ISO 23137-12024 特殊恶劣条件下核设施用气溶胶过滤器的要求第1部分一般要求标准立项发展报告

特殊恶劣条件下核设施用气溶胶过滤器的要求第1部分：一般要求标准立项发展报告StandardizationDevelopmentReport:RequirementsforAerosolFiltersUsedinNuclearFacilitiesagainstSpecifiedSevereConditions—Part1:GeneralRequirements摘要核设施在运行、维护及事故工况下均可能释放含放射性气溶胶的气体，气溶胶过滤器作为核空气净化系统的核心组成部分，其性能可靠性直接关系到核设施的安全运行和周边环境的辐射安全。随着全球核能产业的复苏与新型核反应堆型的发展，核设施面临的特殊恶劣条件日益复杂，传统过滤器的设计基准和性能要求已难以满足极端工况下的安全需求。ISO23137-1:2024《特殊恶劣条件下核设施用气溶胶过滤器的要求第1部分：一般要求》由国际标准化组织（ISO）正式发布，该标准系统规定了核设施用气溶胶过滤器在特殊恶劣条件下的一般设计要求、性能指标、试验验证方法及质量保证要求，填补了国际标准在该领域的空白，对于统一全球核空气净化领域的技术规范、提升核设施安全水平具有重要意义。本报告对该标准的编制背景、技术内容、关键创新点及行业影响进行了系统分析，并重点介绍了主要参编单位的标准化工作实践。标准的发布实施将为核设施气溶胶过滤器的设计制造提供统一的技术依据，推动核空气净化技术的规范化发展。关键词：核设施；气溶胶过滤器；特殊恶劣条件；国际标准；核安全；空气净化Keywords:NuclearFacilities;AerosolFilters;SpecifiedSevereConditions;InternationalStandards;NuclearSafety;AirCleaning1引言随着全球能源转型战略的深入推进，核能作为清洁低碳基荷能源的战略地位日益凸显。截至2024年底，全球共有超过410座在运核电机组，总装机容量超过370GWe，另有数十座在建机组分布于中国、印度、俄罗斯、土耳其等国。核设施的安全运行离不开高效可靠的空气净化系统，其中气溶胶过滤器是去除放射性微粒的核心设备。然而，核设施在运行过程中可能遭遇地震、火灾、高湿、水淹、化学腐蚀、高温高压蒸汽喷射等特殊恶劣条件，这些条件下过滤器的结构完整性和过滤性能将面临严峻考验。历史上，日本福岛核事故充分暴露出核设施在极端外部事件下安全防护的薄弱环节——事故期间应急过滤系统在高温、高湿、辐射和氢气爆炸等多重恶劣条件的耦合作用下失效，导致大量放射性物质向环境释放。这一教训促使国际核工业界深刻反思既有标准体系的不足，催生了制定专门针对恶劣条件下核设施气溶胶过滤器要求的国际标准的迫切需求。在此背景下，ISO于2019年前后启动了ISO23137系列标准的编制工作。经过多轮国际研讨和技术论证，ISO23137-1:2024于2024年4月9日正式发布，为核设施气溶胶过滤器在特殊恶劣条件下的设计、试验和验收提供了统一的国际技术准则。本报告将对该标准的立项背景、编制过程、核心技术内容及行业影响进行全面深入的分析，并对主要参编单位进行介绍，以期为国内相关领域的技术人员和标准化工作者提供参考。2标准编制背景与立项依据2.1核空气净化技术发展与标准现状核设施通风与空气净化系统是保障核安全的重要屏障，其功能涵盖控制放射性物质向环境的释放、维持工艺区域的可达性和可操作性、防止污染扩散等多个方面。气溶胶过滤器（HEPA过滤器）是核空气净化系统中的关键设备，其捕集效率要求通常不低于99.97%（对MPPS粒径）。在国际标准化层面，核空气净化领域的标准长期由ISO/TC85（核能、核技术及辐射防护技术委员会）分技术委员会SC2（辐射防护）负责制定。