为了帮助美国核管理委员会 (NRC) 评估下一代核动力反应堆、燃料循环设施和燃料技术的安全性，桑迪亚国家实验室的研究人员一直在扩展名为 Melcor 的严重事故建模计算机代码，以使用不同的反应堆几何形状、燃料类型和冷却剂系统。
(图片：美国能源部)
数十年来，Sandia 和 NRC 一直在共同努力，以促进对事故条件下系统性能的理解。这项研究涵盖了事故进展、可燃气体产生和运输、熔融堆芯混凝土相互作用、燃料冷却剂相互作用等领域。从 1980 年代开始，NRC 指示桑迪亚将这些功能整合到一个软件包中。
泄漏和释放后果估计方法 (Melcor) 代码可以对包括核电厂可能发生的严重事故在内的各种现象进行建模，然后估计由于事故可能导致的放射性物质泄漏程度。代码的工作始于 1979 年三哩岛事故之后。
自 2000 年代初以来，Melcor 已得到扩展和更新，以支持其他类型核设施的安全评估——包括研究反应堆、生产医用同位素的反应堆和美国能源部使用放射性材料的设施——甚至聚变反应堆。
目前，计算机代码用于通知 NRC 的监管决策活动，包括新反应堆的许可审查，以了解可能性极低但影响大的事故的风险。桑迪亚的代码被用来研究日本福岛第一核电站的事故，并为 NRC 评估美国核反应堆的几项安全改进措施降低风险的潜力。
下一代反应堆设计
自 2018 年以来，桑迪亚扩大了严重事故代码，以评估下一代反应堆的风险和对燃料循环的总体影响。
“我们希望利用代码中数十年的经验和经过验证的模型，并将其扩展到新的反应堆设计和新应用，”首席代码开发人员 Larry Humphries 说。“该规范是适用于存在大量不确定性的新反应堆设计的理想工具。它能够设置灵敏度参数并确定哪些变量对于为监管机构生成风险评估数据至关重要。”
为了证明 Melcor 已准备好协助 NRC 审查新的反应堆设计，该团队开发了三个已发布核反应堆设计的模型。选择了三种反应堆设计来代表下一代反应堆的多样性，包括最初由洛斯阿拉莫斯国家实验室设计的微型反应堆、高温氦冷却反应堆和高温熔融氟化物冷却反应堆。
反应堆模型包括从预计存在于反应堆容器及其周围建筑物中的放射性核素到冷却剂管道和其中流体的物理特性的所有内容。然后，该团队模拟了广泛的潜在事故。他们分析了随着时间的推移会发生什么，看看有多少裂变产物被释放出来。
公开会议
Melcor 的进步已在最近的几次虚拟公开会议上得到证明。这些会议的目的是向美国决策者、核能行业成员、国际核能监管机构和公共利益团体成员展示 NRC 拥有评估新型和先进核反应堆设计的安全性所需的工具。
桑迪亚核反应堆严重事故建模小组经理戴维·卢萨特 (David Luxat) 表示：“该代码是数十年核事故知识的储存库，这表明核能对社会的风险从根本上说是低的。” “我们已经能够利用这些知识来提高美国核电站的安全性和经济性。现在，桑迪亚正在努力扩展和应用这些知识，以实现下一代更安全、更经济的核动力反应堆。这对于应对气候变化和加强子孙后代的能源安全至关重要。”
桑迪亚核工程师布拉德比尼补充说：“如果工业能够建造任何令人兴奋的新事物，我们需要能够对下一代设计进行安全和许可计算，以便美国监管机构能够对其进行评估。”和代码开发人员。“如果发生事故，我们最关心的是表征可能对公众造成的放射性危害。这可能不是核能最耀眼的方面，但它是最必要的方面之一。”
免责声明：本网转载自合作媒体、机构或其他网站的信息，登载此文出于传递更多信息之目的，并不意味着赞同其观点或证实其内容的真实性。本网所有信息仅供参考，不做交易和服务的根据。本网内容如有侵权或其它问题请及时告之，本网将及时修改或删除。凡以任何方式登录本网站或直接、间接使用本网站资料者，视为自愿接受本网站声明的约束。
