INPI-France/Brevets-Francais-2024-Chunked huggingface dataset:
A l’étape S305 suivante, une détermination anormale est effectuée sur chacune des premières données de surveillance de température, des secondes données de surveillance de température et des données de surveillance de fonctionnement respectivement sur la base de la condition de qualification de surveillance correspondante, pour déterminer des données de surveillance anormales qui ne satisfont pas à la condition de qualification de surveillance.
Toutes les données de surveillance sont comparées à leur propre condition de qualification de surveillance pour déterminer si chacune des données de surveillance satisfait à sa propre condition de qualification de surveillance. Pour les premières données de surveillance de température, les secondes données de surveillance de température et les données de surveillance de fonctionnement, les données de surveillance qui ne satisfont pas leur propre condition de qualification de surveillance sont déterminées en tant que données de surveillance anormales. Les données de surveillance anormales peuvent refléter les risques des composants pertinents de la turbine nucléaire, puis le contrôle de fonctionnement et d’entretien peut être optimisé sur la base des données de surveillance anormales.
A l’étape S306 suivante, un ensemble de stratégies d’optimisation de la turbine nucléaire est généré sur la base des données de surveillance anormales qui ne satisfont pas à la condition de qualification de surveillance. L’ensemble de stratégies d’optimisation comprend au moins une stratégie d’optimisation et d’amélioration.
Cet ensemble peut comprendre une ou plusieurs données de surveillance anormales, et les stratégies d’optimisation et d’amélioration de la turbine nucléaire peuvent être générées respectivement en fonction de différentes données de surveillance anormales. Un ensemble de stratégies d’optimisation peut être formé sur la base des stratégies d’optimisation et d’amélioration générées. Il convient de noter que l’ensemble de stratégies d’optimisation peut comprendre une stratégie d’optimisation et d’amélioration.
A l’étape S307 suivante, le contrôle de fonctionnement et d’entretien de la turbine nucléaire est optimisé en fonction de l’ensemble de stratégies d’optimisation.
En variante, l’ensemble de stratégies d’optimisation est traversé. Chaque fois que l’on passe à l’une des stratégies d’optimisation et d’amélioration, la stratégie d’optimisation et d’amélioration est analysée pour extraire un objet d’optimisation sur la turbine nucléaire et des informations d’optimisation de l’objet d’optimisation.
En variante, la stratégie d’optimisation et d’amélioration comprend des informations d’identification d’un objet d’optimisation à optimiser, telles qu’un nom ou un numéro de série de l’objet d’optimisation. Dans certaines mises en œuvre, l’information d’identification peut être le nom de l’objet d’optimisation, et le nom de l’objet peut être extrait à partir de la stratégie d’optimisation et d’amélioration par une analyse sémantique, qui est l’information d’identification. Dans d’autres mises en œuvre, quand le numéro de série est utilisé comme information d’identification, des symboles caractéristiques peuvent être définis avant et après le numéro de série. Par exemple, #3# peut être utilisé comme champ, ce qui peut indiquer que le nombre « 3 » est l’information d’identification.
Pour chaque stratégie d’optimisation et d’amélioration, la stratégie d’optimisation et d’amélioration peut comprendre des informations d’optimisation d’au moins un objet d’optimisation, et les informations d’optimisation sont configurées pour indiquer comment ajuster ou optimiser l’objet d’optimisation correspondant aux informations d’optimisation.
Après l’identification des informations d’identification à partir de la stratégie d’optimisation et d’amélioration, les informations d’optimisation mises en correspondance avec les informations d’identification peuvent être déterminées à partir de multiples informations d’optimisation sur la base des informations d’identification, et les informations d’optimisation mises en correspondance avec les informations d’identification sont déterminées en tant qu’informations d’optimisation d’un objet d’optimisation identifié par les informations d’identification. Après avoir obtenu les informations d’optimisation des objets d’optimisation respectifs, un ajustement d’optimisation peut être effectué sur la base des informations d’optimisation des objets d’optimisation respectifs.
Par exemple, quand les premières données de surveillance de température sont les données de surveillance anormales, le processus de démarrage rapide de la turbine nucléaire peut être optimisé. C’est-à-dire que l’objet d’optimisation peut être le processus de démarrage rapide, et les informations d’optimisation peuvent être des informations du processus de démarrage rapide, telles qu’une procédure de démarrage ou une logique de démarrage, ou une condition de démarrage, ou un paramètre de surveillance de démarrage, etc.
