铌三锡管内电缆导体分流温度和刚度分析研究

低温下,导体的分流温度和刚度是管内电缆导体(cable-in-conduit conductor,CICC)稳定运行的重要因素,为克服铌钛(NbTi)的不足,应对10 T以上的磁场冲击,国际热核聚变反应堆(international thermal-nuclear experimentalreactor,ITER)装置上环向磁场(toroidal field,TF)和中心螺管(central solenoid,CS)磁体系统中的导体已采用铌三锡(Nb3Sn)材料,但缺乏应变效应对分流温度和导体刚度影响的研究。为此,该文利用模拟应变效应的横向载荷周期,对TF和CS样品的分流温度和弹性模量进行测试,分析获得扭距、空隙率和子缆级数等综合作用使分流温度和刚度随模拟应变载荷周期退化的结果,同时由接触面和股线接触角决定的电缆刚度以及股线的侧向支撑强烈影响导体的变形程度。

ITER用极向场线圈导体短样分流温度测试

ITER用极向场(PF)线圈CICC导体短样是用西部超导材料科技有限公司提供的NbTi超导股线绕制完成,该股线在不同温度下的临界电流测试性能稳定,符合绕制导体的要求。对PF导体短样在SULTAN实验室进行了测试,经电磁循环通电前后,分流温度无较大改变,导体性能稳定。在考虑了导体自场作用的情况下,导体在5T、50kA运行环境下的分流温度为6.33K,满足ITER规定的要求。

Nb3Sn/Cu复合导体分流温度的定量计算

铌三锡是高磁场下实用的一种低温超导材料,分流温度是超导磁体的关键设计参数。文中采用超导体幂指数模型,定量计算了绝热条件下柱状铌三锡复合导体的分流温度,计算结果与现有的分流温度估算公式结果相符;另外还分别讨论了幂指数模型的中的指数n以及磁场对铌三锡复合导体分流温度的影响。结果可以为无液氦直接冷却系统中超导磁体的相关低温技术研究提供一定的数据参考。

Nb_3Sn CICC交流损耗及分流温度计算与分析

由于应变对Nb3Sn CICC(Cable-in-Conduit Conductor)交流损耗和稳定性有重要影响,中文基于Godeke-Ilyin定标法则首先求得Nb3Sn导体的临界电流密度,以此为基础计算分析了交流损耗,并讨论了电磁循环对交流损耗的影响;此外基于Godeke-Ilyin定标法则与分流温度的试验结果,拟合出分流温度与轴向应变的关系式,这为分析应变对Nb3Sn CICC分流温度的影响提供了一种思路。

应变下Nb_3Sn基CICC温度分布变化模型

分流温度和温度裕度是管内电缆导体(CICC)稳定运行的关键因素,为应对10T以上的磁场冲击,国际热核聚变反应堆ITER装置上的CS和TF等已采用铌三锡(Nb3Sn)导体,但缺乏应变效应对分流温度和温度裕度分布影响的研究。本文根据在SULTAN对TF样品分流温度和温度裕度的测量数据,首先在无应变下,对由分流温度和温度裕度的改善使得TFCN导体的稳定性得到提高进行分析。然后用周期载荷模拟应变,在600周期和1000周期时,分析CICC分流温度和温度裕度的恶化情况。最后由假设条件,推理并获得分流温度随周期载荷变化的双对数分布模型,该模型能很好描述TFCN导体样品中由周期载荷导致的弯曲应变所产生的性能降级情况。

HT-7UPF导体的设计及其稳定性分析

使用简单地功率和能量平衡关系,分析了CICC(Cable-in-Conduit-Conductor)型超导体的稳定性。为了导体的设计,推导出一些仅含有超导电缆几何因子和导体运行参数的表达式。最后给了一种HT-7U极向场PF(Poloidalfield)线圈导体的设计结果。

CICC型超导体运行电流的设计

使用超导电性恢复温度模型分析了 CICC型超导体的稳定性与界限电流的关系 ,推导出表明导体运行电流位于下界限电流区域的门限临界电流的表达式 ,给出了 HT- 7U极向场 PF线圈导体的一种设计方案的计算结果。

