本文简要介绍和比较了高温气冷堆和压水堆的燃料元件、冷却剂和放射性三废处理系统,并以高温气冷堆示范工程(HTR-PM)和AP1000压水堆为例,将两种堆型的放射性排放源项与GB6249-2011的排放量控制值进行了比较,并在一个滨海厂址条件下评价了两种堆型的放射性环境影响.分析表明,两种堆型的环境影响都是可以接受的. 《核电厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)相对于1986年的标准，对气态流出物中增加了14C和氚，液态流出物中增加了14C的控制值要求，且各项核素的控制值变小，控制要求提高了，应引起关注。 在压水堆中，一回路以水作冷却剂，且一回路压力高于二回路，二回路泄漏水中的放射性裂变产物和活化产物的浓度不容忽视。高温气冷堆中一回路的氖可在高温下通过传热管管壁穿透进入二回路，二回路含氖废水活度较低采取与冷却水一起排放的方式，运行期应加强管理控制尽量降低废水中氖的排放浓度。 高温气冷堆和压水堆运行状态下的辐射环境影响有一定差异，但是都在可接受范围内。不论何种堆型，核电厂运行期辐射防护的目标不仅是要使放射性流出物排放满足法规和设计要求，更要实现排放量的最小化。