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1.
3.
常用的最佳估算加不确定性(BEPU)方法是对电厂和程序模型的不确定性来源(输入不确定性)进行量化,并通过不确定性传递得到与安全相关参数(如包壳峰值温度PCT)的双95%不确定度带。然而最佳估算(BE)程序内部的一些物理模型参数作为重要的不确定性来源,在实验中往往不能被直接测量,其不确定性的量化目前主要依赖于专家判断,缺乏客观性。本文基于期望最大化(EM)算法,利用分项实验中可直接测量的响应参数,通过反问题求解推导程序内部模型参数的不确定性概率密度分布,并以再淹没现象为例进行方法应用,得到了程序内部沸腾传热、相间摩擦等模型的不确定度。 相似文献
4.
5.
核反应堆蒸汽发生器的传热面由螺旋管束组成。螺旋管的三维螺旋结构使得泡状流和塞状流等气液两相流中的气泡在重力、离心力和浮力等作用下在管道内部呈现不对称的相分布状态,两相滑移速度增大,显著影响换热性能并导致DNB型传热恶化难以预测。实验介质为空气-水,结合自主开发的电导式丝网探针技术并发展先进的数据后处理算法,实现了复杂流场的三维时空重构和离散气泡粒径的精细测量,获得了螺旋管内泡状流和塞状流的截面空泡分布规律。基于研究结果,可根据气泡分布规律对螺旋管道的几何结构进行调整以避免传热恶化,为螺旋管式蒸发器的安全设计提供了基础数据和优化思路。 相似文献
6.
通过堆外探测器空间响应函数与反应堆功率分布的内积可得到探测器电流。因此,获得堆外探测器的空间响应函数对堆外探测器电流信号的刻度和修正具有重要意义。本文利用二维输运计算程序DORT和基于ENDF/B-Ⅶ.1制作的多群数据库MATXS-47,采用求解共轭中子输运方程的方法对压水堆核电厂Indian Point 2的堆外探测器径向空间响应函数进行了计算,计算结果与文献值吻合,表明本文所采用的响应函数计算方法是正确的。 相似文献
7.
8.
《核动力工程》2015,(4):149-153
以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。 相似文献
9.
为了深入认识燃料棒束格架条带流致振动特性,本文采用各种不同尺寸的平直条带进行流致振动实验研究,并获得了条带的流致振动特性。在实验研究范围内,条带的振动响应分为湍流激振与涡激振动2部分。湍流激振响应以条带的一阶模态为主,且条带湍流激振响应随流速的增加而增大。对于涡激振动,实验测得的St数范围在0.2~0.25之间;通过对实验数据进行分析,观察到了锁频现象。对于同一条带,低阶模态锁频范围比高阶的大;对不同厚度条带,随着厚度的增加,同阶模态锁频范围逐渐变小;对不同长度条带,长条带的同阶模态锁频范围比短条带的大。 相似文献
10.
针对抗振条-传热管大间隙的4跨传热管直管束开展了流致振动试验研究。传热管束转角正三角形排列,3处抗振条将直管束分为4跨,中间其中1跨的局部区域受到横向流体的冲刷。试验测试获得了管间流速在3.3~14.7 m/s区间内传热管振动位移和振动频率响应特性。结果表明,随着管间流速逐渐增大,传热管在来流方向和升力方向的振动频率依次增大,传热管的振动模态从抗振条1处有效支撑、2处未有效支撑的状态,转换为3处抗振条均有效支撑的状态。试验观测到传热管流弹失稳,其临界流速为14.5 m/s,与5种经验关系式预测结果的对比表明,Chen关系式能较好地预测流弹失稳的发生,预测结果较保守,与试验值间的相对偏差为21.4%。 相似文献