目前，核电厂的气态流出物检测系统，主要是采用连续取样、离线测量的方法完成。监测 结果是否能够准确真实可靠地反映气态流出物的排放情况，很大程度上取决于被测样品是否 具有充分的代表性[7]。随着近年来世界各国对于辐射安全和环境保护重视程度的提高，以及对于烟囱流出物取样 技术研究的不断深入，美国国建标准委员会于 1999 年对 ANSI 13。1-1969 《核设施烟囱和管 道释放气载放射性物质的取样和监测》 在内容上进行了较大的修改，发布了 ANSI/HPS N13。1-1999，新标题为《核设施烟囱和管道中气载放射性物质的取样和监测》，对于烟囱流出 物的取样监测提出了更为全面、 系统和严格的要求， 2009 年 ISO2889 基本采纳 ANSI N13。1-1999 版本并对原标准进行修改，改标题为《核设施烟囱和管道气载放射性物质的取样》， 2010 年发布[8]。

在 1998 年，我国环保局依据 ISO2889-1975 发布了核行业标准 HJ/T22-1998《气载放射性 物质取样的一般规定》，世界各国现执行的标准大多为 ISO2889 和 ANSI N13。1 新标准，而在 我国国内 HJ/T22-1998 一直沿用至今，并未依照新版 ISO2889 和 ANSI N13。1 做出相应修改[9]。 此项标准仅仅叙述了推荐设计方法，并未对气态流出物取样提出定量要求，采用这种推荐方 法设计核设施烟囱和管道取样点，对于新的定量的国际标准要求而言显然是不够的。74526

我国 2010 年以前建成的核设施，烟囱气载流出物监测系统均依照 ISO2889 和 ANSI N13。1 旧标准以及我国 HJ/T22-1998 进行设计和建造，所以未进行过取样点代表性的模型试验和实 际烟囱试验，两项试验方法技术在国内尚未有人专门研究和掌握。

近年我国安审部门对于国内核电厂气态流出物取样代表性问题的安审要求为：对于已建 成或正在建设的二代类型的核电站需要进行分析论证；对于正在建设或设计阶段的三代核电 站需要进行分析论证和现场验证试验。目前我国秦山核电站二期扩建工程已经向环保部核与 辐射安全中心提交了分析报告，三门、海阳也承诺安装阶段进行取样代表性验证试验（目前 该项目由国核自仪、核工程设计公司和中国原子能科学研究院联合实施）[10]。对于我国自主 设计研发的三代压水堆核电站 ACP1000 堆型，烟囱气态流出物取样代表性分析论证和现场验 证试验也是亟待解决的问题。

核电厂烟囱气体取样代表性的决定因素主要是 3 个方面：取样截面污染物混合均匀性问 题，取样管道沉积率（穿透率）问题，取样监测系统设备问题[11]。论文网

本项目研究属于第一个问题，目的是吸收和掌握核电厂烟囱和管道气态流出物取样点混合均匀性验证试验方法，实际验证核电厂机组烟囱取样截面代表性问题，其任务主要是烟囱 模型试验和数据分析。

其中，模型烟囱试验是气态流出物取样代表性验证中首要研究内容，对于核电厂机组（ACP1000）烟囱气态流出物单嘴取样代表性项目总体而言，也是最直接可信的论据[12]。