孙 瑜 刘洪涛

(深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518172)

0 引言

为评估核设施对周围环境的影响，《GB 6249 -2011核动力厂环境辐射防护标准》要求对核设施气态流出物必须进行放射性活度监测［1］。由于放射性物质在烟囱或管道流场中的分布可能不均匀，因此取得的样品是否具有代表性，将直接影响流出物测量的准确性。

为了指导核设施气载流出物取样测量系统的设计，美国国家标准化组织于1969 年出版了美国国家标准《ANSI N13.1-1969 核设施气载放射性物质的取样导则》，提出了多嘴等速取样的方法，从而降低放射性物质分布不均匀带来的影响［2］。近年来，美国科研机构研究发现，多嘴等速取样方法存在很多问题，其中一个重要问题就是多嘴取样器会造成气溶胶的大量损失，极大地降低了系统的采样效率，增加了测量误差。美国研究人员提出了护套式单嘴取样的方法及一系列性能指标，并于1999 年将研究成果转化为美国国家标准《ANSI N13.1 1999 核设施烟囱和管道中气载放射性物质释放的取样与监测》。与1969 年的标准相比，该标准在内容上进行了重大的修改，在推荐护套式单嘴取样方法的基础上，对烟囱或管道内流场均匀性作出了定量的要求。本文通过研究ANSI N13.1 -1999 及相关标准的内容，详细描述了满足标准要求的混合均匀性验证方法。

1 混合均匀性验收准则

为保证在采用护套式单嘴取样器的情况下获得有代表性的样品，ANSI N13.1 -1999 给出了取样截面的混合均匀性验收准则，如表1 所示［2］。……