CN111081401A - 核电站反应堆控制调试方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种核电站反应堆控制调试方法，其包括：在核电站无核阶段，对控制器模块功能进行静态功能检查，通过反应堆控制调试装置进行现场仿真测试对控制器、硬件、软件组态、重要信号网络传输时间、硬接线及系统间联锁逻辑、操作画面、试验程序操作单进行验证及问题处理，对控制参数进行初步优化；在带核阶段，采用多种仿真平台进行模拟机交叉验证，并假想事故工况，编制参数异常调整预案和试验预案，进行反应堆控制试验过程推演和高风险点模拟机假想故障再验证；并在整个过程中，不断根据试验数据对仿真模型底层设备的特性参数进行修改优化。该核电站反应堆控制调试方法，可以有效排除反应堆试验和机组运行过程中的设计缺陷，大大降低了调试启动过程中机组非计划跳机跳堆次数。

Description

核电站反应堆控制调试方法

技术领域

本发明涉及核电站技术领域领域，尤其是涉及核电站反应堆控制调试系统。

背景技术

反应堆控制系统(Reactor control system，简称为RRC)是核电站反应堆控制系统及其基准设计瞬态工况运行响应的总称，设计上保证：在机组稳态工况时维持一/二回路运行参数最优；机组发生瞬态运行工况或二回路设备故障时，及时调节核蒸汽供应系统(NSSS)参数在允许运行范围，使反应堆输出率能跟踪电网负荷或二回路汽机功率变化，避免反应堆保护系统动作。根据电站调试大纲，机组商运前，通过人工选择或模拟设备故障方式，触发机组运行大瞬态，反复验证RRC系统调节性能和全厂设备自动响应，典型的瞬态试验包括：负荷阶跃试验、负荷线性变化试验、带厂用电运行、跳机不跳堆、紧急停堆试验、汽机负荷速降试验等试验。瞬态试验是调试启动阶段的重点和难点，涉及堆-机-电复杂控制系统的联锁逻辑的首次验证，非预期停机停堆发生概率较高。

核电机组自动化程序很高，控制系统和逻辑接口复杂，核电厂采用了大量的成组控制技术以提高电厂的自动化水平，大量采用一键启停的自动化运行方式，可以实现一键自动升温升压、一键自动升降功率。而DCS的出厂测试，对系统联锁逻辑、模拟量过程控制逻辑和反应堆控制逻辑是个盲点，对控制系统的设计正确性、参数的匹配及量纲转换均无法识别，对系统间联锁硬接线和网络信号的传输时间也无法验证。

现有的反应堆控制系统的现场逻辑组态验证主要分散在DCS出厂测试和单系统试验的各项测试及试验中，调试过程中并无专门针对反应堆控制系统的逻辑组态测试及验证试验。DCS出厂测试和单系统测试并不完整，并未囊括控制参数的动态响应测试、过程控制参数验证及测试，只侧重设备接口的开关量逻辑测试。

全范围模拟机虽然能够对逻辑组态进行验证，但是无法对DCS硬件、系统间联锁硬接线、网络信号的传输时间、DCS驱动卡件与设备接口进行验证。而且由于版本原因，全范围模拟机的逻辑组态一般较现场较旧，无法达到验证现场逻辑组态的效果。现有的DCS出厂测试侧重于开关量逻辑测试，无系统的动态响应测试；单系统试验侧重于DCS与设备接口的开关量逻辑验证，两者均未能验证系统及系统间模拟量过程控制逻辑。以上这些都导致核电站机组跳机跳堆风险较大。

发明内容

本发明的目的在于针对现有技术的上述问题，提供了一种核电站反应堆控制调试方法及装置用于解决现有技术的不足。

具体地，本发明实施例提供了一种核电站反应堆控制调试方法，其包括：

在无核试验阶段进行现场DCS硬件及逻辑组态联锁测试，应用反应堆控制调试装置需要连接现场DCS的仿真验证；

在带核试验阶段采用多种仿真平台进行模拟机交叉验证，并假想事故工况，编制参数异常调整预案和试验预案，进行反应堆控制试验过程推演和高风险点模拟机假想故障再验证；

其中，在非核试验阶段主要进行：现场DCS硬件及逻辑组态联锁测试，包括静态功能测试和现场仿真装置测试；在带核试验阶段主要进行：模拟机组态联锁测试，包括模拟机交叉测试、故障假想测试、瞬态试验过程推演及模拟机假想故障演练。

