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．     

大型CICC超导磁体的超导接头研制

国家大科学工程"稳态强磁场装置"混合磁体的外超导磁体采用了管内电缆导体(CICC)方案,CICC超导接头就成为建设强磁场装置的关键技术之一.针对混合磁体的结构和工作模式,我们设计了两种新型结构、满足不同连接需要的CICC导体超导接头,并对研制的超导接头样品在4.2K低温下进行了性能测试,其各项性能满足了稳态强磁场混合磁体外超导磁体的工作要求.本文将主要介绍该超导接头的设计方案以及整个研制过程.     

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。     

CICC导体接头电阻低温实验平台

ITER计划是目前国际最大的科技合作项目,中国承担ITER PF/TF/CC/CB/MB等超导导体及全部CC磁体、PF6大线圈的研制任务。CICC导体接头技术是磁体研制中关键技术,为了开展ITER超导磁体接头的研制,中国科学院等离子体物理研究所建立了大电流超导导体接头电阻低温实验平台。该平台主要包括:Φ300mm低温杜瓦、20kA超导变压器、电源系统、失超保护系统及数据采集系统。详细介绍了该测试平台的设计、研制,并利用该测试平台开展了多次ITER CC导体接头电阻的低温实验研究工作。     

Nb_3Sn CICC导体接头电阻测试

介绍了用于测试大电流Nb3Sn管内电缆导体接头电阻的超导变压器系统。该超导变压器包括初级线圈和次级线圈,其中初级线圈采用Nb Ti超导股线绕制;次级线圈采用Nb3Sn CICC导体绕制。初级线圈和次级线圈均浸泡在液氦中冷却。利用超导变压器对Nb3Sn CICC导体超导接头的测试结果表明,所设计的超导接头电阻满足设计要求。     

先进超导导体测试装置设计分析

针对聚变工程大型超导导体样品在高场下的性能测试需求,设计了内径0.6m、磁场13T的背景磁体系统。磁体系统由6层12个分离式超导线圈组成,线圈采用常规的螺线管结构,由外至内分别使用NbTi、Nb₃Sn和YBCO三种超导材料绕制而成;在直径500mm的测试区域范围内产生最高达13.22T的背景磁场,均匀性不低于95%。介绍了磁体线圈主要设计参数,用有限元软件完成电磁、结构分析。结果表明,设计合理可靠,能够满足导体测试装置的需求。     

用于超导实验的背场磁体研制

在进行超导材料特性、交流损耗测量等超导实验时,需要为实验提供大小可变、均匀性好的背景磁场。文中对自行研制的背场磁体进行了测试研究,发现选择性对组合铜线圈供电能够提供合适的磁场,满足实验的要求。     

40-T混合磁体外超导磁体CICC摩擦系数测定

40-T混合磁体的建设正在中科院强磁场中心进行,其外超导磁体将由管内电缆导体CICC绕制,并采用4.5K 的超临界氦迫流冷却.CICC的摩擦系数是确定各冷却通道进口压力和流量的重要依据.文中介绍了CICC压降测量平台搭建,并对40-T混合磁体外超导磁体哑缆摩擦系数进行测量;分析了该CICC内的摩擦特性,并拟合出相应的经...     

低阻Nb_3 Sn CICC超导接头研制与性能测试

已经研制出两种结构的低电阻值Nb3Sn CICC超导接头,同时利用超导变压器原理并采用高精度的Keithley 2002的数据采集系统对两种超导接头进行了性能测试,并采用感应法即衰减常数法对两种CICC超导接头性能测试数据进行分析,结果表明:两种超导接头满足其设计要求。     

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.     

三线圈超导磁体在脉冲电流下的动力稳定性分析

对于聚变反应堆中超导载流磁体在稳态电流基础上受到脉冲电流影响时的动力稳定性给出了定量分析方法。结合其超导载流磁体的实验结构,给出了超导磁体在不同稳态工作电流（即低于稳态的磁弹性人稳临界电流）作用下受到矩形脉冲电流作用 磁弹性动力响应的数值模拟结果。在此基础上,给出了关于稳态工作电流、脉冲电流强度和脉冲持续时间等参数的磁弹性动力稳定性参数范围。     

超导磁体的磁通泵供电原理研究

磁通泵是给超导磁体供电的装置.本文主要介绍磁通泵的国内外发展情况,论述磁通泵的运行原理,计算磁通泵的运行参数和运行损耗.     

