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核电厂在堆芯出口温度大于650℃时，通过打开稳压器的卸压阀进行高压熔堆预防缓解.堆芯熔化以后，通常下封头以儒变方式失效，喷放进入堆坑的堆熔物以蜡流状随下封头失效面积的增大而增多，延缓了在反应堆堆坑内瞬间产生较大的压力峰并把喷放进入堆坑的堆熔物大量直接喷放进入安全壳导致相关设备的严重损坏和氢气爆燃导致安全壳失去完整性.未采用高压熔堆预防缓解措施的下封头失效时：反应堆压力容器内的压力远高于采用高压熔堆预防缓解措施时的压力，但反应堆堆坑内的峰值压力略低于采用高压熔堆预防缓解措施时的峰值压力，也低于安全壳设计压力.稳压器卸压箱隔间氢气浓度远低于采用高压熔堆预防缓解措施时的氢气浓度；采用高压熔堆预防缓解措施的下封头失效时：反应堆压力容器内的压力低于未采用高压熔堆预防缓解措施时的压力容器的压力，但反应堆堆坑内的峰值压力略高于未采用高于熔堆预防缓解措施时的峰值压力，但略高于安全壳设计压力.稳压器卸压箱隔间氢气浓度(36.3％)远高于未采用高压熔堆预防缓解措施时的氢气浓度，如氢气发生爆轰时的产生的压力将超过安全壳的设计值数倍将严重威胁安全壳的完整性.因此，采用高压熔堆预防缓解(仅打开稳压器阀门)措施的弊大于利.