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576201核动力厂场内应急计划的“应急组织与职责”部分应（）。
576202对低应变法检测中不能明确完整性类别的桩或Ⅲ类桩，可根据实际情况采用以下哪些适宜的方法验证检测？（）
576203中子可应用于（）等技术。
576204基层是路面结构中的承重部分，包括（）等结构。
576205立式冷却剂泵水力机械部分包括（）。
576206配制高强混凝土时，砂的含泥量不应（）。
576207主要的可转换核素有238U、232Th，而（）也能起可转换核素的作用。
576208235U系，又称（）系。
576209民用核安全设备的特殊性包括（）。
576210为了得到较好的放射治疗效果，应定期测量治疗X射线的吸收剂量，测量结果的总不确定度应不大于（）%。
576211铀浓缩工厂为保证检修人员的身体健康，对各类主工艺设备、仪器、管道，在检修前要由专人用（）对其内腔进行吹洗、置换，排除内腔中的六氟化铀工作气体或其他有害气体。
576212基桩完整性检测可采用：（）
576213欧洲压水堆（EPR）是由（）联合开发的第三代欧洲压水堆核电厂。
576214（）是轻粗骨料的必检项目。
576215建筑用砂分为Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类。Ⅰ类砂宜用于强度等级（）。
576216常规无损检测方法主要包括？（）
576217反应堆保护系统在线测试主要包括对（）的测试。
576218核事故应急计划与相关文件、资料的修改和完善可能是因（）原因引起的。
576219辐射环境监测的实验室测量分析，对于低本底（）测量，事先必须进行本底检验。严密测量时应该用与样品形状、几何尺寸以及质量相同的本底样品进行本底计数。
576220利用（）制成的源统称为低能光子源。
576221第三代核动力厂包括了改革型的能动（安全系统）核动力厂和先进型的非能动（安全系统）核动力厂，并完成了（），它们将成为下一代（第三代）核动力厂的主力堆型。
576222核设施实物保护系统的保卫控制中心应具备（）功能。
576223IAEA提出的核基本安全原则的基本安全目标适用于所有设施和活动以及设施或辐射源寿期中的所有阶段，包括（）。
576224钢筋混凝土用热轧带肋钢筋HRB400屈服点σS指标值为（）。
576225下列关于核动力厂营运单位与国务院核安全监管部门的关系说法正确的是（）。
576226应在应急计划中根据标准所规定的准则给出不同的干预水平需相应采取的紧急防护行动，包括（）。
576227公称直径为20mm的HRB335，，弯曲试验时其弯心直径为（）。
5762281994国际原子能机构推荐的短寿命低、中放废物是限制长寿命α核素的比活度（长寿命辐射放射性核素在单个货包中不超过（），平均每个货包不超过（）。
576229研究堆常用的冷却剂有（）。
576230公称直径为20mm的HRB400，，弯曲试验时其弯心直径为（）。
576231（）是钢筋焊接连接的形式。
576232（）到场后应对抗压强度和抗折强度进行复验。
576233热带气旋对核电厂的影响主要表现在热带气旋引起的极端风和极端降水的（）值。
576234核反应堆保护系统的设计应满足：（）。
576235放射源保安要求的管理措施包括（）。
576236压水堆核电厂一回路辅助系统采用了大量核2、3级的热交换器，其中核3级的主要有（）。
576237核动力厂事故后果超越场区边界，场外某个区域的放射性照射水平大于（），应宣布场外应急状态。
576238对于端承型大直径灌注桩，当受设备或现场条件限制无法检测单桩竖向抗压承载力时，可采用钻芯法测定桩底沉渣厚度并钻取桩端持力层岩土芯样检验桩端持力层。抽检数量不应少于总桩数的10%，且不应少于（）根。
576239实施二级实物保护的核设施包括堆芯热功率为（）MWth的反应堆装置。
576240模块式高温气冷堆第二方面的应用是提供高温工艺热，用于（）。
576241回弹法检测砌筑砂浆强度时，每个测位内应均匀布置（）个弹击点。选定弹击点应避开砖的边缘、灰缝中的气孔或松动的砂浆。
576242UF6生产过程主要由（）部分组成。
576243钢筋保护层厚度检测取样批量：对梁类、板类构件，应各抽取构件数量的２％且不少于５个构件进行检验；当有悬挑构件时，抽取的构件中悬挑梁类、板类构件所占比例均不宜小于（）。
576244伴生矿的环境辐射监测，与核设施及核技术利用项目的环境辐射监测的相同之处有（）。
576245寒冷地区石材的耐冻融性试样应标明层理方向。有些石材，如花岗石，其分裂方向可分为（）
576246民用核安全设备持证单位应当在每年（）前向国务院核安全监管部门提交上一年度评估报告。
576247对核电厂的（）中所使用的影响质量的工艺过程必须进行控制。
576248有机质超过5%的土，尖将温度控制在70-75℃的恒温下烘干。
576249水泥稳定土类材料7天抗压强度：对城市快速路，主干路基层为3-4MPa，对底基层为1.5-2.5MPA，对其他等级道路基层2.5-3MPa，底基层为1.5-2.0MPa。
576250反应堆压力容器由（）组成。
576251焚烧较强（）放射性的废物，必须有适当的辐射屏蔽，特别是卸灰系统，可能要考虑远距离操作。
576252核事故应急演习的场外目标是验证场外各级应急组织能够完成（）方面的任务。
576253基层、底基层试件7天抗压强度检查数量，每2000m抽检1组。
576254常用γ放射源60Co的γ射线能量为（）。
