CN113311729A - 一种核电控制系统安全测试环境仿真装置 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电控制系统安全测试环境仿真装置，包括水箱、第一主泵、压力容器仿真模型、稳压器仿真模型、蒸发容器仿真模型、汽轮机仿真模型、第二主泵以及电加热带；所述第一主泵、所述压力容器仿真模型、所述稳压器仿真模型以及所述蒸发容器仿真模型构成第一回路；所述蒸发容器仿真模型、所述汽轮机仿真模型、所述第二主泵以及所述电加热带构成第二回路。本发明能够呈现核电领域的典型工艺流程，高度模拟了并复现了核电站的工作过程，为测试和验证提供了较好的操作环境。

Description

一种核电控制系统安全测试环境仿真装置

技术领域

本发明涉及核电控制系统技术领域，特别是涉及一种核电控制系统安全测试环境仿真装置。

背景技术

压水堆核电机组为核电行业主要核电机组之一，在我国建造并投入运行的核电站中占有非常大的比重，对我国核电行业发展，维持社会稳定和国家安全具有重大意义。随着自动化技术和信息技术的不断深度融合，核电控制系统不断向着数字化、网络化和智能化方向不断发展，由此带来的信息安全问题日益突出，核电控制系统一旦受到网络攻击，将直接引发工厂停产、环境污染、人员伤亡、甚至社会动荡等灾难性的后果。近年来，核电控制系统所面临的外部网络威胁日益增加，攻击手段更加复杂、多样和隐蔽，作为涉及国家安全的关键基础设施，其息安全防护成为维护国家安全和社会稳定的重要环节。由于核电站作为高危行业，无法直接为信息安全研究人员提供安全场景，因此有必要建立核电控制系统仿真测试环境，以利于开展核电控制系统信息安全技术的研究，为核电站安全稳定运行提供可靠的信息安全保障。

发明内容

本发明的目的是提供一种核电控制系统安全测试环境仿真装置，用以呈现核电领域的典型工艺流程，高度模拟并复现了核电站的工作过程，为核电控制系统测试和验证提供较好的操作环境。

为实现上述目的，本发明提供了如下方案：

一种核电控制系统安全测试环境仿真装置，包括水箱、第一主泵、压力容器仿真模型、稳压器仿真模型、蒸发容器仿真模型、汽轮机仿真模型、第二主泵以及电加热带；

所述第一主泵、所述压力容器仿真模型、所述稳压器仿真模型以及所述蒸发容器仿真模型构成第一回路；所述蒸发容器仿真模型、所述汽轮机仿真模型、所述第二主泵以及所述电加热带构成第二回路。

进一步地，所述压力容器仿真模型上设置有第一电加热控制器，所述第一电加热器用于为所述压力容器仿真模型内的水进行加热。

进一步地，所述稳压器仿真模型上设置有第二电加热控制器，所述第二电加热器用于为所述稳压器仿真模型内的水进行加热。

进一步地，所述第一主泵两侧设置有第一流量变送器、第一温度变送器和第二流量变送器；所述第一流量变送器用于检测所述压力容器仿真模型以及所述稳压器仿真模型注水时的实时流量；所述第一温度变送器和所述第二流量变送器分别用于检测流入所述压力容器仿真模型内的水的温度和流量。

进一步地，所述蒸发容器仿真模型和所述稳压器仿真模型的中间管路上设置有第二温度变送器，所述第二温度变送器用于对流入所述蒸发容器仿真模型内的水的温度。

进一步地，所述水箱和所述蒸发容器仿真模型的中间管路上设置有第三流量变送器，所述第三流量变送器用于检测流入所述蒸发容器仿真模型内的水的流量。

进一步地，所述压力容器仿真模型上设置有第一液位变送器、第一压力变送器、第三温度变送器以及第四温度变送器；所述第一液位变送器和所述第一压力变送器分别用于检测所述压力容器仿真模型中的液位和压力；所述第三温度变送器用于检测所述压力容器仿真模型与管道接口处的温度，所述第四温度变送器用于检测所述压力容器仿真模型中电加热处的温度。

进一步地，所述稳压器仿真模型上设置有第二压力变送器、第三压力变送器、第二液位变送器、第五温度变送器以及第六温度变送器；所述第二压力变送器、所述第二液位变送器以及所述第五温度变送器分别用于检测所述稳压器仿真模型内的压力、液位和温度；所述第三压力变送器以及所述第六温度变送器接入冗余设备中。

