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现有的核安全级仪控(I&C)系统主要采用基于微处理器的技术方案。与之相比,现场可编程控制门阵列(FPGA)虽有较多优势,但尚未得到广泛应用。当前国际上已发布了一些标准和技术导则来指导基于FPGA的核电I&C系统的开发及其验证与确认(V&V),但目前尚无被核能业界普遍认可的标准或监管导则。为了达到高可信度,确保基于FPGA的核安全级I&C系统可靠性,必须有可操作的标准,便于开发的生命周期过程,以及合乎许可要求的V&V体系。为研究基于FPGA的核安全级I&C系统开发周期各阶段的V&V活动和实施方法,本文以CPR1000反应堆保护系统为研究对象。结合现有国际标准,本文给出了适用于基于FPGA的核安全级I&C系统的开发生命周期与V&V方法。根据此方法,开发了基于FPGA的CPR1000反应堆保护系统的三个保护通道(超温度△T保护、超功率△T保护、一次冷却剂流量低保护)。在开发生命周期的各阶段开展了 V&V活动,采用具有良好可操作性和可信度的测试技术确保V&V各阶段测试结果的正确性和完整性。在实现阶段,采用基于通用验证方法学(UVM)的测试平台和第三方仿真工具,确保软件模块与集成的硬件描述语言(HDL)代码获得100%的代码覆盖率和功能覆盖率。在集成阶段,开发了基于LabView的测试平台进行系统集成测试。在验收阶段,借助CPR1000核电厂原理模拟机在LabView环境下搭建测试平台,开展系统验收测试。本研究得出以下三点结论:第一,在兼顾FPGA的软硬件双重特性的情况下,现有的软件V&V方法和体系适用于基于FPGA的核电I&C系统的V&V活动;第二,采用UVM和第三方仿真工具,能够高效地发掘寄存器传输级(RTL)模型的漏洞,并最终达到100%的测试覆盖率;第三,借助CPR1000核电厂原理模拟机对待测FPGA系统进行系统验收测试,能够直观、高效、准确地发现系统设计错误和缺陷,为V&V和许可提供有力、可信的证据。本论文的研究结果可为基于FPGA的核电数字化I&C系统的开发、V&V和许可提供了理论和技术参考。