传统压水堆核电厂大型干式安全壳的功能是包容核反应堆产生的所有放射性产物,使其密闭在安全壳内。安全壳作为核电厂反应堆与周围环境之间的最后一道屏障,在各种事故工况下特别是发生严重事故时,核电厂安全壳起着防止放射性物质向环境迁移,并承受一定热载荷与机械载荷的作用。一旦安全壳的完整性遭到破坏将导致严重的环境灾害,尤其是当发生严重事故时,这种灾害在量级方面与切尔诺贝利的灾害量级相当。因而,反应堆安全研究正在把更多的目光集中在安全壳的设计研究上。MELCOR作为第二代核电厂风险评估程序,是由美国核能管理委员会委托桑迪亚国家实验室研发的综合性系统程序,能对反应堆热工水力现象、核电厂安全壳响应和放射性裂变产物行为现象进行一体化的分析。从MELCOR程序安全壳模组的研究和应用出发,本文首先建立了设计基准事故下MELCOR程序的安全壳早期热工水力响应模型,对模型计算结果进行了分析和讨论,并与GOTHIC程序计算结果进行比对,验证了MELCOR程序安全壳早期热工水力响应模型的正确性。其次,本文建立了严重事故下MELCOR程序安全壳熔喷电厂模型,结合计算结果,对MELCOR程序高压熔喷模型和低压熔喷模型进行了分析探讨,揭示了MELCOR程序高压熔喷模型造成更大的安全壳负载的原因,并探讨了对典型高压熔喷事故叠加一回路主动卸压控制后对于安全壳载荷的影响。最后,本文建立了MELCOR程序氢气传输安全壳模型,结合计算结果和MELCOR程序相关控制方程的研究,指出了MELCOR程序对安全壳内氢气传输过程中由于自身密度引起的浮升力作用的模拟存在不足。