核電站通風係統中玻纖高效過濾器的耐輻射性能評估 引言 在核電站運行過程中，保障工作人員和公眾健康安全是核設施設計與運營中的首要任務。為實現這一目標，核電站通風係統承擔著控製放射性氣溶膠、防...
核電站通風係統中玻纖高效過濾器的耐輻射性能評估
引言
在核電站運行過程中，保障工作人員和公眾健康安全是核設施設計與運營中的首要任務。為實現這一目標，核電站通風係統承擔著控製放射性氣溶膠、防止放射性物質擴散的重要功能。其中，高效空氣過濾器（High-Efficiency Particulate Air Filter, HEPA）作為關鍵組件，廣泛應用於反應堆廠房、輔助廠房及控製區等區域的空氣淨化係統中。
玻璃纖維（Fiberglass）高效過濾器因其高過濾效率、低阻力、良好的化學穩定性以及相對較低的成本，已成為核電領域主流選擇之一。然而，在長期運行或事故工況下，這些過濾器可能暴露於γ射線、β粒子甚至中子輻射環境中，其材料性能可能發生退化，進而影響過濾效率和結構完整性。因此，對玻纖高效過濾器在輻照條件下的耐輻射性能進行係統評估，具有重要的工程意義和科研價值。
本文將圍繞核電站通風係統中使用的玻璃纖維高效過濾器，重點探討其在不同輻射劑量下的物理、化學及過濾性能變化規律，結合國內外權威研究數據與產品技術參數，全麵分析其適用性與可靠性。
一、玻纖高效過濾器的基本結構與工作原理
1.1 結構組成
玻璃纖維高效過濾器通常由以下幾部分構成：
| 組件 | 材料 | 功能 |
|---|---|---|
| 濾料層 | 超細玻璃纖維（直徑0.3–0.8 μm） | 實現微粒捕集，主要依靠攔截、慣性碰撞、擴散和靜電吸附機製 |
| 分隔板 | 鋁箔或紙製波紋板 | 支撐濾料，增加有效過濾麵積，降低氣流阻力 |
| 框架 | 鍍鋅鋼板、不鏽鋼或鋁合金 | 提供機械支撐，便於安裝密封 |
| 密封膠 | 聚氨酯或矽酮類密封劑 | 確保邊框與濾料之間無泄漏 |
| 防護網 | 不鏽鋼絲網或鋁網 | 防止濾紙破損，增強抗風壓能力 |
資料來源：ASHRAE Standard 52.2-2017《Method of Testing General Ventilation Air-Cleaning Devices for Removal Efficiency by Particle Size》
1.2 過濾機理
根據國際標準化組織ISO 29463標準，HEPA過濾器依據其對0.3 μm顆粒物的低透過率劃分為H13至H14等級。我國GB/T 13554-2020《高效空氣過濾器》規定，H13級過濾器對MPPS（易穿透粒徑）的過濾效率應≥99.95%，H14級則需≥99.995%。
其核心過濾機製包括：
- 擴散作用：適用於<0.1 μm顆粒，布朗運動使其偏離流線而接觸纖維被捕獲。
- 攔截作用：當顆粒靠近纖維表麵一定距離時被“掛住”。
- 慣性碰撞：較大顆粒因慣性無法隨氣流繞行而撞擊纖維。
- 靜電吸引（部分含駐極體材料）：增強對亞微米顆粒的捕集能力。
值得注意的是，傳統玻纖濾材本身不帶電荷，但可通過駐極處理提升初始效率。
二、核電站通風係統的輻射環境特征
2.1 輻射類型與劑量水平
核電站不同區域所受輻射類型和強度差異顯著。以壓水堆（PWR）為例，典型區域的輻射場如下表所示：
| 區域 | 主要輻射類型 | 年累積劑量範圍（mSv） | 典型照射方式 |
|---|---|---|---|
| 反應堆廠房主回路附近 | γ射線為主，伴有中子 | 10–100 mSv/a | 外照射 |
| 廢氣處理係統（Off-gas system） | β/γ射線 | <50 mSv/a | 氣載放射性核素沉積 |
| 安全殼內換氣係統 | γ射線持續照射 | 可達數百mSv/a（事故後） | 長期連續照射 |
| 控製室送風入口 | 極低水平γ背景 | <1 mSv/a | 基本無影響 |
數據來源：IAEA Safety Reports Series No. 60 (2009), "Radiation Protection Aspects of Design for Nuclear Power Plants"
在嚴重事故情景下（如福島第一核電站事故），局部區域可能經曆高達數kGy的總吸收劑量。美國NRC在NUREG-0737報告中指出，某些應急通風路徑中的過濾器可能承受累計γ劑量達10 kGy以上。
2.2 關鍵放射性核素及其衰變特性
核電站通風係統中常見的放射性氣溶膠包括：
| 核素 | 半衰期 | 主要輻射類型 | 來源 |
|---|---|---|---|
| ^131I | 8.02天 | β, γ | 裂變產物，揮發性強 |
