压水堆腐蚀产物行为影响因素及模型综述

吉　利，卢　川，段振刚，沈　媛，张　萌，周　羽，矫彩山，侯洪国，高　杨,*

压水堆腐蚀产物行为影响因素及模型综述

吉利1，卢川2，段振刚2，沈媛1，张萌1，周羽1，矫彩山1，侯洪国1，高杨1,*

（1. 哈尔滨工程大学核科学与技术学院，黑龙江 哈尔滨 150001；2. 中国核动力研究设计院 四川 成都 610041）

压水堆一回路腐蚀产物沉积对反应堆的安全、稳定运行有重要影响。迄今为止，针对腐蚀产物行为已开展了广泛研究。本文概述了腐蚀产物行为的主要影响因素，包括水化学条件、热通量、冷却剂流速等。合适的水化学条件，如pH控制在7.4附近、溶解H浓度在25～50 cm3/kg H2O之间，会降低腐蚀产物生成量。热通量、冷却剂流速对腐蚀产物沉积也有不可忽视的影响。另外，对具有代表性的腐蚀产物行为预测模型及燃料元件表面腐蚀产物沉积影响模型进行了介绍，并对今后腐蚀产物行为的进一步研究提出了建议。

腐蚀产物；水化学条件；计算代码；传热模型

结构材料的腐蚀给反应堆的安全运行带来诸多挑战。生成的腐蚀产物沉积在燃料元件表面等部位，形成具有一定厚度的多孔沉积物，即CRUD[1]（Corrosion-Related Unidentified Deposit），在过冷泡核沸腾情况下，厚度可达100mm。CRUD的沉积会导致一系列问题：燃料污垢引起的轴向功率偏移（CIPS），即轴向功率分布向堆芯下部移动。这是因为堆芯上部温度更高，更容易发生过冷泡核沸腾，故CRUD倾向于在堆芯上部沉积。CRUD内部B浓度很高，易造成过量的中子吸收和功率衰减；燃料污垢引起的局部腐蚀（CILC），即由于CRUD的导热性能差使燃料包壳表面温度升高，导致包壳发生局部腐蚀。对锆合金而言，温度每升高15 ℃，腐蚀速率加倍；燃料污垢中的易活化核素被中子活化后，转移到堆芯外并在设备上沉积后形成辐射场，对人员及周围环境构成辐射危害。

目前，国内外针对反应堆结构材料腐蚀产物已展开了大量研究，研究内容包括：

（1）各种因素对结构材料腐蚀行为及CRUD生成量的影响，主要通过实验方法研究水化学条件、热通量、冷却剂流速、中子辐照等因素对结构材料腐蚀速率、腐蚀产物生成量、CRUD厚度等的影响；

（2）腐蚀产物在反应堆回路中的行为研究，开发相应程序模拟腐蚀产物在反应堆一回路中生成、迁移、活化、沉积等行为；

（3）腐蚀产物沉积的影响研究，针对CRUD内部传热、流动、传质过程建模，进而研究CRUD对CIPS、CILC等现象的影响。

本文在查阅梳理了大量关于反应堆结构材料腐蚀文献资料的基础上，对上述三方面研究内容进行了概述和分析，并对未来研究方向提出了几点建议。

1　结构材料腐蚀产物行为影响因素

1.1　水化学条件

1.1.1pH

压水堆核电站在冷却剂中加入一定浓度的硼酸作为可溶性中子吸收剂，通过调节硼酸的浓度来补偿反应性变化。由于硼酸是一种弱酸，酸性环境不利于结构材料抗腐蚀，核电站一般采用添加LiOH等pH调节剂将冷却剂调至弱碱性，从而减少结构材料的腐蚀。因此，一回路水化学B-Li工况控制与优化一直备受关注。

控制一回路冷却剂pH可以改变一回路中CRUD生成量。Brun等人[2]的研究显示，当温度为290 ℃时，对于因科镍690，pH在5.5～5.8范围内，燃料元件表面会生成CRUD；当冷却剂为碱性时，CRUD逐渐消失。美国电力研究院（EPRI）关于压水堆冷却剂B-Li控制曲线已经历了几个阶段补充修订，初期控制冷却剂pH为6.9，后来冷却剂控制在更高pH范围。目前采用较多的B-Li协调曲线中，初期pH控制在6.9，在不同LiOH限值条件下，冷却剂的pH可以控制在7～7.4。EPRI认为核电站冷却剂pH由6.9增加到7.4可以有效地减少堆芯腐蚀产物沉积。另有文献报道，当温度为250 ℃时，在pH≤7.4范围内，pH越高，腐蚀产物的溶解度越低[3]，因此随冷却剂迁移及沉积在燃料元件表面的腐蚀产物量也越少。