进一步地，所述蒸发容器仿真模型上设置有第三液位变送器、第四压力变送器、第七温度变送器以及第八温度变送器，所述第三液位变送器、所述第四压力变送器和所述第七温度变送器分别用于检测所述蒸发容器仿真模型内的液位、压力和温度，所述第八温度变送器用于检测所述蒸发容器仿真模型中U型回路的水温。

进一步地，所述水箱上设置有第四液位变送器和第九温度变送器，分别用于检测水箱内的液位和温度。

根据本发明提供的具体实施例，本发明公开了以下技术效果：

本发明提供了一种核电控制系统安全测试环境仿真装置，包括水箱、第一主泵、压力容器仿真模型、稳压器仿真模型、蒸发容器仿真模型、汽轮机仿真模型、第二主泵以及电加热带；所述第一主泵、所述压力容器仿真模型、所述稳压器仿真模型以及所述蒸发容器仿真模型构成第一回路；所述蒸发容器仿真模型、所述汽轮机仿真模型、所述第二主泵以及所述电加热带构成第二回路。本发明能够呈现核电领域的典型工艺流程，高度模拟了并复现了核电站的工作过程，为测试和验证提供了较好的操作环境。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明实施例一核电控制系统安全测试环境仿真装置示意图；

图2为核电系统仿真测试环境部署设计；

图3为接地系统示意图。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

本发明的目的是提供一种核电控制系统安全测试环境仿真装置，用以呈现核电领域的典型工艺流程，高度模拟并复现了核电站的工作过程，为测试和验证提供较好的操作环境。

为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。

实施例一：

如图1所示，本发明公开的核电控制系统安全测试环境仿真装置，包括水箱1、第一主泵2、压力容器仿真模型3、稳压器仿真模型4、蒸发容器仿真模型5、汽轮机仿真模型6、第二主泵7以及电加热带8。

所述第一主泵2、所述压力容器仿真模型3、所述稳压器仿真模型4以及所述蒸发容器仿真模型5构成第一回路；所述蒸发容器仿真模型5、所述汽轮机仿真模型6、所述第二主泵7以及所述电加热带8构成第二回路。

所述第一回路，第一，用于压力容器和稳压器设备注水；第二，用于热量循环，提供热蒸汽，驱动所述汽轮机仿真模型工作，从而使发电机发电；第三用于停堆时，冷却循环，降低一回路中的热温度；

所述第二回路，第一，用于回收热蒸汽做功后凝结成的水珠；第二用于蒸发容器设备注水，并利用加热带为注入压力容器中的水进行加热；第三，在强制安全措施下，进行冷却循环，强制降低一回路温度。

所述压力容器仿真模型3上设置有第一电加热控制器，所述第一电加热器用于为所述压力容器仿真模型3内的水进行加热。所述稳压器仿真模型4上设置有第二电加热控制器，所述第二电加热器用于为所述稳压器仿真模型4内的水进行加热。

第一回路模拟核电厂反应堆冷却剂系统RCP。第一主泵2带动第一回路将压力容器仿真模型3和稳压器仿真模型4产生的热量带出，经过蒸发容器仿真模型5时将热量传递到第二回路，产生蒸汽动能，带动汽轮机运转。汽轮机仿真模型6是指用汽轮机驱动的发电机。由蒸发容器仿真模型5产生的过热蒸汽进入汽轮机仿真模型6内膨胀做功，使叶片转动而带动发电机发电，做功后的废汽凝结成水流入水箱1中，并经电加热带8加热后送回蒸发容器仿真模型5循环使用。

所述第一主泵2两侧设置有第一流量变送器9、第一温度变送器10和第二流量变送器11。所述第一流量变送器9用于检测所述压力容器仿真模型3以及所述稳压器仿真模型4注水时的实时流量；所述第一温度变送器10和所述第二流量变送器11分别用于检测流入所述压力容器仿真模型3内的水的温度和流量。

所述蒸发容器仿真模型5和所述稳压器仿真模型4的中间管路上设置有第二温度变送器12，所述第二温度变送器12用于对流入所述蒸发容器仿真模型5内的水的温度。

所述水箱1和所述蒸发容器仿真模型5的中间管路上设置有第三流量变送器13，所述第三流量变送器13用于检测流入所述蒸发容器仿真模型5内的水的流量。

所述压力容器仿真模型3上设置有第一液位变送器15、第一压力变送器14、第三温度变送器16以及第四温度变送器17；所述第一液位变送器15和所述第一压力变送器14分别用于检测所述压力容器仿真模型3中的液位和压力；所述第三温度变送器16用于检测所述压力容器仿真模型3与管道接口处的温度，所述第四温度变送器17用于检测所述压力容器仿真模型3中电加热处的温度。

