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本文在对压水堆核电厂SGTR事故进程分析的基础上，确定了SGTR事故释放源项的计算模型，并以此计算模型对设计方提供的CPR1000和AP1000 SGTR释放源项进行了复核，复核出的源项与设计方提供的源项基本一致。针对两种核电机组SGTR的源项计算假设、源项大小进行了对比分析，提出了在评估SGTR放射性后果时可能需要关注的问题。