清华大学材料科学与工程学院白新德教授

    众所周知，核工业是高科技战略产业，是国家安全重要基石。“两弹一艇”的辉煌成就让中国人在世界舞台上挺直了腰杆，赢得了尊重，获得了话语权。进入新时期，核工业又担当起保障能源安全、 改善能源结构、 提供低碳能源、服务民生的重任。但由于核燃料的放射性特征及可能带来的腐蚀、老化、污染等均会对公众、环境及社会经济造成极大的危害和影响，因此，核电站（厂）的腐蚀、安全可靠运行须受到高度重视。为了科普核电站（厂）的安全防护等方面的专业知识，记者特邀请了中国腐蚀与防护学会监事、清华大学材料科学与工程学院白新德教授做相关方面的精彩解读。

    白新德，清华大学材料科学与工程学院教授、博士生导师，中国腐蚀与防护学会监事。长期从事材料腐蚀与防护领域的课程教学与科研工作， 完成了国家科技攻关及自然科学基金多项课题，在核材料腐蚀与防护领域取得过丰硕的成果。

中国核工业砥砺前行 机遇与挑战并存

    当前，能源问题已引起世界各国的高度关注，核能将成为 21 世纪的主要能源之一。我国现已成为世界上第二能源消耗大国，现正在建造的核电站多为第三代压水堆核电站（厂）。

    谈及核工业的发展历程和未来前景，白新德教授表示中国核工业已创建 61 周年，从过去 61 年中依托军民融合深度发展，规模不断扩大，技术不断提升，由以军为主转向了为国民经济服务。《核电中长期发展规划（2011-2020 年）》

    和《能源发展战略行动计划（2014-2020）》均明确提出，到2020 年，我国核电装机容量要达到 5800 万千瓦，在建容量达到 3000 万千瓦以上，表明中国核工业正走在康庄大道之上。

    未来，核工业在国家安全和国民经济建设中将扮演越来越重要的角色。

    白教授回忆道，自 1955 年 1 月 15 日毛泽东主席主持中共中央书记处扩大会议，确定了大力发展原子能事业的方针，同时，水电部在全国电力工业 12 年科技规划中，提出了发展核电的建议，从此核电事业在中国开始起步。中国核工业的发展一共经历了四个发展历程：探索起步阶段、规划发展阶段、改进引进发展阶段、自主研发发展阶段；截至 2016 年 6月底，我国投入商业运行的核电机组共 30 台，总装机容量28599.37MWe（额定装机容量）。各运行核电厂严格控制机组的运行风险，继续保持机组安全、稳定运行。

    2016 年 1 至 6 月，全国累计发电量为 27594.90 亿千瓦时，商运核电机组累计发电量为 953.89 亿千瓦时，约占全国累计发电量的 3.46%。 目前我国有五种第三代核电技术拟投入应用，它们分别是 AP1000 技术（AP1000 是美国西屋公司研发的一种“非能动型压水堆核电技术”）、“华龙一号”、CAP1400 技术、法国核电技术（EPR 即与美国 AP1000 并列的当代先进的三代核电技术）以及俄罗斯核电技术（VVER）。

    2016 年 01 月国务院新闻办公室在记者会上，称中国在建核电机组24台， 数量世界第一， 运营机组30台， 规模世界第四。

    相对于 2011 年福岛事故后的停滞状态，中国各地的核电项目从 2015 年开始再次重启，并迅速推进。

    中国的核电机组以本国开发的技术为基础，并采用了从加拿大、法国、日本、俄罗斯联邦和美国转让的技术。

    华龙一号和 CAP1000 设计代表了新的发展方向。“华龙一号”是在我国 30 余年核电科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上，充分借鉴国际三代核电技术先进理念，采用国际最高安全标准研发设计的三代核电机型。 2014年8月， “华龙一号”通过了由国家能源局、 国家核安全局牵头组织的专家评审。显然，中国正凭借“华龙一号”迈入欧美高端市场，迈入“核电精英俱乐部”的大门，核电成为中国的新名片。

    “华龙一号”示范工程的开工建设对于国家“一带一路”战略和中国核电“走出去”战略的实施，也将起到支撑和助推作用，福清核电 5 号、6 号机组的顺利建设将为中国核电产业拓展海外市场带来巨大的示范效应。

