Lotito, Davide
(2018)
Electromagnetic Analysis of Transients in the ITER PF Superconducting Joints.
[Laurea magistrale], Università di Bologna, Corso di Studio in
Ingegneria energetica [LM-DM270]
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Abstract
Il progetto ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) prevede lo sviluppo e la realizzazione di un prototipo di reattore a fusione nuceare, con lo scopo di ottenere dati sperimentali sulla fisica del plasma e verificare la stabilità e l’affidabilità di componenti ad alto contenuto tecnologico che operano in condizioni estreme di temperatura, corrente e campo magnetico.
La reazione di fusione nucleare avviene in una corrente di plasma confinata in una camera toroidale attraverso il campo magnetico prodotto da bobine superconduttive sottoposte ad alto campo magnetico (fino a 12 T) e alte correnti (fino a 100 kA), mantenute a temperature criogeniche (inferiori a 5 K) tramite una corrente di elio supercritico. I componenti del sistema magnetico di ITER devono essere adeguatamente progettati e testati per verificarne l’affidabilità durante tutta la vita utile della macchina, evitando costose operazioni di riparazione in caso di guasto; dato l’elevato costo di ogni test è necessario sviluppare modelli numerici per simulare il comportamento dei componenti in diverse condizioni operative.
In questo lavoro si analizzano, tramite due differenti modelli numerici, la resistenza elettrica in corrente continua (DC Resistance) e le perdite di energia in corrente alternata (AC Losses) del giunto superconduttivo che connette due avvolgimenti (Double Pancakes) della bobina inferiore del sistema magnetico per la generazione del campo poloiodale (Poloidal Field Coil), atto al controllo della posizione verticale della corrente di plasma. La validazione dei codici è basata sull’analisi sperimentale del campione PFJEU1 testato presso la SULTAN facility (Villigen, Switzerland) in Ottobre 2016.
Abstract
Il progetto ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) prevede lo sviluppo e la realizzazione di un prototipo di reattore a fusione nuceare, con lo scopo di ottenere dati sperimentali sulla fisica del plasma e verificare la stabilità e l’affidabilità di componenti ad alto contenuto tecnologico che operano in condizioni estreme di temperatura, corrente e campo magnetico.
La reazione di fusione nucleare avviene in una corrente di plasma confinata in una camera toroidale attraverso il campo magnetico prodotto da bobine superconduttive sottoposte ad alto campo magnetico (fino a 12 T) e alte correnti (fino a 100 kA), mantenute a temperature criogeniche (inferiori a 5 K) tramite una corrente di elio supercritico. I componenti del sistema magnetico di ITER devono essere adeguatamente progettati e testati per verificarne l’affidabilità durante tutta la vita utile della macchina, evitando costose operazioni di riparazione in caso di guasto; dato l’elevato costo di ogni test è necessario sviluppare modelli numerici per simulare il comportamento dei componenti in diverse condizioni operative.
In questo lavoro si analizzano, tramite due differenti modelli numerici, la resistenza elettrica in corrente continua (DC Resistance) e le perdite di energia in corrente alternata (AC Losses) del giunto superconduttivo che connette due avvolgimenti (Double Pancakes) della bobina inferiore del sistema magnetico per la generazione del campo poloiodale (Poloidal Field Coil), atto al controllo della posizione verticale della corrente di plasma. La validazione dei codici è basata sull’analisi sperimentale del campione PFJEU1 testato presso la SULTAN facility (Villigen, Switzerland) in Ottobre 2016.
Tipologia del documento
Tesi di laurea
(Laurea magistrale)
Autore della tesi
Lotito, Davide
Relatore della tesi
Correlatore della tesi
Scuola
Corso di studio
Ordinamento Cds
DM270
Parole chiave
ITER,joints,numerical analysis,PF coils
Data di discussione della Tesi
20 Dicembre 2018
URI
Altri metadati
Tipologia del documento
Tesi di laurea
(NON SPECIFICATO)
Autore della tesi
Lotito, Davide
Relatore della tesi
Correlatore della tesi
Scuola
Corso di studio
Ordinamento Cds
DM270
Parole chiave
ITER,joints,numerical analysis,PF coils
Data di discussione della Tesi
20 Dicembre 2018
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