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电大

575901美国核管理委员会将核电厂设计基准事件按性质归为（）类。
575902原子物理学的主要内容是（）。
575903（）是指岩土体中重力水的自由界面。
575904核动力厂事故工况的辐射防护设计目标是把核动力厂可能释放的放射性物质给公众带来的风险以及由于这些释放和直接照射给厂区人员带来的风险限制在（）的水平。
575905强度等级C25，使用PO42.5水泥，石子最大粒径31.5mm，普通淡化砂，高效减水剂，出厂坍落度190mm的预拌混凝土属于通用品。
575906放射性废物的大体积浇注固化选择的配方和浇注工艺要考虑（）。
575907骨料最大颗粒直径40mm，砼抗压强度试块尺寸（mm）采用（）
575908第三代沸水反应堆的主要堆型包括（）。
575909而在外来粒子轰击下，原子核才发生裂变的现象称为诱发裂变，下列关于诱发裂变说法正确的有（）。
575910反应堆停堆信号应取安全级信号。停堆设定值需带上（）性。
575911室内环境中氡浓度检测时，采用自然通风的民用建筑工程，应在房间对外门窗打开后进行。
575912压水堆（PWR）最初是美国为（）设计的一种热中子堆堆型。
575913医用加速器和辐照加速器的迷宫口的辐射水平较高。为了减小这一效应，应在迷宫入口的内侧墙壁上贴一层（）。
575914第三代反应堆的主要堆型包括（）。
575915目前我国低、中放固体废物管理存在主要问题为（）。
575916钢筋常规检验一般要进行（）检验。
575917对流出物的管理主要是控制（）。
575918常用（）来测定金属材料的冲击韧度。
575919经验证明在喷涂混凝土防氡层厚度在（）cm时，可以降低氡析出量78%-95%。
575920用于检查结构构件砼强度的试体，应在砼（）随机抽取。
5759213个热轧钢筋焊接头试件的抗拉强度均不得小于该牌号钢筋规定的屈服强度。
575922UF6的收集指从氟化反应器及其净化反应器排放出来的成品混合气中分离出UF6，再将其转装于专用产品容器中。成品混合气中UF6的含量范围为（）%。
575923西安脉冲堆稳态控制棒下方还装有（）块UZrH1.6燃料跟随体和（）块石墨芯体。
575924核应急响应能力保持的培训旨在使场内、外所有承担应急职责和任务的工作人员熟悉和掌握应急计划的有关内容、应急组织的职责，具有完成特定应急任务的基本知识和技能，明确（）。
575925从一单位向另一单位传递的设计资料，必须是具有专用（）并由受权人员签发的技术条件、图纸或其他类似的予以控制的文件。
575926国际原子能机构（IAEA）的《安全丛书》第111-F号是（）。
575927AP1000安全壳氢气控制系统在（），限制和降低安全壳内的整体氢浓度。
575928砌体工程用水泥应以同一生产厂家、同一批号为一批，每批进行抽样。
575929应根据（）的要求，规定出各类记录的保存时间。
575930石材用密封材料的污染性基材尺寸为（25×25×75）mm，共需（）块基材，制成个试件。
575931我国铀矿冶对污染较轻、可继续利用的建构筑物，采用物理、化学等方法去污，达到（）要求后可转为民用。
575932击实试验的目的是获得在规定击实功下所能达到的最大干密度及其最佳用水量。
575933设计（）时，要正确计算辐射防护屏蔽，保证放射源的转移或屏蔽的控制系统可靠，装置一旦发生故障应有备用设施。
575934核电用户要求文件（URD）与欧洲核电用户要求文件（EUR）规定对于改进型核动力厂在丧失厂内外交流电源的（）内，燃料没有损坏。
575935SMA面层压实度指标是应达到马歇尔标准密度的96%（）
575936福岛事故后，国务院核安全监管部门对运行和在建核动力厂进行了一次较全面（包括核事故应急准备）的核安全大检查属于（）。
575937我国《核动力厂核事故应急管理条例实施细则之一》规定，核动力厂营运单位应根据核动力厂的设计特征和厂址特征提供应急行动水平；在申请（）时应提交修改后的应急行动水平供审评。
575938安全分级必须在核动力厂不同级别的构筑物、系统和部件之间提供合适的（），以保证划分为较低级别的系统中的任何故障不会蔓延到划分为较高级别的系统。
575939用摆式仪测定路面的抗滑性能时，滑动长度越长，摆值就越小。
575940高温气冷堆堆芯出口氦气温度可达到（）甚至更高。
575941中国高通量工程试验反应堆（HFETR）每盒燃料元件由最大外径为63mm的（）层同心套管构成。
575942建筑楼、地面砂浆则是每一层楼、（）地面取一组，不足（）时按计算。
575943中国核技术利用大体经历了开创时期、应用研究开发时期和全而发展时期。其中，（）年是核技术利用的开创时期。
575944用于放射治疗的剂量监测，应满足（）要求。
575945直径为28mm的HRB335钢筋复试，其屈服强度、抗拉强度必须大于等于（）可以判定为合格。
575946美国桃花谷高温气冷反应堆电厂热效率为（）%。
575947修理后或更换部件后的役前检查标准采用的是核设施（）检查标准。
575948在普雷克斯型工艺中，对于长冷却期高燃耗的燃料，（）的去除则须加以格外重视。
