摘要：介绍了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统源项计算方法、程序和计算结果。该辐射源项用于确定核电站厂房、换料设备和设施屏蔽厚度及其辐射剂量场。

摘要：中子和γ射线源强是辐射屏蔽设计的基本输入数据,研究堆芯中子和γ射线源强的变化有助于工作人员在维修和换料期间进一步做好辐射防护。论文通过ORIGEN-S调用不同的数据库建立了两种计算反应堆堆芯中子和γ射线源强的方法,对比了计算结果的差异,并分析了燃耗、富集度、比功率、运行方式对计算结果的影响。结果表明：在不同的停堆时间,采用ORIGEN-ARP计算的中子源强略小于采用CARD-IMAGE数据库计算的结果,差值在6%以内;两种方法对不同能群对应的γ射线源强产生的影响不同,且随着停堆时间的延长,影响增大;各因素对堆内中子源强产生了不同的影响,中子源强随燃耗的加深而逐渐增大,随着富集度和比功率的增大而减小,在燃耗相同且运行时间较长的情况下,间歇模式运行产生的中子源强高于连续模式下产生的中子源强40%~50%。