进一步地，还包括：在初始验证阶段，根据厂家EOMM文件修改仿真模型底层设备特性参数；在单系统调试完成后需要根据单系统调试的试验数据修改仿真模型底层设备特性参数；实施现场设计变更和临时变更时，需要同步修改仿真平台的控制逻辑，以提高验证效果，提前排查设计缺陷和试验风险；在扰动试验和瞬态试验完成后根据试验数据对仿真模型底层设备特性参数进行优化。

进一步地，所述静态功能测试应用于反应堆控制调试准备阶段，侧重于控制器模块功能，所述静态功能测试依次包括：参数检查、执行器动作检查、开环响应测试以及控制模式检查；其中，参数检查包括：PID参数、滤波功能参数、函数发生器以及重要常数；执行器动作检查包括：指令与反馈一致性检查、开关时间测试以及响应速度测试；开环响应测试包括：动作方向检查、纯比例测试、纯积分测试以及纯微分测试；控制模式检查包括：内外模式切换、手自动切换、切换速率测试以及后备盘控制测试。

进一步地，现场仿真测试需要通过反应堆控制调试装置来完成；所述反应堆控制调试装置包括：核电站模拟机部分、数据传输切换部分及硬件接口部分，其中核电站模拟机包括仿真控制台、热工水力仿真模型、人机界面交互画面，数据传输切换部分实现模拟机计算数据与实际DCS计算数据之间的数据切换，硬件接口部分实现DCS与模拟机的数据传输硬件接口。

进一步地，所述反应堆控制调试装置与现场DCS采用硬接线连接，模拟就地执行机构与测量仪表，对DCS的硬件设备及逻辑组态进行测试验证。

进一步地，所述现场仿真装置测试侧重于DCS硬件及连锁逻辑测试，主要在单系统扰动和多系统扰动试验前，通过反应堆仿真测试装置对控制器、硬件、软件组态、重要信号网络传输时间、硬接线及系统间联锁逻辑、操作画面、试验程序操作单进行验证及问题处理，并对控制参数进行初步优化；所述现场仿真装置测试依次包括：现场搭建仿真测试平台、仿真电缆敷设及端接、反应堆控制系统子系统测试以及堆-机总体仿真测试；其中，现场搭建仿真测试平台包括：仿真信号机柜与通道分配、仿真机柜IO模块与子网通讯检查以及仿真模型测试；仿真电缆敷设及端接包括：仿真电缆路径及通道设计、仿真机柜电缆与DCS间通道测试；反应堆控制系统子系统测试包括：子系统1试验、子系统2试验······子系统n试验；堆-机总体仿真测试包括：反应堆控制扰动试验、反应堆控制瞬态试验、假象故障试验以及重要参数优化与修改测试。

进一步地，所述模拟机交叉验证通过不同类型的模拟机对试验程序、操作单及控制逻辑进行验证；并对不同类型的模拟机的瞬态参数变化趋势、瞬态控制参数极值和重要参数保护裕度进行横向比对分析以发现隐患与缺陷。

进一步地，所述模拟机假想故障交叉验证模拟机组在瞬态过程中突然出现假想故障，验证机组在假想故障下的响应以发现逻辑设计缺陷，优化故障响应预案；所述假想故障包括：一二回路匹配性故障(堆-机匹配)、重要设备故障(重要控制阀门等)、重要保护控制仪表偏差、控制及保护参数异常。

进一步地，所述反应堆控制试验过程推演通过结合机组缺陷清单、组态变更情况、模拟机交叉验证数据和假想故障交叉验证数据，对瞬态过程进行详细分析，对瞬态过程各系统的响应情况、系统间接口逻辑响应情况进行风险分析，给出重要风险点和相应重要参数监控表。