576255快堆燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成（）的燃料盒。
576256可以在堆内各处释热并有可能将堆内裂变时释放出的能量带出堆外的是（）。
576257路面的平整度是反映路面施工质量和服务水平的重要指标。
576258铀尾矿库的（）阶段和环节，都要加强管理，加强质量保证控制措施，确保尾矿库的安全。
576259回弹法进行混凝土强度检测时，每一结构或构件测区数不应少于10个，对某一方向尺寸小于4.5m且另一方向尺寸小于0.3m的构件，其测区数量可适当减少，但不应少于5个。
576260U-238的半衰期为（）
576261与铀矿勘探、开采和加工设施建设项目相配套的放射性污染防治设施应当与主体工程（），合格的，主体工程方可投入生产或使用。
576262路面构造深度较大，表示路面的抗滑性能较好。
576263核与辐射安全法规标准审查委员会下设（）个专业组。
576264可以在核动力厂使用的反应堆堆型有（）。
576265对采用自然通风的民用建筑室内空气中的氡浓度检测时，应在对外门窗关闭后（）
57626616N的衰变将释放出能量为（）MeV的γ射线，但其半衰期较短，仅为（）s。
576267核设施退役源项调查的调查对象是（）。
576268钢筋机械连接街头的每一验收批，必须在工程结构中随机截取（）个接头试件制作抗拉强度实验，按设计要求的接头等级进行评定。
576269钢筋保护层测定、梁类、板类构件、应各抽取构件数量的2%且不少于5个构件进行检测，当有悬挑梁时，抽取的构件悬挑梁类、板类构件所占比例不宜小于（）
576270核动力厂严重事故必须采用（）相结合的方法来考虑这些严重事故序列，针对这些序列确定合理可行的预防或缓解措施。
576271用于离子交换处理的废水要求满足（）方面的条件。
576272IAEA总结了组织良好的核安全文化的主要特征有（）项。
576273放射防护领域专业术语干预是指任何旨在（）不属于受控实践的或因事故而失控的照射源所致的照射或照射可能性的行动。
576274为保证经审查批准的环境影响报告书所规定的环境保护措施予以落实，必须实行“三同时”（）制度。
576275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块，其中检测压缩强度的试块尺寸为300*300*30。
576276在核电厂开始运行前应该完成为安全运行所必需的构筑物、系统和部件的定期试验大纲。大纲中应该对试验的（）加以规定。
576277发展快堆可以使铀资源的利用率从单发展轻水堆的1%左右提高到（）%。
576278当在使用中对水泥质量有怀疑或水泥出厂超过三个月时，应进行复检，并按复检结果使用。
576279核反应可表示为A（a，b）B。其中b代表（）。
576280核动力厂核裂变每次产生总能量约（）MeV。
576281砌筑砂浆的验收批，同一品种，同一强度等级的试块应不少于10组。
576282一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器重（）t。
576283铀矿山通过矿井大气控制措施可以大大减少矿井总回风井的氡的浓度和排放量，采取的方法得当时，可以减低氡浓度和排放量5～8倍以上，实现总排风井氡浓度低于控制要求（）Bq/m3？？。？？
576284核事故应急演习的场内目标是演习中拟达到的对核设施营运单位应急响应能力的检验目标，以证实营运单位的应急组织能够完成（）任务。
576285普通砼小型空心砌块，强度检验试样，每组为（）块。
576286室内环境质量验收，应在工程完工至少（）d以后，工程交付使用前进行。
576287（）年7月，IAEA在对早期ASCOT指南实践的基础上，正式颁发了SCART指南（ss-16）。
576288许多情况下，核安全文化的评价是（）进行的。
576289核动力厂在为响应某一假设始发事件而不需要立即动作的情况下，可允许手动启动系统或操纵员的其他行动，条件是需要有足够的时间来判断这种行动的必要性和确定合适的（）规程，以保证这些行动的可靠性。
576290水下浇筑的钻孔灌注桩的商品混凝土强度（）以确保达到设计强度，商品混凝土试块强度试块按高一等级验收
576291预拌砼用于交货检验的砼试样应在交货地点取样。
576292迷宫减弱辐射强度的效果取决于壁的（）。
576293国际上很多国家和IAEA规定铀尾矿库的长期安全性能达到（）年。
576294核动力厂场内应急计划的“核动力厂及其环境概况”部分应标出（）。
576295石的取样原则、数量：在料堆上取样时，取样部位应均匀分布，取样前先将表面铲除，然后由各部位抽取大致相等的石子取样时，应在皮带机机尾的出料处用接料器定时抽取8份石子，组成一组样品；（）
576296IAEA提出的基本安全原则：原则五是（）。
576297冷轧带肋钢筋的牌号由CRB和钢筋的抗拉强度最小值构成（）
576298IAEA提出的基本安全原则原则五：防护的最优化要求对于带来辐射危险的设施和活动所采用的安全措施，如果在设施或活动的整个寿期内，在对其使用无不当限制的情况下，提供了合理可行的（），则可以认为这些安全措施实现了最优化。
576299外照射个人剂量监测结果经过必要的（），对于低剂量受照人群的辐射流行病学调查也是有用的。
576300通常情况下，每生产1t铀矿，产生（）t废石。
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