Comme autre exemple, quand les secondes données de surveillance de température sont les données de surveillance anormales, la turbine nucléaire peut être arrêtée à des fins d’entretien et peut reprendre son fonctionnement après l’augmentation d’une force de précontrainte d’un boulon. C’est-à-dire que l’objet d’optimisation peut être le boulon, et les informations d’optimisation peuvent être l’augmentation de la force de précontrainte du boulon, ou une procédure de fonctionnement ultérieure, etc.
Comme autre exemple, quand les données de surveillance de fonctionnement sont les données de surveillance anormales, le rotor et le palier de la turbine nucléaire peuvent être examinés et réparés pour trouver une raison de la vibration excessive du rotor et du palier et apporter des améliorations. C’est-à-dire que l’objet d’optimisation peut être le système de rotor et de palier, les informations d’optimisation peuvent être un schéma d’examen et de réparation, un objectif d’examen et de réparation ou une condition pour terminer l’examen et la réparation du système de rotor et de palier.
Dans des modes de réalisation de la présente invention, une surveillance en ligne multiobjectif et multidimensionnelle est effectuée sur la turbine nucléaire pour obtenir des données de surveillance multidimensionnelles. La durée de vie, la sécurité et la fiabilité de la turbine nucléaire peuvent être optimisées sur la base des données de surveillance multidimensionnelles, pour garantir une longue durée de vie, une sécurité élevée et une grande fiabilité de fonctionnement de la turbine nucléaire sous l’action de divers mécanismes d’endommagement.
Comme mise en œuvre possible, après l’optimisation de l’objet d’optimisation, la supervision des données de surveillance anormales ne satisfaisant pas à la condition de qualification de surveillance est poursuivie. En réponse à des données de surveillance obtenues à nouveau et ne satisfaisant toujours pas à la condition de qualification de surveillance, la stratégie d’optimisation et d’amélioration est mise à jour, et l’optimisation de l’objet d’optimisation est poursuivie sur la base de la stratégie d’optimisation et d’amélioration mise à jour pour permettre à tous les types de données de surveillance de satisfaire aux conditions de qualification de surveillance respectives.
En variante, la stratégie d’optimisation et d’amélioration peut également être renvoyée au personnel d’exploitation et d’entretien à des fins de confirmation. Quand il est nécessaire d’ajuster la stratégie d’optimisation et d’amélioration, une instruction d’ajustement peut être reçue, et la stratégie d’optimisation et d’amélioration peut être affinée en fonction de l’instruction d’ajustement, de manière à mieux optimiser le contrôle de la turbine nucléaire, ce qui contribue à garantir la longue durée de vie, la sécurité élevée et la grande fiabilité de fonctionnement de la turbine nucléaire.
Il convient de noter que, dans la présente divulgation, la surveillance en ligne peut être effectuée simultanément sur trois aspects : le rotor, la cage de soupape et le cylindre pendant le démarrage rapide ; l’étanchéité du plan d’association de brides du cylindre ; et la vibration d’arbre du système de rotor et de palier. Ou la surveillance en ligne peut être effectuée sur deux combinaisons dans les trois aspects, par exemple la surveillance en ligne peut être effectuée simultanément sur le rotor, la cage de soupape et le cylindre pendant le démarrage rapide ; et l’étanchéité du plan d’association de brides du cylindre. Comme autre exemple, la surveillance en ligne peut être effectuée simultanément sur le rotor, la cage de soupape et le cylindre pendant le démarrage rapide et la vibration d’arbre du système de rotor et de palier. Comme autre exemple, la surveillance en ligne peut être effectuée simultanément sur l’étanchéité du plan d’association de brides du cylindre et la vibration d’arbre du système de rotor et de palier.
Pour faciliter la description, les flux pour la surveillance en ligne dans les trois aspects ci-dessus seront décrits séparément ci-dessous. L’homme du métier doit savoir que les flux pour la surveillance en ligne dans les trois aspects peuvent être combinés dans cette application pour former une surveillance conjointe.
La est un organigramme illustrant un procédé de surveillance en ligne d’un rotor, d’une cage de soupape et d’un cylindre d’une turbine nucléaire sous démarrage rapide selon un autre mode de réalisation de la présente divulgation. Comme illustré sur la , le procédé comprend les étapes suivantes.
