1.一种压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法，包括：
(1)对安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统的功能和系统配置进行解析，确定系统调试试验的主要部件；
(2)进行系统调试大纲初步试验阶段设计，系统初步试验阶段包括供电和保护装置的检查和初调、阀门和电机的试运行、实体模拟控制试验、冲洗；
(3)进行系统调试大纲功能试验阶段设计，系统功能试验阶段包括子系统试验及运行工况下的系统试验；
(4)进行系统调试大纲试验顺序设计，根据系统设备和部件安装进度、调试工作的计划安排和系统投入运行的时间来确定安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统各调试试验应执行的阶段。
2.如权利要求1所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，其特征在于，步骤(1)中所述的安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统的功能包括，在“全厂断电+丧失最终热阱+一回路小破口失水事故”、“全厂断电+丧失最终热阱+异常全堆芯卸料”工况下以及在乏燃料水池失去设备冷却水系统或重要厂用水系统正常冷链冷却且有效补水丧失的情况下将安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热设备冷却水系统收集的热负荷传递至环境大气。
3.如权利要求1或2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，其特征在于，步骤(1)中所述的系统调试试验的主要部件包括终端循环泵、机械通风冷却塔风机、手动阀、热交换器、集水池，调试试验需考虑验证部件的性能及系统的换热功能。
4.如权利要求1所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，其特征在于，步骤(2)中系统调试大纲初步试验阶段包括的项目包括：仪表和模拟控制系统试验、逻辑控制通道试验、阀门试验、系统冲洗试验与终端循环泵电机试验。
5.如权利要求4所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，其特征在于，所述仪表和模拟控制系统试验对系统内仪表和控制系统的传感器和执行机构的性能进行试验，并验证硬件和软件均符合要求；所述逻辑控制通道试验是对仪表和控制系统的执行器和接触器性能以及信号处理正确逻辑进行试验；所述阀门试验是在无流体的情况下，对电动阀和气动阀进行功能试验，包括检验限位开关的可用性和阀杆的行程；所述系统冲洗试验是自系统的部件、设备和管道安装完毕后进行冲洗，排出系统中的杂质、污垢和异物并达到规定的清洁度要求；所述终端循环泵电机试验是检查电机的转动方向、电气参数和振动水平以及稳定运行后的轴承和绕组温度。
6.如权利要求1所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，其特征在于，步骤(3)中系统调试大纲功能试验阶段考虑的试验项目包括：终端循环泵和风机启动试验、通风冷却塔系统综合试验。
7.如权利要求6所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试设计方法，其特征在于，所述终端循环泵和风机启动试验是验证通风冷却塔内风机能否正常启动，需要校核泵启动情况、检查泵的正常运行并完成通风冷却塔风机的初次气动；所述通风冷却塔系统综合试验是检验冷却水管能否喷淋均匀、检验系统的正常运行以及饮用水系统的补水功能。