    CAP1400 型压水堆核电机组是在引进、消化、吸收美国AP1000 技术的基础上再创新的产物。根据当初国核与西屋签订的引进 AP1000 技术的合同规定，中国设计出超过 135 万千瓦的机型，才拥有自主知识产权，可以对第三国出口，这也是 CAP1400 肩负的使命。

    2008 年 2 月 15 日，国务院第 209 次常务会议上通过重大专项总体实施方案，并将 CAP1400 的研发和示范工程建设列为重大专项的重点任务。为此，国家还特批了山东威海市荣成石岛湾厂址，用于建设 CAP1400 示范核电站，拟建设 2 台CAP1400 型机组，单机容量 140 万千瓦。

    中国国产核电“走出去”仍需不断完善和创新。

核电站全景图

致力核材料防护研究 杜绝安全隐患

    根据世界核协会统计，截止 2011 年 3 月，全球运行的核电站机组有 443 台运行核电机组，装机容量达 37832.4 万千瓦，在建 63 台，装机容量 6545.4 万千瓦。其中美国作为最大的核电发展国家，拥有 99 台核电机组，发电量占其电力来源的 19.5%，而排名第二的法国拥有 58 台机组，核电占比达到 76.9%，是全球对核电依赖最大的国家。相比之下，尽管中国核电装机容量已达世界第四，但 2015 年核电占国内电力来源比例仅有 3%。

    针对核电安全，核电事故可分为 0 ~ 7 个等级即特大核事故（7 级），重大核事故（6 级），影响范围较大的核事故（5 级），影响范围有限的核事故（4 级），重大核事件（3 级），一般事件 （2级） ， 异常 （1级） ， 无安全意义/分级表一下 （0级） 。

    白教授表示，由于核燃料的放射性特征及可能带来的腐蚀、老化、污染等引起的核事故会对公众和环境及经济造成极大的危害和影响，因此，核电站（厂）的腐蚀、安全可靠的运行须受到高度重视。在材料服役中，随时间推移及辐照、介质与材料的相互作用而引发的材料性能劣化，即老化。材料老化包括对辐照、载荷、介质、温度及其耦合作用引发的材料脆化、腐蚀、质量减少及由此造成的材料脆断、开裂、腐蚀、放射性物质迁移等，它将影响部件、设备和系统的功能，从而影响核电站（厂）的安全、可靠运行，最终造成严重经济损失及不可估量的社会影响。

    例如，2011 年 3 月 11 日发生的日本福岛七级核事故造成堆芯融化、堆顶爆炸放射物大量外泄，大面积的造成了日本的核污染，给日本国人民生命、社会经济及危害造成难以估量的影响，日本 2013 年 7 月前关闭了所有核电站；1986 年 4月 26 日发生在前苏联的切尔诺贝利核电站的 7 级严重核事故，因核电站的第 4 号核反应堆突然失控，引起爆炸，其辐射量远远高于美国投在日本的原子弹造成的核辐射；1979 年 3 月28 日发生的美国三里岛核反应堆因为机械故障和人为的失误导致反应堆堆芯严重损坏。

    在运行工况的强辐照、 高温、 高压 （压水堆） 、 动静态载荷、化学介质等因素共存的苛刻环境下，面对不断提高的发电成本，核电站寿期延长（设计寿命 40 年延长到 60 年，目前美国开始研究核电站寿期 80 年的可行性）、运行换料周期延长（12 个月到 18 个月，24 个月……）要求核燃料组件卸料燃耗不断加深，减少核事故、防止核扩散等这些已成为核电站（厂）安全可靠运行的必要条件之一。因此，优质材料的选用、开发材料防腐新技术已成为目前迫切需要考虑的因素。例如，使用非金属陶瓷材料二氧化铀代替抗腐蚀性能差的铀金属作为核燃料，不断改进研发燃料包壳材料以保证压水堆长期安全运行。另外，反应堆安全壳是防止放射性物质外泄到生态环境中去的重要设备，安全壳使用的材料研究亦是重要的研究课题等。

    由此可见，材料的腐蚀与老化研究对保证核电站（厂）的安全运行与延寿及向可持续发展的社会提供清洁的能源方面十分重要！

多方结合下狠招 降核电燃料组件及关键设备至“零损伤”