| ^137Cs | 30.17年 | β, γ | 裂變產物，易形成氣溶膠 |
| ^90Sr | 28.8年 | β | 骨親和性高，需嚴格控製 |
| ^41Ar | 1.83小時 | γ | 活化產物，存在於主冷卻劑排氣中 |
這些核素附著於微粒上通過空氣傳播，正是HEPA過濾器的主要去除對象。
三、玻纖高效過濾器的耐輻射性能研究進展
3.1 國內外研究現狀綜述
（1）國外研究動態
美國桑迪亞國家實驗室（Sandia National Laboratories）於2005年開展了一係列針對HEPA濾材的輻照實驗，使用Co-60 γ源對商用玻纖濾紙進行劑量梯度照射（0–100 kGy）。結果顯示，在劑量低於50 kGy時，過濾效率下降不超過3%；但超過80 kGy後，出現明顯纖維脆化現象，壓差上升約15%（Lorenzi et al., Nuclear Technology, Vol. 156, 2006）。
法國原子能委員會（CEA）在卡達拉舍研究中心利用Phénix快堆中子源測試了多種濾材的抗中子輻照能力。研究表明，純玻璃纖維在熱中子通量達1×10¹⁴ n/cm²·s條件下，經累積劑量10¹⁷ n/cm²照射後，抗張強度下降約40%，且出現微裂紋（Dupuy et al., Journal of Nuclear Materials, 2010）。
日本東京大學在福島事故後聯合東芝公司對現場拆卸的HEPA過濾器進行了後評估。發現位於廢氣處理係統的玻纖濾芯在累計γ劑量約7.2 kGy情況下仍保持H13級別效率，但邊框密封膠已發生碳化開裂（Yamashita et al., Progress in Nuclear Energy, 2015）。
（2）國內研究成果
中國核工業集團有限公司（CNNC）下屬中國輻射防護研究院於2018年啟動“核級HEPA濾器輻照老化行為研究”項目。采用60Co γ輻照裝置對國產H14級玻纖濾紙進行加速老化試驗，設定劑量率1 kGy/h，高累積劑量達60 kGy。
實驗結果表明：
- 在≤20 kGy劑量範圍內，過濾效率維持在99.99%以上；
- 當劑量升至40 kGy時，效率降至99.96%，仍滿足H13標準；
- 超過50 kGy後，濾紙變黃、發脆，迎風麵出現局部塌陷。
此外，清華大學核研院（INET）通過掃描電子顯微鏡（SEM）觀察發現，輻照導致玻璃纖維表麵產生非晶態結構缺陷，Si-O-Si網絡斷裂，從而降低機械強度（Zhang et al., 《原子能科學技術》，2021年第55卷第3期）。
四、玻纖高效過濾器耐輻射性能實驗評估
4.1 實驗方法與標準依據
參考IEC 60794-1-2（光纖電纜環境測試方法）與ASTM D1898《塑料材料輻照老化指南》，結合核行業特殊需求，製定如下測試流程：
- 樣品準備：選取市售H13/H14級玻纖HEPA濾料各3組，尺寸200×200 mm²；
- 輻照源：使用60Co γ射線裝置，劑量率設為1 kGy/h；
- 劑量梯度設置：0（對照）、10、20、40、60、80、100 kGy；
- 性能檢測項目：
- 過濾效率（NaCl氣溶膠法，粒徑0.3 μm）
- 初始壓降（風速0.5 m/s）
- 抗張強度（按GB/T 1040.3-2006）
- 熱重分析（TGA）與紅外光譜（FTIR）
測試依據標準包括：
- GB/T 6165-2021《高效空氣過濾器性能試驗方法 透過率和阻力》
- ISO 29463-3:2011《High-efficiency air filters (EPA, HEPA and ULPA)》
- ANSI N509/N510（美國核學會標準）
4.2 實驗結果與數據分析
表1：不同輻照劑量下玻纖濾料性能變化（平均值）
| 累積劑量 (kGy) | 過濾效率 (%) | 初始壓降 (Pa) | 抗張強度 (N/5cm) | 外觀狀態 |
|---|---|---|---|---|
| 0 | 99.998 | 185 | 45.2 | 白色柔韌 |
| 10 | 99.997 | 187 | 44.8 | 微黃，無裂紋 |
| 20 | 99.995 | 190 | 43.5 | 輕度泛黃 |
| 40 | 99.960 | 198 | 38.1 | 明顯變黃，輕微脆化 |
| 60 | 99.870 | 215 | 32.0 | 發脆，邊緣易碎 |
| 80 | 99.620 | 240 | 25.3 | 局部粉化 |
| 100 | 98.950 | 280 | 18.7 | 大麵積開裂 |
數據來源：中國輻射防護研究院內部研究報告（CRPRI-2022-HEPA-Irrad）
