常規源項
包括極限設計工況排放量和實際排放量。極限設計工況表示允許該核電廠繼續運行的極限工況。一旦發生超過此極限工況條件時，電廠將停止運行或降低功率運行。極限工況下的排放量僅作為安全設計的依據，以確保在該工況下核電廠仍能正常運行。事實上，核電廠不可能全年都在極限設計工況下運行。其實際排放量遠小於極限設計工況排放量。以中國第一個自己設計、建造的秦山核電廠(電功率為300MW)為例，正常運行工況下，液態放射性排放量：H，在10Bq/a量級，其他核素，在10Bq/a量級；氣態和惰性氣體的釋放量約在10Bp/a量級，主要核素有H、C、Ar、Kr、I、Xe、Cs等。
事故源項
對核電廠來說，最關心的事故為設計基準事故和超設計基準事故。前者主要套用於核電廠設計階段環境影響報告。後者主要套用於核電廠的選址和應急計畫。設計基準事故是用於評估廠址和專設安全設施的一種假想的事故。其定義為：核電廠按確定的設計準則在設計中採取了針對性措施的那些事故工況，設計基準事故包括稀有事故和極限事故兩類事故工況，在核電廠設計中，對於一系列的運行事件，也按確定的設計準則，採取了針對性的措施，故把預期運行事件、稀有事故和極限事故合在一起，統稱為設計基準事故。設計基準事故有很多類型。對輕水堆來說，以往最關注的設計基準事故是在反應堆的一迴路中最大的冷卻劑管道突然地雙端斷裂(稱DBA-LOCA事故)。表1列出了秦山二期核電廠設計階段環境評價報告中設計基準事故源項。超設計基準事故是指比設計基準事故更為嚴重的事故，也稱嚴重事故，它是指堆芯嚴重損壞，並有可能破壞安全殼的完整性，從而造成向環境釋放較大量放射性的事故。目前套用最廣的是RSS壓水堆假想事故。這是把美國薩里(Surry)和桃花谷(Peach Bottom)兩個核電廠分別作為壓水堆和沸水堆的代表，用電廠的可靠性分析和源項分析，得出的9類壓水堆事故和5類沸水堆事故。應該指出的是，此中也包含了設計基準事故 ，例如9類壓水堆事故中的最後兩類(PWR8、PWR9)就類似設計基準事故。
表1 秦山二期核電廠設計基準事故源項(GBq)
| 核 素 | 0~2h | 2~8h | 8~24h | 24~96h | 96~720h |
| Kr | 8.70×10 | 1.57×10 | 8.37×10 | 0.110 | 0 |
| Kr | 2.27×10 | 6.02×10 | 2.19×10 | 9.58×10 | 0 |
| Kr | 1.04×10 | 4.18×10 | 8.34×10 | 1.87×10 | 1.58×10 |
| Kr | 3.15×10 | 4.74×10 | 6.74×10 | 0 | 0 |
| Kr | 5.68×10 | 1.25×10 | 1.98×10 | 1.91×10 | 0 |
| Xe | 1.06×10 | 4.20×10 | 8.14×10 | 1.64×10 | 6.55×10 |
| Xe | 6.00×10 | 2.31×10 | 3.97×10 | 5.31×10 | 3.58×10 |
| Xe | 1.94×10 | 7.64×10 | 1.43×10 | 2.53×10 | 4.98×10 |
| Xe | 7.05×10 | 7.08×10 | 0 | 0 | 0 |
| Xe | 4.06×10 | 1.31×10 | 1.11×10 | 2.36×10 | 1.04×10 |
| Xe | 3.30×10 | 3.32×10 | 0 | 0 | 0 |
| I | 7.17×10 | 2.84×10 | 5.42×10 | 1.04×10 | 3.12×10 |
| I | 7.81×10 | 1.57×10 | 1.53×10 | 0.620 | 0 |
| I | 1.43×10 | 5.19×10 | 7.04×10 | 4.58×10 | 4.67×10 |
| I | 8.19×10 | 1.03×10 | 1.94 | 0 | 0 |
| I | 1.24×10 | 3.75×10 | 2.53×10 | 2.77E×10 | 0.160 |
歷史上實際發生的較為嚴重的核電廠事故有2起：美國三里島核電廠事故和前蘇聯車諾比核電廠事故。表2列出了三里島核電廠事故放射性釋放量。表3列出了車諾比核電廠事故釋放量。
表2 三里島核電廠事故放射性釋放量
| 堆芯放射性釋放量 (Bq) | 釋 放 份 額 | |||
| 從燃料元件釋放的份額 | 進入安全殼和汽輪機廠房空氣中的份額 | 進入大氣環境的份額 | ||
| Kr | 3.6×10 | 0.47~0.70 | 0.6 | 約0.1 |
| Xe | 5.2×10 | 0.42~0.68 | 0.6 | 約0.1 |
| I | 2.4×10 | 0.41~0.55 | 7×10 | 2×10 |
| Cs | 3.1×10 | 0.45~0.60 | - | 0 |
| Sr | 2.9×10 | <8×10 | - | 0 |
| Ba | 5.2×10 | 0.001~0.002 | - | 0 |
表3 車諾比事故主要核素釋放量估值
| 放射性核素 | 放射性釋放量(PBq) | ||
| 1996年估算值 | 1996年估算值 | 1996年估算值 | |
| 惰性氣體 | |||
| Kr X | 6500 | 33 6500 | 33 6500 |
| 易揮發元素 | |||
| Te Te I I Cs Cs Cs | ~1150 ~1760 ~54 ~85 | 240 1000 1200-1700 2500 44-48 36 74-85 | 1800 50 86 |
| 不易揮發元素 | |||
| Sr Sr Ru Ru Ba | ~115 ~10 >168 >73 240 | 81 8 170 30 170 | 80 8 120 25 160 |
| 難熔化的(包括燃料粒子)元素 | |||
| Zr Mo Ce Ce Np Pu Pu Pu Pu Pu Cm | 196 >168 196 ~116 945 0.035 0.03 0.042 ~6 ~0.9 | 170 210 200 140 1700 0.03 0.03 0.044 5.9 0.00009 0.93 | 140 120 90 0.033 0.0334 0.053 6.3 1.1 |
| 總量(除惰性氣體) | 5300 | 8000 | |
①事故期間總釋放量估值。
②衰變修正到1986年4月26日的釋放量估值。
③衰變修正到事故開始以包含較短壽命的放射性核素，這樣給出了一個較高的總釋放量估值，然而，此值可能是高估的，因為許多短壽命核素在釋入大氣前在損壞的堆芯中已衰變完 。
