EAST装置中心螺管线圈实验压力后备失超保护系统的研究与实现

EAST托卡马克装置是一个全超导的大型核聚变实验研究装置,实验过程中,对超导磁体的失超保护是一项非常重要的内容.本文介绍了EAST装置极向场中心螺管线圈测试实验中,作为传统电压检测法超导磁体失超保护系统的补充,提出并建立的一种有效的后备失超保护方案:压力后备失超保护法.经过实验验证,该保护系统可以有效地对超导磁体进行失超保护.     

EAST新超导母线稳定性分析

EAST装置超导母线电流传输线的核心部件是13对Nb Ti材料CICCs,其作用是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。超导母线的稳定性直接影响了电流传输线运行的可靠性,同时还关系到超导磁体系统的安全性,需要对其进行严谨的研究。为了研究EAST新超导母线的稳定性,分别利用数学模型和GANDALF程序对超导母线的温度裕度和能量裕度进行了计算分析。计算结果表明由于超导母线的背景磁场很小,因此其稳定性要远高于超导磁体线圈的。该文的结果将为EAST新超导母线的运行提供参考。     

超导导体测试平台背场磁体降温实验研究

在成功建成世界首个全超导托卡马克装置EAST及加入ITER项目的基础上,我国正在进行聚变工程实验堆CFETR的设计工作。超导磁体作为CFETR主机系统重要的组成部分,其研制过程需要大电流、强磁场超导导体测试装置。文中详细介绍了超导导体测试平台的背场磁体系统,设计并研制了2kA二元高温超导电流引线、超导磁体失超探测及保护系统、低温系统,并开展了磁体降温及通电实验。     

EAST失超检测数值模拟仿真系统设计

EAST作为第一个纵场和极向场磁体都是全超导的装置,如果其超导磁体失超,其储存在磁体内的巨大能量将会转变成热能并造成磁体损坏,因此,可靠的失超检测是装置稳态运行的关键.EAST失超检测主要采用同绕线和二次补偿相结合的失超检测方法,整个失超检测系统分为六个分系统.为了确保整个失超检测系统工作正常,必须提前检查各分系统工作性能.数值模拟仿真系统就是通过实际实验数据与数值模型作为输出信号对各分系统进行性能测试.本文主要介绍了本系统的设计方案和相关结构,并给出相关实验结果分析.     

全超导托卡马克装置(EAST)的技术诊断系统

全超导托卡马克(Tokamak)装置EAST是国家“九五”大科学工程。技术诊断是超导托卡马克装置的重要子系统,主要负责装置主机部件的温度、线圈电阻等的测量以及超导线圈失超信号探测。简要介绍EAST技术诊断系统的设计及试验结果。     

超临界氦循环泵在EAST中的应用研究

EAST超导托卡马克装置的极向场和纵场线圈的超导磁体均采用迫流冷却的CICC(Cable in Conduit Conduc- tor)导体,极向场线圈的冷却介质直接由制冷机节流路来提供,而纵场线圈和线圈盒由氦循环泵来提供。文中概述了氦循环泵在超导装置中的使用情况,分析了超导磁体的迫流冷却特性以及EAST超导磁体的迫流冷却回路,揭示了氦循环泵的应用优点。比较两种冷却方式,得出热效率比较图,证明了氦循环泵的有效性,为氦循环泵的使用范围及选型提供了理论依据。     

EAST装置失超诊断系统基于DSP技术二次电压补偿设备研制

EAST是全超导托卡马克聚变装置,其极向场和纵场线圈全部采用超导磁体。一旦发生失超,失超保护系统用于确保超导磁体和引线的安全运行。诊断超导线圈电阻电压变化是最直观也是最快捷的技术解决途径,主要难点在于研制高精度的噪声抑制补偿设备,用于抑制实验过程中在诊断信号上产生的大量感应噪声。原先采用模拟电路设计的二次补偿设备存在技术缺陷;而基于DSP技术二次电压补偿设备软硬件结合,大大提高设备精度,通过上位机可以方便实现关键参数与算法更新,经过两年时间,达到初步设计指标,并在近期EAST实验中成功实现并行试运行,下一步升级改造正在进行中。文中主要介绍了数字式二次补偿系统设计思路、补偿原理、以及初步实验测试结果。     

EAST超导磁体线圈电阻测量系统优化

EAST装置超导磁体系统包括30个超导磁体线圈,超导磁体线圈电阻测量是对当前磁体性能是否退化等进行判断的重要一环.本文介绍了EAST超导磁体线圈电阻测量系统当前存在的问题、优化设计以及样机实验运行结果.     

