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11.
12.
针对核聚变反应堆试验包层模块(TBM)中使用的CLF-1低活化铁素体/马氏体钢进行焊接试验,采用15 kW光纤激光,实现了17.5 mm厚CLF-1钢的穿透焊接,得到了正反表面成形良好、无明显缺陷的焊接接头,并对接头显微组织及力学性能进行了分析研究. 结果表明,焊缝区主要为粗大的板条马氏体;熔合线附近热影响区为细小的板条马氏体和少量贝氏体;不完全淬火区为经焊接热循环作用下二次回火的回火索氏体及马氏体双相组织;接头室温及550 ℃高温抗拉强度较高,均断裂于母材;焊缝显微硬度高于母材,且热影响区无明显软化;接头冲击韧性良好. 接头综合力学性能良好. 相似文献
13.
14.
基于ANSYS的ITER重力支撑系统的热应力分析 总被引:2,自引:1,他引:1
针对国际热核实验反应堆(ITER)重力支撑系统具有周期对称性的特点,提出了ITER重力支撑系统的有限元模型的建模方法.应用ANSYS软件,采用精度较高且计算规模又可接受的单元网格划分方法,得到了网格划分图,建立了ITER重力支撑系统环向20°三维有限元模型,并对该模型进行了稳态热分析、热-结构耦合分析.获得了ITER重力支撑系统各零件的热应力分布及最大热应力,并分析了这些零件的强度.热应力分析的结果为ITER重力支撑系统的设计或改进提供了可靠的理论依据. 相似文献
15.
中性束注入器抑制极电源技术研究 总被引:1,自引:0,他引:1
中性束注入(NBI)器抑制极电源是中性束电源系统的组成部分,输出电压能根据实验情况在1~5kV内可调且脉冲式输出,脉冲波形的前后沿时间不大于20μs。采用串联谐振变换技术和移相脉宽调制技术设计高压直流平台,然后使用真空四极管进行调制,满足波形上的参数需要。对有关主电路和控制方法进行了分析说明。初步实验证明该设计调整性能好,抗过载与短路能力增强,能在脉冲负载状态下运行,具有较好的NBI实验应用前景。 相似文献
16.
介绍了中国环流器二号A(简称HL-2A)装置上关键聚变工程技术取得的新进展及在磁约束聚变科学若干关键课题研究取得的重要实验成果,特别是在HL-2A装置上成功实现了偏滤器位形下具有边缘局域模的高约束模式运行,是我国磁约束聚变实验研究史上具有里程碑意义的重大进展,使我国的磁约束聚变科学和等离子体物理实验研究进入了一个崭新的阶段。 相似文献
17.
18.
通过高能球磨方法制备了系列W-TaC混合粉末,采用放电等离子体烧结(SPS)制备出弥散强化W-TaC样品,并对W-TaC样品的密度、硬度和微观组织进行了分析。利用60 k W电子束材料测试平台(EMS-60)对烧结W-TaC的耐瞬态热冲击性能进行测试,分别模拟了等离子体破裂和边缘局域模2种热负荷。实验后通过扫描电镜观察了样品加载区域的裂纹及熔化情况,通过透射电镜观察分析了材料的微结构特征。结果表明:W-TaC样品在热负荷作用下可以经受功率密度为740 MW/m~2、5 ms的热冲击而不产生裂纹,但在功率密度为550 MW/m~2、100次1 ms的热疲劳下会产生疲劳微裂纹。SEM和TEM分析表明,TaC颗粒在钨晶粒内和晶粒间都有存在,而且TaC会与W形成共格相界和半共格晶界从而增强钨合金的强度。 相似文献
19.
采用低温等离子体复合技术在不锈钢基体上制备了氧化铝阻氚涂层,先后经过磁控溅射镀铝,热处理及氧离子注入。利用XRD、SEM、EDS、AES对涂层进行了相结构、表面形貌、成分、元素分布等分析,并进行了划痕实验、抗热震性能及阻氚性能测试,结果表明:磁控溅射获得了高质量的铝涂层,热处理后形成了FeAl合金过渡层。在离子注入中,当注入剂量不变电压增加时,离子注入深度增加而氧元素分布梯度减少;当注入剂量达到8×1017 ions/cm2以上时,氧元素分布变得均匀。所获得的氧化铝涂层具有较好膜基结合力、抗热震性能及阻氚性能。经过叠加电压注入且剂量达到8×1017 ions/cm2的膜层具有最好的阻氚性能,在600oC能使不锈钢的氚渗透率降低3个数量级。 相似文献
20.
利用热等静压扩散焊接技术制备了国际热核聚变试验反应堆(ITER)偏滤器部件的W/CuCrZr焊接模块,并通过电子束试验装置考察模块的耐热负荷性能。为了进一步的考察模块的耐高热负荷性能,利用ANSYS软件模拟计算了稳态和热筛选条件下模块高热负荷(HHF)试验的温度场。结果表明,HHF试验时,试块的最大温度出现在W表面,且W表面的最高温度随着钨块的厚度和吸收功率密度的增大而升高。三种中间层试块,当W块厚度低于8 mm和吸收功率密度低于8 MW/m2时,CuCrZr合金和W材料的最高温度都满足偏滤器PFC设计许用温度的要求。 相似文献