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NbTi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49kA，12T运行条件下，温度裕度为1．9K，稳定性裕度421．2mJ／cm^3～426．6mJ／cm^3。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。

CFETR馈线导体设计与热稳定性分析

CFETR馈线导体设计采用Nb Ti超导线材管内电缆(CICC)结构,其中超导电缆主要由6个花瓣形状的电缆和一个中间铜芯绞制而成,而花瓣形状的电缆由Nb Ti超导线材与铜线沿顺时针方向通过4级绞制而成,导体外部采用不锈钢铠甲结构。计算分析了运行工况下导体结构的热稳定性参数。结果显示,在95.6kA的最高载流下,分流温度低于6K,热点温度低于250K,满足设计要求。

国际热核聚变实验堆用管内电缆导体力学行为研究进展

国际热核聚变实验堆(international thermonuclear experimental reactor,ITER)是目前全球最大、影响最深远的国际科技合作项目之一.该计划旨在验证磁约束受控核聚变反应堆的工程技术可行性,通过由管内电缆导体(cable in conduit conductor,CICC)绕制而成的托克马克(Tokamak)装置产生强磁场,将上亿摄氏度的高温等离子体约束在磁笼内诱发可控热核聚变.2014年ITER组织磁体部门负责人Devred A教授指出当前ITER用CICC主要面临3大挑战:(1)CICC制备过程中普遍存在电缆穿管退扭问题,伴随着电缆节距增加引起交流损耗的增大,这将严重影响CICC电流输运特性及稳定性.(2)CICC短样在热-电磁循环载荷作用下分流温度随循环加载次数的增加表现出退化行为,这就意味着按照目前设计方式,ITER仅能运行数千次,远低于原计划的3万次,这加剧了人们对ITER工程的担忧.(3)高性能超导股线研发与接头制备.ITER托克马克装置中,其中心螺线管和环向场线圈由Nb_3Sn超导股线经多级绞扭而成的CICC绕制而成,最大磁场分别可达13和11.8 T,伴随的巨大电磁力往往使磁体结构发生变形,进而影响高温等离子体的流动品质,降低热核聚变的反应时间,导致ITER装置的功能性设计难以达到预期.同时,已有的研究表明Nb3Sn材料超导性能(主要是指临界电流)对力学变形极为敏感,在拉、压、扭作用下临界电流随变形表现出显著的衰减行为,该行为直接增加了ITER托克马克的安全性隐患.因此,研究超导电缆的等效力学参数及其在多场作用下的力学行为是实现托克马克磁体系统安全性与功能性设计的基石.本文简要总结了兰州大学力学系电磁固体力学研究小组针对超导电缆等效力学参数、穿管过程中的电缆退扭行为、热-电磁静载荷作用下的超导股线屈曲行为以及热-电磁循环载荷作用下的分流温度退化等关键科学问题所开展的基础理论建模与定量分析.在此基础上,对当前CICC研究存在的问题和未来仍需重点关注的方向进行了讨论,其结果将有助于我国力学工作者迅速了解ITER计划进展中所遇到的相关力学问题,也可为未来中国大型超导磁体制备所需的CICC导体结构设计提供参考.

液氦浸泡下Bi-2212导体变温方案设计与分析

在高能物理、可控核聚变、材料科学、化学、生物学等领域的研究均需要强磁场,Bi-2212超导线材具有高的上临界磁场、电流密度及稳定性,4.2 K下临界电流密度在5—30 T的磁场范围内几乎不衰减,是唯一可制成圆线的铜氧化物超导体,是未来大电流、高磁场聚变磁体的重要备选超导材料。为了开展Bi-2212导体低温背场下性能评估,中科院等离子体物理研究所建立了最大背场6 T、最大测试电流40 kA的直样超导导体直流性能测试平台,已完成多根导体临界电流性能评估。目前正在发展液氦浸泡下样品精确控温技术,以升级装置用于导体分流温度测试。首先罗列Bi-2212导体变温方案的设计准则,给出液氦浸泡下导体变温方案,利用有限元方法从加热功率、温度均匀性、响应时间等角度进行分析,最终确定加热器功率为20 W及"过热"的加热策略。