福岛核事故再次警示我们，对发生概率极小、危害极大的核电厂严重事故，目前的研究分析仍不够充分，有必要开展进一步的事故现象研究和缓解措施研究；目前我们的严重事故管理措施存在缺陷，现场所采取事故管理措施基本上是操纵员的自觉行动；在严重事故条件下，反应堆和安全壳的测量仪表不能充分发挥足够的作用，这些都可以通过核电厂严重事故实时仿真平台弥补，以帮助我们充分掌握和预测堆芯损坏所释放的放射性物质产生的影响和危害，制定有效的缓解措施，和加强针对严重事故的人员培训和应急演练。
核电厂严重事故仿真平台基于MELCOR2.1开发完成，MELCOR2.1是一个完整的第二代系统性程序，由美国Sandia国立实验室为美国核管会（NRC）开发的且经NRC批准的严重事故分析程序；它是以PSA和源项分析为目的的一体化严重事故分析程序，能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的释放及其后果，可以消氢，可以通过控制函数完成厂区内外放射性物质的质量、活度、比活度、放射性物源项和放射性分析。
MELCOR 2.1 + Genus仿真平台
事故输入卡片
该专题实验适合学有余力的高年级本科生和研究生，在该专题实验中，利用核电厂严重事故系统分析软件为学生演示核电厂严重事故过程中涉及的主要事故现象，主要包括核电厂严重事故过程中基本的一回路系统热工水力现象，堆内严重事故现象及过程，如堆芯过热，堆芯熔化，堆芯碎片床的形成，熔融物行为及安全壳响应等严重事故机理及现象学。学生需要在老师的指导下对核电厂严重事故管理策略的研究前沿技术展开调研，并基于中心所提供的核电厂全范围实时仿真平台对核电厂严重事故的模拟仿真，进行严重事故管理导则和核电厂应急规程的开发和制定。通过该专题实验，学生可以得到初步的科研训练，了解本专业的发展动态，理解创新研究的一般流程，并在有余力的情况下，独立展开初步的研究工作。
该专题实验适合学有余力的高年级本科生和研究生，在该专题实验中，利用核电厂严重事故系统分析软件为学生演示核电厂严重事故过程中涉及的主要事故现象，主要包括核电厂严重事故过程中基本的一回路系统热工水力现象，堆内严重事故现象及过程，如堆芯过热，堆芯熔化，堆芯碎片床的形成，熔融物行为及安全壳响应等严重事故机理及现象学。学生需要在老师的指导下对核电厂严重事故管理策略的研究前沿技术展开调研，并基于中心所提供的核电厂全范围实时仿真平台对核电厂严重事故的模拟仿真，进行严重事故管理导则和核电厂应急规程的开发和制定。通过该专题实验，学生可以得到初步的科研训练，了解本专业的发展动态，理解创新研究的一般流程，并在有余力的情况下，独立展开初步的研究工作。
稳态值与设计值符合；事故瞬态计算结果合理；严重事故进程准确合理；严重事故缓解措施合理可行
提交事故输入卡片和合格的实验报告
独立编写输入卡片和撰写实验报告