A l’étape initiale S401, des paramètres de surveillance de contrainte thermique d’un rotor, d’une cage de soupape et d’un cylindre d’une turbine nucléaire sous démarrage rapide sont obtenus.
Sous une action de contrainte thermique causée par le démarrage rapide, certains composants de la turbine nucléaire subissent des endommagements. L’endommagement de la turbine nucléaire sous l’action de contrainte thermique provoquée par le démarrage rapide se répercute principalement sur des composants tels que le rotor, la cage de soupape et le cylindre de la turbine nucléaire.
Dans des modes de réalisation de la présente divulgation, une température de métal d’un point de mesure dans une première plage de profondeur prédéterminée d’une épaisseur de paroi d’un cylindre interne, des températures de métal de points de mesure respectifs dans une deuxième plage de profondeur prédéterminée et une troisième plage de profondeur prédéterminée d’une épaisseur de paroi de la cage de soupape, et des données des paramètres de conception, des modèles mécaniques tridimensionnels et des propriétés mécaniques de matériaux du rotor, de la cage de soupape et du cylindre de la turbine nucléaire sont respectivement obtenus. Le rotor, la cage de soupape et le cylindre sont simulés sous contrainte thermique excessive pendant le démarrage rapide, de manière à obtenir une contrainte thermique correspondant à N années de vie pour le rotor de la turbine nucléaire, une contrainte thermique correspondant aux N années de vie pour la cage de soupape de la turbine nucléaire, une contrainte thermique correspondant aux N années de vie pour le cylindre de la turbine nucléaire, et une température moyenne en volume du rotor lors d’un processus de démarrage, d’arrêt ou de fonctionnement de la turbine nucléaire. Il convient de noter que la température moyenne en volume du rotor est une valeur de simulation de la température moyenne en volume simulée dans un procédé de simulation.
En variante, N est une durée de vie en service de la turbine nucléaire, par exemple la valeur de N peut être 60 ans.
A l’étape S402 suivante, un rapport de différence de température du rotor, un rapport de différence de température de la cage de soupape et un rapport de différence de température du cylindre sont obtenus en fonction des paramètres de surveillance de contrainte thermique.
Une différence de température moyenne en volume, un paramètre de surveillance de contrainte thermique du composant cible et des données d’attribut de matériau d’un matériau correspondant au composant cible à une température de fonctionnement sont obtenus. Le rapport de différence de température du composant cible est déterminé en fonction de la différence de température moyenne en volume, des données d’attribut de matériau et du paramètre de surveillance de contrainte thermique du composant cible.
Dans certaines mises en œuvre, les descriptions sont faites en prenant comme exemple le rotor en tant que composant cible. Une différence de température moyenne en volume Δ t mr du rotor est obtenue en fonction de la valeur de simulation t mi de la température moyenne en volume du rotor et de la température de métal t 95r au point de mesure dans la première plage de profondeur prédéterminée de l’épaisseur de paroi du cylindre interne de la turbine nucléaire, qui est . Par exemple, la première plage de profondeur prédéterminée peut être une plage de profondeur de 85 % à 95 % de l’épaisseur de paroi du cylindre interne. Le rapport de différence de température R Δtr du rotor peut être obtenu en fonction de la différence de température moyenne en volume Δ t mr du rotor et du paramètre de surveillance de contrainte thermique σ thr du rotor, et d’un module d’élasticité E 1 , d’un coefficient de dilatation linéaire et d’un coefficient de Poisson µ 1 d’un matériau correspondant au rotor à la température de fonctionnement, en utilisant la formule suivante :
Dans certaines mises en œuvre, les descriptions sont faites en prenant comme exemple la cage de soupape en tant que composant cible. Une différence de température moyenne en volume Δ t mv de la cage de soupape est obtenue en fonction de la température de métal t 50v au point de mesure dans la deuxième plage de profondeur prédéterminée de l’épaisseur de paroi de la cage de soupape et de la température de métal t 95v au point de mesure dans la troisième plage de profondeur prédéterminée de l’épaisseur de paroi de la cage de soupape, qui est . Par exemple, la deuxième plage de profondeur prédéterminée peut être une plage de profondeur de 45 % à 50 % de l’épaisseur de paroi de la cage de soupape, et la troisième plage de profondeur prédéterminée eut être une plage de profondeur de 85 % à 95 % de l’épaisseur de paroi de la cage de soupape. Le rapport de différence de température R Δtv de la cage de soupape peut être obtenu en fonction de la différence de température moyenne en volume Δ t mv de la cage de soupape et du paramètre de surveillance de contrainte thermique σ thv de la cage de soupape, et d’un module d’élasticité E 2 , d’un coefficient de dilatation linéaire et d’un coefficient de Poisson µ 2 d’un matériau correspondant à la cage de soupape à la température de fonctionnement, en utilisant la formule suivante : .
