通过分析表明：百万千瓦级的核电厂在发生中破口失水事故时：(1)在寿期初，且假定破口同时停堆和停主冷却 剂泵时发生峰值包壳温度的破口等效直径为最大等效直径25cm，其峰值包壳温度是849℃；(2)在寿期初，且假定破口 同时停堆、10分钟停主冷却剂泵时发生峰值包壳温度的破口等效直径是10．5cm，其峰值包壳温度是921℃；(3)在燃 耗EOC1，且假定破口同时停堆、停堆20分钟以后停主冷却剂泵时发生峰值包壳温度的破口等效直径是8cm，其峰值 包壳温度是1145℃。 以上分析结果表明：中破口失水事故的峰值包壳温度不但与燃耗和破口等效直径相关，而且与反应堆冷却剂泵停泵时 间密切相关，因为主冷却剂泵在停泵前会驱动安注系统注入冷却剂环路的冷却剂在破口环路形成水封，影响堆芯冷却 剂的流动，导致堆芯燃料温度升高或者燃料损坏。因此需要进行破口谱、燃耗谱、停主冷却剂泵的时间谱和操纵员动 作时间的详细分析，制定合适的操纵规程，否则，在某个燃耗、破口等效直径、反应堆冷却剂泵的停泵时间和操纵员动 作不当的情况下，其峰值包壳温度可能超过1204℃，威胁堆芯的安全。 把稳压器压力低信号同时发生安全壳压力高(采用EOP规程时)或者安全壳放射性高(采用S()P规程时间)作为中破 口失水事故时反应堆停堆20分钟后操纵员手动关闭反应堆冷却剂主泵的停泵信号，成功解决了操纵员对核电厂的干 预时间由现在的10分钟延长到20分钟或者更长时间，大大提高了核电厂的可靠性和安全性。