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1、第23卷第1期(总第133期)辐射防护通讯2003年2月介绍核设施烟囱和管道气载放射性排放物的取样监测美国新标准介绍(一)Sampling and M onitoring Releases of A irborne RadioactiveSubstances from the Stacks and Ducts of N uclear FacilitiesIntroduction to N ew Standards of the America:Part I卢正永(中国辐射防护研究院,太原,030006)L u Zhengyong(China Institute for Radiation Pr
2、otection,Taiyuan,030006)摘要对于核设施烟囱和管道的气载放射性排放物的取样监测,美国发布了新的标准。该标准对烟囱的取样位置和烟囱取样系统给出了有关的性能标准;对取样入口、传输管道(取样管)、取样收集介质、样品测量仪器以及流量测定方法提供了技术规范,同时,该标准对取样程序、质量保证、取样系统的优化更新以及系统的检测维修等问题也给予了论证。美国的这一新标准将可能是修订目前一直沿用着的ISO 288921975标准的蓝本,因此,对该标准有一正确了解将是有益的。关键词:新标准烟囱和管道排放物取样与监测中图分类号:X837.05文献标识码:A文章编号:100426356(2003)
3、0120035205AbstractN ew standards have been published in America for sampling and monitoring the em is2sions of airborne radioactive substances in the stacks or ducts of nuclear facilities.The standardsprovided performance criteria for the sampling location in stacks or ducts and the sampling andmoni
4、toring system of stacks or ducts.These criteria cover the air sampling probes,transportlines,sampling collectors and samplesmonitoring instruments and gas flow measuring methods.The standards also discusse sampling program objectives,quality assurance,sampling system op2ti m ization and system perfo
5、rmance verification,et al.The standards would be the original ver2sion to revise the ISO standards(ISO 288921975)that has been used since 1975.It would be use2ful to understand this standard.Key words:New standardStack and ductRelease substanceSampling and mon itoring为严格控制核设施气载放射性污染物通过烟囱或管道向大气环境的排放,
6、各有核国家都对烟囱或管道中气载放射性排放物(放射性气溶胶和放射性气体)的取样和监测给予了高度重视,对烟囱或管道排放物的取样方法和监测方法(其中重点是取样方法)作了技术规范,制定了相应的技术标准。美国于1969年制定了编号为AN SIN 13.121969、题为“核设施气载放射性物质的取样导则”的正式标准1(1993年重新认定)。国际标准化组织(ISO)以此标准为蓝本,于1975年制定了相应的国际标准,这就是当前一直沿用着的ISO288921975“气载放射性物质取样的一般原则”的国际标准2。这类标准对核设施烟囱或管道排放物的取样监测做了技术规范,提供了具体的技术导则。可以看出,目前各国执行的核
