一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统与流程

本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统。

背景技术：
压水堆核电站主要由压水反应堆、一回路系统和二回路系统等部分组成，一回路系统一头连接着堆芯，另一头连接着蒸汽发生器，其中，蒸汽发生器与二回路系统相连。在核电站发电的过程中，压水反应堆由低浓缩铀组成的反应堆芯进行核裂变反应，释放出大量的热能；一回路系统中的冷却水(以下称为一回路水)流经堆芯，将堆芯的热能带出堆外，并流向蒸汽发生器；在蒸汽发生器中囤积有轻水(以下称为二回路水)，通过热传递作用一回路水的热量传递给二回路水，二回路水受热后产生蒸汽推动汽轮发电机发电。由于对核电站发电的安全性要求非常高，在核电站正式商运之前，需要对核电站的每个组成系统进行单系统调试，包括：冷试，热试，装料，冲转，并网，发电等一系列调试，从而确保机组能够安全可靠运行。其中热试是向反应堆装反应材料前最为关键的环节。热试期间的重大瞬态试验具体包括：COC试验、BAS试验和安注试验；其中，COC试验(I&CPowerOutageTests)即核电站仪控仪表失电试验，是核电站调试中特有的大型联调试验，该试验目的是验证核电机组在失去控制电源情况下的安全可控性，核电站的仪控仪表供电系统包括，给机组正常运行所必须的仪控仪表厂用设备供电的48V直流电源LCA或LCB、110V直流电源LBA等；BAS电源切换试验(ElectricalPowerSupplyChangeOverTests)即核电站动力电源切换试验，主要是验证在失电的各种工况下，厂用电源的切换顺序的正确性，其中，动力电源主要为核电站的动力设备(如主泵、辅助给水泵等)供电；安全注入(简称安注)系统是在反应堆冷却剂系统或主蒸汽系统的管道发生破裂事故时，提供堆芯应急冷却，在反应堆冷却剂系统破裂情况下，能防止燃料包壳破损并保证堆芯的几何形状和完整性，在蒸汽管线破裂时，注入高浓度硼水，补偿由于不可控制地产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起的容积变化和反应性的增加，而安注试验是核电机组联调期间的一项大型专项试验，安注试验目的是为了检验安注后各系统自动动作的正确性、反应堆跳堆的触发、阶段安全壳隔离CIA(ContainmentIsolationPhaseA)信号的触发及相应的自动动作，并对核电机组开盖冷试期间调整的安注流量进行校验和生效。然而，热试期间的重大瞬态试验均伴随着各被测系统的重大逻辑保护动作，机组状态也会随之发生较大变化，若此时不对机组状态进行控制，会对核电机组设备造成损坏，如一回路系统压力过高导致稳压器安全阀开启等，需要通过一系列的技术手段来控制和稳定机组状态，从而在热试过程中，降低试验风险性，并能够在各个环节恰当的控制设备，进而减轻或避免造成设备损坏、机组失控等严重后果。从岭澳二期开始，在机组出现事故或进行机组事故测试过程中，现有技术方案主要依据事故规程控制机组，即采用状态导向事故处理程序SOP(StateOccurrenceProcedure)，选择六个状态功能参数(反应堆的次临界度、一回路水装量、一回路压力和温度、蒸汽发生器的水装量、蒸汽发生器的完整性以及安全壳的完整性)来确定核电事故处理策略。在实际运行过程中，虽然核电站的事故种类有很多，但核电站的物理状态是有限的，核电操作员可以通过SOP在主控室得到的信息，确定堆芯的物理状态；在事故工况下，可以通过反映机组的六个状态功能参数的情况，选取适当的策略来控制机组以保证堆芯的安全。对于出现的事故，SOP在检测处理的过程中，会不断地对上述六个状态功能参数进行判断，并将结果反馈给操作员，操作员再根据反馈的数据进行事故定向，并修正事故处理策略；可见，SOP可以处理叠加事故(如一回路破口、同时失去外电源的核电事故等)是其一大优势。但是，由于热试中的重大试验均属特定单一事件，也就是说，热试期间瞬态试验一般不会造成核蒸汽供应系统NSSS(NuclearSteamSupplySystem)的六个状态功能(反应堆的次临界度、一回路水装量、一回路压力和温度、蒸汽发生器的水装量、蒸汽发生器的完整性以及安全壳的完整性)降级，此时稳定机组主要集中在蒸汽发生器(SG)水位控制、一回路温度与压力控制及一回路水装量控制上。可见，对于单一核电事故(如失去外电源)情况，SOP反复地同时对六个状态功能进行判断，会造成事故处理程序复杂，导向点多(即SOP反馈给操作员的事故信息多，使得事故信息所指向的事故可能性多)，操作单多(即针对确定的事故可能性进行的操作任务多)，使得对于单一事故处理弱化、繁琐、执行效率低，最终造成事故处理效率低；另外，对于调试启动期间特有的无堆芯余热情况，一回路温度和压力下降较快，SOP不能及时进行控制，不能完全适应试验的需要，甚至可能造成机组控制难度加大。也就是说，现有技术中存在核电站机组的状态导向事故处理规程SOP在处理单一核电事故时程序复杂、导向点多、操作单多、执行效率低，而造成在核电站瞬态试验过程中整体事故处理效率低的技术问题，还存在调试启动期间特有的无堆芯余热等情况，一回路温度和压力下降较快，SOP不能及时进行控制，不能完全满足试验过程中对机组控制的需要的技术问题。

技术实现要素：
本申请实施例通过提供一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统，解决了现有技术中核电站机组的状态导向事故处理规程SOP在处理单一核电事故时程序复杂、导向点多、操作单多、执行效率低，而造成在核电站瞬态试验过程中整体事故处理效率低的技术问题，以及对于调试启动期间特有的无堆芯余热等情况，一回路温度和压力下降较快，SOP不能及时进行控制，不能完全满足试验过程中对机组控制的需要的技术问题，实现了通过所述瞬态试验控制规程对热试瞬态试验中出现的单一事故进行高效地判定和干预，在需要时，所述瞬态试验控制规程打断SOP的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制，符合SOP的处理原则，弥补了SOP在单一事故处理上的不足，所述瞬态试验控制规程和SOP二者结合能够更全面的进行机组事故处理，且在控制机组状态时针对性强、程序执行简洁，能够顺利且高效地完成瞬态试验。一方面，本申请实施例提供了一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法，所述方法包括如下步骤：S1、当核电站瞬态试验开始时，启动核电站机组的状态导向事故处理规程，同时启动所述核电站机组的瞬态试验控制规程；S2、通过所述瞬态试验控制规程对所述核电站机组进行事故检测，获得检测信息；S3、基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制。可选的，当在步骤S1之前模拟将所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源的电源切换操作时，步骤S3具体包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运的第一类单一事故；基于所述第一类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制复位所述核电站机组的辅助给水控制阀的全开信号，以及调节所述辅助给水控制阀的开度至预设开度，同时控制所述核电站机组的汽机旁路系统停止向外排放蒸汽，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；通过控制复位所述核电站机组的辅助给水系统的启动信号，并将所述辅助给水系统向所述核电机组的蒸汽发生器进行辅助给水的给水流量调整到最小预设流量，同时控制所述核电机组的蒸汽发生器排污系统的排污量减小到预设排污量，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。可选的，当在步骤S1之前模拟将所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源的电源切换操作时，步骤S3还包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运后又重新通电的第二类单一事故；基于所述第二类单一事故，，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并在启动所述主泵之前，通过调整所述核电站机组的汽机旁路系统的压力整定值至第一预设压力值，以及控制所述汽机旁路系统的阀门处于关闭状态，并将所述核电站机组的稳压器的喷淋阀设置为自动控制模式，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统向所述核电站机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；在启动所述主泵之后，通过控制所述汽机旁路系统处于自动工作模式，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内。