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575401民用建筑工程中采用的水性处理剂，，其甲醛应（）。
575402工地现场使用的光圆钢筋，采用冷拉方法调直时，其冷拉率不宜大于（）
575403铀-235吸收中子后，除了发生裂变反应以外，也可能发生（）反应。
575404铀浓缩生产主工艺厂房排放的含铀气溶胶尾气一般经（）级尾气净化设备处理，并达到规定的排放标准。
575405经化工转化工艺制备合格的UO2粉末首先要经过合批均匀化处理，其目的是使不同批次的粉末（）更加均匀一致。
575406反应堆中氙-135的产生途径有两种，第一种是由铀-235裂变直接产生，第二种是由裂变产物碲-135经过两次β衰变得到，产额为（）。
575407《核动力厂质量保证安全规定》规定：“采取适当的措施，以保证鉴别和纠正有损于质量的情况，例如（）以及其他方面的不符合项。
575408对接头的每一验收批，必须在工程结构中随机截取（）个接头试件送检。
575409从事核设施退役的工作人员要（）合格之后才能上岗。
575410极毒放射性核素毒性组别修正因子为（）。
575411钻芯法进行混凝土强度检测时，按批进行检测的构件，抽检数量不得少于同批构件总数的（），且芯样数量不得少于15件。
575412核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责包括向（）报告事故情况。
575413上海地区墙体节能工程所用材料进场复验，单位工程建筑面积在20000M或保温面积在15000M以上的工程，每增加10000M建筑面积或保温面积8000M，抽样不得少于（）次。
575414反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的接管安全端均选用（），相应的供货技术条件为ASMESA182。
575415在核电厂厂址最终批准前，应论证应急计划的（）。
575416钢筋保护层厚度检测时，每次抽样检验结果中不合格点的最大偏差均不应大于允许偏差的（）倍。
575417高能质子不属于高LET射线，但它的深度剂量分布好，在人体内的剂量吸收曲线存在一个（）的布拉格峰。
575418能量为2MeV的中子慢化到1eV，中子必须与水中的氢原子核平均碰撞（）次。
575419（）是制备UF6和金属铀的原料。
575420一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（），分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏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。
575421辐照装置辐照工作场所的安全设计，应按（）进行屏蔽防护设计和计算。
575422按产源分为天然砂、人工砂、混合砂。天然砂是指由自然条件作用而形成的、公称粒径（）的岩石颗粒
575423核设施运行前环境本底调查大纲应体现（）目的。
575424砌筑砂浆制作试块，同盘砂浆只应制作一组，一组为（）个。
575425建造包括核电厂的（）在内的过程。
575426垂直放置的均匀加热通道，一般把环状流动时的液膜中断或烧干称为沸腾临界（CHF），有时将这种沸腾临界称为（）。
575427AP1000安全壳是钢安全壳，由（）个环段和上下封头组成。
575428可以把操作干预水平看成是行动水平的一种类型，用它可立即和直接地根据（）结果确定适当的防护行动。
575429铀矿原地爆破浸出与常规采冶工艺相比，减少了（）的出矿量。
575430水泥每批抽样不少于（）次。
575431见证人员证书，每隔（）年换证一次。
575432（）适用于固化化学泥浆、蒸发残液、焚烧灰等低、中放废物。
575433一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器高（）m以上。
575434欧洲压水堆（EPR）非计划容量因子的损失率小于（）%。
575435反应堆停堆信号至控制棒开始自由下落的延迟时间，应按实验结果加上（）性。
575436核燃料组件的上下管座一般由（）制成。
575437与比释动能相对应的随机量是（）。
575438乏燃料采用干式贮存方式的贮存时间可长达（）。
575439应急行动水平就是用于发现、和确定应急等级的预先确定的、可以观测的特定准则。应急行动水平（EAL）可以是（）；或者如果发生则表明将进入应急状态的其他现象。
575440砌筑砂浆试块尺寸（mm）为（）。
575441砼小型空心砌块主要规格尺寸（mm）390×190×190。
575442反渗透法在浓缩低放射性废液方面与其他方法相比具有的优点（）。
575443在进行商品混凝土拌合物塌落扩展度实验时，最大直径和最小直径之差（），此次实验无效。
575444辐射环境监测的监测手段是（）。
575445蒸压灰砂砖每一生产厂家，每15万块为一个检验批，从尺寸偏差和外观质量检验合格的样品中随机抽取10块/组。
575446《放射性物品运输安全管理条例》规定托运（）类放射性物品的托运人，应当委托有资质的辐射监测机构进行表面污染和辐射水平监测。
575447燃料温度升高会使燃料的中子共振吸收（），即存在（）。
575448可以用于制成实验室用60Co源与核反应堆中著名的裂变核素的增殖反应的是（）。
