1、ICS 13. 280 F 70 备案号：15839-2005EJ 中华人民共和国核行业标准EJ 1056一2005代替EJ1056-1997 铀加工与燃料制造设施辐射防护规定Regulat i。nsf。rradiat i。npr。tecti。nf。ruranium processing and fuel fabricat i。nfaci I ities 1111！11m1！111111 2005一04一门发布2005一07一01实施国防科学技术工业委员会发布EJ 1056-2005 目次前言.II 1 范围. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 2 规范性引用文件. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 3 术语和定义. . . . . . . . . . . . . . . .
3、 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 4 一般要求. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1 5 剂量限制5. 1 基本原则5.2 剂量限值.2 6 辐
4、射管理措施和辐射防护评价.3 6. 1 管理措施.3 6.2 技术措施.4 6. 3 辐射防护评价.5 7 放射性废物管理.5 7. 1 放射性废物的分类收集及管理原则7.2 放射性废气排放.5 7.3 放射性废破排放.5 7.4 放射性固体废物处理.5 8 含铀物料的安全贮存、运输.5 8. 1 含铀物料分类.5 8. 2 运输货包的分类及限值.6 8. 3 对贮存、运输设施、设备的要求.6 8.4 贮存、运输规定.6 8. 5辐射控制值.7 9 辐射监测9. 1 辐射监测大纲.7 9. 2 工作场所监测.7 9. 3 个人监测.7 9.4 流出物监测9.5 环境监测.7 9.6 事故监测1
5、0 辐射工作人员的健康管理.8 10. 1 职业健康管理原则.8 10.2 异常受照人员的医学处理.8 附录A（规范性附录）铀核素日等效操作量的计算方法.9 附录B（资料性附录）不同富集度下铀同位素的放射性比活度及每种同位素的G粒子平均能量.10 EJ 1056-2005 刚吕本标准是根据GB18871-2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准的原则和规定对EJ105仕1997铀加工与核燃料制造设施辐射防护规定进行修订而成的。相对于EJ1056-1997而言，本标准在辐射防护的原则、剂量限制体系、辐射控制措施和辐射防护评价等方面均进行了修订和补充。经修订后，本标准适用于铀浓缩设施，也适用于铀的
6、精制与六氟化铀转化设施和燃料制造设施。本标准与EJ1056-1997相比主要有以下变化：一一增加了“管理控制值”和“医学观察水平”1一一对一般原则进行了修改，增加了选址的要求：一一对剂量限制中的基本原则、剂量限值、管理控制值及铀作业人员尿铀的调查水平和医学观察水平进行了修改，增加了S类的调查水平和医学观察水平：一一对主要铀核素的ALI值与铀核素的DAC值进行了修改：一一对辐射控制措施和辐射防护评价中的管理措施、技术措施及辐射防护评价进行了修改：一一对放射性废物的管理进行了修改，去掉了放射性废液排放中按照Bq/L的控制要求：一一对含铀物料的安全贮存、运输进行了修改：一一去掉了远址原则；一一对辐射
7、监测进行了修改：一一对辐射工作人员的健康管理进行了修改：一一增加了附录B。本标准代替EJ1056-1997. 本标准的附录A是规范性附录，附录B是资料性附录。本标准由中国核工业集团公司提出。本标准由核工业标准化研究所归口。本标准起草单位：中国核工业集团公司五0囚厂。本标准主要起草人：荆永宇、刘建华、刘会平、唐军、王悦、陈建龙。本标准所代替的标准历次版本发布情况为：本标准1980年1月首次发布，1997年修订时将EJl-1979及EJ2-1979合井。II EJ 1056一2005铀加工与燃料制造设施辐射防护规定1 范围本标准规定了铀加工及燃料制造（包括铀的情制与六氟化铀转化设施、铀浓缩设施和燃
