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1.
核电气动阀门用三元乙丙橡胶(EPDM)和丁腈橡胶(NBR)隔膜材料分别在100℃和150℃下进行不同时间的热老化试验,采用万能试验机、邵氏硬度计、拉伸疲劳试验机、扫描电子显微镜、傅里叶红外光谱仪对材料拉伸性能、硬度、疲劳性能、微观形貌等进行测试与表征,结果表明:EPDM材料随着老化时间的增加断裂伸长率和断裂强度呈下降趋势,硬度呈缓慢上升趋势。NBR材料在100℃老化下断裂伸长率缓慢下降,断裂强度缓慢增加,硬度缓慢增加;在150℃老化下断裂伸长率和断裂强度急剧下降,硬度呈直线上升趋势。在相同老化时间下,老化温度越高,EPDM和NBR材料的断裂伸长率和断裂强度越小,硬度越大。EPDM和NBR材料的耐疲劳性能随着老化时间和老化温度的增加,均有一定程度的下降,其中NBR材料耐疲劳性能下降较大;红外光谱分析结果表明,随着老化时间的增加,EPDM材料羟基和羰基吸收峰的强度增大,NBR材料吸收峰强度逐渐减小。SEM微观形貌分析显示,EPDM和NBR样品在老化前表面比较平整,随着老化时间增加,样品表面出现较多的堆积物质,老化温度越高,样品表面越粗糙。 相似文献
2.
从堆焊层的金相检验与组织分析、热处理工艺试验、堆焊层渗透检验(penetration test,PT)缺陷分析与控制三个方面开展核级复合钢管道预堆边堆焊工艺的优化及试验研究。首先,分别对预堆边隔离层、过渡层及保护层进行了宏微观缺陷与金相组织检查,重点掌握了复合钢各堆焊层的焊接性,并总结出了堆焊工艺的控制要点;然后,通过开展热处理工艺试验,使低合金钢母材侧过渡层热影响区(HAZ)获得了预期的回火索氏体组织,且过渡层各区的硬度值均理想。最后,针对加工后过渡层出现的PT缺陷开展分析与控制研究,确定了PT缺陷为高温失塑裂纹,并制定了控制裂纹缺陷的工艺措施,有效降低了高温失塑裂纹的产生。 相似文献
3.
压水堆核电站中,一回路水位测量主要用于监测堆芯淹没情况的压力容器水位测量和用于监测稳压器的汽水双相状态稳压器水位测量,两种水位测量都广泛采用了差压式仪表。针对实际运行中出现的偏差以及不容易采用传统方法校验的问题,本文对测量原理和交叉验证的方法进行了分析,提出了更加方便可行的方法,从而更好地保证了核电站的安全、稳定运行。 相似文献
4.
5.
6.
针对田湾核电站机组功率运行期间堆外核测系统因故障而出现核功率突变的现象,通过对故障现象、信号处理原理、设备功能等的分析,总结归纳了较优的故障处理方法,便于维护人员能快速、有效地处理故障,降低故障处理对机组带来的停堆风险,保障机组安全稳定运行. 相似文献
7.
8.
二次滤网安装在凝汽器循环冷却水进口管线上,是过滤海水中杂物、保证胶球清洗系统正常投运和凝汽器稳定运行不可缺少的装置。在二次滤网结构及工作原理的基础上,对#1、#2机组二次滤网近几年发生的影响二次滤网正常运行的重大缺陷进行了介绍,综合设备运行原理和运行工况,对缺陷原因进行了分析,并制定了消除缺陷的纠正措施。 相似文献
9.
针对田湾核电站反应堆预保护系统定期试验期间预保护信号误触发事件,为降低试验期间预保护信号的误触发风险,提出了通过调整系统测试的方式,对WWER型核电机组反应堆预保护系统的原有设计缺陷进行了优化.该优化方案简单、易于实施,且不改变系统原有保护功能. 相似文献
10.
以聚烯烃为低温陶瓷的基材,石英粉为瓷化剂,低温玻璃粉为助熔剂,纳米氧化铝为增强剂,制备了陶瓷化聚烯烃材料。重点考察了低温玻璃粉和纳米氧化铝添加量对陶瓷化聚烯烃材料力学性能、体积电阻率的影响,并对烧结后样品的膨胀率、弯曲强度、微观形貌等进行了测试和表征。结果表明:随着低温玻璃粉添加量的增加,陶瓷化聚烯烃的力学性能先增大后减小,体积电阻率逐渐增大;随着纳米氧化铝添加量的增加,陶瓷化聚烯烃的力学性能逐渐提高,体积电阻率逐渐减小。烧结后,陶瓷体的膨胀率随着低温玻璃粉添加量的增加先增大后减小,随着纳米氧化铝添加量的增加逐渐减小;陶瓷体的弯曲强度随着低温玻璃粉添加量的增加逐渐增大,随着纳米氧化铝添加量的增加先增大后减小。 相似文献