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MEMORIAS DEL XXVII CONGRESO INTERNACIONAL ANUAL DE LA SOMIM 22 al 24 DE SEPTIEMBRE DE 2021 PACHUCA, HIDALGO, MÉXICO
Tema A1a Diseño Mecánico: diseño de sistema magnético-térmico
Consideraciones de diseño y de estudio térmico sobre la bobina D-shaped para el Tokamak “T”
E. Chapaa, M. Salvadora, F. A. Sánchezb, H. G. Ramírezb, S. Martínezb, A. Acostaa
a Grupo de Investigación en Fusión, Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica, Universidad Autónoma de Nuevo León, Av. Universidad s/n. Ciudad
Universitaria, San Nicolás de los Garza, Nuevo León, C.P. 66455, México. b Grupo de Energías Térmica y Renovable, Facultad de Ingeniería Mecánica y Eléctrica, Universidad Autónoma de Nuevo León, Av. Universidad s/n.
Ciudad Universitaria, San Nicolás de los Garza, Nuevo León, C.P. 66455, México.
* Contacto: [email protected], [email protected]
R E S U M E N
El presente trabajo cubre los estudios inherentes para determinar los parámetros en el diseño de una bobina D-shaped
toroidal para el dispositivo de confinamiento magnético Tokamak “T”, el cual es un Tokamak de Baja Razón de Aspecto, se
ha determinado la forma geométrica de la bobina D-Shaped, el diseño del conductor eléctrico respecto a la magnitud de
corriente máxima permitida que puede transcurrir en las bobinas de un Tokamak empleando tiempos de cortocircuito,
consideraciones sobre el embobinado toroidal, además se muestra el análisis del efecto Joule como estudio térmico sobre el
conductor debido a los altos valores de corriente en la operación, se propone la solución de este fenómeno con el software
Comsol Multiphysics para obtener parámetros importantes de salida en la simulación (temperatura final del conductor y su
potencia disipada) para un futuro trabajo de refrigeración en las bobinas.
Palabras Clave: Fusión por confinamiento magnético, Fusión nuclear, Tokamak, Bobinas toroidales, Bobinas de campo toroidal.
A B S T R A C T
The present article covers the inherent studies to determine the parameters into the design of a toroidal D-shaped coil for
the magnetic confinement device Tokamak “T”, which is a Low Aspect Ratio Tokamak, the geometric shape of the D-Shaped
coil has been determined, also the design of the electrical conductor related to the maximum allowed current magnitude that
can flow into the coils of this Tokamak using short circuit times, considerations about the toroidal winding, the analysis of
the Joule effect is also shown as a thermal study over the electric conductor due to the high current values in operation, the
solution of this phenomenon is proposed with the Comsol Multiphysics software to obtain important output parameters in
the simulation (final temperature of the conductor and its dissipated power) for future cooling studies over the coils.
Keywords: Magnetic confinement fusion, Nuclear Fusion, Tokamak, Toroidal coils, Toroidal field coils.
1. Introducción
Los reactores nucleares de fusión en este siglo XXI, han
tenido un desarrollo constante desde finales del pasado
siglo con mayor interés, sobre todo en la configuración
Tokamak, pues se busca a partir del confinamiento
magnético (intensos campos magnéticos generados por
bobinas) gobernar a un plasma con características
termonucleares en densidad, temperatura y tiempo de
confinamiento (η T τE > 1017-1020 keV m-3 s) y (T, 10 - 20
keV) [1,2] y que se le confinará en la cámara de reacción
durante el tiempo de vida del plasma. Los sistemas
magnéticos en esta instalación que cumplen con tal
confinamiento son: las bobinas de campo toroidal (BT),
las bobinas de campo poloidal (BP), las bobinas de
corrección, las bobinas del divertor y el solenoide central.
Desde los primeros diseños Tokamak en la década de los
años 50 realizados por la Unión Sovietica [3-6] hasta
nuestros días, se han realizado estudios y diseños que
beneficien el aspecto mecánico de la distribución de
ISSN 2448-5551 DM 73 Derechos Reservados © 2021, SOMIM
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carga y mucho de esto depende de la geometría de las
bobinas, aquellas que rodean al toroide y generan el
campo toroidal son muy interesantes debido a que se
encuentran sometidas a un gran estrés mecánico térmico
durante el tiempo de operación del dispositivo, con el
empleo de altas magnitudes de corriente y dependiendo
del material conductor, como en este caso cobre,
limitados sobre el tiempo de operación < 1 s.
