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。     

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。     

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。     

ITER校正场线圈剪切销氧化铝涂层低温绝缘性能研究

采用大气等离子喷涂方法在316LN不锈钢剪切销表面喷涂了Al₂O₃+3%TiO₂绝缘涂层,采用NiAl作为粘结层,得到了性能优良的绝缘保护涂层。按照ITER实际运行环境,采用ANSYS分析方法对剪切销进行应力分析,并在低温(液氮,77K)环境下对剪切销加载后进行循环往复摩擦磨损试验。循环5000、10000以及30000周后采用2点和3点法分别测定了涂层的表面电阻和体积电阻,剪切销表面电阻率均大于10⁹Ω•m^-2,体积电阻率均大于10¹⁰Ω•m,表明涂层具有较高的绝缘电阻,满足ITER所需工程条件。     

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。     

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校正场过渡馈线冷质支撑的设计与传热分析

对过渡馈线的冷质支撑在真空与低温环境下的绝热性能进行研究,以增大热阻抑制热量传递为目的,在保证强度的基础上,同时考虑加工与装配的方便,确定了一种支撑结构.并利用有限元方法对该结构进行了稳态传热分析,得出了支撑的温度分布和冷量损耗大小.研究表明该支撑在满足强度的要求下,不仅结构简单、装配方便而且绝热性能良好,能很好地降低...     

Bi-2212导体用铠甲316LN钢力学性能研究

下一代超导磁体系统有着大电流、高磁场的显著特点,中心场约为5-7T,而最高场达到15T。为了满足如此高的磁场强度,作者需要制作能够达到磁场15T,电流45k A,电磁循环万次后性能稳定要求的超导磁体。目前,Bi2212作为发展的一个方向。Bi2212能否开展高场导体的应用,需要对线材,铠甲材料,以及成型后的导体整体都进行一系列的测试。主要介绍了目前Bi-2212导体使用的铠甲材料——316LN的高温力学性能研究测试。并与其室温、低温力学性能进行了对比;在软件上模拟了高温、加压的情况下材料所受的应力情况,分析了铠甲是否能满足将来的高压热处理。     

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。     

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。     

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。     

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介绍了Pacman装置的设计原理,用Pacman装置测量了OST公司通过内锡法工艺制备的Nb3Sn超导股线在12T,4.2K条件下单轴方向的临界电流与应变的关系,应变的范围在-0.8%～+0.6%。用偏量比例模型模拟了临界电流与轴向应变之间的规律,分析了随应变的改变n值的变化,得出了Nb3Sn超导股线对应变的敏感程度。