所述稳压器仿真模型4上设置有第二压力变送器18、第三压力变送器21、第二液位变送器19、第五温度变送器20以及第六温度变送器22。所述第二压力变送器18、所述第二液位变送器19以及所述第五温度变送器20分别用于检测所述稳压器仿真模型4内的压力、液位和温度。所述第三压力变送器21以及所述第六温度变送器22接入冗余设备中。

所述蒸发容器仿真模型5上设置有第三液位变送器23、第四压力变送器26、第七温度变送器25以及第八温度变送器24。所述第三液位变送器23、所述第四压力变送器27和所述第七温度变送器25分别用于检测所述蒸发容器仿真模型5内的液位、压力和温度。所述第八温度变送器24用于检测所述蒸发容器仿真模型5中U型回路的水温。

所述水箱1上设置有第四液位变送器28和第九温度变送器26，分别用于检测水箱1内的液位和温度。

实施例二：

本发明由典型工艺模型和控制系统两部分组成。典型工艺模型包括典型工艺实物模型、典型工艺实物模型控制接口、典型工艺数字模型。控制系统从系统安全级别上，分为安全级1E控制系统和非安全级NC控制系统两个部分，核电系统仿真测试环境部署设计如附图2所示。

1：典型工艺实物模型

典型工艺实物模型包括压力容器仿真模型、稳压器仿真模型、蒸汽发生器仿真模型、泵、一回路管道、二回路管道、汽轮机模型和变送器装置。

压水堆核电控制系统仿真测试环境主要由隔离的一回路系统和二回路系统组成。在一回路系统中，通过一回路管道，按照压力容器仿真模型3、稳压器仿真模型4、蒸发容器仿真模型5、一回路主泵2的顺序构成闭合回路。在上水管与一回路处接入涡轮式流量变送器MD，检测压力容器、稳压器设备在注水时的实时流量；在一回路主泵和压力容器之间管道处接入温度MT和涡轮式MD变送器，对进入压力容器的水温度和管道中流量进行检测；在稳压器和蒸发器之间回路接入温度变送器MT，对进入蒸发器的水温进行检测。

在二回路系统中，通过二回路管道，按照蒸发容器仿真模型5、观察壁29、汽轮机仿真模型6、水箱1和二回路主泵7的顺序构成闭合回路。在二回路主泵7和蒸发容器仿真模型5之间接入涡轮流量变送器MD，对进入蒸发容器中的水流量进行检测。

为了保障压水堆核电仿真测试环境的安全性和稳定性，实现对关键工艺过程参数的检测和监控，关键工艺模型中接入变送器，具体如下：

压力容器接入压力变送器MP、液位变送器MN和温度变送器MT，用于检测压力容器中液位、压力和温度参数。其中，温度变送器分别检测电加热处和压力容器与一回路管道中水温度。

稳压器接入压力变送器MP、液位变送器MN和温度变送器MT，用于检测压力容器中液位、压力和温度参数，其中温度变送器MP和压力变送器MT，接入冗余设备，保障系统运行过程的安全性和稳定性。

蒸发器稳压器接入压力变送器MP、液位变送器MN和温度变送器MT，用于检测压力容器中液位、压力和温度参数，其中温度变送器MN分别测试稳压器中液位温度和稳压器中一回路的U型回路中水的温度。

水箱接入液位变送器MN和温度变送器MT，用于检测水箱中的液位和温度参数。

2：典型工艺实物模型控制接口

典型工艺实物模型控制接口包括测量设备(如传感器、变送器、行程开关等)和执行设备(如控制阀及相关继电器、电磁阀、电动机、断路器等)。

3：典型工艺数字模型

典型工艺数字模型包括RGL、RCP、RPS和汽轮机控制系统的工艺流程图和典型工况数据。

4：工艺模型选型

工艺模型选型体现了核电厂典型工艺过程，包括启停堆、功率运行过程、紧急停堆、主泵启停、冷却剂冷却过程、稳压器压力调节，蒸汽发生器热能转换、蒸汽推动汽轮机仿真模型工作。

