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电大

576701对流出物排放进行监测可以为设施运行时环境影响评价提供（）。
576702核设施退役是对使用期满或因其他原因而退出服役的核设施的全部或部分解除（）而采取的行动，以保护工作人员、公众和环境的安全。
576703Ⅰ型多组分聚氨酯防水涂料的断裂伸长率为（）。
576704核电厂流出物沉积于地面或地表水中的任何（）放射性物质可能通过渗透途径迁移到地下水中。应评定地下水取水点污染的可能性。
576705所有从事民用核安全设备的设计、制造、安装和无损检验的单位必须依据HAF601或HAF604的相关规定取得（）。
576706Ⅰ型单组分聚氨酯防水涂料的固体含量为（）。
576707核设施（）前要进行一次综合演习或联合演习。
576708英国第一座20MW的试验高温气冷堆龙堆（Dragon）利用（）富集度铀的包覆颗粒燃料，石墨作慢化剂，入口温度为（），出口温度为（）。
576709水性沥青基防水涂料AE－2类一等品的无处理时延伸性为（）。
576710除了K壳层外的其它壳层又可分成若干的支壳层，支壳层的数目等于（）个，其中l=（）。
576711建筑工程中使用的混凝土外加剂，其氨的释放量应（）。
576712核燃料循环设施应急计划区类型和大小将因核燃料循环设施（）情况的不同而有不同的要求。
576713对轻水堆，概率安全评价（PSA）所考虑的内部始发事件可粗分为（）。
576714无机非金属建筑主体材料进行放射性检测时，其外照射指数（Ir）应（）。
576715核动力厂运行事件通告，营运单位必须在事件发生后（）内口头通告国务院核安全监管部门及其派出机构。
576716用回弹法按批对混凝土构件进行检测时，其抽样频率为（）。
576717反应堆为控制室可居留性服务的冷冻水系统属于（）设备。
576718使用放射性同位素、射线装置的单位申请领取许可证，应当具备：配备与辐射类型和辐射水平相适应的防护用品和监测仪器，包括个人剂量测量报警、辐射监测等仪器。使用非密封放射性物质的单位还应当有（）监测仪。
576719能山东石岛湾电站（HTR-PM）模块式高温气冷反应堆堆芯设计成在任何事故工况下燃料元件最大温度不超过（）。
576720核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》（）对核动力厂安全功能和部件的安全等级划分提出了具体指导。
576721按照核应急响应能力保持培训内容的特性，可以分为（）个类别。
576722水泥取样时，可连续从20个部位取等量样品，总量至少12kg。
576723民用建筑进行室内空气环境检测时，抽样频率为（）。
576724为了降低核动力厂的运行安全风险，减少在役检查过程中核设备（）发生缺陷漏检或误判的可能性，核能发达国家已普遍开展在役检查能力验证工作，同时关于在役检查能力验证的要求也列入到这些国家的核安全监管法规和技术规范中。
576725强度等级为42.5的普通硅酸盐水泥，其三天抗压强度应≥21.0MPa。
576726放射性测同位素厚仪测量胶板、木材、钢材常用241Am、137Cs源，活度为（）。
576727在核设施食入应急计划区之（），（）所造成的食品和饮用水的污染水平不应超过GB18871所规定的食品和饮用水的通用行动水平。
576728对营运单位应急准备方面的检查通常在相应的文件审查完成后进行，以检查实际的（）是否和应急计划相符，以确认其应急准备的充分性。
576729用粉质粘土回填时，土料中的有机质含量不应（）。
576730高温的堆芯冷却水从压力容器上部出口管嘴离开反应堆后，经过冷却剂回路（），进入蒸汽发生器。
576731对于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆，三种基本安全功能应在设计基准事故和选定的严重事故期间和之后，限制由反应堆（）的辐射源释放的放射性物质对于公众和厂区人员的辐射照射。
576732用灰土作垫层时，石灰宜用新鲜的消石灰，其颗粒不应（）。
576733重大辐射事故是指I类、Ⅱ类放射源丢失、被盗、失控，或者放射性同位素和射线装置失控导致（）人（含）以下急性死亡。
576734Ⅱ级玻纤毡塑性体改性沥青防水卷材其横向拉力应（）。
576735对（）以下的光子，需要注意仪器的能量响应性能与被测光子的能量是否相适应。
576736放射性衰变规律是由原子核（）所决定的。
576737Ⅱ级玻纤毡塑性体改性沥青防水卷材的耐热度为（）。
576738核动力厂运行事件报告内容包括（）项。
576739聚乙烯膜自粘橡校沥青防水卷材其拉力应（）
576740核动力厂主要调试阶段的第三个阶段是（）。
576741水性沥青基防水涂料AE－1类合格品的粘结性应（）。
576742加速器工业辐照是利用加速器产生的电子束对产品进行辐照，产品受大剂量辐照后，产生生物、化学或物理效应，达到（）等目的。
576743在核事故（）应急演习中，参演人员事先并不知道演习将要模拟的情景，演习过程中他们根据自己的判断进行响应。
576744TBP（磷酸三丁酯）的降解产物为（）。
576745国务院核安全监管部门对核电厂应急准备条件的评审在可研阶段（厂址审查意见书）的审查要点包括在预计应急计划区范围内没有作为饮水源的大型水库、湖泊。如有，则需论证其在核设施（）情况下，也不致于受到影响其使用的污染，或另有备用水源。
576746结构混凝土钢筋保护层厚度检测时，对悬挑梁、板，其抽样频率为（）。
576747受水一紫外线光照射后玻璃幕墙用结构胶标准条件拉伸粘结强度应（）
