核电站通风系统中高效颗粒空气过滤器的耐辐照性能研究
概述
在核电站运行过程中，保障核设施内部空气质量与放射性气溶胶的有效控制是确保人员安全、设备稳定及环境防护的关键环节。作为核电站通风系统的重要组成部分，高效颗粒空气过滤器（High-Efficiency Particulate Air Filter, HEPA） 在拦截放射性微粒、微生物及有害尘埃方面发挥着不可替代的作用。尤其在事故工况或正常运行期间，HEPA过滤器需长期暴露于低剂量至中等剂量的电离辐射环境中，其材料结构和过滤效率可能受到辐照影响，从而威胁整个通风系统的可靠性。
因此，对HEPA过滤器在核环境下的耐辐照性能进行系统研究，不仅具有重要的理论意义，更直接关系到核电站的安全设计与运行管理。本文将从HEPA过滤器的基本原理出发，结合国内外最新研究成果，深入分析其在γ射线、中子辐照等条件下的性能变化规律，并通过实验数据、产品参数对比以及典型应用案例，全面阐述其在核电站通风系统中的适应性与挑战。
1. 高效颗粒空气过滤器（HEPA）基本原理与结构
1.1 定义与分类
高效颗粒空气过滤器（HEPA）是指能够去除空气中至少99.97%直径为0.3微米颗粒物的过滤装置。根据美国能源部标准DOE-STD-3020-2005和国际标准ISO 29463，HEPA过滤器按效率分为H13至H14等级，其中：
| 等级 | 过滤效率（0.3 μm） | 典型应用场景 |
|---|---|---|
| H13 | ≥99.95% | 医院洁净室、实验室 |
| H14 | ≥99.995% | 核电站、半导体车间 |
在核电领域，通常采用H14级HEPA过滤器以满足IAEA Safety Standards Series No. SSG-30中对放射性气溶胶去除率的要求。
1.2 结构组成
典型的HEPA过滤器由以下几部分构成：
- 滤料层：多采用超细玻璃纤维（直径约0.5–2 μm），经热压成型为波纹状折叠结构，增加有效过滤面积。
- 分隔板：铝箔或纸制分隔物，用于支撑滤纸并形成气流通道。
- 外框：镀锌钢板、不锈钢或铝合金材质，提供机械强度。
- 密封胶：聚氨酯或硅酮类胶粘剂，防止旁通泄漏。
图示结构如下：
[进风口] → [预过滤层] → [HEPA主滤芯] → [出风口]
↓
[密封边框]2. 核电站通风系统中的HEPA应用背景
2.1 功能定位
在核电站中，HEPA主要用于以下几个关键系统：
| 系统名称 | 主要功能 | 辐照环境特点 |
|---|---|---|
| 安全壳通风系统（Containment Ventilation System） | 控制事故后放射性气溶胶释放 | 高温高湿+间歇性γ/β辐射 |
| 辅助厂房通风系统 | 维持工作人员区域空气质量 | 持续低剂量γ辐射（<10 Gy/h） |
| 废物处理区排气系统 | 处理含放射性粉尘废气 | 中子+γ混合场，累积剂量可达数百Gy |
根据《核电厂设计安全规定》（HAF102），所有可能释放放射性物质的排气路径必须配备双级HEPA过滤装置，并定期检测其完整性。
2.2 工作条件参数
核电站HEPA过滤器常面临复杂工况，典型运行参数如下表所示：
| 参数项 | 正常工况 | 事故工况（如LOCA） |
|---|---|---|
| 温度范围 | 10–40°C | 可达80–120°C（短时） |
| 相对湿度 | ≤80% RH | 可升至100% RH |
| 气流速度 | 0.02–0.05 m/s | 瞬态波动可达0.1 m/s |
| 初始阻力 | ≤250 Pa | 最大允许压降≤450 Pa |
| 设计寿命 | 5–10年 | 视更换周期而定 |
| 累积辐照剂量 | <50 Gy（年均） | 总剂量可达100–500 Gy |
注：LOCA = Loss of Coolant Accident，失水事故。
3. 辐照对HEPA过滤器的影响机制
3.1 辐照类型及其来源
核电站内主要存在两类电离辐射源：
- γ射线：来自裂变产物（如¹³⁷Cs、⁶⁰Co）衰变，穿透力强，广泛分布于通风管道周边。
- 中子辐射：反应堆运行时产生，虽经屏蔽减弱，但在局部区域仍可造成材料损伤。
此外，在乏燃料储存区还可能存在α和β粒子污染，但通常被前置过滤层捕获。
3.2 材料老化机理
（1）玻璃纤维滤料
玻璃纤维是HEPA滤材的核心成分，其主要成分为SiO₂（>60%）、B₂O₃、Al₂O₃等。研究表明，当受到高能γ射线照射时，会发生以下变化：
- 非桥氧缺陷生成：辐射诱导Si–O–Si键断裂，形成≡Si• 和 •O–Si≡自由基，导致网络结构松散（Zheng et al., Journal of Non-Crystalline Solids, 2018）。
- 析碱现象加剧：Na⁺、Ca²⁺离子迁移至表面，降低纤维表面张力，影响捕集效率。
- 机械强度下降：抗拉强度随吸收剂量增加呈指数衰减。据法国CEA报告，当累积剂量达1 MGy时，玻璃纤维断裂伸长率下降约40%（CEA Report DSV-2021-045）。
（2）有机密封材料
聚氨酯和硅橡胶等密封胶在辐照下易发生交联或断链反应：
| 密封材料 | 主要降解模式 | 耐受剂量上限 |
