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575801贮存、领取、使用、归还放射性同位素时，应当进行（），做到账物相符。
575802乏燃料后处理产品的总回收率（）%。
575803如果反应堆冷却剂中含有氧，则功率运行期间的主要辐射源是（）。
575804（）是常用的建筑密封材料。
575805压水堆安全注入系统的蓄压箱内覆盖绝对压力约为（）MPa的（）气。
575806验证是为确定物项、过程、服务或文件是否符合规定的要求而进行的（）的工作。
575807蒸压加气混凝土砌块的干密度级别有（）。
575808国家核安全局的核安全监督管理建立起了独立于核能与核技术利用工作的专职核与辐射安全技术后援队伍（），在几个单位的支持下专门为国家核安全局提供核安全监管技术支持。
575809用CS-30型回旋加速器产生的26MeV质子轰击（）靶，得到放射性同位素67GA.Cu
575810当混凝土强度等级≤C25时，砂中的含泥量为（）。
575811β放射源敷贴嚣不用时，应放在有屏蔽能力的容器内。容器应（）。
575812在（）中，氙中毒的影响较小。
575813核技术应用放射性废物库选址初选的目标是通过对区域初步调查和初步评价，选出（）个候选场址。
575814定义干预水平为“在应急（或持续照射）情况下据以采取特定（）的可防止剂量”。
575815AP1000堆芯平衡燃料循环，堆芯燃料采用（）泄漏装载方式。
575816（）只用于量度x或γ射线在空气介质中产生的照射效应。
575817混凝土试件要放在养护架上养护。试件之间应保持（）的间距。
575818出射粒子与入射粒子不同，剩余核不同于靶核，也就是一般意义上的核反应。在这一类核反应中，当出射粒子为（）时，我们把这类核反应称为辐射俘获。
575819电渣压力焊只应使用于柱、墙等构件中竖向受力刚进的连接。
575820核电厂厂址安全评价的评定阶段可划分成进一步划分成验证和确认阶段，在确认阶段为分析和详细设计确定所需要的厂址（）。
575821蒸汽发生器按（），可分为：（1）自然循环蒸汽发生器（2）直流（强迫循环）蒸汽发生器。
575822使用现场的钢筋应按产品规格分开堆放，并清晰标明（）
5758231万米以上的飞行，1h的飞行可能受到（）μSv的剂量。
575824安全壳的失效模式按损坏起因可以分为：（）。
575825在辐射防护监测中，有许多测量结果很难用当量剂量来直接表示。但是，可以根据（），通过一定模式推导出一个供辐射防护监测结果比较用的限值，这种限值称为（）。
575826（）的设计应能经受正常（小事件）运输条件的考验，即经受正常运输条件考验后，不泄漏其内装物，也不丧失其屏蔽完整性。
575827检测试验试样不得在现场以外的任何其他地点制作，但部分检测试验试样可由生产厂家或供应商直接向检测单位提供。
575828铀废石、尾矿表面覆盖隔离层的设计应该考虑多重防护作用，典型铀尾矿滩面覆盖隔离层应包括（），以确保防氡效果。
575829美国的AP600和AP1000堆型核电厂采用的是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，它的辅助系统简化：无（）系统。
575830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，检测下面哪些参数？（）
575831铀浸出的酸法浸出多以（）作浸出试剂。
575832核安全设备活动的申请单位进行具体核安全设备活动前，向（）提交《申请单位项目核安全设备活动质量保证分大纲》。
575833AP1000非能动主控制室应急可居留系统能够在主控制室内居留人员最多为（）人的情况下，向主控制室供应的设计空气流量为110.4+8.5标准m3/hr，保持CO2的浓度小于（）%。
575834连续式平整度仪测定平整度时的技术指标是（）
575835按生产工艺和施工方法分类，混凝土可分为（）
575836弯沉的单位以（）计。
575837单相对流换热中分为（）对流换热。
575838按国际原子能机构（IAEA）推荐的核与辐射事件分级表（INES），日本东海核设施临界事件使工作人员受到致死过量照射属于（）级核事故。
575839采用高应变法进行单桩竖向抗压承载力验收检测时，抽检数量不宜少于总桩数的（），且不得少于5根。
575840（）核能界对对核安全管理有了进一步的重视，并在全面总结事故原因的基础上，形成了核安全文化理念。
575841（）是铀的一种同位素，在后处理过程中不可能与其他铀同位素分离，但它具有强放射性，会给后面再制燃料元件带来困难。
575842β衰变的半衰期一般是大于（）s。
575843在（）应急计划时，往往需要进行很多次研究性的单项演习。
575844核燃料芯块装管采用机械化自动装管工艺，也有使用手工装管工艺。芯块的上端要装入（）隔热块和弹簧。
575845含有半衰期大于5a，小于或等于30a（包括137Cs）的中放固体废物比活度（）。
575846进行放射治疗时，要选择合适的照射条件，要特别注意对敏感、关键的正常组织的防护。如对（）器官和组织进行屏蔽，以减少放射治疗的副作用。
575847核动力厂宣布进入（）状态时，场内非应急人员应从场区撤离。
575848当采用低应变法或声波透射法检测时，受检桩混凝土强度至少达到设计强度的（），且不小于15MPA.50%