进一步地，所述高风险点模拟机假想故障再验证针对试验过程中的高风险点进行场景模拟与验证，升版试验风险控制预案，制定重要参数干预表。

采用本发明提供的技术方案，与已有的公知技术相比，至少具有如下有益效果：本发明提供的核电站反应堆控制调试系统，能够验证反应堆控制相关的系统间联锁硬接线、网络信号传输时间、瞬态控制逻辑，并且能够对反应堆控制系统相关的闭环参数进行初步优化；并通过模拟机交叉验证和假想故障模拟，发现系统间匹配、逻辑缺陷等更深层次的问题，尽可能排除反应堆试验和机组运行过程中的设计缺陷，大大降低了调试启动过程中机组非计划跳机跳堆次数。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，应当理解，以下附图仅示出了本发明的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他相关的附图。

图1为本发明实施例提出的核电站反应堆控制调试方法的流程图；

图2为核电站首堆各阶段反应堆控制试验执行情况汇总图；

图3为静态功能测试流程及内容图；

图4为核电机组小阀初始设计曲线与现场试验曲线；

图5为根据厂家设备说明数据和试验数据修正仿真模型特性参数流程图；

图6为逻辑变更及临时变更同步修正至仿真平台流程图；

图7为模拟机反应堆控制系统瞬态工况调节过程示意图；

图8为反应堆控制调试装置示意图；

图9为反应堆控制调试装置与现场DCS连接原理图；

图10为反应堆控制子系统切换示意图；

图11为仅子系统1切换至现场DCS示意图；

图12为系统1和子系统2同时切换至现场DCS示意图；

图13为所有子系统都切换至现场DCS示意图；

图14为现场仿真装置测试流程及内容图；

图15为模拟机交叉验证流程及内容图；

图16为模拟机假想故障交叉验证流程及内容图；

图17为试验过程推演流程及内容图；

图18为核电站瞬态过程一二回路主要控制系统示意图；

图19为高风险点模拟机假想故障再验证流程及内容图。

具体实施方式

在本公开的各种实施例中使用的术语仅用于描述特定实施例的目的并且并非意在限制本公开的各种实施例。除非另有限定，否则在这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本公开的各种实施例所属领域普通技术人员通常理解的含义相同的含义。所述术语(诸如在一般使用的词典中限定的术语)将被解释为具有与在相关技术领域中的语境含义相同的含义并且将不被解释为具有理想化的含义或过于正式的含义，除非在本公开的各种实施例中被清楚地限定。

本发明了公开了一种核电站反应堆控制调试方法，其包括：

在无核试验阶段进行现场DCS硬件及逻辑组态联锁测试，应用反应堆控制调试装置需要连接现场DCS的仿真验证；在带核试验阶段为了保证核安全，不能使用反应堆控制调试装置连接现场DCS进行仿真验证，而是采用多种仿真平台进行模拟机交叉验证，并假想事故工况，编制参数异常调整预案和试验预案，进行反应堆控制试验过程推演和高风险点模拟机假想故障再验证。

图1为核电站反应堆控制调试方法流程图，反应堆控制相关试验包含近80个平台试验，在首堆无参考数据的情况下，每个试验都需要按照此流程执行。根据台山1号机试验过程中的反馈，在不同阶段，需要根据厂家EOMM文件和现场试验数据对仿真模型底层重要设备特性参数进行修改，尽可能保证仿真模型与实际机组一致；实施现场设计变更和临时变更时，同步修改仿真平台的控制逻辑，提高验证效果，提前排查设计缺陷和试验风险。

图2为某三代核电站按照本专利提供的方法和装置，各阶段的执行效果。模拟机交叉测试主要在全范围模拟机、工程仿真机和安全分析仿真机三个仿真平台上执行；故障假想测试主要在全范围模拟机和工程仿真机上执行。

