INPI-France/Brevets-Francais-2024-Chunked huggingface dataset:
Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de l’année de maintenance non planifiée sur la base du facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés et des jours de maintenance non planifiée nouvellement ajoutés pour la centrale nucléaire en service lors de l’année d’exploitation courante dans le cas où la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée,
Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de prédiction 120 est en outre configuré pour obtenir un deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique, où i est un nombre entier positif ; obtenir la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés et du deuxième facteur d’arrêt planifié de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique ; et réaliser une vérification de l’exactitude de la prédiction sur la valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base d’une erreur relative entre la valeur de prédiction de la fiabilité et une valeur statistique de quantité caractéristique de fiabilité de la centrale nucléaire en service lors de la même année d’exploitation historique.
Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour déterminer une condition de qualification de surveillance pour la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée ; et déterminer si la valeur de prédiction de la fiabilité remplit la condition de qualification de surveillance pour réaliser la surveillance de la fiabilité sur la centrale nucléaire en service.
Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour déterminer une valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service sur la base de la catégorie de maintenance planifiée ; et déterminer la condition de qualification de surveillance sur la base de la valeur de critère de surveillance de la fiabilité.
Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour obtenir la première valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision planifiée d’îlot conventionnel ; ou obtenir la deuxième valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une révision lors d’un rechargement de combustible d’îlot nucléaire ; ou obtenir la troisième valeur de critère de surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée inclut seulement une maintenance planifiée lors des congés ; ou obtenir la quatrième valeur de critère de surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service si la catégorie de maintenance planifiée est une catégorie de maintenance non planifiée.
Dans un mode de réalisation de la présente divulgation, le module de surveillance 130 est en outre configuré pour déterminer que la valeur de prédiction de la fiabilité est supérieure ou égale à la valeur de critère de surveillance de la fiabilité en tant que condition de qualification de surveillance.
Il est noté qu’il est fait référence aux détails non divulgués dans l’appareil pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation du procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, qui ne seront pas élaborés davantage ici.
En résumé, dans l’appareil pour la prédiction de haute précision et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu, et une catégorie de prédiction de la fiabilité cible de la centrale nucléaire en service est déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une première catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de premières données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. Dans le cas où la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est une deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité, la prédiction de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base de deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service. La surveillance de la fiabilité est réalisée sur la centrale nucléaire en service sur la base d’une valeur de prédiction de la fiabilité et d’une catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service. De cette manière, la catégorie de prédiction de la fiabilité cible peut être déterminée sur la base du nombre d’années d’exploitation de centrales nucléaires en service, de façon à prédire la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service. La valeur de prédiction de la fiabilité et la catégorie de maintenance planifiée de la centrale nucléaire en service sont considérées de manière exhaustive pour surveiller la fiabilité de la centrale nucléaire en service, améliorant ainsi l’exactitude de la surveillance de la fiabilité de la centrale nucléaire en service.
Afin d’atteindre les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, la présente divulgation fournit un appareil pour l’augmentation de la fiabilité pour une centrale nucléaire en service.
Dans l’étape S310, sur la base des valeurs de prédiction de la fiabilité et des catégories de maintenance planifiée des centrales nucléaires en service, la surveillance de la fiabilité est réalisée sur les centrales nucléaires en service.
Le contenu pertinent de l’étape S310 est consultable dans les modes de réalisation mentionnés ci-dessus, qui ne seront pas répétés ici.
En résumé, selon le procédé pour la prédiction de haute précision et la surveillance de la fiabilité approprié pour la centrale nucléaire en service dans les modes de réalisation de la présente divulgation, le premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés est déterminé sur la base de la valeur moyenne des premiers facteurs de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service de référence lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques, et la valeur moyenne des premiers facteurs d’arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service de référence lors de la pluralité d’années d’exploitation historiques. La valeur de prédiction de la fiabilité de la centrale nucléaire en service dans différentes catégories de maintenance planifiée est obtenue sur la base du premier facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés, qui est approprié pour la prédiction de haute précision de la fiabilité de la première catégorie de prédiction de la fiabilité des centrales nucléaires en service.