576748城市快速路、主干路水泥稳定碎石基层和底基层压实度为（）。
576749核设施辐射环境监测实行“双轨监测”，是由（）同时开展的监测。
576750水泥的品种繁多，按用途及性能分为通用水泥、专用水泥和特征水泥。
576751华能山东石岛湾电站（HTR-PM）电站名义电功率为（）MWe。
576752紧急防护行动的撤离适宜的持续时间
576753假如Cs-137源在某一时间问隔内有100个原子核发生衰变，可放出最大能量为0.512MeV的电子有（）个。
576754氡累积测量是在给定时间内对氡或氡子体活度浓度或α潜能浓度进行连续累积测量。α潜能浓度表示为（）。
576755混凝土结构工程用水泥使用前应对水泥的细度、强度、安定性进行复验。
576756热带气旋的形成和持续，必须满足以下三个条件：
576757石从料堆上取样时，由各部位抽取大致相等的石8份，组成一组样品。
576758核动力厂的设计对于每一项基本安全功能及其每一个可能出现的事故，都可以运用（）的思想进行设计设防。
576759文件是对于质量保证有关的（）加以叙述、定义、说明、报告或证明的文字记录或图表资料。
576760带电粒子与物质原子中核外电子的（），导致原子的电离或激发，是带电粒子通过物质时动能损失的主要方式。
576761中子源的容器材料外层为（），屏蔽γ射线。
576762检测报告都应当注明见证人单位及姓名。
576763一座90万kW或130万kW的压水堆，压力容器壁厚约（）m。
576764从火车、汽车、货船上取样时，应从不同部位和深度抽取大致相等的石8份，组成一组样品。
576765一座百万千瓦级的反应堆可包容（）Bq的放射性物质。
576766一座90万kW或140万kW的压水堆核电厂，一回路有（）条并列的环路组成。
576767任何单位和个人均不得伪造检测报告。
576768Ⅱ级聚脂毡弹性体改性沥青防水卷材的耐热度为（）。
576769分析始发事件是否会造成堆芯损坏，即进行事件序列分析，目前在PSA中都采用事件树分析法来完成这种分析。通过事件树分析可以描绘单个事件序列的结果工况，如果造成堆芯严重损坏状况，给出（）。
576770Ⅱ级聚脂毡弹性体沥青防水卷材其纵向最大拉力延伸率应（）
576771氨还原法还原UF6，利用前段生成的UN4UF5，在大于（）的温度下，于（）中分解可得到UF4。
576772压水堆的燃料组件通常由（）正方形排列的燃料元件组成。
576773对于控制食品污染的干预，用（）水平表示。
576774在HAF102《核动力厂设计安全规定》中，具体规定了核电站设计的安全应用确定论和概率论两种方法，对（）进行审查。
576775不符合项的纠正措施要求对于严重有损于质量情况的（）必须形成文件，并向相应的管理部门报告。
576776在INSAG-4《安全文化》附录中提出了“核安全文化指标”，分别对（）的不同层次的人员详细地提出了应当做出的承诺和应当达到的要求，总共有143项。
576777IP-2和IP-3型工业货包应满足（）m自由下落试验和堆积试验要求，以证明能在正常（小事件）运输条件下不漏失或洒落其内装物，或不丧失其包容完整性。
576778试样的采取及试件的制作应在预拌砂浆运送到交货地点时开始算起40min内完成。
576779三元丁橡胶防水卷材一等品的纵向拉伸强度为（）。
576780辐射的远期效应是一种需要经过很长时间潜伏期才显现在受照者身上的效应，是一种随机性效应，主要表现为（）。
576781混凝土标准养护室温度为20±2℃，相对湿度为95%以上。
576782下列关于沸水堆安全壳说法正确的有（）。
576783压水堆蒸汽管道断裂事故，必须根据蒸汽管道断裂后一回路和二回路的压差评价蒸汽发生器传热管的（）。
576784对于监查的每一个方面，应使用监查提问单或程序。监查提问单应包括（）。
576785闪光对焊接头做弯曲试验时，当有2个（含2个）以上试件发生破裂，则一次判定该批接头为不合格。
576786监查是通过对客观证据的（），为确定所制定的大纲、程序、细则、技术规格书、规程、标准、行政管理计划或运行大纲及其他文件是否齐全适用，是否得到切实遵守以及实施效果如何而进行的审核并提出书面报告的工作。
576787热轧带肋钢筋都应在其表面轧上牌号标志，经注册的厂名（或商标）和公称直径毫米数字。
576788用人工方法获得浓缩铀的方法有多种，但迄今为止，真正形成工业规模的生产方法是（）。
576789钢筋闪光对焊接头试验时，若有2个试件抗拉强度小于钢筋规定的抗拉强度，则一次性判定该批接头为不合格品。
576790钢桶固体放射性废物包装容器多常用的是（）L容积的标准桶。
576791核安全（安全）是完成正确的（）从而实现保护厂区人员、公众和环境免遭过量辐射危害。
576792当判定骨料存在潜在碱——硅反应危害时，应控制混凝土中的碱含量不超过4kg/m3。
576793AP1000安全壳氢气控制系统功能是（）。
576794随着碳含量的增加，钢材的（）变坏。
576795现场拌制混凝土前，应测定石含水率。
576796压水堆核电厂的研究开发工作，主要是为了进一步提高其（）。
576797针对核与辐射设施监测的实施主体，环境监测可分为（）。
576798压水堆核电厂功率调节的平调节特性是当负荷变化时，维持（）不变。
576799辐射环境监测的实验室测量分析，任何严密的测量，在测量样品之前要用与样品形状、几何尺寸以及质量相同的（）测定计数效率。
576800同条件养护试件成型后，应放置在靠近相应结构构件或结构部位的适当位置，并应采取同样的养护方法。
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