CFETR中心螺线管超导模型线圈设计及装配集成技术研究

发布时间：2020-11-02 07:27

　　 中国聚变工程试验堆(CFETR)是在中国已经具有多个托卡马克设计、建造、运行的经验和吸收消化ITER技术的基础上,设计和建造一个聚变工程实验堆,为建造聚变示范堆乃至最终实现商用的核聚变反应堆奠定技术基础。中心螺线管(CS)线圈是托卡马克装置的重要部件之一,其主要作用是诱导产生等离子电流以及和PF线圈共同起到等离子体的成形。CFETR的中心螺线管线圈的最高场设计目标值为12T,运行电流约47.65kA,所以必须采用Nb3Sn超导导体。目前我国在以Nb3Sn为超导导体的大型超导磁体的研制方面经验非常匮乏,这对我们聚变工程实验堆(CFETR)的建造非常不利。设计并且制造以Nb3Sn为超导导体的CFETR中心螺线管(CS)模型线圈,对摸索大型超导磁体的工程设计,掌握大型磁体制造工艺及线圈绕制方法都具有十分重大的意义。本文运用了机械设计、计算机辅助工程、力学、优化设计、有限元仿真等多种科学理论进行了 CS模型线圈的工程结构设计、优化设计、有限元分析。基于电磁学、传热学及机械结构优化设计等理论,在国内首次开展以Nb3Sn材料为超导导体的大尺寸中心螺线管(CS)模型线圈的设计工作,为最终的CS模型线圈的制造提供合理的结构形式。根据CFETRCS模型线圈的物理设计目标及电磁设计结果,进行了线圈绕组的详细结构设计。为了实现CS模型线圈的设计目标,同时降低线圈的制造成本,线圈被设计成混合磁体线圈,内侧高场区采用Nb3Sn导体,外侧低场区采用NbTi导体。CS模型线圈共有5饼线圈,分别是Nb3Sn内线圈和外线圈;NbTi上线圈,NbTi中线圈和NbTi下线圈。同时对线圈出线头、跨接引线、接头的分布分别进行了详细的设计,设计了 6个线圈间的接头,4个电流进出口接头,共计10个接头。基于ANSYS的优化设计模块对预紧机构的预紧杆进行了优化设计,得到最优的预紧杆尺寸为M140mm。建立了基于ANSYS超导磁体复杂三维模型多物理场耦合的分析方法,并采用这种方法分别对CS模型线圈的预紧机构部件,出线头部件、跨接引线部件、出线头加强板部件、引线及接头支撑等部件进行了三种工况下的应力分析及强度评估,验证了所有的设计结构均满足设计要求。并且进行了 CS模型线圈的冷却He管的布置及其支撑的设计。制定了详细的CS模型线圈装配集成方案,并且针对关键技术难点给出了解决方案。解决了 CS模型线圈测试大厅吊装能力不足的问题,解决了小间隙定位套装及装配过程中接头对接的问题,以及解决了狭小空间加载超大预紧力等一些难点问题。
【学位单位】：中国科学技术大学
【学位级别】：博士
【学位年份】：2020
【中图分类】：TL622
【部分图文】：

及地球环境污染及恶化是人类??社会面临的重大问题ｍ。地球上除了可在生的能源外可提供能源的物质主要有石??油，天然气，煤炭等。但是这些能源物质储存量都是有限的，而且随着地球人口??的增多，以及人类寿命的增加，人均可用的能源越来越少。相关数据表明已探明??的石油可供人类使用５０年，而中国的储量只够使用２０年，天然气全球储量只够??人类使用６５年，而中国的储量只够使用３０年，煤炭能源只够使用２２０年，而中??国储量只够使用１００年，如图］．丨所示。??：丨?Ｉ??ｌ?Ｌ?Ｉ?ｋ??图１．１能源存储量?图１．２环境污染??目前，中国以煤炭进行发电占据了发电能的很大一部分，这对中国的生态环??境带来了巨大的压力。当前，我国的二氧化碳排放量是世界上最大的国家［２］。为??了缓解日益严重的生态环境问题，国家也在大力发展绿色清洁能源，例如太阳能，??风能，水力能，潮汐能等。但是这些能源对气候等自然条件要求比较苛刻，而且??能提供能源的功率不稳定，无法大规模稳定的为电网输送能源，因此这些能源无??法彻底解决人类的能源问题。所以，对寻找清洁而稳定的能源提出了迫切的要求??［３］。??根据国内外的发展和研宄趋势来看，核能是可以解决能源问题的一个重要的??途径，而核能的产生有聚变和裂变两种形式。由于用于裂变的主要材料铀２３５??和铀２３８的储量是非常有限的，另一方面裂变过程中有核泄漏的风险［４】，所以??裂变并不适合作为清洁能源。??而核聚变能是一种被公认的清洁能源。因此受控核聚变的研宄成为了各国关??注的重大研宄方向［５］。目前人类用于核聚变的主要是氘和氚，而氘是氢的同位素，??１??

