全超导托卡马克极向场超导线圈的失超检测

EAST装置做为全超导托卡马克装置,其纵场和极向场线圈全部由超导磁体组成,所以进行安全,准确,有效的超导线圈的失超保护是装置安全运行的首要环节.由于等离子体电流的建立必须由极向场线圈系统提供极快速的磁通变化,随之产生较高的交流损耗使得极向场线圈很容易发生失超.如何对快速交变脉冲磁场下的超导线圈进行有效的失超检测,这在世界上也无先例可循.EAST装置的失超检测系统经过几十轮单饼超导线圈实验及多轮装置正式放电实验后逐步建立和完善起来,并已通过工程验收满足了装置实验运行要求.本文主要介绍了EAST装置失超检测系统的基本结构和检测原理,重点阐述了极向场超导磁体失超检测的设计方法及实验结果。     

高温超导电流引线在EAST装置工程调试中投运

EAST全超导托卡马克核聚变实验装置有一对纵场磁体电流引线和12对极向场线圈电流引线,额定电流为14.5～16.3 kA,在第二轮装置工程调试中5对高温超导电流引线投入运行.这些电流引线的高温超导段系传导冷却,上端用79K液氮冷却,下端由4.5K超临界氦流迫冷;铜电流引线段采用氮蒸汽冷却.运行参数表明高温超导电流引线具显著的节冷效益.本文介绍这些电流引线的运行工况和安装前的接收试验结果.     

低温温度计标定装置的研制

国家大科学工程 HT- 7U托卡马克 (Tokamak)是一个全超导核聚变实验装置。装置主机由1 6个纵场 (TF)超导线圈和 1 2个极向场 (PF)超导线圈组成 ,分别采用 4.2 K和 3 .8K超临界氦迫流冷却。选用新型低温温度计 Cernox测量超导线圈系统的温度。文中介绍低温温度计标定装置的研制和温度计 Cernox的标定结果。     

HT-7U纵场磁体CICC导体设计

国家“九、五”重大科学工程HT-7U托卡马克(Tokamak)是一个全超导核聚变实验装置，装置主机包含有16个纵场(TF)超导线圈和14个极向场(PF)超导线圈．线圈采用NbTi CICC导体(Cable in-Conduit Conductor)绕制，用超临界氦迫流冷却．本介绍CICC导体的设计和导体短样的测试结果．     

CRAFT超导磁体平台冷却用超临界氦循环泵性能分析

为聚变堆主机系统综合研究设施(CRAFT)超导磁体提供低温环境,满足超导磁体大流量迫流冷却需求,设计了350 g/s的超临界氦循环泵的流道部分,利用N-S方程和SST k-ω模型,研究超临界氦在泵中的流动特性,获得了压力分布场、速度场等,得到不同流量下泵的外特性曲线。结果表明：泵在设计流量350 g/s下水力效率达86.2%,出口压力为6.2 bar,流道压力分布均匀,流道设计满足要求。     

EAST超导托克马克磁体的大型供电供冷外馈线

EAST全超导托克马克聚变实验装置由16个D形环向场线圈和12个圆形极向场线圈组成,大半径1.7m,当环形场线圈励磁14.3kA时,中心场3.5T;±14.5kA极向场线圈可提供10Vs磁通量变化.连接这些超导磁体与13台独立电源和一台制冷机之间的低温和超导部件组成大型供电供冷馈线,在EAST装置外部的外馈线包括:两组超导母线;13对电流引线及其杜瓦;一个大的低温分配恒温器,内装有40多个低温控制阀,4.4K液氦槽,3.8K过冷槽,78K液氮槽和4台超临界氦循环泵;五条低温传输线.本文介绍外馈线的设计、安装和运行情况.     

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EAST 装置电流馈线系统由13 对NbTi 材料CICC 超导母线组成,连接超导磁体系统和高温超导电流引线,为磁体系统的运行提供馈电通道和失超状态下能量的释放通道。馈线系统中超导母线由液氦制冷机通过低温分配阀箱提供的4.5K 超临界氦冷却,冷却通道进口压力为0.45MPa,出口压力不小于0.25MPa。通过对超导母线和接头内流道中的迫流氦的压降计算确定了冷却流程方案为1 对TF 超导母线单独串联组成1 个冷却通道, 12 对PF 超导母线分为6 个冷却通道,每个通道由2 对PF 超导母线串联组成。     

EAST 装置新超导馈线系统冷却回路设计

EAST 装置电流馈线系统由13 对NbTi 材料CICC 超导母线组成,连接超导磁体系统和高温超导电流引线,为磁体系统的运行提供馈电通道和失超状态下能量的释放通道。馈线系统中超导母线由液氦制冷机通过低温分配阀箱提供的4.5K 超临界氦冷却,冷却通道进口压力为0.45MPa,出口压力不小于0.25MPa。通过对超导母线和接头内流道中的迫流氦的压降计算确定了冷却流程方案为1 对TF 超导母线单独串联组成1 个冷却通道, 12 对PF 超导母线分为6 个冷却通道,每个通道由2 对PF 超导母线串联组成。     

