HT-7U超导托卡马克核聚变装置自查报告

“HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置”自查报告等离子体物理研究所I、工艺、研制国家“九五”重大科学工程“HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置”，于一九九九年十月通过国家计委组织的初步设计论证。

之后的一年时间内，在中国科学院的直接领导和支持下，等离子体物理研究所的科研人员紧张而有序地致力于“HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置”的工程设计和前期的预研工作，攻克一个又一个技术难点，取得了重要进展。

一、工艺设计“HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置”包括一个具有非圆小截面的大型超导托卡马克实验装置和低温、真空、水冷、电源及控制、数据采集和处理、波加热、波驱动电流、诊断等子系统。

其中超导托卡马克装置是本项目的核心。

而超导托卡马克装置又包括超导纵场与极向场磁体系统、真空室、冷屏、外真空杜瓦及面对等离子体部件等部件。

承担各部件设计的工程技术人员，在充分集思广益、充分发挥创新能力的基础上,借鉴国际上同类装置的经验,通过一丝不苟的努力工作，目前各项工作的进展呈良性循环---设计推动了预研工作的进行，预研工作的结果又使设计得到进一步优化。

1.超导磁系统。

超导纵场与极向场磁系统是HT-7U超导托卡马克的关键部件，结构复杂、技术难点多、难度大、涉及的不确定因素多。

科研人员经过一轮又一轮的设计、计算和分析，对多种方案进行比较、优化，目前超导导体的设计已进入最后的实验选型阶段；线圈的设计已完成试验线圈的设计与绕制及原型线圈的设计；低温下高强度线圈盒的设计已完成各种可能工况下的力学分析与计算、传热分析与计算、电磁分析计算以及线圈盒焊接时的温升对超导线圈性能影响的试验等工作；低温冷却回路的设计已完成热的分析与计算及冷却参数的优化；超导导体接头已完成多种方案的设计、研制与试验，并确定了最终的结构形式；超低温绝缘子的研究已完成最终的设计与试制，进入批量制造阶段；超导线圈的真空压力浸渍的工艺研究在国内电绝缘的归口单位---桂林电科所及中科院北京低温中心的密切配合下已完成超低温绝缘胶的配方的研究，正在完成超低温绝缘胶真空压力浸渍的最终工艺试验。

超导极向场的线圈位置优化和电流波形优化，使之既能满足双零和单零的偏滤器位形的要求，又能满足限制器位形的要求，目前这项工作经过反复的平衡计算与调试、比较，已经满足物理的要求，工程上线圈在装置上的位置以及线圈的截面形状均已确定。

2.真空室。

真空室是直接盛装等离子体的容器，除了要为等离子体提供一个超高真空环境，要满足装置稳定运行时等离子体对电磁的要求以及为诊断等离子体的特性、等离子体加热、真空抽气、水冷及加料对窗口的要求、中子屏蔽的要求、还要满足面对等离子体部件定位和准直的要求。

HT-7U真空室是双层全焊接结构，由于真空室离等离子体近，等离子体与真空室之间的电磁作用最直接，真空室上所受的电磁力最大，同时真空室要烘烤到250°C，因温度变化所产生的热变形大。

设计人员考虑到以上这些因素，对真空室进行了所有可能工况下的多轮受力分析、电磁分析和传热计算，针对每一轮的计算结果对结构设计进行优化。

目前已完成最新一轮满足各项要求的结构在各种工况下的静应力分析、模态分析、频率响应分析和地震响应分析，为设计的可靠性提供了充分的依据。

真空室试验原型段的施工设计正在进行之中，真空室满足热胀冷缩要求的特殊支撑结构的试验平台正在制造过程中，真空室窗口所使用的各种异型波纹管的研制也在紧张的进行。

3.冷屏与外真空杜瓦。

HT-7U的内外冷屏是超导磁体的热屏障，对维持超导磁体的正常运行发挥作重要作用。

该部件的电磁分析、受力分析和传热分析的工作都已完成，对传热计算产生重要影响的表面辐射系数的测量已完成，目前该部件已进入工程设计的最后阶段，即将转入施工设计。

外真空杜瓦是维持其内部的所有部件都处在基本无对流传热的真空环境中，因而是超导磁体与冷屏维持超低温的保证，同时也是其内部所有部件支撑的基础。

该部件的力学分析和电磁分析已结束，施工设计已正式展开。

4.面对等离子体部件。

面对等离子体部件直接朝向等离子体，其表面性质直接影响等离子体杂质的返流和气体再循环，等离子体的能量依靠面对等离子体部件的冷却系统输运到托卡马克外。

面对等离子体部件相对等离子体的位置的优化正与德国马普等离子体所合作，利用他们的程序进行计算，已得出初步结果；直接面对等离子体的石墨材料正与山西煤化所合作研究，开发参杂石墨与石墨表面的低溅射涂层，用于石墨材料各项性能试验的大功率电子枪和实验系统正在装修一新的实验室中调试；用于试验水冷结构和石墨性能的面对等离子体部件的试验件已组装到HT-7超导托卡马克的真空室中，在即将进行的一轮试验中进行各项指标的测试。