5：棒控棒位系统RGL

棒控棒位系统RGL是核电站核心的仪控系统之一，由控制棒控制系统和控制棒位置测量系统组成，在核电站启堆、功率转换和停堆过程中，通过联合控制棒驱动机构来进行提升、下降和保持反应堆控制棒，同时检测每一束控制棒在堆芯的位置，从而控制反应堆的反应性，保证反应堆始终工作在受控状态。控制棒可分为停堆棒组、功率控制棒组。控制棒有吸收中子的特性，当控制棒下插时会吸收反应堆中子，降低反应堆功率直至停堆。反之，当控制棒提升时，会提升反应堆功率直至满功率进行。

本发明提供一个停堆棒模型和一个功率控制棒模型。运行时，先将停堆棒模型提升到最高位置后，提升功率控制棒。控制棒模型可以上下移动并向控制系统反馈控制棒位置信号。

6：核电厂反应堆冷却剂系统RCP

核电厂反应堆冷却剂系统RCP，又称为一回路系统。系统主要由反应堆、蒸汽容器器仿真模型5、第一回路主泵2、稳压器仿真模型4、及卸压装置等组成。第一主泵2带动一回路冷却剂通过反应堆将堆内热量带出，经过蒸汽发生器时将热量传递到二回路，产生蒸汽动能，驱动汽轮机仿真模型6运转。

本发明重点建设一回路模型，包括反应堆模拟、主泵模型、蒸汽发生器模型、稳压器模型及配套管道和仪表。一回路模型设有加热装置和动力装置，可承压运行。运行时回路内冷却剂将热量从反应堆模型带入蒸汽发生器模型，在蒸汽发生器模型中能真实产生一定量热蒸汽。模型设变送器温度200℃、设变送器压力1MPa。真实模拟了核电站一回路系统运行期间的热交换过程。

7：反应堆保护系统RPS

反应堆保护系统RPS是核电厂安全系统之一，对保护环境、保护核电厂设备和人员的安全、提高核电厂利用率都具有极其重要的作用。它监测与核电厂安全相关的重要参数，当这些参数超过由安全分析确定的保护定值时，自动给出保护动作信号，防止反应堆事故的扩大或减轻事故后果。

本发明对模型中的压力容器仿真模型3、稳压器仿真模型4、蒸发容器仿真模型5和一回路中的的温度、压力、液位等信号进行监测。当监测参数超出阈值后系统进入停堆模式或启动专设安全设施。

8：汽轮发电机

汽轮发电机是指用汽轮机驱动的发电机。由蒸发容器产生的过热蒸汽进入汽轮机内膨胀做功，使叶片转动而带动发电机发电，做功后的废汽经凝汽器、循环水泵、凝结水泵、给水加热装置等送回蒸汽发生器循环使用。

本发明建设一台汽轮发电机模型。该模型不与二回路蒸汽管道相连，由控制系统根据典型工况控制汽轮机仿真模型进行工作。

9：非安全级控制系统功能

非安全级控制系统功能使用

DCS，具有对工艺系统进行监测、控制和运行管理、完成工艺过程信息的采集和传送、报警功能、数据通讯、变量显示、工程计算和历史数据存储的功能。

10：安全级控制系统功能

安全级控制系统功能使用

DCS，具有完成工艺过程保护信号的采集和传送、数据通讯和保护功能，包括稳压器模型压力过高、压力容器模型超温、蒸汽发生器模型液位过低或过高保护，模拟特殊情况下紧急停堆和启动专设安全设施功能。

11：启动专设安全设施

本发明参照核电RPS系统设有项目专用的启动专设安全设施工艺。当出现极端工况紧急停堆关闭了所有加热棒后，仍不能有效降低一回路温度、压力时。启动二回路冷却剂强制循环，通过蒸汽发生器带走一回路热量。

12：接地设变送器

系统内设有保护地、屏蔽地和系统地。保护地、屏蔽地在机柜内测量其对地的接地电阻，应小于4欧姆；系统地在机柜内测量其对地的接地电阻，应小于1欧姆。接地系统如附图3所示。

13：系统供配电设变送器

控制系统输入电源为220VAC，系统中直流24VDC、48VDC用电设备供电由系统通过220VAC交流电源转换而来。为适应电网波动，机柜中配置滤波器。

设备层中所有的380VAC、220VAC、48VDC、24VDC用电设备供电由单独的配电箱进行供电，24VDC、48VDC用电设备供电由配电箱通过380VAC/220VAC交流电源转换而来。

