何 瑋，李小龍，楊曉偉，祝兆文，蔣 婧

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

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臺山核電廠氣態(tài)流出物取樣代表性評述

何 瑋，李小龍，楊曉偉，祝兆文，蔣 婧*

（環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

摘要：本文介紹了臺山核電廠煙囪氣態(tài)流出物取樣監(jiān)測系統(tǒng)的設計，并結(jié)合ISO 2889 -2010標準要求，對該系統(tǒng)取樣代表性進行了評述，為核電廠煙囪氣態(tài)流出物取樣監(jiān)測系統(tǒng)的設計和審評提供參考。

關鍵詞：取樣代表性；氣態(tài)流出物；EPR核電廠

為了準確評估核電廠對周圍環(huán)境和公眾的影響，GB11217和HJ/ T22要求［1，2］采樣樣品必須對被取樣對象具有代表性，同時應合理選擇監(jiān)測點的位置，使該點的監(jiān)測結(jié)果能夠代表實際的排放［1，2］。美國核管會NUREG - 0800［3］2010版的11. 5節(jié)，在審查程序中明確：“為確保代表性取樣，審查將設備設計特性、布局、管道和取樣方法描述與RG 1. 21、1. 143和4. 15、ANSI N42. 18 -2004和ANSI/ HPS N13. 1 - 1999中的指南比較”。在臺山核電廠安全分析報告審評中，氣態(tài)流出物取樣代表性評估被列為建造許可證（CP）條件，要求證明氣態(tài)流出物取樣監(jiān)測設計具有代表性，即滿足ISO 2889 -2010（基本等同于ANSI/ HPS N13. 1 -1999）［4，5］的要求，是核電廠安全審評關注的重要問題之一。

1 氣態(tài)流出物取樣設計的相關標準

取樣設計參考的標準主要有兩類：一類是以美國ANSI N13. 1為代表；一類是以國際標準化組織的ISO 2889為代表［6，7］。國內(nèi)現(xiàn)行有效標準HJ/ T22 -1998《氣載放射性物質(zhì)取樣一般規(guī)定》和ISO2889 - 1975都等同于美國標準ANSI N13. 1 - 1969。ANSI N13. 1 - 1999發(fā)布后，ISO 2889作了相應的升版，即ISO 2889 -2010版。因此，比較ISO 2889 - 2010版和ISO 2889 - 1975版，發(fā)現(xiàn)其變化與ANSI N13. 1是基本相同的。

新版標準主要從以下兩方面提出了定量技術要求：取樣位置和取樣系統(tǒng)設計。同時指出，核設施的取樣系統(tǒng)需要經(jīng)過一系列試驗，取樣系統(tǒng)滿足本標準要求的條件是其試驗結(jié)果應滿足標準的定量指標。與舊標準相比，新標準最大的變化就是采用取樣系統(tǒng)的性能指標作為判別取樣系統(tǒng)優(yōu)劣的依據(jù)，而非原來單純對取樣系統(tǒng)設計方法的描述與要求［8］，ISO 2889 -2010對取樣代表性的具體要求見表1。

2 臺山核電廠氣態(tài)流出物取樣設計和評述

2. 1 氣態(tài)流出物取樣和監(jiān)測系統(tǒng)總體設計

臺山核電廠1、2號參考歐洲壓水堆核電廠（EPRTM）機組設計，其氣態(tài)流出物取樣系統(tǒng)采用芬蘭OL3的設計，僅對于煙囪和取樣系統(tǒng)的接口適用性進行了修改，即采用德國最新設計并遵照ISO 2889 -2010標準。