超导CICC导体性能试验装置

一个测试CICC超导电缆性能的磁体试验装置已在中科院等离子体所建成,该装置包括一个5T－138mm口径的长均匀背场超导磁体、一对可产生10T／s磁场变化率的脉冲超导磁体,以及人工超临界氦系统,它可以将高压室温氦气通过冷却变成可以冷却超导CICC导体的超临界氦,该装置能完全模拟环流器中迫流冷却式超导磁体导体所受到的诸如极向场磁体放电和等离子体破裂诸种强扰动的环境,测试CICC导体的性能,本文详细介绍了装置各部分参数和低温实验中测到的性能。     

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在全超导磁约束核聚变装置EAST中,采用高温超导电流引线将处于室温的电源连接处于超临界氦温区的超导磁体上。为降低实验过程中的运行成本,EAST装置中纵场磁体的电流引线采用混合式结构。电流引线测试结果表明引线符合设计要求。     

快速应对电网闪对EAST低温系统影响研究

EAST氦低温系统是EAST(Experimental Advanced Super-conducting Tokamak)先进超导托卡马克实验装置重要子系统之一;EAST氦低温系统是高能耗能系统,拥有7台氦压缩机(4台低压缩机,3台高压缩机),总功率达到1.4 MW左右,由于EAST实验是连续运行(每次在120天以上),中间不能有停机、停电等事故,否则实验无法正常运行。其供电稳定性是个大问题,对供电系统、变电站的要求都很高;然而在实验期间由于一些非人为因素,还是出现几次"电网闪"跳电事故,低温系统压缩机部分或全部停机、氦透平膨胀机全停、冷却水泵系统全停、真空泵系统全停等事故。若事故处理不当会导致丢气、管道压力过高、液氦容器爆炸、损坏磁体等严重后果。文中给出了EAST实验期间出现电网闪的事故时进行相应处理步骤与一些快速应对的操作经验。     

EAST低温系统又一新降温模式

EAST氦低温系统是EAST(Experimental Advanced Super-conducting Tokamak)先进超导托卡马克实验装置重要子系统之一;到目前为止,EAST已经成功进行了6次降温实验。第四次降温实验于2008年8月完成,这次降温实验与前几次降温实验很不相同。前3次的降温实验冷却磁体依赖四台透平膨胀机(透平A、B、C和D),透平B、C和D获得LHe去冷却PF和TF磁体、5&8对电流引线和busline到相应的温度。透平A用于制取80K的冷量冷却外冷屏。而此次降温是采用3台透平膨胀机(透平A、B和C),透平B和C与节流阀获得LHe去冷却PF和TF磁体、5&8对电流引线和busline到相应的温度。透平A还是用于制取80K的冷量冷却外冷屏。此次整个降温过程大概用了20天,比以前多耗时25%;文中给出了透平的启动过程、磁体冷却过程和一些操作经验。     

用修改的Gandalf软件对HT-7U装置TF和PF线圈的稳定性分析

HT-7U是一个先进的等离子体稳态托卡马克装置.它的环向磁场(TF)和极向磁场(PF)系统,均采用超导磁体,所有超导磁体均由CICC导体制成.为了获得PF和TF磁体运行的的安全裕度,需要对这些超导线圈进行严谨的热工水力特性分析,研究超导磁体在正常运行条件下所能承受的最大扰动.稳定裕度的分析充分考虑了多种不同的扰动.本文的分析均基于修改的Gandalf程序,即考虑超导CICC磁体系统之间(匝间、层间、不同的冷却通道之间)的热耦合,研究了HT-7U超导托卡马克系统的TF和PF超导线圈在不同运行条件下的稳定裕度和失超传播特性.这些分析将为HT-7U超导磁体系统的运行提供参考.     

EAST超导托卡马克装置中的大型超导磁体技术

随着大型超导核聚变装置、超导储能装置、超导强磁场装置及高能超导加速器技术参数的不断提高，大型超导磁体的应用也在加速发展中．大型超导磁体的场强较高、储能较大，对导体的结构、磁体结构、绝缘结构、制造工艺等要求与通常小型超导磁体有很大的不同．本文旨在对国家重大科学工程项目“EAST（HT-7U）超导托卡马克核聚变实验装置”的大型超导磁体关键技术作一介绍．     

ITER超导磁体线圈电磁分析

ITER装置CS线圈、PF线圈、TF线圈是ITER装置超导磁体系统的重要组成部分.电磁性能是超导磁体重要的方面,在研制时对各个线圈的电磁分析是十分重要的.文中通过PRO/E建立模型用Ansys软件,对ITER导体的线圈在其最大工作电流下进行有限元分析,分析的模型分别为:只有CS线圈与PF线圈二维模型;单独TF线圈三维模...