该领域的代表性国际标准包括：-ISO17873:2004—核设施通风系统气载放射性污染排放控制要求-ISO2889:2021—核设施烟囱和管道中放射性物质排放取样-ISO21238:2007—核电厂放射性废物表征方法-IEC60761系列—气载放射性连续监测设备在国内层面，核空气净化领域的标准体系由全国核能标准化技术委员会（SAC/TC58）归口管理，核心标准包括：-EJ/T1184-2005—核电厂通风系统气溶胶过滤器-EJ/T791-2005—核空气净化系统高效粒子空气过滤器-GB/T17939-2008—核级高效空气过滤器然而，上述标准主要适用于正常运行工况和设计基准事故工况下的性能要求，对超设计基准事故和严重事故条件下过滤器性能的规定存在明显不足。特别是针对高温（>200°C）、高压、高湿（相对湿度>95%）、浸没（水淹）、地震载荷、化学腐蚀（硝酸蒸汽、有机碘等）等单一或耦合恶劣条件的性能要求，亟需统一的技术规范。2.2立项必要性分析制定ISO23137-1标准立项的必要性主要基于以下五个方面的需求。第一，福岛核事故的经验反馈。2011年福岛第一核电站事故中，因地震和海啸导致的断电使反应堆冷却功能丧失，堆芯熔毁产生的高温高压含放射性气体冲破安全壳，厂内应急过滤系统因设计未考虑如此极端条件而失效，造成大面积放射性污染。国际原子能机构（IAEA）在事故后发布的多份报告中均强调，应加强对极端外部事件下安全重要设备（包括空气净化设备）的防护能力要求。ISO23137-1的制定正是对这一国际共识的制度化响应。第二，核设施延寿与新堆型发展的需要。全球大量现役核电机组正在实施运行许可证更新和延寿计划（如美国NRC批准的80年运行许可），设备老化管理要求对安全重要部件在异常工况下的性能裕度进行科学评估。同时，第四代核能系统（如高温气冷堆、钠冷快堆、熔盐堆）以及小型模块化反应堆（SMR）的发展，带来了新的环境条件和事故工况特征，对过滤器提出了更高的耐温、耐压和耐辐照要求。第三，国际标准体系的结构性缺失。在ISO23137-1发布之前，国际层面尚无专门针对恶劣条件下核设施气溶胶过滤器性能要求的统一标准。各国虽有各自的技术规范（如美国的ASMEAG-1、德国的KTA3601、法国的RCC-E等），但技术指标和试验方法存在显著差异，不利于国际合作和核设备国际贸易中的技术互认。建立统一的国际标准有助于消除技术壁垒，推动全球核安全水平均衡提升。第四，核空气净化技术的进步提供了技术支持。近年来，新型过滤材料（如金属纤维烧结滤材、陶瓷滤材、纳米纤维复合滤材）的发展为高温、高湿、耐腐蚀条件下的气溶胶过滤提供了新的技术方案。同时，试验方法（如热加载试验、水浸没试验、地震振动台试验）的进步使得在实验室条件下较为真实地模拟恶劣工况成为可能，为标准的制定奠定了技术基础。第五，符合国际核安全体系的整体推进趋势。后福岛时代国际核安全治理框架日趋完善，IAEA安全标准体系（如SSR-2/1《核电厂设计安全要求》2016年修订版、GSRPart4《核设施安全评估》）不断更新，对安全重要设备的性能裕度和可靠性提出了更高要求。ISO作为国际标准化组织在核能领域的技术支撑，有必要同步推进相关产品标准的修订和完善。3标准主要内容与技术要点3.1标准适用范围与定位ISO23137-1:2024规定了核设施用气溶胶过滤器在特殊恶劣条件下的一般要求（GeneralRequirements），适用于核电厂、核燃料循环设施、研究堆及其他核设施中用于控制放射性气溶胶排放的过滤系统。该标准是ISO23137系列标准的第1部分，系列标准的后续部分预计将分别针对不同类型的气溶胶过滤器（如高效粒子空气过滤器、金属纤维过滤器、活性炭碘吸附器等）或不同类型的恶劣条件（如抗震设计、防火设计等）制定补充技术要求，形成较为完整的标准族（详见表1）。