EPR機組采取單堆設計，每臺機組配置一根圓柱形煙囪，位于燃料廠房（HK）的頂部，煙囪頂部距地高度為100 m，煙囪出口處外徑為3. 4 m，內(nèi)徑為3. 0 m，安全殼換氣通風系統(tǒng)（EBA）、安全殼環(huán)廊通風系統(tǒng)（EDE）和安全廠房控制區(qū)通風系統(tǒng)（DWL）排放氣體最終從煙囪底部的混合小室向煙囪排放；煙囪氣載放射性流出物的監(jiān)測按照冗余設計的原則，每臺機組設計了兩列測量通道，即KRT81和KRT82，采樣系統(tǒng)的采樣點分別距離安全殼換氣通風系統(tǒng)、安全殼環(huán)廊通風系統(tǒng)和安全廠房控制區(qū)通風系統(tǒng)的最終排放點（混合小室）為37. 6 m和42. 6 m，分別距離地面約65 m和60 m處，如圖1所示。測量通道81（KRT81）和測量通道（KRT82）的各監(jiān)測通道配置參見表2。

根據(jù)ISO 2889 -2010第6. 1節(jié)的要求，“典型地，在均勻混合的氣體中，合適的取樣位置位于氣流擾動下游5倍～10倍水力直徑范圍內(nèi)，且距離氣流擾動上游3倍以上的水力直徑處”。整體上，臺山核電廠煙囪采樣位置是滿足此項要求的。

圖1 取樣耙分布圖Fig. 1 Location of the sampling rakes

表2 臺山核電廠煙囪氣載放射性流出物監(jiān)測系統(tǒng)通道配置Table 2 Configuration of monitoring system of airborne radioactive effluents from the vent of Taishan NPP

2. 2 單嘴和多嘴取樣

取樣頭的設計是影響取樣系統(tǒng)穿透系數(shù)的重要因素之一。衡量取樣頭的粒子損失可采用參數(shù)“傳輸比”來表示，傳輸比即取樣器出口的氣溶膠粒子濃度和自由流中氣溶膠粒子濃度之比。

目前，ANSI / HPS N13. 1 -1999和ISO 2889 -2010給出了推薦的護套式單嘴取樣器，該取樣器最大特點是，與多嘴取樣器相比，明顯降低了粒子的損失。圖2說明了等速取樣頭數(shù)目和管壁損失的關系，從圖中可以看出，8個取樣頭的管壁損失是55%；而通過20個取樣頭的管壁損失是73%，可見，采取多點取樣，其引起的管壁損失較大。而對于標準推薦的護套式單嘴取樣器，風洞試驗結(jié)果表明［9］：對于10 μm空氣動力學直徑（Da）的粒子，等速采樣頭的傳輸比是57%-62%，護套式采樣頭的傳輸比是83%-88%，可以看出護套式采樣頭具有較好的傳輸系數(shù)。

同時，ISO 2889 -2010也提出，采用單嘴采樣不是氣態(tài)流出物采樣必須的要求，當流出物不能保證充分混合均勻時，也可以采用多點采樣。

由于未試驗驗證煙囪中氣體在所有條件下是否能混合均勻，臺山核電廠煙囪氣態(tài)流出物采用多點采樣，以確?？梢垣@得有代表性的樣品。

考慮到煙囪直徑較大，為保證對煙囪內(nèi)排氣在所有運行條件下均能獲得有代表性的樣品，對測量通道KRT81和KRT82采樣系統(tǒng)的每個管道采用一個耙狀采樣頭，每個采樣頭有12個采樣管嘴。采樣頭置于煙囪中，使每個采樣管嘴均能覆蓋相同大小的取樣平面。采樣耙和相關管路設計如圖3所示。

圖2 等速取樣頭數(shù)目和管壁損失的關系（取樣流速保持在56. 6 L·min-1（2cfm）；由流速度=21. 3m·s-1；氣溶膠粒徑=10μm Da）Fig. 2 Effect of number of nozzles on sample loss （Sampling flow rate =56. 6 L·min-1（2cfm）；ee flow rate =21. 3m·s-1；particle size =10μm Da）

圖3 采樣耙和相關管路設計Fig. 3 The design of sampling rake and related piping

根據(jù)ISO 2889 -2010第7. 2. 3條的要求，采用6個或者更多采樣管嘴的采樣頭可以充分確保獲得有代表性的氣態(tài)流出物樣品。臺山核電廠煙囪氣態(tài)流出物采樣管嘴的數(shù)目是滿足新標準的要求的。但是，與單嘴取樣相比，采用多嘴取樣具有粒子損失較大的明顯缺點。

