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Stability and quench analysis of toroidal field coils for ITER

ITERトロイダル磁場コイルの安定性及びクエンチ解析

高橋 良和; 吉田 清; 名原 啓博; 枝谷 昌博*; Bessette, D.*; Shatil, N.*; Mitchell, N.*

Takahashi, Yoshikazu; Yoshida, Kiyoshi; Nabara, Yoshihiro; Edaya, Masahiro*; Bessette, D.*; Shatil, N.*; Mitchell, N.*

ITER-TFコイルは、18個のD型コイルで構成されている。運転電流値は68kA,最大磁場は11.8T,全蓄積エネルギーは約41GJである。導体はNb$$_{3}$$Snのケーブル・イン・コンジット(CIC)型で、中心チャンネルを有し、冷却長は約380mである。コイルの性能を十分な精度で予測するために、磁場が高く、温度マージンの小さい部分について、熱流体解析コードを用いて、安定性を解析した。TF巻線部,コイル容器,冷凍機の熱交換器を含む全系の熱流体解析は準3次元モデルのコードVINCENTAで行った。安定性解析は、1次元モデルの熱流体及び電気的解析コードGANDALFを用いて行った。流路の出入口における境界条件はVINCENTAの結果を用いた。素線の機械的動きによる擾乱とプラズマ・ディスラプションによる擾乱の2通りの場合を想定して、安定性解析を行った。その結果、TFコイルは、十分な安定性マージンを有し、安定に運転できることが示された。また、クエンチ時における導体の最高温度を解析した結果、設計基準の150K以下であったので、クエンチしてもコイルは健全であることが確認できた。

The ITER TF coils consists of 18 D-shape coils. The operating current, the maximum field and the stored magnetic energy are 68 kA, 11.8 T and 41 GJ, respectively. A Nb$$_{3}$$Sn cable-in-conduit conductor with a central channel is used, with a cooling length of 380 m. An accurate prediction of the coil performance requires, in addition to assessments of the superconductor behavior, a thermohydraulic analysis of the supercritical He. The overall thermohydraulic conditions were simulated by the full-scale quasi three dimensional code VINCENTA. Analysis of stability and quench was carried out using one dimensional Gandalf electric and thermohydraulic code. An interface was written between these codes. The stability margin against the mechanical disturbance and due to a plasma disruption was estimated. In the quench analysis, the temperature rise during the fast discharge was calculated. According to these results, it is confirmed that the TF coils will be operated with the designed performance.

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分野:Engineering, Electrical & Electronic

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