    我国目前正在建造的核电站多为第三代压水堆核电站（厂）。由于核燃料的放射性特征及可能带来的腐蚀、老化、污染等，造成的核事故会对公众和环境及经济造成极大的危害和长期影响，作为核材料防护领域的专家，白教授给出了自己的建议和看法。

    压水堆核电站为防止放射性物质外逸设置了三道屏障（有说 4 道屏障即使用二氧化铀替代活泼的金属铀为第一防线）：

    （1）核燃料元件密封包壳；（2）反应堆压力容器和封闭的冷却剂回路 （统称为一回路压力边界） ； （3） 坚固的安全壳（核岛厂房 ）。PWR 设备的主要腐蚀行为综述为下表所示：

    白教授还说明了一点，我国已建成或在建的核电站大多位于海边，均用海水作为循环冷却水，秦山地区已成为国家重要的核电基地，秦山地区海水中泥砂含量较（其它地区为）大，在该地区核电厂由于含砂海水的腐蚀与磨蚀引起的设备部件失效等问题时有发生。因此二、三回路因海水和海洋环境引起的材料、设备的腐蚀及防护也十分重要。

    对于核电工业的腐蚀与防护技术关键应该如何做？白教授谈了很多，记者总结为如下几个方面：

    水冷式堆型核电站的腐蚀与防护

    俗称“核岛”的一回路系统的设备长期在高温、高压及强辐照等十分苛刻的条件下运行，设备材料的腐蚀失效对核电站的长期安全运行（现设计寿期为 60 年）带来极大威胁，腐蚀事故时有发生。因此，核工业的发展对腐蚀防护技术提出了越来越高的要求。

    1、轻水堆

    除了燃料元件包壳材料锆合金腐蚀外，核电材料的腐蚀、辐照、堆芯失水等问题造成燃料元件破损或压水堆管道破裂、容器和安全端破裂、冷凝器泄漏、透平叶轮破裂、高强度零件破裂和蒸汽发生器传热管损坏、沸水堆管道破裂等。其中以压水堆蒸汽发生器传热管的腐蚀损坏以及沸水堆一次冷却系统不锈钢配管的 SCC 问题最为普遍和严重。核电材料的腐蚀损坏类型一般包括应力腐蚀破裂 （SCC）、腐蚀疲劳 （CF）、晶间侵蚀 （IGA）、点蚀、耗蚀、凹陷等，其中以 SCC 为代表的环境促进开裂 （EAC） 和辐照促进应力腐蚀破裂最为突出。涉及的材料包括碳钢和低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基合金等。

    进行寿命预测测的最基本方法是 : 收集大量的试验数据 （ 实验室的、现场的 ），进行统计分析，提出和建立模型，进一步计算和验证。在蒸汽发生器传热管材料 690 合金和 600 合金薄壁材料以及厚壁 600 合金管材料的研究中，除了 ICG-EAC 目前正在进行的有关 600 合金化学成分、热处理等对其在 BWR 和PWR 环境中 SCC 影响的循环试验（RRT）外，在实验室试验中也有一些新的进展和发现。例如，试验结果表明耐蚀性极好的 690 合金在模拟一回路水质中一定条件下也会发生 SCC（ 一回路水侧 SCC，缩写为 PWSCC）；并在 600 和 690 合金裂纹尖端的前面观察到所谓的预损伤带引起了人们的兴趣，因为这一现象的深入研究，将有助于阐明镍基合金并对寿命预测作出重要贡献。

    2、重水堆

    在实际运行的加拿大 CANDU 型核电站中，重水给水管道的腐蚀引起了特别的重视。例如加拿大勒普罗角 CANDU 型核电站的反应堆重水给水管道由于腐蚀严重减薄，这种意想不到的腐蚀直接影响了核电站的使用寿命。加拿大对此十分重视，正进一步调研并准备采取必要的防护措施，主要是改进材料。

    原使用的材料牌号为 ASME SA106Grade B，这类碳钢制造的给水管进口侧为 260C',11.14MPa，不含蒸汽；水管出口侧约310'C.10^-21MPa，含约 400 蒸汽量，流速在 S.5 一 11.5m/s。