La dégradation de l’étanchéité du plan d’association de brides peut conduire à une fuite de vapeur du plan d’association de brides du cylindre. Afin d’éviter les dangers et la pollution provoqués par la fuite de vapeur, dans la présente divulgation, il est nécessaire de surveiller l’étanchéité du plan d’association de brides du cylindre de la turbine nucléaire et d’obtenir les secondes données de surveillance de température de l’étanchéité du plan d’association de brides. Les secondes données de surveillance de température peuvent être configurées pour déterminer si la fuite de vapeur se produit au niveau du plan d’association de brides du cylindre de la turbine nucléaire, de manière à optimiser le contrôle de fonctionnement et d’entretien de la turbine nucléaire au fil du temps ou à l’avance et à améliorer la sécurité.
A l’étape S203 suivante, des données de surveillance de fonctionnement de la vibration d’arbre sont obtenues en effectuant une surveillance de sécurité en ligne de la vibration d’arbre du système de rotor et de palier.
Quand le système de rotor et de palier est soumis à une vibration forcée et à une vibration auto-excitée, certains composants de la turbine nucléaire subissent des endommagements, en affectant ainsi la sécurité et la durée de vie de la turbine nucléaire. Dans le mode de réalisation de la présente divulgation, la surveillance de sécurité en ligne est effectuée sur la vibration d’arbre du système de rotor et de palier de la turbine nucléaire pour déterminer les données de surveillance de fonctionnement de la vibration d’arbre. En déterminant si le système de rotor et de palier présente des problèmes grâce aux données de surveillance de fonctionnement, il est possible d’éviter d’affecter le fonctionnement normal de la turbine nucléaire.
A l’étape S204 suivante, un contrôle de fonctionnement et d’entretien de la turbine nucléaire est optimisé en fonction d’au moins un type de données de surveillance parmi les premières données de surveillance de température, les secondes données de surveillance de température et les données de surveillance de fonctionnement.
Il peut être déterminé si la turbine nucléaire satisfait aux conditions de qualification de surveillance en fonction des premières données de surveillance de température, des secondes données de surveillance de température et des données de surveillance de fonctionnement. Dans le cas où un type de données de surveillance ne satisfait pas à sa condition de qualification de surveillance, la turbine nucléaire est optimisée sur la base de données de surveillance anormales qui ne satisfont pas à la condition de qualification de surveillance.
La turbine nucléaire peut respectivement être optimisée en fonction de diverses données de surveillance anormales. Ou diverses données de surveillance anormales peuvent être analysées conjointement pour former un résultat d’analyse, et la turbine nucléaire peut être optimisée de manière globale sur la base du résultat d’analyse.
Dans des modes de réalisation de la présente divulgation, une surveillance en ligne multiobjectif et multidimensionnelle est effectuée sur la turbine nucléaire pour obtenir des données de surveillance multidimensionnelles. La durée de vie, la sécurité et la fiabilité de la turbine nucléaire peuvent être optimisées sur la base des données de surveillance multidimensionnelles, pour garantir une longue durée de vie, une sécurité élevée et une grande fiabilité de fonctionnement de la turbine nucléaire sous l’action de divers mécanismes d’endommagement.
La est un organigramme illustrant un procédé de surveillance conjointe en ligne multiobjectif et multidimensionnelle pour une turbine nucléaire selon un autre mode de réalisation de la présente divulgation. Comme illustré sur la , le procédé comprend les étapes suivantes.
A l’étape initiale S301, les premières données de surveillance de température de la turbine nucléaire sont obtenues en effectuant une surveillance thermique en ligne d’un rotor, d’une cage de soupape et d’un cylindre de la turbine nucléaire sous démarrage rapide.
En variante, des paramètres de surveillance de contrainte thermique du rotor, de la cage de soupape et du cylindre de la turbine nucléaire sous démarrage rapide pour de multiples conditions de fonctionnement sont obtenus. En outre, un rapport de différence de température du rotor, un rapport de différence de température de la cage de soupape et un rapport de différence de température du cylindre sont obtenus en fonction des paramètres de surveillance de contrainte thermique. Et un rapport de différence de température de la turbine nucléaire est déterminé en tant que premières données de surveillance de température en fonction du rapport de différence de température du rotor, du rapport de différence de température de la cage de soupape et du rapport de différence de température du cylindre.
