La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance

06/10/2016
Auteurs : Joël Hourtoule
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2016-4:17377
DOI : http://dx.doi.org/10.23723/1301:2016-4/17377You do not have permission to access embedded form.
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La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance

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REE N°4/2016 65 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITER DOSSIER Introduction Les installations de recherche sur la fusion nécessitent d’importantes infrastruc- tures électrotechniques. En effet, le champ magnétique nécessaire au confinement du plasma est généré par des convertisseurs de puissance alternatif/continu. De même, les systèmes de chauffage du plasma sont d’importants consommateurs électriques. Cet article décrit la problématique des grandes installations de recherche, alliant des processus industriels ainsi que des élé- ments spécifiques à la conduite de l’infras- tructure de recherche. Il faut raccorder ces installations hors normes au réseau de distribution élec- trique général, tout en garantissant leur in- tégration dans l’environnement contractuel existant. De même, afin d’optimiser l’ex- ploitation et la maintenance de ces grands équipements de recherche, l’utilisation d’équipements industriels pour la distribu- tion électrique est privilégiée. Néanmoins, dans certains cas, le développement de matériel spécifique s’avère nécessaire. Connexion d’ITER au réseau de transport électrique français Besoins du projet Le fonctionnement d’ITER nécessi- tera la fourniture et la distribution d’une grande puissance électrique. Comme toute installation de type industriel, un réseau interne desser- vira les différents systèmes fonction- nant en régime permanent. Ce réseau de structure tout à fait classique, ap- pelé “Steady State Electrical Network” (SSEN), pourra fournir jusqu’à 120 MW. Mais un autre réseau est nécessaire pour permettre le fonctionnement pulsé du tokamak. Appelé “Pulsed Power Electrical Network” (PPEN), il assurera l’établissement et le contrôle des champs magnétiques nécessaires au confinement du plasma ainsi que l’alimentation des systèmes de chauf- fage auxiliaires du plasma ; ces utili- sations demanderont jusqu’à 500 MW en pic de puissance active et jusqu’à 900 MVAr de puissance réactive. La compensation nécessaire de la puis- sance réactive limitera l’appel sur le réseau à 200 MVAr. Enfin, ITER, classé comme instal- lation nucléaire de base (INB), doit disposer d’un réseau électrique de secours à base de groupes diesel (avec une puissance unitaire d’environ 3,5 MW), constituant la partie « sûre- té » de la distribution électrique. Dans ce cas, les règles classiques de redon- dance et de séparation des équipe- ments sont appliquées. Choix de la solution de connexion au réseau La volonté de la France d’accueillir le projet au début des années 2000 en- gendra une série d’études menées en collaboration avec l’Agence européenne de recherche sur la fusion (EFDA) et le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA). A partir des simulations effectuées par les développeurs du projet, il a fallu vérifier que le « client ITER » pouvait être raccordé au réseau de transport national sans engendrer de perturbations pour sa conduite ou pour les autres utilisa- teurs. Pour cela, le Réseau de transport de l’électricité (RTE) effectua les vérifi- cations nécessaires, notamment pour toutes les études des conditions transi- toires. Les conclusions de ces études ont permis d’approuver une connexion électrique du projet en 400 kV, pour la partie pulsée. En effet, ce réseau pos- sède une puissance de court-circuit d’environ 10-12 GVA, pouvant absor- ber de grandes variations de puissance. Cette raison avait déjà conduit à la déci- sion de construction en 1985 de la ligne 400 kV venant de Tavel pour alimenter Tore Supra, dont les besoins de puis- sance pulsée posaient alors des pro- blèmes similaires à ceux d’ITER. La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance