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J-GLOBAL ID:201702261510615582   整理番号:17A1351007

ITER核融合トカマクのための電気絶縁試験【Powered by NICT】

Electrical insulation testing for ITER fusion tokamak
著者 (20件):
資料名:
巻: 2017  号: EIC  ページ: 408-411  発行年: 2017年 
JST資料番号: W2441A  資料種別: 会議録 (C)
記事区分: 原著論文  発行国: アメリカ合衆国 (USA)  言語: 英語 (EN)
抄録/ポイント:
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ITER核融合プロジェクトの一意性は,中心ソレノイド(CS)と補正コイル(CC)磁石の電気絶縁[1-3]のための調達協定(PA)要求を満たす(機能性)を目的と範囲を促進する磁石コイル巻線パック(WP)真空圧絶縁(VPI)ビーム品質の高電圧試験操作をカバーするために使用し,[1+2]米国と中国における磁石連続生産の開始により2016年に従った。種々の成分の完全性と断熱材は,製造の異なる段階で許容限界以内であることを検証し,完全なコイルのデリバリーに対する受容を認証するための実施された共通の最新の電力成分試験実践[3+4]を提示した考慮すべき有用な。初期測定計画は,得られた結果を検証するために前提条件として典型的な高電圧工学実行測定と電気的試験に補完した。以上では得られた最終生産の最初の定量的検証,寿命挙動を含むを可能にした。Copyright 2017 The Institute of Electrical and Electronics Engineers, Inc. All Rights reserved. Translated from English into Japanese by JST【Powered by NICT】
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, 【Automatic Indexing@JST】
分類 (1件):
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核融合装置 
タイトルに関連する用語 (5件):
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