EAST托卡馬克裝置縱場線圈熱負荷的計算與實驗.pdf

1、EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)超導托卡馬克核聚變實驗裝置,是國家大科學工程建設項目?？v場(Toroidal Field)磁體系統(tǒng)是EAST裝置的重要組成部分,它是采用以NbTi/Cu為超導材料的CICC(Cable in Conduit Conductor)繞制而成。采用超臨界氦迫流冷卻,使得線圈的工作溫度維持在3.8K~4.5K。本文根據縱場線圈的結構和工作溫度,

2、分析和計算了在穩(wěn)定狀態(tài)下由熱傳導、熱輻射等產生的熱負荷。計算結果顯示:在縱場磁體溫度為3.8K~4.5K的穩(wěn)定工況下,熱負荷值達到了3928W,其中由內外氮屏對磁體的熱負荷、稀薄氣體傳導熱和核熱是熱負荷的重要組成部分,大約占到了整個熱負荷的96％。而冷凝吸附熱、接頭電阻熱和電流引線引起的焦耳熱則占了很小的一部分。在等離子體放電過程和等離子體破裂后交流損耗在15ms的時間內每單位長度上的平均損耗達到了18J/m,總的交流損耗產生的熱量達到

3、了4375W?？v場線圈的氦流量至少保持在196g/s以上,才能一直維持3.8K~4.5的穩(wěn)定狀態(tài),防止線圈溫度升高出現(xiàn)失超現(xiàn)象;縱場磁體在等離子體破裂時,當流量維持在218g/s才能使線圈的溫度在等離子體破裂后3分鐘內恢復,并且氦流的進出口溫差控制在0.5K左右。文中還給出了在磁體從300K到80K的預冷過程中,縱場線圈所需要的冷卻氦流的質量流量隨著溫度變化的曲線?？v場磁體冷卻實驗成功的模擬了磁體在運行過程中的工況。實驗進行了抽真空及檢

4、漏,裝置總體漏率及分系統(tǒng)漏率測定、裝置降溫及相關熱工水力性能測試、接頭電阻的測量的實驗,得到了包括冷卻回路流量、壓力、溫度、熱負荷等關鍵性能參數在內的各項指標。實測接頭電阻值均小于2×10-9Ω;裝置主機的真空維持在了10-4~10-3pa之間;在300K~80K的降溫過程中,平均降溫速率約為1.02K/h,在80K~4.5K的降溫過程中,平均降溫速率為0.45 K/h:在穩(wěn)定狀態(tài)下,縱場磁體系統(tǒng)總的氦流量為192g/s,這些數據都將為