Thermo-hydraulic behaviour of dual channel superconducting Cable-In-Conduit Conductors for ITER - TEL - Thèses en ligne Accéder directement au contenu
Thèse Année : 2006

Thermohydraulisches Verhalten des Innengekühlten Zweikanalrohrsupraleiterkabels für ITER

Thermo-hydraulic behaviour of dual channel superconducting Cable-In-Conduit Conductors for ITER

Comportement thermo-hydraulique des supraconducteurs de type Câble-En-Conduit à double canal pour ITER

Résumé

Um die Kryogen-Benutzung und -Kontrolle der Supraleitenden Großmagneten für die Kernfusion (ITER) zu optimieren, wurde der Zweikanalrohrsupraleiterkabel (CICC) mit einer zentralen Spirale entworfen. Der Zentralkanal soll einen minimalen hydraulischen Widerstand und einen schnellen Heliumverkehr gewährleisten, führt jedoch zu einer schwierigeren Abkühlung des Kabels. Das qualitative und ökonomische Grundprinzip der Leiterspirale wird hier durch die Begrenzung der Supraleitertemperatur gerechtfertigt. Der Druckabfall der zentralen Spirale wird experimentell am Stickstoff und danach am Druckwasser ausgewertet und daraus ein hydraulisches Modell vorgeschlagen. Die Temperaturen im Kabel müssen quantitativ bekannt sein, um Hitzestörungen des Supraleiters während des Betriebes der Spule zu verhindern, sowie um ausreichende Spielräume mit entsprechend niedriger Eintrittstemperatur einzustellen. Es wurden analytische eindimensionale Modelle entwickelt, um die thermische Kopplung zwischen den Kanälen des CICC im Dauer- und Übergangszustand besser zu verstehen. Die Messung der Raum- und Zeit-Konstanten liefert eine Versuchsbewertung der internen thermischen Homogenisierung. Es wird ein einfaches und ausdrückliches Modell des globalen Zwischenkanal-Wärmeaustauschkoeffizienten vorgeschlagen. Das bestehende Thermosiphonrisiko zwischen den zwei Kanälen bei vertikale Fusionsspulen verweist auf ein Kriterium. Das neue hydraulische Modell, das Wärmeaustauschmodell und das Kriterium des Thermosiphonrisikos erlauben schließlich die thermohydraulische Optimierung der Kabel-Zentralspirale.
In an effort to optimise the cryogenics of large superconducting coils for fusion applications (ITER), dual channel Cable-In-Conduit Conductors (CICC) are designed with a central channel spiral to provide low hydraulic resistance and faster helium circulation. The qualitative and economic rationale of the conductor central channel is here justified to limit the superconductor temperature increase, but brings more complexity to the conductor cooling characteristics. The pressure drop of spirals is experimentally evaluated in nitrogen and water and an explicit hydraulic friction model is proposed. Temperatures in the cable must be quantified to guarantee superconductor margin during coil operation under heat disturbance and set adequate inlet temperature. Analytical one-dimensional thermal models, in steady state and in transient, allow to better understand the thermal coupling of CICC central and annular channels. The measurement of a heat transfer characteristic space and time constants provides cross-checking experimental estimations of the internal thermal homogenisation. A simple explicit model of global interchannel heat exchange coefficient is proposed. The risk of thermosiphon between the two channels is considered since vertical portions of fusion coils are subject to gravity. The new hydraulic model, heat exchange model and gravitational risk ratio allow the thermohydraulic optimisation of a CICC central spiral.
Afin d’optimiser le contrôle cryogénique des aimants supraconducteurs pour la fusion (ITER), les conducteurs de type câble en conduit à double canal (CICC) comprennent un canal central qui assure une résistance hydraulique minimale et une circulation d’hélium rapide. Le canal central constitué d’une spirale limite la température des supraconducteurs, mais complique singulièrement le refroidissement du câble. Les pertes de charge de la spirale centrale sont évaluées en azote puis en eau pressurisée ; un modèle de friction hydraulique est ainsi proposé. Les températures doivent être connues dans le câble, afin de garantir le fonctionnement des supraconducteurs sous charge thermique. Il est alors possible de définir les marges et de fixer la température d’entrée. Des modèles 1D analytiques en régime permanent et transitoire ont été développés afin de mieux comprendre le couplage thermique entre les canaux du CICC. La mesure des constantes caractéristiques d’espace et de temps fournit une évaluation expérimentale de l’homogénéisation thermique interne. Un modèle simple et explicite du coefficient d’échange intercanal est proposé. Le risque de thermosiphon existant entre les deux canaux pour les parties verticales des bobines de fusion est évalué grâce à un critère. Les nouveaux modèles hydrauliques, thermiques et le critère de risque de thermosiphon permettent l’optimisation thermo-hydraulique de la spirale centrale de CICC.
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Citer

Bertrand Renard. Thermo-hydraulic behaviour of dual channel superconducting Cable-In-Conduit Conductors for ITER. Reactive fluid environment. Université de provence; CEA Cadarache, 2006. English. ⟨NNT : ⟩. ⟨tel-01795347⟩
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