575449商品混凝土每个试样应随机从一盘或一运输车中抽取，商品混凝土试样在卸料过程找那个卸料量的（）之间采取。
575450核安全应急准备状况的检查的目的是核实和监督营运单位应急准备实际情况，了解其应急响应能力（）状况。
575451对于高放废物处置，现在世界上已建18个普通地下实验室和多个特定场址地下实验室，我国正在积极筹建地下实验室。
575452砂垫层材料应选用级配良好的中、粗砂，含泥量不超过3%，并剔除去树皮等杂质。
575453当物项具备下列（）属性时，仅采用收货检查进行验收就可达到满意结果。
575454现在国内倾向采用（）类型的固体放射性废物包装容器。
575455γ射线远距治疗机的准直器起（）射线束的作用。
575456核素是指在其核内具有（）的一种原子核或原子。
575457我国目前执行的《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》是（）。
575458检测机构从事下列哪项检测业务，应当取得相应的资质证书。
575459对于有抗渗要求的混凝土，其所用碎石中泥块含量不应大于0.2%。
575460工业货包、A型货包、B型货包或C型货包，只要其内装物中235U的富集度（）%即为易裂变材料货包。
575461乏燃料后处理产品一般要求回收铀的β/γ放射性活度不大于老化后的天然铀放射性活度的（）倍。
575462反应堆冷却剂泵可分为两大类（1）全密封泵（2）轴封泵。全密封泵比轴封泵效率（）。
575463钢中加入微量的（）就可改善钢的致密性和热轧性能，提高强度。
575464有可能成为易裂变材料货包的是（）。
575465当混凝土强度等级≥C60时，应进行岩石抗压强度检验。
575466对于有其他特殊要求的混凝土，其所用碎石中的含泥量不应大于0.5%。
575467送低、中放废物处置场处置的废物必须提前递交废物处置申请单，其内容包括（）。
575468概率安全评价（PSA）所考虑的核动力厂始发事件的确定可以采取（）种方法。
575469《质保规定》（HAF003）对检查和试验控制的基本要求包括（）。
575470入射粒子能量在（）区间，称中能核反应。
575471冷却剂在压力容器流动时，有一部分没有用来冷却燃料元件，此称为旁路流量。大亚湾核电厂从安全上留有余量，旁路流量的热工设计值为总流量的（）。
575472掺用外加剂的砂浆应采用机械搅拌，搅拌时间不得少于5min。
575473民用建筑工程中使用的壁布，其游离甲醛释放量应（）。
575474IAEA的安全标准“基本安全原则”（《安全标准丛书》第SF-1号）提出的安全原则适用于（）。
575475我国参照国际原子能机构的的有关规定，按照放射源对人体健康和环境的潜在危害程度，从高到低，将放射源分为（）类。
575476裂变产生的能量中（）在反应堆停闭以后很长一段时问内仍能继续释放，因此，必须考虑停堆后对燃料元件进行长期的冷却，对乏燃料发热也要引起足够的重视。
575477在铀选冶纯化的煅烧、冷却、产品包装岗位，要进行严格（），防止高活性铀氧化物微尘和a气溶胶外泄，污染作业环境。
575478结构混凝土钢筋保护层厚度检测时，对梁、板类构件，其抽样频率为（）。
575479下列不属于流出物的来源的是（）。
575480华能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆考虑到控制棒的反应性当量，堆芯的直径限定在（）m以下。
575481核电厂厂址安全评价的评定阶段可划分成（）阶段。
575482核动力厂物项的质量保证等级的划分可以有（）种办法。
575483建筑用砂指适用于建筑工程中混凝土及其制品和建筑砂浆用砂。
575484（）浮获中子时释放的γ射线很少，可以忽略。
575485钢结构工程焊缝检测中，二级焊缝探伤比例为（）。
575486对于有抗渗要求的混凝土用砂，其含泥量不应大于2.0%。
575487对于核安全1级设备，必须按照实际可能的最高（）标准来进行设计、制造、安装和试验。
575488炼钢过程中，锰是良好的脱氧剂和脱硫剂，一般钢中含锰（）%。
575489对于有其他特殊要求的小于或等于C25混凝土用砂，其含泥量不应大于5.0%。
575490因为核材料管制是以核不扩散为目标，因此衡算周期要保证使觉察时间小于转换时间。按当前标准，转换时间和时效目标值相当，未辐照过直接使用核材料时效目标为（）个月。
575491轻水堆核动力厂汽轮机热效率低，即使先进压水堆核电厂热效率也仅约（）%，而先进火电机组可达到（）%以上。
575492核设施退役的最终目标是（）。
575493核动力厂场内应急计划的“应急响应能力的保持”部分应概要说明对应急计划进行评议和修改的（）。
575494燃料元件内的导热分析，在柱状燃料块内，是（）的导热问题，锆合金包壳是（）的导热问题。
575495核动力厂营运单位在核事故应急管理方面的主要职责是（）。
575496钻芯法可检测有疑问桩身的混凝土强度，芯样应在（）浸泡40-48h。
575497国家对放射性污染的防治，实行（）的方针。
57549823℃时玻璃幕墙用结构胶标准条件拉伸时，其最大拉伸强度时伸长率应（）。
575499建筑幕墙抗风压性能分为（）级。
575500由辐射引起的显现在受照者本人身上的有害效应叫躯体效应。急性的躯体效应发生在短时间内受到大剂量照射事故情况下，属于（）效应。
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