可选的，当在步骤S1之前模拟所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源的失电操作时，步骤S3具体包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源失电导致所述核电机组的所述辅助给水系统的气动阀开启的第三类单一事故；基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述辅助给水系统的辅助给水泵处于停运状态，以及控制所述辅助给水系统向所述核电机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；通过控制调节所述辅助给水控制阀的开度，以使所述蒸汽发生器的水位保持在所述SG整定水位，或通过控制所述辅助给水系统的辅助给水泵处于停运状态，来实现控制所述核电站机组的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；通过控制隔离所述一回路系统的稳压器的下泄管线，以及控制隔离所述稳压器的上充管线，来实现控制所述稳压器的水位保持在稳压整定水位；其中，当所述稳压器的水位在所述稳压整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。可选的，当在步骤S1之前模拟触发所述核电站机组的安注信号的操作时，步骤S3还包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的安注信号被触发导致所述核电站机组的安注系统对所述核电站机组的一回路系统进行安全注入的第四类单一事故；基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述核电站机组的汽机旁路系统处于关闭状态，并在所述一回路系统的温度上升到预设温度时，将所述汽机旁路系统的压力整定值调整到第二预设压力值，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；当所述核电站机组持续进行安全注入操作预设时长后，控制隔离所述核电站机组的硼注入箱，来实现控制所述核电站机组的稳压器的水位保持在要求值水位；其中，当所述稳压器的水位在所述要求值水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统向所述核电站机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。另一方面，本申请实施例还提供了一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制系统，所述系统包括：处理规程启动单元，用于当核电站瞬态试验开始时，启动核电站机组的状态导向事故处理规程，同时启动所述核电站机组的瞬态试验控制规程；检测信息获取单元，用于通过所述瞬态试验控制规程对所述核电站机组进行事故检测，获得检测信息；机组事故处理单元，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制。可选的，当核电站瞬态试验开始，且模拟将所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源的电源切换操作时，所述机组事故处理单元，具体包括：第一事故类型确定模块，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运的第一类单一事故；第一温度压力控制模块，用于基于所述第一类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制复位所述核电站机组的辅助给水控制阀的全开信号，以及调节所述辅助给水控制阀的开度至预设开度，同时控制所述核电站机组的汽机旁路系统停止向外排放蒸汽，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第一SG水位控制模块，用于基于所述第一类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制复位所述核电站机组的辅助给水系统的启动信号，并将所述辅助给水系统向所述核电机组的蒸汽发生器进行辅助给水的给水流量调整到最小预设流量，同时控制所述核电机组的蒸汽发生器排污系统的排污量减小到预设排污量，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。可选的，当核电站瞬态试验开始，且模拟将所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源的电源切换操作时，所述机组事故处理单元，具体包括：第二事故类型确定模块，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运后又重新通电的第二类单一事故；第二温度压力控制模块，用于基于所述第二类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并在启动所述主泵之前，通过调整所述核电站机组的汽机旁路系统的压力整定值至第一预设压力值，以及控制所述汽机旁路系统的阀门处于关闭状态，并将所述核电站机组的稳压器的喷淋阀设置为自动控制模式，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第二SG水位控制模块，用于基于所述第二类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统向所述核电站机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；第三温度压力控制模块，用于基于所述第二类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并在启动所述主泵之后，通过控制所述汽机旁路系统处于自动工作模式，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内。可选的，当核电站瞬态试验开始，且模拟所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源的失电操作时，所述机组事故处理单元，具体包括：第三事故类型确定模块，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源失电导致所述核电机组的所述辅助给水系统的气动阀开启的第三类单一事故；第三SG水位控制模块，用于基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述辅助给水系统的辅助给水泵处于停运状态，以及控制所述辅助给水系统向所述核电机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；第四温度压力控制模块，用于基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制调节所述辅助给水控制阀的开度，以使所述蒸汽发生器的水位保持在所述SG整定水位，或通过控制所述辅助给水系统的辅助给水泵处于停运状态，来实现控制所述核电站机组的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第一稳压器水位控制模块，用于基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制隔离所述一回路系统的稳压器的下泄管线，以及控制隔离所述稳压器的上充管线，来实现控制所述稳压器的水位保持在稳压整定水位；其中，当所述稳压器的水位在所述稳压整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。可选的，当核电站瞬态试验开始，且模拟触发所述核电站机组的安注信号的操作时，所述机组事故处理单元，具体包括：第四事故类型确定模块，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的安注信号被触发导致所述核电站机组的安注系统对所述核电站机组的一回路系统进行安全注入的第四类单一事故；第五温度压力控制模块，用于基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述核电站机组的汽机旁路系统处于关闭状态，并在所述一回路系统的温度上升到预设温度时，将所述汽机旁路系统的压力整定值调整到第二预设压力值，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第二稳压器水位控制模块，用于基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并当所述核电站机组持续进行安全注入操作预设时长后，控制隔离所述核电站机组的硼注入箱，来实现控制所述核电站机组的稳压器的水位保持在要求值水位；其中，当所述稳压器的水位在所述要求值水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；第四SG水位控制模块，用于基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统向所述核电站机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。