8、料制造设施）实践中应遵循的辐射防护、环境保护要求及有关剂量限值和措施等。本标准适用于铀加工及燃料制造设施的选址、设计、建设、运行和退役。2 规范性引用文件下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。GB/T 4960.5核科学技术术语辐射防护与辐射源安全GB 11806-2004放射性物质安全运输规程GB 15146. 1 反应堆外易裂变材料的核临界安全核临界安全行政管理规定GB 151
9、46.2 反应堆外易裂变材料的核临界安全易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值GB15146. 3 反应堆外易裂变材料的核临界安全易裂变材料贮存的核临界安全要求GB16387 放射工作人员的健康标准GB1887卜2002电离辐射防护与辐射源安全基本标准3 术语和定义GB/T 4960.5和GB18871-2002确立的以及下列术语和定义适用于本标准。3. 1 管理控制值authorized level of control 为了管理的目的，由主管部门或企业负责人根据辐射防护最优化原则制定的控制值。通常它们应严于基本限值、次级限值或导出限值。在个别情况下也可等于导出限值。3.2 医
10、学观察水平reference level for medical observation 基于大量急性摄入可溶性铀的可能化学危害，由安防部门选定并取得审管部门认可的尿铀浓度值，达到或超过该值时，应考虑暂时脱离伴有危险的放射性工作，进行医学观察，并根据情况采取相应措施。4 一般要求4. 1 选址应按国家有关的规定和要求进行。4.2 铀加工及燃料制造设施的新建、扩建、改建和退役，应按规定事先向审管部门提交安全分析报告和环境影响报告书。在建设中应做到辐射防护和环境保护设施与主体工程同时设计、同时施工、同时投产，并经相关部门验收。新建、扩建和改建设施在设计、建造时应为以后的发展留有余地。4.3 铀加工
11、及燃料制造设施的设计、运行、退役等，应遵循辐射防护最优化的原则，并确保个人所受的照射低于相应的管理控制值。4.4铀加工及燃料制造设施营运单位应设置独立于生产运行部门的辐射防护、环境保护机构。1 EJ 1056-2005 4.5 铀加工及燃料制造设施营运单位应制定辐射防护大纲，认真执行国家有关辐射防护和l环境保护的规定，防止各类辐射事故的发生。4.6铀加工及燃料制造设施营运单位应健全职工安全防护培训II、考核制度。从事辐射工作的人员，应经辐射防护培训、考核后，持证上岗。4. 7 铀加工及燃料制造设施营运单位应建立和健全辐射监测制度和个人剂量档案。5 剂量限制5. 1 基本原则5. 1. 1 为了
12、防止发生确定性效应，并将随机性效应的发生率降低到可以接受的水平，铀加工及燃料制造设施营运单位应确保满足GB18871-2002中4.3的要求。5. 1. 2 在铀加工及燃料制造设施的安全防护工作中，不仅要注意铀的辐射危害，还要注意急性摄入可溶性铀化合物情况时铀的化学危害，因此实际工作中要尽量注意区分铀的不同化学形态和同位素组成。5.2 剂量眼值5. 2. 1 基本限值辐射工作人员及公众成员的剂量限值应符合GB18871-2002中附录B的要求。5. 2.2 次级限值5. 2. 2. 1 内照射的次级限值用年摄入量限值CALI）表示。主要铀核素和低浓铀、天然铀的职业性内照射的ALI值由表1给出。
13、表1主要铀核素的ALI单位为贝克吸入食入核素F(f,=O. 02) M (f,=0. 02) S (fi=O. 002) (f,=O. 02) (L=O. 002) 2u 3. 1 10 1. 0 10 2.9 10 4. 1 10 2.4Xl0 2u 3.3 10 1. 1 10 3.2 10 4.3 10 2.4 10 即U3.3 10 1. 1 10 3.2 10 4.3 10 2. 5 106 四u3.4 10 1. 3 10 3.5 10 4.5 105 2. 6 10 低浓铀3. 1 10 1. 0 10 3.0 103 4. 1 105 2.4 106 天然铀3.2 10 1.