Figura 1- Uno de los primeros diseños de la instalación
experimental de confinamiento magnético Tokamak “T”.
Actualmente el desarrollo sobre los dispositivos de
confinamiento a través de la configuración Tokamak se
gesta en el segundo proyecto científico tecnológico más
importante después de la Estación Espacial
Internacional, y se le conoce como el Reactor
Termonuclear Experimental Internacional (ITER), este
reactor será concluido en el año 2025, y comenzará la
explotación en la primera fase con plasmas de hidrógeno,
en la segunda con plasmas de deuterio y en la tercera con
plasmas de deuterio – tritio [7].
Figura 2 - El Reactor Termonuclear Experimental Internacional
(ITER), construyéndose actualmente en Cadarache, Francia,
cortesía ITER.
Sin embargo, existen diferencias sustanciales cuando
del conductor de las bobinas se trata, pues pequeños
dispositivos han sido beneficiados con el uso del cobre
como material conductor, ITER en cambio utiliza
materiales superconductores de baja temperatura (Nb3Sn
y NbTi - temperaturas críticas 18.3 K y 9.6 K
respectivamente [7]), con el empleo de helio líquido
como refrigerante a 4.5 K como temperatura de
operación. Este tipo de elementos, han permitido el uso
de más alta densidad de corriente, menos consumo y un
mayor tiempo de operación.
Al momento de considerar el diseño de una instalación
de confinamiento magnético como lo es un Tokamak, el
costo de los materiales conductores de las bobinas
presenta un factor importante para el límite de inversión,
pues el empleo de un material superconductor o de un
material hiperconductor (materiales altamente puros con
una disminución grande en su resistencia) precisa del
empleo no sólo de criogenia sino el costo del material en
sí.
La investigación actual se encamina al empleo de
materiales superconductores de alta temperatura con
temperaturas de transición de 77.3 K, sin embargo, sigue
siendo elevado el costo para tales materiales, los
dispositivos pequeños Tokamak pueden hacer un
impacto importante cuando se apoya el conductor
toroidal en los aspectos geométricos de la cámara,
llevando consigo el beneficio de un campo magnético
compacto con Razones de Aspecto menores a 2, aquí en
este rango, se encuentran los Tokamaks Esféricos.
Estos estudios que se han realizado sobre la Razón de
Aspecto Baja (A) y la generación de campos magnéticos
compactos, nacieron en los años 70, con una nueva forma
de bobina a la que se conoce como D-shaped, y fue en
Princeton, EE.UU., donde un perfil interesante fue
propuesto por File, De Michele, Raeder [8-11]
obteniendo bobinas en forma de “D”. A partir de este
hito, comenzó una evolución de máquinas interesantes
que han dado resultados excelentes sobre el
confinamiento del plasma, tanto así que la decisión por
construir finalmente ITER fue tomada y a pesar de que el
diseño se basaba en lo mejor de la investigación de
finales del siglo XX y principios del siglo XXI, se tomó
la decisión con un dispositivo que ha sido proyectado
logre el quemado de un plasma por 400 s, empleando
bobinas toroidales D-shaped con Nb3Sn como material
conductor y su respectivo sistema de criogenia.
El Grupo de Investigación en Fusión de la Facultad de
Ingeniería Mecánica y Eléctrica de la Universidad
Autónoma de Nuevo León tiene 4 diseños de Tokamaks,
que van desde Baja Razón de Aspecto y Tokamaks
Esféricos, y en el año 2019 se colaboró con la
Universidad Estatal de San Petersburgo en la Federación
Rusa para generar una configuración Tokamak Esférica
con beneficio directo para las dos universidades al
obtener dos dispositivos iguales para cada una. Los
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resultados que se presentan en el presente artículo
involucran directamente al diseño mexicano del
Tokamak “T” que como se ha comentado es de Baja
Razón de Aspecto y sienta la base para construir el
Tokamak Esférico de Apoyo hacia “T” (TEA-T) que
tendrá una primera fase de explotación de 0.5 T con una
última fase de 3 T.
2. Diseño del conductor de la bobina toroidal
El Tokamak “T” el cual se presenta en este artículo posee
una Razón de Aspecto de 2.2162, con un Radio Mayor
(R) de 0.41 m y un Radio Menor (a) de 0.185 m, presenta
una corriente total (IT) de 3.28 MA para generar un
campo magnético toroidal (BT) de 1.6 T con una densidad
de corriente (𝑗) de 26.101 A/mm2 y dependiendo del
número de bobinas toroidales totales del dispositivo (12
- 16) es que se establece un rango de corriente por bobina
de 0.2733 a 0.205 MA respectivamente.
