核安全级软件静态测试技术研究

核安全法规和相关标准规定必须对核安全级数字化设备进行硬件鉴定和软件验证与确认(VV),以证明执行核安全功能的软件的质量和可靠性,其中软件代码静态测试是核安全级软件实现阶段VV的关键环节之一。本文在分析核安全级软件编程规范的基本要求及Klocwork、Testbed工具测试特性与局限性的基础上,针对嵌入式软件开发主要采用的C语言,提出人工走查与工具自动化测试相结合的安全级软件静态测试的基本框架和评价准则,从而保证核安全级软件静态测试的质量。     

一种实用的高精度ADC测试方法

模数转换器(Analog-to-Digital Converter,ADC)是模拟数字混合信号系统中的重要模块,是电子器件中的关键器件.随着ADC速度和精度的提高,如何高效、准确地测试其动态和静态参数是ADC测试研究的重点.本文阐述在缺少现成的标准输入信号源情况下进行高精度ADC线性度和分辨率的测试,实现低成本、高可靠性的高精度ADC计算机辅助测试的方法.该方法在几类AD转换卡(数据采集卡)上进行了验证.     

基于TXS平台的反应堆保护系统V&V测试方案研究

反应堆保护系统(RPS)验证和确认(V&V)测试方案的主要作用是:明确RPS测试目的和方法,定义开展RPS测试工具及相应的测试先决条件,确保RPS测试的完整性以及功能验证的正确性。V&V活动必须贯穿在整个软硬件开发以及集成过程。V&V测试主要包括硬件测试,以及系统功能、性能和接口测试。主要测试平台是信号模拟测试装置,少量仅涉及RPS软件的功能测试程序可只在仿真测试平台(SIVAT)上进行。     

基于故障模式分析的核安全级DCS冗余功能测试方法

针对当前核安全级数字化仪控系统（DCS）冗余切换功能测试方法缺乏、测试活动主要依靠人员经验的情况,提出了一种针对核安全级DCS设备的通用的冗余切换测试方法,通过设计机理分析,建立冗余切换测试基础故障模式,并对故障模式进行模式组合和系统状态变迁分析,完成对冗余切换测试场景、测试环境等整体方案的设计。通过在某核安全级仪控平台中的应用以及在核电厂的成功运行经验,对本测试方法的有效性进行了验证。结果表明,提出的冗余切换测试技术能够有效地发现设计缺陷,对设备冗余切换功能的出口质量控制具有实际应用价值。      

TMSR数字化反应堆保护系统数字信号与逻辑处理功能的FPGA实现探讨

现场可编程逻辑门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)在反应堆保护系统中得到越来越广泛的应用。中国科学院上海应用物理研究所的钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)核能系统先导项目拟采用FPGA技术开发数字化的反应堆保护系统,本文探讨使用FPGA设计TMSR保护系统的数字信号处理(模数转换芯片驱动、数字滤波、定值比较)以及逻辑处理(逻辑符合)功能模块,同时通过软件仿真和硬件测试,为FPGA功能验证和确认(VV)打基础。软件仿真和硬件测试结果表明在TMSR保护系统内使用FPGA实现数字信号处理与逻辑处理在技术上是可行的。     

一种Flash型FPGA单粒子效应测试方法设计及验证

随着现场可编程门阵列(Field Programmable Gate Array,FPGA)在现代航天领域的广泛应用,FPGA的单粒子效应(Single Event Effect,SEE)逐渐成为人们的研究热点。选择Microsemi公司Flash型FPGA分布范围最广的可编程逻辑资源VersaTile和对单粒子效应敏感的嵌入式RAM单元RAM Block作为单粒子效应的主要测试对象,提出了两种不同的单粒子效应测试方法;然后,使用仿真工具ModelSim对提出的两种电路的可行性进行了仿真验证;最后,基于自主研发的实验测试平台,在兰州重离子加速器(Heavy Ion Research Facility in Lanzhou,HIRFL)上使用86Kr束进行了束流辐照实验,实验结果表明,测试方法合理有效。     