    在这样的使用条件下，碳钢发生了全面腐蚀，不能达到预期的效果。因此，打算在 A106B 中加入 0.20%-0.40%Cr，以提高材料抗腐蚀能力。

    特殊类型核反应堆的腐蚀与防护

    1、快中子增殖反应堆

    很显然，钠冷快堆中最为重要的问题之一是液态金属钠与所接触到的设备、部件、管道、阀门及仪表等不同材料的相互作用问题，包括材料在液态金属钠中的腐蚀问题。固体金属与液态金属钠的作用主要是物理溶解作用，这可以导致在高温区合金中的某些元素大量溶解在低温区析出沉积即所谓的质量迁移现象它可使高温区管壁减薄在低温区管道沉积物堵塞。但也可以是直接的化学侵蚀作用及与液态金属钠中的杂质和氧发生的化学反应。大多数金属材料在与液态金属钠相接触时，或多或少都会发生侵蚀作用。因此，快堆中金属材料制成的设备、管道、元件包壳等部件与液态金属钠的相容性问题是决定设备寿命的主要因素之一。在钠冷快堆中选用的主要合金材料为 304 型、316 型奥氏体不锈钢及 21/4Cr-1Mo 钢，这些钢铁在不同强度条件下在液态金属钠中的腐蚀问题是重要的研究课题。快堆燃料包壳材料是决定整个快堆经济上是否可行的关键材料，因对热中子吸收截面要求不高，故可使用力学性能较好的不锈钢（热堆则必须使用中子吸收截面较小的锆合金）。解决包壳材料不锈钢的辐照损伤（包括辐照肿胀和辐照腐蚀等）也是面临的重要课题之一。

    2、高温气冷堆

    高温气冷堆的特点是高温即冷却剂的出口温度已达到950℃，燃料温度在正常运行工况下高达 1200℃左右，事故工况下近 1600℃。这种高温特点使高温气冷堆发电效率高和具有更广泛的用途，但增加了反应堆内材料的难度，要求压力壳内材料必须是耐高温材料。因此，高温气冷堆选用石墨作为反射层材料、燃料元件的结构材料和慢化材料。燃料元件是全陶瓷型的，用热解炭和碳化硅涂层束缚核燃料和阻挡放射性裂变产物的释放。反应堆内耐高温材料是高温气冷堆核材料的特点。

    高温堆的冷却剂为氦气。纯净的氦气与堆用金属结构材料一般不会发生化学反应，辐照的影响也不大。但是当氦气内含有不纯物质例如 H 2 、CO 2 、O 2 、H 2 O、N 2 、CH 4 等气体杂质时，就会发生腐蚀作用。材料组员中核蜕变而生成的氦也可以引起脆化这种退化是高温退火所不能消除的。金属对氦的过量吸收会降低金属的延性出现氦脆现象。金属材料以及石墨等在不纯高温氦气中的腐蚀与氧化行为是高温气冷堆腐蚀与防护研究不可忽视。

    放射性核废物贮存中的腐蚀与防护

    核燃料从采矿 - 提纯 - 燃料元件制备加工 - 反应堆内辐照形成乏燃料（从反应堆中卸出的受过中子辐照且不能再回到反应堆中再使用的核燃料）及由强辐照引起的结构材料产生极强的感生放射性。因此上述核燃料循环过程中产生大量的具有放射性的液、气、固体核废料。在处理过程中用到多种腐蚀液体。贮存期间，一些短寿命的放射性同位素会逐渐蜕变掉，而长寿命的同位素则需要很长时间，有的长达几百年甚至千年，一座 100 万千瓦电功率的轻水堆核电厂，每年产生约 25-30 吨乏燃料，有 100-500m 3 中等放射性固体废物。

    其中裂变产物 241Am（半衰期为 485 年）的衰变产物 237Np半衰期为 220 万年，因此研究贮存放射性废料的耐蚀材料的容器以及其它的防护方法是一项十分重要的任务，而且随着我国运行的核电站的增加放射性核废物贮存技术的创新及储存中的腐蚀与防护愈发的突出。

    老化管理体系

    核电厂的老化已成为世界核能面临的巨大挑战。为此，合理地选择那些对电厂核安全、机组可靠性或经济性有较大影响的重要设备优先进行老化管理是十分必要的。作为一个系统性的工作，一般包括以下四个方面：

