一种核反应堆系统半实物实时仿真平台

本发明属于核反应堆控制，具体涉及一种核反应堆系统半实物实时仿真平台。

背景技术：

1、核反应堆作为一种重要的能源转换设备，在电力、科研和军事等领域具有广泛的应用。然而，由于核反应堆运行环境的特殊性，包括高温、高压、高辐射等极端条件，使得直接在实验环境中对核反应堆的设计和性能进行研究变得极为困难。这种环境不仅对实验设备提出了极高的要求，同时也对研究人员的安全防护提出了严峻的挑战。因此，如何在保障安全的前提下，有效地对核反应堆进行研究，一直是业内面临的重要问题。为了克服上述困难，研究人员开始探索利用仿真技术对核反应堆进行研究。仿真技术可以模拟核反应堆的运行过程，通过模拟实验来分析参数的影响，优化设计方案，预测可能的故障和风险。这种方法不仅可以节省大量的时间和成本，而且可以在保证安全的前提下，对核反应堆的性能进行深入研究。

2、然而，尽管仿真技术为核反应堆研究提供了一种有效的方法，但其准确性和可靠性仍然面临诸多挑战。这主要是因为仿真模型的构建和算法的选择需要充分考虑到核反应堆的复杂性和特殊性，同时还需要确保输入数据的质量和精度。此外，仿真技术很难完全准确地描述实物设备的动态特性、静态特性和时间延迟等，这些都会对仿真系统的置信度和精度产生重要影响。

3、因此，尽管仿真技术在核反应堆研究中已经取得了一定的进展，但如何进一步提高仿真的准确性和可靠性，仍然是一个亟待解决的问题。

技术实现思路

1、针对现有仿真技术对实物设备的动态特性、静态特性和时间延迟描述不准确，从而影响仿真的准确性问题，本发明提供一种核反应堆系统半实物实时仿真平台。本发明的平台是一套集仿真和测试于一体的反应堆控制系统综合测试平台，具有核反应堆控制系统的模拟仿真实验及测试功能。

2、一种核反应堆系统半实物实时仿真平台，包括人机交互部分，用于部署人机交互系统，用户通过人机交互系统对应界面操作和监视整个平台；

3、数据服务器，用于部署数据库系统，平台运行的所有数据能够在用户选择后存储于数据服务器当中；

4、仿真主机，用于运行工艺系统模型，模拟整个堆或者部分堆的功能动作；

5、控制设备，用于运行控制器模型，在部分模式下与仿真主机中的工艺系统模型进行交互；还部署故障注入系统；负责向系统注入一个或者多个类型确定的故障；

6、工艺系统实物回路，用于执行控制设备的指令；

7、仿真主机、控制设备和工艺系统实物回路根据指令进行反馈，将对应数据或指令发送至人机交互部分和数据服务器。

8、所述数据库系统，用于收集历史数据，后续模型的训练调试；存储数据与时间戳；提供查找，比对，删改，导出的功能；具有拓展接口；

9、所述故障注入系统，用于引入各种各样的故障，并将产生的对应数据通过通讯传输至数据库系统中；

10、所述人机交互系统，用于操作人员通过工作模式配置窗口、监视窗口、故障注入窗口、工况显示界面和数据库操作窗口。

11、所述数据交互为在网络连线的基础上使用c++的动态链接库作为通讯接口进行数据交互。

12、所述工艺系统实物回路包括一个或若干个个执行机构，各个执行机构之间相互独立，并能够同步运行；执行机构包括动作机构与测量仪表，动作机构包括模拟控制棒、阀门和水泵其中一种或多种。

13、所述数据库系统包括正常运行子系统和非正常运行子系统；正常运行子系统和非正常运行子系统中均包括历史数据库和实时数据库；所述历史数据库采用压缩空间的存储方式，所述实时数据库采用时序的方式存储。

14、所述故障注入系统包括远程注入和调试注入；远程注入，通过人机交互界面进行操作，人机交互系统将对应的信息传输至仿真主机；调试注入，在调试状态下在控制设备直接进行注入。

15、所述人机交互系统包括以下操作界面：

16、登录界面窗口，用于区分使用者的权限，并存储对应用户信息；

17、工作模式配置窗口，用于工作状态、存储路径、接入执行机构、下位机反馈数据的选择；

18、监视窗口，用于选择绘制图像的参数，及参数比对；同时将监视窗口中数据从数据库系统中拷贝并暂存于自身数据库当中，用户能够选择导出数据与导出图像；

19、故障注入窗口，用于选择故障注入的类型，注入的时间顺序及注入数目；

20、工况显示窗口，用于对工艺模型的各种参数进行显示，各个部分进行显示；

21、数据库操作窗口，用于对数据库中数据进行导出，查找或删改的操作，操作不可逆。

22、上述仿真平台能够实现虚拟仿真模式，虚拟仿真模式支持普通虚拟仿真和虚拟实时仿真；普通虚拟仿真时，在仿真主机中运行所有虚拟设备，包括控制器、执行机构、工艺模型、传感器和被控对象；虚拟实时仿真时，在控制设备中部署仿真程序，在控制设备中运行部分或者全部的虚拟设备，全部的虚拟设备包括控制器、执行机构、工艺模型、传感器和被控对象，当部分的虚拟设备运行在控制设备中，则剩余部分的虚拟设备速度要快于运行在控制设备中部分。

23、上述仿真平台能够实现快速控制原型模式，快速控制原型模式时，在控制设备中部署控制器，运行控制器模型，被控对象为硬件设备，执行机构、工艺模型和传感器为硬件设备或是部署在仿真机上的模型；在控制器模型完成设计和仿真验证后，能够即刻编译下载到控制设备中，进行整个控制系统的闭环验证；当出现问题，能够在人机交互部分上对控制器模型进行调整后进行下一次闭环验证。

24、上述仿真平台能够实现硬件在环仿真模式，硬件在环仿真模式，在闭环控制中控制器、执行机构、工艺模型、传感器和被控对象任一部分为硬件设备，则剩余部分为虚拟设备，构成控制回路，硬件在环测试模式采用模块化编程和标准接口。

25、与现有技术相比，本发明的有益效果在于：

26、本发明提供的核反应堆系统半实物实时仿真平台具备反应堆控制系统的全虚拟仿真功能，平台中实物部分可替换成为虚拟部分进行控制方法或工艺系统建模的验证测试，还具备硬件在环测试功能，在控制回路中加入部分实物设备，实现硬件在环仿真，从而显著提高了仿真的真实度和置信度。本仿真平台能够更准确地模拟核反应堆的实际运行环境，为研究人员提供了更为可靠的数据支持；本平台不仅具备核反应堆控制系统的模拟仿真实验功能，还能够进行系统的综合测试，集仿真与测试于一体的设计，使得研究人员可以在同一平台上完成从设计到验证的全过程，极大地提高了研发效率；平台内部各部分采用模块化理念设计，相互独立，可根据需求进行虚实替换，对硬件设备进行测试。

27、进一步，本仿真平台具备故障注入功能。平台的故障注入可远程注入，也可手动注入，可注入特定故障，也可随机产生故障；具备数据库功能。平台中所产生的数据在经过用户选择之后都会存入相对应的数据库，此数据库除平台所提供功能之外，用户可自行导出使用，进而开展基于数据的相关研究。具备人机界面。平台中用户可选择不同部分的接口状态，可自选数据生成图像，可选择实时监视具体机构的动作，同时提供模拟反应堆的运行监视界面。