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电大

576101Ⅱ型单组分聚氨酯防水涂料的断裂伸长率为（）。
576102工业辐照加速器一般采用（）。
576103如果在拟选核电厂厂址处发现能动断层，这个厂址必须被排除，因为在设计上不可能抵御这种地质力。能动断层是指在地表或近地表处有可能产生显著（）的断层。
576104核与辐射源项单位（即业主）必须设立或聘用有（）的单位来对其核与辐射设施运行可能造成的环境影响进行监测。
576105Ⅰ级玻纤毡塑性体改性沥青防水卷材的耐热度为（）。
576106在出现下列一种或多种（）情况时必须安排专门的质保监查。
576107高放废液的固化已开发研究了许多方法，现在被广泛采用的是（）固化。
576108辐射安全组织的形式及规模与其所从事的工作的（）有关。
576109目前，轻水堆乏燃料在反应堆现场至少贮存（）才被运出。
576110国家核应急响应中心应（）省核应急组织应急响应的有关信息。
576111历史上曾用过雷姆（rem）作为当量剂量的专用单位。1rem表示质量为1g的受照射物质吸收100erg的辐射能，1rem=（）Sv。
576112混凝土应根据混凝（）等要求进行配合比设计。
576113一般试验时规定，钢在经受（）次交变载荷作用时不产生断裂时的最大应力称为疲劳强度。
576114沸水堆汽水分离器组件是由圆顶形底板、焊在底板上的许多立管以及每根立管顶部的（）级汽水分离器组成的。
576115质保监查中常用的方法有（）。
576116泵送剂每（）吨为一批。
576117抗渗等级（）级的混凝土，简称为抗渗混凝土。
576118在新型反应堆设计中利用概率安全评价（PSA）有（）优点。
576119年产量500吨以上的防水剂每（）吨为一批。
576120（）强度等级的混凝土，简称为高强混凝土。
576121核与辐射安全法规标准审查委员会职能是对核与辐射安全（）进行技术审查，提出核与辐射安全法规标准建设的建议。
576122核动力厂汽轮机有全速和半速之分，（）MW以上机组，多数属半速机组。
576123（）必须实施见证取样和送检。
576124压水堆核电厂正常运行状态下，箱内充满（）ppm的高浓度硼酸溶液。
576125必须考虑到在（）的核动力厂状态下的设备老化和磨损效应。
576126国务院核安全监管部门对核动力厂运行监督管理活动的文件审查包括（）。
576127质量计划的格式可以是（）。
576128（）是高聚物改性沥青防水涂料物理性能的检测项目。
576129AP1000非能动安全注入系统的水源之中，（）执行低压安全注射功能，在LOCA事故时，能在很长时间问向堆芯注射较小的安注流量。
576130概率安全评价（PSA）在完成事件序列进行定量分析中，不仅要给出堆芯严重损坏频率（CDF）点估计值，还应进行（）分析。
576131核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析，慢化剂温度（密度）反应性系数取±（）%不确定性。
576132强度等级为MU15的粉煤灰砖，其抗压强度单块值（）。
576133一般二代压水堆核电厂中，属核3级泵的有（）。
576134如果反应堆中新生产出来的燃料超过了它所消耗的燃料，那么这种反应堆就称为（）。
576135强度等级为MU10的粉煤灰砖，其抗折强度单块值（）。
576136强度和抗风化性能合格的烧结普通砖，根据尺寸偏差、外观质量、泛霜和石灰爆裂分为（）质量等级。
576137下列属于核安全2级设备的有（）。
576138沸水堆的反应堆厂房，也称为二次安全壳。其功能是（）。
576139核动力厂的纵深防御要求具体到核动力厂的设计，技术安全目标必须为在某些运行工况和事故工况期间和之后的（）提供必要的手段。
576140欧洲压水堆（EPR）体现了法德两国超过1300堆年的核动力厂运行经验，采纳了法德两国最新投入的N4和KONVOI反应堆所应用的新技术，在核动力厂（）方面进行了改进。
576141乏燃料后处理的燃料溶解阶段的临界控制可用（）共同实现。
576142下列关于AP1000型压水堆核电厂的CV安全壳说法正确的有（）。
576143射线装置按照使用用途分为（）。
576144核燃料加工、处理设施的辐射安全措施主要应包括应预先分析运行过程中可能出现的各种事故及其后果，包括辐射事故和一般工业事故。根据事故分析制定出事故处理（），编写应急（）。
576145在审评监督意见的基础上，国务院核安全监管部门考虑其他方面的意见，形成初步管理意见后提交（）审议，在其提出咨询意见后，国务院核安全监管部门决定是否颁发核安全许可证件。
576146砌筑砂浆用砂的含泥量不应超过（）。
576147中等活度的γ放射源中，高比活度的（）等放射源可用于辐射照相探伤。
576148温度变化会使反应堆的反应性发生变化，其因素包括（）。
576149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：设计原则（）。
576150放射源的库存量和使用量要定期盘存，保管人员对所有放射源都要建账，转移或送贮的放射源要办理（）。
