当主冷却回路中的管道破裂时，会发生反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）[1]。在LOCA发生之后，泄漏处溢出的高温高压水会释放到安全壳中。为了确保核电站堆芯冷却和余热排出，压水堆（PWR）配备了应急堆芯冷却系统（ECCS）和安全壳喷雾系统（CSS）。安全壳内的水池用于收集冷却剂和喷雾溶液，通过ECCS和CSS中的泵为反应堆系统长期提供水源。而腐蚀性冷却剂或高pH的喷雾水溶液（磷酸三钠或氢氧化钠）可能会使安全壳中的结构和绝缘材料发生腐蚀进而溶解[2-5]。同时由于温度、压力和化学条件的变化，这些溶解物质还会与其他物质发生反应，产生沉淀[6-7]。这些化学沉淀物、腐蚀产物、灰尘和破碎材料夹杂形成碎屑。为了避免碎屑被运送到ECCS和CSS，在ECCS和CSS的入口处安装了污水过滤器[8]。然而，碎屑极有可能在集水坑筛网上积聚形成床层，从而产生明显的水头损失[9]。当滤网堵塞严重时，流向ECCS和CSS的水会大量减少[10]，引起冷却水的持续缺乏，反应堆堆芯的安全将受到威胁[11]。

许多国家已开展了试验工作，以处理LOCA事故对污水池滤网堵塞的化学影响。其中，美国的研究内容更为深入。通用安全问题GSI（Generic Safety Issue）-191是由美国核管理委员会（United States Nuclear Regulatory Commission，NRC）制定的，旨在评估PWR应急堆芯冷却系统或安全壳喷雾系统的运行是否会在LOCA后发生中断[1，10，12]。NRC赞助了许多化学效应研究项目，其中，阿拉莫斯国家实验室开展的综合化学效应测试（ICET）项目[13-14]和美国西屋电气公司实施的支持GSI-191的安全壳污水池液体事故后化学效应评估（WCAP-16530-NP）是最有代表性的[15-16]。

根据ICET结果显示：在高pH（pH9.5）条件下，铝样品发生了明显的腐蚀，当溶液冷却到室温时，会产生Al（OH）3、AlOOH或相关形态的沉淀；试验中的硅酸钙将钙释放到溶液中与磷酸三钠反应生成磷酸钙。由于来自ICET项目的数据有限，在ICET项目基础上，WCAP-16530-NP对其进行了补充。ICET试验体系将所有材料放在一起，溶解和沉淀同时发生[13]，而WCAP-16530-NP则分别测量每种材料的溶解速率，溶解试验后再进行沉淀试验[15]。WCAP-16530-NP利用溶出和沉淀数据建立了一个化学模型，该模型可以保守预测大破口LOCA中可能形成的沉淀物的数量和特征。

为了评估非能动核电厂安全壳内结构材料、保温材料以及零部件等在LOCA发生时的化学效应，模拟LOCA后地坑水介质工况，对安全壳内代表性材料溶解释放Al、Zn、Ca、Fe等元素的行为进行研究。笔者在溶解试验的基础上，对上述元素在不同工况下的沉积行为进行分析。结合溶解与沉积试验数据，为化学效应分析建模提供支持。

1. 试验

1.1 试验材料与方法

整个试验体系包括溶解和沉淀两部分试验，如图1所示，左侧为沉淀系统，右侧为溶解系统。为了模拟实际工况，试验模拟了多种温度和水化学条件（不同pH/不同沉淀方式），分析非能动核电厂安全壳内水淹材料代表样品，如Al片/Zn片/无机锌涂层片（IOZ）/防火钢板（两块锌板中间夹混凝土）/带锈碳钢/无碱玻璃布/云母的主要元素释放速率以及沉淀物构成。试验材料成分如表1所示。

图 1 台架试验设备示意

Figure 1. Schematic of bench tests equipment

1.2 溶解试验

模拟了核电厂事故发生初期，材料在不同温度（75~145 ℃）硼酸溶液（pH4）中的溶解释放行为，以及喷淋系统喷出氢氧化钠（pH8，pH12）时不同温度下材料的溶解释放行为。相关试验参数如表2所示，溶液pH由氢氧化钠和硼酸控制。为了充分跨越LOCA场景中集水槽的水温范围，测试温度设为75，120，145 ℃。溶出测试的采样时间分别为10，20，30，60，90 min。