La obtención de la corriente total del dispositivo es
importante pues ella fija los parámetros que se habrán de
emplear para el diseño del conductor, en este caso se
empleó IT= 5 BT R [MA, T, m] [12], para la obtención de
la corriente total por todas las bobinas toroidales.
La generación de campo magnético toroidal es
interesante pues el conductor se halla sometido (debido
al paso de la corriente) a una fuerza electromagnética que
genera una carga mecánico-térmica sobre el mismo
embobinado, el empleo de cobre como conductor en la
presente instalación origina la consideración de usar gran
cantidad de corriente (10,000 A) aplicando como
solución tiempos de cortocircuito (CC) < 1 s. Debido a
que el cobre es un material económico, y al empleo de
tiempos brevísimos en la operación de descarga, es que
se puede obtener la generación de altos campos
magnéticos.
En principio la protección del conductor es
fundamental, pues de ello depende el confinamiento
magnético sobre el plasma, se deben considerar 3
aspectos al momento de emplear alta corriente, la primera
es el aislamiento, para esto se ha consultado el trabajo de
la Asociación de Ingenieros para Cables Aislados (ICEA,
siglas en inglés [13]) y se ha considerado en el artículo
aquellas gráficas que indican cuanta corriente máxima y
por cuánto tiempo puede empezar a dañarse el
aislamiento.
La segunda consideración radica en el punto donde el
conductor metálico comienza a recocerse y después del
enfriamiento, en terminales pudiese existir una falla por
corto si ha estado operando en continuo, manejando alta
cantidad de corriente por un tiempo que llegue a rebasar
la temperatura límite de operación (un conductor de
cobre se recoce a 250°C). Esta segunda consideración
nivel es notable para la protección del equipo conductor
en tierra, el tercer nivel de protección va relacionado con
una corriente altísima tal que el conductor se vaporiza.
La relación del valor de la corriente y la sección eficaz de
cobre depende de los valores de temperatura.
Se consultó también a VIAKON debido a la
experiencia al producir conductores de cobre con
capacidad de soportar cortocircuitos en un determinado
tiempo y temperatura, la siguiente ecuación se basa en
estándares de calidad del mercado actual:
𝐼2
𝐴2 𝑡 = 0.0297𝑙𝑜𝑔 [
𝑇2+234
𝑇1+234] (1)
Donde A2 es el valor del área al cuadrado (circular
mils, CM), I2 es el valor de la corriente al cuadrado
(amperes), t es el valor de tiempo de cortocircuito
(segundos), T2 y T1 los valores de las temperaturas
máximas y mínimas de operación del conductor (150°C
y 75°C, respectivamente). Para el presente estudio se
consideró manejar corrientes de 10,000 A,
específicamente empleando tiempos de cortocircuito de
200 ms hasta los 700 ms.
Para la temperatura T2 debe considerarse lo siguiente,
para aislamiento termoplástico le corresponde un valor
de 150°C, para el recocido este valor deberá de ser
250°C.
Debido a que las temperaturas máximas se encuentran
definidas podemos adecuar la ec. (1) para nuestro
análisis. De esta forma nos aseguramos de que el cobre
de la bobina no sufrirá daños debido a la cantidad de
corriente que pasará a través de él, siempre y cuando no
excedamos los tiempos de cortocircuito, luego entonces
suponemos que:
𝑅𝑇 = 0.0297𝑙𝑜𝑔 [𝑇2+234
𝑇1+234] (2)
Recordando que las unidades de la ecuación se
encuentran en circular mils (un circular mil equivale al
área de un círculo de diámetro de una milésima de
pulgada), la equivalencia en el SI es 1 circular mil=
5.0567 x 10-10 m2 y para una sección cuadrada de
conductor la conversión de un circular mills equivale a
4/π CM.
Con estas consideraciones se han obtenido diversas
áreas para el conductor de la bobina toroidal de tal forma
que el valor de corriente, tiempo de cortocircuito y la
temperatura de operación cumplen con las normas de
calidad asegurándonos de esta forma que el conductor
será capaz de soportar tales condiciones de operación.
