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题名基于Test Panel的ECP逻辑测试方法
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作者
靳永毅
马刚
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机构
中核控制系统工程有限公司
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出处
《电脑知识与技术》
2015年第3期249-255,共7页
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文摘
在核电厂中ECP盘作为一种手操作模式，可以保证在计算机系统完全故障不可用的情况下，启动相应的安全系统，因此其逻辑实现的正确与否对核电厂安全运行有着非常重要的作用。文章以福清核电厂1号机组1KCSll9AR中的ECP逻辑为例，介绍了基于Test Panel的ECP逻辑测试过程。包括：测试目的、测试原理、测试方法等几个方面。其中的重点内容是测试原理中的逻辑分析以及Test Panel这种测试装置的使用方法。通过了解逻辑分析方法，可以懂得测试用例的编写方法，这样有利于我们在测试中快速发现和解决异常，保证工作的质量与效率；Test Panel这种测试装置可以保证测试的准确性并提高测试效率。
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关键词
TEST
PANEL
紧急停堆盘
优选模块卡件
逻辑
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Keywords
Test Panel
ECP
PLM
logic
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分类号
TP311
[自动化与计算机技术—计算机软件与理论]
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题名自动化测试工具在核测量系统软件集成测试中的应用
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作者
靳永毅
王楠
张占军
郭猛
邓鹏
李志军
孙同果
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机构
中核控制系统工程有限公司
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出处
《仪器仪表用户》
2020年第6期74-77,共4页
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文摘
核测量系统是反应堆保护和控制的重要组成部分,所以其软件集成测试的覆盖率、正确性等指标对核测量系统乃至整个工程项目都有着重要影响。传统的手工测试方法对硬件的依赖程度较高,对测试人员的素质要求也比较高而且耗时较长。为了提高测试工作效率与质量,在实际的项目应用中采用了基于自动化测试工具的软件集成测试,并取得了一定效果。本文介绍了基于自动化测试工具的核测量系统软件集成测试的系统构成并说明了其工作原理,介绍了自动化测试工具的应用方法,并与传统方法对比说明了应用自动化测试工具的优点与局限性。
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关键词
自动化测试工具
核测量系统
集成测试
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Keywords
automation tester
neutron measurement system
software integration test
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分类号
TL8
[核科学技术—核技术及应用]
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题名堆芯中子注量率测量系统安装与调试典型问题处置
被引量：1
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作者
王楠
靳永毅
张占军
郭猛
邓鹏
李志军
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机构
中核控制系统工程有限公司
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出处
《核电子学与探测技术》
CAS
北大核心
2020年第2期234-238,共5页
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文摘
对基于移动式微型裂变室的堆芯中子注量率测量系统安装和调试活动中发生的探测器卡涩、螺旋软管脱出卷轮、探测器的累积位置误差、测量模式异常、伺服电机驱动器故障和选择器选位值异常等典型问题进行了总结,从多个角度分析问题的成因、在原理和工程经验的基础上进行讨论,并针对每类问题提出可行的处置方案和预防措施。
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关键词
移动式微型裂变室
堆芯中子注量率测量系统
安装
调试
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Keywords
movable fission chamber
in-core neutron flux instrumentation system
.installation
commissioning
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分类号
TL8
[核科学技术—核技术及应用]
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题名核电厂非安全级DCS测试
被引量：2
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作者
蔡蕾
田苗
王松
卢冲
靳永毅
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机构
中核控制系统工程有限公司
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出处
《信息与电脑》
2016年第24期106-109,共4页
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文摘
测试是核电厂非安全级DCS系统生命周期中的一个重要阶段,是验证和确认的关键环节,也是保证系统质量的必要手段。以巴基斯坦(K2K3)核电厂非安全DCS项目为例,介绍一般核电厂非安全级DCS测试,特别是针对采用商业级DCS平台进行系统集成的DCS的测试,依据软件验证和确认、软件测试和测试文件方面的国际、国家标准等,对测试目的、测试类别、各类测试内容及测试文件体系进行说明,并进行项目实例介绍,便于其他项目参考。
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关键词
DCS
测试文件
部件测试
集成测试
系统测试
验收测试
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分类号
TM918
[电气工程—电力电子与电力传动]
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题名核电仪控系统相关文件翻译技巧研究和探讨
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作者
王楠
黄国维
靳永毅
邓鹏
李志军
郭猛
张洪涛
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机构
中核控制系统工程有限公司
首都医科大学
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出处
《仪器仪表用户》
2020年第5期73-76,共4页
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文摘
为解决核电仪控系统项目中英文类管理文件、技术文件及标准翻译的准确性、易读性和一致性问题,对相关文件翻译的词汇专业性和复杂性、广泛应用名词化结构、被动语态、形式主语、长句、无主语句型、固定搭配等特点进行了总结和举例说明,从语言学和工程经验的角度进行分析,针对每类问题给出可行的翻译技巧,最终提出基于标准化释义和特定领域背景知识的翻译策略。
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关键词
核电仪控系统
标准
翻译
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Keywords
instrumentation and control system in nuclear power plants
standard
translation
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分类号
H315.9
[语言文字—英语]
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题名反应堆堆芯温度测量探测器热响应测试设备设计
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作者
邓鹏
张占军
王楠
李志军
郭猛
靳永毅
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机构
中核控制系统工程有限公司
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出处
《仪器仪表用户》
2020年第5期77-80,共4页
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文摘
核反应堆堆芯温度测量探测器包含中子和温度测量探测器以及液位测量探测器,两种探测器均设计有测温功能,采用热电偶来实现其相应功能。此两种探测器作为堆芯温度测量的关键部件,热响应能力至关重要,是其执行安全功能的关键要素。鉴于此,在产品研发、制造、验收过程中均要对热响应参数进行测试,已确认其功能满足设计要求。因此,为保证设计的设备符合检测要求,根据相应产品技术规格书以及核级重要安全电气设备鉴定规程的要求,设计了热响应测试设备,并进行了必要的分析。
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关键词
热响应测试
反应堆堆芯温度测量探测器
有限元分析
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Keywords
thermal response test
reactor core temperature measurement detector
finite element analysis
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分类号
H315.9
[语言文字—英语]
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