本申请实施例中提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：由于在本申请实施例中，通过针对调试启动中的瞬态试验提出了一种瞬态试验控制方法，并在核电站瞬态试验开始时，同时启动核电站机组的状态导向事故处理规程和瞬态试验控制规程，其中，瞬态试验控制规程为SOP的一个附加的瞬态试验控制规程，用于对核电站机组进行事故检测获得检测信息；进一步，基于该检测信息确定事故类型，并拟定事故处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制；所述事故处理策略能够对瞬态试验中出现的单一事故进行高效地判定和干预，有效地解决了现有技术中核电站机组的状态导向事故处理规程SOP在处理单一核电事故时程序复杂、导向点多、操作单多、执行效率低，而造成在核电站瞬态试验过程中整体事故处理效率低的技术问题，以及对于调试启动期间特有的无堆芯余热等情况，一回路温度和压力下降较快，SOP不能及时进行控制，不能完全满足试验过程中对机组控制的需要的技术问题，弥补了SOP在单一事故处理上的不足，所述瞬态试验控制规程和SOP二者结合，能够更全面的进行机组事故处理，且在控制机组状态时针对性强、程序执行简洁，能够顺利且高效地完成瞬态试验。附图说明为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据提供的附图获得其他的附图。图1为本申请实施例提供的核电站一回路系统结构示意图；图2为本申请实施例提供的一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法的流程图；图3为本申请实施例提供的核电站的蒸汽发生器水位控制系统结构示意图；图4为本申请实施例提供的核电站的辅助汽动给水泵控制系统结构示意图；图5为本申请实施例提供的核电站的稳压器上充下泄关系示意图；图6为本申请实施例提供的核电站的安注系统结构示意图；图7A-图7E为本申请实施例提供的核电站调试启动过程中的瞬态试验控制系统的结构框图。具体实施方式本申请实施例通过提供一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法，解决了现有技术中核电站机组的状态导向事故处理规程SOP在处理单一核电事故时程序复杂、导向点多、操作单多、执行效率低，而造成在核电站瞬态试验过程中整体事故处理效率低的技术问题，以及对于调试启动期间特有的无堆芯余热等情况，一回路温度和压力下降较快，SOP不能及时进行控制，不能完全满足试验过程中对机组控制的需要，导致机组难以控制的技术问题，实现了通过所述瞬态试验控制规程对热试瞬态试验中出现的单一事故进行高效地判定和干预，在需要时，所述瞬态试验控制规程打断SOP的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制，符合SOP的处理原则，弥补了SOP在单一事故处理上的不足，所述瞬态试验控制规程和SOP二者结合能够更全面的进行机组事故处理，且在控制机组状态时针对性强、程序执行简洁，能够顺利且高效地完成瞬态试验，并为实际运行中的事故处理提供参考依据的技术效果。本申请实施例的技术方案为解决上述技术问题，总体思路如下：本申请实施例提供了一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法，所述方法包括：当核电站瞬态试验开始时，启动核电站机组的状态导向事故处理规程，同时启动所述核电站机组的瞬态试验控制规程；通过所述瞬态试验控制规程对所述核电站机组进行事故检测，获得检测信息；基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制。可见，在本申请实施例中，通过针对调试启动中的瞬态试验提出了一种瞬态试验控制方法，并在核电站瞬态试验开始时，同时启动核电站机组的状态导向事故处理规程和瞬态试验控制规程，其中，瞬态试验控制规程为SOP的一个附加的瞬态试验控制规程，用于对核电站机组进行事故检测获得检测信息；进一步，基于该检测信息确定事故类型，并拟定事故处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制；所述事故处理策略能够对瞬态试验中出现的单一事故进行高效地判定和干预，有效地解决了现有技术中核电站机组的状态导向事故处理规程SOP在处理单一核电事故时程序复杂、导向点多、操作单多、执行效率低，而造成在核电站瞬态试验过程中整体事故处理效率低的技术问题，以及对于调试启动期间特有的无堆芯余热等情况，一回路温度和压力下降较快，SOP不能及时进行控制，不能完全满足试验过程中对机组控制的需要的技术问题，弥补了SOP在单一事故处理上的不足，所述瞬态试验控制规程和SOP二者结合，能够更全面的进行机组事故处理，且在控制机组状态时针对性强、程序执行简洁，能够顺利且高效地完成瞬态试验，并为实际运行中的事故处理提供参考依据。为了更好的理解上述技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明，应当理解本申请实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明，而不是对本申请技术方案的限定，在不冲突的情况下，本申请实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。实施例一在实际应用中，核电站的一回路系统包括三个环路，请参考图1，为一回路系统的一个环路的结构示意图，包括：堆芯101、主泵102、稳压器103、蒸汽发生器104(一回路侧)以及各种辅助系统；其中，辅助系统包括：辅助蒸汽发生器104向外释放水蒸气的主蒸汽系统VVP、为蒸汽发生器104注水的主给水系统ARE(在热试中不涉及)和辅助给水系统ASG；一回路管道中注入有一回路水100，在主泵102的动力作用下，驱使一回路水100在一回路管道中循环；在循环的过程中，一回路水100流经堆芯101带走堆芯的热量，经过热管段将热量传递给蒸汽发生器104中的二回路水105。具体的，一回路内压强保持在15.5MPa.a左右，在此压强下可将回路中的一回路水100加热至约327.6℃而不沸腾；327.6℃的一回路水流入蒸汽发生器104的传热管104-1中，并将蒸汽发生器104中压强约为6.89MPa.a左右的二回路水105加热至沸腾(温度约283.6℃)，形成水蒸气，再通过主蒸汽系统VVP将水蒸气送至汽轮机用于推动涡轮发动机运转发电；在传热管104-1中释放了热能的一回路水100以292.4℃左右的温度回流至堆芯101，完成一回路循环。由于蒸汽发生器中104的二回路水105受热后会变为水蒸气，辅助给水系统ASG会向蒸汽发生器104中注入水，以维持蒸汽发生器104中的水位平衡。核电站的热态功能测试主要是试验反应堆初始状态为热停堆状态时机组的运行情况，并在机组出现一些重大瞬态动作时，针对机组可能出现的事故进行定位分析，以及确定出事故处理策略，从而保证机组状态维持在可控状态。其中，反应堆热停堆是指，暂时性停堆，一回路系统(即冷却剂系统)保持热态零功率负荷时的运行温度和压力(温度为291.4℃，压力为15.5MPa.a)，二回路系统处于热备用状态，随时可以带负荷运行(即随时可以带动汽轮发电机工作)；一回路和二回路的温度由堆芯101余热和主泵102(即冷却剂泵)的做功来维持；一回路压力由稳压器103自动控制。在进行瞬态试验之前，首先要进行试验准备，即试验负责人按调试程序进行初始状态设置，将反应堆设置在热停堆状态，并且，为了确保试验的准确性和安全性，在试验开始前，试验负责人要对反应堆的初始状态进行确认。在试验开始时，首先模拟热试过程中机组可能出现的瞬态动作，如机组电源失电、电源切换、安注信号被触发，然后执行本申请实施例提供了一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法步骤，请参考图2：S201：当核电站瞬态试验开始时，启动核电站机组的状态导向事故处理规程，同时启动所述核电站机组的瞬态试验控制规程；其中，所述瞬态试验控制规程为专门针对核电站瞬态试验(包括：BAS试验、COC试验盒安注试验)拟定的辅助事故处理程序，能够与状态导向事故处理规程SOP结合使用，高效完成在所述瞬态试验过程中的事故处理；S202：通过所述瞬态试验控制规程对所述核电站机组进行事故检测，获得检测信息；S203：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制。