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El área del conductor se encuentra gobernada por el
valor de la corriente en el tiempo de cortocircuito, un
valor de 45 mm2 con el consecuente número de vueltas
gobernado por el factor de la corriente máxima y el
tiempo de corto circuito. Siendo así, es aceptable que para
10,000 A de corriente, con tiempo de cortocircuito
máximo de 300 ms y con un área que va desde los 45
hasta los 85 mm2, se pueda diseñar un estudio robusto
para la generación de campo magnético de la bobina
toroidal con un número de máximo de vueltas para este
estudio de 30.
2.1. Forma de la bobina D-shaped
Los diseños de las bobinas toroidales requieren el
establecimiento de parámetros geométricos y físicos que
predominan rotundamente en el reactor nuclear de fusión,
variables que están relacionadas con la corriente que se
introduce en los conductores, el campo magnético
deseado concordante con los aspectos geométricos de la
instalación, determinando las cargas mecánico térmicas
provocadas por los fenómenos electromagnéticos que
sufrirán los conductores, el tiempo de operación de ellos,
así como también los diferentes tipos de fuerzas presentes
en las bobinas (Bursting y Toppling) que nacen por el
paso de la corriente en el conductor y la interacción del
campo magnético transversal, los soportes de la
instalación experimental deben ser capaces de resistir
estas magnitudes de tensión. Los avances que se han
reportado en estas áreas de investigación han ayudado en
la innovación de las instalaciones implementando
conceptos como toroides compactos, divertores de
contacto directo, alto β, superconductividad a alta
temperatura, en sí una gran mejoría en resultados,
actualmente es de interés para los grupos de investigación
intentar alcanzar una instalación experimental con
parámetros optimizados que permitan una buena relación
en la explotación costo-beneficio.
Durante el desarrollo de los dispositivos de
confinamiento magnético Tokamak se han estudiado los
fenómenos del inherentes en el plasma que interactúan
con los sistemas magnéticos del reactor y la manera de
confinarlo y conducirlo a la fase estable en la cámara de
reacción por medio de los campos magnéticos generados.
En los inicios de la fusión por confinamiento magnético
debido a la simplicidad en la fabricación, instalación se
utilizaron bobinas toroidales con perfiles circulares, sin
embargo, la mejor distribución de las cargas se obtuvo
con el diseño de la bobina de Princeton, la cual es una D-
shaped, mejorías de acuerdo con estas distribuciones de
carga además de impactar en la estabilidad del plasma
[14-17]. La interacción de los campos magnéticos,
generan tensiones y esfuerzos en el conjunto de los
sistemas magnéticos [8], así la geometría adecuada debe
responder mejor a dichos esfuerzos mencionados y
mejorar la estabilidad [9, 10]. Una de las geometrías más
interesantes con las que se cuentan para las bobinas
toroidales son las bobinas D-shaped estableciendo el
diseño que actualmente está en construcción en la
instalación ITER. Debido a los excelentes beneficios que
se han reportado en el desarrollo de este tipo de
dispositivos, es que el presente diseño del presente diseño
del Tokamak “T” es también una D-shaped esto abarca a
los dispositivos de confinamiento generados entre la
Universidad Estatal de San Petersburgo y la Universidad
Autónoma de Nuevo León durante los 2 últimos años.
La descripción analítica para la generación de la forma
de las bobinas toroidales D-shaped en un caso ideal con
bobinas continuas (no uniones eléctricas) puede ser
expresada a través de la ecuación diferencial [9-11]:
𝑟𝜕2𝑟
𝜕𝑧2= ±
1
𝑘[1 + (
𝜕𝑟
𝜕𝑧)2]
32⁄
(3)
Donde (k) es la relación entre el radio externo-interno
de la D-shaped, la ec. (3) permite trabajar el radio (r) en
función de la altura (z). La ec. (3) presenta grandes
dificultades para ser resuelta por algún método de
ecuaciones diferenciales, en cambio, una opción que
disminuye este impedimento y es un método sencillo de
llevar a la práctica es solucionar numéricamente la
ecuación diferencial con una parametrización [11] que
involucra únicamente las dos variables espaciales (r) y
(z), un nuevo término (𝑟𝑎) que describe el valor máximo
del eje horizontal que tendrá el perfil D-shaped y una
variable (α) que se evalúa en una región de [-π, π]. La
constante (𝑟𝑎) depende completamente de los intereses
geométricos de las bobinas toroidales en la construcción
de la máquina. La metodología es la siguiente:
Figura 3 – Diagrama de flujo que engloba la metodología para
graficar distintos perfiles de la bobina D-shaped.