具体工艺流程详细的说明。

核电站从能量转换角度主要分为一回路和二回路两部分。一回路主要包含压力容器、停堆棒、功率棒、驱动机构、主泵、蒸汽发生器和稳压器。通过控制停堆棒和功率棒位置实现反应堆的停启和功率控调节。由主泵带动一回路冷却剂通过反应堆，将热能由反应堆带入蒸汽发生器与二回路循环水发生热交换产生蒸汽。然后，再将相对低温的冷却剂带入反应堆继续进行热交换。一回路设备工作期间，稳压器负责建立并维持一回路系统压力，避免冷却剂在反应堆内发生容积沸腾。蒸汽发生器产生足够蒸汽后，推动汽轮发电机发电。

1：正常启堆过程

(1)系统正常供电后，将核电控制系统电气控制柜控制开关调整为自动模式，同时在控制站一层组态软件界面中，将控制阀和主泵运行模式同步调整为自动模式。

(2)压力容器仿真模型3、稳压器仿真模型4和蒸发容器仿真模型5设备注水。在控制站组态界面中点击设备注水按钮，控制站将组态软件的控制信号下发至非安全级控制系统功

DCS，DCS系统在接收到控制信号后，将一、二回路主泵运行指令下发至主泵，主泵开始运行为各个设备进行注水。为了保障各设备中的水位能够保持稳定范围内，在控制站二层逻辑控制程序中设定液位限定范围。

DCS能够实时对各液位变送器液位信息进行采集，将液位模拟量信号通过I/O总线发送给控制器，在控制器中经过阈值比较将模拟量转化为数字量，控制器模块对该输出数字量信号进行逻辑表决，通过与二层组态液位限定值进行比较，实现对设备中液位的自动控制。

(3)启堆过程。在控制站一层组态软件界面点击启堆按钮后，控制站将组态软件控制信号下发至非安全级控制系统功

DCS后，由DCS控制处理后下发至反应堆，随后反应堆启堆棒提升，传感器检测到启堆棒后，将信号上传至

DCS，启堆棒停止上升。此时，功率棒处于位置1，为功率阶段1，核电控制系统内部模拟件开始加热正常运行，第一主泵2带动一回路冷却剂通过反应堆将堆内热量带出，经过蒸发容器仿真模型5时，将热量传递到二回路。

DCS能够实时对压力容器仿真模型5的温度数据进行采集，并上传至控制站，当压力容器仿真模型5中的温度达到T1时，控制站自动下发控制信号至

DCS，功率棒在DCS的控制下开始提升，当T2位置传感器检测到功率棒后停止上升，第一主泵2带动一回路冷却剂通过反应堆将堆内热量带出，经过蒸发容器仿真模型5时，将热量传递到二回路，汽轮机仿真模型开始低速运行，此时为功率2阶段，随后温度开始上升至T2。当温度上升至T2时，重复上述控制过程，功率棒提升至位置T3，温度提升至T3，第一主泵2带动一回路冷却剂通过反应堆将堆内热量带出，经过蒸发容器仿真模型5时，将热量传递到二回路，汽轮机开始高速运行。

2：功率运行过程

当汽轮机仿真模型高速运行时，功率控制棒保持在位置3，反应堆功率达到最高，反应堆模拟件内加热棒全部开启，温度维持在T3。第一主泵2带动一回路冷却剂通过反应堆将堆内热量带出，经过蒸发容器仿真模型5时，将热量传递到二回路，产生蒸汽动能，此时带动汽轮机仿真模型处于高率运行状态。此时，安全级控制系统

DCS能够实时对各温度变送器、压力变送器、液位变送器和涡轮流量变送器参数进行采集，并上传至控制站，能够实现在对核电控制系统工艺运行过程的实时监控和报警。

3：正常停堆过程

在控制站一层组态中点击停堆按钮，控制站将组态软件停堆信号下发至非安全级控制系统

DCS，然后由DCS控制系统下发停堆信号至压力容器仿真模型3，随后将功率控制棒位置下降至位置堆底后，停堆棒下降至堆底。反应堆模拟件内所有加热棒全部关闭，第一主泵2带动一回路冷却剂通过反应堆将堆内余热带出，汽轮机仿真模型进入停止状态。当反应堆模拟件内温度达到常温状态时，控制站下发关闭主泵信息，并由DCS控制系统下发控制指令。