在不同冷却剂pH条件下，结构材料氧化膜的组成、结构和稳定性会有所差别，研究者们已开展了大量相关研究[3-6]。例如，Xu等人[4]提出，304 不锈钢氧化膜为双重结构，腐蚀速率主要由富铬内层决定。Montemor等人[5]发现，在高温水化学条件下，当pH从5增大到10时，316不锈钢表面形成的氧化膜中铬含量减少了90%，镍含量增大3倍，因科镍600及690表现出了相似的行为。Betova等人[6]研究了水化学条件对因科镍690腐蚀性能的影响，实验结果表明，因科镍690氧化速率及所形成氧化膜的溶解速率均随LiOH浓度升高而增大，增加H3BO3浓度有利于提高因科镍690的电化学稳定性及抗腐蚀性能。Wang等人[3]研究了含氢高温水中pH对316不锈钢腐蚀速率的影响。研究结果表明，300 ℃时，提高pH，316不锈钢氧化膜稳定性降低，腐蚀速率增大。但也有报道称不锈钢在高温下的腐蚀速率随pH的增加而降低，提出304不锈钢形成氧化膜的阳极反应为：

根据上述反应，随着溶液pH增大，氧化膜的成核速度增大，形成的氧化物颗粒尺寸减小，氧化膜更加致密，保护性增强，因此抗腐蚀性能增强。

此外，pH对颗粒状腐蚀产物与结构材料表面的吸附力也有一定影响。可见，冷却剂pH对腐蚀产物溶解行为的影响较为明确，将pH控制在7.4附近可以降低腐蚀产物溶解度，减少CRUD的生成。然而，pH对结构材料的腐蚀性能的影响并不明确，不同研究者在不同实验条件对不同类型金属的实验结果不尽相同，目前尚未得到普遍认可的结论及作用机理。因此，一方面应对不同实验条件、不同类型金属系统地进行实验，另一方面，还需依托上述实验深入研究pH对金属腐蚀性能的影响机理。

1.1.2溶解氧与溶解氢浓度

在压水堆（PWRs）中，水分子在堆芯处发生辐照分解，生成氧和过氧化氢等氧化物辐解产物。在停堆过程中，为了降低回路组件处的辐射剂量，会采取注入H2O2的措施。可见，反应堆中不可避免地会存在溶解氧及其他氧化物。这些氧化物会加速结构材料发生各种类型腐蚀。溶解氧的含量会影响氧化膜的组成及结构。Kuang等人[7]研究发现，在3×10-6溶解氧条件下，因科镍690形成的氧化膜由外层稀疏分散的尖晶石颗粒和内层多孔氧化镍构成。随着溶解氧含量减少，氧化膜变薄，同时，氧化膜中铁和镍的含量降低，铬的含量增加。

在冷却剂中注入氢气能有效抑制水的辐照分解，降低氧化性辐解产物浓度，减少冷却剂对结构材料的腐蚀。EPRI提出，压水堆冷却剂主体中的溶解氢含量在25～50 cm3/kg H2O范围较合适。一般，业内普遍采用25～35 cm3/kg H2O作为溶解氢含量的期望值。

