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Essais Complémentaires des bobines supraconductrices du tokamak JT60SA

TITRE : Modélisation et Analyses des Essais Complémentaires des Bobines Supraconductrices TF du tokamak JT-60SA dans la Cold Test Facility (CTF).

 

JT-60SA (Japon) et ITER (France) sont des projets internationaux de tokamaks, actuellement en cours de construction. Ces installations visent à démontrer la faisabilité de la production d’énergie par fusion thermonucléaire à confinement magnétique. Le système cryo-magnétique confinant le plasma est constitué d’une usine cryogénique et d’aimants supraconducteurs refroidis à des températures d’environ 5 K. Ce système produit des champs magnétiques de plusieurs teslas dans des volumes de l’ordre de plusieurs centaines de m3 et son coût représente environ un tiers de celui du tokamak. Les conducteurs supraconducteurs utilisés dans les aimants sont dits de type câble-en-conduit (CICC). Ils sont constitués de brins supraconducteurs dans une gaine en acier inoxydable, et sont refroidis par circulation forcée d’hélium supercritique. Pour le projet JT-60SA, 20 bobines de champ toroïdal, dits TF, ont été fabriquées par General Electric (ex-Alstom, France) et ASG (Italie). Ces bobines ont été testées et validées avec succès dans la station d’essais « Cold Test Facility » (CTF, CEA-Saclay). Les tests de réception, réalisés avant l’envoi des aimants au Japon, ont notamment consisté en une montée progressive de la température d’entrée de la bobine de 4.5 K (température normale d’opération) jusqu’à la température de quench (transition résistive du supraconducteur) d’environ 7.5 K.


Le stage consistera à modéliser les résultats expérimentaux, obtenus courant 2018, dans le cadre d’un programme d’Essais complémentaires, sur les bobines Toroïdales de rechange TFC19 et TFC02 de JT-60SA, avec le code SuperMagnet (fortran, CryoSoft), couplant le code THEA (Thermohydraulique 1-D du CICC) et Flower (circuit cryogénique externe). Ces essais complémentaires ont également été réalisés sur la CTF au CEA de Saclay. Pour l’essentiel, durant ces tests, différents paramètres et conditions d’opération ont été modifiés : débits d’hélium supercritique dans le bobinage et les CICC, vitesse de montée en température (jusqu’au quench), courants réduits dans l’aimant, seuil de détection (tension et temps de délai) du quench. Il s’agira durant ce stage, de mettre au point les différents fichiers de données nécessaires aux calculs. Une fois ce travail réalisé, des simulations seront effectuées (avec les différents paramètres de tests), et comparées aux résultats expérimentaux afin de définir la gamme d’opération la plus étendue possible mais restant admissible, compte tenu des impératifs de sécurité des composants et de la machine. Entre autre, la température maximale du conducteur après quench sera évaluée. Des extrapolations et recommandations sur le fonctionnement des aimants dans le tokamak durant les scénarios d’opération (plasma, décharge rapide, disruption) pourront être proposées.

Mise à jour : 29/11/2018
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