在发生严重事故时，放射性产物被释放到周围环境的威胁在堆芯内部燃料中依然存在。虽然在现在运行的商业反应堆中严重事故发生的可能性非常小，但是缓解设备失效或者人为失误都有可能导致严重事故的发生。事故概率安全分析可以证实严重事故仍有发生的可能性，并且它可能导致安全防护屏蔽失效、裂变产物释放到环境中并且增加放射源项。源项的研究主要涉及放射能和放射性同位素从压力容器内释放量的测定。轻水堆的严重事故放射性后果对反应堆周围的环境和建筑会产生重要的影响。核反应堆对公众的威胁主要来自于堆芯严重损坏后释放出来的巨大的放射性总量。因此，对于核反应堆的建设审批、运行、安全和风险评价来讲，源项的评估显得非常的重要。　　本文研究的目的是对压水堆严重事故序列中的源项和安全壳专设安全设施与安全壳内外源项的关联性作出评估。针对此项研究开发了一套严重事故源项计算程序 SASTC，并将美国三哩岛反应堆作为参考反应堆进行验证，重点研究了严重事故序列下安全壳和环境中的源项。此项研究中，全厂断电事故(SBO)、冷却剂大破口事故(LBLOCA)、冷却剂小破口事故(SBLOCA)和蒸汽发生器主给水失水事故(FWA)被选作严重事故的始发事故。在选定的始发事故限制条件内，利用哈尔滨工程大学核科学与技术学院开发验证的BURN-UP程序评估了满功率运行1100天的反应堆堆芯放射性。通过耦合 BURN-UP和SASTC程序，完成了放射性产物释放的建模和模拟。后者主要利用堆芯燃料装量、衰变常量和事故序列以及自身的输入来完成计算。结合 PSA分析数据对参考反应堆进行了数值模拟，对应急和隔离状态下安全壳内的惰性气体、碘和气溶胶源项进行了评估。同时，针对安全壳专设安全设施进行了源项和安全壳滞留因子(CRF)对安全壳的状态和条件的关联性也进行了研究。　　论文给出了放射性产物释放量以及裂变产物对安全壳专设安全设施(即安全壳喷淋)和安全壳过滤通风系统排气速度的依赖性。研究发现随着时间和通风速度的变化，放射性产物的释放会在最初显著的增长后达到固定饱和值。文章同时给出了源项随过滤通风速度和安全壳喷淋流量的变化趋势，以及放射性同位素对安全壳滞留因子的依赖性。　　在 SBO和LBLOCA始发的严重事故序列中，所有放射性同位素的释放速度都占主导地位，而惰性气体、碘和气溶胶源项以及安全壳滞留因子随着通风速度的增加则快速增加。在同位素对通风速度的依赖性研究中结果发现85Kr，88Kr，89Kr，90Kr，135mXe，137Xe，138Xe，138Cs，138mCs，140Cs，和131Te的释放量对通风速度非常敏感。在碘源项研究中发现碘源项释放量强烈依赖于全壳喷淋流量和喷淋的PH值，但只有134I表现出对通风速度敏感。但是在气溶胶源项研究中发现，气溶胶释放量依赖于通风速度而非安全壳喷淋流量。在1980年 Rogovin的报告中针对三哩岛核事故分别对惰性气体和碘的释放给出了验证，2006年Gianni Petrangeli的著作《核安全》首版中也例举了相关数据。