［WL1986 在 2012-1-13 11:56:01 编辑过］

楼主，东西在哪儿？

google到的内容简介：2007年中科院博士学位论文

管内电缆导体(Cable-In-Conduit Conductors)具有良好的自支撑、较低的交流损耗、所需低温冷却介质少、运行安全可靠、性能高等特点,是目前国际上公认的受控热核聚变装置中的大型超导磁体、大型超导储能磁体以及大型超导强磁场磁体等装置的首选导体.作为新一代全超导托卡马克的EAST装置和ITER装置,其磁体均采用了管内电缆导体.超导导体性能的优劣会直接影响整个核聚变装置的稳定运行,甚至直接关系到整个装置建设的成败.本论文针对ITER导体结构的改进、加工、超导导体短样的性能分析,以及EAST磁体及磁体系统的实验分析和理论研究,优化CICC导体设计,并通过对超导导体和磁体的性能分析,为超导托卡马克装置的稳定运行提供参考.本论文首先根据ITER导体的设计准则,利用与超导股线相同规格的铜线,研制了一条ITER装置的TF电缆哑缆,为超导电缆的加工积累经验;并在ITER导体设计方案的基础上,对PF导体的结构进行改进,完善导体设计.通过研究超导股线发热和氦冷却的热平衡关系,提出0维CICC导体失超模型;再通过该模型,考虑SULTAN超导短样的自场效应和平均电场,从而利用该模型,根据股线的实验性能,预测CICC导体短样的直流性能,为分析CICC导体短样性能提供理论方法.其次根据EAST极向场大线圈的模型线圈的性能测试实验结果,按照量热法原理,通过计算氦的焓值,对线圈在一次典型放电过程中的发热进行了计算,再通过交流损耗的理论计算公式,根据模型线圈的计算结果,对极向场大线圈在一个典型放电过程中的发热进行了估算,直接为极向场大线圈在EAST装置中的稳定运行提供实验依据.同时根据EAST纵场线圈性能测试的实验结果,推算纵场线圈在不同工作电流和工作温度下的温度裕度;另根据EAST导体短样的测试结果以及超导磁体最高场的计算结果,推导出纵场线圈的负载线,对纵场线圈的性能进行评估,直接为纵场线圈在EAST装置中的稳定运行提供实验依据.最后,本论文研究了EAST极向场线圈在等离子体放电过程中的热负荷.在等离子体放电过程中,极向场线圈系统和等离子体电流的快速变化,会引起极向场线圈内部磁场的快速变化,从而在磁体中感应出大量的交流损耗,使得极向场线圈产生很大的热负荷.本论文通过将极向场线圈分割成有限个载流圆环,简化计算模型,通过求解椭圆积分,计算出极向场线圈系统和等离子体电流变化引起的磁场分布,从而计算出极向场线圈在等离子体放电过程中的热负荷,并根据磁体运行的热工水力条件估算出极向场线圈在等离子体放电过程中的最高温升,为极向场线圈在EAST装置中的稳定运行提供理论依据.同时,利用相同的方法计算出纵场线圈外接头处的磁场分布,根据超导接头交流损耗计算方法,分析了超导接头在等离子放电过程中的温升.

关键词:托卡马克,管内电缆导体,交流损耗,临界电流,分流温度