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ITER ELM线圈设计用于控制等离子体边界局域模,线圈导体采用氧化镁矿物绝缘导体结构,其中铜导体采用内径33.3mm的中空铬锆铜导体。单匝ELM线圈最高运行电流为15kA,线圈运行过程中铜导体内通入去离子水冷却,设计冷却水流速为8m3/s以保证线圈达到稳定运行温度。等离子体物理研究所完成了ITER内部线圈ELM原型线圈预研及制造并搭建了线圈流动阻力实验平台,并对ELM原型线圈进行压降测试实验。文中介绍了ITER装置中ELM线圈的压降测试平台的设计,对线圈压降实验数据进行分析。对比理论值与实验值,实验结果表明理论计算与实验值基本一致,实验结果具有可信性。 相似文献
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《低温与超导》2017,(7)
由于国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,简称ITER)的磁体系统运行时利用迫流氦进行冷却,迫流氦在线圈内部流动,产生一定阻力,会影响磁体线圈的正常工作,需要对磁体线圈进行压降测试。着重介绍线圈导体的流体测试试验,根据ITER纵向场(Toroidal Field,简称TF)的导体PA技术要求,搭建测试平台并在室温下进行氮气压降-流量测试实验。使用经验公式进行理论压降计算,计算结果与测量值进行对比,较为接近。同时,也利用该根导体参数进行低温下压降计算,计算结果和国外相关数据,相似。 相似文献
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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。 相似文献
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��Сǿ������Զ��κ���裬�����ϣ������ 《核聚变与等离子体物理》2018,38(3):315-322
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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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液氮在传输管线中的压降特性一直是高温超导电缆低温系统最重要的设计参数之一。以往针对液氮流动阻力的研究大多在直管或环型波纹管方面,主要关注其几何尺寸对压降的影响。然而,实际应用的长距离高温超导电缆更适合应用螺旋型波纹管。本文主要研究螺旋型波纹管插入导体芯后管内液氮的流动特性。通过建立三维数值模型,对螺旋型波纹管中插入直径为5、8 mm的3根或4根螺旋绞织缠绕导体芯时的液氮流动阻力进行对比分析。结果表明,导体芯的粗细、导体芯自身螺旋缠绕的节距、及导体芯缠绕时相互间形成的空隙大小均是直接影响液氮流动压降、摩擦因子的关键因素,并获得了液氮摩擦因子与上述参数的定量关系。 相似文献