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在对压水堆核电厂蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故进程分析的基础上,确定了SGTR事故释放源项的计算模型,并以此计算模型对设计方提供的AP1000和CPR1000 SGTR事故释放源项进行了复核。针对两种核电机组SGTR事故的源项计算假设、源项大小进行了对比分析,提出了在评估SGTR事故放射性后果时需要关注的问题和解决措施。