    （1）由核安全监管部门在老化研究、电厂运行经验基础上，负责形成并实施的一套管理法规和导则，或推荐采用的规范和标准，此为老化管理的监管体系。

    （2）由研究机构根据老化管理的需求，通过实施研究工作和直接参与核电厂老化管理活动，获得的对老化相关问题的认知，此为老化管理工作的基础。

    （3）由核电厂根据老化管理的规范、要求和老化研究成果，制定、实施并持续改进的一套老化管理规定和工作程序，此为老化管理的直接实施。

    （4）由核电厂和研究机构合作，集成大量基础数据、运行经验和研发成果，形成的老化管理数据库，为老化管理法规和规范的建设、研究机构制定老化管理研究计划和核电厂实施老化管理提供全面、 细致的技术依据， 并最终形成跨集团、跨部门的核电厂老化管理数据共享和经验反馈体系。

    应对两大障碍

    公众排斥核电的潮流和核能产生长寿命高放射性废物污染，如处理不当会贻害后代的问题突出地成为当代核电发展的两大障碍。如何扫清障碍呢？

    （1）让公众了解核电厂事故的真相。

    （2）认真做好核电厂安全改进措施，防患于未然。

    （3）为提高核电站的安全性和经济性，不断研究和开发“先进核反应堆型”。

    （4）长寿命高放废物的处置问题。目前核科学家们提出了用中子嬗变方法使这些长寿命放射性核素成为短寿命核素或稳定同位素，这样的废物处置方法就安全和经济得多但目前尚无成熟的处理技术。

开拓创新 为核工业前进保驾护航

    核电站安全与技术创新是核电站发展的重要推力。目前核燃料包壳材料已从锆合金到低锡锆 4 合金，到多种锆铌合金的出现等。 反应堆型从第2代到2代+， 到第3代， 第4代……从裂变堆（可裂变重元素裂变释放能量）到聚变堆（轻元素聚变释放能量）等。近年来由于防止核扩散又要求裂变结果产生的钚（可提纯后成为核武器原料）再次利用出现了 MOX燃料。

    核工业技术创新，白教授给出了三个方面：核反应堆——核电技术创新、压水堆核燃料及材料腐蚀——安全与创新、核电安全——经济性与核反应堆——核电技术创新。

    在核反应堆——核电技术创新方面，白教授表示，目前已到了增强安全性和经济性要求使用技术更先进的先进轻水堆的第三代。有待开发的第四代核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少等。

    在核电安全——经济性与核反应堆——核电技术创新方面，白教授表示，核电站的发展要求不断提高其经济性，核电站的设计寿期已由 40 年提高到 60 年，要求核燃料破损争取达到“零破损”，进一步提高反应堆的安全性。

    白教授重点介绍了水堆核燃料材料腐蚀 -- 安全与创新，目前广泛采用的是二氧化铀作为压水堆、沸水堆的燃料。相应的包壳材料主要为锆合金。二氧化铀是核电站中用得最广的核燃料。这是因为它的熔点高（2865℃）。辐照稳定性和耐蚀性远高于金属燃料，并能达到较高的燃耗。作为陶瓷材料的二氧化铀与水有良好的化学稳定性，与锆合金和不锈钢包壳均有良好的相容性。创新措施具体从以下几个方面来讲：

    1、改进锆合金在核反应堆中应用

    目前工程上应用的和发展的新型锆合金仍然是 Zr-Sn 系、Zr-Nb 系和 Zr-Sn-Nb 系合金。锆合金作为核动力堆的燃料包壳和结构材料，已有长期的运行经验，除了常规锆合金Zr-2、Zr-4、低锡 Zr-4 合金之外，改进 Zr-4 和一些新开发的锆合金如 M5 、ZIRLO 和 E635 等被用作高燃耗燃料组件的包壳材料和结构部件，已陆续进入商用。

    2、研发新型高性能锆合金

    随着燃料燃耗的不断加深，对结构材料，特别是燃料元件包壳材料用锆合金提出了越来越高的要求。尤其是包壳管水侧腐蚀更加苛刻。

    在一些较低燃耗（30 ~ 35GWd/tU）下，常规 Zr-2 和 Zr-4合金性能完全能满足要求，当燃耗提高到 45GWd/tU 以上时，常规 Zr-2 和 Zr-4 合金就不能满足要求，这就被改进型 Zr-4合金所替代。