在具体热试瞬态试验过程中，由于会模拟在机组运行时可能出现的一些瞬态动作，核电站固有的运行系统会进行逻辑保护动作，但系统的逻辑保护动作会带来机组状态发生变化，如主电源失电时，系统会将机组供电从主电源切换到辅助电源，在这个过程中，会导致主泵失电停运，从而对一回路系统中的温度和压力造成影响，若不进行控制后果不堪设想。试验施过程中的这些瞬态动作便是机组在实际运行过程中的事故；在实际应用中，当机组发生事故时，机组会运行状态导向事故处理规程(SOP)对事故进行检测，并确定解决策略，以实现对机组状态进行有效控制。当然，热试瞬态试验实际就是模拟机组实际运行过程中可能出现的事故，同样，可在机组试验时启用状态导向事故处理规程(SOP)；在本申请方案中，根据以往热试瞬态试验的经验制订了一套针对试验中可能出现的单一事故(如电源失电、电源切换等)进行检测和事故处理的瞬态试验控制规程；并且在试验开始时，在启动状态导向事故处理规程(SOP)的同时启动所述瞬态试验控制规程，分别通过两个事故处理规程对核电站机组进行事故检测获得两组检测信息，进一步，基于两组检测信息确定事故类型，并拟定事故处理策略。也就是说，当瞬态试验开始时，一方面，试验负责人按调试程序(即预先准备好的事故程序SOP和瞬态试验控制规程)进行自动动作检查，报警检查，以及利用数字控制系统DCS的记录、日志、外接记录仪、相机录像等工具进行参数检查记录；另一方面，试验负责人依据调试程序向运行人员发操作指令(如试验所需的操作、恢复供电等)，以使运行人员对机组进行控制操作。也就是说，整个瞬态试验的运行过程是：依据预先准备好的事故程序，执行事故操作、监视机组、恢复供电，恢复机组工作。在本申请实施例中，所述瞬态试验控制规程能够对热试瞬态试验中出现的单一事故进行高效地判定和处理，弥补了SOP在单一事故处理上的不足，瞬态试验控制规程和状态导向事故处理规程相结合能够更全面的对热试瞬态试验中的机组事故进行处理，且在控制机组状态时针对性强、程序执行简洁，能够顺利完成热试瞬态试验，同时能够验证SOP在机组事故时是否有效运行，并为实际运行中的事故处理提供参考依据。实施例二由于在热试期间，反应堆没有装料，故没有堆芯余热，一回路中的热主要来自一回路主泵运行所产生的热量，当一回路主泵全部停运后，一回路将失去热源，也不能建立自然循环，若不进行相关控制操作，一回路中的平均温度和压力将较快下降，并且当一回路过度冷却时，会使冷却剂(一回路水)收缩。然而在本试验中，一回路水过度冷却收缩，在一回路不能进行自然循环，最终可能使一回路压力温度范围超出运行限值，对一回路设备造成瞬态冲击。。在本实施例中，针对主泵停运的瞬态动作进行试验。具体的，在热态功能试验开始时，一回路系统的主泵都在运行，首先模拟将所述核电站机组的主泵电源从主电源切换到辅助电源的电源切换操作；在实际操作时，所述电源切换操作可以是500KV电源丧失后降压变压器至辅助变压器的切换动作(实际试验中称为BAS56试验)、也可以是正常电源至备用电源的切换操作(实际试验中称为BAS57试验)、还可以是为给机组正常运行所必须的厂用设备供电的110V直流LBA电源的失电操作(实际试验中称为COC53试验)；在做这些电源切换操作时，会造成一回路系统中的主泵全部停运。在试验的过程中，执行步骤S201～S202的方法(如图2所示)，步骤S203：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制，具体包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运的第一类单一事故；基于所述第一类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制复位所述核电站机组的辅助给水控制阀的全开信号，以及调节所述辅助给水控制阀的开度至预设开度，同时控制所述核电站机组的汽机旁路系统GCT停止向外排放蒸汽，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；通过控制复位所述核电站机组的辅助给水系统ASG的启动信号，并将所述辅助给水系统ASG向所述核电机组的蒸汽发生器SG进行辅助给水的给水流量调整到最小预设流量，同时控制所述核电机组的蒸汽发生器排污系统APG的排污量减小到预设排污量，来实现控制所述蒸汽发生器SG的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器SG的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。具体而言，在进行上述试验时，可以通过从以下三个方面对核电机组进行控制：(1)一回路温度和压力控制为避免上述一回路过度冷却触发安注的问题，需要控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内。下面具体介绍一回路温度和压力的控制方法：请参考图3，为蒸汽发生器的水位控制系统结构图，蒸汽发生器SG为一空腔容器，空腔内部囤积有二回路水302；蒸汽发生器SG的底部设置有传热管301-1，与传热管301-1相连的管道中流淌有一回路水303(图3中管道中的箭头指示水的流向)，传热管301-1用于在与一回路水303相接触时，将一回路水303中的热量传递给二回路水302；蒸汽发生器SG的侧壁下部设置排污管道301-2，用于与蒸汽发生器排污系统APG相连；蒸汽发生器SG的侧壁中部设置有辅助给水管道301-3，用于与辅助给水系统ASG相连；蒸汽发生器SG的顶部设置有排蒸汽管道301-4，用于与主蒸汽系统中的汽机旁路系统GCT和汽轮发电机304相连；在试验过程中，汽轮发电机304不工作，主要通过排蒸汽管道301-4连通汽机旁路系统GCT输出产生的蒸汽。由于蒸汽发生器SG会不断通过GCT排放水蒸气，以及通过APG排污，为了保持二回路中的水量平衡，会同时通过辅助给水系统ASG向蒸汽发生器SG注入等量的水，由于新注入的水的温度较低，可以快速地通过热传递获得一回路水的热量；可见，通过汽机旁路系统GCT向外排放热蒸汽和接收辅助给水系统ASG向蒸汽发生器SG供水是二回路水302带走一回路水303热量的两大主要因素。当一回路正常工作时，这一工作过程可以保证一回路和二回路的温度和压力平衡；但是，当一回路主泵停运时，一回路失去热源，如果此时二回路仍然按照上述工作方式带走一回路的热量，一回路的热量和压力将会快速下降。请继续参考图3，辅助给水系统ASG向蒸汽发生器SG给水的辅助给水管道301-3上设置有辅助给水控制阀(305-1和305-2)，可以通过控制复位辅助给水控制阀(305-1和305-2)的全开信号，并调节所述辅助给水控制阀(305-1和305-2)的开度至预设开度，即将辅助给水控制阀的开度调整到全开的5％以下，较优的情况为调整到辅助给水控制阀门(305-1和305-2)处于关闭状态，同时停止汽机旁路系统GCT向外排放蒸汽，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；其中，核电站标准热停堆的温度和压力范围即为一回路温度在284℃～291℃范围内、压力在135～155个大气压范围内。(2)蒸汽发生器水位控制在对一回路系统的温度和压力进行控制的同时，还需要对蒸汽发生器的水位进行控制，具体控制方法如下：请继续参考图3，辅助给水系统ASG包括辅助给水控制阀(305-1和305-2)、辅助给水泵和辅助给水箱306，其中，辅助给水泵包括两个通过电源作为动力来源的电动辅助给水泵(ASG001PO和ASG002PO)，和两个通过汽源作为动力来源的汽动辅助给水泵(ASG003PO和ASG004PO)；辅助给水系统ASG向蒸汽发生器SG给水包括两路给水路线，一路是，辅助给水管道301-3与两个电动辅助给水泵(ASG001PO和ASG002PO)连接，并通向辅助给水箱306，在辅助给水管301-3与电动辅助给水泵(ASG001PO和ASG002PO)之间设置有辅助给水控制阀305-1；另一路是，辅助给水管道301-3与两个汽动辅助给水泵(ASG003PO和ASG004PO)，并通向辅助给水箱306，在辅助给水管301-3与辅助给水汽动泵(ASG003PO和ASG004PO)之间设置有辅助给水控制阀305-2。辅助给水系统通过辅助给水泵工作，将辅助给水箱中的水抽向蒸汽发生器SG，其中，可以通过控制辅助给水泵(ASG001PO～ASG004PO)的转速和给水控制阀(305-2、305-2)的开度，来控制辅助给水系统ASG向蒸汽发生器SG的给水量。具体的，在试验过程中，当一回路主泵全部停运时，辅助给水系统ASG收到启动信号，需要控制复位辅助给水系统ASG的启动信号，并将所述辅助给水系统ASG向所述核电机组的蒸汽发生器SG进行辅助给水的给水流量调整到零，同时控制所述核电机组的蒸汽发生器排污系统APG的排污量减小到零，来实现控制所述蒸汽发生器SG的水位保持在SG整定水位；当所述蒸汽发生器SG的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。在本申请的所有实施例中，蒸汽发生器SG的量程为(-1.8m～+1.8m)，所述SG整定水位具体为(-0.58m～-0.6m)即满足应用要求。