FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

ITER magnet design and R&D

N Mitchell1999年Fusion Engineering and DesignIF 1.7出版社

AbstractThe magnet design described in the ITER final design report (FDR) has a ‘bucked’ configuration, with the toroidal field (TF) coils resting against the central solenoid (CS). The TF conductor design uses a circular Incoloy 908 jacket, containing a cable of Nb3Sn strands. The conductor is insulated and embedded into a groove cut in each side of a steel plate to form a double pancake. The winding pack is formed from a stack of such plates. The CS, to provide a smooth cylindrical outer surface to support the high pressure applied by the TF coils, is layer wound using a square shaped Nb3Sn conductor to form a single monolithic coil. Overturning forces on the TF are reacted by crowns resting above and below the TF coil inner leg, as well as an outer intercoil structure and a massive case surrounding the winding pack. The design was conceived as a compact structure for optimum cost and reliability under the engineering design activity (EDA) requirements. The magnets are required to operate for 50 000 full power plasma pulses. The bucked concept suppresses fatigue in the CS, but the overturning forces applied on the TF coil inner leg cases, as they press on the CS, induce limiting shear stresses in the CS. The plasma position and shape can be adequately controlled by the poloidal field coil system, including a single monolithic CS coil. R&D for the magnets has concentrated on the production of two large model coils representative of the CS and TF configurations, but has also included extensive investigations into superconducting cable behaviour, insulation and structural material properties. Testing of the model coils will not occur before 1999 but many of the principles included in the magnet design and operation have already been confirmed. Valuable data on production costs and critical tolerances has also been obtained, for strand, conductor, windings and structures.

日本語訳

ITER最終設計報告書(FDR)に記載されたマグネット設計は「バックド」構成を採用しており、トロイダル磁場(TF)コイルは中心ソレノイド(CS)に密着して配置されている。TF導体設計は円形のインコロイ908ジャケットを使用し、その内部にNb3Snケーブルを収納している。導体は絶縁され、鋼板の各側面に設けられた溝に埋め込まれ、ダブルパンケーキを形成する。巻線パックはこのような鋼板を積層して構成される。CSは、TFコイルによって加えられる高圧力を支持するための滑らかな円筒外面を提供するため、角形Nb3Sn導体を用いてレイヤー巻きされ、単一のモノリシックコイルを形成する。TFコイルに作用する転倒力は、TFコイル内側レッグの上下に配置されたクラウン、ならびに外側のインターフィル構造および巻線パックを取り囲む大型ケースによって支持される。この設計は、工学設計活動(EDA)要件の下で、最適なコストと信頼性を実現するためのコンパクト構造として構想された。マグネットは50,000回のフルパワープラズマパルス運転が要求される。バックドコンセプトはCSの疲労を抑制するが、TFコイル内側レッグケースに加わる転倒力がCSに圧縮力として作用する際、CSにせん断応力を誘起する。プラズマ位置と形状は、単一のモノリシックCSコイルを含むポロイダル磁場コイルシステムによって適切に制御可能である。マグネットの研究開発は、CSおよびTF構成を代表する2つの大型コイルの製作に重点が置かれてきたが、超伝導ケーブルの挙動、絶縁、構造材料特性に関する広範な調査も含まれている。モデルコイルの試験は1999年以前には実施されないが、マグネット設計と運転に関わる多くの原理はすでに確認されている。ストランド、導体、巻線、構造に関する製造コストと重要公差についての貴重なデータもすでに得られている。

装置

iter高精度(タイトル一致)

wiki

ITER
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

Key engineering features of the ITER-FEAT magnet system and implications for the R&D programme

2001Nuclear Fusion

The ITER magnet system

1997Fusion Engineering and Design

Key features of the ITER-FEAT magnet system

2001Fusion Engineering and Design

The ITER-FEAT toroidal field structures

2001Fusion Engineering and Design

The ITER toroidal field model coil (TFMC)

1999Fusion Engineering and Design

Protection measures for selected ITER magnet system off-normal conditions

1998Fusion Engineering and Design

The ITER magnet systems: progress on construction

2014Nuclear Fusion

Completion of the ITER toroidal field model coil

2001Fusion Engineering and Design

Design and verification of superconducting magnet supports in the ITER magnet cold test bench

2025Nuclear Fusion

A tokamak with nearly uniform coil stress based on the virial theorem

2004Nuclear Fusion