与溶解氧一样，溶解氢含量也会影响结构材料基体金属表面的氧化膜厚度及组成。Peng等人[8]指出，在高温水中，因科镍600表面氧化膜厚度随溶解氢浓度增加而降低，同时氧化膜中铬含量增加，镍含量降低。他们认为氢促使氧化膜中镍元素优先溶解。彭青姣等人[9]发现，在典型压水堆一回路水化学条件下，316 L不锈钢表面氧化膜厚度随溶解氢浓度增加而增大，且更为致密。Guillodo等人[10]提出溶解氢的存在可降低CRUD沉积速率。以上研究均表明，溶解氢含量会对基体金属氧化膜产生一定影响，从而影响基体金属释放到冷却剂中的离子浓度，进而影响CRUD沉积量。也有一些研究表明，溶解氢含量与CRUD沉积量关系不大。Baek等人[11]研究表明，在不同含量溶解氢条件下，燃料包壳表面的过冷泡核沸腾行为及冷却剂中金属离子的浓度均无显著差异，故溶解氢不会影响CRUD沉积量。McGrady等人[12]采用微流体装置研究了不同条件下CRUD的沉积量，未观察到溶解氢含量对CRUD沉积量产生明显影响。由此可见，溶解氢对CRUD沉积的影响较为复杂，涉及多个物理化学过程。因此，在后续的工作中，可以从以下两方面开展：

（1）深入研究溶解氢对金属微观结构的作用机理；

（2）设计实验探究溶解氢对CRUD生成量的直接影响。

1.1.3注锌

压水堆一回路注锌工程实验最早于1994年6月在Farley 2号机组进行，该实验向一回路冷却剂中注入30～40×10-6醋酸锌溶液，Zn浓度达（40±5）×10-9。结果发现，注锌240 d后停堆换料时，机组辐射剂量相对于前1个燃料周期降低了24%，设备表面氧化膜变薄，腐蚀产物释放速率下降，燃料组件表面的积垢厚度也明显降低。Farley 2号机组注锌实验取得成功后，全球大量的PWR机组一回路都采用了注锌措施，注锌对结构材料氧化膜性能的影响也受到了广泛关注。Lister等人[13]发现，注锌可以使结构材料表面氧化膜变薄且更加致密。随着相关研究的进一步展开，研究者们对注锌条件下金属氧化膜微观结构及化学组成的认识逐渐深入。一般而言，注锌后各种金属腐蚀速率均有所降低，氧化膜结构也会发生一定变化。然而，由于金属类型、水化学条件及预处理条件等差异，不同研究者得到的氧化膜结构及成分有所差异，因此无法进行直接比较。

研究者对于注锌对氧化膜影响机理也展开了相应研究。一般认为，在注锌条件下，镍基合金和奥氏体不锈钢表面会形成更致密、稳定的氧化膜，能够更有效地保护金属材料。研究表明，镍基合金和不锈钢在高温水条件下形成的氧化膜其成分主要为尖晶石型氧化物，氧化物中存在四面体型和八面体型两种类型空位，Fe2+、Ni2+、Co2+等离子一般占据四面体型空位，Fe3+、Cr3+离子一般占据八面体型空位。向冷却剂中注锌后，由于 Zn2+的点阵择位能最高，Zn2+优先吸附在氧化膜外层的Fe3O4、NiFe2O4、CoFe2O4上。Zn2+与 Co2+、Fe2+等离子半径相近，因此在晶格中占据四面体空位或置换原四面体空位中的 Fe2+、Co2+、Ni2+等离子，生成自由能更低且更稳定的ZnFe2O4，同时减少氧化物中的缺陷数量，抑制结构材料腐蚀。Betova等人[14]利用综合传导模型（MCM）解释了加锌对氧化膜的作用机理。根据MCM模型，Zn2+通过顺序填充有效阳离子间隙或阳离子空位而渗进氧化膜中，可能发生以下反应：

Fe2+、Ni2+等二价阳离子溶解，生成间隙位置：

Zn2+占据间隙：

Fe3+、Cr3+等三价阳离子溶解，生成阳离子空位：

Zn2+填充空位：

由此可见，锌的渗入会减少氧化膜中点缺陷密度，降低氧化膜固相反应速率，从而抑制了氧化膜的生长。此外，由于Zn2+的置换作用，氧化膜变得更加致密，保护性增强，金属腐蚀速率降低。总体上，注锌有利于增强反应堆结构材料的抗腐蚀性能，锌对结构材料的作用机理也较为明确，注锌技术是一种成熟的技术。对于国内各商用压水堆而言，几乎还未采用注锌技术，因此，引入注锌技术将是一个保障反应堆安全运行的良好选择。

