在核反应堆的水冷回路中,设备结构材料与冷却剂接触会持续被腐蚀,产生的腐蚀产物被流动的冷却剂带入堆芯受中子辐照发生活化反应,活化后的腐蚀产物称为活化腐蚀产物（ACPs）。活化腐蚀产物可从燃料包壳上通过离子交换的方式进入冷却剂中,随冷却剂流动迁移到堆外,沉积在堆外的一回路设备及管道的内表面,导致放射性聚集,对反应堆的屏蔽设计和辐射防护工作造成了诸多影响。为此,华北电力大学核反应堆源项研究组开发了活化腐蚀产物源项分析程序CATE,给水冷反应堆的设计和运维工作提供技术支持。程序输入参数的合理取值对于活化腐蚀产物源项的准确计算是非常重要的。目前国内工业界对于一回路冷却剂pH值、H2含量以及壁面材料粗糙度、净化流量、溶解系数、结晶系数这些重要输入参数的影响尤其关注,然而这些参数的取值往往又存在一定的不确定度。为此,本文基于CATE程序开展了活化腐蚀产物源项关于这些参数的敏感性研究。核反应堆一回路冷却剂pH值作为运行条件中的一个重要参数,直接影响冷却剂腐蚀产物的溶解度和管壁材料的腐蚀速率,从而影响活化腐蚀产物的放射性活度水平。此外,核反应堆一回路冷却剂中存在着H2O2和O2等氧化性物质,能够影响冷却剂腐蚀产物的溶解度和管壁材料的腐蚀速率,通过调节冷却剂的H2含量可以有效控制H2O2和O2等氧化物的含量和活化腐蚀产物源项水平。本文首先基于国际通用模型和程序构建了腐蚀产物溶解度和材料腐蚀速率的计算流程,在此基础上,计算了反应堆不同pH值、H2含量条件下主要腐蚀产物元素Fe、Ni、Cr的溶解度,以及不锈钢和镍基合金的腐蚀速率,并将其代入CATE程序中,计算了不同pH值、H2含量条件下典型压水堆一回路各区域的源项活度。结果表明:pH值在7.2～7.4范围内,一回路各区域源项水平控制效果达到最佳;随着一回路H2含量增加,堆芯与蒸汽发生器区域放射性活度减小。此外,还依托CATE程序,计算分析了壁面材料粗糙度、净化流量、溶解系数、结晶系数、材料种类这些重要输入参数对活化腐蚀产物源项计算的影响。结果表明:壁面沉积层放射性活度与材料粗糙度近似成线性关系;冷却剂中放射性活度与壁面沉积层放射性活度随着净化流量增大而减小;在堆芯壁面区域,放射性活度随溶解系数增大而减小,在蒸汽发生器壁面区域和冷却剂中,放射性活度随溶解系数增大而增加;在冷却剂中,放射性活度随结晶系数增大而减小,在堆芯、蒸汽发生器等壁面区域,放射性活度随结晶系数增大而增大;壁面材料对放射性源项的影响主要取决于材料的化学组分。本文的研究工作,系统地分析了活化腐蚀产物源项的重要输入参数对于计算结果的影响大小,给出了活化腐蚀产物源项计算的参数敏感性研究结论,相关成果可以为源项计算的输入参数取值、结果合理性分析提供参考,具有一定的理论和实践价值。