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大破口失水事故（LBLOCA）是决定核电站运行功率的设计基准事故之一，本文利用最佳估算系统分析程序RELAP5／MOD3，通过修改其相关模型或关系式，结合有关分离效应与整体效应试验数据验证，形成满足10CFR50附录K中保守评价模型要求的LOCA分析工具——先进程序＋保守评价模型程序及分析方法。在此工具与方法开发基础上，对300Mw压水堆核电站进行了一回路冷管段双端剪切断裂LBLOCA计算分析，计算的包壳峰值温度（PCT）与应急堆芯冷却系统（ECCS）验收准则及相应最终安全分析报告对比表明：应用该工具与分