4：紧急停堆过程

当核电控制系统仿真测试环境在正常运行过程中，安全级控制系统

DCS实时采集一回路管道内、压力容器仿真模型3、稳压器仿真模型4和蒸发容器仿真模型5中的温度变送器、压力变送器、液位变送器参数，并将采集到的压力、温度、液位流量等模拟量信号通过I/O总线发送给控制器，在控制器中经过阈值比较将模拟量转化为数字量，控制器模块对该输出数字量信号进行逻辑表决，当稳压器压力过高、压力容器模拟件超温、蒸汽发生器液位过低或过高时，即相关参数超过停堆设定值时，输出停堆信号并自动触发系统紧急停堆动作，此时功率控制棒和停堆棒同时下降至位置堆底。反应堆模拟件内所有加热棒全部关闭。第一主泵2带动一回路冷却剂通过反应堆将堆内余热带出，此时汽轮机仿真模型处于停止状态。当反应堆模拟件内温度达到常温状态时，关闭主泵。

本发明能够呈现核电领域的典型工艺流程，高度模拟了并复现了核电站的工作过程，为核电行业测试和验证提供了较好的操作环境。

本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。

本文中应用了具体个例对本发明的原理及实施方式进行了阐述，以上实施例的说明只是用于帮助理解本发明的方法及其核心思想；同时，对于本领域的一般技术人员，依据本发明的思想，在具体实施方式及应用范围上均会有改变之处。综上所述，本说明书内容不应理解为对本发明的限制。

Claims (10)

1.一种核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，包括水箱、第一主泵、压力容器仿真模型、稳压器仿真模型、蒸发容器仿真模型、汽轮机仿真模型、第二主泵以及电加热带；

所述第一主泵、所述压力容器仿真模型、所述稳压器仿真模型以及所述蒸发容器仿真模型构成第一回路；所述蒸发容器仿真模型、所述汽轮机仿真模型、所述第二主泵以及所述电加热带构成第二回路。

2.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述压力容器仿真模型上设置有第一电加热控制器，所述第一电加热器用于为所述压力容器仿真模型内的水进行加热。

3.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述稳压器仿真模型上设置有第二电加热控制器，所述第二电加热器用于为所述稳压器仿真模型内的水进行加热。

4.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述第一主泵两侧设置有第一流量变送器、第一温度变送器和第二流量变送器；所述第一流量变送器用于检测所述压力容器仿真模型以及所述稳压器仿真模型注水时的实时流量；所述第一温度变送器和所述第二流量变送器分别用于检测流入所述压力容器仿真模型内的水的温度和流量。

5.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述蒸发容器仿真模型和所述稳压器仿真模型的中间管路上设置有第二温度变送器，所述第二温度变送器用于对流入所述蒸发容器仿真模型内的水的温度。

6.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述水箱和所述蒸发容器仿真模型的中间管路上设置有第三流量变送器，所述第三流量变送器用于检测流入所述蒸发容器仿真模型内的水的流量。

7.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述压力容器仿真模型上设置有第一液位变送器、第一压力变送器、第三温度变送器以及第四温度变送器；所述第一液位变送器和所述第一压力变送器分别用于检测所述压力容器仿真模型中的液位和压力；所述第三温度变送器用于检测所述压力容器仿真模型与管道接口处的温度，所述第四温度变送器用于检测所述压力容器仿真模型中电加热处的温度。

8.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述稳压器仿真模型上设置有第二压力变送器、第三压力变送器、第二液位变送器、第五温度变送器以及第六温度变送器；所述第二压力变送器、所述第二液位变送器以及所述第五温度变送器分别用于检测所述稳压器仿真模型内的压力、液位和温度；所述第三压力变送器以及所述第六温度变送器接入冗余设备中。

9.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述蒸发容器仿真模型上设置有第三液位变送器、第四压力变送器、第七温度变送器以及第八温度变送器，所述第三液位变送器、所述第四压力变送器和所述第七温度变送器分别用于检测所述蒸发容器仿真模型内的液位、压力和温度，所述第八温度变送器用于检测所述蒸发容器仿真模型中U型回路的水温。

10.根据权利要求1所述的核电控制系统安全测试环境仿真装置，其特征在于，所述水箱上设置有第四液位变送器和第九温度变送器，分别用于检测水箱内的液位和温度。

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