14、1 10 3.2 10 4.3 10 2. 5 10 注：低浓铀是按2吨富集度4%考虑的。5. 2.2.2 对不同23su富集度的铀化合物，其ALI值可用下式计算：) ALI 飞工古飞式中：d一一第i种铀活度在铀化合物总活度中所占的份额：(AL/) 1一第i种铀核素的ALI值。吸入或食入不同类别的铀污染物时可根据不同铀同位素在化合物中的相对含量，用公式(1)计算其ALI值。EJ 1056-2005 5.2.2.3 不同富集度下铀同位素的放射性比活度及每种同位素的粒子平均能量参见附录Bo5.2.2.4 在一年内工作人员既受外照射又受内照射时，应符合GB1887卜2002中Bl.3. 3的规定。5
15、.2.3 导出限值空气中放射性污染浓度的导出限值用导出空气浓度CDAC）表示，它可以用于评价工作场所空气污染状况时的参考。有关数值由表2给出。表2主要铀核素的DAC单位为贝克每立方米核素F M s U 12.9 4. 2 1. 2 23u 13.8 4.6 1. 3 u 13.8 4.6 1. 3 23u 14.2 5.4 1. 5 低浓铀12.9 4.2 1. 3 天然铀13. 3 4.6 1. 3 注：低浓铀是按mu富集度4%考虑的。5. 2. 4 管理控制值5. 2. 4. 1 铀作业人员的年有效剂量控制值为lOmSv。眼晶体的年当量剂量控制值为60mSv：四股（手或足）或皮肤的年当量剂
16、量控制值为200mSvo5.2.4.2 铀作业人员在发生急性摄入时应尽可能控制F、M类吸入量小于20mg。5.2.4.3 铀作业人员从事工作的条件应符合GB18871-2002中6.3的要求。5. 2.4.4铀加工及燃料制造设施向环境释放的放射性物质，对公众成员关键居民组造成的年有效剂量控制值为0.2mSv。在特殊情况下，应按连续五年平均不超过0.2mSv/a，在任何一年中不应超过lmSv的有效剂量。5.2.5 铀作业人员尿铀的调查水平和医学观察水平5. 2. 5. 1 基于对可能急性大量摄入时铀的化学毒性的考虑，规定了下列两种铀作业人员尿中铀的参考水平：a）对F、M类：1）调查水平为10 g
17、/L; 2）医学观察水平为100 g/L。b）对S类：1）调查水平为3 g/L: 2）医学观察水平为30 g/L。5.2.5.2 尿铀浓度达到调查水平时，应及时调查现场情况，分析原因，并进行重复取样或追踪测量。当尿铀浓度达到医学观察水平时，再取连续37天每天24h尿样进行分析，推算摄入量，并根据情况采取相应措施，如暂时脱离放射性工作岗位或进行医学观察。6 辐射管理措施和辐射防护评价6. 1 管理措施6. 1. 1 辐射标志辐射照射值超过GB1887卜2002附录A规定的豁免限值场所，应有电离辐射标志（见GB1887卜20023 EJ 1056-2005 附录F）。6. 1.2 非密封源工作场所
18、的分级非密封源工作场所的分级应符合GB18871-2002中附录C的要求。6. 1. 3 辐射工作场所的分区辐射工作场所分区应符合GB1887卜2002中6.4的要求。6. 1.4 表面污染控制水平放射性表面污染控制水平应符合GB1887卜2002中附录B中B2的要求。6. 1. 5 操作的防护管理6. 1. 5. 1 铀加工及燃料制造设施一切伴有辐射照射的工作，应事先制定严格的操作规程，井认真贯彻执行。6. 1.5.2 对于拆卸、检修内部被放射性物质污染的机器、设备、管道等开放型操作，应在排空放射性物质，并按照规定认真吹洗或去污后方可进行工作。6. 1. 5. 3 对有潜在照射的操作，应事先