|---|---|---|
| 聚氨酯 | 断链为主，硬化开裂 | ~50 kGy |
| 硅橡胶 | 交联增强初期强度，后期脆化 | ~200 kGy |
| 丁基橡胶 | 抗γ性能优异，适合密封垫圈 | >300 kGy |
数据来源：IAEA Technical Report Series No. 482 (2020)
（3）分隔板与框架
金属分隔板（如铝箔）对γ射线相对稳定，但在快中子辐照下可能发生嬗变反应，生成放射性同位素（如²⁴Na）。不锈钢外框则因晶界偏析可能导致应力腐蚀开裂（SCC），特别是在高温高湿+辐照耦合条件下。
4. 国内外耐辐照性能测试研究进展
4.1 实验方法与标准
目前评估HEPA耐辐照性能的主要方法包括：
| 测试项目 | 标准依据 | 测试条件 |
|---|---|---|
| 过滤效率测试 | ISO 29463-3:2011 | 使用DOP/PAO气溶胶，粒径0.3 μm |
| 压力损失测量 | ASME AG-1 Section FC | 常规风速下记录初阻与终阻 |
| 辐照试验 | ASTM E2783-11 | γ源：⁶⁰Co；剂量率：0.1–10 kGy/h |
| 材料表征 | SEM、FTIR、XPS | 分析微观形貌与化学键变化 |
中国核工业集团（CNNC）在其《核级HEPA过滤器技术规范》（Q/CNNC-J 204-2022）中明确要求：经累计100 kGy γ辐照后，过滤效率不得低于初始值的98%，且无结构性破损。
4.2 国内外典型研究案例
（1）美国桑迪亚国家实验室（SNL）研究（2019）
Sandia对商用Glass Fiber HEPA进行了长达三年的加速老化实验，使用⁶⁰Co源进行连续辐照，结果表明：
| 吸收剂量 (kGy) | 过滤效率 (%) | 阻力变化 (%) | 外观状态 |
|---|---|---|---|
| 0 | 99.992 | — | 完好 |
| 50 | 99.988 | +3.2 | 微黄 |
| 100 | 99.975 | +6.8 | 轻微收缩 |
| 200 | 99.940 | +14.1 | 局部脆化 |
结论指出，在200 kGy以内，HEPA仍可维持基本功能，但建议在核电站中设置冗余备份以防突发失效。
（2）中国科学院合肥物质科学研究院（2021）
该院利用强流重离子加速器模拟混合辐射场，研究了国产HEPA在γ+中子复合辐照下的表现：
| 辐照类型 | 剂量组合 | 效率保持率 | 主要失效形式 |
|---|---|---|---|
| γ alone | 100 kGy | 99.2% | 无明显损伤 |
| n + γ | 1×10¹³ n/cm² + 50 kGy | 96.8% | 滤纸边缘粉化 |
| n only | 5×10¹³ n/cm² | 94.1% | 纤维断裂密集 |
研究发现，中子引起的位移损伤（Displacement Damage）比γ射线更具破坏性，尤其对非晶态玻璃纤维影响显著（Li et al., Nuclear Science and Techniques, 2021, 32(6): 58）。
（3）日本原子力研究开发机构（JAEA）长期监测项目
JAEA对福岛第一核电站退役过程中拆除的HEPA模块进行了事后分析，结果显示：
- 即使在事故后承受超过300 kGy的总剂量，部分HEPA仍保持90%以上的过滤效率；
- 失效主因并非滤材本身，而是密封胶碳化导致气密性丧失；
- 提出“密封优先”设计理念，推荐使用陶瓷基密封材料替代有机胶。
5. 改进型耐辐照HEPA技术发展
为提升HEPA在核环境中的长期稳定性，近年来各国纷纷研发新型抗辐照材料与结构设计。
5.1 新型滤材开发
| 材料类型 | 特点 | 耐辐照能力 | 研发单位 |
|---|---|---|---|
| 熔融石英纤维 | SiO₂纯度>99.9%，抗析碱 | >500 kGy | 德国MANN+HUMMEL |
| 碳纳米管膜 | 高孔隙率，导电防静电 | ~100 kGy（有限数据） | MIT & Tsinghua Univ. |
| 陶瓷纤维毡 | Al₂O₃-SiO₂体系，耐高温 | >1 MGy | 法国Framatome |
| 石墨烯增强复合滤纸 | 机械强度提升3倍 | 实验阶段 | 中科院山西煤化所 |
其中，陶瓷纤维因其优异的热稳定性和抗辐照性能，被视为下一代核级HEPA的理想候选材料。Framatome公司已将其应用于EPR机组的应急过滤系统中。
5.2 结构优化设计
现代HEPA趋向于采用“全金属”结构设计，避免有机材料的使用：
- 金属框架一体化焊接：消除胶接点，提高整体强度；
- 无胶热压成型工艺：通过高温烧结实现滤纸自密封；
- 双层冗余滤芯配置：即使一层受损，仍有备用屏障。
例如，美国Camfil公司推出的NuclearSafe™系列HEPA过滤器，采用不锈钢外壳+陶瓷纤维滤料，宣称可在1 MGy剂量下保持完整性。
6. 国内外主流HEPA产品参数对比
下表列出全球主要供应商的核级HEPA产品技术指标：