Tel que montré sur la , le procédé pour la prédiction et la surveillance de la fiabilité approprié pour une centrale nucléaire en service inclut les étapes suivantes S401 à S412.
Dans l’étape S401, un nombre d’années d’exploitation de la centrale nucléaire en service est obtenu.
Dans l’étape 402, une catégorie de prédiction de la fiabilité cible est déterminée en tant que deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité dans le cas où le nombre d’années d’exploitation est supérieur ou égal à un premier seuil défini.
Dans l’étape S403, un deuxième facteur de disponibilité équivalente et un deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service lors d’une pluralité d’années d’exploitation historiques sont déterminés en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service.
Par exemple, si une puissance d’une centrale nucléaire en service 3 est de 1 100 MW et a été en exploitation pendant 6 ans mais moins de 7 ans, dans le cas où le premier seuil est défini comme étant de 5 ans, il peut être déterminé que le nombre d’années en exploitation a atteint 6 ans, et la catégorie de prédiction de la fiabilité cible est déterminée en tant que deuxième catégorie de prédiction de la fiabilité. Le deuxième facteur de disponibilité équivalente E AF et le deuxième facteur d’interruption planifiée P OF de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années peuvent être obtenus et déterminés en tant que deuxièmes données basiques de fiabilité de la centrale nucléaire en service 3. Le deuxième facteur de disponibilité équivalente et le deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années sont indiqués dans le Tableau 3.
[Tableau 3] Valeur statistique de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années
où, s i représente le nombre d’années d’exploitation pour la centrale nucléaire en service 3 ; s i = 1 représente la première année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la première année d’exploitation historique ; s i = 2 représente la deuxième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la deuxième année d’exploitation historique ; s i = 3 représente la troisième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la troisième année d’exploitation historique ; s i = 4 représente la quatrième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la quatrième année d’exploitation historique ; s i = 5 représente la cinquième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la cinquième année d’exploitation historique ; et s i = 6 représente la sixième année d’exploitation de la centrale nucléaire en service 3, à savoir, la sixième année d’exploitation historique.
où E AF ( s i ) représente le deuxième facteur de disponibilité équivalente de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation historique s i ; P OF ( s i ) représente le deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service 3 lors de l’année d’exploitation historique s i , 1 ≤ i ≤ M , M et i sont des nombres entiers positifs, M représente le nombre cumulé d’années d’exploitation, M ≥ 5.
Dans l’étape S404, sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente et du deuxième facteur d’interruption planifiée de la centrale nucléaire en service lors d’une i ème année d’exploitation historique, le deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service lors de la i ème année d’exploitation historique est obtenu, où i est un nombre entier positif.
Le deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés E AP ( s i ) de la centrale nucléaire en service 3 lors de la i ème année d’exploitation historique est calculé comme suit :
Les résultats de calcul du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés E AP ( t i ) de la centrale nucléaire en service 3 au cours des 6 dernières années sont indiqués dans le Tableau 3.
Dans l’étape S405, un facteur de maintenance après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source lors de la i ème année d’exploitation historique est obtenu sur la base du deuxième facteur de disponibilité équivalente après déduction des arrêts planifiés de la centrale nucléaire en service source lors de la i ème année d’exploitation historique.
Pour permettre un tel blocage amovible, on sait déjà utiliser un dispositif d’imagerie d’étagère 1 ayant un moyen de blocage, qui peut être actionné (pour le blocage ou le déblocage du dispositif d’imagerie d’étagère sur une rangée), par le biais d’un actionneur (c'est-à-dire un moyen d’actionnement) du dispositif d’imagerie d’étagère 1. Un tel actionneur actionne le moyen de blocage pour positionner le moyen de blocage dans une position de blocage dans laquelle le dispositif d’imagerie d’étagère 1 peut être bloqué sur la section de réception 21 ou dans une position libre dans laquelle le dispositif d’imagerie d’étagère est libre d’être déplacé par rapport à l’étagère 3 et être détaché de l’étagère 3.
