核电控制调试仿真平台的系统设计与通信  

Simulation Commissioning Platform for Nuclear Power Plant I&C System

作　　者：吴锵 冷杉[1] 胡敬阔 宋涛[1] 孙安邦 方思聪 张才科 

机构地区：[1]东南大学能源与环境学院,江苏南京210096 [2]中核武汉核电运行技术有限公司,湖北武汉430070

出　　处：《工业控制计算机》2017年第11期6-8,共3页Industrial Control Computer

摘　　要：随着三代核电技术在中国持续推进,针对三代核电机组的数字化仪控系统的调试已成为工程关注重点。为配合核电调试工程顺利展开,建立核电控制调试仿真平台十分必要。以三代核电反应堆冷却剂系统(RCS系统)的控制为对象,建立了包括热工水力模型、虚拟控制组态逻辑、人机界面等构成的仿真平台,开发了调试仿真平台中模型服务器与Ovation控制系统的通信。介绍了系统组成、控制组态任务及实现、通信流程、通信程序开发等工作。The target of this paper is the control of reactor coolant system(RCS)of third generation nuclear power plant.The paper established a simulation platform including thermal hydraulic model,Virtual control configuration logic,man-machine interface and developed the communication between Ovation and thermal hydraulic model.In addition,the system composition,the implementation and task of configuration and process of communication,development of communication program is introduced.

关 键 词：通信 OVATION 调试 仿真平台 

分 类 号：TM623[电气工程—电力系统及自动化]