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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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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。 相似文献
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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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一个测试CICC超导电缆性能的磁体试验装置已在中科院等离子体所建成,该装置包括一个5T－138mm口径的长均匀背场超导磁体、一对可产生10T／s磁场变化率的脉冲超导磁体,以及人工超临界氦系统,它可以将高压室温氦气通过冷却变成可以冷却超导CICC导体的超临界氦,该装置能完全模拟环流器中迫流冷却式超导磁体导体所受到的诸如极向场磁体放电和等离子体破裂诸种强扰动的环境,测试CICC导体的性能,本文详细介绍了装置各部分参数和低温实验中测到的性能。 相似文献
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