1.2　热通量及冷却剂流速

相关研究报道，燃料棒表面过冷泡核沸腾行为（SNB）越强烈，CRUD厚度越大[15]。SNB又受热通量的影响，在标准大气压条件下，SNB随热通量增大而更加强烈[16]，故热通量越大，CRUD厚度也越大。在高温高压条件下很难通过实验观察到SNB行为。为此，Chang等人[17]提出了一种在垂直、单向加热的矩形管道中利用可视化技术研究热通量对SNB影响的方法。研究结果表明，增大热通量会增加近壁面处气泡数量。因此，同标准大气压条件下一样，高温高压条件下，热通量越高，燃料表面SNB越强烈，CRUD生成量越大。Baek等人[18]研究了热通量对CRUD生成量的直接影响。结果显示，热通量越大，沸腾过程中气泡的产生、生长、破碎等行为越剧烈，泡核沸腾过程更加强烈。热通量由20 W/cm2增加至80 W/cm2时，CRUD的密度也显著增加，沉积量增加了2.6倍。

冷却剂流速对CRUD沉积速率有不可忽视的影响。早期的试验主要探究了Fe3O4及石英微粒在不锈钢与因科镍800上的沉积，试验结果证实，CRUD沉积速率与冷却剂流速有关，但相应试验温度远低于典型压水堆一回路冷却剂温度。此后研究者们又开展了全尺寸试验和微流控试验。全尺寸试验在典型压水堆水化学条件下在EMILIE循环上进行。研究发现，对于因科镍690，当冷却剂流速在3～8 m/s范围内，CRUD沉积速率与流速无明显关联，当流速超过8 m/s后，CRUD沉积速率随流速增大而增大[19]。McGrady等人[12]研发了小型微流控系统，该系统主要由嵌入在高压釜的流动核心构成，在流动核心内可以固定一个有微孔的不锈钢圆盘，通过控制圆盘转速研究冷却剂流速对CRUD沉积的影响。在其他实验条件相同时，控制流速在11.9～47.5 m/s，研究发现，CRUD倾向于在流速较快的区域沉积。

文献［20］报道了冷却剂流速对CRUD的微观作用机理。研究表明，CRUD倾向于在流速更快的区域沉积，该现象与冷却剂、金属表面的电动力学效应有关。当冷却剂与金属表面接触时，冷却剂中的离子会进行重排以保持局部电中性。这种重排效应会在金属表面形成被吸附离子层及受流体剪切力作用的扩散层。扩散层的离子在冷却剂剪切力作用下产生流动电流，以下面两种机制促进CRUD的生成：

（1）在金属表面形成局部电流回路，可以将Fe2+氧化为Fe3+：

（2）流动电流在冷却剂与金属表面间产生电势，该电势可以促进冷却剂中的微粒电泳沉积在金属表面。

适当增大流速可以加速Fe2+向冷却剂中迁移，使反应（9）的平衡向右移动，增加了Fe3O4的生成量，从而增加了CRUD生成量。但当流速继续增大时，CRUD上的部分颗粒被剥离重新溶解到冷却剂中，圆盘上的CRUD沉积量减‍少。

总之，热通量及冷却剂流速对CRUD沉积的影响及相应的微观作用机理都较为明确。在一定条件下，热通量越高，CRUD沉积量越大。另外，适当增大冷却剂流速会增大CRUD沉积量，当流速过大时又会因剥离作用减少沉积量。

此外，中子辐照也可通过冷却剂的辐解和引起材料微观结构的变化影响堆芯结构材料的腐蚀行为。水辐解会生成各种自由基和分子，最终的辐射分解产物为H2O2、H2和O2。在给定温度下，金属的电化学腐蚀电位（ECP）取决于溶解氢、溶解氧和其他氧化剂的浓度。因此，中子辐照可通过ECP影响结构材料的腐蚀。此外，由奥氏体不锈钢制成的反应堆堆芯结构部件会发生辐照促进应力腐蚀开裂（IASCC）的现象。IASCC表现为高温水中金属裂纹敏感性和裂纹扩展速率的增加，而且该现象随着中子注量的增加而更加明显。

2　腐蚀产物行为预测模型

国内外研究机构针对腐蚀产物的产生、迁移、活化和沉积等物理过程已开展了广泛研究，开发了一系列计算程序预测压水堆设计（如SG材料、燃料组件格架等）及运行条件（pH、DH等）对腐蚀产物生成、迁移、活化、沉积过程及堆外放射性水平的影响。

