在压水堆正常运行期间，氚贡献了压水堆液相流出物总活度的95%以上，是反应堆设计和运行中的关键放射性核素之一。通过对美国在运的8台堆芯设计非常相似的机组2000至2019年期间氚排放数据进行较为深度的数据清洗和分析研究，得出采用不锈钢包壳的Sb-Be次级中子源的氚释放是压水堆机组氚源项的重要来源之一，统计机组中次级中子源产氚贡献平均为7.5 TBq·a⁻¹，结合理论计算，符合当前包壳材料发展和运行管理水平下的渗透比例10%～20%。取消次级中子源约可以降低20%的因氚排放造成的公众剂量，还可以降低氚源项对厂址规划机组数量的制约。此外，研究还发现，氚排放量的显著波动受到液态集中排放的显著影响，特别是在美国压水堆大修之前或期间，这将有助于优化未来机组放射性排放管理。

以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础，结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析，识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源，其中对中国广核集团运行机组，锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%，而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施，通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。