7、设施烟囱排放物的取样监测标准(ISO 288921975),其实就是美53收稿日期:2003201217作者简介:卢正永(19412),男,1965年毕业于兰州大学核物理专业,研究员。国上世纪60年代的AN SIN 13.121969标准。然而,美国于1999年对原标准AN SIN 13.121969在内容上做了重大修改,提出了新的版本3。新版本的标题为“核设施烟囱和管道中气载放射性排放物的取样与监测(Sampling and M oni2toring Releases of A irborne Radioactive Sub2stances from the Stacks and Ducts
8、 of N uclearFacilities)”,编号为AN SI?HPS N 13.121999(也作AN SIN 13.121999)。依照过去的惯例,目前的ISO 288921975标准按理也将在不久的将来以美国的这一新标准为蓝本进行修订。果真如此,新版本的ISO 2889标准也许即将问世。因此,对美国新颁布的这一有关核设施烟囱取样和监测的新标准有大致了解,对于尚无这类正式国家标准的我国有关主管部门、核设施设计人员、辐射安全人员无疑是有意义的。该标准全文共计101页,除前言外,分7个章节,另一半的篇幅为附表、图及附录。下面笔者将根据对标准内容的粗浅了解,就一些主要问题作一介绍,以供有关人
9、士参考。1烟囱取样监测的目的和方法新标准对所涉及的有关术语和数学符号给以定义和介绍之后,对烟囱取样监测方案的设计目的和设计方法用一整章的篇幅(标准的第4章)给予了阐释。1.1取样目的核设施烟囱或管道排放物取样和监测的基本目的是:(1)满足规程要求;(2)对常规取样与监测程序的必要性给予评价;(3)为辐射损害的索赔事件提供佐证;(4)通过源项取样对释放到环境中的放射性物质进行测量;(5)确保周围公众的暴露量不超过规定限值;(6)评价非常规事件的可能后果,为采取相关的补救行动提供依据。取样方案设计要正确合理,关键对取样目的要有正确了解。对大多数的烟囱取样来说,上述这些取样目的并非是相互排斥的,所设
10、计的某种或某些取样方案即使不能满足所有的取样目的,也能满足大部分的取样目的。1.2取样方案设计取样方案的设计应根据产生潜在气载放射性物质的操作程序和生产工艺的性质以及对规程要求的响应特性来进行。根据潜在释放物性质和数量的不同,应实施不同类别的取样,即所谓分类(级)取样。为弄清潜在释放的性质,应对核设施潜在的放射性核素释放源有清楚的了解,以便确定:(1)将要处理的物质形式和放射性总量;(2)这些物质发生气载性弥散的可能数量及在一旦烟囱排放的过滤和控制设备发生事故性损失时,在核设施周围引起的总释放量或总浓度;(3)一旦释放发生,可能对公众造成的潜在有效剂量当量;(4)潜在剂量与法规限值的比较结果。
11、要特别说明的是,新标准规定,为了估算潜在释放量,必须假定所有的控制设备都是无效的。因此,确定源项的限制因子,将是被处理的放射性核素的总量、整个处理过程和物理形态。释放量的简单估算方法是将被处理的放射性物质的总量乘上一个与物理形态有关的权重因子,这种权重因子如表1所示。表1取样监测设计的释放物估算的一般方法放射性物质的物理形态估算大气释放的权重因子可凝结的、非凝结的气体,加热至足够高温度即可成为蒸发态的固体与液体1.0液体或微粒状固体0.001固体(除以上形态以外的)1.010-6分类(级)取样方法,主要依据的是核设施排放物可能造成的事故性剂量的影响大小。这种影响大小取决于放射性物质弥散的可能性
12、大小(即以气态和微粒态存在的可能性大小)以及放射性物质本身的危害程度。这就是说,依据核设施通过排放烟囱造成的潜在影响类别的不同,将核设施划分成不同的潜在影响类别,不同类别的核设施实行不同类别的取样,这就是所谓的分类(级)取样。新标准将核设施分为4个潜在影响类(poten2tial i mpact category,P IC),即P IC1P IC4。潜在63辐射防护通讯2003年2月 第23卷 第1期影响类别不同,其取样方案(即取样和监测方法)则有不同。表2列出了分类取样方案的有关规定,这种分类取样方案可为具体的核设施实施烟囱取样监测方案设计提供参考或依据。表2取样和监测方案的分类(级)方法潜