La Fig. 3 describe los pasos a seguir y las iteraciones
que realizar para graficar (r) vs. (z) y formar el contorno
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deseado de las bobinas D-shaped. La alternativa de
trabajar con esta metodología y con las dos ecuaciones
parametrizadas facilita adquirir las curvas y esto está
reportado en trabajos previos [18] donde anteriormente
se programó un código en lenguaje FORTRAN que
cumpliera eficazmente con este objetivo.
La Fig. 4 muestra N-perfiles que cumplen con la ec.
(3) y la metodología presentada para distintos valores de
(k), las variables (𝑟𝑖) y (𝑟𝑎) son los límites horizontales
que encierran a la superficie de la bobina.
Figura 4 – Geometrías generadas D-shaped a partir del código de
FORTRAN con valores de “K” en el intervalo [0.5,0.92].
Se reporta del artículo de Raeder [11] soluciones para
(r) y (z) a la ec. (3) a partir de una parametrización
ignorando la proporcionalidad inversa del campo
magnético con respecto al radio (es decir, campos
magnéticos toroidales ideales) y tratando a las bobinas
como filamentos de corriente infinitamente delgados, es
decir, un análisis puramente matemático. En la
generación de N-perfiles los distintos valores que
asignamos para (k) están relacionados con la tensión del
mismo cableado.
2.2. Embobinado.
En el desarrollo de la bobina toroidal para dispositivos de
confinamiento magnético se consideran tres tipos de
embobinado conocidos como [19]: bobinas con
conductor hueco, bobinas de tapa de cinta y bobinas de
disco. Las primeras están refrigeradas por un flujo de
agua a lo largo del interior del cobre, estas bobinas a
menudo se ensamblan por secciones. El refrigerante
puede fluir axial o radialmente en el interior. Existiendo
el uso de resina epóxica entre las capas del embobinado,
que permite mejorar la resistencia mecánica de la bobina.
Figura 5 – Ejemplo de diseño de bobina toroidal 3D CAD del
Tokamak “T”.
Se ha considerado para este diseño inicial de bobinas,
emplear cobre como material conductor, debido al costo
accesible que se representa en la fabricación, un rango de
campo magnético toroidal de 1.3 a 1.6 T se ha cubierto
en el diseño de la bobina toroidal, estableciendo así una
corriente de cortocircuito para la bobina que operaría con
altos valores de corriente y con tiempos de cortocircuito
estimados entre 200 ms hasta 700 ms, con la intención de
aprovechar los datos obtenidos al final para un sistema de
refrigeración apropiado para evacuarlo y conducirlo al
exterior.
Figura 6 – Simulación electromagnética de una bobina toroidal
del Tokamak “T”.
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Para el estudio de la generación de campo magnético
toroidal BT, se consideró un amplio rango de corriente
desde los 10 hasta los 30 kA, esto con el fin de observar
el campo generado con el número de vueltas,
determinando que con una corriente de 10 kA se podía
generar una excelente bobina, se procedió entonces a
realizar un estudio con diseños que involucraban 8, 9, 10,
12, 15, 20, 22, 25 y 30 vueltas por bobina.
Para nuestro Tokamak “T” las simulaciones
electromagnéticas de la Fig. 6 muestran 12 vueltas
acopladas homogeneizadas con 10 kA de corriente
circulando en la bobina cerrada y las líneas azules trazan
la trayectoria circular del campo magnético.
Las condiciones y requerimientos de operación de las
bobinas toroidales se presentan en la siguiente tabla:
Tabla 1 – Condiciones de operación en las bobinas toroidales.
Parámetros Valor
Número de bobinas 12
Vueltas por bobinas 24
Corriente (I) 10,000 A
Campo magnético toroidal (𝐵𝑇)
1.3 a 1.6 T
Temperatura del refrigerante 10 °C
Temperatura máxima del conductor
70 a 80 °C
Área del conductor (A) 49 mm2
A pesar de que la superficie de las bobinas del toroide
no son secciones circulares, es aceptable el cálculo total
del campo magnético en la “D-shaped” a través del uso
de la ecuación tradicional del toroide:
𝐵𝑇 =μ
0NI
2πR (4)
En nuestros cálculos de la presente bobina toroidal
“D-shaped” se obtuvieron valores aceptables en un rango
de 1.3 a 1.6 T, suficiente para generar un buen campo
magnético sobre nuestro plasma.
Las bobinas de conductor hueco son las más comunes
pero los grandes campos magnéticos pueden obtenerse
con las bobinas de cinta o de disco [19].