由图1可知，核电站反应堆控制系统的逻辑验证和调试方法包含两个阶段，共7个步骤，贯穿核电站调试准备到商运的整个过程，详细技术方案如下：

在非核试验阶段主要进行：现场DCS硬件及逻辑组态联锁测试，包括静态功能测试和现场仿真装置测试；在带核试验阶段主要进行：模拟机组态联锁测试，包括模拟机交叉测试、故障假想测试、瞬态试验过程推演及模拟机假想故障演练。

如图3所示，静态功能测试主要应用于反应堆控制调试准备阶段，侧重于控制器模块功能，主要包括四个部分：参数检查、执行器动作检查、开环响应测试、控制模式检查。其中，参数检查包括：PID参数、滤波功能参数、函数发生器以及重要常数；执行器动作检查包括：指令与反馈一致性检查、开关时间测试以及响应速度测试；开环响应测试包括：动作方向检查、纯比例测试、纯积分测试以及纯微分测试；控制模式检查包括：内外模式切换、手自动切换、切换速率测试以及后备盘控制测试。

对于新设计核电机组，没有可供参考借鉴的设计数据，系统设计的初始参数都是通过理论计算得出，有些甚至是DCS平台算法块的默认参数，与机组实际需要的参数差别较大。通过静态功能测试可以发现明显的控制设置及量纲匹配性问题，以某三代核电机组为例，采用本专利提供的方法在静态功能测试中共发现53处控制参数设置错误，其中43处为PID控制参数设置错误，10处为归一化及量纲匹配参数错误。

由图1核电站反应堆控制系统的逻辑验证和调试方法流程图可知，在反应堆控制系统整个调试阶段，除了静态功能测试，均需要用到反应堆控制调试装置、多种类型的模拟机等热工水力仿真平台，这些仿真平台重要设备的底层模型一般按照设计数据进行线性设置，与现场实际的设备特性差别较大。以现有核电站机组小阀为例，如图4所示，初始设计特性、模拟机特性与现场实际特性差别较大，这样会导致模拟机验证效果差，步进无法发现潜在的问题，甚至可能误导原有的正确设计。为了保证验证的有效性，需要在调试过程中，根据获取的调试和试验数据，不断对仿真平台底层设备模型的特性参数进行优化。

如图5、图6所示，在初始验证阶段没有现场实际设备数据，只能根据厂家设备说明文件修改仿真模型底层重要设备特性参数；在单系统调试完成后需要根据单系统调试的试验数据修改仿真模型底层设备特性参数；实施现场设计变更和临时变更时，需要同步修改仿真平台的控制逻辑，提高验证效果，提前排查设计缺陷和试验风险；在扰动试验和瞬态试验完成后根据试验数据对仿真模型底层设备特性参数进行进一步优化。

静态功能测试只能发现明显的控制设置及量纲匹配性问题，无法保证控制参数的动态调节性能，现场仿真测试可以解决这一问题，但是现场仿真测试需要通过反应堆控制调试装置来完成。反应堆控制调试装置三部分组成，核电站模拟机部分、数据传输切换部分及硬件接口部分，其中核电站模拟机包括仿真控制台、热工水力仿真模型、人机界面交互画面等，数据传输切换部分实现模拟机计算数据与实际DCS计算数据之间的数据切换，硬件接口部分实现DCS与模拟机的数据传输硬件接口。

图7为模拟机反应堆控制瞬态工况调节过程的示意图，模拟机中反应堆控制系统由仿真控制组态实现。

图8为反应堆控制调试装置示意图，反应堆控制系统由仿真控制组态运算切换为现场DCS软硬件运算，模拟机与现场DCS的接口采用硬接线传输，模拟机现场设备，从而验证现场DCS系统间联锁硬接线、模拟量处理卡件、网络信号传输时间、瞬态控制逻辑、画面显示，检查控制参数量纲的匹配性，并进行初步的参数优化。

图9为反应堆控制调试装置与现场DCS连接原理图，反应堆控制调试装置与现场DCS采用硬接线连接，模拟就地执行机构与测量仪表，对DCS的硬件设备及逻辑组态进行测试验证。