575949《放射性物品运输安全管理条例》规定建立二类、三类运输容器制造（）制度。
575950加速器工业CT由（）等组成。
575951砂浆强度检验评定时，任意一组试件的强度不小于（）设计等级。
575952重水堆按结构可分为压力管式和压力壳式，下列关于压力管式重水堆说法正确的有：（）。
575953对于硫、钼、铬浓度较高的高放废液，硼硅酸盐玻璃固化容易分离出第二相，常称为（）。
575954加速器厅、束流传输隧道的空气活化后，产生的感生放射性核素主要是（）。
575955碳素结构钢拉伸和冷弯试验取样数量是：
575956压水堆蒸汽管道断裂时，必须根据蒸汽管道断裂后一回路和二回路的（）评价蒸汽发生器传热管的完整性。
575957冷轧带肋钢筋拉伸试验每盘（）个，弯曲试验每批（）
575958中国先进研究堆CARR除了堆芯结构的设计特点外，还有（）特点。
575959除（）行动外，应急工作人员所受的剂量不得超过职业照射单一年份最大剂量限值（50mSv）。
575960用于瞬时剂量率测量的GM计数管的特点（）。
575961砂筛分析试验项目所需要的最少取样数量为2000克（）
575962人体受到照射的辐射源有两类，即（）和人工辐射源。
575963核事故应急演习中允许参演人员（）的演习情景是训练技术人员在事故条件下完成相应任务的最高级形式。
575964（）的包装物是钢结构的，并带有辐射屏蔽，运输乏燃料或高放废物的货包还必须考虑散热问题。
575965在核或辐射应急情况下，采取紧急防护行动的目的是为了减少所接受的剂量、降低受照人群发生（）效应的危险。
575966水泥出厂未超过三个月时，不必进行复验。
575967对于有抗冻要求的混凝土用砂，其泥块含量不应大于2.0%。
575968《质保规定》（HAF003）对物项控制的基本要求：对安全重要物项必须（），以确保其原有质量不致发生变化。
575969对于有抗冻要求的混凝土用砂，其含泥量不应大于3.0%。
575970核安全政策制定后，对于安全政策，要用“价值观”的概念去对待。涉及安全的价值观应当是（）。
575971压力管卧式重水堆（CANDU堆）每个循环回路带走反应堆（）的热量。通过蒸汽发生器传递给二回路，产生的蒸汽送入蒸汽轮机做功，带动发电机发电。
575972与钴源辐照装置相比，加速器的束流强度大，而且发散角小，束流密度大，特别适用于作为大功率辐照源。lkW功率的射束相当于（）Bq的60Co源。
575973检测机构和检测人员应当对试样的真实性负责。
575974欧洲压水堆（EPR）燃料组件数为（）。
575975华能山东石岛湾电站（HTR—PM）汽轮机额定功率（）MW。
575976为达到最有效降低甲状腺的受照剂量，应在吸入放射性碘之前或吸入后尽快服用稳定碘。吸入（）小时后服用，服用稳定碘已不起作用。
575977我国铀矿冶设施退役治理的基本原则是（）。
575978必须对记录进行控制，以保证质量保证记录的（）。
575979焚烧把废物无机化转变，使有机物转化为惰性灰烬物，避免（）的风险，提高贮存、运输和处置的安全性。
575980针对三哩岛和切尔诺贝利两次核事故，1988年IAEA出版了INSAG-3（1999年升版为INSAG-12）《核电厂基本安全原则》，对（）等方面作出了全面描述。
575981下列关于60Co和60mCo说法错误的是（）。
575982配制抗渗混凝土时，其碎石最大粒径不宜大于31.5mm。
575983核安全文化要求每个组织都要公开发布核安全（）。
575984当卵石的颗粒级配不符合要求时，宜采取措施，方允许使用。
575985下列关于快堆堆芯说法正确的有（）。
575986核设施退役的源项调查为（）提供依据。
575987基坑回填应分层夯压密实。取样测定压实以后的干土质量密度，其合格率应（）。
575988将核素的比结合能对质量数作图得到的比结合能曲线图，下列说法正确的有（）。
575989核动力厂场外应急计划（预案）必须切实可行而又周密严谨，其重点内容包括落实各项管理措施，确保应急响应的（）。
575990当采用重型击实试验时，粉质粘土垫层的压实系数λC可取（）。
575991铀浓缩工厂级联大厅一旦确认有UF6泄漏事件发生，应（）。
575992铀选冶厂应尽可能多的用（）来配制堆浸淋浸液。
575993放射源应在安全的房间或源库贮存，其防护墙应有足够的厚度，并按（）进行防护计算，使工作人员和公众不会受到超限值的照射。
575994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，该系统使用的设备是（）。
575995压水堆稳压器的具体作用是（）。
575996水性沥青基防水涂料AE－1类一等品的粘结性为（）。
575997闪电对核设施的安全影响在我国曾多次发生。我国四川省高通量工程试验堆，曾因闪电而数次（）。
575998西安脉冲堆脉冲棒由（）构成。
575999欧洲压水堆（EPR）系统设计遵循简单化和多样化原则。关于其特点说法正确的有（）。
576000三元丁橡胶防水卷材合格品的纵向断裂伸长率为（）。
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