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
提交事故输入卡片和合格的实验报告
基于核电厂严重事故仿真平台对堆芯、一、二回路系统、堆坑、安全壳空间、乏燃料水池及相关专设安全设施进行建模；
对安全系统和缓解措施进行建模；
进行严重事故进程研究和风险评估；
开展严重事故事故缓解措施研究；
开展严重事故管理导则（包括功率工况、停堆工况及乏燃料水池严重事故）的验证；
撰写实验报告。
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