CFETR PF 导体设计及稳定性分析

中国聚变工程试验堆(CFETR) 是一种新型的超导托卡马克装置, 极向场线圈(PF) 在控制等离子体位行中起着关键作用. CFETR PF 线圈导体由 Nb3Sn CICC 和 NbTi CICC 导体组成. 为了确保 PF 线圈的稳定运行, 本文采用1-D Gandalf 对不同机械扰动和电磁扰动下 PF 导体的稳定性裕度, 最小失超能量及温度裕度的进行了分析. 分析结果表明 CFETR PF 导体目前的设计能够充分满足安全裕度的要求     

CICC稳定性裕度设计法和HT-7U导体方案

HT－7U装置的超导环向场与极向场磁体将采用导线管多级绞缆导体（CICC）。对于大型超导磁体,稳定性是导体设计中最重要的指标之一,优化铜超比是确保稳定性和获得最大电流密度的关键。根据稳定性裕度原则,给出了CICC稳定性裕度设计法,提出了HT－7U新的导体方案。     

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．     

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中心螺管模型线圈失超信号检测

中心螺管是超导托卡马克装置磁体系统的重要组成部分 ,在 HT- 7U中 ,中心螺管采用管装超导电缆绕制 ,线圈以脉冲方式运行。文中介绍了 HT- 7U中心螺管模型线圈实验中 ,失超信号检测系统的工作原理及失超信号特点。当磁体以脉冲方式运行时 ,失超信号检测系统为装置提供可靠的失超保护动作信号 ;还给出了有关的实验数据和检测系统记录的失超信号变化曲线。     

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.     

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。     

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。     

EAST װ���³�������ϵͳ��ȴ��·���

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．     

HT-7U超导托卡马克装置装配方案概述

HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置的科研目标是建造一个具有非圆截面的大型超导托卡马克装置,用来开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理问题的实验研究。讨论了HT-7U装置主机关键部件的构成,装配过程中对各关键部件装配的精度要求,建立了总装测量系统确保关键部件的装配精度。     

HT-7U托卡马克装置中超导螺管模型磁体的设计与实验研究

介绍了 TH- 7U超导 Tokamak核聚变装置中超导螺管模型磁体的设计过程及其电磁与力学性能分析。并通过对其进行的大型超导试验获得了一些重要参数 ,这些参数的取得将对 HT-7U装置中超导磁体的工程设计具有很重要的指导意义。     

亚洲托卡马克超导磁体研究新进展

简要回顾了世界托卡马克超导磁体研究的进展 ,重点介绍了全超导托卡马克装置中国的 HT- 7U、韩国的 KSTAR及日本开展的 ITER中心螺线管模型线圈研究的新进展。最后对亚洲在这一领域近几年的发展做了归纳。     

HT-7U装置冷却回路概念设计

】HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置是国家九五重大科学工程 ,包括一个具有非圆小截面的大型超导托卡马克 HT-7U实验装置和低温、真空、水冷、电源及控制、数据采集和处理、波加热、波驱动电流、诊断以及公共基础设施等重要子系统。文中概要地介绍 HT-7U装置冷却回路的基础结构和主要参数 ,对冷却回路进行了概念设计 ,给出了冷却回路流程的初步方案     

具有超导环向场磁体的HT－7装置

本文概述了建造具有超导环向场线圈的ＨＴ－７装置进展情况，对装置各部分的特点及主要参数作了详细介绍．     

HT-7超导托卡马克纵场桥路信号的分析及失超保护系统的改进

简明介绍了 HT- 7超导托卡马克纵场失超保护的原理及硬件电路存在的缺陷。重点分析对纵场桥路信号的计算机采集、处理和保护结果 ,并据此对失超保护进行改进。     

STUDY OF THE CORRELATION BETWEEN POWER DEPOSITION OF THE LOWER HYBRID WAVES AND THE HARD X-RAY RADIATION ON HT-7 TOKAMAK

A seven-channel NaI(Tl) detector array installed on an HT-7 superconducting tokamak has been used to detect the hard X-ray (E_hν>20keV) emitted from the plasma. The physical mechanism of the lower hybrid waves propagating and absorbed in the plasma is investigated by the measurement of hard X-ray radial profile at different discharge parameters.     

基于HT-7U超导托卡马克放电的EFUND软件实现

介绍了基于HT-7U超导托卡马克装置放电的EFUND软件实现过程。介绍了装置的格林函数和计算公式及用于计算格林函数的EFUND算法的主要思想。简要叙述了计算感应系数的两个主要过程,介绍了EFUND软件的改进意义和遇到问题及解决经验,给出了两种语言环境下EFUND软件运行结果的误差分析。实现了EFUND软件的实时控制功能,为平衡拟合EFIT系统的实时控制改进奠定了基础。     

HT-7U超导模型线圈电阻应变测量

针对 HT- 7U超导模型线圈实验中应变测量的特点 ,介绍了低温强磁场特殊条件下电阻应变测量方法 ,从测量电路、应变片粘贴布置方案、应变计算公式、测量结果等方面进行了具体分析。