ITER TF导体压降流阻测试试验与分析

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。     

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。     

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超导磁体线圈电磁分析

ITER装置CS线圈、PF线圈、TF线圈是ITER装置超导磁体系统的重要组成部分.电磁性能是超导磁体重要的方面,在研制时对各个线圈的电磁分析是十分重要的.文中通过PRO/E建立模型用Ansys软件,对ITER导体的线圈在其最大工作电流下进行有限元分析,分析的模型分别为:只有CS线圈与PF线圈二维模型;单独TF线圈三维模...     

ITER边缘局域模线圈研制焊接形变测量研究

针对ITER边缘局域模(ELM)线圈在研制和焊接过程中的焊接形变测量问题,提出了一种基于激光扫描和逆向建模技术的线圈焊接形变量检测方法.实验表明,该方法对曲面的检测精度可以优于0.1mm,有效地解决了焊接过程中的焊接形变定量检测难题.在ITER ELM线圈焊接工艺改进和评定中,用该方法完成了焊接过程中线圈和工装的形变量...     

ITER底部校正场线圈氦管的设计及压降实验

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。     

CFETR CS模型线圈NbTi导体的管内压降分析

CICC导体的压降是设计及应用过程中的重要问题。为了研究CFETR CS模型线圈NbTi的管内流体阻力性能,对模型线圈的NbTi导体进行了实验和理论的分析。压降实验采用氮气作为流体工质,测试不同流量下,导体的进出口压降。理论分析采用一种一维模型描述双通道流体,引用电缆区域及中心孔区域的摩擦因数描述流道阻力进行计算,并与测试结果作分析比较,为实际应用中的氦流体在导体中的稳态流动阻力计算提供了一种理论方法。     

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。     

CFETR中心螺管模型线圈稳定性分析

中国聚变工程试验堆(CFETR)中心螺管模型线圈,内部磁体为Nb3Sn线圈,外部磁体为Nb Ti线圈。模型线圈最高磁场可以达到12.0T。针对提出的内部线圈方案,借助一维失超分析软件Gandalf,对Nb3Sn线圈的温度裕度、稳定裕度做了计算。在49k A,12T运行条件下,温度裕度为1.9K,稳定性裕度421.2m J/cm3~426.6m J/cm3。结果表明,温度裕度和稳定性裕度均不低于ITER导体设计要求。     

ITER导体样品CERNOX CX-SD温度计安装工艺研究

作为七个参与方之一,中国承担了国际热核聚变实验堆(ITER)装置的部分TF及PF线圈超导导体,全部CC线圈及Feeder超导导体的研究生产任务.在导体生产预研阶段必须对所有生产过程进行认证并制造性能认证导体样品(CPQS)送往瑞士CRPP研究所的SULTAN实验装置进行性能测试,中方将负责除TF导体外的其余超导导体样品的设计制造.所有导体样品将布置尽可能多的温度计及电位测量线用于导体样品性能测试以评估导体性能.导体样品的温度测量采用CERNOX CX-SD温度计,在高场区两侧同一个测温点的导体表面环向位置均匀布置了四只温度计,在导体通电测试前对所有温度计进行校验以确定其有效性及一致性.在对CERNOX温度计的安装工艺进行研究之后,目前所安装的同一测温点四只温度计在4.5K校验温度下的分散性达到或优于50mK测量误差范围.     

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。     

在单一和连续等离子体放电条件下KSTAR PF线圈的运行特性分析

我们使用分析程序SAITOKSCPF研究了KSTAR PF 超导线圈的运行特性.为了控制KSTAR超导托卡马克的运行等离子的外形以便实现受控热核聚变反应,在超导PF线圈内通过高变化率的运行电流.由于电磁感应,在超导线圈、支持结构和低温容器内产生感应电流和损耗.超临界氦流过CICC导体内部保持超导体运行在4.2K的温度.分析表明最大的温度在PF1线圈内部.在这篇论文中,我们对于单一和连续条件下等离子体放电对超导体运行的影响进行了研究.     

15 T高场复合超导磁体低温实验研究

大孔径高均匀度高场磁体是进行超导材料性能测试的必要条件之一.本文主要介绍了15 T高场复合超导磁体的低温励磁实验与结果.该磁体包括两个高性能Nb3Sn线圈、一个ITER Nb3Sn线圈和一个NbTi线圈,分别处于磁体的高、中、低场部分.磁体外径329.9 mm,高度401.44 mm,中心孔径77.5 mm,磁体中心磁场测量值14.94 T,轴向磁场(98％)均匀区测量长度55 mm,超过了磁体设计指标要求的40 mm,测试结果满足设计要求.     

ITER TF线圈电磁特性分析

ITER磁体由6组中心螺管线圈、18组纵场线圈、6组极向场以及18组校正场线圈组成。作为ITER线圈最基本的特性,线圈电磁场是线圈超导和热工水力性能分析的基础。利用有限元方法对ITER TF线圈在正常工作状态下以及各种故障态下的电磁行为进行分析。     

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.     

ITER PF导体中NbTi股线的磁滞损耗研究

国际热核聚变实验装置需要超导磁体提供强磁场来约束等离子体。超导体在外磁场变化等非稳态环境中会产生以磁滞损耗为主的交流损耗。因此在制作绕制PF磁体的导体前须测量所使用Nb Ti股线的磁滞损耗特性,确保其性能达到ITER组织要求,防止影响磁体运行的稳定性。选择使用综合物性测量系统平台(PPMS)中的振动样品磁强计(VSM),测量了Nb Ti股线样品在模拟运行环境中的磁滞回线,从磁滞回线积分得到了样品的磁滞损耗。测得样品的磁滞损耗数据离散程度较小,且全部小于要求的限值,样品均达到了ITER的要求,此Nb Ti股线可用于超导导体、磁体的制作。     

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根据ITER运行的主要危险工况,设计了一个专用的三维加载测试平台,并对该测试平台进行了结构有限元分析。有限元分析结果表明,三维测试平台结构有足够的强度和刚度,能满足磁体支撑原型件的三维加载测试的精度要求,可以用该设计方案进行制造。为了确信三维加载测试的可靠,制定了专门的三维加载测试平台的验收方案并按此方案对测试平台进行了可靠性测试。     

ITER 聚变装置内部线圈导体高纯铜管机械性能研究

对ITER 装置内部线圈(IVC)中,管内矿物绝缘导体(SSMIC)中的无氧铜管在常温、高温下的机械性能进行了研究。结果显示高纯铜的机械性能满足设计要求,抗拉强度和屈服强度在常温、高温下均有提高。此结果为ITER 内部线圈导体的设计与性能分析提供了数据参考。     

ITERELM线圈支撑的结构分析与优化设计

ITER ELM线圈的安装位置和工作环境使其在运行中会承受很大的电磁力和受到因核热和欧姆热产生的热膨胀。使用ANSYS有限元软件对六种不同支撑结构做了应力分析,并进行了优化设计。最终确定了当横向梳齿上下两端的通孔为椭圆形且是V字形排列时其最大Tresca应力最小。分析结果为支撑的合理设计提供了理论依据。