Dans de nombreux dispositifs d’imagerie d’étagère 1, l’actionneur est physiquement accessible pour l’utilisateur, et fait saillie du boîtier du dispositif d’imagerie 1 de sorte que l’utilisateur peut activer, manuellement, l’actionneur (par exemple en le poussant ou le tirant avec sa main ou son doigt ou avec un outil manuel). Un tel actionneur en saillie peut être par exemple une broche faisant saillie du boîtier du dispositif d’imagerie. Cela est le cas sur la , où l’élément de mise en prise 502 sert d’actionneur, et peut être directement activé (poussé ou tiré) par la main d’un utilisateur.
Un inconvénient associé à de tels dispositifs d’imagerie d’étagère 1 réside dans le fait que l’utilisateur doit avoir physiquement accès à l’actionneur et lorsque le dispositif d’imagerie est positionné de manière adjacente à une ESL 4, l’utilisateur peut devoir déplacer la ESL 4 adjacente avant de pouvoir avoir accès physiquement à l’actionneur des dispositifs d’imagerie d’étagère, et de déclencher l’actionnement du moyen de blocage.
Un autre inconvénient associé à de tels dispositifs d’imagerie d’étagère réside dans le fait que l’actionneur en saillie est un élément mécanique qui peut être endommagé ou cassé, en raison d’une manipulation approximative ou en raison de chocs avec des éléments externes.
Il faut également noter que les dispositifs d’imagerie d’étagère qui sont montés sur le même support d’étagère 20 que les ESL 4, sont considérablement plus épais que les ESL 4. Ceci s’explique par le fait que les éléments internes des dispositifs d’imagerie d’étagère comprennent une batterie, des connecteurs et d’autres éléments. Ainsi, comme illustré sur la , étant donné que les faces arrière des dispositifs d’imagerie d’étagère 1 et les ESL 4 sont alignés contre le support d’étagère 20 lorsque les dispositifs d’imagerie d’étagère et les ESL 4 sont montés sur la même étagère 3, les faces avant des dispositifs d’imagerie d’étagère 1 s’étendent davantage à l’avant que les faces avant des ESL 4. L’épaisseur des dispositifs d’imagerie d’étagère 1 est typiquement supérieure à 1,5 cm, alors que l’épaisseur d’une ESL 4 est d’approximativement 10 mm.
On sait également prévoir une ESL 4 avec un mécanisme de blocage spécifique qui peut être activé en utilisant un outil d’extraction magnétique. Ce mécanisme et cet outil d’extraction sont, par exemple, décrits dans le brevet français FR2765019B1. Cependant, en raison de l’épaisseur du dispositif d’imagerie d’étagère 1, la mise en œuvre du mécanisme de blocage décrit dans le brevet français FR2765019B1 dans les dispositifs d’imagerie d’étagère 1 nécessite un outil d’extraction magnétique générant un magnétisme résiduel de plus de 1,4 Tesla. Cette quantité de magnétisme résiduel peut créer des inconvénients, tels que des perturbations sur les dispositifs d’imagerie d’étagère 1 ou l’activation indésirée des dispositifs médicaux, tels que des stimulateurs cardiaques, portés par l’utilisateur.
L’invention a pour but de résoudre les inconvénients mentionnés ci-dessus, en prenant également en compte que le dispositif d’imagerie d’étagère est monté sur la même étagère 3 que les ESL 4, et en prenant également en compte l’épaisseur significative (c'est-à-dire supérieure à 2 cm) des dispositifs d’imagerie d’étagère 1, par rapport à l’épaisseur plus fine des ESL 4.