另外，在具体实施过程中，可以通过阻断辅助给水系统向蒸汽发生器给水，来控制蒸汽发生器的水位；具体的，需要工作人员进行人为干预停运辅助给水泵，从而停止辅助给水系统向蒸汽发生器SG给水；其中，电动辅助给水泵(ASG001PO、ASG002PO)停运可通过断开供电开关实现，辅助给水汽动泵(ASG003PO、ASG004PO)停运可通过超速保护阀跳闸实现。实施例三在具体实施过程中，一回路系统包括三个环路(1号环路、2号环路和3号环路)，并且每个环路包括一台主泵和一个蒸汽发生器。具体的，1号环路包括1号主泵RCP001PO和1号蒸汽发生器SG1；2号环路包括2号主泵RCP002PO和1号蒸汽发生器SG2；3号环路包括3号主泵RCP003PO和3号蒸汽发生器SG3；并且，三个环路共用一个辅助给水系统ASG和一个汽机旁路系统GCT。在实施例二中提及的一回路温度压力控制方法是适用于三台主泵(RCP001PO～RCP003PO)停运时的控制方法，在具体实施过程中，当电源切换成功后，主泵会重新通电启动并开始工作，在这一过程中，需要注意防止一回路过度加热而造成一回路过度加热而超压，在本实施例中将着重介绍电源切换成功后的机组控制方法。本实施例主要针对的是模拟电源切换断开主电源并切换到辅助电源为所述核电站机组的主泵供电试验(称为BAS54试验)，将主泵的供电电源由主变压器切换到辅助变压器，通过辅助变压器LGB/LGC为主泵供电，其中，LGB、LGC为给机组停运期间还需运行的厂用设备(包括主泵)供电的6.6kV永久配电盘。本试验只针对1号环路的主泵失电停运后通电运行，即在本实施例中2号环路和3号环路均未参与试验。在试验的过程中，在热态功能试验开始时，一回路系统的主泵RCP001PO正常运行，首先执行将所述核电站机组的1号主泵RCP001PO电源从主电源切换到辅助电源的电源切换操作，执行步骤S201～S202的方法(如图2所示)，步骤S203：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制，具体包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运后又重新通电的第二类单一事故；基于所述第二类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并在启动所述主泵之前，通过调整所述核电站机组的汽机旁路系统GCT的压力整定值至第一预设压力值，以及控制所述汽机旁路系统GCT的阀门处于关闭状态，并将所述核电站机组的稳压器的喷淋阀设置为自动控制模式，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统ASG向所述核电站机组的蒸汽发生器SG进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器SG通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器SG的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器SG的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；在启动所述主泵之后，通过控制所述汽机旁路系统GCT处于自动工作模式，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内。具体而言，在进行上述试验时，可以通过从以下三个方面对核电机组进行控制：(1)启动主泵前，一回路温度和压力控制在具体试验过程中，以1号环路为例，在该环路中包括主泵RCP001PO、蒸汽发生器SG1、汽机旁路系统GCT-a；在实施例二中已经说明，在电源切换的过程中，主泵RCP001PO会在一段时间内失去动力而停止运行，使得一回路温度压力会有一定的下降，从而使得一回路水向蒸汽发生器SG1中的二回路水传递的热量减少，蒸汽发生器SG1中的气压减小，如在主泵RCP001PO正常工作时，蒸汽发生器SG1中的气压为7.6MPa，当主泵RCP001PO停运后，蒸汽发生器SG1中的气压为减小到7.3MPa；然而，为了在主泵RCP001PO正常工作的过程中，汽机旁路系统GCT-a能够正常的排放蒸汽，通常设定汽机旁路系统GCT-a的压力整定值等于蒸汽发生器SG1中的气压，如7.6MPa，就能保证蒸汽发生器SG1产生的蒸汽能够顺利的从GCT-a排出；如果由于主泵RCP001PO断电而停运造成蒸汽发生器SG1中的当前气压减小到7.3MPa，且汽机旁路系统GCT-a的压力整定值仍设定为7.6MPa，那么当电源切换成功，主泵RCP001PO重新通电工作时，一回路产生的热量首先需要将蒸汽发生器SG1中的二回路水加热，使其气压由7.3MPa上升至7.6MPa才能保证生成的蒸汽从汽机旁路系统GCT-a排出，并带走热量使一回路温度降低，也就是说，在主泵RCP001PO工作产热使蒸汽发生器SG1中的气压上升至7.6MPa的过程中，一回路的热量一直处于持续上升状态，很有可能导致一回路出现过热过压的现象。因此，针对上述一回路系统中的主泵RCP001PO在电源切换试验中，在主泵RCP001PO启动前，需要调整汽机旁路系统GCT-a的压力整定值至预设压力值，其中，预设压力值接近蒸汽发生器SG1中的当前气压值，如在当前气压值为7.3MPa时，预设压力值为(7.3～7.4)MPa；进一步，如图3所示，在连通蒸汽发生器SG与汽机旁路系统GCT的排蒸汽管道301-4上设置有汽机排气阀307，为了防止二回路在一回路主泵停运不产热时，仍在通过汽机旁路系统向外排放蒸汽，带走一回路中的热量，控制关闭汽机旁路系统GCT的汽机排气阀307；为了在一回路系统出现过热过压现象时能够自动打开喷淋阀为一回路降温，将稳压器的喷淋阀设置为自动控制模式；以上三个处理步骤，可以单独实施，也可以任意组合进行实施；在做好以上保护措施后，再启动主泵，可有效的控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内，其中，核电站标准热停堆的温度和压力范围即为一回路温度在284℃～291℃范围内、压力在13.9MPa.a～15.5MPa.a范围内。另外，由于在实际运行过程中，一回路系统中的三个主泵会同时工作，并且在各个阶段，三个主泵的工作状态是一样的，为了保证三个环路在排放蒸汽时，三个环路中的气压处于平衡状态，通常将三个环路的汽机旁路系统的压力整定值进行相同设置。(2)蒸汽发生器水位控制核电机组的三个环路共用一个辅助给水系统，三个环路的蒸汽发生器(SG1、SG2、SG3)分别通过三个辅助给水管道与辅助给水系统连接，并且为了能够对辅助给水系统向各蒸汽发生器的给水量进行控制，每个给水管道上设置有辅助给水控制阀，即1号环路对应1号辅助给水控制阀、2号环路对应2号辅助给水控制阀、3号环路对应3号辅助给水控制阀；当在试验的过程中，只对1号环路进行测试时，即只有主泵RCP001PO在工作时，调整用于控制1号蒸汽发生器SG1的给水量的1号辅助给水控制阀，使辅助给水系统ASG通过辅助给水管道向蒸汽发生器SG1供水；由于不管三个环路中的其它环路是否工作，2号环路中的蒸汽发生器SG2和3号环路中的蒸汽发生器SG3都需要通过排污控制系统向外排放污水，在本实施例中，对于2号环路和3号环路，分别通过控制2号辅助给水控制阀和3号辅助给水控制阀的开度，以使辅助给水控制系统向蒸汽发生器SG2、SG3给水，从而补偿SG2的排污量和SG3的排污量即可。当然，在具体实施过程中，如果2号环路和3号环路中的主泵不参与试验时，也可以将蒸汽发生器SG2和蒸汽发生器SG3的排污阀关闭，此时辅助给水系统只需向蒸汽发生器SG1供水，而不需向蒸汽发生器SG2、SG3供水，从而保证SG1、SG2和SG3的水位平衡。(3)启动主泵后，一回路温度和压力控制在具体实施过程中，在启动所述主泵之后，可通过控制汽机旁路系统处于自动模式，以保持一回路系统温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内，即一回路温度在284℃～291℃范围内、压力在13.9MPa.a～15.5MPa.a范围内。具体的，由于一回路中的热量是通过二回路水带出，并且蒸汽发生器中的汽压受一回路温度影响，即蒸汽发生器的汽压值与一回路温度有对应关系，汽机旁路系统能够根据一回路系统中温度对气动阀进行控制，如在主泵停运时，一回路温度降低，导致蒸汽发生器中的汽压降低，汽机旁路系统关闭气动阀，以保证一回路温度不再降低；又如在主泵重新启动时，一回路温度上升，导致蒸汽发生器中的汽压上升，汽机旁路系统打开气动阀，并将压力整定值设置为接近蒸汽发生器中当前的汽压值，一回路温度不再上升，以保证一回路不会出现过热过压现象。实施例四在热态功能试验中，能够引起机组的一回路温度和压力、蒸汽发生器水位以及稳压器水位失控的因素还可是：为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源LCA或LCB失电。