576151对不同时间进场的同批钢筋，不可按一次进场的钢筋处理。
576152在进行放射性药物影像诊断、131I治疗和放射免疫分析时，会产生放射性（）。
576153我国用哪些方法来、、检测结构混凝土强度（）
576154对于钢筋混凝土用砂，其氯离子含量不得大于（）（以干砂的质量百分率计）。
576155核设施退役审管部门的主要职责包括审核核设施退役（）。
576156对钢筋调直机械设备是否有延伸的功能的判定，可由施工单位检查并经监理（建设）单位确认。
576157石子以同一产地、同一规格、同一进场时间（）为一验收批。
576158反应堆为冷却、润滑安全（）级设备所需部件属于核安全3级设备。
576159确定核电厂厂址罕见气象现象（如龙卷风或水龙卷、热带气旋及其他事件）危险性的方法有（）。
576160核反应堆保护系统由（）组成。
576161快中子堆的慢化剂是（）。
576162IAEA提出的基本安全原则原则二：政府职责要求在许可证持有者属于政府分支机构的情况下，必须确定该分支机构（）负有监管职责的政府分支机构。
576163建筑饰面板（砖）粘贴用水泥应对其（）进行复验。
576164营运单位必须制定和实施辐射防护大纲，辐射防护大纲的编制必须基于对辐射防护的评价分析，并必须包括（）。
576165JGJ034-2000要求高速公路和一级公路底基层石灰土7天龄期抗压≥（）MP
576166中子发生器的废靶和废真空泵油应作为（）处置。
576167固体放射性废物包装容器应有足够强度和刚度，能承受正常工况下的各种载荷组合作用，并能承受（）过程中发生的设计基准事故条件下的各种损害作用。
576168钒是钢的优良脱氧剂。钢中加（）%的钒可细化组织晶粒，提高强度和韧性。
576169（）允许装入的放射性物质的量大于A型货包，原则上无限制，其具体的活度限值决定于货包的设计。
576170测定土含水量所需天平精度（）
576171特种砂浆包括（）
576172在出现重大质量问题时，有必要组织（）的监督检查，查明根本原因并提出纠正措施要求。
576173在核动力厂的许多系统中，如反应堆堆芯的燃料棒束通道中以及蒸汽发生器或凝汽器的传热管内，水与壁面之问的传热都是（）换热。
576174由238Pu、241Am等α放射性核素制成的低能光子源，当活度较高时，不能忽略其自发裂变和（）反应产生的中子。
576175利用塔式氟气净化反应器，F2的总利用率可达（）%以上。
576176改进型气冷堆（AGR）是第二代气冷堆。由于受到C02与不锈钢元件包壳材料化学相容性的限制（），出口温度难以进一步提高。
576177（）是自粘橡胶沥青防水卷材物理性能的检测项目。
576178正比计数器实际就是具有放大作用的电离室。放大倍数取决于加到计数管上的电压，这个放大倍数在电一定的情况下是一个常数，一般可高达（）。
576179（）是高分子防水片材复合片物理性能的检测项目。
576180合金钢中的铜含量超过（）%时塑性显著降低。
576181（）是聚合物水泥防水涂料物理性能的检测项目。
576182下列关于磷酸三丁酯（TBP）萃取铀、钚说法错误的是（）。
576183核电厂最常用的泵是（）。
576184核动力厂事故分析采用的堆物理参数需考虑不确定性。对于确定寿期的分析，燃料Doppler反应性系数取±（）%不确定性。
576185国务院核安全监管部门对核动力厂的核安全监管在例行/非例行检查结束后，检查组编制检查报告，由国务院核安全监管部门批准并发送核动力厂营运单位，（）将跟踪检查其实施情况。
576186标准的ASCOT研讨会期望（）的工作人员参加。
576187放射诊断X射线机一次胸透的平均皮肤剂量为（）mGy。
576188（）是水性沥青基防水涂料物理性能的检测项目。
576189蒸压灰砂砖根据尺寸偏差和外观质量、强度及抗冻性分为（）质量等级。
576190为保证“同时投产使用”，《建设项目环境保护管理条例》中还规定了环境保护设施的（）制度。
576191混凝土预制构件结构性能检验，包括（）。
576192滨海核电厂附近海平面受（）因素影响。
576193在采用PUREX工艺流程的乏燃料后处理设施中，有机化学试剂降解形成“红油”，当混合物温度超过（）℃时“红油”易发生爆炸性分解反应。
576194现代压水堆核电厂立式单级轴密封泵电动机部分包括（）等部件。
576195下列属于2010年发布的《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》（第一批）注册核安全工程师执业单位的有（）。
576196下列关于流出物及其排放特点说法错误的是（）。
576197在钢结构工程中，对于承重结构选用的钢材，应进行（）试验。
576198按国际原子能机构（IAEA）推荐的核与辐射事件分级表（INES），法国圣洛朗核动力厂核反应堆一燃料通道熔化，没有放射性向场外的释放属于（）级核事故。
576199粉煤灰砌块按其外观质量、尺寸偏差和干缩性能分为（）等级
576200辐射防护监测包括纲要的制定、测量和结果的（）。
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