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91.
与燃烧化石燃料的热电厂不同,加压重水反应堆(PHWR)有两个冷却剂循环系统。其中,一次热量传输系统(PHTS)的功能是带走反应堆堆芯产生的裂变热,二回路系统收集从PHTS传输的能量产生蒸汽去驱动透平做功。 相似文献
92.
与早期的220MW重水堆相比,印度目前的500MW重水堆呈现了许多新的特性:为了评价这些新特性,如由两条回路、四台主循环泵和四个堆芯通道构成的主热循环系统,以及与主热循环系统相连的稳压器和给水、泄放系统之间的安全相关性,仿真模型的建立和瞬态分析是非常必要的、为了减少500MW重水堆主热循环系统体积膨胀和收缩以及避免瞬态过程中出现较低或者较高的压力,主热循环系统的压力控制系统由一个30m^3的稳压器以及与之相连的给水、泄放系统构成。一台主循环泵停止运行之后,另一条环路上相应侧的主循环泵也停止运行,在瞬态过程中反应堆功率阶跃下降。停止完好环路相应的主循环泵是为了避免造成两条环路流量和压力分布出现不对称。这就需要一个详细的瞬态分析来研究各个系统以及诸如稳压器、给水、泄放系统等辅助设施对于减轻事故后果所作的贡献。在质量守恒方程、动量守恒方程,能量守恒方程和状态方程的基础上,建立了500MW重水堆的所有主要部件和辅助系统的数学模型。所有相关的控制系统也都建立了模型,主热循环系统包括带有核燃料的反应堆堆芯、主循环泵以及由给水、泄放系统和稳压器组成的压力控制系统。除了各种蒸汽循环设备,二次侧系统主要包括蒸汽发生器、蒸汽发生器水位和压力控制部分。所有这些模型综合构成电站瞬态分析的计算程序。目前,已经采用该程序对某些瞬态进行了研究,以验证各种设计参数和控制定值。本论文研究了阶跃降功率和缓慢降功率两种情况下主热循环系统的详细数学模型,以及一台主循环泵瞬态时的参数变化。在反应堆功率缓慢下降的情况下,主冷却剂在蒸汽发生器传热管两端的温差很大,这可能被反应堆调节系统误判(认为是一个非常高的功率),由于高温差(蒸汽发生器传热管两端)信号而导致反应堆停闭。根据瞬态研究分析结果,为了使反应堆功率以较快的速度下降,避免出现高温差信号,建议采取阶跃降功率操作。 相似文献
93.
94.
分析了秦山第三核电厂长期满功率运行时平均功率偏低的产生原因,通过概率统计和计算得到反应堆功率变化的规律,提出了相应的模糊控制方案,并预测了新方案实施后的运行效果. 相似文献
95.
用氨气-水之间氘交换法与氨精馏法组合成的工艺流程提取核反应堆来的重水中的氕和氚,可以把重水的浓度提高到99.6%以上。这一方法比用氘-水交换法与氘精馏法组合成的工艺流程纯化核反应堆重水安全、易行。 相似文献
96.
利用自行研制的开放式大功率电解数据采集装置对由板状钛阴极,网状铂阳极和重水碱溶液组成的体系进行了一系列重复性的电解量热实验。测定了在100℃和70℃时,Ti—Pt—D2O体系的发热量变化和Ti阴极的晶体结构。实验结果与文献值比较显示,系统的“过热”量、“过热”效率和“过热”起始时间主要取决于电解液温度,同时与电解周期、阴极的形状、表面积等因素也有关。结果表明,在沸点附近通过电解重水产生可测、可靠和可重复的“过热”现象不一定需要很长时间。对电解产物的X射线衍射(XRD)分析肯定了电解前属六方晶系的α—Ti大部分转变成立方晶系的β-TiD2,并检测到了新的元素成份。在实验中没有观测到“滞后发热”现象。 相似文献
97.
为评价回收铀燃料元件中UO2芯块的辐照稳定性,采用热室金相显微镜对辐照后高放射性UO2芯块沿轴向及径向的辐照肿胀、裂纹分布、晶粒尺寸及分布和晶粒长大行为进行了观察和分析。结果表明:燃料元件芯块中均存在大量的裂纹,回收铀燃料元件UO2芯块裂纹呈明显的环形分布特征,天然铀燃料元件UO2芯块呈放射性发散分布特征。两者的燃料芯体晶粒呈等轴状,均出现从边缘区域向芯块中心区域晶粒逐渐长大现象,辐照后晶界变粗化。两者晶粒尺寸、形貌及分布特征并无明显差别。此外,在相同的堆内运行工况条件下,回收铀燃料元件UO2芯块辐照肿胀不明显,芯块破碎程度及晶粒长大过程与天然铀并无明显差别。 相似文献
98.
99.
水是有轻重之分的。通常我们喝的普通饮用水基本上就是轻水。但是自然界中还存在着重水,每5万kg的普通水中大约有7·5kg的重水,轻水存在于自然界以及一些矿物中寻觅到踪影。从反表上看,轻水和重水都是无色透明液体,区别在于它们分子结构不同,20℃时,1毫升轻水是0.9982克,而重水则是1.056克,这是由于重水是由两个氘(H1^2)原子和一个氧原子(O)结合而成,轻水则含有两个氕(H1^1)原子和一个氧原子(O),氕原子比氘原子少一个中子,所以质量比氘原子小。另外重水比轻水怕冷,在3.8℃时重水就结冰了,而轻水的结冰点是0℃。 相似文献
100.
在运行了近50年后,澳大利亚高通量反应堆(HIFAR)于2007年1月关闭。澳大利亚的一个工程师国家论坛——澳大利亚工程师将其称作是一项国家工程里程碑。这座10MW的重水研究堆由澳大利亚核科学和技术组织(ANSTO)负责运行,其作用目前已被开放式池式轻水堆(OPAL)取代,后者在今年4月正式投入运行。 相似文献