Présentation générale de l’invention Un objet de l’invention est un dispositif d’imagerie d’étagère pour un support d’étagère, dans lequel le support d’étagère est installé sur un bord d’étagère et comprend une section de réception configurée pour recevoir des étiquettes d’étagère électroniques sur le support d’étagère. Le dispositif d’imagerie d’étagère comprend un côté arrière configuré pour être monté de manière amovible dans la section de réception, un côté avant opposé au côté arrière, un capteur optique configuré pour acquérir une image des étagères orientées vers le côté avant, un élément de mise en prise pour mettre en prise la section de réception afin de bloquer le dispositif d’imagerie d’étagère dans le support d’étagère, lorsque l’élément de mise en prise fait saillie du dispositif d’imagerie d’étagère au niveau de ou derrière le côté arrière du dispositif d’imagerie d’étagère et un actionneur configuré pour déplacer l’élément de mise en prise entre une position de blocage où le dispositif d’imagerie d’étagère est bloqué dans le support d’étagère, et une position libre dans laquelle le dispositif d’imagerie d’étagère est libre d’être déplacé par rapport au support d’étagère. L’actionneur comprend un élément magnétique qui s’étend entre une extrémité avant positionnée à proximité du côté avant et/ou à proximité d’un côté latéral du dispositif d’imagerie d’étagère, et une extrémité arrière reliée à l’élément de mise en prise.
Dans la présente demande de brevet, « à proximité du côté avant » signifie que la distance entre l’extrémité avant de l’actionneur et le côté avant est comprise entre 1 mm et 2 mm, de manière avantageuse 1,5 mm.
Dans la présente demande de brevet, « à proximité du côté latéral » signifie que la distance entre l’extrémité avant de l’actionneur et le côté latéral est comprise entre 1 mm et 2 mm, de manière avantageuse 1,5 mm.
Etant donné que l’extrémité avant est à proximité du côté avant du dispositif d’imagerie d’étagère, cela permet d’utiliser un outil d’extraction magnétique ayant un aimant avec un magnétisme résiduel inférieur à 1,4 Tesla et de manière avantageuse compris entre 1,29 Tesla et 1,32 Tesla.
Par conséquent, l’outil d’extraction magnétique utilisé pour débloquer le dispositif d’imagerie d’étagère réduit les perturbations sur le dispositif d’imagerie d’étagère et réduit le risque d’activations indésirables des dispositifs médicaux, tels que des stimulateurs cardiaques, portés par l’utilisateur.
En outre, en raison de son magnétisme résiduel limité uniquement à 1,4 Tesla, le même outil d’extraction magnétique utilisé pour débloquer l’ESL peut également être utilisé avec le dispositif d’imagerie d’étagère de l’invention.
Le dispositif défini ci-dessus peut comprendre les caractéristiques avantageuses et non limitatives suivantes, prises seules ou dans n’importe quelle combinaison techniquement réalisable :
- l’élément magnétique de l’actionneur est une plaque métallique s’étendant le long d’un plan perpendiculaire au côté avant, parallèle au côté latéral et à proximité du côté latéral, une longueur de la plaque métallique est comprise entre 2 cm et 3 cm, de préférence 2,5 cm et/ou une largeur de la plaque métallique est comprise entre 0,5 cm et 1,5 cm, de préférence 0,9 cm et/ou une épaisseur de la plaque métallique est comprise entre 0,8 mm et 1,2 mm, de préférence 1 mm,
- l’extrémité avant est située entre 1 mm et 2 mm, de préférence 1,5 mm du côté avant du dispositif d’imagerie d’étagère,
En référence aux figures 4A-4B, le dispositif d’alignement magnétique 1 comprend une plateforme motorisée 2, un élément de chauffe 3, un élément de refroidissement 4 et un générateur de flux magnétique unidirectionnel 5.
La plateforme motorisée 2 est montée mobile sur un bâti et agencée pour assurer une translation du tube T suivant son axe X longitudinal. La vitesse de translation du tube T est contrôlable. La plateforme motorisée 2 comprend par exemple un chariot qui est entrainé en translation le long d’un rail par un moteur et qui est pourvu de moyens de serrage d’une extrémité de tube T.
