This paper presents transport current non-uniformity in a joint for superconducting multistage cable-in-conduit conductor (CICC) and relaxation in the CICC. The joint is considered to have a current loop linked to an external magnetic field so that it becomes an emf voltage source. It is numerically analyzed using an electrical transmission line model. The inductive current in a resistive joint is compared to that of a non-resistive joint when the ramping field is applied vertically to the joints. Regarding the parameter values of the model. a full scale $Nb_3Sn$ CICC and a strand-to-strand (STS) joint for the toroidal field magnet of the KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) device are referenced to. It is found that the resistive joint prevents the current from rising too much and enhances decaying the current when the ramping stops. The 'flattop' current is found to be proportional to the ramp rate of the field (dB/dt). The relaxation length, which is defined as the length within which the maximum induced current falls by 1/e. is found to saturate within 0.27m.
The magnet system of KSTAR(korean Superconducting Tokamak Advanced Research) is consisted of 16 TF (Toroidal Field) coils and 14 PF (Poroidal Field) coils. Internal cooling CICC(Cable in Conduit Conductor) type conductor is used for both of TF and PF coil systems. The conduit material for $Nb_3Sn$ cable is Incoloy 908 and 316LN stainless-steel was used as conduit material for NbTi cable. $Nb_3Sn$ CICC is used for all TF coils and PF1-5 coils while NbTi CICC is used for PF6 and 7 coils. $Nb_3Sn$ and NbTi strands were made for KSTAR superconducting strand. They are satisfied with KSTAR superconducotr requirements. The $Nb_3Sn$ strands supplied from three companies; MELCO (Mitsubishi Electric Co.), OAS (Outokumpu Advanced Superconductor) and KAT (Kiswire Advanced Technology) were used. A special CICC jacketing system is developed for the KSTAR CICC fabrication which uses the tube-mill process consisted of forming, welding, sizing and squaring procedures. The. procedures for cabling and jacketing of CICC for TF and PF coils and their results including the geometrical specification and characteristics of strands are described.
European R&D on designing their version of a DEMO fusion tokamak has recently resulted in the testing of a prototype $Nb_3Sn$ Cable-in-Conduit Conductor (CICC) for the DEMO TF coil. The characteristics and reported results of low temperature performance tests with the prototype CICC sample are compared with those from CICC samples incorporating other recent $Nb_3Sn$ cable designs. The EU-DEMO TF CICC prototype shows performance characteristics similar to that of the ITER CS CICC with short twist pitch. This is a first for a CICC sample that does not have a circular cross section. Assessment of its internal magnetostatic self-field suggests that a reduction in the internal self-field due to the rectangular geometry of the EU-DEMO TF CICC prototype compared to one with a circular geometry may have contributed to the performance characteristics showing current sharing temperature ($T_{cs}$) initially increase then stabilize with repeated electromagnetic loading, similarly to ITER CS CICC results. However, constraints on the internal self-field are not a sufficient condition for this $T_{cs}$ characteristic to occur.
Yoon, Cheon-Seog;Qiuliang Wang;Kim, Keeman;Jinliang He
Journal of Mechanical Science and Technology
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제16권4호
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pp.522-531
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2002
In order to study the thermal-hydraulic behavior of the cable-in-conduit-conductor (CICC), a numerical model has been developed. In the model, the high heat transfer approximation between superconducting strands and supercritical helium is adopted. The strong coupling of heat transfer at the front of normal zone generates a contact discontinuity in temperature and density. In order to obtain the converged numerical solutions, a moving mesh method is used to capture the contact discontinuity in the short front region of the normal zone. The coupled equation is solved using the finite element method with the artificial viscosity term. Details of the numerical implementation are discussed and the validation of the code is performed for comparison of the results with thse of GANDALF and QSAIT.
Cable-in-Conduit Conductors (CICC) have been used for fabrication of nuclear fusion magnets. Bending process is included in fabrication of superconducting magnet such as termination of conductors. Because of plastic deformation by bending process, there can be a large residual stress and change of shape in bent conductors. Void volume fraction in conductors is also changed by bending process. In this study, Commercial code was used to analyze the bending process at various bending curvature radius. The calculated residual stress of conductors bent at less than about 40cm curvature radius exceeded the allowable stress.
We address the problem of designing a physical CATV network with switched-star topology in which the broadband interactive service is provided. There are two types of decision variables: One is where to place conduit paths, and the other is how many cable units to be installed on each link traversed by an established conduit path. Due to the serious drawback of the conventional approach partitioning the problem into two subproblems, the unified approach handled in one setting is used here to attack the whole problem without dividing into two ones. In this paper, we present a mathematical design model and propose an efficient solution method exploiting the nice structure of it. In addition to this physical design, some results on logical network configuration have also been made. Finally, computaional experiments are conducted to illustrate the efficiency of our design approach.
The KSTAR(Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) superconducting magnet system consist of 16 TF(Toroidal Field) and 14 PF(Poloidal Field) coils. Internally-cooled cabled superconductors will be used for the magnet system. The magnet system adopt a superconducting CICC (Cable-In-Conduit Conductor) type. The KSTAR PF 6, 7 CICCs use NbTi Superconducting cable with stainless steel 316LN conduit while the other PF CICC use Incoloy 908 conduit. For the fabrication of PF CICC, superconducting cables have been fabricated and the cable has the diameter of 22.3mm. A continuous CICC jacketing system is developed for the CICC jacketing and the jacketing system uses the tube-mill process, which consists of forming, welding, sizing and squaring procedures. The cabling and the jacketing process is described. The welding condition and design specification of CICCs are also discussed. The fabrication results including the geometrical specification and the void fraction will be discussed.
Kim, Sang-Wan;Bae, Hong-Ki;Nam, Hye-Sung;Chung, Dong-June;Choung, Pill-Hoon
Macromolecular Research
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제14권1호
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pp.94-100
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2006
Although the peripheral nerve system has a relatively good regenerating capacity compared to the central nerve system, peripheral nerve repair remains a clinical challenge as restoration of normal nerve function is highly variable. Synthetic tubular nerve conduits were designed as an alternative repair method in order to replace the need for an isograft. These nerve conduits guide regenerating axons from the proximal toward the distal end, maintain within growth-promoting molecules released by the nerve stumps, and protect regenerating axons from infiltrating scar tissue. In this work, we prepared cinnamoylated alginate (CA)-collagen-chitosan nerve conduit using the lyophilization method to generate a controllable parallel channel in the center and then investigated its influence on peripheral nerve regeneration in an animal study. At 12 weeks after implantation, histological study showed that tissue cable was continuously bridging the gap of the sciatic nerve in all rats. Our newly developed nerve conduit is a promising tool for use in peripheral nerve regeneration and provides a suitable experimental model for future clinical application.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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