放射性源项计算分析与应用研究是核设施安全分析、环境影响评价、废物管理及核设施退役等方面的基本依据和辅助。我国正面临着核设施退役、乏燃料运输及废物处理等方面的问题，大亚湾一号和二号机组已经外运了两批乏燃料，一些动力堆已开始退役，中国原子能科学研究院的两座实验堆—492泳池堆和101重水堆也将面临退役。目前对高放废物的长期处理在世界范围内还没有一套真正统一有效、合理经济的方法。我国目前还缺乏反应堆退役实践经验及配套源项计算分析与应用研究方法及应用成果的成功范例。国外在经过了大量的退役实践及实验工作之后，形成了一套比较成熟的源项计算分析与应用研究方法，成功开发出了经实验验证的源项计算分析程序(ORIGEN系列、KORIGEN、DECOM、FISPIN等等)。国际原子能机构(IAEA)及各成员国在放射性危害控制、放射性废物处理等各方面都有了一套比较成熟的标准，这也为源项计算分析与应用研究提供了执行依据。 本论文概括了某动力堆及大亚湾商业堆的实际运行过程中的放射性源项计算分析，并对中国先进研究堆(CARR)进行了定量源项计算分析。计算采用国际上通用的计算程序及计算路线，比如：乏燃料及堆芯活性区源项计算采用国际通用的ORIGEN2程序，堆内及堆外构件的源项计算(某动力堆)采用MCNP程序与ORIGEN2程序相结合的方式，用MCNP程序计算各个构件的中子注量率，然后依据构件的具体几何形状用ORIGEN2程序进行分段计算或平均计算。论文依据各反应堆的放射性源项计算结果，对重要锕系核素、裂变产物核素、活化产物核素进行了分析研究，对乏燃料运输及处理过程所关心的衰变热、长寿命放射性核素、短寿命放射性核素提出了指导性的依据。对退役过程难以测量的构件进行了详细计算，并选择一组构件用计算结果与实测数据进行比较，以确认计算的准确性，同时对短寿命核素及高放废物中的长寿命核素的处理进行了分析研究，特别是一些极长寿命核素的长期处理问题。计算分析与研究给出了处理及运输过程对放射性存量贡献重要的锕系核素、裂变产物核素、活化产物核素。针对这些重要核素的衰变特性提出了处理和运输方面的建议，比如：锕系核素和裂变产物核素中的长寿命核素在短期内不会有明显衰减，应选择长期地质处理。 不同类型的反应堆之间因燃耗、核燃料特性、材料及截面数据等的不同而采用不同的数据库，计算结果也会有比较大的差异，但都可以用OR IGENZ程序进行计算。准确地估算乏燃料或核设施内放射性的数量或种类非常重要，因为它可以直接影响乏燃料运输及处理的方法方式，同样会影响整个退役方式，包括选择开始退役的时间以及在各个阶段需要分配的时间等，而且这样的估算是执行计划时非常重要的信息，它可以保证乏燃料或核设施在运输、处理或退役过程中以安全、经济省时的方式进行。该信息会帮助计划者确定诸如运输和处理、去污、屏蔽或遥控操作设备以及对工作人员的潜在辐射危害等方面的因素。 停堆后的8年内，乏燃料中的放射性活度和衰变热下降很快，以后逐渐趋于平缓，所以停堆7、8年后乏燃料充分可以从换料水池运输到后处理厂进行处置。主要活化产物在停堆后的20~30年内就可以衰减到可接受的水平;重要裂变产物大致需要200年左右的时间才能衰减到可接受的水平;重要钢系核素则需要至少1000年以上的衰变。关键词:放射性源项退役废物处理放射性存量