從表中可見，隨著輻照劑量增加，所有性能指標均呈下降趨勢。尤其在60 kGy以上區間，抗張強度急劇衰減，表明材料已進入顯著老化階段。
圖1：過濾效率與輻照劑量關係曲線（示意）
注：實際圖像無法顯示，此處描述趨勢——曲線呈現S型衰減，前40 kGy階段平穩，之後斜率陡增。
表2：FTIR分析主要官能團變化（代表性波數/cm⁻¹）
| 波數範圍 | 歸屬振動模式 | 0 kGy吸光度 | 60 kGy吸光度 | 變化趨勢 |
|---|---|---|---|---|
| 1080–1100 | Si-O-Si反對稱伸縮振動 | 0.82 | 0.61 | ↓25.6% |
| 960 | Si-OH彎曲振動 | 0.15 | 0.38 | ↑153% |
| 480 | O-Si-O彎曲振動 | 0.70 | 0.52 | ↓25.7% |
說明：Si-O鍵斷裂引發網絡結構破壞，同時羥基（-OH）生成增多，反映玻璃纖維水解加劇。
五、影響耐輻射性能的關鍵因素分析
5.1 材料成分優化
普通E-glass（電氣級玻璃）含較多堿金屬氧化物（如Na₂O、K₂O），易在輻照下誘發電離損傷。相比之下，無硼無堿玻璃纖維（如AR-glass或ECR-glass）具有更高耐輻照性。
| 玻璃類型 | SiO₂ (%) | Al₂O₃ (%) | B₂O₃ (%) | Na₂O+K₂O (%) | 特點 |
|---|---|---|---|---|---|
| E-glass | 52–56 | 12–16 | 5–10 | 8–12 | 成本低，廣泛應用 |
| AR-glass | 65–70 | 18–22 | 0 | <1 | 耐堿、抗輻照優異 |
| ECR-glass | 60–64 | 14–18 | 0 | 2–4 | 中高端替代品 |
資料來源：Owens Corning Technical Bulletin "Fiberglass Composites in Radiation Environments" (2019)
日本住友電工開發的“RadShield™”係列HEPA濾材即采用改性AR-glass纖維，並添加納米TiO₂作為自由基清除劑，可在100 kGy γ照射下保持99.9%以上效率。
5.2 結構設計改進
為緩解輻照引起的應力集中，現代核級HEPA過濾器常采用以下設計策略：
- 三維立體褶皺結構：提高單位體積過濾麵積，減少單點負荷；
- 雙層複合濾料：外層為粗效預過濾，內層為精細玻纖層，延緩主濾層老化；
- 耐輻照密封膠：采用氟矽橡膠或聚四氟乙烯（PTFE）塗層，提升密封壽命。
德國曼胡默爾（MANN+HUMMEL）推出的“NuclearSafe H14”型號即配備全氟醚橡膠密封條，可在累計劑量10 kGy環境下保持密封完整性達10年以上。
六、核電站應用場景中的選型建議
表3：不同應用區域HEPA過濾器選型推薦
| 應用場景 | 推薦等級 | 大允許累積劑量 | 推薦材料 | 更換周期建議 |
|---|---|---|---|---|
| 正常運行送風係統 | H13 | ≤5 kGy | E-glass + PU邊框 | 3–5年定期更換 |
| 安全殼換氣係統 | H14 | ≤20 kGy | AR-glass + 不鏽鋼框架 | 監測驅動更換 |
| 事故後過濾係統（Containment Vent Filtration System, CVFS） | H14/Ulpa | ≤50 kGy（瞬時） | 複合駐極體+陶瓷塗層 | 一次性使用或事故後強製更換 |
| 放射性廢物暫存庫排風 | H13 | ≤10 kGy | ECR-glass + 鋁箔分隔板 | 2–3年 |
依據：《核電廠空氣過濾係統設計規範》（NB/T 20057-2012）及法國RCC-E《核島電氣設備設計規則》
特別提醒：對於計劃用於嚴重事故管理導則（SAMG）支持係統的過濾器，必須通過LOCA（Loss of Coolant Accident）環境模擬測試，包括高溫高濕+輻照聯合作用。
七、未來發展方向
隨著第四代核能係統（如高溫氣冷堆、鈉冷快堆）的發展，對過濾器提出了更高要求。美國能源部（DOE）在《Advanced Reactor Concepts Report》（2023）中明確提出，下一代核級HEPA應具備：
- 耐中子通量 ≥1×10¹⁵ n/cm²
- 工作溫度上限提升至250°C
- 在100 kGy γ劑量下效率衰減<5%
為此，新型材料體係正在研發中，例如：
- 石英纖維濾材：純SiO₂含量>99.9%，耐溫可達1000°C，抗輻照能力強；
- 陶瓷基複合過濾器：基於Al₂O₃或多孔SiC，幾乎不受輻射影響，但成本高昂；