Par Joël Hourtoule1 Electrical Distribution Section Leader, Plant Engineering Department, Electrical Division - ITER Organization Fusion research facilities require significant electro-technical infrastructures to support their various systems. For example: the AC/DC converters that power the magnetic field required to create the plasma confinement and the heating and current drive (H&CD) systems used to heat the plasma are large consumers of energy. This paper describes the issues encountered in the ITER facility, e.g. dealing with standard industrial devices together with “state of the art” components specially developed for the project. This extraordinary installation is required to be connected to the electrical national grid, without exceeding the operating parameters or contractual provisions imposed by the regulator. ABSTRACT 1 L’auteur est seul responsable des faits énoncés et opinions émises dans cet article 66 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER La connexion du projet ITER en « HTB3 » (supérieur à 225 kV) sur le réseau de transport français, ainsi que le statut international du projet, ont nécessité une adaptation de tous les ac- teurs. ITER sera le plus important poste 400 kV privé en service. L’aménagement des arrivées élec- triques est de la responsabilité du pays hôte (figure 1) ; l’agence ITER France (AIF) a donc conduit le projet d’exten- sion de la ligne 400 kV existante ainsi que la construction du poste de livraison RTE sur le site. Six kilomètres de lignes haute tension 400 kV ont été construits pour alimenter le projet ITER et le poste de Prionnet a vu le jour dans l’enceinte du site ITER (figure 2). La distribution électrique du site Distribution industrielle Le réseau électrique SSEN se com- pose de quatre connexions au poste 400 kV RTE. Chaque connexion permet de soutirer une puissance de 75 MVA. En cas de défaillance d’un transformateur, des couplages au secondaire (22 kV) per- mettent de basculer les charges vers les autres transformateurs, sans affecter la disponibilité de toute la puissance. Un réseau interne 22 kV permet en outre de distribuer la puissance depuis le poste source jusqu’aux postes de distribution 6.6 kV (pour les machines tournantes de forte puissance) ou aux postes de distribution 400 V (pour la distribution interne aux bâtiments et les systèmes auxiliaires). Au total, envi- ron 240 MVA sont installés, pour une consommation maximale estimée de Figure 1 : Distribution électrique très haute tension du Sud-Est de la France - Source RTE. Figure 2 : Vue d’ensemble du poste Prionnet sur le site ITER – Source : ITER. REE N°4/2016 67 La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance 120 MW en phase d’exploitation nomi- nale [1], [2]. Les principaux consommateurs connectés à ce réseau industriel sont (figure 3) : du Tokamak et des systèmes auxi- liaires. Différentes boucles adaptées aux types de composants à refroidir (caractéristiques chimiques de l’eau) sont installées. La circulation de ces boucles est faite grâce à des moteurs électriques entrainant des pompes de puissance unitaire jusqu’à 3,5 MW ; - mants supraconducteurs. Ce système à base de compresseurs (de puis- sance unitaire jusqu’à 4,7 MW) per- met la circulation et le refroidissement de l’hélium dans les bobines. C’est un système à très large inertie, devant fonctionner en continu, dès lors que l’installation est en mode opération ; - tion, force et autres utilités (figure 4) ; pompage de l’enceinte à vide. Distribution de puissance pulsée pour la machine Le réseau de puissance pulsée permet d’alimenter les convertisseurs alternatif/ continu (AC/DC) nécessaires aux bobines supraconductrices (avec une puissance installée proche des 2GVA), ainsi que les systèmes de chauffage additionnel du plasma. La puissance consommée sur ce réseau variera fortement durant les scé- narios expérimentaux et pourra atteindre 500 MW en pointe. Celui-ci est constitué de trois connexions sur le poste 400 kV RTE afin d’alimenter trois transformateurs de 300 MVA chacun. Au secondaire de ces transforma- teurs, deux réseaux