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51.
聚变堆液态金属锂铅实验回路温度测量与控制方法探索 总被引:2,自引:0,他引:2
液态金属锂铅实验回路是研究聚变堆液态金属包层技术独一无二的实验平台.为了探索锂铅回路高温锂铅温度测量与控制方法,对316L不锈钢管道进行加热,并设计了其温度控制系统,以测试K型铠装热电偶不同工作端形式的测温效果.发现同一截面处露端式热电偶温度测量比接壳式(或绝缘式)更接近于实验设定温度,其温度曲度波动小.因此采用露端式热电偶测温方法及加热温控和数据采集系统应用于中国第一个热对流锂铅实验回路DRAGON-I,其温度测量和控制系统完全满足锂铅回路的要求. 相似文献
52.
53.
核材料数据库可高效存储核材料数据,并有效发掘数据中的信息,其建设可推动核材料的研究与发展。在各国积极发展核材料数据库的背景下,为推动中国核材料领域数据库的发展,FDS团队正在发展核反应堆材料数据库NRMD(Nuclear Reactor Materials Database)。该系统包含查询、结果处理、信息管理和帮助四个模块,首次在设计上整合了裂变材料和聚变堆候选材料各类数据信息,可满足用户的性能查询、选材、可视化分析等多种应用需求。目前,核反应堆材料数据库已初步整合了我国现有的和部分国际上的核材料数据,保证了核材料数据信息的高效存储及有效利用,其有效应用和不断发展将有助于推动核材料的研发和核能系统的工程设计。 相似文献
54.
纳滤膜在染料工业脱盐浓缩中的应用 总被引:6,自引:1,他引:5
对CA50(醋酸纤维素)纳滤膜的盐截留率和染料截留率进行了考察,并将CA50纳滤膜应用于染料工业脱盐浓缩,考察了膜污染现象,对综合效益进行了分析。结果表明,CA50纳滤膜的盐截留率较低,对染料则有很高的截留率:将CA50纳滤膜应用于黄染料工业生产中,使主体染料的纯度提高20%,对黑染料膜分离过程进行优化,当盐浓度保持在5%时能获得最佳的脱盐效果;膜分离蓝色染料一段时间后,会造成膜污染,引起膜污染的物质主要是油污、无机物、有机物和染料分子,通过适当的预处理和清洗可以保持膜通量和防止膜污染:采用膜分离工艺使染料工业在经济、环境和社会效益得到提高. 相似文献
55.
56.
聚变驱动次临界堆概念设计研究 总被引:43,自引:27,他引:16
吴宜灿 柯严 郑善良 汪卫华 储德林 黄群英 刘晓平 许德政 王红艳 黄德所 朱晓翔 高纯静 李静惊 陈义学 吴斌 汪太平 柏云清 章毛连 刘松林 罗月童 刘萍 李春京 李强 童莉莉 翁晓毅 吴磊 王祥科 FDS课题组 《核科学与工程》2004,24(1):72-80
在深入分析相关领域研究发展状况的基础上,提出一个可实现核废料嬗变、可裂变重金属核燃料和氚核燃料增殖、产能等多种功能的次临界反应堆概念。概念有托卡马克实验装置参数适量外推的等离子体物理和技术水平的聚变堆芯、高压He气/液态LiPb双冷却系统嬗变包层。介绍了系统基本概况和参考结构形式,阐述了系统聚变等离子体物理学、包层中子物理学和包层热工水力学设计的基本原则和主要工程约束限制条件,指出系统相关的安全和潜在环境影响问题,给出典型的参考设计参数。 相似文献
57.
锂铅实验回路是研究聚变堆液态金属锂铅包层关键科学技术问题的必备装置,其锂铅温度场和速度场分布对分析相关实验结果是必需的。DRAGON-I是中国第一座热对流锂铅实验回路,采用FLU-ENT软件对该回路中液态锂铅的温度场和速度场进行了二维和三维模拟分析。结果表明:回路内锂铅温度场分布符合回路设计时的温度变化要求,并在回路管径截面上变化很小;锂铅速度除了在回路上端两个直拐角处波动较大外,其余管道直段波动非常小,平均速度约0.14 m/s。 相似文献
58.
CLAM钢基体上大气等离子体喷涂制备氧化铝涂层工艺研究 总被引:3,自引:0,他引:3
液态金属锂铅包层是目前国际上聚变堆包层设计研究的主流方案之一,但其仍面临高氚渗透率、液态锂铅对包层结构材料的腐蚀以及锂铅流动引起的磁流体动力学MHD效应等问题,而包层结构材料表面加覆涂层是解决上述问题的关键技术之一。本实验尝试利用大气等离子体喷涂(APS)工艺在中国低活化马氏体CLAM钢上制备多功能氧化铝涂层,试验结果表明:涂层与基底具有较好的结合强度,平均值为31.7 MPa;涂层电阻率为5.26×109~1.54×1010Ω.m;并呈现较高的显微硬度和致密度。本工作可为未来聚变堆液态锂铅包层涂层制备提供理论依据和技术储备。 相似文献
59.
聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层活化分析和废料处理 总被引:1,自引:1,他引:0
使用中子学程序系统VisualBUS以及相应的数据库HENDL1.0/MG对聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层中各部件活化特性进行了计算和分析,包括包层各部件在停堆后不同时间处的衰变余热、活性、剂量率和潜在生物危害,并在此基础上参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料处理标准评估了受到中子辐照后的包层各区材料在退役后的核废料处理工作,包括核废料应该或者可能采用何种方式进行处理及其被完全清除干净的可能性。 相似文献
60.
利用高通量工程试验堆HFETR开展了CLAM钢430℃下2.98dpa的中子辐照实验,通过辐照前后拉伸和冲击性能测试与对比分析,研究了CLAM钢的中子辐照硬化和脆化效应。结果显示,CLAM钢辐照后室温测试的抗拉强度和屈服强度分别为710 MPa和615 MPa,较辐照前分别下降16 MPa和-0.5MPa,总延伸率减小1%,断面收缩率下降4%,保持良好的强度、塑性和韧性。冲击测试表明,CLAM钢辐照前后韧脆转变温度基本相同,上平台能量无明显变化,约为217J,未出现明显辐照脆化。CLAM钢的抗辐照性能略优于其他低活化铁素体/马氏体RAFM钢在类似辐照条件下的性能。 相似文献