L’élément de chauffe 3 est fixe par rapport au bâti et est agencé pour augmenter localement la température du mélange M contenu dans le tube T jusqu’à une température de chauffe prédéterminée. La température de chauffe est comprise entre la température de transition vitreuse (Tg) du liant au-dessous de laquelle ledit liant est dit vitreux et présente le comportement d’un corps solide élastique, et la température de Curie des particules magnétiques de la poudre au-dessus de laquelle lesdites particules magnétiques perdent leurs propriétés ferromagnétiques. La température de chauffe est choisie de façon à ce qu’à cette température, le liant utilisé soit à la fois suffisamment liquide pour permettre une orientation des particules magnétiques via le générateur de flux magnétique unidirectionnel 5, et suffisamment solide pour empêcher tout mouvement des particules magnétiques dû au déplacement du tube T via la plateforme motorisée 2. L’élément de chauffe 3 comprend ici un collier de chauffage agencé pour s’étendre autour d’un tronçon du tube T et pour parcourir la totalité du tube T au fur et à mesure que ledit tube T se déplace suivant son axe X via la plateforme motorisée 2. Le collier de chauffage est par exemple de type résistif.
L’élément de refroidissement 4 est fixe par rapport au bâti et est agencé pour diminuer localement la température du mélange M chauffé par l’élément de chauffe 3, jusqu’à une température de refroidissement prédéterminée. La température de refroidissement est inférieure à la température de transition vitreuse (Tg) du liant et est choisie de manière à ce qu’à ladite température de refroidissement, le liant utilisé soit suffisamment solide ou visqueux pour empêcher tout mouvement des particules magnétiques. L’élément de refroidissement 4 comprend ici un collier de refroidissement agencé pour s’étendre autour d’un tronçon du tube T et pour parcourir la totalité du tube T au fur et à mesure que ledit tube T se déplace suivant son axe X via la plateforme motorisée 2. Le collier de refroidissement 4 est par exemple une bague en cuivre refroidie par circulation d’eau ou par pulvérisation d’un gaz en décompression.
Le générateur de flux magnétique unidirectionnel 5 est disposé entre l’élément de chauffe 3 et l’élément de refroidissement 4, et est agencé pour soumettre localement le mélange M chauffé par l’élément de chauffe 3 à un flux magnétique F unidirectionnel. Ce flux magnétique F s’étend dans le plan P de magnétisation comprenant l’axe X longitudinal du tube T et a une direction variant de façon continue en fonction du déplacement du tube T via la plateforme motorisée 2 en pivotant autour d’un point O fixe appelé point d’alignement magnétique. Ce point O d’alignement magnétique appartient à l’axe X longitudinal du tube T et est ici agencé sensiblement à égale distance de l’élément de chauffe 3 et de l’élément de refroidissement 4. Le flux magnétique F a une intensité suffisante pour orienter, suivant la direction du flux magnétique F, les particules magnétiques du mélange M chauffé par l’élément de chauffe 3.
Le générateur de flux magnétique unidirectionnel 5 comprend un électro-aimant comportant ici une première bobine 5.1 électromagnétique d’axe X 1 et une deuxième bobine 5.2 électromagnétique d’axe X 2 . La première bobine 5.1 et la deuxième bobine 5.2 sont sélectivement alimentées par respectivement un premier courant électrique et un deuxième courant électrique. Les axes X 1 , X 2 des première et deuxième bobines 5.1, 5.2 sont perpendiculaires et s’étendent dans le plan P de magnétisation.
L’électroaimant formé par la première bobine 5.1 et la deuxième bobine 5.2 est ici porté par un plateau 5.3 motorisé qui est monté mobile sur le bâti pour assurer une rotation de l’électroaimant dans le plan P de magnétisation, sensiblement autour du point O d’alignement magnétique.