RGN N° 1 Janvier-Février 2007 p. 60–61

Les aimants supraconducteurs d’ITER

Overview of the ITER Superconducting Magnets

¹ DSM/DRFC, Association Euratom CEA, Cadarache (France)
² ITER IT Team

Résumé

Le coeur du tokamak d’ITER est le plasma. Celui-ci est confiné et mis en forme par une combinaison de champs magnétiques créés par trois systèmes d’aimants : les aimants toroïdaux (TF), le solénoïde central (CS) et les aimants poloïdaux (PF).

Les 18 bobines du système TF sont en forme de D, avec des dimensions externes d’environ 15 x 8 m, et une section transversale de 1,5 x 1,5 m. Elles sont réparties autour d’un tore et chaque jambe interne s’appuie l’une sur l’autre pour former une voûte. La valeur de champ magnétique toroïdal sur l’axe de plasma est de 5,3 T, ce qui conduit à un champ maximum sur le conducteur de inférieur ou égal à 12 T. Cette valeur élevée de champ impose l’utilisation du Nb₃Sn comme matériau supraconducteur, refroidi à 4,5 K par une circulation d’hélium supercritique à ~ 0,6 MPa. L’énergie magnétique totale du système toroïdal est voisine de 40 GJ, son confinement générant des forces significatives sur chaque enroulement qui sont reprises par un boîtier en acier épais résistant (100M N). Chaque aimant toroïdal pèse environ 320 t, incluant 20 t de brins supraconducteurs et 200 t d’acier.

La forme du plasma est contrôlée par les courants distribués à l’intérieur des six modules du solénoïde central (CS) et des six aimants du système poloïdal placés à l’extérieur des aimants toroïdaux. Ces aimants circulaires utilisent des supraconducteurs refroidis ici aussi par de l’hélium supercritique. Le Nb₃Sn est employé dans les modules du CS où les champs atteignent 13 T tandis que NbTi peut être employé dans les bobines du PF car la valeur maximum de champ est inférieure à 6 T. Les grandes bobines PF ont un diamètre d’environ 25 m et doivent être construites sur le site d’ITER.

La conception des aimants d’ITER impose de relever plusieurs défis, qui vont de la maîtrise des marges de la performance des brins supraconducteurs Nb3Sn et NbTi “cable in conduit”, de l’électrotechnique à haute tension sous cryogénie et conditions de vide, à la fatigue mécanique des structures métalliques sous chargement magnétiques cycliques. Les aimants font partie des éléments semi permanents du tokamak, où l’accès in situ est fortement restreint et où le remplacement d’un aimant exigerait une interruption de l’exploitation de la machine de plusieurs années.

Un programme significatif de R&D a été effectué dans le monde entier pour qualifier les options de conception et les techniques de fabrication de ces bobines. Le point focal est la construction de 2 bobines modèles, une représentative du solénoïde central (CSMC) et l’autre d’une bobine du système toroïdal (TFMC), qui ont été fabriquées par l’industrie et ont nécessité l’utilisation de 30 t de Nb₃Sn. Le CSMC a été testé à Naka (Japon) en 2000-2001 et le TFMC a été testé à Karlsruhe (EU) en 2001-2002. En outre, des modèles de boîtier TF ont été fabriqués par l’industrie européenne pour qualifier les techniques d’usinage et de soudage. L’optimisation des processus industriels commence maintenant en préalable à la fabrication principale.

En raison du coût du système magnétique (environ un sixième du coût de construction total), l’approvisionnement, en nature, a été réparti parmi les partenaires d’ITER. L’Europe a la charge de la moitié du bobinage TF, de 20 % du conducteur TF et du bobinage des grandes bobines TF. Une contribution importante viendra du Japon (25 % du conducteur TF, de l’ensemble conducteur CS, de la moitié du bobinage et des boîtiers TF). La fabrication pose beaucoup de défis, le plus critique étant la grande précision exigée pour la fabrication des enroulements (les tolérances acceptables sont de quelques millimètres sur des dimensions de 15-20 m), la fiabilité élevée et les procédures rigoureuses de contrôle de qualité qui seront exigées.

Abstract

The core of the ITER tokamak is the plasma. This is confined and shaped by a combination of magnetic fields from three main coil sets: toroidal field (TF) coils, central solenoid (CS) coils and poloidal field (PF) coils.

The 18 TF coils are D shaped, with outer dimensions of about 15 x 8 m, and a cross-section of about 1.5 x 1.5 m. They are distributed around a torus and the inner legs abutt each other to form a vault. The toroidal magnetic field value on the plasma axis is 5.3 T, which leads to a maximum field on the conductor inférieur ou égal à 12 T. Because of this high field value, Nb₃Sn is used as superconducting material, cooled at 4.5 K by a flow of supercritical helium at ~ 0.6 MPa. The total magnetic energy in the toroidal field is around 40 GJ, the confinement of which leads to significant forces on each coil restrained by a thick steel case to resist circumferential tension (100 MN). Each of the TF coils weighs about 320 t, including 20 t of strands and 200 t of steel.

The plasma shape is controlled by the currents distributed inside the six modules of the central

solenoid (CS) and the six large PF coils placed outside the TF coils. All these circular coils use superconductors cooled again by supercritical helium. Nb₃Sn is used in the CS modules where the fields reach 13 T whereas NbTi can be used in the PF coils since the maximum field value is lower than 6 T. The large PF coils have a diameter of about 25 m and have to be wound at the ITER site.

The coils are associated with many design issues, ranging from the superconducting performance margins of the Nb3Sn and NbTi cable in conduit conductors, through high voltage electrical engineering under cryogenic and vacuum conditions, to fatigue crack growth in massive steel structures under cyclic magnetic loads. The magnets form the “semi permanent” part of the tokamak, where in-situ access is highly restricted and replacement would require an interruption to machine operation of several years.

A significant R&D programme was carried out worldwide to qualify the design options and manufacturing techniques for these coils. The main items were two model coils, the central solenoid model coil (CSMC) and the toroidal field model coil (TFMC), both of which were manufactured in industry and used a total amount of 30 t of Nb₃Sn material. The CSMC was tested at Naka (Japan) in 2000-2001 and the TFMC was tested at Karlsruhe (Europe) in 2001-2002. In addition, models of TF coil case parts were manufactured in European industry to qualify machining and welding techniques. Optimisation of industrial processes is now starting in advance of the main fabrication.

Because of the high value of the magnets (about one sixth of the total construction cost) the supply, in kind, has been distributed among the ITER partners. Europe will procure half of the TF winding packs, 20% of the TF conductor and wind the large PF coils. A major contribution comes from Japan (25% of the TF conductor, all the CS conductor, half the TF coil windings and the TF coil cases). The manufacturing poses many challenges, most critical being the extremely high accuracy required for the manufacture of the coils (acceptable tolerances are at most a few mms on dimensions of 15-20m) and the high reliability and stringent quality control procedures that will be required.