19、制定事故预防规程，以便避免辐射照射。对于重大操作，所在单位应事先制定专门防护措施，经安防部门审定后执行。必要时应事先进行演练，使操作人员熟练掌握操作技能，以预防事故的发生。6. 1. 5. 4 应建立有效的辐射防护监测和监督制度，经常检查防护计划和措施的有效性，发现异常情况，及时采取改进措施。6. 1.5.5 核临界安全方面的管理措施应符合GB15146.1的要求。6. 1. 6 辐射事故的管理辐射事故的分级和管理应按国家有关规定执行。6.2 技术措施6. 2. 1 从事辐射工作的场所，应按照有关规定进行设计和建造，其内部应做到合理布局，表面装修易于去污，合理采用各种操作器械和设备，设置净化装
20、置。6.2.2 对于外照射源，应采取有效的屏蔽隔离措施，尽可能远距离操作。屏蔽计算按照屏蔽后距离屏蔽表面剂量率O.QlmSv/h来考虑。某些工作场所还应设置安全连锁装置，以防止意外照射事故。6. 2. 3 在有可能发生空气污染的区域，应设有全面或局部的送、排风装置。不同级别工作场所内的通风换气次数由表3给出。要合理组织气流，防止污染回流和扩散，应遵循以下原则：a）尽可能密封：b）优先考虑局排：c）气流组织由低放射性浓度区流向高放射性浓度区：d）厂房要保持一定的负压。表3工作场所通风换气次数工作场所级别甲乙丙单位为次每小时换气次数6 10 46 34 6.2.4，凡产生放射性气体、粉尘的工作场所
21、，应根据工作性质配置通风柜、操作箱。通风柜操作口的截面风速不应小子lm/s，密闭操作箱内保持98Pa196Pa的负压。6.2. 5 工作人员进入辐射工作场所时，应穿戴好适当的个人防护衣具。在非密封源工作场所的人员出、入口处的卫生通过间内，应设置更衣室、淋浴室和表面污染监测装置。4 6.2.6 核临界安全的技术控制措施应符合GB15146.2的要求。6. 3 辐射防护评价辐射防护评价应符合GB18871-2002中4.6. 1的要求。7 放射性废物管理7. 1 放射性废物的分类收集及管理原则EJ 1056-2005 铀加工及燃料制造设施营运单位放射性废物的分类收集及管理原则应符合GB18871-
22、2002中8. 5. 1和8.5.2的要求。7. 2 放射性废气排放7. 2. 1 根据厂房布局的具体情况，废气的排放与净化，采取“集中与分散结合”的原则，工艺尾气应先经本厂房预净化，然后根据控制要求分别进入各自区域内的净化中心进一步净化，净化后排放或经高烟囱直接排入大气。7.2.2 铀加工及燃料制造设施营运单位应根据环保部门批准的年排放总量确定排放控制浓度，并严格进行控制。7. 3 放射性废液排放放射性废液处理厂房应满足铀回收和废水处理的要求，应根据需要设置监测点。经回收处理的放射性废液应实现槽式排放，经监测合格后排入专门的废水排放系统。放射性废水的排放控制浓度由表4给出。表4放射性废水排放
23、控制浓度监测点有害物质控制浓度g/L 废液处理设施排出口铀100 工业下水总排出口铀50 7.4 放射性固体废物处理7. 4. 1 铀加工及燃料制造设施产生的固体废物的放射性活度浓度很低。可以解控者，经审管部门审批后，按照工业垃圾处理。不能解控的废渣集中入库暂存。7.4.2 向专用废物暂存库存放放射性固体废物时，应填写入库单，注明废物名称（成分）、数量和沾污程度，应在征得安防管理人员的同意后方可入库。7. 4. 3 可以回收再利用的设备，应尽量回收利用。各类废弃的管道、阀门、橡皮垫圈等沾污部件应清洗后暂存。7. 4. 4 各类暂存废物的贮存应考虑便于回取和最终处置。8 含铀物料的安全贮存、运输
24、8. 1 含铀物料分类铀加工与燃料制造设施的含铀物料分类由表5给出。5 EJ 1056一2005表5含铀吻料分类表特殊形式放射性物质其他形式（非特殊形式）放射性物质低比活度放射性物质LSA-I（天然铀、易裂变材料（sU富集度大于1%的富集铀产贫化铀及其他U富集度不超过1%的含品和物料）（无）铀物料）表面污染物体sco（污染的设备零部件，包括退役设备）8.2 运输货包的分类及限值8. 2. 1 含铀物料货包可分为：a) 工业货包：b) A型货包：c) B型货包。8.2.2 含铀物料工业货包，内装LSA-I时，容器装量不应超过规定限额：内装sco时，限制表面辐射水平不应超过2mSv/h。8. 2.