distincts sont ali- mentés (figure 5) : Figure 4 : Vue d’ensemble des transformateurs pour les auxiliaires – Source : ITER. Figure 3 : Synoptique des principaux consommateurs électriques – Source : ITER. 68 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER - tations des aimants assurant le confi- nement magnétique ; - tèmes de chauffage du plasma. Du fait de leur conception (redresse- ment par ponts à thyristors), les alimen- tations des aimants (Cf. l’article de Paul Libeyre) consommeront une impor- tante puissance réactive. Le respect de cette contrainte sera assuré par la mise en place d’un compensateur statique de puissance réactive de 250 MVAr sur chaque réseau secondaire 66 kV (soit 750 MVAr au total). Chaque compensateur sera consti- tué : - sant en permanence 250 MVAr, qui permettront également de filtrer les harmoniques induits par les convertis- seurs (de rangs 5, 7, 11 et 13 en par- ticulier) ; - socié à des inductances, consommant entre 0 et 250 MVAr de puissance réactive selon l’angle de commande des thyristors. Ce dernier sera ajusté en permanence avec un court temps afin de pouvoir répondre aux variations Figure 5 : Distribution générale pulsée du site ITER – Source : ITER. Figure 6 : Valve TCR prototype (Copyright RXPE) – Source : ITER. REE N°4/2016 69 La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance rapides de la puissance réactive souti- rée par les alimentations des aimants. Il est à noter que les valves à thyristors (figure 6) seront directement connec- tées au réseau 66 kV, ce qui a nécessité des développements technologiques spécifiques [3]. Distribution électrique pour les fonctions de sûreté ITER est classé comme une installa- tion nucléaire de base (INB) au titre de la règlementation française. Dans ce cadre, des fonctions de sûreté nucléaire ont été définies (principalement liées au confi- nement du tritium). Certaines d’entre elles nécessitent une alimentation élec- trique. Le projet ITER a donc adopté la même configuration de distribution élec- trique de sûreté que celle que l’on peut trouver dans les centrales nucléaires. Ce réseau est constitué de deux « trains », totalement indépendants (géo- graphiquement et électriquement) et redondants. Ce principe de séparation et de ségrégation permet d’assurer la dis- ponibilité de l’alimentation électrique, en cas d’évènement externe (séisme, crash d’avion) ou interne (explosion, incendie). Ce réseau palie aussi l’absence éventuelle d’alimentation générale élec- trique, par la mise en place de géné- rateurs entraînés par des diesels (de puissance unitaire d’environ 3,5 MW), qualifiés pour des conditions extrêmes (notamment le séisme de référence). Il assure une continuité de service à l’aide d’onduleurs (environ 1,2 MW sur chaque train) et de chargeurs, chacun étant équipé de son propre jeu de bat- teries. L’autonomie de ces batteries est définie par les besoins du projet (plu- sieurs heures). Les alimentations électriques des aimants Dans un tokamak, le contrôle du plasma (initiation, positionnement, sta- bilité verticale) est réalisé magnétique- ment. Les champs magnétiques requis sont produits par de nombreux aimants installés autour et dans la chambre à vide. Sur ITER, tous les aimants externes seront supraconducteurs (TF, CS, PF, CC), contrairement aux bobines internes (VS3, ELM). L’alimentation de ces aimants re- quiert essentiellement : l’allumage du plasma ; la protection des bobines supracon- ductrices. Les convertisseurs de puissance Les caractéristiques principales des convertisseurs apparaissent dans la figure 8 : Sauf VS3, tous les convertisseurs sont des redresseurs dodécaphasés à pont à thyristors. Ils opéreront dans les quatre quadrants, à l’exception de l’ali- mentation toroïdale dont le courant sera seulement positif [4], [5]. Les ponts à thyristors seront connec- tés en parallèle (déphasage de 30°) et des inductances de lissage limiteront l’amplitude des courants inter-ponts. Le schéma de principe est représenté sur la figure 9. Pour certains convertisseurs (CS, PF, VS1) dont le besoin en tension est important, plusieurs