反应堆控制调试装置需要隔离就地设备，在进行仿真测试前需要将就地设备和仪表与现场DCS的接线拆除，再接入反应堆控制调试装置。以某三代核电机组为例，电缆仿真装置模拟就地设备总共有281个，频繁的拆接这些就地设备和仪表的电缆，会导致现场无法开展单系统试验，影响整体调试进度，同时拆接这些设备也会带来很大的安全隐患。增加DCS接口切换开关，通过开关在就地设备和仿真装置间切换，避免不必要的拆接电缆时间以及减少频繁拆接线带来的安全隐患。

如图10至图13所示，反应堆控制系统涉及多个子系统，每个子系统都可以作为独立模块由仿真模式切换至现场DCS进行试验验证，也可以多个子系统同时由仿真模式切换至现场DCS进行试验验证。逐个子系统切换至现场DCS，单独验证该子系统内联锁硬接线、模拟量处理卡件、网络信号传输时间、扰动试验控制逻辑、画面显示，检查控制参数量纲的匹配性，并进行该子系统初步的参数优化。相关子系统验证完成之后；然后根据功能进行子系统组合验证，验证系统间联锁硬接线、系统间联锁逻辑、该功能相关的瞬态控制逻辑；所有相关功能验证完成后，将所有子系统切换至现场DCS，进行堆-机-电(反应堆-汽轮机-发电机)系统间联锁验证，验证一二回路控制逻辑的匹配性，发现反应堆控制相关逻辑的潜在缺陷。对发现的缺陷进行处理，在解决方案确定后，进行现场DCS变更，对相关反应堆控制子系统或逻辑进行再验证。

以某三代核电机组为例，反应堆控制系统包含十个子系统，根据核电站工程建设节点的需求，不同的工程节点对反应堆控制系统的需求不同，冷态功能试验要求单相压力控制可用，热态功能试验要求除堆芯控制相关的一二回路主要系统可用，通过反应堆控制调试装置分阶段的对不同子系统进行现场仿真测试。

如图14所示，现场仿真装置测试侧重于DCS硬件及连锁逻辑测试，主要在单系统扰动和多系统扰动试验前，通过反应堆仿真测试装置对控制器、硬件、软件组态、重要信号网络传输时间、硬接线及系统间联锁逻辑、操作画面、试验程序操作单进行验证及问题处理，并对控制参数进行初步优化。现场仿真装置测试是反应堆控制调试过程中最重要的一环，通过反应堆控制子系统测试和堆-机总体仿真测试可以发现较多的硬件及逻辑问题。

以某三代核电机组为例，核电站仿真测试用于模拟就地设备的信号总共有281个，需要敷设电缆工132根，共发现逻辑组态问题76条，主要是参数错误类、逻辑错误类以及程序错误类等三类问题，发现柜间电缆问题151项。

带核试验阶段为了保证核安全，必须保证现场设备状态的准确性和真实性，无法进行现场仿真测试。在带核试验阶段，为了尽可能排查设计缺陷和试验风险，采用多种仿真平台进行模拟机交叉验证，并假想事故工况，编制参数异常调整预案和试验预案，进行反应堆控制试验过程推演和高风险点模拟机假想故障再验证。

如图15所示，模拟机交叉验证，主要通过不同类型的模拟机对试验程序、操作单及控制逻辑进行验证。模拟机的数据与实际机组存在偏差，通过不同类型的模拟机交叉验证，提高验证的可靠性，并对不同类型模拟机的瞬态参数变化趋势、极值和重要参数保护裕度进行比对分析，提前发现可能存在的隐患与缺陷。

模拟机交叉验证主要在全范围模拟机、工程仿真机和安全分析仿真机三个仿真平台上执行。通过模拟机交叉验证发现调试程序问题，优化试验操作单和风险预案。

如图16所示，模拟机假想故障交叉验证，主要模拟机组在瞬态过程中突然出现假想故障，验证机组在假想故障下的响应，发现逻辑设计缺陷，优化故障响应预案。假想的故障类型主要分为四类：一二回路匹配性故障(堆-机匹配)、重要设备故障、重要保护控制仪表偏差、控制保护参数异常。由于模拟机的数据与实际机组存在偏差，采用多种类型的模拟机交叉验证，提高验证的可靠性。

