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电大
574501
可以按不同方式给出一级PSA结果,对堆芯损坏频率起主要贡献的是()的始发事件。
574502
压水堆核电站核岛部分回路有()
574503
碘防护的通用优化干预水平是()mSv(指甲状腺的可防止的待积吸收剂量)。
574504
核动力厂物项的质量保证等级的划分的()定位法可能使同一物项在不同的活动阶段有不同的质量保证等级。
574505
工程构件在运行中突然发生断裂的事故,断裂的主要形式是:
574506
《放射性物品运输安全管理条例》要求放射性物品运输容器设计单位通过()方法,对设计的放射性物品运输容器的安全性能进行评价,并建立、健全档案制度,如实记录设计和安全性能评价过程。
574507
硅酸盐水泥的细度用()表示。
574508
低应变法的抽样原则是:随机、均匀并应有针对性。
574509
为确定流体包容部件边界的设计要求,将安全等级分为:
574510
建筑工程中一般多选用山砂,因山砂表面粗糙多棱角,且与水泥粘结力强。
574511
UF6的物理状态(气态、液态和固态)与其()有关。
574512
国家核安全局相关业务工作主要包括负责核与辐射安全从业人员()。
574513
按核与辐射事件分级表(INES),在设施中设计未预计的区域受到明显污染属于()。
574514
利用堆内产生蒸汽直接推动汽轮机运行的堆型叫做()
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强度等级不大于C25混凝土,碎石中的含泥量不宜大于3.0%。
574516
混凝土的抗渗等级以每组6个试件中3个试件未出现渗水时的最大水压力计算,其结果应满足设计的抗渗等级。
574517
按照档案规定的要求,而只允许用()填写质量保证记录,以便墨迹可以长期保存不退色。
574518
在核电站停堆检修期间,外照射的主要来源为:
574519
压水堆核电站中,防止裂变产物逸出的设备称之为核安全
574520
钢筋混凝土用热轧带肋钢筋HRB400,其抗拉强度≥540Mpa。
574521
232Th系,又称()系。
574522
混凝土的强度应符合设计要求,包括立方体抗压强度、抗折强度、抗渗强度等。
574523
核事故应急期间应急指挥的()是确保应急响应行动成功的最关键因素。
574524
建筑节能(电缆)组批原则或取样频率是:每单位工程同一厂家的各种规格电缆总数10%,且不少于2个规格。
574525
装饰砂浆是涂抹在建筑物内外墙表面,主要是增加建筑物美观。
574526
我国核电厂核岛机械设备在役检查规则是()
574527
ASME锅炉及压力容器规范第V卷B分册是()
574528
核工业无损检测人员资格鉴定的无损检测方法有a)5种(RT、UT、ET、MT、PT)b)7种(RT、UT、ET、MT、PT、LT、VT)c)2种(表面方法、体积方法)
574529
核技术利用产生的放射性废水通常量少、放射性水平低,但不得随意排入普通下水道。若要排入普通下水道必须经审管部门确认满足()相关的规定。
574530
民用核安全设备的无损检验结果报告只能由()人员编制和审核,并履行相关审批手续。
574531
()对全国放射性污染防治工作依法实施统一监督管理。
574532
经过无损检测专门培训的人员被称为合格人员。
574533
用粗砂做砂垫层时,其干密度为()。
574534
国家核事故应急计划(预案)的内容主要包括明确各项应急准备措施,如()。
574535
沟槽内覆土时,()的石块应剔除。
574536
沥青取样时,每个取样单位共取()左右。
574537
我国《极低水平放射性废物填埋处置》标准(GB/T28178-2011)按放射性残留物的场址对公众有效年剂量≤()mSv规定了接受废物核素的活度浓度指导值。
574538
核用金属材料必须对钴、硼等杂质元素含量严加限制。
574539
Ⅰ级聚酯毡塑性体改性沥青防水卷材其横向拉力应()。
574540
建筑砂石检测放射性时,其取样数量不少于5kg/份。
574541
质量保证的三原则是:凡对质量有影响的活动都要有人负责,有章可循,有据可查。
574542
质量保证是一种文件化的管理模式,因此必须尽可能多的编制质量保证程序文件,以便对所有活动进行控制。
574543
下列关于小破口失水事故说法正确的有:()。
574544
后锚固件进行抗拔承载力现场非破损检验时,对于植筋锚固,对非生命线工程的非结构构件,应取每一检验批锚固件总数的()且不少于()件进行检验。
574545
放射性废物处置库考虑自然变化时应遵循的准则是:未来的地球动力学现象(气候变化、新构造运动、地震、火山、褶皱等)对主岩的影响应不至于损害整个处置系统的()能力,达到不可接受的程度。
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辐射防护的三原则:辐射实践的正当性、辐射防护的最优化和个人剂量限值。
574547
压水堆可以通过调节控制棒和冷却剂中的含硼浓度来控制反应堆功率。
574548
根据表观密度分类,混凝土可分重混凝土、普通混凝土、轻混凝土、特种混凝土等。