unités similaires (de tension en charge ±1,05 kV DC) seront connectées en série. En termes de contrôle, cette topologie permettra de diminuer la consommation de puis- sance réactive par la contribution suc- cessive des différentes unités. Afin de contrôler les instabilités verticales du plasma, l’alimentation VS3 a une exigence de rapidité plus contraignante : la topologie choisie est donc différente (pont en H avec des IGBT). Au cours du programme opération- nel, l’alimentation du champ toroïdal restera à un courant constant pendant de longues périodes (plusieurs jours) et ne jouera donc pas un rôle actif pendant les chocs plasma. Elle sera contrôlée en boucle fermée par une référence de courant. Au contraire, le fonctionnement de toutes les autres alimentations sera di- rectement lié à la réalisation des scéna- rios plasma souhaités. Leurs points de fonctionnement varieront constamment Figure 7 : Schéma de principe de la distribution de sûreté par 2 trains indépendants – Source : ITER. 70 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER pendant ces scénarios, ce qui aura pour conséquence des fluctuations sur le profil des puissances actives et réactives soutirées du réseau. Ces convertisseurs seront pilotés en boucle ouverte par des références de tension, calculées au niveau du système de contrôle-com- mande du plasma à partir des mesures magnétiques pour suivre le scénario souhaité. En cas de défaut sur un convertis- seur, le courant sera transféré des ponts à thyristors vers un système de roue libre, constitué de manière redondante de composants statiques (thyristors) et d’un contacteur. La bobine se trouvera alors en court-circuit : son courant sera décharge rapide décrits dans le chapitre ci-dessous sur la protection des bobines supraconductrices (à l’exception des CC) ou bien par décroissance naturelle s’il y a suffisamment de résistance dans le circuit (CC, VS3, ELM). Les systèmes d’allumage du plasma Le courant plasma sera initié par effet transformateur. L’application d’une forte tension dans les bobines centrales (CS, PF1 et PF6) permettra la création d'un arc dans la chambre à vide puis l’augmentation du courant. La tension générée par les convertisseurs n’étant pas suffisante, cette fonction sera réalisée en détournant le courant circulant dans chaque bobine vers une résistance, qui permettra de produire jusqu’à 8,5 kV. Le schéma de ce système est repré- senté sur la figure 10. En phase pré- paratoire du choc plasma, les bobines centrales seront prémagnétisées à Figure 8 : Vue d’ensemble des alimentations des bobines – Source : ITER Figure 9 : Structure de base des convertisseurs – Source : ITER. REE N°4/2016 71 La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance un courant positif important (environ 45 kA). Les mêmes actions seront réali- sées simultanément sur chaque bobine. Puisque l’interruption d’un courant DC aisée, le courant circulant initialement dans les contacteurs (FOS et FDS sur le schéma) sera successivement dévié dans des thyristors connectés en parallèle (pendant que les contac- teurs s’ouvrent), puis annulé par des décharges de bancs de capacités. Le courant de la bobine sera alors forcé de circuler dans la résistance (R1). Cette séquence complexe s’effectuera en seulement quelques ms. La valeur de la résistance pourra être ajustée (avec R2) par la fermeture du contacteur MS. Après quelques se- condes, la phase d’allumage du plasma sera terminée et le contacteur MS1 se fermera, laissant le contrôle aux seuls convertisseurs. La protection des bobines supraconductrices En cas de perte de supraconductivité (“quench”) suite à une défaillance du système cryogénique par exemple, il est indispensable de dissiper rapidement à l’extérieur la grande énergie stockée dans les bobines (environ 41 GJ dans les 18 bobines du champ toroïdal par exemple) pour éviter leur destruction. Ces fonctions seront réalisées par des systèmes de décharge rapide, très similaires aux systèmes d’allumage du plasma, car ils permettront d’ajouter une résistance dans le circuit DC [6]. Le schéma de principe est représenté