ITER导体用铠甲现状综述

ITER超导磁体均采用管内电缆(CICC)结构,铠甲采用奥氏体无磁不锈钢无缝管。针对ITER项目,并通过对国内生产的ITER磁体铠甲性能与ITER性能设计要求值的比较分析,介绍了国内ITER PF、TF等磁体铠甲的生产现状。     

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 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。     

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。     

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。     

CRAFT TF导体弯绕成形力学仿真与试验

聚变堆主机关键系统综合研究设施(CRAFT)是为了探索与建设中国聚变工程试验堆(CFETR)关键技术和原型系统的大科学装置.环向场(Toroidal Field, TF)线圈是CRAFT系统的重要组成部分，旨在研制出用于CFETR环向场原型线圈.本文基于弹塑性力学理论，通过建立TF导体连续弯绕成形有限元分析模型，对TF导体弯曲成形过程进行力学仿真，获得了TF导体在成形过程中的应力、应变和成形力等力学参数，预测了TF线圈绕制过程导体截面变形、回弹、应力和应变情况，并采用TF导体开展了弯曲成形验证试验，为TF线圈的精密绕制和成形设备的工程设计提供了可靠的依据.     

CFETR CS模型线圈导体铠甲低温力学性能研究

CFETR CS模型线圈采用超临界氦迫流冷却,超临界氦在导体内部流动时吸收电缆上的热负荷,使得线圈能够保持在低温下安全运行。CFETR CS模型线圈的超导体采用CICC结构,其导体外部铠甲采用氩弧焊填丝焊接连接而成。在线圈运行过程中,导体遭受的巨大电磁载荷主要依靠不锈钢铠甲承受。采用数值模拟与实验研究相结合的方法,研究了导体铠甲在磁体运行过程中的受力情况,并通过常低温拉伸实验,获得了铠甲母材与焊缝4. 2 K力学性能测试。实验结果表明,导体铠甲母材与焊缝试样机械性能,均能满足CFETR CS模型线圈超导体设计要求。     

HL-2M 环向场线圈预紧系统设计

针对 HL-2M 装置可拆卸的环向场(TF)线圈结构,在“D”形 TF 线圈外侧上、下两端分别采用水平的预紧机构对 TF 线圈实施预紧,使 TF 线圈在大电流承受较大电磁力的情况下,与 TF 线圈连接螺栓的预应力一起保证连接面不发生分离。由于同步性和一致性的要求,该系统采用液压同步顶升机构,并且采用压力传感器实时检测该预应力值,保证 TF 线圈在整个放电实验阶段的安全,为 HL-2M 装置整体的安全提供保障。     

CFETR中心螺管模型线圈用316LN异型铠甲力学性能研究

改良后的316LN不锈钢因为其在低温下优异的延展性能,被选作为中国聚变工程实验堆(CFETR)中心螺线管(CSMC)的铠甲材料。主要对316LN铠甲材料进行了室温与低温下的力学性能测试,并进行了统计分析。实验结果表明316LN铠甲拥有非常好的拉伸性能。     

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。     

CFETR TF Dummy 线圈 VPI 系统设计

TF 线圈为大型“D”形轮廓, 由高、 中、 低场线圈通过套装和堆叠而成. 需要分别对高中低场线圈进行绝缘处理, 套装后填充高中低场之间的间隙(10 mm~120 mm) , 包绕对地绝缘后, 再对间隙填充层进行绝缘处理. 为了充分验证绕组制造的工艺, 采用一个以中场绕组尺寸的Dummy 绕组进行真空压力浸渍(Vacuum Pressure Impregnation, VPI) 完成线圈绝缘. 针对 VPI 过程中真空环境、 外部压力、 固化温度、 时间控制等方面的技术难点, 完成 TF Dummy 线圈 VPI 系统设计. 采用 CATIA 软件对 Dummy 线圈 VPI 系统进行建模, 合理设计子系统, 有效缩短 VPI过程的时间, 保证绝缘质量. 通过每个子系统的理论分析计算, 更精确地选择 VPI 系统配备的设备型号,CFETR TF Dummy 线圈 VPI 系统的设计和相关工艺的验证对后续 TF 线圈制造至关重要.     

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.     

CFETR TF导体的管内压降分析

目前管内电缆导体(CICC)压降的实验结果都是高空隙率(～35%)下测得的,而CFETR纵向场(Toroidal Field,TF)导体的设计偏向于较小的空隙率(～29%),压降实验数据方面的短缺,使得需要重新考虑目前Katheder关系式能否用于CFETR TF的压降估算。在CFETR TF导体的压降分析中,分别采用了修正的Katheder关系式和多孔介质模型对导体的压降进行比较,获得了更为保守的压降预测。     

大截面刚度CICC导体螺旋放送系统的设计与校核

聚变堆主机关键系统综合研究设施(CRAFT)是为了探索与建设中国聚变工程试验堆(CFETR)关键技术和原型系统的大科学装置.环向场(Toroidal Field, TF)线圈是CRAFT系统的重要组成部分,旨在制造出用于CFETR的环向场原型线圈.本文结合CRAFT TF线圈的结构特点和无张力绕制的工程需求,针对大截面刚度CICC导体恒速度、恒高度螺旋放送的技术难点,完成了导体放送系统的结构设计,并采用ANSYS软件对关键承载部件进行静力学校核,验证了导体放送系统结构设计的可靠性和材料选择的合理性.同时,对导体的螺旋放送过程进行简化,建立了待放导体旋转与下降过程的力学模型,获得了导体放送过程中克服转动惯量所需摩擦力的变化曲线,为导体安装撑紧力的设置提供了依据.     

ITER TF超导体焊缝的氦质谱气密性检测

国际热核聚变实验反应堆(ITER)磁体环场线圈TF导体采用CICC(cable in conduit conductor)导体结构,其导管为316LN型不锈钢套管。文中针对ITER项目对导体气密性要求,主要介绍了超导体导管焊缝的氦质谱气密性检测技术方法、检测系统、检测流程和漏率计算。     

CFETR馈线导体设计与热稳定性分析

CFETR馈线导体设计采用NbTi超导线材管内电缆(CICC)结构,其中超导电缆主要由6个花瓣形状的电缆和一个中间铜芯绞制而成,而花瓣形状的电缆由NbTi超导线材与铜线沿顺时针方向通过4级绞制而成,导体外部采用不锈钢铠甲结构。计算分析了运行工况下导体结构的热稳定性参数。结果显示,在95.6kA的最高载流下,分流温度低于6K,热点温度低于250K,满足设计要求。     

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。     

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。     

Bi-2212 CICC导体用铠甲材料Ni-80Cr力学性能研究北大核心

CFETR(中国聚变工程试验堆)是一种新的托卡马克装置。这个商用反应堆要求极高的高场超导磁体。CS和TF导体的最大磁场将达到大约15 T,这远远高于现在的反应堆。为了满足需求,新的导体Bi-2212 CICC被认为是潜在的一个超导磁体。因为Bi2212线需要承受在氧气环境下的特殊高温热处理,铠甲的材料是一个关键问题。作为一种新材料,Ni-80Cr性能优良,而且在高温下与Bi-2212接触时,几乎不与其发生反应。为了研究Ni-80C的机械性能,将样品的力学性能放在不同的温度下(高温、室温、低温)进行测试。测试的结果在本文中给出。