th—U循环方式ACR电厂降低燃料成本提供了途径。 展开更多
关键词 先进CANDU堆 Th—U燃料循环 十二因子模型 平准化燃料循环成本 灵敏度分析
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小型模块化钍基熔盐堆防核扩散性能初步定量评估 被引量:2
19
作者 马玉雯 陈金根 +5 位作者 蔡翔舟 伍建辉 李晓晓 余呈刚 邹春燕 杨璞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第11期1994-2000,共7页
核能的和平利用一直备受关注,防核扩散性能也是评价4代堆性能的4大指标之一,为建立满足4代堆核能系统标准的钍基熔盐堆核能系统,需对其防核扩散性能进行评价。因此,本文基于美国橡树岭国家实验室等机构提出的多属性效用分析(MAUA)方法,... 核能的和平利用一直备受关注,防核扩散性能也是评价4代堆性能的4大指标之一,为建立满足4代堆核能系统标准的钍基熔盐堆核能系统,需对其防核扩散性能进行评价。因此,本文基于美国橡树岭国家实验室等机构提出的多属性效用分析(MAUA)方法,从材料性质、操作需求等14个方面,定量化评估了3种模式下小型模块化熔盐堆卸料的防核扩散性能,并与采用一次通过燃料循环的PWR进行对比,进而为燃料循环方案的优化提供核扩散风险参考。分析结果表明,小型模块化熔盐堆设计防核扩散性能指标——核安全测量值约为0.8,可比拟一次通过燃料循环的PWR,优于闭循环的CANDU堆。此外,本文还针对第3种连续后处理模式堆型的防核扩散性能进行了初步优化。以上分析结果可为进一步合理优化防核扩散性能提供参考,为燃料循环的选择提供合理、透明、可追溯的依据。 展开更多
关键词 防核扩散性能 小型模块化钍基熔盐堆 钍铀循环 多属性效用分析方法
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熔盐燃料对加速器驱动的次临界堆中子学性能的影响 被引量:4
20
作者 赵学超 蔡翔舟 陈金根 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第8期82-88,共7页
加速器驱动的次临界熔盐堆(Accelerator-Driven Subcritical Molten Salt Reactor,ADS-MSR)结合了熔盐堆与ADS的许多优点,在先进核燃料利用方面有独特的优势。为了研究熔盐燃料的使用对ADS系统堆芯的中子学性能的影响,基于MCNP(Monte Ca... 加速器驱动的次临界熔盐堆(Accelerator-Driven Subcritical Molten Salt Reactor,ADS-MSR)结合了熔盐堆与ADS的许多优点,在先进核燃料利用方面有独特的优势。为了研究熔盐燃料的使用对ADS系统堆芯的中子学性能的影响,基于MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序,分别计算并分析了熔盐燃料对加速器驱动的次临界堆的外源质子效率、中子能谱以及钍铀转换比等参数的影响。结果表明:相较于氧化物燃料,熔盐燃料的使用将会增加对外源中子和裂变中子的慢化,并且会提高堆芯的入射质子效率。同时,由于熔盐燃料的慢化效应,FLi Be和FLi熔盐燃料燃耗初期的钍铀转换比(CR)分别为1.023和1.062,略低于氧化物燃料的1.068。另一方面,熔盐燃料的在线处理会极大降低燃耗过程中的反应性损失。通过在线燃料处理和在线添料,FLi熔盐和FLi Be熔盐燃料的CR分别在燃耗运行的第1年和第3年超过氧化物燃料,并且能够长期稳定在1.06和1.00左右。 展开更多
关键词 熔盐燃料 质子效率 钍铀增殖 在线处理
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