575849放射性水泥固化配方要考虑的因素包括盐灰比。盐灰比大则（）。
575850工地现场使用调直后的光圆钢筋的重量负偏差应不小于（）
575851贯入法检测砌筑砂浆强度时，试样数量不应少于砌体总构件数的（），且不应少于6个构件，基础砌体可按一个楼层计。
575852无机抗压强度试件在到龄期前一天取出浸水一昼夜，再进行抗压强度试验。
575853通过采用各种通风防护措施后，有效地控制和减少了氡的浓度，可使铀矿井空气中氡的合格率由原来的44-60%提高到（）%。
575854下列属于放射性普查的是（）。
575855为了使工作人员减少所受辐射剂量，在放射源和操作人员之间放置防护屏蔽，对β射线最好用两种材料，靠近源的部分用（）以减少轫致辐射，外面用（）材料。
575856在辐射生物学的研究中，辐射敏感性的判断指标多用研究对象的（）来表示。
575857压水堆堆芯吊篮由（）而成，对机加工机床的能力要求比较高。
575858压水堆的反应性控制主要通过改变（）实现。
575859核动力厂所有与将来退役有关的重要资料都应该适当（），以便于将来使用时检索。
575860放射性固体废物近地表处置场选址的大地构造和地震活动应遵循的准则是：
575861按照美国机械工程师学会相关规范，反应堆冷却剂系统压力容器允许最大瞬态压力为（）%的设计压力。
575862浮称法适用于土粒粒经等于、大于5mm的各类土，且其中粒经大于20mm的土质量应小于总土质量的（）%
575863中国先进研究堆CARR反中子阱型结构设计的特点是（）。
575864采用贝克曼梁检测弯沉，双侧同时测定时，应对双侧测定的弯沉值平均后，再进行评定。
575865在地浸采铀中，地浸工艺对地下水复原技术措施：⑴地下水清除法⑵反渗透法⑶自然净化法⑷还原沉淀法，还原沉淀法所采用的还原剂是（）。
575866对孕妇应施加补充的剂量限制，并限制放射性核素摄入量<（）ALI。
575867照射在（）情况下，可以分为应急照射和持续照射。
575868标准击轻型击实功为（）KJ/m3。
575869重铀酸铵（ADU）工艺流程中的分解还原利用（）将氟除去，使氟含量降到2×10-4以下。
575870普雷克斯型工艺流程的共去污-分离循环（第一循环）通常由（）台接触器组成。
57587140K的半衰期为（）A.1.28×106
575872灰土灰剂量取样频率为每一层每（）m2取样一组检测。
575873核材料和核设施的实物保护级别取决于对核设施或核材料的（）。
575874核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括对参加操作的所有工作人员要进行培训，确保工作人员（）上岗。
575875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，非饱和粘性土地基尚不应少于21天。
575876核动力厂通信系统在应急情况下应有（）的能力。
5758772009年，IAEA发布了一个新的放射性废物分类标准（IAEA，GS-G-1，2009），按IAEA定义，极低放废物为（）的废物。
575878筒压法检测砌筑砂浆强度时，在每一测区内，从距墙表面30mm以里的水平灰缝中凿取砂浆约4000g，砂浆片、块的最小厚度不得小于8mm。每个测区的砂浆样品应分别放置并编号，不得混淆。
575879模块式高温气冷堆（）是阻止放射性外泄的第四道屏障。
575880压水堆燃料芯块叠放在壁厚（）mm的（）合金包壳中。
575881在核燃料裂变产生的几百种裂变产物中，对反应堆链式反应危害最大的是（）。
575882同一厂家、同一牌号、同一规格的调直钢筋，重量不大于（）为一批。
575883《中华人民共和国放射性污染防治法》第三十二条规定：生产放射源的单位，应当按照国务院环境保护行政主管部门的规定（）废旧放射源。
575884核安全文化评价组对核安全文化进行评价，包括（）。
575885AP1000氢气浓度监测系统有（）个监测器。
575886纵向受力钢筋保护层厚度的允许偏差，对梁类构件为（），对板类构件为+8mm、-5mm。
575887能量大于（）的加速器为I类射线装置。
575888服用稳定碘的目的是保护（）。
575889《放射性物品运输安全管理条例》规定制造单位对生产的一类、二类运输容器进行统一编码，并在国务院核安全监管部门（）。
575890结构性能检验中，在每批中随机抽取（）个构件作为试件进行检验。
575891重铀酸盐煅烧生产得到（）。
575892任何水泥出厂超过三个月，应该进行复验，并按复验结果使用。
575893沥青固化放射性废物的优点是（）。
575894西安脉冲反应堆水池内径2.5m、深8.5m，以（）覆面衬里，其外部为（）结构作屏蔽。
575895弹性体改性沥青防水卷材柔度试验6个试件至少有4个试件达到指标要求，即判该项合格。
575896应特别注意保证核动力厂运行规程与其预期的（）相一致。
575897EPR安全壳在设计压力下的泄漏率为（）%/d。
575898核电用户要求文件（URD）与欧洲核电用户要求文件（EUR）对新型压水堆的基本要求是：负荷调度为（）负荷跟踪。
575899钢筋混凝土用热轧带肋钢筋的牌号用HRP和牌号的屈服点最小值构成。
575900一个放射源的放射性活度随时间增加而（）。
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