核电厂非安全级DCS验证系统KSN子系统测试

为了验证我司自主研发的DCS控制系统Nic Sys2000的功能、性能、测量精度、可靠性、稳定性等指标,我司搭建了核电厂控制系统1:1仿真样机验证系统。该仿真样机验证系统采用Nic Sys2000控制系统,仿照福清核电3#机组。论文介绍了核电厂非安全级DCS仿真样机验证系统中的KSN子系统测试的测试方法,测试结果和测试过程中的问题及解决方法。测试内容包括:功能测试、性能测试、单体测试和设备和控制逻辑测试。通过对仿真样机验证系统的测试,可以更好的验证Nicsys2000系统的各项指标,为我司新产品的研发积累宝贵资料,并为今后系统在核电厂可靠、稳定的运行提供保障。     

基于MySQL的数据库服务器性能测试

中国散裂中子源(CSNS)谱仪靶站控制系统计划使用MySQL数据库作为备份数据库.利用PC-Farm集群环境对特定的数据库服务器做了性能测试,着重测试了查询速度、插入速度与连接线程数的关系,以及数据量大小对查询速度和插入速度的影响.主要介绍了测试的硬件环境、软件环境和测试方法步骤,并对测试得到的数据进行了数据处理和结果...     

核电控制棒位置探测器性能鉴定的软件实现

介绍使用PLC采集、处理大批量数据,实现控制棒位置探测器静态线性度检查、通道一致性检查和动态特性检查的方法,介绍PLC大批量数据的格式化输出方法.     

虚拟TXP控制系统软件设计与开发

以西门子TELEPERM_XP (TXP)电站分散控制系统(DCS )为仿真对象,在Windows平台上设计和开发了基于虚拟DCS技术的具有高逼真度和可信度的虚拟TXP (Virtual TXP,VTXP)控制系统软件.在开发过程中采用了面向对象建模、模块化程序设计的方法,使用VC++作为开发工具,利用多线程、ActiveX控件、Web网页、Socket网络通信等技术,实现了对TXP全范围动态仿真,用软件的形式再现了TXP系统硬件和软件的功能.本系统软件的开发,对于大型燃煤电站、核电站、联合循环电站的仿真系统建设和控制系统设计、调试、验证、维护等具有技术借鉴意义.     

50MW速调管脉冲调制器的PLC控制

介绍了合肥同步辐射光源(HLS)50MW大功率速调管脉冲调制器改造项目。在该项目中,采用可编程控制器(PLC)监控系统取代了原有的基于继电器逻辑电路的监控系统,使其成为HLS基于先进的控制软件EPICS的新控制系统的一部分;采用恒流逆变充电电源取代了原来的工频高压电源,使调制器技术更先进、运行更加可靠。本文给出了调制器PLC控制系统的设计方法和软硬件的实现及运行情况。     

快堆全堆芯热工流体子通道并行模拟技术研究

采用简化堆芯模型的传统子通道模拟计算结果难以精确反映堆芯的真实运行状况,利用高性能计算技术进行全堆芯精确到每个真实流道的子通道模拟计算成为研究热点。本文抽象描述了快堆堆芯的基础几何结构,在此基础上提出了一种全堆芯子通道建模方法和一种自适应的并行任务划分方法。设计了广度优先划分算法和层次划分算法,实现了全堆芯子通道任意个数求解域的划分,自适应地映射到不同个数的计算核上,从而可利用PC、集群、超算等不同规模的计算资源开展全堆并行模拟。使用针对快堆模拟修改后的子通道模拟软件CTF进行验证,证明了建模方法对于快堆子通道模拟是有效的。基于本文方法在曙光先进计算服务平台上使用两种不同网格规模的算例进行了测试,两组测试最低并行效率在33.02%以上,证明了本文方法的有效性和可用性。     

数值堆结构力学高精细模拟的并行实现和优化技术

反应堆结构力学模拟是对堆芯组件的静动态形变位移和受力进行分析,以保证堆芯安全、稳定运行。不同于传统的结构力学模拟,本文结合异构超级计算机上的AMD GPU体系架构进行高精细大规模模拟。在数学物理模型方面使用有限元分析方法,通过充分利用反应堆组件的同构性,对单根组件或局部组件的网格数据进行坐标空间变换,自动生成全堆芯结构大规模网格文件,实现全堆芯百亿网格的剖分。采用共轭梯度法对具有正定特征的大规模稀疏刚度矩阵线性方程组进行高效数值求解,实现精细化分析获知全堆芯组件的应力应变空间分布状态。另外,采用数据预取和数据对齐的并行优化方法,使求解器计算性能提高了30%以上。模拟结果展示了该方法的可行性和正确性,并在计算核心数从9 504扩展至615 168时,对具有102亿网格规模的中国实验快堆（CEFR）全堆芯静力学问题进行计算,并行弱可扩展性达到53%。     

