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电大

574701公称直径为20mm的HPR235，其闪光对焊接头进行弯曲试验时其弯心直径为（）。
574702水泥固化低中放废物的优点（）。
574703（）是是建筑用硅酮结构密封胶物理性能的检测项目。
574704为了防止“红油”爆炸，对乏燃料后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施包括在混合澄清槽或其他萃取器中，用稀释剂洗涤来自各个萃取循环的水相物流。从各设备的运行反馈表明，洗涤措施能使水相中的TBP含量限制在最大（）/升。
574705我国《核电厂质量保证安全规定》是以下面哪种文件与蓝本制订的：
574706质量保证体系文件包括：
574707当核安全相关活动单位出现重大质量问题时，有必要检查该单位在（）方面可能存在的问题。
574708普通混凝土小型空心砌块按其抗压强度分为（）等级
574709只要（）可能达到（）效应的剂量阈值，实施干预总是正当的。
574710陶瓷砖以一个单位工程或（）为一批。
574711核电厂主要放射性物质有：
574712断裂的基本类型有三种，张开型裂纹（I型）；滑开型裂纹（II型）；撕开型裂纹（III型），在工程构件内部，滑开型裂纹是最危险的，容易引起低应力脆断。
574713某些假设始发事件可基于已有核动力厂的经验、国务院核安全监管部门的特殊要求或潜在后果的严重程度等种种因素，通过（）法确定。
574714击实试验时，一般需要配制（）组不同含水量的试样。
574715在灌砂过程中，如果储砂筒内的砂尚在下流时就关闭开关，则测得压实结果将比实际值（）
574716在压力管式重水反应堆中，活化产物主要产生于（）。
574717国家核安全局相关业务工作主要包括（）辐射环境监测。
574718反应堆压力容器活性区处在强中子辐照下，这种材料辐照导的致脆性转变温度升高，缩短运行寿命。
574719x射线、r射线及中子能量越高，从屏蔽效果考虑，应选择重元素及厚度较大的材料方能达到屏蔽的目的。
574720核与辐射设施运行期间的辐射环境监测，指核与辐射设施的营运单位及核辐射设施所在地的环境保护部门所开展的连续或间断式的环境辐射水平及环境介质中放射性核素的（）的测量、分析以及对测量和分析结果的解释与简单评价。
574721基桩承载力检测前的休止时间除应达到规范规定的混凝土强度外，当无成熟的地区经验时，砂土地基尚不应少于（）天。
574722蒸发是废水处理的重要手段，去污因子DF=（）。
574723焚烧减容被用来焚烧含钚废物的焚烧炉是（）。
574724石灰、粉煤灰稳定砂砾基层用粉煤灰烧失量大于10%时，应经试验确认混合料强度符合要求时，方可采用。
574725摩擦系数反映的路面干燥状态下的抗滑能力。
574726含水量是在105-110℃下烘至恒温恒量时所失去的水分质量和达恒量后干质量的比值，以百分数表示。
574727核电厂规划限制区内不宜有（）万人以上的乡镇。
574728天然辐射源主要有三种来源：宇宙辐射、陆地上的辐射源和体内放射性物质。
574729牌号带“E”的钢筋是专门为满足抗震性能要求生产的钢筋，其表面需轧有专用标志。
5747301998年《建设项目环境保护管理条例》颁布，对各种投资类型的项目都要求在（），完成环境影响评价的报批，使得环境影响评价和基本建设程序紧密结合。
574731只要实施了辐射防护最优化，就可以使每个工作人员受照剂量都减小。
574732基桩承载力检测包含：（）
574733对受控辐射源而言，辐射防护的原则是：
574734已经开发的塑料固化工艺较多，主要有（）。
574735铀浓缩厂职业照射监测主要的监测内容有（）。
574736目前核电站把核能转为热能，通常的反应形式为：
574737国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段（厂址审查意见书）的审查要点是（）。
574738后锚固件应进行抗拔承载力现场非破损检验，满足下列条件之一时，还应进行破坏性检验：（）
574739世界核电发展的实践证明，质量保证是保证核电厂安全、可靠运行必不可少的一种手段。
574740国核安函[2011]52号文件对核安全设备资格许可证的适用范围提出了明确规定。泵设计许可活动范围表的（）栏填写申请单位在设计活动中的主要分包项目，如抗震分析、部分鉴定试验（如抗震试验等）。
574741对于承重结构选用的钢材，应进行下列哪些试验：（）
574742根据辐射防护最优化分析，针对每个辐射源分配的剂量，在辐射防护领域称为剂量（）。
574743粉煤灰以连续供应，相同等级的（）为一批
574744核电厂的质量保证体系，其作用是确保有计划、有系统和有控制地开展所有对质量有影响的活动。
574745地毯衬垫中的有害物质有（）。
574746不锈钢通过淬火提高强度和硬度。
574747为实施大型γ辐照装置的安全原则，辐照装置应设置的安全设施包括在（）醒目的地点设灯光音响信号装置。
574748固体放射性废物包装容器、外包装容器和集装容器应按相关规定进行试验和检验。对工业货包或A型货包的试验项目有（）。
574749轻骨料混凝土小型空心砌块，按尺寸允许偏差和外观质量分为（）级
574750弹性体沥青防水卷材每（）卷为一验收批。
574751射线检验人员的平均年照射的最大允许剂量当量为（）
574752民用建筑工程验收时，必须进行室内环境污染物浓度检测，即进行室内（）浓度检测。
574753《放射性物品运输安全管理条例》规定放射性物品的托运人应当使用与放射性物品类别相适应的运输容器进行包装，配备辐射监测设备、防护用品和防盗、防破坏设备，并编制（）。
574754强度等级A3.5的蒸压加气混凝土砌块，其单块立方体抗压强度最小值为（）