13、在影响类(P IC)取样和监测分析方法允许限值的潜在分额1释放物记录的连续取样及有报警功能的在线、实时监测;考虑应用单独的事故监测系统 0.52释放物记录的连续取样,延时、脱线定期分析0.50.013定期检验性取样,脱线分析0.010.00014每年进行行政评论,证明设施确无任何形式的放射性物质释放,因而不必遵循有关的规定和限值 1m)的粒子;在非正常工作条件和过滤系统失效的情况下,大粒子问题就更难于避免,其粒度特征也非常复杂。因此,立足于控制净化系统不失效而按亚微米级粒子设计取样系统,其出发点就是错误的,因而所设计的取样系统将是不适用的。取样与监测系统的设计特别要保证对事故或非正常条件下可能
14、产生的发射物给以正确取样和探测。正因为如此,必须对事故或非正常条件下可能产生的粒子大小和粒度分布特征给以正确认识。新标准认为,在事故或非正常工作条件下,排放物中的粒子大小的上限值考虑为10m,粒度73核设施烟囱和管道气载放射性排放物的取样监测(一)分布参数考虑为AM A D=4.0m是比较切合实际的。在某些情况下可能还要对更大的粒子给予关注。1.3.3气体取样对气态放射性物质的取样,要特别注意可凝性蒸气和具有化学反应特性的放射性气体物质。为减少所采样品的失真,对取样管道中的沉积现象同样要尽量避免。为此,对取样对象的化学形态变化和相位变化都要给以充分注意。取样入口管和传输管的内壁材料、取样管长度
15、以及取样过程中的温度控制(或改变)等都有一些特殊问题需要加以考虑。对于非凝聚性的惰性气体(如85Kr)取样,这些问题则基本不用考虑。1.4行动水平的确定1.4.1确定行动水平的基础行动水平是取样监测方案设计依据的重要组成部分。行动水平是指在采取有关行动时对排放物污染浓度所要求的阈限值。行动水平决定了取样监测系统的灵敏度要求,因而也就影响到取样体积、取样频次、收集介质容量以及测量或分析仪器的灵敏度等一系列设计参数。采取的行动包括发出报警、通过附加处理设备使流出物改道、或者对产生污染的有关过程实施干预。有的行动相对来说可能微不足道,而有的行动却可能在代价、设备损坏甚至人员安危上产生重大影响,因此行
16、动水平的建立必须充分考虑:(1)污染物的理化特性;(2)取样系统的特性(如管嘴设计特性、传输管的设计特性、取样位置的有关特性等),以及(3)干扰测量结果的类型、强度和可变范围等。行动水平通常有以下三类(按以下三种方式或目的设立行动水平):(1)控制性监测:取样目的在于提供可靠的报警,使得操作者可采取行动以保护工作人员和公众免受过量照射(也即对P IC1类烟囱实行带报警的连续监测);(2)系统有效性:对取样系统有效性和响应特性进行追踪,以使得一当设备发生故障导致系统异常或出现严重性能损坏时,操作者可受到警示;(3)性能评价:按法规要求进行取样,取样所产生的各种数据,要使得核设施的主管人员能有效辨
17、认,并确定存在于流出物中的最重要核素,并且也有利于论证取样的抽取位置、仪器刻度维修、样品处理和各类监管工作是否符合和满足有关的法规要求(这与P IC1P IC3三类烟囱都有关)。为了正确而可靠地建立行动水平,必须对取样系统和测量系统建立总的数据质量目标,严格把握取样和样品测量中各个环节的系统误差和偶然误差。新标准针对不同的分类取样方法,对取样和测量过程中的总不确定度提出了建议。这些不确定度分别由样品取样过程中(抽吸、传输)的不确定度和样品测量过程中的不确定度的总和决定。新标准对各个环节的不确定度作了量化规定,具体可参见表3。表3烟囱取样和测量的不确定度建议因素或考虑记录性取样控制性监测频次:1
18、)取样2)测量连续每周连续近于即时取样系统的相对不确定度:1)总体正确度(系统误差)精密度(偶然误差)2)取样正确度(系统误差)精密度(偶然误差)3)测量正确度(系统误差)精密度(偶然误差)30%30%20%20%20%20%40%40%20%20%35%35%系统的有效性(置信度)95%95%1.4.2行动水平的设计根据烟囱分类取样方法的不同,行动水平的设计原则与方法也不同。新标准特别对控制监测(对于P IC1类烟囱)的行动水平和记录性取样(对于P IC1P IC3等三类烟囱)的行动水平的设计原则和方法给予了详细说明,重申了在行动水平设计中代表性取样的重要性,特别是在气溶胶取样监测中,重视大