2. 3 溶膠粒子在取樣系統(tǒng)的穿透系數(shù)

系統(tǒng)設計需要考慮的另一性能要求是穿透系數(shù)。在取樣傳輸系統(tǒng)中輸運時，氣溶膠粒子會由于各種原因，如重力沉降、慣性碰撞、湍流慣性沉積和布朗擴散等，造成在傳輸系統(tǒng)內(nèi)表面上的粒子沉積，導致粒子損失較大，從而嚴重影響取樣系統(tǒng)的測量效果；除粒子沉積外，系統(tǒng)泄漏也是導致貫穿系數(shù)減小的影響因素之一。ISO 2889 -2010指出，“如果在正常工況下用Da 為10μm的單分散性顆粒物進行試驗的結(jié)果表明其穿透率≥50%，就應認為正常工況、異常工況和預計事故工況下取樣系統(tǒng)對于氣溶膠顆粒物的性能是合格的?！?，即標準要求10μm Da氣溶膠粒子在取樣系統(tǒng)的穿透系數(shù)不小于50%。

2. 3. 1 氣溶膠粒徑的選擇

不同直徑氣溶膠粒子對穿透系數(shù)的影響不同，在設計取樣系統(tǒng)時，必須考慮取樣微粒粒度。臺山核電廠煙囪氣態(tài)流出物取樣設計遵照德國最新設計，德國核安全標準KTA1503. 1中提到空氣動力學直徑（Da）約1μm的粒子是可用的。而ISO 2889 -2010推薦選擇10μm Da粒子進行試驗，主要考慮到以下幾點：（1）設計取樣系統(tǒng)須考慮在事故或非正常工況下的測量，此時需考慮高效粒子過濾器（HEPA）的長期使用，密封圈和邊框裂縫泄漏所導致較大粒度微粒穿過過濾器的排放，而不應僅僅考慮高效粒子過濾器過濾后粒徑為0. 1 μm～0. 4 μm的顆粒物；（2）②Da＜10 μm的顆粒物由于沉積率較低，所以穿透率較高；Da大于10 μm的顆粒物預期的穿透率較低，但對于干燥的顆粒物由于再懸浮效應，穿透率反而會增加。因此，用Da為10 μm的試驗氣溶膠顆粒物進行穿透測定，可以認為滿足最小穿透率；（3）在進行環(huán)境空氣取樣時，區(qū)分可吸入和不可吸入微粒的直徑為10 μm。典型的取樣粒度即采用該粒度，其原因是考慮了正常和事故兩種情況，同時又考慮了對人體的影響和傳輸?shù)男省?/p>

ISO 2889 -2010也說明，如果能夠得到相關尺寸分布數(shù)據(jù)（比如，活度大小分布），可選擇監(jiān)測相對應粒度的氣溶膠微粒。下圖是德國某壓水堆核電廠煙囪氣態(tài)流出物粒徑分布的實測數(shù)據(jù)，可以看出正常運行工況下的Co -60粒徑大部分大于1μm［10，11］。

圖4 德國某壓水堆實測Co -60粒徑分布Fig. 4 Measured distribution of Co -60 particle sizes in a pressurized water reactor in German

2. 3. 2 氣溶膠穿透系數(shù)估算

臺山核電廠通過理論計算，獲得了不同空氣動力學直徑的氣溶膠經(jīng)過取樣頭和取樣管線的穿透系數(shù)［12 -14］。

從表3可以看出，若不考慮取樣管嘴的影響，對于1 μm氣溶膠粒子的穿透系數(shù)，各管路的計算結(jié)果都大于50%；對于10 μm氣溶膠粒子的穿透系數(shù)，有些管路的計算結(jié)果低于50%。