Con las consideraciones anteriores, se ha podido
determinar que las vueltas que conformarán una bobina
en el arreglo toroidal pueden ser 8 proponiendo
establecerlas de la siguiente manera:
Figura 7 – Área total de la bobina con los conductores de cobre de
7x7mm.
Para la generación de efecto Joule, se comenzó por
principio con la validez del modelo, para ello,
consideramos para el caso de estudio una solera de cobre,
por donde circulará un valor de corriente de 10 kA en un
rango de tiempo de 0.2 s a 0.7 s.
Las simulaciones de la transferencia de calor en el
conductor se enfocarán en una solera que cumpla con el
perfil D-shaped para conocer el efecto individual y no los
efectos térmicos colectivos en el arreglo de los cables en
la carcasa de la bobina. Se puede aprovechar los
resultados térmicos por conducción de un mismo
cableado de cobre debido a que los demás presentan
geometría similar y parámetros idénticos.
3. Simulación de efecto Joule
La solución de problemas físicos puede a veces
abordarse con soluciones analíticas si el modelo se
idealiza o con soluciones numéricas tomando
consideraciones adecuadas que simulen la mayor
aproximación al fenómeno físico real cuando el problema
a resolver es un sistema complejo. Es de interés para
nosotros realizar la transferencia de calor en una solera
de cobre en estado transitorio respetando el tiempo de
cortocircuito y el rango de corriente eléctrica con el fin
de conocer la temperatura final del cable y la potencia
disipada en cada iteración. Los electrones que intentan
fluir de un extremo al otro son frenados por una
resistencia del material que depende del área transversal
del punto de partida de la corriente, la longitud a recorrer
y la resistividad, ésta última se relaciona con la
temperatura a la que se encuentre el conductor
inicialmente, los datos que requerimos es la temperatura
final y la potencia disipada en el sistema P=I2R.
Conforme aumente la temperatura en el material
conductor la resistividad eléctrica suele ser uno de los
parámetros afectados, este fenómeno para un intervalo
aproximado de -200 °C a 250 °C [20] tiene una tendencia
lineal descrito de la siguiente forma 𝜌(𝑇) = 𝜌0[1 +
𝛼(𝑇 − 𝑇0)] para algunos conductores, en la Tabla 1
definimos los valores para el coeficiente de temperatura
de resistividad de referencia (α), la temperatura de
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referencia (𝑇0) y la conductividad eléctrica del cobre de
referencia (𝜌0).
Para las simulaciones se empleó el software Comsol
Multiphysics con el módulo de “Calentamiento
electromagnético” que involucra la transferencia de calor
en sólidos y corrientes eléctricas, con casos de estudio
temporales. El empleo de estas dos características
inherentes al módulo establece a que el programa utilice
parámetros físicos del usuario y/o resultados de
simulaciones de otros módulos, así al paso de la corriente
por todo el perfil de la bobina se obtenga información
para determinar la temperatura de operación partiendo de
los parámetros establecidos en el conductor que se ha
diseñado de cobre. Se debe especificar en el programa
donde inicia el flujo de electrones su recorrido y donde
termina, por tanto, se efectuó un corte en la zona vertical
con el fin de especificar cual superficie es la terminal de
corriente y cual actuará como tierra. El software tiene la
capacidad de elegir el material entre una lista que ya está
predeterminada o elegir un material “en blanco” e
introducir valores necesarios (conductividad eléctrica,
densidad y calor específico) para la simulación, se eligió
el cobre con las propiedades que vienen predeterminadas
en la librería además de que se definió una función para
la resistividad eléctrica y constantemente se evalúa para
obtener un nuevo valor conforme la temperatura del
material aumente. Los datos que se utilizaron son:
Tabla 2 – Tabla con los valores de la simulación.
Parámetros Valor
Corriente (I) 10,000 A
Tiempo de cortocircuito (t) 0.2 s – 0.7 s
Área del conductor (A) 49 mm2
Resistividad de referencia (𝜌0) 1.667x10−8 Ωm
Densidad del cobre (𝜌𝑐𝑜𝑏𝑟𝑒) 8933 kg/m3
Calor específico del cobre (𝐶𝑝) 385 J/kg K
Temperatura inicial (𝑇𝑖) 20 °C
Coeficiente de temperatura de
resistividad (α) 3.862 x10−3 K-1
Temperatura referencia (𝑇0) 20 °C
Las consideraciones que se toman para el presente
estudio son:
• La densidad y el calor específico del cobre que son
constantes en todos los procesos transitorios, tomados
a 20°C.
