摘要：本文介绍了10kA电流引线试验件的设计优化,主要描述了针对ITER所用与要求而设计的10kA电流引线的设计结构与加工,电子束焊接首次应用于电流引线的焊接工艺。说明了此电流引线试验件的测试性能;对目前的工艺与测试结果提出并讨论了可能的改进方案。

摘要：为满足美国GA公司中心螺线管线圈模型CSM低温电性能测试的需要,基于ITER馈线系统的设计,对线圈终端盒壳体进行了修改设计。采用直立圆筒结构代替横卧立方体结构,优化了壳体安装工艺,提高了空间利用率。在此基础上,对线圈终端盒内部其他部件进行了相应的改进设计,最终实现了线圈终端盒的功能。利用大型有限元分析软件ANSYS对线圈终端盒壳体作弹性应力分析、屈曲分析及地震分析,并将屈曲分析结果与理论计算结果进行了对比。计算分析结果表明,直立圆筒结构形式的线圈终端盒设计合理可靠。

摘要：国际热核实验反应堆(ITER)高温超导电流引线(HTS CL)的特点是不仅电流容量大,且安全性要求非常高,高温超导段是HTS CL的关键部件。本文论述了ITER 10kA电流引线高温超导叠和超导组件的真空钎焊工艺,分析了高温超导段漏热,并对高温超导段漏热和电流引线在10kA下的安全性参数进行了测试。结果表明,电流引线不仅漏热小,且安全裕度大,满足ITER设计要求。

摘要：为ITER CC 10 kA高温超导电流引线服务的低温性能测试装置已研制完成,并成功运行。其低温系统主要由500W/4.5 K氦制冷机,真空杜瓦,低温组件(低温阀门,过冷槽,管道加热器,热防护层),汽化器及低温传输管线等部分组成。本文对真空杜瓦和过冷槽进行设计,并讨论该低温系统的冷却流程方案,最后通过电流引线10 kA稳态实验结果对低温系统的运行效果进行分析,结果表明该低温系统运行稳定,能满足ITER CC电流引线的测试需要。

摘要：为了满足ITER(国际热核聚变反应堆计划) PF(极向场)高温超导电流引线运行所需要的5K端能量损耗,根据IO(ITER国际组织)的设计要求,对分流器进行了优化设计。为检验分流器漏热性能,对分流器的材料参数进行了研究,建立了分流器物理模型,并进行了理论漏热值计算,同时运用焓差法对漏热值进行了测试,结果表明理论值与试验值基本吻合,均满足IO的设计要求。该型高温超导电流引线分流器的成功应用将会为未来CFETR高温超导电流引线分流器的设计、制造及测试提供技术指导。

摘要：80 A和200 A液氮传导冷却型高温超导（HTS）电流引线由铜引线段、中间过渡段和高温超导段组成,HTS热端采用液氮传导冷却,HTS冷端采用液氦传导冷却。铜引线段工作在室温到中间温度（~80 K）,高温超导段工作温区6—80 K。介绍该传导冷却型电流引线的结构设计和低温性能测试。实验结果表明,中间过渡段温度~78 K,高温超导热端温度77 K;80 A、200 A电流引线液氦下稳态测试电流分别为100 A和250 A。

摘要：6 k A电流引线的运行电流为6 k A,最大电流为8 k A,其换热器段采用液氮冷却设计,运行温区为77 K—室温,高温超导段为传导冷却,运行温区为5—77 K。介绍6 k A电流引线的结构设计、性能分析,以及相关低温实验。实验结果表明,6 k A电流引线的零电流下液氮需求低于0.46 g/s,5 K冷端漏热小于2.5 W,过流能力8 k A。