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81.
岭澳核电站二期凝结水处理系统重大技术改进   总被引:3,自引:0,他引:3  
针对大亚湾和岭澳核电站一期凝结水处理(ATE)系统投运后蒸汽发生器(SG)中SO_4~(2-)明显增高并超标等问题,对岭澳核电站二期ATE系统中的前置阳床和氢型混床的尺寸、布水装置以及离子交换树脂和分离装置等进行了重大的技术改进,提高了混床离子交换的效果,减少了因强酸阳树脂在混床底部溶出硫酸根和碎树脂漏入热力系统,而降解分离出硫酸根进入SG的可能性,确保和改善了SG的水-汽品质.  相似文献   
82.
工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平.  相似文献   
83.
核一级承压设备疲劳分析方法   总被引:1,自引:0,他引:1  
基于Miner线性累积损伤理论和雨流计数法,得到单载荷历程作用下疲劳分析的方法,并根据核一级承压设备的特点和核承压设备分析规范的要求,给出了一种适用于核一级承压设备疲劳分析的方法;结合设备实际运行情况,提出了瞬态分组组合的优化疲劳分析的方法,并给出一个案例.结果表明,瞬态分组组合使疲劳分析与设备实际运行情况更加接近,计算结果更加精确.  相似文献   
84.
核电厂核岛主设备与其支承之间设置有一定的间隙,目的是允许主设备因反应堆冷却剂系统温度和压力的变化而引起的自由热位移和热膨胀。间隙稳定性对核电机组的安全运行有重要意义,因此在役核电机组的每个换料周期中都需对此支承间隙进行测量评估,该测量评估工作花费时间长、辐射风险高。本文分析了支承间隙构成的影响因素,并结合间隙测量历史数据及工程经验提出了间隙稳定性概念及其验收准则,确定了间隙稳定性的评价流程。结合某在运核电厂稳压器支承间隙实测数据进行验证,为缩短间隙测量周期提供依据。该方法可缩短停堆换料的周期,减少大修测量人员的辐照剂量,保证机组安全运行及提高经济性。  相似文献   
85.
为研究竖直管内流动沸腾的传热情况及气泡行为学,采用格子玻尔兹曼(LB)方法,利用改进后的伪势模型和热模型分别模拟流动和传热过程。为验证模型的合理性,对模拟结果与经验关系式进行了定量对比。之后对气泡行为对沸腾传热系数的影响进行了研究,结果表明,随着气泡的核化、生长、滑移和脱离,传热系数呈现周期性波动。最后考察了重力加速度对气泡行为和沸腾传热的影响,重力越大,气泡生长周期越短,沸腾传热系数越大。  相似文献   
86.
核电站凝结水处理技术的特点及选择   总被引:2,自引:0,他引:2  
介绍了压水堆核电站设置凝结水处理装置的必要性和作用,确认了氢型混床(裸混床)系统不能满足压水堆核电站对水质的要求,论证了铵型混床系统完全不能使用于压水堆核电站的凝结水处理,只有前置氢型阳床加氢型混床系统才能满足压水堆核电站的凝结水处理的要求.  相似文献   
87.
姜涛  马国庆  关高 《吉林电力》2007,35(5):23-25
从直流输电的运行方式出发,分析直流输电系统在接地极运行时,直流电流在变压器铁心内产生磁通,使变压器铁心在一个方向上进入饱和状态,引起漏磁通增加及激磁电流波形畸变.通过对激磁电流波形的模拟并利用傅立叶变换分析数学工具,计算激磁电流高次谐波的幅值,据此分析漏磁通及高次谐波对变压器的影响程度.  相似文献   
88.
通过对核电厂常规岛小支管断裂位置的宏观检查,角焊缝检查,断口检查,裂纹源、扩展区、终断区的分析,结果表明:断口的启裂区、扩展区和终断区特征明显,符合疲劳断口的特征,裂纹启裂于角焊缝高度最小处,终断位置与启裂处对称,试样断口为疲劳断口,常规岛系统主管在运行期间的长时间震动,小支管的外载荷、震动等,是导致小支管启裂和扩展的主要因素,为后续同类型接头的断裂分析提供借鉴。  相似文献   
89.
AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析   总被引:1,自引:0,他引:1  
简要介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统(RNS)和M310堆型余热排出系统(RRA)的设计特点;分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异.通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较,从工艺系统角度对M310堆型的RRA系统进行局部改进,提高了系统的可靠性和安全性.  相似文献   
90.
在我国自主品牌核电技术CPR1000示范工程——岭澳核电二期建设中,稳步推进核电关键材料、设备国产化工作。以安全壳低松弛预应力钢绞线国产化为例,介绍其产品要求、研究流程、特别是试验认证。实践证明,完全国产化的预应力钢绞线满足张拉工艺要求。  相似文献   
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