中国核电从上世纪70年代初开始起步,核电事业得到长足的发展。随着国内核电机组建设的持续推进与陆续商运,国内核电厂基地化/群堆化运营趋势越来越明显。国内绝大多数压水堆型核电厂在换料循环装卸料操作及启动期间,均依赖次级中子源组件提供基础源强,并实现堆芯安全监督(临界计数监督等)。但是,次级中子源组件活化是堆芯内产生放射性氚的主要途径之一,显著增加了核电厂向环境排放氚的压力。同时,次级中子源组件的堆内长期运行会造成源棒包壳机械强度明显降低,并可能在寿期末发生包壳破损,从而对堆芯内燃料组件包壳的完整性造成潜在损伤。作者广泛调研了核电发达国家(美国、法国)的次级中子源组件使用状况,对比国内次级中子源组件带来的诸多问题,确定了“压水堆换料循环取消次级中子源组件”的研究课题。通过论述次级中子源组件的结构功能及弊端,分析次级中子源组件在堆芯内的作用原理以及氚产生/排放机理,论证乏燃料组件替代次级中子源组件的可行性,试验验证取消次级中子源的优选方案,理论评估方案实施的堆芯安全性,最终明确了压水堆换料循环取消次级中子源组件的必要性、可行性和建议方案。为了定量评估次级中子源组件堆内运行对电厂氚排放的贡献,本文通过对有/无次级中子源组件的堆芯实施氚产生速率测量分析试验,并结合堆芯氚产生及排放量的理论计算,明确了次级中子源组件对电厂氚排放的贡献份额,为取消次级中子源组件提供了充足的理论依据及内在驱动力。鉴于国内绝大多数核电运营商均采用使用次级中子源组件的压水堆型堆芯,换料模式也大多倾向于长周期燃料循环模式,因此本论文研究成果对推广取消次级中子源组件具有较好的指导作用与借鉴意义,从而为减少核电氚排放、提升能源清洁性作出贡献。