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世界第一条紧凑、连续、高效钢铁生产线近况和前景 总被引:1,自引:0,他引:1
1 概述 南非伊斯科公司萨尔达尼亚钢铁厂是一座将当代最先进的钢铁生产工艺技术组合而成的钢铁厂,也是世界上第一条紧凑、连续、高效的钢铁生产线。由于工厂建设在距开普敦200 km的国家自然保护区内,不允许对环境有污染,它采用COREX熔融还原炼铁、VPS煤气改质、MIDREX直接还原铁、CONARC电炉、ISP薄板坯连铸连轧等先进技术,建成一座环境污染很少、生产效率高、能源利用率高的“全球有竞争性的紧凑型绿色钢厂”。 相似文献
112.
本文介绍了目前国内外研究者们提出的各种射频激励相干阵列波导CO2激光器技术,讨论了射频激励相干阵列波导CO2激光器技术的一个研究方向。 相似文献
113.
114.
一种快速的二维高分辨波达方向估计方法——混合波达方向矩阵法 总被引:10,自引:0,他引:10
本文利用两个具有位移特性的二维传感器子阵列信息构成一种新的矩阵-混合波达方向矩阵。混合波达方向矩阵的特征值和特征矢量分别为信号源方位角与高低角的混合方向元素和方位角与高低角的混合方向矢量。合理选择子阵列构造可以解决兼并信号源分辨问题和降低阵列孔径损失。 相似文献
115.
A new approach is presented for easily testable two-dimensional iterative arrays.It is an improvement of GI-testability (Group Identical testability)and is referred to as GID-testability (Group Identical and Different testability).In a GID-testable two-dimensional array,the primary x and y outputs are organized into groups and every group has more than one output.This is similar to the GI-testable arrays.However,GID-testability not only ensures that identical test responses can be obtained from every output in the same group when an array is fault free,but also ensures that at least one output has different test responses (from the other outputs in a group)when a cell in the array is faulty.Therefore,all faults can be detected under the assumption of a single faulty cell model.It is proved that an arbitrary two-dimensional iterative array is GID-testable if seven x-states and seven y-states are added to the original flow table of the basic cell of the array.GID-testability simplifies the response verification of built-in-self-testing in a way similar to PI-and GI-testability^[6-9].Therefore,it is suitable for BIST design. 相似文献
116.
117.
研究发现快模入射超声跟踪氧化碲器件的布喇格损耗频响对于参数误差十分敏感,因而制作误差可能对器件性能有较大影响。本文系统研究了这种影响及其补偿方法,结果表明,当相邻两换能片之间中心距S有5%的误差和声偏置角丫_0有10%的误差时,通过调整入射角θ_1可作出完全的补偿。 相似文献
118.
119.
采用通用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP/38计算低环径比Tokamak(紧凑环或球形环)聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布,并与常规Tokamak堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明,在中子壁负荷归一化为1MW/m2时,与常规Tokamak相比,在低环径比Tokamak堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Tokamak堆第一壁上的峰值高,而且低于低环径比Tokamak堆整个第一壁上的平均值,而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Tokamak堆第一壁上的核热沉积峰值,但对较高中子壁负荷情况,中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。 相似文献