25、3 含铀物料的A型货包和B型货包内容物限值应符合GB11806-2004中5.3. 3和5.3.4的要求。8.3 对贮存、运输设施、设备的要求8. 3. 1 容器和外包装各种含铀物料应采用专用金属容器盛装。盛装易挥发物料CUF6）的容器应能可靠地密封。所有物料容器应按规定定期清洗、检查、甚至压力检验。厂外长途运输富集铀的容器应有保护性外包装，容器连同外包装应符合GB11806-2004的要求。8. 3. 2 运输工具含铀物料的运输，应使用专用交通工具。厂内运输应使用专用载重汽车或电瓶车，厂外运输则应使用自备牢。运输车辆应能将容器牢固定位。自备车厢内物料存放间与生活间、值班室间，应有防护设施。8
26、. 3.3 库房和存放间含铀物料库房建筑物应按标准修建，按当地最强地震烈度高一度设防。混凝土墙壁厚度不应小子30cm。有固定容器的设施和必要的通风净化设施。能防火、防盗、防水淹。根据需要设置临界事故报警装置，配备事故处理用品。8.4 贮存、运输规定8. 4. 1 含铀物料的运输应符合GB11806-2004中第6章的要求。8.4.2 含铀物料235u富集度大于1%时，其贮存、运输应符合核临界安全要求：a) 贮存时应符合GB15146.3的要求：b) 运输时应符合GB11806-2004中7.11. 1的要求。c) 不应与中子慢化材料（如含氢材料）存放在一起。8.4.3 含铀物料库房和存放间应有
27、专人负责管理，人员、物料出入应进行登记。8.4.4含铀物料（特别是富集铀产品）长途运输时，应有专人押运。专用交通工具不应搭载与运输任务无关人员。物料存放间不应装运、堆放食品及其他生活用品。8.4.5 运送带料容器的车辆，行驶速度应作如下限制：a) 厂内运输车辆，速度不应超过lOkm/h:b) 自备车编组时，严禁溜放。8. 5 辐射控制值6 EJ 1056一20058. 5. 1 人员剂量控制值铀贮存、运输作业人员年剂量控制值应符合5.2. 4. 1的要求。其他有关人员的年剂量控制值符合GB 11806-2004中4.1. 6 a）、b）的要求。8.5.2 表面剂量水平限值铀物料运输货包专载运输
28、时的辐射水平控制值为：a) 货包表面不应超过2mSv/h:b) 距货包表面lm处及牢辆外表面均不应超过0.02mSv/h。8.5.3 表面污染控制值运输包装的表面污染控制值为：a）：0.4Bq/cm飞b) f3 : 4Bq/ cm2 o 9 辐射监测9. 1 辐射监测大绵铀加工及燃料制造设施营运单位应根据具体情况，编制辐射监测大纲并认真执行，要注意同位素的组成和化学形态，为辐射监测评价提供依据。9.2 工作场所监测9. 2. 1 所有辐射工作场所及其邻近地区都应进行常规监测。常规监测包括：a) 工作场所中的F、y辐射水平：b) 空气中的G、F放射性浓度和铀浓度（气溶胶浓度）：c) 设备、地面、
29、墙壁、工作服等的、F表面污染水平。9.2.2 非密封放射源操作项目的全过程，都应对空气中的铀浓度进行监测，对工作场所中的辐射水平进行监测。9.2.3 当操作过程中可能出现异常或现有现场测量资料不够充分时，应安排特殊监测。9.3 个人监测9. 3. 1 工作人员可能受到一定水平的札y射线或中子照射时，应佩带相应的个人剂量计，测量个人所受的剂量。9. 3.2 对从事非密封放射源操作的人员，应定期进行内照射监测。9. 3.3 在事故或异常情况下，应对有关人员进行个人监测，必要时，还应对少数有代表性的公众成员进行个人监测。9. 3.4 当工作人员体表被放射性物质污染时，应及时去污，并进行体表污染检查。