National Ignition Facility TestController for automated and manual testing

The Controls and Information Systems (CIS) organization for the National Ignition Facility (NIF) has developed controls, configuration and analysis software applications that combine for several million lines of code. The team delivers updates throughout the year, from major releases containing hundreds of changes to patch releases containing a small number of focused updates. To ensure the quality of each delivery, manual and automated tests are performed using the NIF TestController test infrastructure. The TestController system provides test inventory management, test planning, automated and manual test execution, release testing summaries and results search, all through a web browser interface. As part of the three-stage software testing strategy, the NIF TestController system helps plan, evaluate and track the readiness of each release to the NIF production environment.After several years of use in testing NIF software applications, the TestController's manual testing features have been leveraged for verifying the installation and operation of NIF Target Diagnostic hardware. The TestController recorded its first test results in 2004. Today, the system has recorded the execution of more than 160,000 tests and continues to play a central role in ensuring that NIF hardware and software meet the requirements of a high reliability facility. This paper describes the TestController system and discusses its use in assuring the quality of software delivered to the NIF.     

北京谱仪电子学系统性能的标定

北京谱仪是北京正负电子对撞机的物理实验装置,用于探测正负电子对撞瞬间产生的终态粒子。北京谱仪电子学系统是该谱仪的重要部分,担负探测信号的放大、成形及变换。为了确保和验证电子学系统的可靠性,建立了计算机校准系统。本文主要介绍校准系统的硬件配置、功能及其程序构成。     

锦屏深地强流高压加速器控制系统的研制

本文介绍了锦屏深地强流高压加速器自动控制系统的基本结构、控制软件和安全联锁设计,阐述了该加速器在运行过程中高压打火产生的强干扰影响控制系统和相关设备的正常运行及在调试和实验过程中遇到的问题。通过分析原因,采取各种保护措施提高控制系统的抗干扰能力,确保控制系统和设备运行的稳定性。     

核燃料夹具测试平台控制系统设计

作为核燃料装卸贮存系统的核心部件,核燃料夹具的功能性与耐久性测试至关重要。基于核燃料夹具实际工况,采用可靠的可编程逻辑控制器(PLC),利用液压驱动与气压驱动分别实现载荷的上升、下降与夹具的紧闭、解锁过程,提出电气硬件、PLC程序以及人-机界面的设计方案,搭建核燃料夹具测试平台。实际应用表明,该测试平台控制灵活、操作简单、可靠性高。     

西安脉冲堆数字化功率调节系统自动控制方法研究

数字化功率调节系统软硬件相比于以往模拟化的系统存在一定差别,需要研究新的功率自动控制方法。本文建立了数字化功率调节系统的控制模型,提出了自动控制方法的基本思想,研究了在提升功率过程中避免短周期问题的方法以及增强控制棒运动平稳性等关键技术问题,通过反复迭代计算,设计了数字化功率调节系统的自动控制方法,并用西安脉冲堆仿真程序（XAPRSC）对该方法进行了验证,结果表明,该方法满足设计指标,有利于西安脉冲堆的运行安全。      

压水堆燃料组件抗震试验研究

燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。     

Transient Fault Current Test for ITER DC Reactor on DC Test Platform in ASIPP

Transient fault current test of ITER DC reactor is performed to verify the fault suppression capability of DC reactor. In this paper, the research background, test scheme and test platform of transient fault current test of ITER DC reactor are presented in the first place. The next, the test requirements and acceptance criteria are presented. Finally, the calculation and simulation for DC test platform of ASIPP are presented, and the effectiveness of test scheme is proved by the simulation result and the test results based on DC test platform. The contents presented in this paper can be available for short-circuit test of DC reactor with large current.