184 research outputs found
Le polyimide-alumine : un isolant performant utilisé dans un aimant supraconducteur refroidi à l'hélium superfluide
No full textThe toroidal magnet of TORE SUPRA is made up of 18 coils, each one consisting of a superconducting winding enclosed inside a thick stainless steel casing dedicated to withstand the electromagnetic forces. The superconducting winding is cooled by a superfluid helium bath at 1.8 K ; the thick casing is cooled by a supercritical helium flow at 4.2 K. The chocks between winding and thick casing provide as well the thermal insulation between 1.8 K and 4.2 K as the transmission of loads from the winding to the casing. To meet this two requirements it prooved out necessary to develop a new material : polyimide-alumina. The development program resulted in the achievement of an industrial production of this material, which allowed the realisation of the magnet in conformity with the specifications.L'aimant toroïdal de TORE SUPRA se compose de 18 bobines, chacune d'entre elles étant constituée d'un bobinage supraconducteur enfermé dans un boîtier épais en acier inoxydable destiné à supporter les efforts électromagnétiques. Le bobinage supraconducteur est refroidi par un bain d'hélium superfluide à 1,8 K ; le boîtier épais est refroidi par une circulation d'hélium supercritique à 4,2 K. Le système de calage entre bobinage et boîtier épais assure à la fois l'isolation thermique entre 1,8 K et 4,2 K et la transmission des efforts du bobinage au boîtier. Pour répondre à ces deux impératifs il s'est avéré nécessaire de développer un matériau nouveau : le polyimide-alumine. Le programme de développement a abouti à la mise au point d'une production industrielle de ce matériau, ce qui a permis la réalisation de l'aimant conformément aux spécifications
The effects of HIP thermal cycles and neutron irradiation on metallurgy and fracture toughness of Cu/SS joints
No full text
Les aimants supraconducteurs d’ITER
No full textLe coeur du tokamak d’ITER est le plasma. Celui-ci est confiné et mis en forme par une combinaison de champs magnétiques créés par trois systèmes d’aimants : les aimants toroïdaux (TF), le solénoïde central (CS) et les aimants poloïdaux (PF).
Les 18 bobines du système TF sont en forme de D, avec des dimensions externes d’environ 15 x 8 m, et une section transversale de 1,5 x 1,5 m. Elles sont réparties autour d’un tore et chaque jambe interne s’appuie l’une sur l’autre pour former une voûte. La valeur de champ magnétique toroïdal sur l’axe de plasma est de 5,3 T, ce qui conduit à un champ maximum sur le conducteur de inférieur ou égal à 12 T. Cette valeur élevée de champ impose l’utilisation du Nb3Sn comme matériau supraconducteur, refroidi à 4,5 K par une circulation d’hélium supercritique à ~ 0,6 MPa. L’énergie magnétique totale du système toroïdal est voisine de 40 GJ, son confinement générant des forces significatives sur chaque enroulement qui sont reprises par un boîtier en acier épais résistant (100M N). Chaque aimant toroïdal pèse environ 320 t, incluant 20 t de brins supraconducteurs et 200 t d’acier.
La forme du plasma est contrôlée par les courants distribués à l’intérieur des six modules du solénoïde central (CS) et des six aimants du système poloïdal placés à l’extérieur des aimants toroïdaux. Ces aimants circulaires utilisent des supraconducteurs refroidis ici aussi par de l’hélium supercritique. Le Nb3Sn est employé dans les modules du CS où les champs atteignent 13 T tandis que NbTi peut être employé dans les bobines du PF car la valeur maximum de champ est inférieure à 6 T. Les grandes bobines PF ont un diamètre d’environ 25 m et doivent être construites sur le site d’ITER.
La conception des aimants d’ITER impose de relever plusieurs défis, qui vont de la maîtrise des marges de la performance des brins supraconducteurs Nb3Sn et NbTi “cable in conduit”, de l’électrotechnique à haute tension sous cryogénie et conditions de vide, à la fatigue mécanique des structures métalliques sous chargement magnétiques cycliques. Les aimants font partie des éléments semi permanents du tokamak, où l’accès in situ est fortement restreint et où le remplacement d’un aimant exigerait une interruption de l’exploitation de la machine de plusieurs années.
Un programme significatif de R&D a été effectué dans le monde entier pour qualifier les options de conception et les techniques de fabrication de ces bobines. Le point focal est la construction de 2 bobines modèles, une représentative du solénoïde central (CSMC) et l’autre d’une bobine du système toroïdal (TFMC), qui ont été fabriquées par l’industrie et ont nécessité l’utilisation de 30 t de Nb3Sn. Le CSMC a été testé à Naka (Japon) en 2000-2001 et le TFMC a été testé à Karlsruhe (EU) en 2001-2002. En outre, des modèles de boîtier TF ont été fabriqués par l’industrie européenne pour qualifier les techniques d’usinage et de soudage. L’optimisation des processus industriels commence maintenant en préalable à la fabrication principale.
En raison du coût du système magnétique (environ un sixième du coût de construction total), l’approvisionnement, en nature, a été réparti parmi les partenaires d’ITER. L’Europe a la charge de la moitié du bobinage TF, de 20 % du conducteur TF et du bobinage des grandes bobines TF. Une contribution importante viendra du Japon (25 % du conducteur TF, de l’ensemble conducteur CS, de la moitié du bobinage et des boîtiers TF). La fabrication pose beaucoup de défis, le plus critique étant la grande précision exigée pour la fabrication des enroulements (les tolérances acceptables sont de quelques millimètres sur des dimensions de 15-20 m), la fiabilité élevée et les procédures rigoureuses de contrôle de qualité qui seront exigées
New results and remaining issues in superconducting magnets for ITER and associated R&D in Europe
No full textCRPPSP
Mechanical behaviour of the ITER Toroidal Field Model Coil (TFMC) in the single coil test
No full text- …