表1ISO23137系列标准的预期结构|部分|内容方向|当前状态||------|---------|---------||Part1|一般要求（本文件）|2024年已发布||Part2|高温条件专项要求|制定中||Part3|高湿/水浸没条件专项要求|制定中||Part4|地震条件专项要求|规划中|3.2术语与定义标准明确了以下关键术语的定义，统一了行业内对特殊恶劣条件相关概念的理解：-特殊恶劣条件（specifiedsevereconditions）：指超出设计基准事故范畴的、可能威胁过滤器结构完整性和功能性能的极端环境条件，包括但不限于高温、高压、高湿、水浸没、强烈地震、化学腐蚀性气氛及其组合条件。该定义采用了与IAEA安全术语体系一致的方法论，即以超过设计基准（beyonddesignbasis）为边界条件。-气溶胶过滤器（aerosolfilter）：通过物理拦截、惯性撞击、扩散沉积等机理，从气流中去除固体或液体气溶胶粒子的过滤装置，包含过滤元件、密封结构和支撑框架。-过滤效率（filtrationefficiency）：在规定的试验条件下，过滤器捕集的气溶胶粒子质量或数量占上游气溶胶总量的百分比。标准的验收准则沿用ISO29463系列标准中规定的最易穿透粒径（MPPS）效率测试方法，确保对不同过滤等级的设备采用统一、可比较的评价基准。-结构完整性（structuralintegrity）：过滤器在规定恶劣条件下保持物理结构完好、不发生破裂或泄漏的能力。该指标通过规定的耐压、热循环、振动等专项试验予以验证。3.3主要技术要求该标准对气溶胶过滤器在特殊恶劣条件下的性能要求涵盖以下方面：（1）功能性能要求-额定风量下的初始过滤效率：高效过滤器对MPPS的捕集效率不低于99.97%（对应H13等级）或99.99%（H14等级）；-额定风量下的初阻力：不大于规定值（通常不超过250Pa，对于高容尘量设计的产品可适当放宽至350Pa）；-容尘量：在规定的加速加载尘条件下达到终阻力（通常为初阻力的2倍）时单位面积积尘量不低于规定值；-耐温性能：在特定温度（如200°C、350°C）下持续运行规定时间后，过滤效率的下降不超过允许偏差；-耐湿性能：在相对湿度不低于95%（可能伴随冷凝）条件下运行规定时间后，结构完好且效率无明显劣化；-抗震性能：在规定的安全停堆地震（SSE）载荷作用下，过滤器不丧失结构完整性和固定功能；-耐辐照性能：在规定累积剂量辐照后，过滤材料不出现明显降解。（2）材料与结构要求-过滤介质：可采用玻璃纤维、金属纤维、陶瓷纤维或合成纤维等材料，应提供耐温、耐辐照、耐化学腐蚀性能的验证报告；-密封结构：在承受规定的热循环和压力波动条件下，密封件与滤芯之间的结合不得出现泄漏。这一要求的关键在于避免因温度变化导致密封材料老化或界面脱离，验收时须通过逐台扫描试验确认无泄漏；-外框材料：可采用不锈钢、碳钢（镀锌或涂漆处理）或铝合金等，材料选择应考虑预期的恶劣条件类型；-结构设计：应通过结构计算或试验验证，确认产品在规定工况下的抗震强度和热应力承受能力。（3）试验验证要求-出厂检验项目：外观检查、尺寸验证、效率检验、阻力检验、逐台扫描检漏试验、耐压试验；-型式试验项目：在上述基础上增加耐温试验、湿热试验、水浸没试验（如适用）、地震试验、辐照试验、化学腐蚀试验和阻燃试验；-试验条件容差：规定了各试验参数（温度、湿度、流量、振动频率等）的允许偏差范围，以保证不同实验室间试验结果的可比性；-合格判据：各项试验的验收限值和统计判定方法（采用ISO2859-1抽样标准或逐台全检）。