本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域,具体涉及一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法,包括事故处理过程和安全监测及功能恢复过程；给水流量丧失事故触发的停堆信号触发反应堆紧急停堆；根据核电厂状态参数和设备状态确认反应堆是否停堆；根据反应堆是否停堆,执行停机或手动触发停堆未成功执行ATWS响应操作,至反应堆进入安全状态；依次确认停机、安注启动、辅助给水启动、二次侧破口与否,根据判定结果执行相应的后续动作或响应操作,直至达到正常余热排出系统可投入运行状态；安全监测及功能恢复过程包括安全监测、安全功能恢复,直至丧失事件解除、返回到事故处理继续相应的后续动作。可全面应对给水流量丧失事故。

本发明公开了一种非能动余热排出系统运行状态的确定方法、装置和系统,反应堆一次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法和蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统运行状态确定方法；若反应堆一次侧非能动余热排出系统成功运行且蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统成功运行,则非能动余热排出系统成功运行,否则,非能动余热排出系统运行失败。

本发明涉及核电站运行技术与核安全评价技术领域,具体涉及一种用于核电厂稳压器水位整定值的确定方法,包括：获取用于稳压器水位整定值确定的反应堆冷却剂系统的几何参数；确定稳压器在汽腔消除操作前水装量的最小值；确定稳压器水位基准整定值；确定稳压器水位基准整定值确定过程中的误差并计算稳压器水位整定值；稳压器水位整定值的符合性分析验证。该方法基于反应堆冷却剂系统几何参数和仪表误差确定上封头汽腔消除操作规程中涉及到的稳压器水位整定值,简单、合理、准确,指导操作员正确调节和维持稳压器水位,解决现有的核电厂上封头汽腔消除规程中出现的稳压器电加热器裸露烧毁的技术问题。

本发明公开了热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法,包括：控制反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态,三台主泵处于停运状态；提高蒸汽旁排系统的大气排放阀排放整定值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀,隔离主给水系统；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统,并投入应急补水箱；监视热段平均温度的变化,记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数；当热段平均温度下降至预设温度后,停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用得到的相关热工参数计算换热功率,对非能动余热排出系统的换热能力进行验证。本发明用于验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力。

本发明公开了一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法,包括：启动控制棒驱动机构冷却风机,将主系统硼化至冷却堆硼浓度；对主系统降温、降压,使主系统热段温度小于第一温度,使主系统压力降至第一压力；对主系统降温、降压,使主系统热段温度降至第二温度,使主系统压力降至第二压力；对主系统降温,使热段温度降至设定温度；投入余热排出系统,将主系统继续冷却至冷停堆工况；通过采用台阶式的主系统降温、降压方法,并严格设定限制降温、降压速率等限值条件,避免上封头的闪蒸产汽；通过监测和控制稳压器水位,来判断自然循环循环冷却过程中的上封头产汽情况,并消除可能存在的蒸汽。