为评价核电厂放射性物质在大气中的弥散，应采用的有代表性的大气弥散模型，推算常规运行长期()排放所致的归一化浓度和沉积值。

一个概率安全评价的流程从始发事件开始，然后估计事件序列频率，分析对保持安全壳完整性起作用的系统，分析堆芯损坏严重事故下的物理现象，说明可能造成()完整性的破坏，再对各种事故计算厂外后果。

放射性废物处置库考虑水文地质条件时应遵循的准则是：水文地质特性及选定的地质环境应限制()进入库区内，确保废物在所要求的时期内安全隔离。

在正常运行、预计运行事件和设计基准事故的设计基准中，必须采用保守的设计措施和良好的工程实践，以保障不会发生反应堆()的任何重大损坏;辐射剂量保持在规定限值内，并合理可行尽量低。

()射线远距治疗机对病人进行照射时，除接受治疗的患者外，治疗室内不应有其他人员。

对于工况Ⅲ及工况Ⅳ事件，燃料元件可保持冷却状态，通用的判断标准为长时间高温(燃料包壳峰值温度)PCT＜()℃。

()是常规铀矿井降低氡子体浓度的有效措施。

核动力厂营运单位的应急通信系统应具备下列功能：具有向()进行实时在线传输核动力厂重要安全参数的能力。

辐射安全许可证有效期届满，需要延续的，应当于许可证有效期届满()日前向原发证机关提出延续申请。

严格地遵守()的运行规程必须是核动力厂安全政策的根本要素之一。

铀矿冶工业堆浸废水处理的()方法可以通过沉淀，除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。