• La temperatura máxima de operación en el cobre para
una bobina se encuentra en el rango de 70 a 80 °C con
agua refrigerada a 10 °C [21, 22] y el objetivo es no
afectar el aislamiento epóxico.
• Se hizo una diminuta abertura (0.005m) en la zona
vertical de la bobina indicando el inicio y fin de la
corriente, un corte pequeño que podría considerarse
despreciable si se compara con las dimensiones del
conductor.
• El análisis de transferencia de calor será puramente
una simulación de conducción.
Para estos casos transitorios con diferentes instantes
de tiempo [ver Figs. 8(a)-(b)] y con la resistividad del
material variante con la temperatura, se sigue operando
en rangos que se clasifican como temperaturas
considerables para el material, es decir, no llega a un
punto crítico donde cambie de estado o sufra daño.
Figura 8 – Una simulación de efecto Joule con tiempo de
cortocircuito de A) 0.2 s; y B) 0.3 segundos con la conductividad
eléctrica variable.
El incremento de la temperatura en los conductores de
una instalación es un factor de cuidado y muchos de los
Tokamaks de investigación y que emplean cobre,
consideran para las bobinas toroidales convección natural
o forzada, esto dependerá del tiempo de cortocircuito y
de los disparos programados durante la campaña de
experimentación, cuando el tiempo de operación es
elevado en los sistemas magnéticos se suele refrigerar a
través de un sistema de refrigeración empleando la
convección forzada, permitiendo proteger el sistema ante
eventualidades, otras consideraciones existen cuando una
instalación se conduce a mayores cantidades de corriente
operando con tiempos brevísimos si el material
conductor es cobre, la diagnosis del plasma debe contar
con un sistema de control altamente eficiente para dichos
intervalos de tiempo en cada prueba experimental.
Las pequeñas variaciones de la temperatura se
aprecian en la Fig. 8(a)–(b) a lo largo de la bobina, se
tomó un promedio de temperatura en el volumen para
graficar un valor puntual de Temperatura vs. Tiempo en
la Fig. 9.
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Figura 9 – Temperaturas promedio en la bobina para una
resistividad eléctrica variable.
Los resultados de la Fig. 9 muestran la temperatura y
los tiempos de cortocircuito en operación en el cable
conductor, en un rango de tiempo de 0.2 - 0.7 s y una
temperatura máxima de 209.4°C para el caso de la
resistividad variable con las características de la solera
anteriormente descrita, en este caso particular del
Tokamak de Baja Razón de Aspecto Tokamak “T”, la
descarga de corriente máxima para la generación de 1.6
T en el sistema magnético toroidal se lleva a cabo en 0.3
s, observando que la temperatura de operación en la
bobina para este tiempo conduce a 88.7°C. Esta
simulación permite establecer una primera aproximación
con la información obtenida para utilizarla en las
simulaciones de refrigeración del embobinado y así
determinar la carga de calor y la capacidad del sistema de
refrigeración para este sistema.
La potencia disipada en cada iteración de tiempo se
puede conocer haciendo una integración volumétrica y
depende de factores como la corriente y la resistencia. Se
presenta en la siguiente tabla la potencia disipada para
cada paso de tiempo:
Tabla 3 – Potencia disipada debido a la corriente que fluye en el conductor en cada instante de tiempo.
Tiempo (s) Potencia disipada (W)
0.2 141, 547.678
0.3 153, 084.631
0.4 165, 572.431
0.5 179, 079.97
0.6 193, 689.178
0.7 209, 489.059
4. Conclusiones
En el presente artículo se ha mostrado la metodología
para generar una bobina toroidal D-shaped, iniciando con
el estudio de la forma y desarrollando algoritmos para
generar “N” curvas que brinden la posibilidad de
proyectarlas en un diseño optimizado. Se procedió a
diseñar el conductor eléctrico empleando tiempos de
cortocircuito además de generar el embobinado y el
establecimiento del modelo de efecto Joule con el uso del
elemento finito en el programa Comsol en estado no
estacionario. Las temperaturas finales y la potencia
disipada en cada iteración de tiempo son datos útiles para
cuidar que el material no esté operando en rangos no
deseados de tiempo y/o corriente además de aprovechar
este fenómeno para futuras investigaciones del sistema
de refrigeración en las bobinas toroidales.
