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电大

575301现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵第（）道轴封是全设计压力的轴封。
575302氯化聚乙烯—橡胶共混防水卷材每（）为一验收批
575303辐射环境监测方法依据所拥有的监测手段和具体的环境条件，分为（）大类。
575304轻骨料混凝土小型空心砌块，按密度等级分为（）类。
575305掺量＜1%的同品种外加剂每（）为一批
575306当在厂址上或厂址所在流域河流的水文站上有充足且可靠的流量系列资料可以使用，采用概率论法（随机法）来确定洪水灾害是合适的。概率论方法的目的在于确定洪水可能的（），不考虑其发生的（）。
575307原生核素是存在于（）中的天然放射性核素。
575308固体放射性废物包装容器应方便拴固、堆码，可稳定地固定在运输车辆上。常规运输中遇到的加速度、振动和共振作用，不会破坏废物包的（）。
575309经历了几代的改进，压水堆的单堆电功率已由18.5万kW增加到（）万kW或更大。
575310在大亚湾核电厂的核仪表系统采用三种不同量程的8个独立测量通道来测量反应堆功率，三个量程之间两两互有重叠至少（）个数量级，确保从停堆直到满功率运行的整个阶段，系统都能连续提供信号控制和保护反应堆。
575311（）是建筑门窗的物理性能。
575312使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证，应当具备：放射性同位素与射线装置使用场所有防止（）、防止工作人员和公众受到意外照射的安全措施。
575313场地平整填方，要求每层按（）取样1组。
575314服用稳定碘对甲状腺吸收放射性碘的阻断作用的有效性决定于服用稳定碘相对于摄入放射性碘的（）。
575315欧洲压水堆（EPR）（）的安全系统使预防性维修得到了优化。与当前核动力厂相比，在运行期间可以完成系统部件的试验和维修，即可进行不停运的日常保养维护。
575316（）是防火隔离带的复验项目。
575317一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析（）严重事故下的物理现象，说明可能造成安全壳完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。
575318膨胀剂每（）吨为一批。
575319一般认为每一个U235、U233或Pu239的原子核裂变时大约要放出（）的能量。
575320环境辐射监测完成的全部测量，实际上是要求使用电子仪器来给出定量数据。通常要求分析人员至少理解他们所用仪器的（）。
575321从事就地核辐射水平监测的人员事先必须经过培训，使之熟悉监测仪器的性能，在现场可以进行简单维修，并应具备判断监测数据是否（）的能力。
575322石油沥青以同一产地、同一品种、同一标号，每（）为一验收批。
575323使用γ放射源主要防止（）。
575324年产量500吨以下的防水剂每（）吨为一批。
575325国家核安全局相关业务工作主要包括负责电磁辐射装置设施的（）。
575326生产UF6过程中废气处理的固体化学阱法，可用作捕集剂的有活性Al2O3、无水CaSO4、活性炭和碱石灰等，其中（）可以处理废气中的全部有害成分，不致产生过高的热效应，吸附层温度可维持在10-42，而且回收铀也较方便。
575327在核安全防护研究中，用中子发生器测量（）MeV中子通过空气、水和各种材料的中子衰减和屏蔽性能。
575328实施概率安全评价分析的第一步就是要产生一个需要分析的（）（IE）清单。
575329必须（）有关核动力厂维修、试验、监督和检查的数据，以确认性能符合设计假设和对设备可靠性的预期。
575330对于有其他特殊要求的小于或等于C25混凝土用砂，其含泥量不应（）。
575331核动力厂的补给水系统中的（）提供给要求无氧和无放射性的系统和设备，用于冲洗、浸泡等。
575332年浅表个人剂量当量，它是身体上指定点下面深度（）mm处的软组织的剂量当量，它适用于（）贯穿辐射。
575333对于有抗渗要求的混凝土，其所用碎石中的泥块含量不应（）。
575334（）是核与辐射设施对环境造成影响的源项，其管控的好坏直接反映环境影响的程度。
575335核设施的工作人员是根据（）来判别是否应进入应急状态及应进入哪一级应急状态。
575336辐射诱发细胞死亡、突变及恶性突变的部位是在细胞核内，（）是主要靶，电离和激发主要通过对其的作用使细胞受到损伤，导致各种健康危害。
575337最大限度地提高员工核安全文化素养、改善员工绩效的方法在于确定并消除（）上的薄弱环节，从其上预防错误的发生。
575338对于有抗冻要求的混凝土，其所用碎石中的泥块含量不应（）。
575339卵石的压碎值指标最小值为（）。
575340我国对铀矿勘探、开采和加工设施的监督管理基本要求包括（）。
575341即使所有其他的排热手段已经丧失或不足以排出热量时，总能接受核电厂所排出余热的一种（）被称为最终热阱。
575342欧洲压水堆（EPR）在堆芯的物理设计上，采用大堆芯，有241组燃料组件，以（），提供了大的裕度。
575343液限（）的土不得直接作为土路基的填料。
575344强度等级高于C60的混凝土用石，其最大粒径不应（）。
575345华能山东石岛湾电站（HTR—PM）蒸汽发生器出口处压力为（）MPA.7.0
575346IAEA要求在核设施在（）阶段定期修改退役计划，到核设施关闭时提出完整的退役计划。
575347大亚湾核电厂稳压器电加热器由（）根直管护套型电加热器元件组成，共分为（）组。
575348见证取样送样的范围要求那些试块、试件和材料必须实施见证取样和送检：