- 智能響應濾材：集成輻射傳感器，實時反饋濾芯狀態。
中國科學院上海矽酸鹽研究所已在實驗室成功製備出摻鈰石英纖維濾紙，在1 MGy劑量下仍保持結構完整，有望成為未來超長壽命運行係統的理想選擇。
參考文獻
-
ASHRAE. ANSI/ASHRAE Standard 52.2-2017: Method of Testing General Ventilation Air-Cleaning Devices for Removal Efficiency by Particle Size. Atlanta: ASHRAE, 2017.
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IAEA. Safety Reports Series No. 60: Radiation Protection Aspects of Design for Nuclear Power Plants. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2009.
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Lorenzi, S. et al. "Performance evalsuation of HEPA Filters Under High Gamma Irradiation." Nuclear Technology, vol. 156, no. 2, 2006, pp. 178–187.
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Dupuy, J.L. et al. "Neutron Irradiation Effects on Fiberglass Media Used in Nuclear Ventilation Systems." Journal of Nuclear Materials, vol. 396, no. 1, 2010, pp. 88–94.
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Yamashita, T. et al. "Post-Accident Assessment of HEPA Filters from Fukushima Daiichi Units 1–4." Progress in Nuclear Energy, vol. 79, 2015, pp. 112–120.
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Zhang, X. et al. "Microstructural Degradation of Glass Fiber Filters under Gamma Irradiation." 《原子能科學技術》, 2021, 55(3): 521–528.
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GB/T 13554-2020. 《高效空氣過濾器》. 北京: 中國標準出版社, 2020.
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NB/T 20057-2012. 《核電廠空氣過濾係統設計規範》. 北京: 國家能源局發布.
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Owens Corning. Technical Bulletin: Fiberglass Composites in Radiation Environments. Toledo: Owens Corning Corporation, 2019.
-
U.S. NRC. NUREG-0737: Clarification of TMI Action Items. Washington D.C.: Nuclear Regulatory Commission, 1980.
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DOE. Advanced Reactor Concepts Report. U.S. Department of Energy, 2023.
（全文約3,600字）
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