（4）质量保证要求-设计控制：设计输入、设计输出、设计评审、设计验证和设计确认的完整流程要求；-采购控制：对原材料和组件的采购文件应明确技术要求，并进行合格供方评定；-生产过程控制：关键工艺参数（如滤纸折叠密度、注胶固化温度和时间、密封装配条件）的控制要求；-标识与可追溯性：每台过滤器应有唯一标识，确保从原材料到成品的全过程可追溯性。3.4标准的技术创新点相较于此前的各国国家标准和行业规范，ISO23137-1:2024在以下方面体现了显著的创新：建立了恶劣条件等级体系。标准引入“工况等级”（ConditionClass）的概念，将特殊恶劣条件按严重程度分为若干等级，制造方可根据用户指定的等级进行设计验证，用户可根据核设施的安全重要性明确所需等级。这一分级方法参考了ISO16604等国际标准的分级逻辑，避免了“一刀切”式的过严或过宽要求。首次将多重恶劣条件的耦合效应纳入考量。标准要求在设计验证中考虑恶劣条件的组合影响（如高温+高湿、地震+化学气氛），而非仅对单一条件进行独立验证。这一技术路径对于保障核设施在事故工况下的综合安全性尤为重要——实际事故进程中，多种恶劣条件往往同时或相继出现，如安全壳内高温蒸汽与辐射场并存。引入了基于性能验证（Performance-basedVerification）的框架。在保证安全功能的前提下，允许申请人通过工程分析、试验验证或两者结合的方式来证明符合性，为新型过滤技术的应用提供了灵活性。4标准参编单位介绍ISO23137-1:2024的制定过程汇聚了全球核空气净化领域的顶尖专家和机构。在标准编制过程中，多个国际组织和国家标准化机构深度参与，包括ISO/TC85/SC2的成员国专家、IAEA技术专家以及来自法国、德国、日本、中国、俄罗斯、美国等主要核能国家的代表。其中，中国辐射防护研究院作为中国在该领域的核心参编单位，发挥了重要作用，以下重点介绍该单位。4.1中国辐射防护研究院概况中国辐射防护研究院（ChinaInstituteforRadiationProtection，简称CIRP）隶属于中国核工业集团有限公司，成立于1962年，是中国在辐射防护、核安全和环境保护领域规模最大的综合性研究机构。研究院地处山西省太原市，占地面积约500亩，现有职工逾2000人，其中高级职称研究人员500余人，拥有博士、硕士学位人员占比超过60%。CIRP是中国核工业系统中辐射防护和环境监测领域的技术归口单位，长期承担核设施环境影响评价、辐射防护最优化、放射性废物管理、核事故应急等领域的科研与技术服务工作。研究院设有辐射防护研究所、核环境科学研究所、核应急与核安全研究所、核空气净化技术研究中心等多个专业研究机构，并在太原建有国内领先的气溶胶过滤材料与设备性能测试实验平台。4.2在核空气净化领域的核心能力中国辐射防护研究院在国内核空气净化技术领域具有超过四十年的深厚积累，具备以下核心能力：（1）过滤材料与设备性能测试CIRP建有符合ISO29463和EN1822标准要求的高效过滤器性能测试平台，配备了多分散相气溶胶发生器（采用DEHS或PAO作为试验气溶胶）、粒子计数器（CPC/OPS）、MPPS扫描系统等先进装备，可对过滤效率、阻力、容尘量等关键参数进行全性能表征。（2）恶劣环境模拟试验能力近年来，CIRP投入大量资源建设了特殊恶劣条件模拟试验系统，包括：高温热暴露试验舱（最高温度600°C）、高湿/冷凝试验系统（可控相对湿度20%-100%，温度5°C-80°C）、水浸没试验水池（具备水质控制能力）、化学腐蚀暴露试验箱（可施加硝酸蒸汽、氯气、二氧化硫等腐蚀性气氛）、以及地震振动台试验系统（可模拟设计基准地震和安全停堆地震载荷谱）。（3）标准制定与技术服务经验CIRP长期参与核空气净化领域国家和行业标准的制定工作，主编和参编了多项核行业标准。同时，该院也是国内核空气净化技术服务的权威机构，