    反应堆燃耗进一步提高到 55GWd/tU 以上时，就需研制和发展新的高性能锆合金来满足要求，美国、法国、俄罗斯和中国等都在这方面作了深入的研究工作。几种新锆合金的成份如下表（质量分数 %）：

    3、高性能燃料元件的创新动向

    随着能源需求的增加和科学技术的进步，为适应核电迅速发展在经济性、安全性方面不断提出的更高要求，加深燃料元件燃耗而不破损的研究一直是各国、各原子能工业公司关注的重点之一。

    通过多年轻水堆燃料组件加深燃耗的研究，发现的主要问题和采取的主要对策示于下图。

燃料组件加深燃耗的问题和对策简图

    核电厂的发展，对构成反应堆堆芯的燃料元件的延寿、安全可靠性和经济性的要求也越来越高，它促进了燃料元件的不断发展、创新。

    为推进我国高性能燃料组件的发展， 主要研究应领域：

    燃料棒性能试验研究；UO 2 及其含钆芯块先进制造工艺研究及堆内性能研究；新锆合金包壳材料研究；现役核电厂燃料棒破损在线探测技术研究；燃料组件单项结构设计改进研究；高性能燃料元件设计及试验等。

    至于适应第四代核电站的反应堆（目前国际上提出 6种候选堆型即超临界水堆、 气冷快堆、 铅冷快堆、 纳冷快堆、熔盐堆、超高温气冷堆）就需更加创新材料改进设计以满足设计要求，以超临界水堆为例，超临界水冷堆材料研究领域主要为：高燃耗和应用 G4 的耐蚀先进 Zr 基合金（核燃料包壳和堆内构件材料） ；SCWR 候选材料开发评价（力学尺寸稳定性耐蚀）；铁素体和铁素体 / 马氏体钢，奥氏体钢，研发 ODS（氧化物弥散强化），非晶态合金，晶界工程合金；达到高燃耗时锆合金耐腐蚀性能；现有燃料包壳中设置陶瓷纤维的包壳层；适合高燃耗的燃料基体开发；锆包壳防腐蚀用陶瓷涂层的相关研究。在包覆燃料颗粒中 SiC 起压力壳作用，可耐 1600℃高温。目前主要用于 HTGR, 今后可能用于 SCWR。材料的耐腐蚀性能及延寿是 SCWR 及其他第四代反应堆能否可行的重要制约因素之一。

落实理念 为建设核工业强国而奋斗

    谈及中国核工业的未来，白教授表示，我国目前还只是核工业大国，并非核工业强国，我国核电发展战略的核心是加快铀矿资源战略性开发、推进核电创新体系建设、完善人才培养体系。

    当聚变堆研发成功之后，核能是取之不尽、用之不竭的资源。目前核能技术可以满足人类发展的需要。若能在改进并强化了核电厂（站）的安全措施、降低投资费用、缩短建厂周期、延长运营寿期、提高运行效率等，从而提高了核电厂（站）的经济性，已运行核电厂（站）和新建核电厂（站）均达到安全、延寿的最终效果。这些是业界与我国政府核安全部门的重要任务，也是目前国内外核电的发展方向。这些将大大提高我国核工业在国际上的竞争力。

    后记：

    安全运行是核工业之本，自主创新是核工业之魂。随着“一带一路”的起航，我国核工业正向外开疆辟土，唯有加强研发及工程设备制造、安装、核电站运行能力和前仆后继地不断培养出具有一批批素质优秀的科研、设计、制造、运行和勇于创新又踏实不计名利的高素质队伍才能屹立于世界的舞台。雄图霸业，强者先行，唯执着，方成功！我国原子能事业的春天已经到来！为实现核工业强国的伟大目标而奋斗吧！

    人物简介

    白新德，清华大学材料科学与工程学院教授，博士生导师，享受国务院特殊津贴。中国腐蚀与防护学会监事。1965年毕业于清华大学，后留校任教。长期从事材料腐蚀与防护等课程的教学，科研工作。完成国家科技攻关及自然科学基金多项课题。主要著作：组织编写《核材料科学与工程》全书12分册并主编《核材料化学》分册、《材料腐蚀与控制》、《核电材料老化与延寿》等，发表SCI，EI期刊收录学术论文百余篇等。