超导储能系统的失超检测

超导磁体的失超检测与保护是超导电力技术实用化的一个重要课题。文中针对超导储能系统的特点,设计了一套用于超导储能(SMES)磁体的失超检测系统。该系统采用有源功率检测方法,通过对超导磁体上产生的失超信号进行隔离、放大、滤波以及比较等,实现失超信号的检测。实验结果表明,该失超检测系统能够及时准确的检测到失超信号,为超导储能系统的失超保护提供了可靠的前提条件。     

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.     

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...     

在单一和连续等离子体放电条件下KSTAR PF线圈的运行特性分析

我们使用分析程序SAITOKSCPF研究了KSTAR PF 超导线圈的运行特性.为了控制KSTAR超导托卡马克的运行等离子的外形以便实现受控热核聚变反应,在超导PF线圈内通过高变化率的运行电流.由于电磁感应,在超导线圈、支持结构和低温容器内产生感应电流和损耗.超临界氦流过CICC导体内部保持超导体运行在4.2K的温度.分析表明最大的温度在PF1线圈内部.在这篇论文中,我们对于单一和连续条件下等离子体放电对超导体运行的影响进行了研究.     

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．     

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通过求解椭圆积分,计算了EAST极向场系统的磁场分布,从而计算出极向场线圈在等离子体放电过程中的热负荷。并根据磁体运行的热工水力条件估算出极向场线圈在等离子体放电过程中的最高温升。     

快速磁通变化超导线圈失超保护的改进方法

大型托卡马克超导装置的超导线圈在快速励磁条件下 ,将在线圈中产生很大的感应电压噪声 ,可能比用于失超检测的电阻电压大几个量级 ,同时在大电流和快速励磁条件下失超保护对确保装置安全变得尤为重要。文中主要提出在超导线圈大电流和快速励磁条件下如何进行正确失超保护的一种方便又可行的工程方法 ,并在中科院等离子体所对 HT- 7U第一个超导中心螺管原型线圈进行的性能测试实验中取得了成功。     

Design of a conduction-cooled 4 T superconducting racetrack for a multi-field coupling measurement system

A conduction-cooled superconducting magnet producing a transverse field of 4 T has been designed for a new generation multi-field coupling measurement system,which will be used to study the mechanical behavior of superconducting samples at cryogenic temperatures and intense magnetic fields.A compact cryostat with a two-stage GM cryocooler is designed and manufactured for the superconducting magnet.The magnet is composed of a pair of flat racetrack coils wound by NbTi/Cu superconducting composite wires,a copper and stainless steel combinational former and two Bi_2Sr_2CaCu_2O_v superconducting current leads.The two coils are connected in series and can be powered with a single power supply.In order to support the high stress and attain uniform thermal distribution in the superconducting magnet,a detailed finite element(FE) analysis has been performed.The results indicate that in the operating status the designed magnet system can sufficiently bear the electromagnetic forces and has a uniform temperature distribution.     

Design of self-correction coils in a superferric dipole magnet

Design of self-correction coils in a superferric dipole magnet is carried out. By adopting the self-correction coil (SCC) scheme, we can do online correction of unwanted fields inside the magnet aperture during the whole operating cycle irrespective of their origin. The self-correction coils are short-circuited superconducting coils of required symmetry placed in the useful aperture of the AC dipole magnet. Design and operation mechanism of self-correction coils in a superferric dipole magnet are discussed in this paper.     

Experimental evidence for anisotropic response of a driven vortex lattice

We present kinetic inductance measurements in current driven Josephson junction arrays. Measurements performed with circular coils indicate that this technique is very sensitive to the vortex mobility. Results obtained with anisotropic detection coils provide experimental evidence for the anisotropic response of a driven vortex lattice. Anisotropic behavior is obtained when rising the temperature or the mean vortex velocity as indicated by the loss of the superconducting shielding capability, first in the direction of vortex motion and then in the perpendicular direction.