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中子符合计数在核材料认证和管理中有着广泛的应用.系统阐述了中子符合计数的基本原理,对“点模型”公式作了推导.利用MCNP4B程序实现了中子符合计数的数值模拟.Neutron coincidence counting is widely used in the authentication and management of nuclear material. The basic principles of coincidence counting and the derivation of "point model" formulae of "point model" are introduced in this paper. The numerical simulation of the coincidence counting is implemented by use of the MCNP4B package. 相似文献
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混合评价核数据库HENDL1.0/MG/MC研制 总被引:1,自引:0,他引:1
根据世界几个主要核评价数据库,如ENDF/B 6(美国)、JEF 2.2(欧盟)、JENDL 3.2(日本)、BROND 2.2(俄罗斯)、CENDL 2.1(中国)和FENDL 2(IAEA/NDS),兼顾聚变、裂变以及聚变 裂变次临界混合堆设计研究的多种需要,经过甄别、筛选,最后集成为包含213个核素的基本评价文件,名为HENDL1.0/E的核评价数据库.在此基础上,利用目前流行的群常数加工程序系统NJOY和输运截面制备程序TRANSX制作两套用于中子或/和光子输运计算的输运截面工作库:①参考Vitamin J能群结构制作了175群中子和42群光子、中子 光子耦合多群工作数据库HENDL1.0/MG,可用于离散纵标Sn法程序计算;②连续能群结构、紧凑ENDF(ACE)格式中子截面库HENDL1.0/MC,可用于蒙特卡罗方法输运计算,如MCNP.另外还制作了可用于燃耗(嬗变)计算的燃耗库BURNUP.LIB和响应函数库RESPONSE.LIB两个专用数据库.同时,也对HENDL1.0综合评价核数据库的有效性进行了抽样测试、基准检验和初步确认. A Hybrid Evaluated Nuclear Data Library(HENDL) named as HENDL1.0 has been developed by Fusion Design Study (FDS) team of Institute of Plasma Physics, Academia Sinica (ASIPP) to take into account the requirements in design and research relevant to fusion, fission and fusion-fission sub-critical hybrid reactor. HENDL1.0 contains one basic evaluated sub-library naming HENDL1.0/E and two processed working sub-libraries naming HENDL1.0/MG and HENDL1.0/MC, respectively. Through carefully comparing... 相似文献
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采用数值计算和实验测量相结合的方法, 阐明了高能电子束照射下绝缘厚样品的表面电位和电子产额动态特性. 结果表明: 由于电子在样品内部的散射和输运, 沿着深度方向, 空间电位先缓慢下降到最小值, 然后逐渐升高并趋近于零; 随着电子束照射, 样品的表面电位逐渐下降, 可至负千伏量级, 电子总产额逐渐增大至一个接近于1的稳定值; 电子束停止照射后, 长时间放置下, 表面电位将逐渐升高, 但带电并不会消除; 表面电位随电子束能量的升高近似线性下降, 随入射角的增大而升高, 而随样品厚度的增大仅略有下降. 相似文献
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简要评述了裂变延迟系统学研究,论述了用巨仍极共振γ射线方法研究超重系统存在的可能性及这方面理论和实验的研究. The systematics of the fission delay is reviewed. The theory and experiment researches on the formation of the super-heavy compound nucleus by means of Giant Dipole Resonance γ-ray are introduled. 相似文献
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对新提出的套管结构聚变-快裂变增殖堆包层概念设计方案进行了热工水力学分析和设计,给出了典型的热工设计参数,并结合大型热工水力学软件CFX对其进行了温度场和压力分布的模拟分析。分析结果表明,材料温度均已低于许用温度,冷却剂出口温度高于773K,冷却剂压降也符合工程上的要求,初步验证了增殖堆包层设计的合理性。 相似文献
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随着第四代反应堆以及先进核能利用系统的发展,对中子核数据提出了高精度、多核素、宽能区的新要求.目前,中国核数据评价库(CENDL库)中相关核裂变的数据较缺失,不足以满足当前核能发展的需求.因此,建立面向中子核数据需求的可靠计算方法和工具变得极为重要.本文基于Monte-Carlo方法建立了裂变碎片质量动能计算模型,研究了中低能中子诱发232Th(n,f)反应发射中子前裂变碎片的分布特性.对于裂变碎片质量分布,本模型计算结果与实验值最大偏差约1%,与GEF, TALYS程序计算结果 (与实验值最大偏差约2%)相比具有一定优势.对于发射中子前裂变碎片动能分布,本模型计算结果与实验数据一致.结果表明,所发展的计算模型能够较好地预测232Th(n,f)反应发射中子前裂变碎片数据,为中子诱发锕系核裂变反应计算提供一种新思路. 相似文献