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574901核与辐射设施出来的液体流出物（源项）途径对人的影响区分为（）环节。
574902上海市对外墙保温、外墙内保温材料实施建筑节能材料备案登记。
574903乏燃料贮存时须做临界分析，临界分析时应在（）偶然事件原则的基础上。
574904在用人工插捣制作商品混凝土抗压强度试块时，商品混凝土拌合物应分两层装入试膜，每层袋装厚度应大致相等。
574905235U系经过（）衰变形成稳定核素207Pb。
574906铀选冶厂各作业场所全面换气通风量的确定的依据是各作业场所的（）。
574907对于核设施，应制定详细的流出物监测计划，监测计划的内容应包括（）。
574908核反应率表示每单位时间、每单位体积内中子与物质原子核发生作用的（）。
574909人工方法获得浓缩铀的方法有多种，（）虽然理论上可在单级实现，但仍存在许多技术难关，需要继续投入大量的研究开发工作。
574910热轧带肋钢筋每批同一牌号、同一炉罐号、同一规格的钢筋组成，每批重量通常不大于（）吨
574911当外墙采用保温浆料做保温层时，应在施工中制作同条件养护试件，检测导热系数、干密度（300mm×300mm×30mm）、压缩强度（100mm×100mm×100mm）。保温浆料的同条件养护试件应见证取样送检。每个检验批应抽样制作同条件养护试块不少于3组。
574912商品混凝土用碎石或鹅卵石验收至少应进行颗粒级配、含泥量、泥块含量、（）检验
574913质量保证文件第一层次文件是（）。
574914反应堆生产放射性同位素3H和125I的样品盒，对其密封性必须进行严格的检查，必要时要采用（）。
574915当判定骨料存在碱——碳酸盐反应危害时，不宜用作混凝土骨料。
5749161MW的热功率相当于每秒钟有（）个U235核裂变。
574917《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》发布于（）年。
574918高放废物的体积是核燃料循环所产生的放射性废物体积的（）%。
574919钢筋在加工过程中，当发现焊接性能不良现象时，应对该批钢筋进行化学成分检验。
574920在同一台班内，由同一焊工完成的300个同牌号钢筋闪光对焊焊接接头作为一批。
574921典型压水堆在燃料和冷却剂之间的总热阻由4部分组成，其中热阻最大的是（）。
574922核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应描述各应急行动组的组成及职责，应急行动组的工作范围应覆盖（）。
574923在用反应堆生产放射性同位素（）时，由于其能腐蚀金属，它的泄漏会直接影响反应堆的安全，必须予以充分重视，，必须选用耐腐蚀性的样品盒
574924对涉及混凝土结构安全的重要部位，应制作、养护、检测混凝土同条件养护试件。
574925例行核安全检查是（）根据国务院核安全监管部门制定的检查大纲，对营运单位在各阶段的安全重要活动所进行的有计划的核安全检查。
574926γ辐照装置建成后，必须经国家有关部门验收合格，取得（），方可运行。
574927高效微粒空气过滤器（HEPA），又称绝对过滤器，用来捕集废气中超细颗粒灰尘，对于粒径（）%。
574928我国第二座铀氢锆脉冲堆是西安脉冲堆，西安脉冲堆稳态额定运行功率（）MW，最大脉冲峰功率（）MW。
574929预拌混凝土生产企业可为施工单位制作和养护混凝土强度试件。
574930AP1000堆芯平衡燃料循环，采用轴向设置（）区。
574931普通混凝土园柱体抗压强度标准试件的尺寸分别为：φ100mm×200mm、φ150mm×300mm、φ200mm×400mm。
574932混凝土抵抗压力水渗透的性能，称为混凝土的抗渗性，它分4级。
574933核动力厂（）对核动力厂人员的资格负责，并以必要的资源和设施支持培训部门。
