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文檔簡介
1、管內(nèi)電纜導(dǎo)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(yùn)行安全可靠、性能高等特點(diǎn),是目前國際上公認(rèn)的受控?zé)岷司圩冄b置中的大型超導(dǎo)磁體、大型超導(dǎo)儲能磁體以及大型超導(dǎo)強(qiáng)磁場磁體等裝置的首選導(dǎo)體。作為新一代全超導(dǎo)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(dǎo)體。超導(dǎo)導(dǎo)體性能的優(yōu)劣會直接影響整個(gè)核聚變裝置的穩(wěn)定運(yùn)行,甚至直接關(guān)系到整個(gè)裝置建設(shè)的成敗。本文針對I
2、TER導(dǎo)體結(jié)構(gòu)的改進(jìn)、加工、超導(dǎo)導(dǎo)體短樣的性能分析,以及EAST磁體及磁體系統(tǒng)的實(shí)驗(yàn)分析和理論研究,優(yōu)化CICC導(dǎo)體設(shè)計(jì),并通過對超導(dǎo)導(dǎo)體和磁體的性能分析,為超導(dǎo)托卡馬克裝置的穩(wěn)定運(yùn)行提供參考。
本文首先根據(jù)ITER導(dǎo)體的設(shè)計(jì)準(zhǔn)則,利用與超導(dǎo)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(dǎo)電纜的加工積累經(jīng)驗(yàn);并在ITER導(dǎo)體設(shè)計(jì)方案的基礎(chǔ)上,對PF導(dǎo)體的結(jié)構(gòu)進(jìn)行改進(jìn),完善導(dǎo)體設(shè)計(jì)。通過研究超導(dǎo)股線發(fā)熱和氦冷
3、卻的熱平衡關(guān)系,提出0維CICC導(dǎo)體失超模型;再通過該模型,考慮SULTAN超導(dǎo)短樣的自場效應(yīng)和平均電場,從而利用該模型,根據(jù)股線的實(shí)驗(yàn)性能,預(yù)測CICC導(dǎo)體短樣的直流性能,為分析CICC導(dǎo)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(shí)驗(yàn)結(jié)果,按照量熱法原理,通過計(jì)算氦的焓值,對線圈在一次典型放電過程中的發(fā)熱進(jìn)行了計(jì)算,再通過交流損耗的理論計(jì)算公式,根據(jù)模型線圈的計(jì)算結(jié)果,對極向場大線圈在一個(gè)典型放電過程中的
4、發(fā)熱進(jìn)行了估算,直接為極向場大線圈在EAST裝置中的穩(wěn)定運(yùn)行提供實(shí)驗(yàn)依據(jù)。同時(shí)根據(jù)EAST縱場線圈性能測試的實(shí)驗(yàn)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(dǎo)體短樣的測試結(jié)果以及超導(dǎo)磁體最高場的計(jì)算結(jié)果,推導(dǎo)出縱場線圈的負(fù)載線,對縱場線圈的性能進(jìn)行評估,直接為縱場線圈在EAST裝置中的穩(wěn)定運(yùn)行提供實(shí)驗(yàn)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(fù)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(yīng)出大量的交流損耗,使得極向場線圈產(chǎn)生很大的熱負(fù)荷。本論文通過將極向場線圈分割成有限個(gè)載流圓環(huán),簡化計(jì)算模型,通過求解橢圓積分,計(jì)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(jì)算出極向場線圈在等離子體放電過程中的熱負(fù)荷,并根據(jù)磁體運(yùn)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(yùn)行提供理論依據(jù)。同時(shí),利用相同的
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