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101.
102.
在地震危险性概率方法应用的基础上,本文对影响核电厂场址地震危险性评定值的四个重要因素,诸如工作区潜在震源区的判定、地震活动性的时空非均匀性、地震动衰减关系及其衰减模型进行了讨论和改进,提出了一个核电厂场址地震危险性评定的方法。应用该法可提高核电厂场址地震危险性评定的可靠性和显著的经济效益。文中还讨论了地震构造法对核电厂场址地震危险性评定的应用。最后,应用本文提供的2种方法,对秦山核电厂场址进行了地震危险性评定,选取2种方法中的最大值即为核电厂场址地震危险性的评定值。 相似文献
103.
本文为我国核电厂低放射性废水物理模型试验的回顾,着重介绍了广东核电厂低放射性废水物理模型试验及采用的测试技术。指出测试技术是影响模型试验结果可靠性和准确性的重要因素。文中还比较了不同水域的浓度场和湿度场。为我国水质物理模型试验的发展提出了经验。 相似文献
104.
利用土—结相互作用的ACS SASSI动力分析程序,对某核电厂厂房建立三维有限元模型并进行地震响应计算,与简化的集中质量杆模型的地震响应对比分析,得到在水平方向上二者的振动特征相似,但三维有限元模型能更真实地反映结构的动力特性,尤其是竖向的局部模态.在场地剪切波速400~2400 m/s时,选取9种不同剪切速值,用ACS SASSI程序进行不同场地条件下核电厂房结构地震响应计算分析.结果 表明,随着场地剪切波速的增大,结构响应的卓越频谱成分有向高频移动的趋势;在低频部分,剪切波速较小的场地上结构地震响应较大;在高频部分,场地剪切波速较大的结构地震响应较大;对于非基岩场地的厂址,需要重视结构的低频反应.在一定的剪切波速范围内,结构响应的峰值加速度和反应谱的峰值均随着场地剪切波速的增大而增大,而峰值加速度对于剪切波速小的场地更为敏感. 相似文献
105.
滨河核电厂液态流出物排放方式的对比分析 总被引:1,自引:0,他引:1
液态流出物排放对环境的影响问题是内陆核电建设过程中重点关注的问题之一。分别应用康奈尔混合区专家系统(CORMIX)的3个主模块(CORMIX1/2/3)实现了对内陆某典型滨河核电厂液态流出物3种排放方式(淹没式单孔、多孔(扩散器)和表面排放方式)下环境影响的对比分析和优化计算。研究结果表明:如果以"相对稀释倍率S=20等值线的包络面积"作为单一的筛选条件,3种排放方式的优先顺序依次为:多孔排放(扩散器)淹没式单孔排放表面排放。该结果可为核电厂流出物排放方式的设计和优化选择提供参考。 相似文献
106.
火灾数值模拟技术作为新兴的火灾分析手段,近年来得到越来越广泛的应用.旨在分析我国主要在役、在建各类型核电厂所使用的火灾分析技术,从技术成熟度、知识产权情况、研发关键技术等角度,全面分析火灾数值模拟技术在我国核电厂推广应用的可行性和亟待解决的问题,并探讨形成自主化的分析评价方法的思路和方向. 相似文献
107.
定期安全审查 (PSR)是国际原子能机构 (IAEA)近年推广的一种新的核电厂安全审查方式 ,它强调系统性、全面性和关键性。人因安全因素 (HF)、组织机构和行政管理安全因素 (OA)是PSR的重要组成部分 ,也是PSR中审查难度较大的部分之一。其难点主要在于如何用有限的评审指标去刻画出最能表征人因、OA对核电厂安全运行最具影响的特征因子 ,建立起科学的、系统化的审查体系 ,且该体系还需具有较强的可操作性。基于上述认识 ,笔者建立了核电厂人因及组织行政管理安全审查体系 ,它包含安全目标与方针、人员配备与资格、组织机构与管理、配置控制、培训、职业健康、运行经验反馈、质量保证、人 -机接口、遵章守法等 10类 19个要素。同时介绍了其评审指标、审查内容、审查方法和程序等。该体系已应用于秦山核电厂。 相似文献
108.
110.
编制《核安全与放射性污染防治"十二五"规划及2020年远景目标》(以下简称《核安全规划》),是党中央、国务院为确保核与辐射安全作出的重大战略决策,是确保我国核能与核技术利用事业可持续发展的迫切需要,是汲取福岛核事故教训、提升我国核安全水平的现实要求,是我国政府对社会关切的积极回应。《核安全规 相似文献