随着核电站控制系统自动化水平的提高以及数字化仪控系统的应用,以Ovation为代表的第四代集散控制系统将广泛运用于核电站仪控系统。稳压器又是反应堆系统中一个非常重要的部件,其控制系统是核电站核岛部分的关键设备,对一回路乃至整个核电站的安全起着非常重大的影响,因此在Ovation平台上进行稳压器压力和水位控制系统的深入研究具有重大的理论意义和实用价值。本文建立了稳压器压力的三区非平衡热力学模型,然后针对稳压器压力控制系统分别设计了传统的PID控制器和模糊自适应PID控制器,并采用Visual C++语言编写了控制程序。建立稳压器水位控制模型,在深入研究现有的前馈串级PID控制方法的基础上运用C++进行仿真。研究在负荷±10%阶跃扰动情况下稳压器内压力、水位的动态变化过程,以验证模型的准确性,并通过对比分析两种控制器的仿真结果,选择较合适的控制方法。研究稳压器压力和水位的协调模糊PID控制模型,采用Visual C++运行控制程序,以验证稳压器协调控制模型的准确性,并比较协调模糊PID控制方法和模糊PID控制方法的控制效果。在Ovation工作站中运用过程控制点组态、图形组态、控制组态等系统组态工具,建立了AP1000稳压器控制系统人机界面,进一步探索基于Ovation的AP1000核电站稳压器压力水位控制半实物仿真的实现。采用Modbus TCP/IP协议和Socket编程,使PC机与AP1000主控系统Ovation连接,以实现通信,进而研究半实物仿真系统的实现。本文针对稳压器压力、水位控制过程在Ovation平台上进行半实物仿真,通过分析控制系统历史曲线图和常规PID控制数据,对开发的半实物仿真系统的优劣进行评价,以求能达到良好的控制效果。