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.     

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采用了TIG对核聚变用316LN奥氏体不锈钢进行焊接,并对焊接接头进行了焊后热处理,利用光学显微镜、扫描电镜分析手段研究了焊后热处理对焊接接头微观组织和力学性能的变化.试验结果表明,焊缝中为奥氏体组织,并未发现第二相析出物存在.焊后热处理对接头的拉伸性能影响不大,均断裂在母材位置,但显著提高了接头的延伸率.接头低温冲击试验也展现了良好的抗低温冲击性能.断口分析发现,接头呈韧性断裂.     

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介绍了采用光学仪器结合机械模板的方法完成对EAST装置内部部件的安装准直。通过在平面模板上确定基准孔的方法引入内部部件安装的测量基准,最终的第一壁形状则利用特殊形状的检验模板进行校核,使其达到可接受的位置。     

EAST PF8线圈氦管结构分析和疲劳试验

 为解决EAST PF8线圈氦管在与导体连接的焊缝位置出现的泄漏问题，分析了该氦管的载荷及边界条件，给出了4种载荷组合工况。建立PF8氦管的有限元模型，对4种工况进行了静力学分析。计算结果表明，热载荷和螺管固定支撑板G11变形是焊缝失效的主要原因。在4.5K下对PF8氦管样件进行了疲劳试验，结果表明氦管疲劳寿命超过2×10⁵次，满足使用要求。对PF8氦管进行了修复，使氦管与螺管固定支撑板G11板脱开，避免了额外载荷的作用，满足EAST使用要求。     

ITER校正场磁体超导接头的设计与测试

设计了一种超导接头用于ITER校正场线圈和超导电流引线之间电流和液氦传输。介绍了校正场线圈超导接头和超导体的结构,计算了接头的直流电阻,确定了合理的超导接头制造工艺。超导接头样品电阻的检测值为1.4nΩ,低于5nΩ的设计值。     

EAST装置内部部件的安装准直

介绍了采用光学仪器结合机械模板的方法完成对EAST装置内部部件的安装准直。通过在平面模板上确定基准孔的方法引入内部部件安装的测量基准,最终的第一壁形状则利用特殊形状的检验模板进行校核,使其达到可接受的位置。     

ITER底部校正场线圈氦管的设计及压降实验

介绍了ITER底部校正场线圈(BCC)管内电缆导体和氦管结构,对BCC管内电缆导体和氦管进行了压降实验。结果表明,低流量条件下气体的流动状态受到流道内摩擦的影响,由于摩擦系数无法通过经验公式进行计算,低流量条件下的摩擦系数被忽略。在较大流量条件下摩擦系数与雷诺数关系与标准样件实验获得的关系对应,完整的BCC校正场线圈的流阻符合理论设计值。     

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。     

焊后热处理对核聚变用316LN焊接接头的影响

采用了TIG对核聚变用316LN奥氏体不锈钢进行焊接,并对焊接接头进行了焊后热处理,利用光学显微镜、扫描电镜分析手段研究了焊后热处理对焊接接头微观组织和力学性能的变化。试验结果表明,焊缝中为奥氏体组织,并未发现第二相析出物存在。焊后热处理对接头的拉伸性能影响不大,均断裂在母材位置,但显著提高了接头的延伸率。接头低温冲击试验也展现了良好的抗低温冲击性能。断口分析发现,接头呈韧性断裂。     

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．