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1.
根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严重事故进程的缓解能力。本文选取3个严重事故的不同阶段,将冷却剂分别以小流量(10kg/s)、中流量(50kg/s)和大流量(200kg/s)的速率注入堆芯,通过比较氢气产生量、堆芯放射性产生量及堆芯温度等数据来评估在严重事故不同阶段再注水的可行性。结果表明:在堆芯损伤初期,可认为10kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全。而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段,200kg/s的注水流量可认为是基本可行的,而小于此流量的注水应慎重考虑。 相似文献
2.
采用二甲基亚砜(DMSO)作为冻干标准物质的溶剂,以重量法准确配制维生素K_1/DMSO溶液,再进行分装、冷冻干燥,经定性分析、定值分析、均匀性检验、稳定性考察和不确定度评定,研制了维生素K_1冻干标准物质。以维生素K_1纯度标准物质溶液为校准品,对得到的冻干物质进行了高效液相色谱法定值分析,冻干标准物质的准确定值结果为0.96 mg/mL,相对扩展不确定度为7%。建立的维生素K_1冻干标准物质研制方法,对于临床检验中维生素K_1的准确测定和相关疾病的正确诊断治疗以及维生素K_1长期保存具有重要意义。 相似文献
3.
根式沉井是在沉井井壁上预留顶推孔,待沉井下沉到设计标高后通过预留孔在土层中顶推预制的根键,最后通过封壁保证根键和沉井固接形成的一种特殊基础。本文采用FLAC3D对根式沉井进行了数值模拟,研究了根键角度对根式沉井承载性能的影响。研究表明,根键分布在10°到30°之间,根式沉井水平承载能力较大。 相似文献
4.
1997年,美国核管会(NRC)在对被动与改进型先进轻水堆的应急计划进行评估后指出,在现有的技术框架下先进轻水堆的应急计划应当保持不变,但也表明如果考虑到严重事故发生概率更低,事故的延迟时间更长,则有可能简化对先进轻水堆的应急计划要求,减小应急计划区。这意味着,如果在事故选择时不考虑低于某一概率截断值的事故,则有可能对先进轻水堆核电厂应急计划区的划分产生较大的影响。本文以AP1000核电机组为例,参考美国NUREG-0396的方法,使用MACCS程序对选取不同事故概率截断值可能产生的影响进行研究。研究结果表明,只有当概率截断值高于某些相对概率较大、而后果较为严重的事故的发生概率时,才会对先进轻水堆应急计划区的划分产生较大影响。 相似文献
5.
6.
AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究 总被引:2,自引:1,他引:1
应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。 相似文献
7.
8.
9.
从结晶器下口出来的含氟连铸保护渣熔渣与二冷水接触过程中,大量的离子释放到水中导致水质发生改变,呈酸性的二冷水不仅加速了连铸设备的腐蚀,水中大幅增加的F-还会导致水污染。为了研究连铸保护渣熔渣对水质产生影响的机制,通过熔渣水浸实验研究了无氟、低氟和高氟连铸保护渣水浸过程中水质的变化规律。水浸实验结果表明,无氟保护渣熔渣水浸实验过程中水样的pH值在7~10之间;低氟保护渣水样的F-质量浓度为5~7 mg/L,pH值在7~10之间;而高氟保护渣水样的F-质量浓度高达35 mg/L,pH值在4~10之间。保护渣中阳离子通过离子交换溶出导致水样呈碱性,而F-的交换溶出则会导致水样呈酸性,因此,水样的pH值则是由两类离子交换过程共同决定。无氟或低氟保护渣中由于氟的降低而减少了F-的交换溶出,从而抑制了氟造成的水污染及强腐蚀性的酸性二冷水的生成。 相似文献
10.
相互接触的机件在相对运动过程中必然会发生摩擦,摩擦的直接后果就是导致磨损,而良好的润滑一直是解决磨损问题的良方。润滑的方式很多,要实现高效率的润滑,集中润滑技术的表现最为突出,工业界应用也最为广泛。 相似文献