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针对人因可靠性分析中的数据匮乏问题,在技能-规则-知识(SRK)模型的基础上建立层次化的人因可靠性数据分类体系,其中包括人因失误模式和人因失误影响因素。结合对一些实际人因失误数据的考察,以及可控实验,确定人因可靠性数据库中基准人因失误概率。在人因数据外推系统中,使用层次分析法(AHP)来定量评价人因失误所处的情境的等级,并使用概率方法将基准人因失误概率与情境进行叠加,从而得到人因失误概率。人因数据库有助于人因可靠性数据的搜集和分析,形式化的外推方法减少了对主观因素的依赖。 相似文献
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核受体超家族及其酵母双杂交检测技术 总被引:3,自引:1,他引:3
环境污染物的内分泌干扰问题近年来引起了极大的关注,大量研究证实:核受体是内分泌干扰的重要作用位点.论文在总结国内外相关研究基础上,对生物体内核受体超家族的组成、结构特征、作用模式进行了概括总结;对环境内分泌干扰物干扰核受体超家族最新研究进展给予了评述;对酵母双杂交检测技术的原理及其在核受体超家族和环境内分泌干扰效应研究中的应用进行了探讨,指出应将酵母双杂交检测技术与核受体超家族研究相结合,建立成组重组核受体基因双杂交酵母体系,应用于多种内分泌干扰效应和作用机制的系统研究. 相似文献
63.
为揭示不同植被恢复模式对土壤有机碳分子结构及其稳定性的影响机理,分别在浙江凤阳山国家级自然保护区的石梁岙和凤阳湖设置样地,采用13C核磁共振技术分析常绿阔叶林与杉木林、柳杉林与针阔混交林全土和不同粒级(0~0.5、>0.5~2.0、>2.0~5.0、>5.0 mm)土壤团聚体中有机碳的质量分数及其分子结构特征. 结果表明:①常绿阔叶林0~20 cm层全土w(有机碳)(12.84 g/kg)显著高于杉木林(9.98 g/kg),柳杉林(13.93 g/kg)显著高于针阔混交林(11.54 g/kg) (P<0.05). 不同植被恢复模式下,土壤团聚体w(有机碳)总体上均随着粒径的增大呈降低趋势. ②与杉木林相比,常绿阔叶林全土有机碳中w(烷氧碳)较高,w(烷基碳)、w(芳香碳)、w(烷基碳)/w(烷氧碳)、w(疏水碳)/w(亲水碳)则较低,显示常绿阔叶林全土有机碳稳定性较差;与针阔混交林相比,柳杉林全土有机碳中w(烷基碳)、w(烷基碳)/w(烷氧碳)、w(疏水碳)/w(亲水碳)较高,w(烷氧碳)则较低,显示柳杉林全土有机碳稳定性较好. 与0~20 cm层相比,不同植被恢复模式下>20~40 cm层全土w(烷氧碳)均明显降低,w(烷基碳)、w(烷基碳)/w(烷氧碳)、w(疏水碳)/w(亲水碳)均明显升高,有机碳稳定性变好. ③随着粒径的增大,不同植被恢复模式下土壤团聚体的w(烷基碳)、w(烷基碳)/w(烷氧碳)、w(疏水碳)/w(亲水碳)均呈降低趋势,w(烷氧碳)均呈升高趋势,说明团聚体结合的有机碳稳定性逐渐变差. 研究显示,不同植被恢复模式下的不同树种组成是影响土壤有机碳质量分数及其分子结构、稳定性差异的主要因素. 相似文献
64.
目前国内核电厂普遍采用确定论方法进行防火安全评估。采用CFD模型对核电厂某典型电气间火灾发生过程进行数值模拟研究。模拟火灾行为(火势增长和蔓延)、温度场变化、烟气浓度变化等,分析结果中温度对电缆和电气设备的失效判定、烟气层对电缆和电气设备的风险影响,研究该方法对于核电厂防火安全分析的指导作用。通过分析数值模拟数据,计算结果与二代机型确定论分析方法结果相符,有效验证了CFD火灾模型在核电厂防火安全评估中的适用性,为国内自主建立核电厂火灾数值模拟评价体系提供参考。 相似文献
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气旋活动对福岛核污染物扩散影响的模拟研究 总被引:3,自引:2,他引:1
基于拉格朗日粒子扩散模式FLEXPART-WRF,根据Stohl推导的日本福岛第一核电站核事故(下称福岛核事故)发生后40 d内的137Cs排放量数据,对核污染物在中尺度区域的扩散传输进行数值模拟研究,并选取近5年3次典型气旋个例(北方气旋、南方气旋和缓慢移动气旋)进行敏感性试验,以分析不同气旋系统对污染物扩散的影响. 结果表明:福岛核事故发生后,受中纬度西风带影响,核污染物主要向东部太平洋方向扩散;核事故发生后的5 d,受北方气旋和日本南部局地中尺度气旋2次气旋过程的影响,核污染物对日本本土部分地区影响较大,但影响时间不长. 典型气旋个例的敏感性模拟试验结果表明:北方气旋和南方气旋均可使核污染物对日本本土造成一定的影响,但由于气旋移动速度较快,影响日本岛的时间较短,沉降量也较小;当出现缓慢移动气旋影响日本和周边地区时,可致污染物影响日本岛的时间延长,并直接进入东亚大陆. 相似文献
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Jianzhang Sun Baoyu Gao Yuanxia Luo Moxi Xue Xing Xu Qinyan Yue Yan Wang 《Frontiers of Environmental Science & Engineering》2018,12(3):11
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70.
针对核设施放射性废物管理问题,采用主成分分析方法直观定量地研究了大亚湾、岭澳、田湾、秦山等各核电厂单位装机容量(MW)三废年度实际排放值或产生量,揭示了核设施放射性废物管理评价指标数据间的相关性和差异性,识别出了核设施放射性废物管理评价指标数据的主要成分;分析结果基本上反映了各核电厂放射性废物管理状况,主成分分析得分以秦山核电站第一期核电厂最高,其他依次为田湾核电厂、秦山核电站第二期核电厂、岭澳核电厂、大亚湾核电厂,秦山核电站第三期核电厂最低,即秦山核电站第三期核电厂在核设施放射性废物管理最优,大亚湾核电厂次之。辅助核设施放射性废物管理作出快速分析与决策,以提高检测能力和监管能力,具有很好地应用价值。 相似文献