574934（）的电离密度大，但穿透能力很弱，因此在外照射时，对机体的损伤作用很小，然而在内照射情况下，它对机体的损伤作用则很大。
574935反应堆里人们预定的各种安全警戒限度，与反应堆的事故工况相比，相差还很远，这就是所谓（）。
574936钢筋进场时，应按照国家现场相关标准的规定抽取试件作（）检验，检验结果必须符合有关标准的规定。
574937测定混凝土坍落度时，应将试样一次性装入筒内。
574938贯入法检测砌筑砂浆强度时，每一构件应测试16点，测点应均匀分布在构件的水平灰缝上。
574939对外部人为事件详细评价的基本要求包括应将每个有影响事件的发生概率与所获得该事件的设计基准概率值进行比较。如果某一有影响事件的发生概率值低于设计基准概率值，则对该有影响事件（）。
574940核动力厂的设计（包括设计手段和设计输入与输出）的恰当与否，必须由（）进行验证或核实。
574941在铀矿冶加工过程中，固液分离以前各工序均属于甲级放射性工作场所，每小时换气（）次。
574942防护与安全最优化的过程，可以从直观的定性分析一直到使用辅助决策技术的定量分析，以便实现：根据最优化的结果制定相应的（），据此采取预防事故和减轻事故后果的（），从而限制照射的大小及受照的可能性。
574943存在核材料（235U、239Pu等）的核设施退役，应该尽早盘点与转移核材料，可能残留的易裂物质可通过（）做出估算，但应考虑这种估算的不确定性。
574944ASCOT导则分别给出了对政府及其部门、营运单位、研究单位和设计单位提出的“INSAG基本提问”；“引导提问”；之后给出了针对该基本提问的（），用来说明好的核安全文化的具体表现形式。
574945虽为过期但已受潮结块的水泥，使用时必须重新试验确定实际强度等级。
574946带肋钢筋应在其表面轧上特点，标志内容有（）
574947238U系，又称4n+2系，238U经过（）衰变形成稳定核素206Pb。
574948目前一座压水反应堆配（）台汽轮机。
57494920t天然水中含有（）重水。
574950欧洲压水堆（EPR）安注箱的运行压力（）bar，运行温度是（）。
574951对放射治疗的加速器，安全联锁装置只有在（）参数选定后，控制台必须显示上述辐照参数预选值，并与治疗室的一致，治疗室迷宫的防护门关闭的条件满足时，才允许进行照射。
574952对单位工程内且在同一条件下的工程桩，当符合下列条件之一时，应采用单桩竖向抗压承载力静载试验进行验收检测：（）
574953乏燃料后处理的铀纯化循环阶段若料液中的235U富集度有可能超过规定的临界富集度限值，则须采取（）等控制措施。
574954高温气冷堆燃料元件核芯的热解碳和碳化硅包覆层的作用是（）。
574955核事故应急演习的具体目的包括检验应急计划的各有关部分或整个应急计划是否可（）实施。
574956辐射育种使用中子辐照，一般使用的剂量范围为（）n/cm2。
574957我国第一座研究性反应堆是（）实验堆。
574958国务院核安全监管部门对于偏离运行技术规格书的特许申请进行审评和批准，审评结果通知营运单位和地区监督站，必要时由（）监督其实施。
574959墙体节能工程，质量锚固件检验力学性能检测，每个检验批不得少于（）
574960在原子能级图中，用三个量子数n、l、j来描述不同的能级。其中n、l是与电子轨道运动相关的量子数，而j是与电子的自旋运动相关的量子数，j与l的关系是（）。
574961普通商品混凝土小型空心砌块强度检验试样每组为（）块
574962填土压实环刀法取样应在雨天进行。
574963在铀选矿后铀品位达到（）%时，铀精矿的γ辐射剂量可达25mR/h以上。
574964同条件养护试件的强度代表值，根据强度试验结果，乘折算系数取用。折算系数宜为（）。
574965在焊接过程中，焊工、钢筋牌号、直径只要有一个发生变化，应重新进行焊接工艺试验。？
574966（）这一级别的地震动对应于严重性较低和可能性较大的地震荷载条件。
574967核动力厂厂区人员的工作场所和工作环境必须按照（）原则设计。