CRUDTRAN程序可预测压水堆核电站主冷却剂系统中腐蚀产物及放射性核素如58Co和60Co的输送行为。模型将主回路划分为堆芯、蒸汽发生器、冷却剂中离子、冷却剂中颗粒4个节点。冷却剂中的可溶性离子和颗粒可以通过对流传质沉积在结构材料表面。该程序用5个质量平衡方程描述铁离子和放射性核素的行为，并依据Ni、Co与Fe的比例推测二者的输送行为。CRUDTRAN程序中物质输送机制较为简单，预测精度较高。但该模型将堆芯和蒸汽发生器分别作为整体考虑，仅能预测堆芯及蒸汽发生器内腐蚀产物总沉积量和放射性比活度，不能得到CRUD在燃料元件表面分布情况。此外，该程序只能预测相应条件下的稳态结果，无法描述从启动到平衡的瞬态变化过程。

CORA-Ⅱ程序可预测反应堆运行环境变化对CRUD行为的影响。模型有两个主要假设：

（1）冷却剂分为主体冷却剂以及贴近金属表面的薄层冷却剂两部分，CRUD沉积层也分为与薄层冷却剂混合的瞬态层以及金属表面的永久层两部分。瞬态层与薄层冷却剂不断进行物质交换，且瞬态层厚度保持不变，永久层厚度随时间不断增加。金属离子可以通过与永久层相邻的氧化层扩散进入冷却剂中，因此氧化层是腐蚀产物释放源项。

（2）腐蚀速率与溶解度成正比。

CORA-Ⅱ程序将反应堆不同管壁表面、冷却剂划分为多个节点，并用传质微分方程将各节点联系起来。程序能输出各节点腐蚀产物沉积量及放射性活度随时间变化关系。在CORA-Ⅱ程序中使用了大量反应堆相关数据以确定传质系数。然而，不同反应堆及不同回路实验获取的数据差异大，因此，该程序是一个半经验模型，应用范围有限。

ACE-Ⅱ程序可预测反应堆设计和运行条件对压水堆腐蚀产物生成、一回路放射性活度的影响。在该程序中，管壁上的物质被分为三层：沉积层、内氧化层和外氧化层，各层之间通过同位素交换效应传递物质，管壁与冷却剂之间通过溶解、沉积、侵蚀等作用传递物质。程序能输出反应堆主回路放射性水平。ACE-Ⅱ程序虽然建立了各元素传递的基本机制，但它引入了大量电厂数据修正经验公式计算得出的传质系数等数据，因此应用范围有限，只在日本的反应堆中运行结果良好，在很大程度上还是一个经验模型。

PACTOLE程序考虑了腐蚀产物的溶解、迁移、活化、沉积、侵蚀各种行为，主要用于预测压水堆设计及运行条件对冷却剂及冷段、热段、蒸汽发生器等堆芯外部件放射性水平的影响。在模型中，基体金属氧化生成氧化膜，可溶性离子由氧化膜扩散进入冷却剂。如果离子浓度低于平衡值，沉积物发生溶解，基体金属持续释放该离子；如果离子浓度高于平衡值，该离子沉积为颗粒并通过冷却剂迁移沉积在金属表面。程序中考虑了腐蚀产物的侵蚀、析出、溶解、热迁移和沉积等行为，考虑的主要元素包括Fe、Ni、Cr、Mn、Co。尽管程序将主冷却剂回路划分为70个区域，并依据温度、流量、管道尺寸、金属表面物质组成、中子通量和其他物理化学变量对每个区域进行了表征，但预测结果与反应堆观测的结果仍有一定差异。该程序可用于稳态运行工况的计算，不能计算瞬态工况。

此后，法国在PACTOLE程序的基础上开发了OSCAR程序，并于2017年末发布了OSCAR V1.4最新版本。相比于之前的版本，主要做了以下三点改进：

（1）溶解和沉淀机制的表达式是相同的，沉淀速率是溶解速度的函数；

（2）溶解速度取决于温度、pH、溶解氢和溶解氧的分压；

（3）溶解沉淀速率方程允许某种元素未饱和时也能发生沉淀。

以上改进能使该程序更好地模拟冷停堆过程中pH降低对腐蚀产物行为的影响。程序能够给出质量、活度、剂量率及热工水力参数等数据。总之，OSCAR V1.4是分析腐蚀产物在不同条件下的强大工具。