19、粒子取样的重要性。控制性监测的行动水平的建立,目的在于尽快发现流出物中的异常,这主要依赖于连续空气监测仪(CAM)的监测数据。在设立与行动水平相当的报警阈时,既要注意不致产生过大的漏报警,也要注意不致产生过大的假报警。记录性取样的行动水平的建立,通常是立足于对监测数据的趋势和明显异常作出判断,它所依据的主要是长期的(周、月、季)记录性取样和测量的平均结果。记录性取样时间长、测量精度高,发现异常的行动水平比起控制性监测来有时可低若干个数量级。1.4.3行动水平与监测灵敏度一但行动水平确定,相应的监测灵敏度就必须达到相应的水平;反之,在监测灵敏度确定的情83辐射防护通讯2003年2月 第23卷 第
20、1期况下,行动水平的设定也就被限定了。这种监测灵敏度(由取样和测量的总体不确定度决定)可以用两种探测限值表示:一种是判断限(decisionli m it)或临界限(critical li m it)LC,按下式定义:LC(0.05)=1.645S=2.33B(1)另一种是探测限(detection li m it)或MDA限Ld,按下式定义:Ld(0.05)=2LC(0.05)=4.65B(2)在以上二式中,B为具体的取样或监测系统针对一给定烟囱在纯粹无污染但有干扰本底存在情况下所得出的平均监测结果B的标准差;S为系统投入运行但尚无污染存在的情况下,其净计数S(总计数-本底计数)的标准差(大
21、量S的均值应为0,即S服从正态分布;S是相对于大量S的平均值0的标准差)。一般认为总计数与本底计数基本相同,因而取 S=2B。式中的0.05是置信度因子,表示LC和Ld的置信水平为1-0.05=0.95。(1)式指的是,当监测结果LC(0.05)时,可认为流出物中肯定有了污染(置信度为95%);(2)式指的是,流出物中的实际污染浓度Ld(0.05)时,其监测结果一定会LC(0.05),总能作出排出流中有污染的判断(置信度95%)。1.4.4取样系统的性能报警为保证取样和监测系统的可靠性和有效性,需要建立一套与行动水平报警完全无关的系统故障报警,这种报警是为保证取样和监测系统可靠和有效而建立的。
22、系统故障通常分为两类:一类是由诸如断电、要害部件失效而引起整个系统停机这样的完全故障;另一类是将引起最终输出结果质量降低、输出结果异常以及安全受损、不合法规要求等事故的局部故障。局部故障的典型例子是取样流量严重降低、样品传输系统发生重要泄漏等。(待续)世界各国乏核料和高放废物处置计划的现状目前世界上还没有一个国家在运行乏核料(SN F)和高放废物(HLW)处置库。国际的共识普遍认为永久处置是保护公众健康和安全以及保护和恢复环境的最好方法,还认识到不论采用何种燃料循环方式,即是否进行乏燃料的后处理和再循环都需要最终处置库。目前俄罗斯、法国、英国、日本、印度、等国家采用后处理方式(HLW废物流),
23、年处理能力分别是400、1 650、2 710、900、600M THM?a;德国、乌克兰、芬兰和西班牙等国已经停止和将停止后处理(SN F和HLW废物流);美国、加拿大、捷克、罗马尼亚、南非和立陶宛等国直接处置SN F,不进行后处理;还有一些国家如巴西、阿根廷和巴基斯坦等国还没有决定是进行理还是直接处置。核电国家的放射性废物管理计划目前处在不同的发展阶段。加拿大正在立法组建新的废物管理机构;瑞典批准了两个结晶岩场址进行研究,2002年开始启动,2008年选定一个场址;芬兰2001年5月批准了在O lkiluoto的结晶岩场址进行处置库的研究,2020年完成认证研究;英国在2004年前进行公共咨询和论证,2005年提出处置方案;俄罗斯的计划处于早期阶段,正在考虑若干场址和岩石介质;比利时2015年前在Boom粘土层地下实验室进行实验研究;法国在Bure粘土层地下实验室开展转形、长期贮存和回取的开发研究;德国在Gob2rieben盐石场址上的研究延期进行,到2005年提出新的选址标准;日本的计划处于研发阶段,拟定在Horonobe建立地下实验室(凝灰岩介质);瑞士支持国际处置库概念,正在研究两个地下实验室(结晶岩和粘土介质);按照法律,西班牙2010年前不进行地下实验室的工作,主要是依靠国际的研发合作。(郝建中 供稿)93核设施烟囱和管道气载放射性排放物的取样监测(一)