具体的，请参考图3，辅助给水系统ASG包括辅助给水阀(305-1和305-2)、辅助给水泵和辅助给水箱306，其中，辅助给水泵包括两个通过电源作为动力来源的电动辅助给水泵(ASG001PO和ASG002PO)，和两个通过气源作为动力来源的汽动辅助给水泵(ASG003PO和ASG004PO)；辅助给水系统ASG通过辅助给水泵运行，将辅助给水箱306中的水抽向蒸汽发生器SG中；其中，电动辅助给水泵ASG001PO和电动辅助给水泵ASG002PO使用电力驱动作为动力来源；汽动辅助给水泵ASG003PO和汽动辅助给水泵ASG004PO使用蒸汽驱动作为动力来源。具体的，核电机组包括三个环路：1号环路、2号环路、3号环路，每个环路包括一台主泵和一台蒸汽发生器，一共三个蒸汽发生器共用一个辅助给水系统，辅助给水系统分别通过不同的辅助给水控制阀为三个环路的蒸汽发生器供水；请参考图4，为三个环路中的一个环路的汽动辅助给水泵控制示意图，汽动辅助给水泵ASG003PO和ASG004PO与主蒸汽系统(包括汽机旁路系统GCT和汽轮机402)的排蒸汽管道401相连，在用于连接排蒸汽管道401与汽动泵ASG003PO的汽源管道401-1上设置有气动阀ASG137VV、ASG138VV和超速保护阀ASG135VV；其中，气动阀ASG137VV和气动阀ASG138VV并联连接，并分别与超速保护阀ASG135VV串联，用于控制主蒸汽系统向汽动泵ASG003PO的供气量；另外，在用于连接排蒸汽管道与汽动泵ASG004PO的汽源管道401-2上设置有气动阀ASG237VV、ASG238VV和超速保护阀ASG235VV，其中，气动阀ASG237VV和气动阀ASG238VV并联连接，并分别与超速保护阀ASG235VV串联，用于控制主蒸汽系统向汽动泵ASG004PO的供气量。在实际应用中，48V直流控制电源LCA为气动阀ASG137VV和ASG237VV供电，48V直流控制电源LCB为气动阀ASG138VV和ASG238VV供电。通常情况下，LCA和LCB正常供电，气动阀ASG137VV、ASG237VV、ASG138VV和ASG238VV处于关闭状态，汽动辅助给水泵不运行；当LCA或LCB失电时，气动阀ASG137/237VV会打开，为汽动泵ASG003PO和ASG004PO提供汽源，使其启动运行。另外，在辅助给水系统与每个蒸汽发生器的连接管道上设置有辅助给水控制阀，如图4所示，辅助给水系统与一个环路的蒸汽发生器的给水管道上设置有一个辅助给水控制阀ASG013VD。当LCA或LCB失电时，辅助给水系统的辅助给水控制阀ASG013VD自动全开为所在环路的蒸汽发生器注水；同理，在具体实施过程中，其它两个环路的辅助给水控制阀也会失电自动全开为各自所在环路的蒸汽发生器注水。由于，汽动泵ASG003PO、ASG004PO无法调速，并且在失去LCA/LCB的48V直流供电的情况下，辅助给水控制阀ASG013VD保持失电全开状态，无法调节流量，并且工作人员在主控室内无法进行远程控制辅助给水系统向蒸汽发生器中的给水量，从而会造成蒸汽发生器的水位过高。在本实施例中，针对上述瞬态情况进行试验(此试验称为COC50/51试验)，首先，在热停堆状态，模拟所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源的失电操作，然后，在试验的过程中，执行步骤S201～S202的方法(如图2所示)，步骤S203：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制，具体包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源失电导致所述核电机组的所述辅助给水系统的气动阀开启的第三类单一事故；基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述辅助给水系统ASG的辅助给水泵处于停运状态，以及控制所述辅助给水系统ASG向所述核电机组的蒸汽发生器SG进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；通过控制调节所述辅助给水控制阀的开度，以使所述蒸汽发生器SG的水位保持在所述SG整定水位，或通过控制所述辅助给水系统ASG的辅助给水泵处于停运状态，来实现控制所述核电站机组的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；通过控制隔离所述一回路系统的稳压器的下泄管线，以及控制隔离所述稳压器的上充管线，来实现控制所述稳压器的水位保持在稳压整定水位；其中，当所述稳压器的水位在所述稳压整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。具体而言，在本实施例中包括以下三方面的机组控制方案：(1)蒸汽发生器水位控制由于超速保护阀ASG135VV与气动阀ASG137/138VV串联、超速保护阀ASG235VV与气动阀ASG237/238VV串联，通过向超速保护阀开关控制模块提供110V电源，使ASG135/235VV关闭，从而阻断主蒸汽系统向汽动泵ASG003PO和ASG004PO供气，使得汽动泵停运。在实际应用中，在LCA和LCB失电的情况下，可通过停止运行所有辅助给水泵并通过工作人员到现场破坏辅助给水控制阀的中性点来手动调节辅助给水系统ASG向蒸汽发生器SG的供水量，从而控制蒸汽发生器SG的水位保持在SG整定水位。(2)一回路系统的温度和压力控制蒸汽发生器SG的水位过高，会造成蒸汽发生器SG中的汽压升高，从而增加排气量，以及带走较大的一回路热量，最终会导致一回路温度和压力失衡。正常情况下，在热停堆时，一回路系统的理想温度应为291℃，然而在实际操作过程中是不可能使一回路的温度准确地保持在291℃不变，而是在291℃附近波动，一回路的温度波动范围即表示一回路温度稳定度；根据实际应用需求，对一回路系统的温度稳定度要求分为两种情况，一是稳定度要求高，二是稳定度要求不高；其中，稳定度要求高指的是一回路温度波动范围较小，即在(291±X)℃范围内波动；稳定度要求不高指的是一回路温度波动范围较大，如温度大于(291+X)℃或小于(291-X)℃，其中，X为整数，可取值为5。当一回路系统的温度稳定要求较高时，通过工作人员到现场调节辅助给水系统的辅助给水控制阀ASG013VD的开度，从而控制蒸汽发生器SG的水位保持在SG整定水位；当一回路温度稳定要求不高时，可通过启停电动辅助给水泵(ASG001PO、ASG002PO)或汽动辅助给水泵(ASG003PO、ASG004PO)，停止向蒸汽发生器供水，从而控制蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；从而控制一回路温度在284℃～291℃范围内、压力在15.5MPa.a左右。(3)一回路系统稳压器的水位控制请参考图5，首先介绍一回路系统的稳压器的结构和工作原理。图5中包括两个水循环系统。其中，一水循环系统包括：堆芯501、蒸汽发生器502、主泵503，水循环原理为一回路水经过堆芯501，带走堆芯501的热量，温度上升的一回路水流经蒸汽发生器502，将热量传递给蒸汽发生器502中的二回路水，降低温度的一回路水在主泵503的作用下，重新返回堆芯501。另一水循环系统为一回路系统中的稳压器水位控制系统，主要包括：稳压器504、上充管线505、下泄管线506、容积控制箱507和高压安注泵508；在正常工作时，为了维持稳压器504正常水位，将一回路中的水通过下泄管线506排出经降温降压处理后进入容积控制箱507，再经过高压安注泵508进行加压，之后将加压后的水通过上充管线505重新注入一回路，从而实现对与一回路相连的稳压器水位的控制；其中，上充管线505的上充流量和下泄管线506的下泄流量值相同。核电站稳压器504是核反应一回路系统中的重要设备，在稳态运行时其保持正常的一回路压力，在瞬态时其将一回路压力限制在允许值内。此外，稳压器还作为反应堆冷却剂的缓冲水箱，缓冲一回路热胀冷缩产生的体积变化。如图5所示，在额定功率下，稳压器504内约60％是饱和水504-1(位于稳压器容器的下部)，40％为饱和蒸汽504-2(位于稳压器容器的上部)；稳压器504底部(液体区)通过波动管与一条环路的热管段相连，一回路系统其它部分是一个充满水的系统，稳压器504中的压力将传至整个一回路系统。稳压器504的水位不能太高或太低，否则会造成压力调节失效或电加热器裸露烧毁，其中，电加热器位于稳压器容器内部的液体区中，稳压器中压力降低时，对液体区的水进行加热，以维持稳压器中压力平衡。导致稳压器水位变化的主要因素有：(1)负荷(即蒸汽发生器502中的水位)改变使反应堆冷却剂(一回路水)平均温度改变引起一回路水的体积变化，其中，一回路水与稳压器504的底部相通，进入稳压器504底部的水即为稳压器504中的饱和水504-1；(2)稳压器504上充流量与下泄流量不平衡。稳压器水位控制保护系统能够将稳压器504水位调节在整定值附近，确保稳压器运行工况能够满足压力控制的需要，并且保护设备安全。在本试验中，当失去48V的LCA或LCB直流供电后，下泄管线506会出现自动隔离(如图5所示，关闭下泄隔离阀506-1即可)，即下泄管线506不进行排水，但是此时上充管线505仍在网稳压器504中注水，若不进行控制，稳压器504中的水位会不断上升甚至湮灭稳压器504上部的汽腔，使稳压器504失去稳压的功能，后果是不堪设想的。