574755放射性废水净化处理的方法有（）。
574756应用无损检测最主要的目的在于安全和预防事故的发生。
574757普通混凝土用碎石或卵石若检验不合格，应重新取样对不合格项进行加倍复验。若仍有一个试们不能满足标准要求，则该批材料为不合格品。
574758用相同材料盘条冷拔成相同直径的钢丝，以每（）取（）%的盘数进行反复弯曲试验。
574759不符合项是指性能、文件或程序方面的缺陷，因而使某一物项的质量变得不可接受或不能确定。
574760民用核安全设备无损检验人员不得同时在（）个或以上单位中执业。
574761采用化学法去污，去污剂可以是（）。
574762（）是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。
574763泵送混凝土的砂率宜控制在30-45%（）
574764核动力厂通信系统除非得到不会阻塞的保证，否则（）电话不应依靠公用的电话系统。
574765钢筋混凝土用热轧光圆钢筋抗拉强度不应小于410MPa（）
574766钢筋冷拉调直后的时效处理可采用人工时效方法，即将试件在100℃沸水中煮（）min，然后在空气中冷却到室温。
574767低、中放废物处置场关闭后，进入有组织控制期。这时期的长短取决于处置废物核素的种类、总活度以及处置设施的情况，一般为（）A.100-300
574768所有慢化剂中中子吸收最弱的材料是（）。
574769工地现场使用的带肋钢筋，采用冷拉方法拉直时，其冷拉率不宜大于（）
574770对于一个特定的始发事件，必须描绘核动力厂对始发事件的响应，包括系统的投入和操纵员的响应，分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用（）分析法来完成这种分析。
574771IAEA提出的基本安全原则原则八：防止事故，要求必须事先拟订（），以便在核反应堆堆芯、核链式反应或其他辐射源失控的情况下有恢复控制的措施和缓解任何有害后果的手段。
574772核动力厂营运单位应急报告制度规定“应急报告的后续报告”在初始报告发出后每隔（）发一次。
574773核设施营运单位应按相关法规和安全导则制定（），送交国家核安全部门进行审评，并在核设施（）前保证完成全部应急准备，在整个核设施运行期间保持应急响应能力。
574774AP1000非能动安全壳冷却系统，是一个安全相关系统，其功能是在事故情况下，导出安全壳内的热量，使钢安全壳内的温度和压力不超过（）。
574775当测定土样含水率时，在105~110℃下烘干时间对砂土不得少于（）h。
574776筒压法检测砌筑砂浆强度时，每一检测单元内，不宜少于（）个测区，应将单个构件（单片墙体、柱）作为一个测区。
574777（）中首次提出了一个新的概念，即干预的辐射防护体系。
574778应建设以国家核应急响应中心为核心的京区通信系统和远程通信系统，并建立相应的通信能力保持制度，以保证应急响应期间国家核应急协调委与（）通信联络的需要。
574779纵向受力钢筋保护层厚度的允许偏差，对梁类构件为+10mm、-7mm，对板类构件为（）。
574780灌砂法只能测定粗粒土的密度。
574781下列（）固体放射性废物必须经过严格的评价才能进行地表处置，通常采用地质处置。
574782大型γ辐照装置的厂址设置，应根据（）的要求，结合当地的气象、地形、水文、地质等条件以及附近居民分布情况，合理布局。
574783人类应该在最大限度利用电离辐射源和核能的同时加强（），尽量避免和减少电离辐射可能引起的对人的健康危害。
574784在弯沉测试时用3.6m弯沉仪，只需根据情况进行温度修正，不再进行其他修正。
574785我国参照国际原子能机构的有关规定，将放射源分为I、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、V类，III类放射源为（）。
574786压水堆核电厂上充泵在正常工况下向反应堆冷却剂系统输送（）。
574787对储存已久或经进雨期的消解石灰应先经过试验。
574788核反应堆停堆触发系统的启动保护参数为源量程和中间量程的高中子通量或（）。
574789塑性体改性沥青防水卷材同一品种、同一标号、同一等级以（）批，不足该数量也按一批计。
574790高放废液的贮存必须加强安全监管，应高度重视（）。
574791大型60Co源γ辐照装置的事故可能包括（）。
574792GB/T17680.1-2008给出我国核动力厂烟羽应急计划区的推荐值，对于压水堆核电厂，区域范围的确定一般应考虑反应堆（）的大小。
574793现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵的主轴封是一种密封表面彼此不接触的依靠液膜悬浮的流体动力密封。液膜是由通过此级密封上下游间的（）建立的，因而存在（）泄漏。
574794核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应说明核动力厂应急指挥部与场外应急组织的接口，重点描述与（）的接口、联络人、相互支援与责任分工等。
574795反应堆蒸汽发生器与主泵之间的主管道称为（）。
574796钻芯法进行混凝土强度检测时，若按单个构件检测，每个构件的钻芯数量不应少于3个，对于较小构件，钻芯数量可取2个。
574797对研究堆营运单位核事故应急演习频度的要求单项演习为每年（）次。
574798按照GB50204标准，对掺用缓凝型外加剂或有抗渗要求的混凝土，混凝土浇水养护时间不得少于（）天
574799应急控制中心是核动力厂应急指挥部在应急期间举行会议及进行指挥的场所。此中心应满足（）要求。
574800天然存在的198Au（）。
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