574549
强度等级为C25混凝土,碎石中针、片状颗粒含量不宜大于20%。
574550
混凝土试块制作后应用毛笔写上制作日期、工程部位和强度等级等。
574551
当稠度大于40mm时,砂浆强度试件的制作,宜采用人工振捣成型。
574552
从事核工业无损检测的人员要进行核专业培训的依据是()
574553
下列关于就地辐射水平测量实施说法错误的是()。
574554
一种放射性物质的半衰期,是随外界条件和元素的物理化学状态的不同而改变的。
574555
为了合理地实现运输的放射性物质危险控制与防御要求,GB11806-2004采用了一种()处理方法,来规定有关的安全准则和管理要求。
574556
乏燃料后处理产生的高放废液的特点()。
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高放废液玻璃固化涉及高放废液和高温()℃熔铸。
574558
我国核工业无损检测人员取证的依据标准与法规是()
574559
工程开工前,监理单位应制定混凝土试块同条件养护计划。
574560
核电厂主要放射性物质有()
574561
碎石的压碎值指标最小值为≤12%。
574562
3个热轧钢筋闪光对焊接头试件的抗拉强度均大于该牌号钢筋规定的抗拉强度,应评定该批接头合格。
574563
文件变更控制方法可以比新编文件的控制方法简单。
574564
公称直径为20mm的钢筋机械连接Ⅰ级接头,其残余变形U0≤0.10mm。
574565
为保持安全重要构筑物、系统和部件执行功能的能力,其设计必须符合能在核动力厂整个寿期内进行(),以证明满足可靠性目标。
574566
无机非金属建筑主体材料进行放射性检测时,其内照射指数(Ira)应()。
574567
X射线的基本防护原则是()。
574568
压水堆核电站的冷却剂和载热剂也是降低裂变的中子能量慢化剂。
574569
《放射性物品运输安全管理条例》规定对一、二、三类放射性物品运输容器设计的批准采取()制度。
574570
下列属于Ⅱ类医用射线装置的有()。
574571
生产、销售、使用放射性同位素和射线装置的单位(营运单位),应当根据可能发生的辐射事故的风险,制定本单位的应急(),做好应急准备。
574572
核电站的类型是由核反应堆堆型确定的,目前世界上的主要堆型仅有轻水堆、重水堆。
574573
在核设施退役的()阶段需要进行源项调查工作。
574574
从断裂力学的角度考虑,选材时材料强度越高越好。
574575
核电站是以核能转变为电能的装置,将核能变为热能的部分称为核岛,将热能变为电能的部分称为常规岛。
574576
建筑幕墙整体气密性能分为()级。
574577
灌注桩桩顶的混凝土强度不得低于桩身混凝土强度且()。
574578
对钻孔灌注柱进行成孔检测时,其沉渣厚度应()。
574579
建设工程检测,就是工程施工质量检测。
574580
压水堆和沸水堆又称为()
574581
核电厂厂址安全评价评价人口分布的方法有多种,其中“厂址和扇形因子”法是将核电厂的外围地带和外围地带外的区域分成若干个环形地带,将以厂址为中心的同心圆分成()个扇形区,给出核电厂不同方向和距离的现有人口和规划人口分布,该法目前使用较为普遍。
574582
核设施和辐射设施役拆卸重水系统时要穿戴有()的防护服。
574583
建筑外窗抗风压性能一般分为()级。
574584
反应堆中拆卸下来的石墨,要考虑()问题。
574585
当外来中子轰击原子核时,产生链式裂变反应,致使原子核
574586
核电厂定期试验应该按照预先确定的周期进行。周期确定需要考虑()。
574587
()是对核电厂控制棒动作速度的最严格的考验。
574588
核电厂厂址评价在()阶段的厂址勘察,应测量结构的沉降及其他参数,如地下水水位等数值,并与预期值比较以便修正安全评价。
574589
普通硅酸盐水泥的初凝时间不大于45min,终凝时间不大于600min。
574590
制造压力壳的材料,对Co和B含量的严格控制的目的是为了减少放射性,避免吸收中子和提高抗拉强度。
574591
普通硅酸盐水泥强度分为42.5、42.5R、52.5、52.5R四个标号。
574592
质量保证既然是一种“有效的管理”,那么质保就应该只是领导者和质保人员的活动。
574593
辐射防护就是要限制非随机效应的发生,尽量降低随机效应发生的概率。
574594
对于有其他特殊要求的小于或等于C25混凝土用砂,其泥块含量不应大于3.0%。
574595
合成高分子密封材料抽检时按每()为一批。
574596
配制高强混凝土时,宜采用中砂,其细度模数为2.3-3.0。
574597
我国当前核电站的主要堆型是轻水压水堆。
574598
核动力厂场外应急计划(预案)必须切实可行而又周密严谨,其重点内容包括应急响应能力的保持,包括()。
574599
对于γ辐射剂量率的测量,要在核电范围布设若干个监测点实施同步、连续监测。γ辐射剂量率监测点一般布设在距核动力厂()范围内。
574600
S型氯化聚乙烯——橡胶共混防水卷材直角形撕裂强度为()。
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