Zenobio A.D., Turtu S., Muzzi L., Corte A.D., Anemona A., Righetti R., Giannini L., Romanelli G., Zoboli L., Vairo G.
Ключевые слова: coils poloidal field, Tokamak, divertor, modeling, numerical analysis
Ключевые слова: ITER, coils poloidal field, converters, power supply, modeling, test results
Sedlak K., Anvar V.A., Bagrets N., Biancolini M.E., Bonifetto R., Bonne F., Boso D., Brighenti A., Bruzzone P., Celentano G., Chiappa A., D'Auria V., Dan M., Decool P.*10, Corte A.D., Dembkowska A.*11, Dicuonzo O., Duran I.*12, Eisterer M.*13, Ferro A., Zignani C.F., Fietz W.H., Frittitta C., Gaio E., Giannini L., Giorgetti F., Gomory F.*14, Granados X.*15, Guarino R., Heller R., Hoa C., Ivashov I.*16, Jiolat G.*10, Jirsa M.*17, Jose B.*10, Kembleton R.*18, Kumar M., Lacroix B.*10, Coz Q.L.*19, Lewandowska M.*11, Maistrello A., Misiara N.*10, Morici L., Muzzi L., Nicollet S.*10, Nijhuis A., Nunio F.*10, Portafaix C.*10, Romanelli G., Sarasola X., Savoldi L., Stepanov B., Tiseanu I.*20, Tomassetti G., Torre A.*10, Turtщ S., Uglietti D., Vallcorba R.*10, Viererbl L.*21, Vojenciak M.*14, Vorpahl C.*18, Weiss K., Wesche R., Wolf M.J., Zani L.*10, Zanino R., Zappatore A., Corato V.
Xie Y., Song Y., Wang C., Sborchia C., Smith K., Wu W., Wu H., Lu K., Shen G., Wei J., Readman P., Valente P., Hu X.Y.
Ключевые слова: ITER, coils poloidal field, coils pancake, design, cryogenic systems, cycling, thermal performance, fabrication, test results, measurement setup
Ключевые слова: Tokamak, coils poloidal field, quench protection, modeling, temperature distribution, experimental results
Mitchell N., Lee S., Yang Y., Bauer P., Taylor T., Heller R., Yamada S., Li J., Zhou T., Devred A., Ichihara T., Song Y., Huang X., Liu C., Liu C., Ballarino A., Ding K., Lu K., Gung C.Y., Spina T., Niu E., Han Q., Ran Q., Dong Y., Du Q.
Ключевые слова: ITER, current leads, HTS, coils toroidal, coils poloidal field, central coils, operational performance, design, Bi2223, tapes, prototype
Ключевые слова: Tokamak, coils poloidal field, ac losses, numerical analysis, cable-in-conduit conductor, LTS, NbTi
Ключевые слова: Tokamak, coils poloidal field, power supply, control systems, modeling, numerical analysis
Ilyin Y., Lim B.S., Simon F., Sgobba S., Langeslag S.A., Santillana I.A., Pison P.F., Dimitrijevic A.
Ключевые слова: ITER, coils poloidal field, joints, operational performance, joint resistances, ac losses, twist-pitch, RRR parameter, solder, tensile tests, mechanical properties
P. Decool, S. Bremond, T. Brilleman, O. Dumoulin, G. Jiolat, B. Peluso, T. Lamiral, J. Bousquet, Y. Ilyin, H. Kim
Ключевые слова: ITER, magnetic systems, hydraulic performances, joints, design, coils poloidal field, experimental results, termination
Yao D.M., Xiao B.J., Wang L., Li H., Luo Z.P., Crisanti F., Xu G.S., Ramogida G., Calabro G., Minucci S., Castaldo A., Lombroni R., Li G.Q., Wang Z.L., Zhou Z.B.
Ключевые слова: Tokamak, design, divertor, coils poloidal field, modeling
Ключевые слова: DEMO, reactor, Korea, design, magnetic systems, cable-in-conduit conductor, LTS, NbTi, Nb3Sn, design, coils toroidal, coils poloidal field, central coils, minimum quench energy
Turtu S., Muzzi L., Corato V., Corte A.D., Zignani C.F., Messina G., Affinito L., Bonifetto R., Morici L., Anemona A., Savoldi L., Zappatore A., Righetti R., Giannini L., Romanelli G., Zoboli L., Zanino A.Z.
Ключевые слова: presentation, ITER, magnets, Europe, delivery system, coils toroidal, design parameters, status, supporting structure, coils poloidal field, review
© Copyright 2006-2012. Использование материалов сайта возможно только с обязательной ссылкой на сайт.
Свои замечания и пожелания вы можете направлять по адресу perst@isssph.kiae.ru
Техническая поддержка Alexey, дизайн Teodor.