574968重铀酸铵（ADU）转化成UO2粉末时，其工艺参数对UO2粉末的性质影响极大。例如UO2粉末的比表面积、松装密度和流动性与（）密切相关。
574969在环境辐射监测方面，环境保护部在（）设立环境辐射监测技术中心，该中心是全国辐射监测技术、信息、质保中心，此外还承担对其他省级环保局辐射样品的集中分析任务。
574970在现浇混凝土结构中，应以300个同牌号钢筋电弧焊焊接接头作为一批。
574971《核动力厂质量保证安全规定》规定：对于严重的有损于质量的情况，大纲必须对（）做出规定，以防止其再次出现。
574972压水堆核电厂功率调节的平调节特性是当负荷变化时，维持一回路的平均温度不变，蒸汽参数将随负荷下降而变化，平均每增加l%负荷，蒸汽温度（），影响汽轮机热效率。
574973为了最大限度地利用氟气，大多须设置气体净化并循环利用系统。约占（）%总产量的UF6是在辅助冷凝器中被收集的。
574974混凝土结构中要求充分发挥钢筋强度或对延性要求高的部位，应采用Ⅰ级接头。
574975按非统计方法评定混凝土强度时，其强度应同时满足下列要求：mfcu≥1.15fcu，kfcu，min≥0.95fcu，k
574976钢筋机械连接工程开始前，应对钢筋接头进行工艺检验。
574977应建立和执行记录签收制度，签收制度至少应包括（）。
574978钢筋每60吨为一批。
574979压水堆从蒸汽发生器产生的高温蒸汽流过（），带动发电机组发电。
574980核动力厂（核设施）所在地的省、自治区、直辖市（）负责本行政区域内的核事故应急管理工作。
574981核动力厂事故分析采用的运行参数需考虑不确定性。例如，初始温度±（）℃。
574982保持核动力厂安全状态所必需的辅助设施是（）。
574983目前在运行的压水反应堆的一回路设计温度多为（）左右。
574984同条件养护试块的等效养护龄期不应小于20天，也不宜大于60天。
574985为实现对高放废物中核素万年以上的安全包容和隔离，采用（）体系。
574986混凝土是由水泥、水、粗细骨料，按适当比例配合，经均匀搅拌、密实成型和养护硬化而成的人造石材。
574987《放射性物品运输安全管理条例》规定国务院核安全监管部门，省、自治区、直辖市人民政府环境保护主管部门或者其他依法履行放射性物品安全监督管理职责的部门，有不依法做出行政许可或者办理批准文件、违法收取监测费用等违法行为的，对直接负责的主管人员和其他直接责任人员依法给予（）.构成犯罪的，依法追究刑事责任。
574988预拌混凝土交货检验时，应对坍落度进行检测。
574989核动力厂监测和评价设施应具备（）功能。
574990核反应堆保护系统通过安全驱动系统和安全系统辅助设施，完成所需的安全动作，维持安全并（）事故后果。
574991西安脉冲堆有（）根脉冲棒。
574992对于有其他特殊要求的强度等级小于C30的混凝土，其所用碎石中泥块含量不应大于0.3%。
574993带电粒子通过物质时，只是使电子从低能级状态跃迁到高能级状态，这种过程叫原子的（）。
574994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溶剂蒸馏处理装置接收料液之前，应在各萃取循环的溶剂处理工序对有机物流用（）彻底处理，并且用水清洗，以保证这些物流中硝酸盐（氧化物）含量非常低。
574995混凝土抗折强度是指混凝土的抗弯拉强度。
574996就地辐射水平测量之前必须先要制定详细的测量计划。作计划时，应考虑（）因素。
574997核燃料后处理是为了回收乏燃料中的（）。
574998对抗震等级为一、二级的框架结构，钢筋的屈服强度实测值与强度标准值的比值不应小于1.3。
574999核动力厂场内应急计划的“应急响应与防护措施”部分应规定各应急状态下的（）的方法和程序。
575000对抗震等级为一、二级的框架结构，钢筋的抗拉强度实测值与屈服强度实测值的比值不应大于1.25。
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