BOA程序是EPRI于2003年发布的用于预测压水堆设计及运行条件对CRUD生成和CIPS风险影响的软件，目前最新版本为V4.0。在初始版本中，该程序就已考虑了许多已知会影响压水堆腐蚀产物运输和硼沉积的元素，但在建模过程中使用了许多经验参数及经验公式。在后续发布的V2.0、V3.0和V3.1中，开发人员引入了第一原理模型代替基于实验数据的CRUD中泡核沸腾模型和硼沉积模型等一类经验模型，大大拓展了程序的应用范围。该程序结合系统的设计参数建立了瞬态质量平衡，能够给出CRUD层的温度、Ni和Fe沉积量、最大沉积厚度及硼沉积量等计算结果。在V4.0中，扩展了CILC风险评估方法，包括堆芯硼的蒙特卡罗方差估计和传质系数最佳值的回归估计。

Cotran-M程序由俄罗斯Kurchatov研究所开发，根据温度、压力及几何结构等将一回路划分为多个节点，并在每个节点建立金属表面与冷却剂间的传质方程，能够计算一回路设备部件中的腐蚀产物，包括冷却剂中腐蚀产物的比活度，以及反应堆稳态运行条件下一回路不同区域内表面活化腐蚀产物沉积量。该程序用于水-水动力反应堆（WWER）堆型的源项分析。LILY程序考虑了一回路系统中基体金属及其表面氧化物、冷却剂中的离子及颗粒、各节点管壁表面沉积物间的传质行为，能够给出腐蚀产物在各节点的分布情况。该程序只能用于稳态计算，不能计算瞬态变化。

以上大部分程序中腐蚀产物源项都基于一回路结构材料腐蚀实验得到的经验模型，且腐蚀产物的形态（离子、颗粒、胶体等）也未必考虑完整，使得模型只适用于特定的条件，应用范围有限。因此，在后续模型发展的过程中，应继续深化对腐蚀产物产生、迁移、活化、沉积等过程的认识，逐步用理论模型代替经验模型，例如BOA V4.0中所做的工作，完整考虑腐蚀产物的形态，并将模型拓展至瞬态，满足不同的计算需求。

3　燃料元件表面腐蚀产物沉积影‍响模型

燃料元件表面腐蚀产物沉积影响模型一般针对燃料污垢内部结构建模，从微观上预测燃料污垢对传热、传质等过程的影响。1974年，Cohen等人[21]开发了通过多孔疏松燃料污垢传热传质的一维模型。热量从包壳传递至冷却剂，并通过烟囱表面蒸发损失。该模型为后续的许多理论模型奠定了基础。随后，Pan等人[22]提出了二维耦合灯芯沸腾模型。该模型考虑了冷却剂中溶质的输送，并耦合了热传递和流体流动过程。但该模型忽略了化学反应、可溶性物质的饱和溶解度等。Henshaw等人[23]对二维耦合灯芯沸腾模型进行了改进，假设热量通过灯芯沸腾传递，模拟了水由冷却剂主体进入燃料污垢并在烟囱表面蒸发的过程。

Haq等人[24]进一步深化了二维耦合灯芯沸腾模型，该模型更好地处理了传热、流动、传质间的耦合关系。但该模型仅考虑了在H3BO3一种溶质的情况下由于溶质浓度引起的饱和温度的变化。Short等人[25]在二维模型中引入了分形几何参数，更精确地计算了燃料污垢的渗透率和热导率。Park等人[26]进一步完善了原有的二维模型，耦合了传热、流动、传质、化学反应、辐解反应及表面反应多种物理化学行为。

Jin等人[27]在灯芯沸腾机制的基础上，提出了膜沸腾机制。燃料污垢被蒸汽膜分为靠近冷却剂的液体饱和区与靠近燃料棒的蒸汽饱和区两个区域。需要对两个区域分别进行建模，并通过共有的蒸汽膜边界条件采用自适应的方式计算得出蒸汽膜厚度。模拟结果表明，在高热通量条件下，膜沸腾传热机制更符合实际情况。Yeo等人[28]依据毛细管极限理论，从受力平衡的角度计算了一定条件下蒸汽膜的理论厚度，进一步完善了燃料污垢传热机制。

