高温超导电流引线在EAST装置工程调试中投运

EAST全超导托卡马克核聚变实验装置有一对纵场磁体电流引线和12对极向场线圈电流引线,额定电流为14.5～16.3 kA,在第二轮装置工程调试中5对高温超导电流引线投入运行.这些电流引线的高温超导段系传导冷却,上端用79K液氮冷却,下端由4.5K超临界氦流迫冷;铜电流引线段采用氮蒸汽冷却.运行参数表明高温超导电流引线具显著的节冷效益.本文介绍这些电流引线的运行工况和安装前的接收试验结果.     

EAST超导托克马克磁体的大型供电供冷外馈线

EAST全超导托克马克聚变实验装置由16个D形环向场线圈和12个圆形极向场线圈组成,大半径1.7m,当环形场线圈励磁14.3kA时,中心场3.5T;±14.5kA极向场线圈可提供10Vs磁通量变化.连接这些超导磁体与13台独立电源和一台制冷机之间的低温和超导部件组成大型供电供冷馈线,在EAST装置外部的外馈线包括:两组超导母线;13对电流引线及其杜瓦;一个大的低温分配恒温器,内装有40多个低温控制阀,4.4K液氦槽,3.8K过冷槽,78K液氮槽和4台超临界氦循环泵;五条低温传输线.本文介绍外馈线的设计、安装和运行情况.     

6kA气冷二元电流引线优化

为了开展高温超导导体实验研究,中国科学院等离子体物理研究所正在建设背场达6 T,最大测试电流为30 kA的超导导体测试装置。在进行高温超导导体测试时,要为背场磁体提供约6 kA的电流。为了减少电流引线的漏热,设计了自洽气冷二元电流引线,主要由铜换热器段及高温超导段组成。并以电流引线低温端漏热最小及低温端漏热使得的液氦蒸发量等于冷却电流引线所需的氦气量为依据,采用自编c程序对电流引线的尺寸进行优化。同时从简化结构、增加对流换热系数的角度出发,设计出换热效率高、满足换热需求的铜换热器。     

HL-2M 环向场线圈水冷数值模拟与分析

建立了环向场线圈的水冷计算模型,根据热传导和对流换热方程进行了数值模拟分析。计算结果表明：指形接头与铜板的界面接触热阻和接触电阻对指形接头的温升影响较大,但在平顶电流为140kA 及其电流平顶7s 时,由焦耳热引起的最高温升40℃以下,故环向场线圈的温度均不会超过80℃,且15min 后TF 线圈温度均降至30℃以下。在平顶电流为190kA 时,线圈通电持续时间可根据界面实测接触热阻、接触电阻以及线圈初始温度来确定。     

加速器磁体用6 kA高温超导电流引线性能测试

6 kA电流引线为二元型,高温超导段的运行温区为4.5～77 K,为传导冷却;而换热器段的运行温度范围在77 K至室温,由液氮冷却。电流引线的额定运行电流为6 kA,最大电流为8 kA。本文主要介绍6 kA电流引线的结构设计及其稳态运行、失冷故障测试(Loss of flow accident,LOFA)、8 kA过流能力、6 kA脉冲模式等测试,测试结果满足设计要求。     

HL-2M 装置极向场线圈的结构设计与制造

介绍了 HL-2M 装置极向场(PF)线圈的结构设计和制造。16 饼 PF 线圈布置在环向场(TF)线圈空腔之 内、真空室外,沿中平面对称分布。PF 线圈采用中空矩形铜导体绕制,其中 PF1~PF4 线圈为双层螺旋绕制结构, 最大运行电流 14.5kA;PF5~PF8 线圈为多层盘式绕制结构,最大运行电流 38~42kA。      

百安级变截面珀尔帖电流引线漏热分析

横跨低温到室温温区的电流引线是连接电源和超导装置的部件,是超导装置的主要漏热源之一.因此减小由于电流引线导致超导低温系统的漏热对低温系统的稳定运行和运行效率至关重要.在传统铜电流引线的室温端插入热电材料碲化铋(Bi_2Te_3)形成的珀尔帖电流引线(Peltier current lead,以下简称PCL)可以有效地减小由于电流引线造成的漏热.珀尔帖电流引线将漏热从纯铜引线的42.4W/kA降低到30.470W/kA.在本文中采用有限元法对PCL进行优化,得到PCL的最优几何参数.改变PCL中铜引线和热电材料碲化铋的横截面面积,并计算改变横截面面积时PCL的漏热.仿真结果显示改变PCL中铜引线的横截面面积时对电流引线的漏热影响不大,而在改变PCL中热电材料的横截面,可以将PCL的漏热从30.470 W/kA降低到27.36 W/kA.     