上亿摄氏度高温，因此人类利用磁场对带电粒子进行约束，使??其约束悬浮在一个环形的跑道中，然后进行加热，从而实现核聚变。目前，托卡??马克类型的磁约束聚变被认为是最有成效且最有希望实现可控聚变的方式［７＿９］。??１．２托卡马克研究现状??托卡马克（Ｔｏｋａｍａｋ）是由前苏联科学家阿齐莫维齐等人在２０世纪５０年代??发明的。Ｔｏｋａｍａｋ要是由俄文的环形（ｔｏｒｏｉｄａｌ）、真空室（ｋａｍｅｒａ）、磁（ｍａｇｎｅｔ）、线??圈（ｋｏｔｕｓｈｋａ）的字母缩写而成。托卡马克装置原理示意图如图１．３所示，其中磁体??为其最重要的核心部件之一。整个磁体系统又包括环向场线圈（ＴＦ），极向场线??圈（ＰＦ），中心螺线管线圈（ＣＳ），校正场线圈（ＣＣ），如图１．４所示［１Ｄ］，图１．５??为ＩＴＥＲ托卡马克的磁体系统。??ＴＦ线圈的主要作用是为等离子体运行提供稳定的环向磁场，ＰＦ线圈的主要??作用是确定和控制等离子体的位形，并产生和维持等离子体电流［１｜］。ＣＳ线圈的??主要作用是诱导产生等离子电流以及和ＰＦ线圈共同起到等离子体的成Ｂ［１２ｌＣＣ??线圈的主要作用是用于补偿由于磁体的设计、制造、安装等原因造成的误差磁场??［１３］??０??；；Ｉ?＊＊?ｓｒ＊０?＾?Ｉ?Ｉ?ｓｓｓ；??Ｉ?Ｉ?ＰｌＡＳＭＡＣＵＷ＆ｆＴ?ＭＫＭｍＣ?ＦＫＬ０１ＭＣ??图１．３托卡马克装置系统示意图?图１．４托卡马克磁体系统??２??

?第１章绪论???图１．Ｓ?１ＴＥＲ托卡马克磁体系统??２０世纪５０年代，前苏联根据阿齐莫维齐等人建造出了世界上第一台托卡马??克装置Ｔ－１，其环向场为１．５护４］。后续前苏联分别建造了?Ｔ－３以及ＴＭ－３等托卡??马克装置，并且开展了等离子体约束相关的试验研宄，取得了重要的进展。随后??世界多个国家前后分别建造了百余个托卡马克装置，开展了相关的研宄工作。其??中主要有，１９８２年美国建造的ＴＦＴＲ，其大半径为３．１ｍ，小半径为０．９６ｍ，环向??场为６Ｔ［１５］，如图１．６所示。２０世纪８０年代欧洲建造的欧洲联合环ＪＥＴ，其大半??径为２．９６ｍ，小半径为２．２５ｍ，环向场为３．５Ｔ［１６］，如图１．７所示。１９８５年日本??完成了?ＪＴ－６０的建造，后续在１９９１年被改造升级为ＪＴ－６０Ｕ，随后又将其升级改??造成为超导托卡马克ＪＴ－６０ＳＡ，其大半径为２．９６７ｍ，小半径为１．１８ｍ，环向场为??２．２５Ｔ［１￣?，如图１．８所示。随着人们研宄的深入，常规托卡马克己无法满足需求，??因而幵始研制超导托卡马克。法国于１９８６年建成了?ＴＯＲＥ?ＳＵＰＲＡ超导托卡马克，??其大半径为２．３６ｍ，小半径为０．８ｍ，环向场为４．５丁［｜８］。２００８年韩国完成了?ＫＳＴＡＲ??的建造并且开始运行，其环向场为３．５Ｔ［１９］，ＫＳＴＡＲ是采用Ｎｂ３Ｓｎ超导导体的托??卡马克装置，其于２０１０年实现了?３秒的高约束模连续放电。??ｍａｍ??图１．６美国ＴＦＴＲ装置?图１．７欧洲ＪＥＴ装置??３??
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本文编号：2866746