磁场对传导冷却超导磁体系统制冷机的影响

用于传导冷却超导磁体系统的GM制冷机处于强磁场环境中,由于二级蓄冷器的填充材料其性能随外部磁场大小而变化;而且冷头电机本身是永磁电机,电机性能受磁场影响更明显.因此,为了不影响制冷机的性能,需要详细地分析制冷机附近的磁场分布,将制冷机布置在低场区域;但是,高场磁体系统本身磁场强度高、温度裕度低,为了降低磁体运行时的热点温度,不可能将制冷机布置在距离磁体较远的区域,这时就需要对制冷机采取屏蔽措施.本文以正在建造的8T传导冷却超导磁体系统为例,研究了磁场对制冷机位置的影响,并分析了铁磁屏蔽对制冷机附近磁场的屏蔽效果.     

短腔自屏蔽核磁共振成像超导磁体的设计

本文提出了一种短腔自屏蔽核磁共振成像(MRI)超导磁体的设计方法.先将矩形截面螺线管线圈简化成截面为一个点的电流环,得到一个线性规划模型,采用线性规划的方法得到合适的线圈位置和电流大小,然后再利用遗传算法对线圈的截面形状进行优化,得到合适的线圈截面尺寸.线性规划的引入,减少了优化变量,降低了优化规模,结合遗传算法,使得短腔自屏蔽MRI超导磁体设计变得简单易行.文章最后给出了一个设计算例.     

6T NbTi传导冷却超导磁体系统杜瓦容器的研制

成功研制了6T NbTi 传导冷却超导磁体系统,制冷机为二级GM-制冷机.磁体冷却到4K需用74小时左右.目前磁体系统已分别完成了115A(6T),45小时和95A,264小时的无间断运行实验.该磁体所用杜瓦容器外径为742mm,高为558mm,室温孔径为100mm.磁体系统可在支架上以0度,45度,90度旋转.     

传导冷却磁分离用高温超导磁体的杜瓦设计

随着环境污染的加重,具有高梯度磁场的高温超导磁分离系统作为一种新型高效便捷的污水处理系统得到发展和应用.本文主要介绍了制冷机传导冷却高温超导磁体的便于装卸杜瓦的设计,利用ANSYS软件分析了杜瓦的应力和形变,分析了漏热、温度分布和对磁体的冷却情况,使高温超导磁体在磁分离系统中满足要求并保持正常运行.     

超导磁体低温系统的简化模型及其验证

用于冷却超导磁体的低温系统由管路、支管、阀门和泵等组成.在实际情况中,低温系统的暂态和稳态响应对磁体的性能有很大影响;同时磁体的暂态过程对低温系统也有影响,因此需要把低温系统和磁体系统作为整体来考虑以提高模型的预测能力.本文分别对两个具体实验装置的低温系统建立了简化模型,并对比了模拟计算结果与实验数据,结果表明模型能够较好地模拟超导磁体的低温系统.     

YBCO高温超导磁体临界电流密度快速确定方法

基于绘图法基本原理,以及YBCO高温超导带材的临界电流特性,采用有限元电磁场分析软件AnsoftMaxwell建立了空心圆柱磁体模型.根据磁场分布、并考虑到带材的临界电流密度随磁场大小和方向的变化关系,给出了影响磁体工作电流特性的磁场的分布.基于以上工作提出了一种利用Ansoft电磁场分析软件快速确定YB-CO高温超导带材临界电流密度的方法.     

METHODS OF HEAT LOSS MEASUREMENT FOR A THERMOHYDRAULIC FACILITY

Three methods, using different thermal transients, are proposed to measure the heat loss of a thermohydraulic facility. They can he used for loop-type facilities, with circulation pumps, and for vessel-type facilities, with fluid at saturation. The analysis of uncertainties of the measurement results can help to design a heat loss experiment for a specific application. Examples are presented of heat loss measurements at the LOBI-MOD2 facility, which is an integral system thermohydraulic test facility for safety investigations of pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants.     

应用于超导磁体冷却的新型低温传热元件

本文针对我们已提出的自然循环与低温热管耦合的新型传热元件进行了初步的数值模拟.基于一些合理的假设,利用一维两相流均相动态模型对液氮在自然循环管路中的瞬时换热量进行了计算,在与实验结果进行比较的基础上,得到了一些有关冷却时间与最低冷却温度的初步结论,并对计算结果进行了分析.