具备第四代安全特征的高温气冷堆,因其具有重要的国际影响和示范意义,高温气冷堆在先进反应堆领域获得了极大的关注度,因此,其放射性裂变产物释放行为就不可避免的需要引起十分的重视。本文以高温气冷堆辐射源项分析为核心,结合实验设计和多种理论方法,分别从宏观、微观、介观三个尺度对放射性裂变产物的释放、吸附、沉积行为进行深入分析和研究。宏观层面,以自主设计的HTR-10热氦实验回路和沉积实验段为背景,介绍热氦回路的实验方案并分析运行期间的系统安全性,详细分析沉积实验段的三套管结构和创新点,使用流体动力学和热工水力学方法,分别从温度分布、流动状态、粒子径迹等方面对沉积实验段进行沉积扩散行为的计算模拟研究,证明沉积实验段可以实现高效稳定沉积裂变产物的功能,通过热氦实验回路可以获得裂变产物在管道中沉积的真实数据,从实验层面验证理论计算和源项模型的适用性,为未来反应堆设计提供重要数据参考。微观层面,通过量子力学的第一性原理研究,避免了不必要的假设和参数估计,从原子分子的微观尺度对4种重要裂变产物Cs、Sr、Ag、I在高温合金和石墨表面上的真实吸附机理进行探究,在科学构建吸附模型的基础上,通过最优吸附位置、吸附能、差分电荷密度、态密度的模拟计算和分析,从微观机理的角度得到4种裂变产物在高温合金和石墨表面上的真实吸附情况,准确预测各核素在高温堆中的存在状态,为高温气冷堆一回路放射性核素的源项分析和研究提供了一种新途径。介观层面,对高温气冷堆燃料包覆颗粒的释放扩散行为进行累计释放份额研究,以Fick扩散定律为原理基础,对经典模型和真实情况模型的2种释放份额进行严格推导,通过对比两者的物理意义、前提假设和计算误差,澄清“穿透时间”的确切物理意义。以HTR-10等多种反应堆的设计参数为依据,分别计算3种重要裂变产物Cs、Sr、Ag通过包覆颗粒中Si C层扩散的累积释放份额和穿透时间,分析各核素的扩散特性,从整体上验证高温堆的安全特性,为更准确分析评价放射性核素在燃料元件中的释放提出新的方法。