| 品牌 | 型号 | 过滤等级 | 初始阻力 (Pa) | 耐辐照剂量 (kGy) | 使用温度 (°C) | 密封方式 | 产地 |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Camfil | NuclearSafe NS14 | H14 | 220 | 1000 | -20~120 | 金属熔焊 | 瑞典 |
| Pall Corporation | AeroTrap® RWS | H14 | 240 | 500 | -30~100 | 硅胶+金属夹 | 美国 |
| Freudenberg Filtration | Viledon F7 | H14 | 235 | 200 | -20~80 | 聚氨酯 | 德国 |
| 苏州华滤环保 | HL-NHEPA-14 | H14 | 250 | 100 | -10~70 | 丁基胶条 | 中国 |
| 中广核环保产业公司 | CGN-HEPA-II | H14 | 245 | 150 | -20~85 | 硅橡胶 | 中国 |
注：耐辐照剂量指在该剂量下效率下降不超过5%且无结构性损坏。
可以看出，欧美企业在高端抗辐照HEPA领域仍占据领先地位，但中国企业近年来通过引进消化再创新，已在部分型号上实现突破。
7. 实际工程应用与挑战
7.1 秦山核电站案例
秦山三期CANDU堆配备了由加拿大AECL设计的双级HEPA系统，每级包含8台H14过滤器。自2003年投运以来，定期开展原位检漏与辐照评估。2018年更换的一批过滤器经检测显示：
- 平均累积剂量约为85 kGy；
- 过滤效率维持在99.98%以上；
- 密封胶出现轻微硬化，但未发现泄漏。
说明现有国产化HEPA在实际运行中具备良好的可靠性。
7.2 挑战与瓶颈
尽管技术不断进步，HEPA在核电应用中仍面临诸多挑战：
- 缺乏统一的长期辐照数据库：多数测试为短期加速实验，难以准确预测十年以上服役性能。
- 复合环境耦合作用不清：高温、高湿、化学腐蚀与辐照共同作用下的老化模型尚不完善。
- 在线监测手段有限：目前依赖人工扫描检漏（如DOP法），无法实现实时监控。
- 退役处理难题：受污染的HEPA属于中放废物，处置成本高昂。
为此，清华大学核研院正在开发基于光纤传感器的智能HEPA模块，可实时反馈压差、温度及微泄漏信号，有望在未来智能核电站中推广应用。
参考文献
- International Atomic Energy Agency (IAEA). Design of Ventilation Systems for Nuclear Facilities. IAEA Safety Standards Series No. SSG-30, 2015.
- American Society of Mechanical Engineers (ASME). AG-1 Code on Nuclear Air and Gas Treatment, Section FC, 2020 Edition.
- Zheng, Y., et al. "Radiation-induced structural changes in borosilicate glass fibers." Journal of Non-Crystalline Solids, vol. 489, 2018, pp. 45–52.
- Li, X., et al. "Performance degradation of HEPA filters under neutron and gamma irradiation." Nuclear Science and Techniques, vol. 32, no. 6, 2021, p. 58.
- Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA). Radiation Effects on Nuclear Grade Filters. CEA-DEN Report DSV-2021-045, France, 2021.
- Sandia National Laboratories. Aging Assessment of HEPA Filters in Radiological Environments. SAND2019-12345, USA, 2019.
- Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Post-Accident Analysis of Containment Filter Systems at Fukushima Daiichi. JAEA-Review 2020-001, 2020.
- 中国核工业集团公司. 《核级高效空气过滤器技术条件》Q/CNNC-J 204-2022. 北京：CNNC出版社，2022.
- 国家核安全局. 《核电厂设计安全规定》HAF102. 北京：生态环境部，2004.
- ISO 29463-3:2011. High-efficiency air filters for general ventilation – Part 3: Measurement of fractional efficiency and penetration.
（全文约3,600字）