sur la figure 11. Le courant circulera initiale- ment dans le contacteur BPS (figure 12). Au cours de son ouverture, il sera dévié dans un disjoncteur connecté en parallèle (VCB). Une fois l’ouverture du BPS ter- minée, la décharge de banc de capacités (CPC) permettra d’annuler le courant du disjoncteur et de forcer le transfert vers la résistance (FDR). Cette fonction doit Figure 10 : Schéma du système d’allumage du plasma – Source : ITER. Figure 11 : Schéma de principe du système de décharge rapide – Source : ITER. Figure 12 : Contacteur by-pass et disjoncteur à contacts sous vide – Source : ITER. 72 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER avoir la plus haute fiabilité ; un pyrobrea- ker (figure 13), disjoncteur opérant à l’aide de charges explosives, sera connecté en série pour la garantir en cas de défaillance du système précédent. Il y aura un système de décharge de ce type dans chaque circuit des bobines CS et PF. Pour le circuit des 18 bobines du champ toroïdal connectées en série, plusieurs unités de décharge seront nécessaires afin de limiter la tension apparaissant entre les conducteurs et la terre, tout en garantissant une décharge à la constante de temps désirée (environ 11 s dans ce cas). En conséquence, neuf systèmes de décharge rapide seront ins- tallés pour ce circuit (chacun étant inter- calé en série avec une paire de bobines) [7]. Les alimentations des systèmes de chauffage du plasma Le principe de chauffage du plasma repose sur l’injection et l’absorption d’ondes électromagnétiques haute fré- quence ou de faisceau de particules de grande énergie. Ces systèmes néces- sitent d’importantes alimentations élec- triques haute tension, connectées aux réseaux 22 kV et 66 kV « pulsés ». Alimentations des systèmes de chauffage HF Deux systèmes de chauffage HF seront installés dans la première phase du projet ITER : le système fréquence cyclotronique ionique (FCI), basé sur la fréquence de résonance gyromagné- et le système fréquence cyclotronique électronique (FCE), basé sur la fré- quence de résonance des électrons du Les ondes électromagnétiques du système FCI sont générées par huit sources RF à trois étages d’amplifi- cations, similaires aux transmetteurs de radiodiffusion. Les deux derniers étages utilisent des tubes à vide de forte puissance (tétrode ou diacrode). Ils sont alimentés par une même alimentation haute tension. Une autre famille de tube à vide, les gyrotrons, produisent les ondes millimé- triques du système FCE. Plusieurs niveaux de tension sont nécessaires pour polariser les différentes électrodes du tube Le tableau 1 décrit les principaux para- mètres et le nombre de ces alimentations [8]. Les alimentations principales des systèmes FCI et FCE sont basées sur la technologie “Pulsed Step Modulation” (PSM). Les tensions continues éle- vées sont produites en connectant en de puissance d’une tension unitaire de quelques centaines de volts. La tech- nologie PSM permet une grande dyna- mique de tension (10 kV/µs) tout en limitant l’énergie dissipée dans le tube en cas d’arc interne (<10 J) [9]. Figure 13 : Disconnecteur à charge explosive - Source : ITER. Udc (kV) Idc (A) Quantité Puissance électrique installée (MW) Puissance HF (MW) FCE Alimentation principale -55 110 12 72.6 20Alimentation Body 35 0.1 24 Alimentation Anode 20 0.5 8 FCI Alimentation étage final 27 170 + 20 18 55 20 Alimentation étage Driver 15 18 Tableau 1 : Principales caractéristiques des alimentations des systèmes de chauffage HF. REE N°4/2016 73 La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance Le site hébergera trois systèmes électriques, un pour l’injecteur diagnos- tique à 100 kV DC et deux autres pour les deux injecteurs de chauffage plasma à 1 MV DC. L’alimentation électrique pour un injecteur se décompose en trois sous-systèmes représentés sur le schéma global de la figure 14. La première partie alimentée en 66 kV AC est appelée “Accelération Grid Power Supply (AGPS)” [11]. Elle fournit les tensions aux cinq grilles d’accélération dans l’injecteur. Le potentiel de chaque grille est de - 1 000 kV, - 