ITER磁体馈线导体不锈钢铠甲力学性能研究

ITER磁体馈线(Feeder)导体在生产过程中,要经过压缩成型。为了模拟导体的真实工况,铠甲力学测试样品在准备前都压缩到了导体要求的尺寸。文中测试了ITER磁体馈线导体在正式生产阶段不锈钢铠甲的常温与低温(7K)力学性能,并进行了统计分析。     

ITER PF导体铠甲低温力学性能研究

ITER PF磁体导体采用CICC导体结构,其铠甲采用内圆外方316L不锈钢套管。本文针对ITER项目对该材料的性能要求,详细地研究了其常-低温力学性能。并就导体缩管过程中产生的形变量对材料力学性能的影响进行了讨论。     

ITER TF导体制造研究

ITER聚变反应堆纵场磁体系统由采用CICC结构的TF导体构造。通过短距离TF导体集成试验,文章报道了电缆伸长率、铠甲冷作变形比例、穿缆拉力测量等结果,从而验证TF导体制造在中国实现的背景可能。     

ITER超导导体不锈钢管不同温度下性能研究

ITER内部线圈超导导体采用一种特殊工艺的不锈钢矿物绝缘导体(SSMIC),即内部采用铜导体,中间绝缘层及外部铠甲的三明治复合结构。不锈钢铠甲作为内部线圈导体的重要组成部分,其优异的性能是内部线圈导体正常运行的保障。针对ITER内部线圈超导导体项目中对材料性能的要求,详细研究了其常温、高温状态下的力学性能,并就导体成型过程中不锈钢的变形量对材料力学性能的影响进行了讨论。     

ITER TF导体不锈钢铠甲表面缺陷测量研究

ITER TF导体采用CICC导体结构,其铠甲采用316LN不锈钢套管。针对ITER项目对该材料的验收要求,提出了一种基于坐标法来测量TF导体铠甲表面缺陷深度的方法,并对测量数据进行分析。实验结果表面该方法具有较高测量精度,在ITER导体表面缺陷深度测量具有可行性。     

ITERTF导体不锈钢铠甲表面缺陷测量研究北大核心

ITER TF导体采用CICC导体结构,其铠甲采用316LN不锈钢套管。针对ITER项目对该材料的验收要求,提出了一种基于坐标法来测量TF导体铠甲表面缺陷深度的方法,并对测量数据进行分析。实验结果表面该方法具有较高测量精度,在ITER导体表面缺陷深度测量具有可行性。     

ITER校正场导体不锈钢铠甲力学性能研究

ITER校正场导体在生产过程中,要经过压缩成型。为了模拟导体的真实工况,铠甲力学测试样品在准备前都压缩到了导体要求的尺寸。文中测试了ITER校正场(CC)导体在正式生产阶段不锈钢铠甲的常温与低温(7K)力学性能,并进行了统计分析。     

不同条件下聚变用316LN不锈钢铠甲的力学性能研究北大核心

ITER计划中纵场线圈采用管内电缆导体结构,简称CICC结构。由于无磁性的奥氏体不锈钢是核聚变反应堆的理想材料,导体铠甲采用的是材质为改良的316LN无缝不锈钢管。ITER TF线圈的CICC导体套管由316LN不锈钢管接而成。再将电缆穿入铠甲中经过冷作硬化后,进行650℃/200h的时效热处理,最终在导体运行期间,温度降至4.2K的液氦温度下服役。对于导体铠甲能否经受以上加工处理,将对聚变用316LN不锈钢铠甲在不同的形变、热处理温度和不同温度下的力学性能进行比较分析。     

不同条件下聚变用316LN不锈钢铠甲的力学性能研究

ITER计划中纵场线圈采用管内电缆导体结构,简称CICC结构。由于无磁性的奥氏体不锈钢是核聚变反应堆的理想材料,导体铠甲采用的是材质为改良的316LN无缝不锈钢管。ITER TF线圈的CICC导体套管由316LN不锈钢管接而成。再将电缆穿入铠甲中经过冷作硬化后,进行650℃/200h的时效热处理,最终在导体运行期间,温度降至4.2K的液氦温度下服役。对于导体铠甲能否经受以上加工处理,将对聚变用316LN不锈钢铠甲在不同的形变、热处理温度和不同温度下的力学性能进行比较分析。     

ITER纵场的电磁分析与电源系统的概念设计

进行了ITER纵场磁体电源系统的概念设计.首先,对ITER主机基于循环对称算法,借助ANSYS软件进行了电磁的分析,然后根据电磁分析得到的结果,设计了ITER纵场磁体电源的拓扑结构,分析了整流器的输出电压波形;其次,基于电磁分析的结果,设计了ITER纵场磁体失超保护系统,并计算了磁体失超保护电路中的关键部件-电容和电阻...