管內(nèi)電纜導體的研制及性能分析與研究.pdf

1、管內(nèi)電纜導體(Cable-In-Conduit Conductors)具有良好的自支撐、較低的交流損耗、所需低溫冷卻介質(zhì)少、運行安全可靠、性能高等特點，是目前國際上公認的受控熱核聚變裝置中的大型超導磁體、大型超導儲能磁體以及大型超導強磁場磁體等裝置的首選導體。作為新一代全超導托卡馬克的EAST裝置和ITER裝置，其磁體均采用了管內(nèi)電纜導體。超導導體性能的優(yōu)劣會直接影響整個核聚變裝置的穩(wěn)定運行，甚至直接關(guān)系到整個裝置建設(shè)的成敗。本文針對I

2、TER導體結(jié)構(gòu)的改進、加工、超導導體短樣的性能分析，以及EAST磁體及磁體系統(tǒng)的實驗分析和理論研究，優(yōu)化CICC導體設(shè)計，并通過對超導導體和磁體的性能分析，為超導托卡馬克裝置的穩(wěn)定運行提供參考。
　　 本文首先根據(jù)ITER導體的設(shè)計準則，利用與超導股線相同規(guī)格的銅線，研制了一條ITER裝置的TF電纜啞纜，為超導電纜的加工積累經(jīng)驗；并在ITER導體設(shè)計方案的基礎(chǔ)上，對PF導體的結(jié)構(gòu)進行改進，完善導體設(shè)計。通過研究超導股線發(fā)熱和氦冷

3、卻的熱平衡關(guān)系，提出0維CICC導體失超模型；再通過該模型，考慮SULTAN超導短樣的自場效應和平均電場，從而利用該模型，根據(jù)股線的實驗性能，預測CICC導體短樣的直流性能，為分析CICC導體短樣性能提供理論方法。其次根據(jù)EAST極向場大線圈的模型線圈的性能測試實驗結(jié)果，按照量熱法原理，通過計算氦的焓值，對線圈在一次典型放電過程中的發(fā)熱進行了計算，再通過交流損耗的理論計算公式，根據(jù)模型線圈的計算結(jié)果，對極向場大線圈在一個典型放電過程中的

4、發(fā)熱進行了估算，直接為極向場大線圈在EAST裝置中的穩(wěn)定運行提供實驗依據(jù)。同時根據(jù)EAST縱場線圈性能測試的實驗結(jié)果，推算縱場線圈在不同工作電流和工作溫度下的溫度裕度；另根據(jù)EAST導體短樣的測試結(jié)果以及超導磁體最高場的計算結(jié)果，推導出縱場線圈的負載線，對縱場線圈的性能進行評估，直接為縱場線圈在EAST裝置中的穩(wěn)定運行提供實驗依據(jù)。最后研究了EAST極向場線圈在等離子體放電過程中的熱負荷。在等離子體放電過程中，極向場線圈系統(tǒng)和等離子體電

5、流的快速變化，會引起極向場線圈內(nèi)部磁場的快速變化，從而在磁體中感應出大量的交流損耗，使得極向場線圈產(chǎn)生很大的熱負荷。本論文通過將極向場線圈分割成有限個載流圓環(huán)，簡化計算模型，通過求解橢圓積分，計算出極向場線圈系統(tǒng)和等離子體電流變化引起的磁場分布，從而計算出極向場線圈在等離子體放電過程中的熱負荷，并根據(jù)磁體運行的熱工水力條件估算出極向場線圈在等離子體放電過程中的最高溫升，為極向場線圈在EAST裝置中的穩(wěn)定運行提供理論依據(jù)。同時，利用相同的