575349电离室型剂量仪在电离室壁厚度满足（）而对γ射线的减弱可以忽略的情况下，剂量仪测量照射量（率）的灵敏度（响应），在（）光子能量范围内基本保持不变。
575350当低、中放废物处置场达到设计和许可证规定的废物体积或/和放射性总量之后，处置场就要进入（）阶段。
575351较大辐射事故是指（）类放射源丢失、被盗、失控。
575352《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（）质量保证体系。
575353快堆的链式反应由（）进行控制。
575354预应力冷拔钢丝的机械性能应该逐盘检验，进行抗拉强度、伸长率和反复弯曲试验。
575355分层浇筑混凝土，当底层混凝土初凝后浇筑上一层时，应该按施工技术方案中对施工缝的要求进行处理。
575356任何一个原子核都可由符号AZXN来表示。其中右下标N表示（）。
575357混凝土浇筑完毕后的（）小时以内应该对混凝土加以覆盖并保持潮湿养护。
575358压水堆安全注入系统的蓄压箱内是硼浓度（）的含硼水。
575359辐射工作单位应当编写放射性同位素与射线装置安全和防护状况年度评估报告，于每年（）前报原发证机关。
575360小事件的数量进一步增多，较重大的事件也开始发生，发生在单位核安全文化水平衰退的（）阶段。
575361净化后的放射性废水必须经监测，达到合格标准后才能排放。超过限值的废水不准用（）法降低等级和稀释排放。
575362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（）处必须设校验源，操作人员进入辐照室之前用校验源检查剂量仪表是否正常。
575363如果将由后处理得到的钚与铀富集后得到的贫铀制成快增殖堆燃料并实现快堆燃料循环，则铀资源的利用率可高达（）%。
575364复合硅酸盐水泥的代号是（）
575365发现裂变到链式反应堆的建立，仅仅花了4年的时间，1942年12月第一个铀堆在（）投入运行。
575366（γ，n）反应的阈能≈（）MeV。
575367每水冶加工1t铀矿石，排放（）t尾矿。
575368西安脉冲堆使用的铀氢锆燃料元件，元件两端还各装有1块（）芯块，用作堆芯的（）。
575369一旦发生辐射事故，需尽快采取相应的应急处置措施，尽量减少其实际后果、（）影响范围。
575370在二分裂情况下，对（）的核素，其自发裂变和低激发能诱发裂变的碎片质量分布是非对称的，称为非对称裂变。
575371钢筋机械连接接头工艺检验不合格，不得复检。
575372（）是指地下水位以下被水所充填的岩土范围。
575373应定期对试模进行自检，自检周期为六个月。
575374营运单位必须制定评价和改进核动力厂培训大纲的（）。
575375水泥砂浆采用机械搅拌，搅拌时间不得少于180S。
575376内照射防护的基本原则是制定各种规章制度，采取各种有效措施，阻断（）进入人体的各种途径，在（）原则的范围内，使摄入量减少到尽可能低的水平。
575377监查是通过对客观证据的调查、检查和评价，为确定所制定的（）及其他文件是否齐全适用，是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。
575378当在核动力厂的运行实践中使用口头和/或书面指令时，应按（）执行，以保证口头和/或书面的指令不会偏离制定的运行规程以及不违反规定的运行限值和条件。
575379我国秦山三期两台机组是电功率为72.8万kw的重水堆核动力厂，采用的是由（）设计建造的（）重水堆，称为CANDU型重水堆。
575380水泥混合砂浆采用机械搅拌，搅拌时间不得少于120S。
575381砂浆应随拌随用，当施工期间最高温度超过30℃时，水泥砂浆应在拌成后2小时内使用完毕。
575382密封放射源按（）可分为检查源、工作源、参考源、标准源等。
575383中国高通量工程试验反应堆（HFETR）的堆芯布置方案有（）种。
575384合金钢中的铜含量小于（）%时对焊接性无明显影响。
575385钢筋机械连接接头，应以500个为一个验收批进行验收。
575386大破口失水事故中出现“旁通”现象的是（）阶段。
575387核动力厂退役所产生的废物量相当于其运行所产生的废物量的总和，而极低放废物所占的比例要占核动力厂退役废物量的（）%。
575388在核设施厂址适宜性评价中，必须考虑的因素是（）。
575389根据拌合方式的不同，混凝土分为自拌混凝土和预拌混凝土。
575390核产品二氧化铀国家质量要求是：严格控制产品中吸收中子能力较强的镉、钼、钛、钨、钽、矾等元素含量不超过（）。
5753912009年，IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准（IAEA，GS-G-1，2009），这新废物分类特点是增加了（）。
575392Ⅰ类民用建筑工程对装修材料的放射性检测时，其内照射指数（Ira）应（）。
575393强度等级为C25混凝土，当所用碎石的含泥是非粘土质的石粉时，其含泥量不应大于4.0%。
575394所有从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据（）的相关规定取得资格许可。
575395核动力厂的设计，包括后来的变更或安全的改进，必须（）。
575396在核动力厂（），须编制完备的应急计划、相关技术支持性文件及必要的实施程序，并切实落实各项应急准备措施。
575397IAEA把核设施退役分为三种策略，其中立即拆除适于（）。
575398为抗御主蒸汽管道破裂事故，要求核电厂（）。
575399钢中的（）元素会使钢材出现“热脆”现象。
575400蒸汽发生器传热管的可靠性主要取决于传热管的（）。只要有一根蒸汽发生器传热管断裂就可能造成放射性物质的泄漏及核动力厂长期停闭。
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