2. 3. 3 氣溶膠穿透系數(shù)的試驗驗證

上述氣溶膠穿透系數(shù)的計算以一定經(jīng)驗公式為基礎，這些經(jīng)驗公式的適用性尚待考察。ISO 2889 -2010標準要求在正常工況下用Da為10 μm的單分散性顆粒物必須進行試驗驗證，以表明其在取樣系統(tǒng)的穿透率不小于50%。其試驗結(jié)果也可以與理論計算結(jié)果進行比較，以檢驗計算結(jié)果的準確性。

對于試驗驗證，臺山僅提供了取樣系統(tǒng)穿透系數(shù)試驗驗證的簡單試驗步驟［15］，還未開展相關試驗。其試驗方法原理如下：一定活度或質(zhì)量的氣溶膠微粒被注入取樣口，管道修正因子RF（穿透系數(shù)的倒數(shù)）由下式給出。

其中，mi是注入的氣溶膠微粒質(zhì)量；ms是沉積在過濾器上的氣溶膠微粒質(zhì)量；Vs是通過微粒過濾器的體積；Vp是通過初級取樣管線的體積。其管道修正因子測定試驗步驟如圖5所示。

圖5 修正因子RF測定的實驗步驟示意圖Fig. 5 Scheme of the procedure for the determination of the total correction factor

總之，10 μm氣溶膠粒子在整個取樣系統(tǒng)的傳輸比應該盡可能滿足大于50%的要求，臺山核電廠還應根據(jù)標準要求，用10 μm氣溶膠粒子試驗確定粒子在取樣管內(nèi)總的傳輸比，除非電廠能夠提供氣溶膠粒徑分布圖。同時，應編制詳細的試驗驗證和現(xiàn)場試驗規(guī)程，并制定詳細的試驗計劃安排。

3 結(jié)論和建議

（1）臺山核電廠采用多嘴取樣頭設計，對取樣位置處氣流均勻性要求較低。

（2）多嘴式取樣頭相比ISO 2889 - 2010標準所推薦使用的單嘴式取樣頭，具有粒子損失率較大的明顯缺點。

（3）理論計算結(jié)果表明，有些管路的10 μm氣溶膠粒子穿透系數(shù)小于50%，不滿足ISO 2889 -2010標準的要求，應盡快進行氣溶膠穿透系數(shù)試驗以驗證穿透系數(shù)是否滿足上述標準的要求。

（4）建議在未來的設計中應考慮選擇滿足氣流均勻性要求的取樣點位置，采取單嘴取樣，并盡可能減少粒子的損失，以滿足取樣代表性的要求。

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Discussion on Representativeness of Sampling of Airborne Effluents in Taishan NPP

HE Wei，LI Xiaolong，YANG Xiaowei，ZHU Zhaowen，JIANG Jing*
（Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China）

Abstract：Gaseous release is one of the main two ways in which radioactive effluents of nuclear power plants（NPPs）release to the environment in the normal operation. Representativeness of sampling of the effluents should be ensured to accurately determine the discharge quantity of effluents. This paper introduces the design of sampling and monitoring systems of airborne radioactive effluents from the vent in the Taishan NPP，discusses the representativeness of sampling from gaseous effluents in the Taishan NPP taking into consideration of the new requirements of the standard of ISO 2889 -2010，presents some advices on design improvements for sampling and monitoring system for the gaseous effluents of the future EPR NPP，which could be a reference for reviewing representativeness of sampling of airborne effluents in NPP.

Key words：the representativeness of sampling；airborne radioactive effluents；EPR NPP

中圖分類號：TL 84

文章標志碼：A

文章編號：1672-5360（2016）02-0024-05

收稿日期：2016-03-21 修回日期：2016-04-18

基金項目：國家科技重大專項“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站”——CAP1400安全評審技術及獨立驗證試驗資助項目，項目編號 2011ZX06002 -010

作者簡介：何瑋（1983—），男，湖南臨湘人，工程師/碩士，化學工程與技術專業(yè)，現(xiàn)主要從事放射性廢物管理審評和監(jiān)督工作

*通訊作者：蔣 婧，E-mail：jiangjing5@163. com