模拟机假想故障交叉验证在调试准备阶段进行，此阶段机组缺陷清单不完整，没有前期试验数据作为参考，更多的是模拟保护、控制参数异常。以某三代核电机组为例，核电机组模拟的假想故障包括中子通量控制参数异常、GCT压力控制参数异常、轴向功率偏差AO控制异常、SG液位控制异常，编制参数异常预案，保证机组启动过程中能够及时处理。在模拟机交叉验证和假想故障交叉验证阶段发现问题共64项，其中成功解决有效避免现场停堆的问题有三项。

如图17所示，反应堆控制试验过程推演，主要通过调试、运行和设计三个部门，结合机组缺陷清单、组态变更情况、模拟机交叉验证数据和假想故障交叉验证数据，对瞬态过程进行详细分析，对瞬态过程各系统的响应情况、系统间接口逻辑响应情况进行风险分析，给出重要风险点和相应重要参数监控表。

如图18所示，针对重要的调节和保护系统，需要逐项进行分析，包括模拟机交叉验证阶段和故障假想交叉验证阶段的试验数据、主要风险点、预防措施、试验期间干预措施、最恶劣工况以及前期试验的响应数据。

如图19所示，高风险点模拟机假想故障再验证，主要将试验参与部门调试、运行和设计部门人员集合一起，针对试验过程中的高风险点进行场景模拟与验证，升版试验风险控制预案，制定重要参数干预表。这个环节主要采用全范围模拟机进行验证，但需要将影响试验的设计变更及参数变更在模拟机实施完成后再进行验证。

以某三代核电机组60％负荷线性变化试验为例，针对机组缺陷假想了四个场景，场景1为降负荷时模拟RPN测量值比实际偏低10％；场景2为升功率时模拟RPN测量值比实际值偏低10％；场景3为降功率时APA2号泵突然跳闸；场景4为降功率时GCT阀门故障全开，且持续20S。

该调试方法和装置解决了反应堆控制系统的动态响应设计验证及优化问题，能够提前发现系统间联锁逻辑和软硬件缺陷，在某三代核电机组的首堆调试过程中得到了应用，排除了反应堆控制试验和机组运行过程中的大量设计缺陷，大大降低了调试启动过程中机组非计划跳机跳堆次数。本发明具有很好的实用效果，能够验证反应堆控制相关的系统间联锁硬接线、网络信号传输时间、瞬态控制逻辑，并且能够对反应堆控制系统相关的闭环参数进行初步优化，能够验证反应堆控制系统的动态响应逻辑，提前通过仿真技术识别设计问题，避免设计问题造成的真实设备损毁，可以大大降低核电站调试启动过程中机组非计划跳机跳堆次数，具有巨大的经济效益和示范意义。本发明提供的技术方案适用于各种核电机组的出厂设计验证和调试设计验证，尤其对于设计缺陷多、缺乏运行数据参考和经验反馈的核电机组首堆，可以大大降低调试启动过程中由于设计缺陷造成的非计划跳机跳堆次数。本发明也适用于采用新型DCS或者DCS大范围改造核电机组的设计验证。

以上所述不周之处均可以采用现有技术解释，以上所述仅为本发明的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，可轻易想到变化或替换，都应涵盖在本发明的保护范围之内。因此，本发明的保护范围应所述以权利要求的保护范围为准。

Claims (10)

1.一种核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，包括：

在无核试验阶段进行现场DCS硬件及逻辑组态联锁测试，应用反应堆控制调试装置需要连接现场DCS的仿真验证；

在带核试验阶段采用多种仿真平台进行模拟机交叉验证，并假想事故工况，编制参数异常调整预案和试验预案，进行反应堆控制试验过程推演和高风险点模拟机假想故障再验证；

其中，在非核试验阶段主要进行：现场DCS硬件及逻辑组态联锁测试，包括静态功能测试和现场仿真装置测试；在带核试验阶段主要进行：模拟机组态联锁测试，包括模拟机交叉测试、故障假想测试、瞬态试验过程推演及模拟机假想故障演练。