30、9.3.5 个人监测结果应逐个记录，并归档保存，保存时间不应少于其停止辐射工作后30年。9.4 流出物监测应对排放的气、液态流出物进行监测并注意流出物中的铀同位素组成和化学形态。监测项目可包括：a) 气态：G、自、铀浓度、流量及排放量：b) 液态：G、R、铀浓度、流量及排放量。9. 5环境监测9. 5. 1 运行前的本底调查铀加工及燃料制造设施在运行前应调查环境介质中铀的浓度及环境辐射水平。9. 5.2 运行期间的监测铀加工及燃料制造设施在运行期间应定期进行环境监测，监测项目包括：a) 空气中的气溶胶、大气沉降物、土壤及主要农牧产品中的G、自活度浓度及铀含量：b) 上、下游的河水、地面水及地下
31、水中的、p、铀浓度。9.6 事故监测铀加工及燃料制造设施营运单位应制订相应的应急或事故监测计划，配备相应的监测设备，井对人员进行培训。EJ 1056-2005 10 辐射工作人员的健康管理10. 1 职业健康管理原则10. 1. 1 对辐射工作人员的职业健康监护，根据一般职业医学监督原则进行。以评价工作人员对预期工作的适任性。10. 1. 2 对直接从事辐射工作的人员进行的职业健康监护，应符合GB16387的要求，对超过医学观察水平的按照5.2.5.2进行处理。10. 1. 3 从事辐射工作前的健康检查内容包括健康史的询问，包括以往的辐射照射史和各种毒物接触史的调查，包括：a) 一般医学检查；
32、b) 由负责医师提出的其他有关检查：c) 检查的资料应妥善保管。10. 1. 4对辐射工作人员应建立个人健康档案，详细如实地记录辐射工作人员就业前、后以及停止辐射工作后的体检结果，并按规定保管，保存时间不应少于其停止辐射工作后30年。10.2 异常受照人员的医学处理10. 2. 1 医疗部门应根据本单位放射性危害的特点，开展预防性的医疗防治工作，作好处理异常受照人员的准备。10.2. 2 当发生紧急情况或异常照射事故时，应在安防部门配合下立即将受照者撤离事故现场进行处理，必要时送医疗机构，进行诊断和治疗。10.2.3 对受照人员，根据受照剂量的大小，进行相应的随访追踪观察。10.2.4 当超过
33、医学观察水平时，应按5.2.5.2的规定处理。8 EJ 1056-2005 附录A（规范性附录）铀核素日等效操作量的计算方法放射性核素的日等效最大操作量4，等于该核素最大的实际日操作量Q与该核素毒性修正因子d（见表A.1)的积除以操作方式与核素形态修正因子f（见表A.2）所得的商，即：Q.=Q. di f.(A. 1) 表A.1 铀核素的毒性组别及修正因子毒性组别毒性修正因子d铀核素极毒组10 2吨，川U，川L,U 离毒组1.: 中毒组0. 1 自U,U, 时飞l,u天然低毒组0. 01 2目u.四旬，2吨表A.2操作方式与铀物料形态修正因子放射源状态操作方式表面污染水平液体，溶液，表面有污染
34、气体，蒸汽，粉末，压力很高的较低的固体悬浮液的固体液体，固体源的贮存1000 100 10 很简单的操作100 10 0. 1 简单操作10 1 0. 1 0.01 特别危险的操作1 0. 1 0.01 0.001 9 EJ 1056-2005 附录B（资料性附录）不同富集度下铀同位素的放射性比活度及每种同位素的粒子平均能量表B.l不同富集度下铀同位素的放射性比活度及每种同位素的粒子平均能量单位为贝克每毫克（总铀）mu重量百分含量2340 231J 23iJ 23u 总计天然铀1. 24 10-2 5.5 10- 1. 67 10 5 1. 24 10-2 2.54 10 2 2% 2.52 10-2 15.9 10- 3.33 10- 1. 21 10-2 3.89 10-2 4% 6.42 10-2 31. 7 10- 6.67 10 5 1. 18 10 2 7.93 10-2 93% 241 10- 738 10- 490 10- 6.83 10 2 249 10 2 q拉子平均能量（MeV)4. 76 4.26 4.48 4. 18 注：采用的富集方法不同，各种铀同位素准确的百分含量可能不同（Manninen1994）。10 的CON82J UJ