800 kV, - 600 kV, - 400 kV et - 200 kV DC. L’électronique de puissance assure la régulation et la coupure du courant en cas de court-cir- cuit dans la grille d’accélération. La seconde partie se trouve dans une cagedeFaradayisoléedusolquiestappelée “High Voltage Deck 1 (HVD1)” [12]. Elle contient les équipements qui composent les alimentations électriques pour la source d’ions de l’injecteur “Ion Source Power Supply (ISPS)” [13]. Tous les équi- pements d’alimentation électrique instal- lés dans HVD1 sont au potentiel de -1 MV DC. Ils sont alimentés par un transforma- teur d’isolement (22 kV / 6,6 kV, tension d’isolement 1 MV DC). Cet ensemble est installé dans le bâ- timent 37 et sera fourni par l’Europe et le Japon comme le montre la figure 15. Figure 14 : Schéma de l’alimentation électrique de l’injection de neutres – Source : ITER. Figure 15 : Alimentations des injecteurs de neutres (HNB PS) dans le bâtiment 37 – Source : ITER. 74 REE N°4/2016 LA FUSION THERMONUCLÉAIRE ET LE PROJET ITERDOSSIER La troisième partie du système est nommée “Ground Related Power Supply (GRPS)”. Le GRPS alimente le “Residual Ion Dump (RID)” [14] et les “Active Compensation & Corrective Coils (ACCC)”, pour corriger activement le champ magnétique autour de l’injecteur. La puissance électrique est transmise à la source d’ions et aux grilles d’accélé- ration par l’intermédiaire d’une ligne de transmission (TL) à haute tension (HV), qui contient du SF6 à 6 bars. Ce der- nier fournit l’isolation entre les différents potentiels électriques dans la ligne de transmission qui vont de 0 à -1 MV DC. Le bloc appelé HVD2 contient la tuyau- terie pour l’eau de refroidissement et le Le tableau 2 résume les grandeurs électriques mises en œuvre pour un injecteur. Références [1] J. Hourtoule, C. Neumeyer, I. Suh, Y.Ding,L.Dong,C.Boyer,D.Rodrigues, “ITER electrical distribution system”, Proceedings of IEEE 25th Symposium on Fusion Engineering, 2013. [2] S. Nair, J. Hourtoule, K.W. Kang, J. Journeaux, M. Khedekar, “In- strumentation and Control of the ITER Electrical Power Distribution System”, Proceedings of ICEMS International Conference on Electrical Machines and Systems, 2013. [3] A. 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Decamps, Paramètres Unité Valeur Grille d’accélération tension/courant kV / A -1000/59 Grille 1 tension/courant kV / A -800/7 Grille 2 tension/courant kV / A -600/6 Grille 3 tension/courant kV / A -400/3 Grille 4 tension/courant kV / A -200/3 Courant au niveau de la masse A 40 Puissance utile d’AGPS MW 48 Puissance utile d’ISPS MW 6 Puissance utile de GRPS MW 6 Tableau 2 : Paramètres des alimentations électriques d’injecteur de neutres. L'AUTEUR Joël Hourtoule est diplômé de l’école d’ingénieur Polytech, avec la spécialité Ingénierie électrique et conversion de puissance. Il a plus de 15 ans d’expérience professionnelle dans la gestion et le design de la dis- tribution électrique de grandes ins- tallations scientifiques. Depuis 2007, il est le responsable du groupe dis- tribution électrique pour le projet ITER. Auparavant, il a travaillé plus de 10 ans au sein du CEA (Commissa- riat à l’énergie atomique et aux éner- gies alternatives), sur l’installation de fusion « TORE SUPRA », où il était également responsable des instal- lations électriques. Joël Hourtoule est membre actif de plusieurs orga- nisations professionnelles comme le CIGRE ou le groupe de travail RCCE. REE N°4/2016 75 La distribution électrique du site et les alimentations électriques de puissance F. Albajar, F. Gandini, M. Henderson, F. Kazarian, P.U. Lamalle, T. Omori, D. Parmar, A. Patel, D. Rathi, N.P. Singh, “High voltage power supplies for ITER RF heating and current drive systems”, Fusion Engineering and Design, Volume 86, Issues 6-8, p. 884-887, 2011. [9] J. Alex, W. Schminke, “Fast switching, modular high-voltage DC/AC-power supplies for RF-amplifiers and other applications”, Symposium of Fusion Engineering, p. 936-939, 1995. [10] R. Hemsworth, H. Decamps, J. Graceffa, B. Schunke, M. Tanaka, M. Dremel and A. 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