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为开发核电厂保守性的冷却剂丧失事故（LOCA）安全评审用程序，本文按照10CFR50附录K的核电厂失水事故评估模式要求，对RELAP5／MOD3．3的两相喷放模型与临界热流密度（CHF）模型进行了修改，并与MarvikenTest．22和ORNLTHTF相关试验结果分别进行比较，探讨了模型修改的合理性与保守性，为进一步完成认证级LOCA安全评估程序奠定了初步基础。