Dans certains modes de réalisation, une différence de température moyenne en volume et les paramètres de surveillance de contrainte thermique du composant cible sont obtenus. Le composant cible est l’un parmi le rotor, la cage de soupape et le cylindre. Des données d’attribut de matériau d’un matériau correspondant au composant cible à une température de fonctionnement sont obtenues. Le rapport de différence de température du composant cible est déterminé en fonction de la différence de température moyenne en volume, des données d’attribut de matériau et des paramètres de surveillance de contrainte thermique du composant cible.
En variante, un rapport de différence de température maximal est sélectionné parmi le rapport de différence de température du rotor, le rapport de différence de température de la cage de soupape et le rapport de différence de température du cylindre. Le rapport de différence de température maximal est déterminé en tant que rapport de différence de température de la turbine nucléaire. Le rapport de différence de température maximal est obtenu en fonction des premières données de surveillance de température de la turbine nucléaire.
A l’étape S302 suivante, des secondes données de surveillance de température de l’étanchéité du plan d’association de brides sont obtenues en effectuant une surveillance thermique en ligne sur l’étanchéité du plan d’association de brides.
En variante, la mise en œuvre de la surveillance thermique en ligne de l’étanchéité du plan d’association de brides du cylindre de la turbine nucléaire comprend : l’obtention d’une valeur limite de température de surveillance de l’étanchéité du plan d’association de brides du cylindre de la turbine nucléaire ; l’obtention d’une température de métal externe de l’étanchéité du plan d’association de brides du cylindre ; et la détermination des secondes données de surveillance de température du plan d’association de brides en fonction de la valeur limite de température de surveillance et de la température de métal externe après l’obtention de la valeur limite de température de surveillance et de la température de métal externe.
En variante, un rapport de température de métal externe pour le plan d’association de brides est déterminé en tant que secondes données de surveillance de température en fonction de la température de métal externe et de la valeur limite de température de surveillance.
A l’étape S303 suivante, des données de surveillance de fonctionnement de la vibration d’arbre sont obtenues en effectuant une surveillance de sécurité en ligne de la vibration d’arbre du système de rotor et de palier.
Le capot 103 comprend/se présente sensiblement sous la forme d’une tige/barreau, ou d’un profilé. Comme illustré sur la vue de derrière du capot 103, celui-ci présente une section sensiblement rectangulaire. La face supérieure du capot 103 (selon l’orientation de la ) est incurvée (c’est-à-dire courbée en direction du centre du capot 103) de sorte à coopérer de manière optimale avec le câble 3 existant sur lequel sera solidarisée la navette 10 (comme illustré sur les figures 6 et 7). En d’autres termes, la face supérieure du capot 103, c’est-à-dire la face située en vis-à-vis du câble 3 existant - ou la face proximale au câble 3 existant - lorsque la navette 10 est assemblée, présente une forme relativement adaptée pour coopérer avec le câble 3 existant.
Dans certains modes de réalisation, le capot 103 peut présenter un trou traversant 105 (visible sur la ). Le corps 101 peut présenter un trou traversant 106 correspondant (visible sur la ) configuré pour coopérer avec le trou traversant 105 du capot 103 (c’est-à-dire pour se trouver en vis-à-vis du trou traversant 105) après assemblage du corps 101 avec le capot 103.
Une goupille 104 peut par exemple être configurée pour s’insérer dans les trous traversants 105, 106 du corps 101 et du capot 103, comme illustré sur la , afin de verrouiller la position du corps 101 par rapport au capot 103. Dans certains modes de réalisation, comme illustré en , la goupille 104, après insertion dans le corps 101 et le capot 103, peut être affleurante à la paroi extérieure du corps 101, de sorte à ne former aucune arrête ou protubérance qui pourrait freiner/empêcher le déplacement de la navette 10 dans la structure 9.
Dans certains modes de réalisation, les moyens de verrouillage peuvent également, ou en substitution, comprendre un autre mécanisme de verrouillage et/ou de maintien du corps 101 sur le câble 3 existant, par exemple sous la forme de clip(s), d’un anneau de verrouillage, etc.