2.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，还包括：在初始验证阶段，根据厂家设备说明文件修改仿真模型底层设备特性参数；在单系统调试完成后需要根据单系统调试的试验数据修改仿真模型底层设备特性参数；实施现场设计变更和临时变更时，需要同步修改仿真平台的控制逻辑，以提高验证效果，提前排查设计缺陷和试验风险；在扰动试验和瞬态试验完成后根据试验数据对仿真模型底层设备特性参数进行优化。

3.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，所述静态功能测试应用于反应堆控制调试准备阶段，侧重于控制器模块功能，所述静态功能测试依次包括：参数检查、执行器动作检查、开环响应测试以及控制模式检查；其中，参数检查包括：PID参数、滤波功能参数、函数发生器以及重要常数；执行器动作检查包括：指令与反馈一致性检查、开关时间测试以及响应速度测试；开环响应测试包括：动作方向检查、纯比例测试、纯积分测试以及纯微分测试；控制模式检查包括：内外模式切换、手自动切换、切换速率测试以及后备盘控制测试。

4.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，现场仿真测试需要通过反应堆控制调试装置来完成；所述反应堆控制调试装置包括：核电站模拟机部分、数据传输切换部分及硬件接口部分，其中核电站模拟机包括仿真控制台、热工水力仿真模型、人机界面交互画面，数据传输切换部分实现模拟机计算数据与实际DCS计算数据之间的数据切换，硬件接口部分实现DCS与模拟机的数据传输硬件接口。

5.根据权利要求4所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，所述反应堆控制调试装置与现场DCS采用硬接线连接，模拟就地执行机构与测量仪表，对DCS的硬件设备及逻辑组态进行测试验证。

6.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，所述现场仿真装置测试侧重于DCS硬件及连锁逻辑测试，主要在单系统扰动和多系统扰动试验前，通过反应堆仿真测试装置对控制器、硬件、软件组态、重要信号网络传输时间、硬接线及系统间联锁逻辑、操作画面、试验程序操作单进行验证及问题处理，并对控制参数进行初步优化；所述现场仿真装置测试依次包括：现场搭建仿真测试平台、仿真电缆敷设及端接、反应堆控制系统子系统测试以及堆-机总体仿真测试；其中，现场搭建仿真测试平台包括：仿真信号机柜与通道分配、仿真机柜IO模块与子网通讯检查以及仿真模型测试；仿真电缆敷设及端接包括：仿真电缆路径及通道设计、仿真机柜电缆与DCS间通道测试；堆-机总体仿真测试包括：反应堆控制扰动试验、反应堆控制瞬态试验、假象故障试验以及重要参数优化与修改测试。

7.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，所述模拟机交叉验证通过不同类型的模拟机对试验程序、操作单及控制逻辑进行验证；并对不同类型的模拟机的瞬态参数变化趋势、瞬态控制参数极值和重要参数保护裕度进行横向比对分析以发现隐患与缺陷。

8.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，所述模拟机假想故障交叉验证模拟机组在瞬态过程中突然出现假想故障，验证机组在假想故障下的响应以发现逻辑设计缺陷，优化故障响应预案；所述假想故障包括：一二回路匹配性故障、重要设备故障、重要保护控制仪表偏差、控制及保护参数异常。

9.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，所述反应堆控制试验过程推演通过结合机组缺陷清单、组态变更情况、模拟机交叉验证数据和假想故障交叉验证数据，对瞬态过程进行详细分析，对瞬态过程各系统的响应情况、系统间接口逻辑响应情况进行风险分析，给出重要风险点和相应重要参数监控表。

10.根据权利要求1所述的核电站反应堆控制调试方法，其特征在于，所述高风险点模拟机假想故障再验证针对试验过程中的高风险点进行场景模拟与验证，升版试验风险控制预案，制定重要参数干预表。

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