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压水堆核电站运行中会产生大量放射性核素,包括裂变产物,锕系元素,活化腐蚀产物,氚,碳-14等.这些核素在主冷却剂系统中输运、迁移并进入二回路系统或通过泄漏进入厂房,经过三废管理系统后最终以固体废物或气、液态流出物的形式进入环境,构成了核电厂的放射性源项。除惰性气体、氚和碳-14等几乎全部以气液态流出物形式排放外，其他核素的大部分最终都滞留在过滤器芯、废树脂和蒸残液等固体废物中。这类固体废物中放射性源项的合理估算是辐射防护设计、固体废物处理和最终处置的关键。本文将结合我国放射性废物管理源项研究的最新成果，以APlOOO堆型为例，从0.1GBq/t I-131和5GBq/t I-131当量两种一回路源项出发，建立各净化系统理论模型，计算一回路和二回路系统产生废树脂的源项谱。将理论计算值与国内外压水堆核电厂废树脂的核素测量统计数据对比发现，一回路活度浓度取5GBq/t I-131当量计算出的工艺废物源项与美国1980s的实测数据较为吻合，取O.1GBq/t I-131当量计算出的工艺废物源项与国内秦山和岭澳近年的实测数据相近且具备包络性。本文还计算了5GBq/t I-131当量对应的废树脂源项装入高密度聚乙烯高整体容器后300年内的累计剂量，低于国家标准106Gy的限值。此外，5GBq/t I-131当量对应的废树脂源项低于GB9132低、中水平水平放射性固体废物近地表处置要求（报批稿）中放射性核素活度浓度的限值，可以考虑最终进行近地表处置。本文提出的估算方法和计算结果可供核电厂废树脂的源项计算、核素测量、贮存和最终处置时参考。