Специалисты Национальной лаборатории Сандия Министерства энергетики США модернизировали ранее разработанный ими компьютерный код под названием Melcor, предназначенный для моделирования тяжёлых аварий на АЭС. Изменения касаются расширения этого кода на различные новые перспективные модели реакторов и новые виды топлива и теплоносителей.
Данная работа была проведена в целях помощи Комиссии США по ядерному регулированию (NRC) в оценке безопасности реакторов нового поколения, установок ядерного топливного цикла и различных топливных технологий.
Взаимодействие между Сандийской лабораторией и NRC по вопросу анализа поведения реакторов в аварийных условиях продолжаются уже несколько десятилетий. После аварии 1979 года на АЭС «Три Мэйл Айленд» NRC предложила лаборатории для усовершенствования аварийного реагирования объединить все имеющиеся наработки в этой области в один программный пакет.
Таким образом был создан код Melcor, который может моделировать широкий спектр явлений, включая серьезные аварии, которые могут произойти на атомной электростанции, а затем оценивать степень возможного выброса радиоактивных материалов в результате аварии.
В 2000-х годах этот код был усовершенствован и стал применим не только к АЭС, но и к другим видам ядерных объектов, включая исследовательские и изотопные реакторы, ядерные объекты оборонного значения и термоядерные установки. В частности, этот код применялся при анализе последствий аварии на АЭС «Фукусима-дайичи».
В связи с появившимся в последние годы многочисленными проектами реакторов нового поколения, с 2018 года перед сотрудниками Лаборатории Сандия была поставлена задача расширить сферу применимости этого кода на эти новые типы реакторов, а также на ядерный топливный цикл в целом.
24 августа 2021 года издание World Nuclear News сообщило, что Национальной лаборатории Сандия успешно продемонстрировала действие нового кода применительно к трём проектам перспективных реакторов, в списке которых:
- микрореактор, разработанный Лос-Аламосской национальной лабораторией,
- высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с гелиевым теплоносителем,
- высокотемпературный жидкосолевой реактор с теплоносителем в виде расплавленных фторидов.
