裂变产物源项的准确评估，包括放射性材料释放的类型、数量和时机，是核安全分析的基石。它是关键工程决策和应急计划开发的基本依据，包括设备剂量资格认证、安全壳系统和过滤的设计，以及场外应急策略的规划。在严重事故条件下，源项不是一个固定值，而是一个复杂的、随时间变化的函数，受多种物理和化学现象控制。这些现象包括严重事故本身的发展、裂变产物从受损燃料中的释放、它们在反应堆冷却剂系统（RCS）内的传输和沉积，以及最终释放到安全壳大气中。
已经开发并广泛应用了各种计算代码用于核电站的严重事故源项分析。例如，MAAP-ISAAC 代码已被用于对 CANDU 反应堆的二次系统引入失水事故（ISLOCAs）进行最佳估计分析，明确考虑了辅助建筑效应，如沉积和池洗涤 (Jin et al., 2020)。同样，MELCOR 代码不仅用于像 APR1400 反应堆的 SOARCA 研究这样的综合评估，该研究强调了建模假设如何显著影响裂变产物释放预测 (Ahn et al., 2023)，还用于详细的量化不确定性练习，如在 PHEBUS FPT-1 测试模拟中系统评估了控制放射性核素行为的关键输入参数 (Park et al., 2026)。此外，还开发了专门模型来解决独特的物理现象，包括钠冷快堆堆芯破坏事故期间裂变产物在大气泡内的迁移 (Zou et al., 2025)。通过 ASTEC 进行的数值评估得出了被动安全壳冷却系统（PCS）如何影响第三代 + 压水堆（PWRs）安全壳内气溶胶去除的结果 (Ou et al., 2023)。SPRUCE，一个综合严重事故分析代码，也在气溶胶和源项方面进行了开发和验证 (Zhang et al., 2026) (Ou et al., 2026a) (Ou et al., 2026b)。与不同计算代码相关的不确定性也得到了研究和评估 (Brumm et al., 2023) (Brumm et al., 2025) (Ou et al., 2026c) (Ou et al., 2022a)。总之，这些多样的计算框架展示了源项估计广阔且不断发展的格局，每个框架都为更稳健地理解严重事故发展和场外风险做出了贡献。
不同事故序列结果的显著差异给实际工程和监管应用带来了巨大挑战。对于设备资格认证等学科，需要证明组件能够在假设的事故环境条件（如辐射、温度、压力）下执行其安全功能，选择一个单一且具有代表性的事故序列及其相关源项是有问题的。过度保守的估计可能导致不必要严格且昂贵的设计要求，而保守程度不足的估计则损害安全余量。同样，对于场外核应急计划和演习，响应策略的有效性取决于具有现实且足够保守的释放情景 (Ou et al., 2022b) (Raja et al., 2020)。目前，确定性源项分析通常关注特定的事故条件，并依赖保守的事故假设来获得相应保守的源项结果。然而，由于这些假设中嵌入的过度保守性，这种方法无法准确代表 HPR1000 等先进核电站的设计特征和安全特性。这一差距使得针对不同应用（如设备资格认证、应急计划）推导定制化、设计特定的源项变得困难。因此，这可能在工程设计和应急准备阶段引入潜在的不一致和低效率。
为了解决这些挑战，本文应用并展示了一种结构化的方法论，用于建立一组替代源项，基于 HPR1000 反应堆设计 (Ou et al., 2026d)。在本研究中，基于 PSA 信息的替代源项（以下简称 AST）指的是从事故序列频率和严重事故分析中建立的特定于反应堆的概率源项，而不是单一的确定性源项。该方法论的核心目标是超越单一的、过度保守的源项或稀疏的一组离散序列。相反，它旨在提供一个更全面和基于风险特征的释放源项谱，根据严重事故的明显阶段进行分类。通过系统分析通过概率安全评估（PSA）确定的主导事故序列，将其与最佳估计严重事故代码耦合，并进行显式统计分析，该方法论生成了一个随时间变化的安全壳释放源项库。
这项工作详细介绍了基于 HPR1000 反应堆设计的方法论开发过程，包括事故序列选择、事故分析和源项评估、统计分析以及最终推导 AST。结果提供了针对 HPR1000 相关安全分析更细致和适用的基础，有助于优化工程设计和加强应急响应能力。此外，虽然本研究是基于 HPR1000 设计进行的，但开发的方法论框架是可转移的，可以扩展到其他反应堆类型，包括小型模块化反应堆（SMRs）(Ahmad and Usman, 2025) (El-Genk and Schriener, 2018) 和铅冷反应堆 (Xiong et al., 2026) (Fitzhugh et al., 2024)，表明其具有广泛的应用性及其对先进核系统安全评估的潜在价值。