现有燃料污垢影响模型多致力于通过多物理场耦合，综合评价燃料污垢对传热、冷却剂流动、可溶性物质浓度的影响。其中，燃料包壳/燃料污垢界面温度是预测CILC的重要指标，燃料污垢内部B浓度是考察CIPS的关键参数。这些模型可在一定程度上预测并评估燃料污垢对反应堆安全运行带来的影响。然而，由于涉及机理复杂，且认识不足，现有模型仍难以直接评价燃料污垢对CIPS及CILC的影响。因此，在后续模型发展过程中，一方面应继续深化燃料污垢传热机制的研究，包括灯芯沸腾传热机制、膜沸腾传热机制等，另一方面，应将传热、流体流动、传质等多物理场耦合的结果与CIPS和CILC联系起来，实现相应模型对CIPS和CILC预测的功能。

4 结论

本文总结了水化学条件、热通量、冷却剂流速等因素对压水堆一回路腐蚀产物生成、沉积等行为的影响，介绍了具有代表性的腐蚀产物行为模型及CRUD沉积影响模型，比较分析了各个模型的主要特点。主要结论如下：

（1）多数研究结果表明，冷却剂水质为弱碱性，注氢、注锌等措施可增强结构材料的抗腐蚀性能，减少腐蚀产物沉积量，但相应的影响机理及作用机理仍需进一步研究。pH和溶解氢对结构材料腐蚀性能的影响并不明确，应深入研究相应的微观作用机理。注锌技术可直接应用。针对热通量和冷却剂流速，相应的研究也较为完善，二者对CRUD沉积的影响比较明确，也有对应的理论研究。此外，中子辐照对堆芯结构材料腐蚀行为的影响也不可忽略。

（2）腐蚀产物行为模型可在一定程度上预测腐蚀产物的生成、迁移、活化、沉积等行为，但开发者在建模过程中使用了数量不一的根据各自压水堆运行数据得到的经验公式及经验参数，使得这些程序更多地适用于这些特定堆型。因此，在下一步工作中，基于对腐蚀产物产生、迁移、活化、沉积等过程的认识的深入，逐步用理论模型代替经验公式和经验参数将成为重‍点。

（3）基于灯芯沸腾和膜沸腾传热机制的燃料污垢影响模型，可有效预测燃料污垢内部的传热、流体流动、传质等行为，但考虑到相关机理的复杂性及不确定性，也需进一步深化，重点是将多物理场耦合的结果与CIPS和CILC联系起来，实现模型对CIPS和CILC的预测。

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Review of Factors Affecting Corrosion Products Behavior and Related Models

JI Li1，LU Chuan2，DUAN Zhengang2，SHEN Yuan1，ZHANG Meng1，ZHOU Yu1，JIAO Caishan1，HOU Hongguo1，GAO Yang1,*

（1. College of Nuclear Science and Technology，Harbin Engineering University，Harbin of Heilongjiang Prov. 150001，China；2. National Key Laboratory on Reactor System Design Technology，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

The corrosion product deposits in the primary circuit of PWR has an important impact on the safe and stable operation of the reactor. So far, a large number of studies about corrosion product behaviors have been investigated. However, considering the inconsistency of experimental conditions and the complexity of the formation, migration and deposition mechanism of corrosion products, no definite conclusions have been drawn in many research directions. In this paper, the influence factors affecting the behavior of corrosion products, such as water chemistry condition, heat flux and coolant flow rate are summarized. Appropriate water chemistry conditions, such as pH around 7.4 and dissolved H concentration between 25-50 cm3/kg H2O, will reduce the generation of corrosion products. In addition, the effects of the heat flux and the coolant flow rate on the deposition of corrosion products cannot be ignored. In addition, several representative codes for predicting the behaviors of corrosion product deposits and some models for predicting the influence of corrosion product deposits on the operation of reactors are introduced. Several constructive suggestions for the further research about corrosion product deposits are put forward.

CRUD; Water chemistry; Computer code; Heat transfer model

TL421

A

0258-0918（2022）06-1432-09

2021-09-24

吉 利（1996—），男，内蒙古乌兰察布人，硕士，现主要从事乏燃料后处理方面研究

高 杨，E-mail：gaoyang@hrbeu.edu.cn