为了避免LCA或LCB失电后稳压器水位上升，在稳压器504的水位表的指示刻度值超过其满量程的30％时，控制隔离上充管线(如图5所示，关闭上充隔离阀505-1即可)；在实际应用中，可通过工作人员手动隔离上充管线505；从而使稳压器504的水位保持在稳压整定水位。在具体实施过程中，所述稳压器的量程为(-6m～+0.38m)，所述稳压整定水位不高于稳压器量程的30％(即不高于稳压器量程的-3m)。实施例五在实际应用中，核电站机组的安注系统向一回路系统进行安全注入，是针对一回路管道破口而导致一回路失水的事故采取的安全措施。为了验证在安全注入时，机组的保护动作正确，需要在热试时进行安注试验。具体的，安注试验(TPRIS60)是核电机组联调期间的一项大型专项试验，该试验目的是为了检验安注后各系统自动动作的正确性、反应堆跳堆的触发、阶段安全壳隔离(CIA，ContainmentIsolationPhaseA)信号的触发及相应的自动动作，并对核电机组开盖冷试期间调整的安注流量进行校验和生效等。该试验要求触发安注信号后，安全注入(SI，SafetyInjection)及阶段安全壳隔离(CIA)相关的设备正确动作、动作时间满足要求、安注动作顺序及安全壳隔离顺序符合反应堆保护系统(RPR，ReactorProtection)逻辑、高压安注(HHSI，HighHeadSafetyInjection)泵的流量满足要求、硼注入箱(RIS004BA)的硼酸被注入进主回路中。在本实施例中，针对安注瞬态动作进行试验，首先，在热态功能试验开始时，模拟触发所述核电站机组的安注信号的操作，具体的，首先采用蒸汽发生器“两高一低”信号触发安注动作。在本实施例中，通过机组三个环路中的2号环路触发安注启动，即先将2号蒸汽发生器SG2排大气控制阀GCT132VV置于手动，再将排大气控制阀GCT132VV依次开至40％、70％、95％开度，能够触发安注动作。当验证了上述安注指标之后，为了避免安注试验造成机组难以控制，而带来的危害和经济损失。在验证安注指标的过程中，要根据安注可能带来的影响采取措施控制一回路温度、稳压器水位以及蒸汽发生器水位。在具体实施过程中，执行步骤S201～S202的方法(如图2所示)，步骤S203：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制，具体包括：基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的安注信号被触发导致所述核电站机组的安注系统对所述核电站机组的一回路系统进行安全注入的第四类单一事故；基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述核电站机组的汽机旁路系统GCT处于关闭状态，并在所述一回路系统的温度上升到预设温度时，将所述汽机旁路系统GCT的压力整定值调整到第二预设压力值，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；当所述核电站机组持续进行安全注入操作预设时长后，控制隔离所述核电站机组的硼注入箱，来实现控制所述核电站机组的稳压器的水位保持在要求值水位；其中，当所述稳压器的水位在所述要求值水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统ASG向所述核电站机组的蒸汽发生器SG进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器SG通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器SG的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器SG的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器SG的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。具体而言，在本实施例中包括以下三方面的机组控制方案：(1)一回路温度控制当安注信号触发后，安注系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止熔堆，保持堆芯的完整性，但是在热试的安注试验过程中，堆芯是没有装料的，一回路的主要热量来自一回路主泵运行产生的热量，由于通过加大2号蒸汽发生器SG2排大气触发安注启动，会造成一回路温度下降，接着主泵运行加热使一回路温度上升，如果不进行控制，甚至会造成稳压器满水等难以控制的场面。对此，安注触发后，首先迅速关闭汽机旁路系统，防止其在安注的过程中，继续向外输出蒸汽，带走一回路的热量，而进一步造成一回路温度下降；当然，在此过程中，一回路的主泵仍然在运行产生热量，为了防止一回路温度上升到理想值(291℃)前由于蒸汽发生器没有向外排放热量而造成一回路膨胀，在一回路温度上升的过程中，可将汽机旁路系统的整定值调低，从而能够带走适量的一回路热量的同时，不至于使一回路温度上升过快，并保持在标准热停堆的温度和压力范围内。(2)稳压器水位控制由于在安注信号触发后，安注系统向一回路系统注水，然而在试验中一回路系统是没有破口的，那么安注的水会在一回路囤积，如果不进行控制，会造成稳压器满水且将汽腔湮灭，尤其在一回路温度持续上升的过程中，一回路水由于受热膨胀，水位会上升得更快，对此，在本实施例中，通过上述对一回路温度进行控制的方法，可避免稳压器的水位过快上升，同时通过隔离硼注入箱控制稳压器的水位保持在所述要求值水位。在具体实施过程中，稳压器的量程为(-6m～+3.8m)，所述要求值水位为0.9m，也就是说，当稳压器的水位为0.9m时，系统开始上述稳压器水位控制的干预操作，隔离硼注入箱。另外，在机组实际运行过程中，反应堆装有核反应材料，一回路系统的热量来源为堆芯核裂变，对此，当安注信号触发后，安注系统会向一回路系统注水和注硼；具体的，安注系统向堆芯注水，保证淹没和冷却堆芯，防止熔堆，保持堆芯的完整性；安注系统向堆芯注硼，用于吸收堆芯中子、减慢反应堆的反应速度；为了使安注试验更符合实际情况，当安注信号被触发后，安注系统同时向一回路注水和注硼。具体的，如图6所示，为核电站的安注系统结构示意图，安注系统包括：换料水箱601(用于在本实施例中提供安注水)、高压安注泵602、低压安注泵603、安注隔离阀(604-1、604-2)、硼注入箱605；其中，安注系统通过两条路径向一回路系统进行安注：高压安注路径和低压安注路径。具体的，高压安注路径的工作原理为，换料水箱601中的安注水在高压安注泵602的驱动作用下，当安注隔离阀604处于开启状态时，通过硼注入箱605注入一回路系统；低压安注路径工作原理为，换料水箱601中的安注水在低压安注泵603的驱动作用下，直接注入一回路系统。由于试验时，低压安注路径的压力低于一回路系统的压力，即安注系统无法通过低压安注路径向一回路进行安注，主要通过高压按住路径向一回路进行安注。在图6中，硼注入箱605是通过高压安注泵602驱动向一回路注入安注液体的，也就是说，硼注入是安注的主要注入手段；然而，在试验时，堆芯是没有装料的，当检测稳压器的水位达到所述要求值后，应及时隔离硼注入箱605，避免向一回路注入过多的安注液体，而造成机组难以控制。请继续参考图6，连接高压安注泵602与硼注入箱605的管道上设置有安注隔离阀604-1，并且在硼注入箱605与一回路堆芯间的管道上也设置有安注隔离阀604-2，硼注入箱605的隔离就是通过控制安注隔离阀604-1和/或安注隔离阀604-2处于关闭状态来实现的，首先在主控室通过遥控控制安注隔离阀(604-1、604-2)，为了预防在主控室无法通过遥控控制安注隔离阀(604-1、604-2)，在试验前应准备用于直接从电气盘操作硼注入箱隔离阀的实验盒，并安排专人在电气盘处，以在主控室无法通过遥控控制安注隔离阀时及时通过试验盒进行干预控制。为防止电气盘处试验盒进行干预失效，还需安排专人在安注隔离阀(604-1、604-2)就地干预。(3)蒸汽发生器水位控制在安注试验过程中，由于主泵并未停运，辅助给水系统ASG复位流量控制没有BAS/COC试验中那样紧急，重点在于通过控制ASG避免一回路温度在试验初期上升过快。具体的，通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统ASG向所述核电站机组的蒸汽发生器SG进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器SG通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器SG的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器SG的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器SG的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。