为解决核电厂数字化仪控系统(digital instrument and control system,DCS)研发过程中测试成本高、技术难度大的问题,提出一种基于合约的测试用例生成方法。根据核电DCS软件系统采用组件开发的特点,分析组件间依赖关系,处理组件计算顺...
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为解决核电厂数字化仪控系统(digital instrument and control system,DCS)研发过程中测试成本高、技术难度大的问题,提出一种基于合约的测试用例生成方法。根据核电DCS软件系统采用组件开发的特点,分析组件间依赖关系,处理组件计算顺序。提出合约覆盖标准,结合基础组件合约,逐级求得组件输出,生成满足所有合约的测试用例集。过程中针对系统合约求解时NP难问题,有效降低求解系统合约得到测试用例的难度。该方法在核电堆芯测量系统的成功应用,验证了其实用性。
利用自主开发的确定论数值反应堆物理计算程序NECP-X对VERA(virtual environment for reactor application)9#基准题进行全堆芯精细建模计算,显式描述了堆芯格架、管座、端塞、压紧弹簧及气腔等结构,计算得到了整个寿期中的临界硼质量分...
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利用自主开发的确定论数值反应堆物理计算程序NECP-X对VERA(virtual environment for reactor application)9#基准题进行全堆芯精细建模计算,显式描述了堆芯格架、管座、端塞、压紧弹簧及气腔等结构,计算得到了整个寿期中的临界硼质量分数,给出了3维全堆芯棒功率分布、燃料有效温度分布及慢化剂温度分布,并将计算结果与实测值进行了比较。结果表明,整个寿期中临界硼质量分数的计算值与实测值的偏差小于2.5×10^(-5),计算精度较好;在整个寿期内,随着燃耗的加深,堆芯功率分布逐渐展平,燃料有效温度及慢化剂温度的分布逐渐变得均匀,符合物理规律及预期。
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