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为充分利用SUNIST球形托卡马克欧姆场的双向磁通,延长等离子体电流平顶时间,对欧姆场的电源系统进行了改造。提出了一种基于多个IGBT并联大电流低频开关的H桥双向放电电路,研发了该双向放电电路的核心元件——3kV/10kA级的IGBT并联大电流开关。对单相电容准恒流充电电路与三相桥式电容换流充电回路进行了研究,合理地确定了双向放电主回路中两组储能电容器C1和C2的充电系统。经过安装、调试以及初步试验,在欧姆场线圈中得到了从正10kA到负6kA的双向放电电流,等离子体电流波形也有明显改善。     

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介绍了EAST快速控制线圈的设计参数、电磁水冷分析和安装过程。引线部分受到巨大的垂直于自身方向的震荡力,常规的有机绝缘材料不能满足要求。线圈的绝缘材料采用MgO粉末,并在引线两端增加支撑固定。水冷计算表明,铜导体和水的稳定温度与点到进水口的距离成线性关系;当线圈通电电流为20kA时,为了保证出水口的水温不被加热至100℃,水的最小流速与运行效率的关系为v≈6K。     

EAST装置15kA高温超导电流引线研发

低温超导磁体采用高温超导电流引线能显著降低制冷系统的造价和运行费用.正在建造中的大型超导托卡马克核聚变试验装置(EAST)需要一对16kA和12对15kA电流引线.所研发的电流引线采用美国超导(AMSC)公司提供的Bi-2223/Ag-Au带材, 每5条超导带组成单元叠,与不锈钢支撑圆筒表面50个槽软钎焊成超导段.支撑筒两端铜接头,温端与铜电流引线段丝扣连接并低温钎焊;冷端与100根NbTi/Cu超导线直接锡铅钎焊.冷端采用4K超临界氦流冷却;温端正常运行温度为78K,用液氮冷却.设计要求在此冷却条件下的临界电流大于16kA.78～290K铜电流引线采用3头螺旋槽换热器,冷氮气冷却.为提高电流引线的安全性,在高温超导段温端贮存适量液氮作为热沉,大大增加电流引线被烧毁的时间常数.     

HL-2M ������Ȧˮ����ֵģ�������

The water-cooled model of the toroidal field coils was established calculated according to the heat conduction and the convective heat transfer equation. The results show that the thermal contact resistance and the electrical contact resistance of the interface between the finger joint and the copper plate had a larger effect on the temperature rise of the finger joint. At maximum current of 140kA and the current flattop 7s, the maximum temperature rise of the toroidal coils with the finger joint was below 40??, so the maximum temperature of the coils wouldn’t exceed 80??, and the temperature of the toroidal field was below 30?? after an interval of 15min. However, at maximum current of 190kA, the current flattop time was determined by the thermal contact resistance, the electrical contact resistance and initial temperature.     

J-TEXT装置纵场电源系统及其调试

J-TEXT装置的纵场磁体是由十六个近似圆形的常规铜线圈串联而成。纵场电源系统需要为纵场磁体提供最大电流为160kA、平顶时间为500ms的准梯形电流波形,以在等离子体中心产生最大为3T的磁场。基于原TEXT-U纵场电源的电路结构,重新设计和改造了电源的控制系统和保护系统。目前,纵场电源系统已经通过了测试,在J-TEXT装置首轮放电运行中,该系统可输出92.5kA的平顶电流,在等离子体中心产生了约1.74T的磁场。     

HL-2A 共振磁扰动线圈电源的方案设计与仿真

介绍了共振磁扰动(RMP)电源的电路拓扑结构,基本元器件的选取,初步控制方案以及电路相关的计算与仿真。RMP 线圈将由最大4kA 的直流电流或者最大频率1kHz 最大4kA 的交流正弦电流供电。通过选择合理的电源结构和控制方式,以实现响应速度快和电流纹波小的要求,并使RMP 线圈电源满足ELM 控制的需求,尽量降低对等离子体控制的不利影响。     

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介绍了共振磁扰动(RMP)电源的电路拓扑结构,基本元器件的选取,初步控制方案以及电路相关的计算与仿真。RMP 线圈将由最大4kA 的直流电流或者最大频率1kHz 最大4kA 的交流正弦电流供电。通过选择合理的电源结构和控制方式,以实现响应速度快和电流纹波小的要求,并使RMP 线圈电源满足ELM 控制的需求,尽量降低对等离子体控制的不利影响。     

Plasma shape optimization for EAST tokamak using orthogonal method

It is necessary to reduce the currents of poloidal field(PF) coils as small as possible, during the static equilibrium design procedure of Experimental Advanced Superconductive Tokamak(EAST). The quasi-snowflake(QSF) divertor configuration is studied in this paper. Starting from a standard QSF plasma equilibrium, a new QSF equilibrium with 300 kA total plasma current is designed. In order to reduce the currents of PF6 and PF14, the influence of plasma shape on PF coil current distribution is analyzed. A fixed boundary equilibrium solver based on a non-rigid plasma model is used to calculate the flux distribution and PF coil current distribution. Then the plasma shape parameters are studied by the orthogonal method. According to the result, the plasma shape is redefined, and the calculated equilibrium shows that the currents of PF6 and PF14 are reduced by 3.592 kA and 2.773 kA, respectively.