实施例六请参考图7A，本申请实施例中一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制系统，所述系统包括：处理规程启动单元701，用于当核电站瞬态试验开始时，启动核电站机组的状态导向事故处理规程，同时启动所述核电站机组的瞬态试验控制规程；检测信息获取单元702，用于通过所述瞬态试验控制规程对所述核电站机组进行事故检测，获得检测信息；机组事故处理单元703，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型，并基于所述事故类型确定所述事故的处理策略，以及基于所述处理策略打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并对所述核电站机组进行干预控制。在具体实施过程中，所述瞬态试验控制系统还包括机组事故模拟单元700，用于在核电站瞬态试验开始时，模拟所述核电站机组在运行过程中出现的运行事故。进一步，请参考图7B，当核电站瞬态试验开始时，机组事故模拟单元700模拟将所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源的电源切换操作，所述机组事故处理单元703，具体包括：第一事故类型确定模块7031-1，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运的第一类单一事故；第一温度压力控制模块7031-2，用于基于所述第一类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制复位所述核电站机组的辅助给水控制阀的全开信号，以及调节所述辅助给水控制阀的开度至预设开度，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第一SG水位控制模块7031-3，用于基于所述第一类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述核电站机组的汽机旁路系统停止向外排放蒸汽，以及复位所述核电站机组的辅助给水系统的启动信号，并将所述辅助给水系统向所述核电机组的蒸汽发生器进行辅助给水的给水流量调整到最小预设流量，同时控制所述核电机组的蒸汽发生器排污系统的排污量减小到预设排污量，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。在具体实施过程中，请参考图7C，当核电站瞬态试验开始时，机组事故模拟单元700模拟将所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源的电源切换操作，所述机组事故处理单元703，具体包括：第二事故类型确定模块7032-1，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的供电从主电源切换到辅助电源导致所述核电站机组一回路主泵失电停运后又重新通电的第二类单一事故；第二温度压力控制模块7032-2，用于基于所述第二类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并在启动所述主泵之前，通过调整所述核电站机组的汽机旁路系统的压力整定值至第一预设压力值，以及控制所述汽机旁路系统的阀门处于关闭状态，并将所述核电站机组的稳压器的喷淋阀设置为自动控制模式，来实现控制所述核电站的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第二SG水位控制模块7032-3，用于基于所述第二类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统向所述核电站机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；第三温度压力控制模块7032-4，用于基于所述第二类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并在启动所述主泵之后，通过控制所述汽机旁路系统处于自动工作模式，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内。在具体实施过程中，请参考图7D，当核电站瞬态试验开始时，机组事故模拟单元700模拟所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源的失电操作，所述机组事故处理单元703，具体包括：第三事故类型确定模块7033-1，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的为所述机组中仪控仪表供电的48V直流电源失电导致所述核电机组的所述辅助给水系统的气动阀开启的第三类单一事故；第三SG水位控制模块7033-2，用于基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述辅助给水系统的辅助给水泵处于停运状态，以及控制所述辅助给水系统向所述核电机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；第四温度压力控制模块7033-3，用于基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制调节所述辅助给水控制阀的开度，以使所述蒸汽发生器的水位保持在所述SG整定水位，或通过控制所述辅助给水系统的辅助给水泵处于停运状态，来实现控制所述核电站机组的一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第一稳压器水位控制模块7033-4，用于基于所述第三类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制隔离所述一回路系统的稳压器的下泄管线，以及控制隔离所述稳压器的上充管线，来实现控制所述稳压器的水位保持在稳压整定水位；其中，当所述稳压器的水位在所述稳压整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。在具体实施过程中，请参考图7E，当核电站瞬态试验开始时，机组事故模拟单元模拟触发所述核电站机组的安注信号的操作，所述机组事故处理单元703，具体包括：第四事故类型确定模块7034-1，用于基于所述检测信息确定所述核电站机组的事故类型为所述核电站机组的安注信号被触发导致所述核电站机组的安注系统对所述核电站机组的一回路系统进行安全注入的第四类单一事故；第五温度压力控制模块7034-2，用于基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制所述核电站机组的汽机旁路系统处于关闭状态，并在所述一回路系统的温度上升到预设温度时，将所述汽机旁路系统的压力整定值调整到第二预设压力值，来实现控制所述一回路系统的温度和压力保持在所述核电站标准热停堆的温度和压力范围内；第二稳压器水位控制模块7034-3，用于基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并当所述核电站机组持续进行安全注入操作预设时长后，控制隔离所述核电站机组的硼注入箱，来实现控制所述核电站机组的稳压器的水位保持在要求值水位；其中，当所述稳压器的水位在所述要求值水位时，能够保证所述核电机组稳定运行；第四SG水位控制模块7034-4，用于基于所述第四类单一事故，打断所述状态导向事故处理规程的循环执行方式，并通过控制调整所述核电站机组的辅助给水系统向所述核电站机组的蒸汽发生器进行辅助给水的辅助给水控制阀的开度，使所述蒸汽发生器通过所述辅助给水控制阀获取到的给水量与所述蒸汽发生器的排水量平衡，来实现控制所述蒸汽发生器的水位保持在SG整定水位；其中，当所述蒸汽发生器的水位在所述SG整定水位时，能够保证所述核电机组稳定运行。根据上面的描述，上述核电站热试中的瞬态试验控制系统用于实现上述核电站热试中的瞬态试验控制方法，所以，该系统的工作过程与上述方法的一个或多个实施例一致，在此就不再一一赘述了。本领域内的技术人员应明白，本发明的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本发明可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本发明可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。本发明是参照根据本发明实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。尽管已描述了本发明的优选实施例，但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念，则可对这些实施例做出另外的变更和修改。所以，所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。