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1.
2.
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
3.
基于直流电压降方法(direct current potential drop,DCPD)测量得到了304L不锈钢在325℃空气和含氧超纯水中的疲劳裂纹扩展速率;采用FORD-ANDRESEN模型、Bechtel Bettis模型和PSI模型进行结果分析比较;用扫描电镜观察了断口形貌。结果表明:低频低载荷下,腐蚀对疲劳的加速作用高达1 000倍,高频高载荷下则只有1.5倍;FORD-ANDRESEN模型对于解释腐蚀疲劳机理和预测腐蚀疲劳裂纹扩展速率更加合理与准确,Bechtel Bettis模型和PSI模型可以对试验结果进行比较,但无法给出各种因素对裂纹扩展的影响;疲劳断口形貌观察到明显的疲劳辉纹,疲劳破坏形式为穿晶断裂。 相似文献
4.
5.
研究MA956在550/600/650℃超临界水(SCW)中的腐蚀特性,采用扫描电镜(SEM)、X射线能谱仪(EDS)和X射线衍射仪(XRD)分析氧化膜的表面形貌、组织结构和元素分布。由MA956的腐蚀增重曲线可知,其在SCW中腐蚀1000 h后其重量基本不变,具有优良的抗腐蚀性能。MA956在SCW中形成的氧化膜分层不明显,为单层结构,氧化膜中富Al、贫Fe。当温度大于或等于600℃时,腐蚀1000 h试样表面分布着大量的Al2O3白色颗粒物,在650℃时白色颗粒物的平均尺寸达8μm。经预氧化的MA956抗腐蚀性能进一步提高,1000 h后在其表面依然光滑平整,并未出现点蚀坑。 相似文献
6.
采用慢应变速率拉伸(SSRT)试验研究了奥氏体不锈钢316Ti在550℃/25 MPa、600℃/25 MPa和650℃/25MPa超临界水(SCW)中的应力腐蚀开裂(SCC)敏感性,及其在超临界650℃/25 MPa、次临界290℃/15.2MPa水环境中的均匀腐蚀性能;同时研究了其在空气中不同温度条件下的机械强度。结果表明,随着温度的升高,316Ti的机械强度和延伸率逐渐下降;试验后断面SEM表明,316Ti在550℃和600℃时具有应力腐蚀开裂的倾向,在650℃时没有应力腐蚀开裂倾向,但在三种温度下试样标距段均未发现裂纹。参照其在空气中不同温度下的机械强度数据,可知其屈服强度和抗拉强度基本上随温度的升高而降低。316Ti在超临界水环境中的腐蚀试验表明,其腐蚀呈现出增重特征,并且满足幂函数生长规律;而其在次临界条件下的腐蚀却呈现出减重的特征。 相似文献
7.
8.
通过模拟压水堆一回路水环境,对304奥氏体不锈钢在320℃含Zn分别为60和120μg/kg两种高温溶液中进行了600 h的腐蚀实验,对腐蚀后的试样表面进行了X射线光电子能谱分析(XPS)分析。结果表明,试样在含锌溶液中形成了主要化学成分为Zn(Cr,Fe)2O4的致密氧化膜;提高溶液中Zn的浓度,试样的腐蚀速率降低,氧化膜中Fe含量增多。 相似文献
9.
研究14Cr-ODS、16Cr-ODS与310奥氏体钢在600℃/25 MPa的超临界水中的应力腐蚀开裂行为。通过慢应变速率拉伸实验得到应力-应变曲线,以及不锈钢的抗拉强度和伸长率。应力-应变曲线显示14Cr-ODS与16Cr-ODS都出现颈缩,而310奥氏体钢没有颈缩,达到极限强度后直接断裂,表现为脆性断裂特征。用扫描电镜对断口形貌进行观察,结果表明:16Cr-ODS的伸长率达到20%,断口成杯锥状,存在明显颈缩,但没有应力腐蚀开裂敏感性;14Cr-ODS断面上有韧窝出现,没有明显的应力腐蚀开裂敏感性;310奥氏体钢断裂方式几乎全为沿晶脆断,具有应力腐蚀开裂敏感性。 相似文献
10.