本發(fā)明屬于核電站安全評估技術(shù)領(lǐng)域，具體涉及一種華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性獨立評估的方法。該方法對核電機組堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性評價結(jié)果進行獨立評估，具體包括以下步驟：環(huán)節(jié)1：CIS系統(tǒng)有效性獨立評估數(shù)據(jù)收集；環(huán)節(jié)2：確定代表性嚴(yán)重事故序列；環(huán)節(jié)3：建立CIS系統(tǒng)有效性獨立評估計算分析模型；環(huán)節(jié)4：嚴(yán)重事故序列計算分析；環(huán)節(jié)5：判定是否滿足壓力容器熱工失效準(zhǔn)則；環(huán)節(jié)6：CIS系統(tǒng)有效性獨立評估。通過計算分析得到的壓力容器下封頭外壁面熱流密度與CHF實驗結(jié)果比對分析，成功驗證了該系統(tǒng)在嚴(yán)重事故下保證壓力容器下封頭完整性設(shè)計功能的有效性，解決了對華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性評價結(jié)果進行獨立評估的問題。