Agradecimientos
El Grupo de Investigación en Fusión agradece la amistad,
guía, soporte y orientación de los Profesores A.B.
Mineev y G.M. Vorobyov, para el desarrollo de excelente
física y remarcable ingeniería en este esfuerzo de fusión,
así como al sistema PRODEP (anteriormente PROMEP)
por el apoyo económico proveído en este proyecto de
fusión de la UANL (UANL-EXB-156).
REFERENCIAS
[1] J.D. Lawson, Some Criteria for a Useful thermonuclear Reactor, Atomic Energy Research Establishment UK (1955).
[2] J.D. Lawson, Some Criteria for a Power Producting Thermonuclear Reactor, Proc. Phys. soc. London
B70 (1957). [3] SAKHAROV A.D. “Physics of Layers and the
Problem of Controlled Thermonuclear Reactions”, Vol. 1; Ed. M. A. Leontovich; Moscow, p. 20, (1958).
[4] TAMM I.E. “Physics of Layers and the Problem of Controlled Thermonuclear Reactions”, Ed. M. A. Leontovich; Moscú, p. 3, (1958).
[5] AZIZOV, E. A., Tokamaks: from A D Sakharov to the present (the 60-year history of tokamaks). Physics Uspekhi, 55(2), 190-203, (2012).
[6] SHAFRANOV V.D. Atom. Energ., 19 (2) 120 (1965).
[7] ITER under collaboration Home Teams, TAC-16 Progress Report-Research & Development R&D, (2000).
[8] DEMICHELE D.W.; DARBY J.B.; “Three-dimensional mechanical stresses in toroidal magnets for controlled thermonuclear reactors”, 5th Symposium on Engineering Problems of Fusion Research, (1973).
[9] FILE, J., MILLS, R. G., & SHEFFIELD, G. V., Large Superconducting Magnet Designs for Fusion
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MEMORIAS DEL XXVII CONGRESO INTERNACIONAL ANUAL DE LA SOMIM 22 al 24 DE SEPTIEMBRE DE 2021 PACHUCA, HIDALGO, MÉXICO
Reactors. IEEE Transactions on Nuclear Science, 18(4), 277-282, (1971).
[10] FILE J.; SHEELD R. G., A large superconducting magnet for fusion research, Plasma Physics Laboratory, New Jersey. (1972).
[11] RAEDER. J., Some analytical results for toroidal magnetic field coils with elongated minor cross-sections, IPP 4/141, Max Planck Institut fur plasmaphysik, (1976).
[12] MINEEV A.B. Physico-Technical Fundamentals of Controlled Thermonuclear Fusion, Publishing House of the Saint Petersburg Polytechnic University, Russia (2006).
[13] ICEA Cooper Bussmann, Insulated Cable Engineers Association (ICEA); 1969.
[14] W.H. Gray, et al. “Bending free toroidal shells for Tokamak fusion reactors”, The Johns Hopkins University Press, (2001).
[15] Y.V. Gribov.; L.E. Zakharov.; S.V. Putvinski.; “Basis of the choice of Tokamak Reactor Parameter”, Sum of Science and Technics, ser. Plasma Physics, V.13 p.218 , (1993).
[16] S.L. Gralnick. F.H. Tenney.; “Analytical Solution of the Toroidal Constant Tension Solenoid”, Proc. 6th Symp. On Engineering Problems of Fusion Research, (1976).
[17] H.N. Cheol.; et al.; “Design of Magnetic Systems fot SNUT-79 Tokamak”, Journal of the Korean Nuclear Society, Vol. 16; No. 2, (1984).
[18] Salvador, M., Hernández, L. R., González, J.,
Martínez, S., Chapa, E. & Voryobov, G. M.. (2019).
Diseño D-shaped para las bobinas toroidales en
dispositivos de confinamiento magnético de fusión.
Revista Ingenierías, 85, 277-288. [19] DOLAN, T. J. Fusion Research Principles,
Experiments and Technology, Pergamon Press, (1982).
[20] Halliday, D., Resnick, R., & Krane, K.
S. Physics Vol. 2. México: Compañía editorial
continental. (1999).
[21] Smith, G. E. & Punchard, W. F. B. TFTR toroidal
field coil design. United States.
[22] J. Alonso, M. Medrano, M. Blaumoser, A. Jeckle, H.
Brandl, C. Tomlinson, D Wright, E. Theisen. TJ-II
magnetic field coils: Present status, Fusion
Technology, p. 763-767, (1992).
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