自1988年USNRC在10CFR50.46修订版中采用了一个性能导向的法规方法，采用更为真实物理模型的现实LOCA分析方法在核工业界得到了广泛的应用。

认证级LOCA分析是核电厂设计和安全分析的重要内容之一。有关法规规定保守性分析和最佳估算加不确定性分析的评估方法均可用于核电厂认证级LOCA分析。

LOCA保守分析程序

ConservativeLOCA Analysis Program

LOCA事故

冷却剂丧失事故（LOCA），是轻水堆核电厂最重要的设计基准事故（DBA）之一。发生LOCA，即意味着堆芯内冷却条件恶化，堆芯内积蓄的大量热量和裂变产物的衰变热无法导出，其后果甚至可能导致轻水堆核电厂纵深防御体系的四道屏障——元件芯块、包壳、一次压力边界和安全壳功能全部丧失。

LOCA保守分析程序

根据美国核管理委员会（NRC）颁布的《轻水堆核电站安全分析报告标准格式和内容》，47种典型始发事故需分析。由于LOCA是核电站设计与安全分析的重点，因而，执照认证级LOCA分析也是许可证申请程序中极其重要的内容之一。NRC在1988年的10CFR50.46修订版中采用了一个以性能导向的法规方法，规定允许了两种可行的LOCA认证级安全分析评估模式，即现实LOCA分析方法和保守LOCA分析方法。现实LOCA分析方法使用最佳估算（BE）分析，并需给出充分的统计分析，以量化最佳估算的不确定性，保证计算结果在接受的准则之内；保守LOCA分析方法则要求满足10CFR50附录K的保守评价模型（EM）相关要求，以确保分析模型的保守性，最为典型的基于附录K的保守性事故分析程序有RELAP4/MOD7、RETRAN-02等。

当前我国已有LOCA分析仍主要采用保守分析方法，例如RELAP4/MOD7，由于RELAP4采用的是均相流模型，即假设两相流体的速度和温度是相等的，这中模型过于保守，牺牲了核电站的部分经济性。