The ITER toroidal field model coil project

Ulbricht, A.; Duchateau, J.L.; Fietz, W.H.; Ilyin, Y.; Nijhuis, A.

doi:10.1016/j.fusengdes.2005.07.002

Cited by 119 publications

(59 citation statements)

References 109 publications

(208 reference statements)

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…In ITER magnet system, the strands are twisted at several stages to form CICC (cable-in-conduit-conductors), carrying a high current (∼68KA) to generate a strong magnetic field (∼13T) to confine the plasma. 1 Under the consideration of functionality and stability of CICC, performance degradation and AC loss are the key issues in the design of the magnet system. 2 In recent years, attempts have been made to study the electromagnetic behaviors of some superconductors by numerical simulation.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Electromagnetic behaviors of superconducting Nb3Sn wire under a time-dependent current injection

Gao

2014

AIP Advances

View full text Add to dashboard Cite

We build a 3D model to analyze the electromagnetic behaviors of Nb3Sn filamentary strand exposed to a time-varying current injection, under the consideration of n value and strain effect. Electromagnetic behaviors, performance degradation and AC loss are investigated. Results show that the filament bundles prevent a further field penetration from the outer shell into the interior matrix. Different current/field profiles occur in the strand and outside. Compared to the critical current, the average transport current keeps a high value with little change over a broader strain range, and has a larger magnitude by several orders of magnitude. Increasing the strain results in a suppression of the current transport capacity, and part of the current is expelled into the metal matrix causing larger AC loss. The larger twist pitch implies a longer current circuit and more magnetic flux enclosed, thus increasing the loss. More details are presented in the paper.

show abstract

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Electromagnetic behaviors of superconducting Nb3Sn wire under a time-dependent current injection

Gao

2014

AIP Advances

View full text Add to dashboard Cite

show abstract

“…JADA investigated cold leaks in the following fusion SC magnets: the TF and CS model coils in ITER-EDA [4][5][6], Large Helical Device (LHD) at the National Institute for Fusion Science [7], Demo Poloidal Coils at JAEA (DPC) [8][9][10], and KSTAR. The numbers of joints and terminals, including helium inlets or outlets, were as follows: TF and CS model coils, 86; LHD, 54; DPC, 17; and KSTAR, 64 terminals, 327 joints including busbars.…”

Section: Examplesmentioning

confidence: 99%

Risk Assessment for ITER TF Coil Manufacturing

Ueno

Matsui

Nishino

et al. 2013

Plasma and Fusion Research

View full text Add to dashboard Cite

The Japan Domestic Agency (JADA) for ITER will procure toroidal field (TF) coil structures and winding packs and assemble them into a final TF coil configuration. Because the manufacturing schedule of the TF coils is a critical path toward the first plasma of ITER, coil manufacturing must be successful and proceed on schedule. Therefore, risk assessment and management for its manufacturing are essential. JADA performed a risk assessment on the basis of past manufacturing experiences and a risk mitigation policy for ITER-TF coil manufacturing. The results show that risks can be mitigated to a level that we can assure sufficient quality of the TF coil by sound design, manufacturing, and quality management processes that are developed through R&D activities and the use of prototypes.

show abstract

“…Однако даже сброс тока при 5 кВ и разных давле-ниях, планировавшийся в качестве испытаний Пашена этой катушки с неадекватным, но, по крайней мере, частичным моделированием влияния магнитного поля, проведён не был, так как один из вводов электрического тока закоротился на землю после установки магнита в криостат. Испытания при хорошем вакууме удалось провести при однополярном напряжении 0-4,4 кВ вместо запланированных 5 кВ, а при имитации потери вакуума напряжение не превышало 1 кВ [11].…”

Section: ситуация с проектами новых больших установокunclassified

Necessity of Reliability Enhancement for Forced Cooled Super-Conducting Magnet Systems

Ivanov¹,

Kolbasov²,

Lelekhov³

et al. 2012

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Сверхпроводящие магниты (СМ) для термоядерных установок последних поколений, как правило, имеют принудительное охлаждение, позволяющее сделать надёжную изоляцию катушек, применяя технологию «вакуумирование-пропитка под давле-нием» (ВПД). Для СМ этого типа характерно большое количество гелиевых, токовых и диагностических коммуникаций вокруг магнита. При быстрых изменениях тока на них наводится высокое напряжение. Эти коммуникации расположены в вакууме криостата, который обеспечивает их изоляцию. Однако вакуум может быть нарушен, и тогда одновременно теряются его тепло-и электроизоляционные свойства. При этом магнит переходит в нормальное состояние, включается защитный вывод тока при высоком напряжении, которое вызывает пробой, переходящий в электрическую дугу. Пробой также может произойти, когда нарушение вакуума сопровождает переход СМ в нормальное состояние по иной причине или когда напряжение на выводах магнита токамака наводится при получении плазмы, управлении её равновесием и формой, росте или срыве тока в ней. Подоб-ные аварии произошли в шести СМ токамаков с принудительным охлаждением 17 раз. Причём все пробои начинались на ком-муникациях, изоляция которых делалась обмоткой изоляционными лентами разных типов, но без применения технологии ВПД, используемой лишь в катушках. Столь многочисленные аварии показывают, что на всех внутренних коммуникациях СМ нужна такая же надёжная изоляция, как на самих катушках. Для этого над ними должны быть установлены вакуумно-плотные зазем-лённые чехлы из нержавеющей стали с зазором, заполненным твёрдым изоляционным материалом, например, по технологии ВПД или замерзшим азотом. Это позволит сделать изоляцию внутренних коммуникаций СМ надёжной и не зависящей от усло-вий в криостате, а также облегчит и ускорит её испытания. Кроме того, чехлы исключат течи гелия в криостат, создавая второй вакуумно-плотный барьер, позволяющий искать и устранять течи гелия на собранном магните, что значительно увеличит на-дёжность магнитной системы и позволит избежать необходимости испытаний всех катушек до сборки.Ключевые слова: сверхпроводящий магнит, надёжность, термоядерная установка, принудительное охлаждение, электрическая изоляция. The latest superconducting magnets (SM) for fusion are generally forced-cooled. This allows to get a reliable magnet coil insulation using "vacuum -pressure impregnation" (VPI) technology. The SM of this type are surrounded with many cryogenic, electric and diagnostic communications. A high voltage is induced on them at fast current variations. They have a good insulation being placed in cryostat vacuum. However in the case of vacuum loss the heat-insulating and electrical insulating performances of the cryostat medium are being lost simultaneously. It results in SM transition into normal state, fast protective current dump at high voltage, breakdown and arc. The same can occur if vacuum loss would accompany SM transition into normal state by any other reason, or when high voltage on magnet leads is induced by plasma initiation or controlling as well as by plas...

show abstract

The ITER toroidal field model coil project

Cited by 119 publications

References 109 publications

Electromagnetic behaviors of superconducting Nb3Sn wire under a time-dependent current injection

Electromagnetic behaviors of superconducting Nb3Sn wire under a time-dependent current injection

Risk Assessment for ITER TF Coil Manufacturing

Necessity of Reliability Enhancement for Forced Cooled Super-Conducting Magnet Systems

Contact Info

Product

Resources

About