一种实时仿真数据驱动的核反应堆仪控系统闭环测试平台的制作方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及核工程中的仪表与控制领域，具体涉及一种实时仿真数据驱动的核反应堆仪控系统闭环测试平台。
【背景技术】
[0002]在当前的核工业领域，仪表与控制系统正扮演着重要的角色，它对于核反应堆的安全运行有着极为重要的影响，关系到核反应堆运行人员的生命安全，也关系到财产、反应堆周边环境的安全。
[0003]为了确保反应堆仪控系统的正常运行，需要在反应堆仪控系统正式投入使用前对其进行测试，测试的内容包括:系统的架构测试、通信测试、控制算法测试以及联锁保护测试。当前所使用的反应堆仪控系统测试方法主要为直接利用信号发生器产生信号，如:开关信号、正弦信号、随机信号等，并传输给反应堆仪控系统进行测试。该方法的缺点在于驱动信号并不是来自于核反应堆，缺乏真实性。因此，该方法只能够实现硬件层面的测试，如通信、架构方面的测试；对于软件层面测试，如控制算法测试、联锁保护测试，则无法实现。此夕卜，该测试方法主要以控制机柜或工艺系统为单位，不以一个核反应堆仪控系统整体为测试对象，而在核反应堆中，各个工艺系统之间是存在高度耦合的关系的。以上问题表明，现有的测试方法具有一定的局限性。
【发明内容】
[0004]本发明要解决的技术问题是提出一种以核反应堆仪控系统整体为被测试对象，同时实现反应堆仪控系统硬件层面与软件层面测试的平台。一方面，利用反应堆实时仿真平台生成实时仿真数据，并通过信号传输阵列转换为电信号发送至被测仪控系统；另一方面，信号传输阵列将被测仪控系统输出的控制信号转换成为实时的控制数据反馈给反应堆实时仿真平台，实现对反应堆仿真模型的控制。该测试平台可以实现反应堆仪控系统的硬件层面测试，包括系统架构测试、通信测试，以及软件层面的测试，包括控制算法测试、联锁保护测试，大大提高反应堆仪控系统测试的可信度，提高测试效率，节约测试成本，保证反应堆运行的安全。
[0005]本发明采用的技术方案如下:
[0006]—种实时仿真数据驱动的核反应堆仪控系统闭环测试平台，该测试平台包括:核反应堆实时仿真平台，用于产生实时仿真数据并对实时控制数据进行响应；信号传输阵列，与核反应堆实时仿真平台通过实时数据接口连接，并与被测试核反应堆仪控系统通过信号线连接，其可以将来自于实时仿真平台的实时仿真数据转换成真实电信号并发送给核反应堆仪控系统，同时将来自于仪控系统的实时控制信号转换成实时的控制数据发送给仿真平台。
[0007]其中，该测试平台可用于核裂变反应堆、磁约束聚变反应堆以及聚变裂变混合堆的仪控系统测试，测试内容包括:反应堆仪控系统的架构测试、通信测试、反应堆控制算法测试以及联锁保护测试。
[0008]其中，所述的核反应堆实时仿真平台包括:等离子体动力学仿真模块、中子动力学仿真模块、热工水力学仿真模块以及时序调度模块；在时序调度模块的作用下，该仿真平台可以实时的运行反应堆的等离子体动力学模型、中子动力学模型以及热工水力学模型，实现对裂变反应堆、磁约束聚变反应堆以及聚变裂变混合堆的实时仿真。
[0009]其中，所述的信号传输阵列包括:组态服务器，用于创建表示反应堆现场传感器信号以及反应堆仪控系统控制信号的变量，并建立相应的变量属性，包括单位、变量类型、隶属子系统、实时变量值、变量值上下限、对应传输通道地址；数据处理模块，用于下载组态服务器中的变量数据，对数据传输通道进行寻址，并与1模块进行数据双向传输；10模块，用于将实时仿真数据转换成为电信号输出至反应堆仪控系统，以及将来自反应堆仪控系统的控制信号转换成为实时的控制数据输入至数据处理模块中。
[0010]其中，所述的信号传输阵列中，所述的传输通道地址包括三个部分:数据处理模块地址、1模块地址、1模块中子通道地址。
[0011 ] 其中，所述的信号传输阵列中，所述的信号传输阵列数据传输及转换步骤如下:
[0012]步骤(I)、在仪控系统测试开始之前，将变量数据及属性由组态服务器下载至数据处理模块中；
[0013]步骤(2)、提取传输通道的地址信息并解析成三个部分:数据处理模块地址、1模块地址、1模块子通道地址，并验证数据处理模块地址是否正确，若不正确则重新进行下载；
[0014]步骤(3)、开始测试后，数据处理模块首先根据反应堆实时仿真平台提供的实时仿真数据对表示反应堆现场传感器信号的变量值进行刷新；
[0015]步骤(4)、根据1模块地址寻址相应的1模块；
[0016]步骤(5)、再根据1模块子通道地址寻址相应的1模块中的子通道；
[0017]步骤(6)、对于输出模块，将实时仿真数据转换成为电信号并通过信号线输出至反应堆仪控系统中；对于输入模块，将来自反应堆仪控系统的控制信号转换成为实时控制数据并传输至数据处理模块中；
[0018]步骤(7)、数据处理模块根据接收到的实时控制数据对表示仪控系统控制信号的变量值进行刷新，并传输至反应堆实时仿真平台中；
[0019]步骤⑶、返回步骤(3)，重新开始下一个循环。
[0020]本发明与现有技术相比的优点在于:
[0021](I)、本发明采用可实现对裂变反应堆、磁约束聚变反应堆以及聚变-裂变混合堆的仪控系统的测试。
[0022](2)本发明以一个核反应堆仪控系统整体为测试对象，一次性完成所有的测试内容，包括:反应堆仪控系统的架构测试、通信测试、反应堆控制算法测试以及联锁保护测试。
[0023](3)本发明可以大幅度提高测试的可信度，并提升测试效率。
【附图说明】
[0024]图1为本发明一种时仿真数据驱动的核反应堆仪控系统闭环测试平台的主要结构示意图。
[0025]图2为裂变反应堆仿真模型架构。
[0026]图3为聚变反应堆仿真模型架构。
[0027]图4为核反应堆仿真平台时序控制步骤。
[0028]图5为组态服务器内变量创建过程。
[0029]图6为信号传输阵列中数据传输与转换流程。
【具体实施方式】
[0030]下面结合附图以及具体实施例进一步说明本发明。
[0031]如图1所示，本测试平台主要包括了核反应堆仿真平台以及信号传输阵列。
[0032]核反应堆仿真平台主要是由核反应堆仿真模块，包括等离子体动力学仿真模块、中子动力学仿真模块、热工水力学仿真模块，以及一个时序调度模块组成。该仿真平台基于一个高性能运算工作站运行。核反应堆仿真模块可以根据核反应堆的具体设计参数建立相应的动力学模型。针对裂变反应堆建模时，按照图2所示的架构使用中子动力学仿真模块与热工水力学仿真模块进行建模；为了便于仿真模型的维护与修改，热工水力模型按照反应堆的工艺系统被划分为不同的子模型。不同的子模型之前通过热工水力边界，如热量、流量、压力，进行耦合。中子动力学模型也作为一个子模型通过热量与热工水力模型进行耦合。针对磁约束聚变反应堆或聚变-裂变混合堆时，按照图3的架构使用等离子体动力学仿真模块、中子动力学仿真模块、热工水力学仿真模块进行建模。其中等