5.装置技术诊断。

装置技术诊断包括温度测量、应力应变测量、失超保护和短路检测等部分。

温度测量从4.5k的液氦温度到350°C面对等离子体部件的烘烤温度，要测的温度范围大，且要使用不同的方法。

特别是超低温下的温度测量，其温度计的标定费用高，科研人员积极发挥创新的能力，自己开发了一套温度标定系统，且在该系统上进行了HT-7U所有低温温度计的标定。

应力应变测量、短路检测和失超保护的探测及放大电路已设计并调试完毕，数据采集和处理的专用程序也已进入调试阶段。

6.低温系统。

低温系统是HT-7U超导托卡马克装置的关键外围设备之一。

它必须保障装置的超导纵场磁体和极向场磁体顺利地从室温降温至3.8-4.6K,并能长达数月保冷,维持超导纵场磁体正常励磁和极向场磁体快脉冲变化的所需的致冷量。

HT-7U超导托卡马克装置的低温系统的2KW/4.4K工程设计已全面展开，部分外购设备已到货且已安装到位。

新增两只100m3的中压储气罐已安装就序，新增100m3的低压气柜也一稳稳地安放在低温车间的一角，新建压机站的五台崭新的螺杆压机被整齐地安装在低温车间中间，一台氦气干燥器、一台吸附器和两台滤油器已安装完毕。

原俄罗斯赠送的OPG 100/500二号制冷机的改造工作已经结束，德国FZK赠送的300W/1.8K制冷机的恢复施工即将开展。

螺杆压机站的电控部分和气、水、油管线的施工正在紧张地进行。

7.其他子系统。

高功率电源系统担负着向托卡马克提供不同规格的高功率电源，实现能量传输、功率转换、运行控制等重要任务。

为等离子体的产生、约束、维持、加热，以及等离子体电流、位置、形状、分布和破裂的控制提供必要的工程基础和控制手段。

HT-7U纵场电源与极向场电源已完成了系统的分析、计算和方案的比较、优化，目前正处在工程设计阶段。

在设计过程中，科研人员本着保证性能、节约经费的原则，不仅在设计方案上结合本所的具体情况作多种设计相结合的方法，而且充分利用本所的技术储备，积极发挥创新的能力，自行开发重要设备。

极向场电源的关键设备，大容量晶闸管、直流高压开关和爆炸开关等目前只能以很高的价格进口，经我所科研人员的努力已完成单元技术试验，正在进行样机的试制。

真空抽气系统为等离子体的稳定运行提供清洁的超高真空环境，为超导磁体正常运行提供真空绝热条件；充气系统则为真空室的壁处理和等离子体放电提供工作气体。

真空抽气系统完成了总体布局设计，抽速和抽气时间计算; 主泵、主阀、测量系统的选择和配备;完成抽气系统主泵和予抽泵16台合计58万元订货。

真空抽充气系统的保护和控制已完成最终方案的设计。

低杂波电流驱动系统不断地给等离子体补充能量，是保证托卡马克实现长脉冲稳态运行的重要手段，而离子回旋共振加热则是另一重要手段。

HT-7U3.5兆瓦的低杂波系统已完成技术方案的设计，完成了波功率和相位监控、波系统的保护及波源的低压电源的方案设计，准备先期建设的1MW波系统的高压电源及波系统天线的试验件正在制造过程中。

离子回旋共振加热已完成波系统的总体设计，确定了4MW/30-110Mhz的波系统方案；完成了波源设计，并正在建造一台1MW，脉冲可达1000秒的射频波源，预计2001年中建成并调试；已完成天线的调配系统设计，并正进行加工前的台面试验。

总控与数据采集系统是对整个装置进行实时监测、控制与保护的分布式计算机网络系统。

目前总控系统的安全巡检系统、中央控制系统、脉冲充气系统均已完成程序的设计，正在进行调试和预演；中央定时系统正在与国内相关单位合作研制，局域控制网正处于实施阶段。

数据采集系统的VAX-CAMAC采集系统、PC-CAMAC采集系统、PC采集系统、VXI采集系统、分布式数据服务器、数据检索系统和数据采集管理系统均已完成程序设计，正在进行程序的调试和预演。

诊断测量系统是一双双监视等离子体的眼睛，给出等离子体在不同的时间和空间的品质特性。

除了HT-7上准备移到HT-7U上的诊断测量设备外，作为托卡马克上的最重要的测量系统之一的电磁测量系统正在进行物理上的计算和磁探针、单匝环、Rogowski线圈、逆磁线圈、鞍形线圈等测量线圈的设计，由美国德克萨斯大学赠送的新型CO2激光器正在调试，它将用在HT-7U的远红外诊断上，其他诊断系统也在进行物理上的准备或设备上的准备。

二、预研与试制★超导磁系统的研制是HT-7U超导托卡马克最关键也是最长线的任务。

作为超导磁体最基本的单元---超导股线，已从俄罗斯高能物理所购得，并对每根股线取样进行了性能测试。

所购得的超导线委托俄罗斯电缆所绞缆。

按我所设计人员提供的设计方案绞制的六个一级子缆的样品，已委托俄罗斯库尔恰托夫研究所进行了性能测试，并同时将六个同样的子缆拿回国内，在等离子体所的超导实验室做了同样的测试，以验证试验结果，增加设计方案选择的可靠性。

目前双方的实验都已结束，将按照选择出来的设计方案，由俄罗斯电缆所进行全缆的绞制。

全缆的样品将分别在俄罗斯电物理所和我所进行超导性能测试实验，以进一步证明导体设计方案的可靠性。

★由俄罗斯电缆所绞制的超导电缆将运回等离子体所，制造成绕制超导线圈所用的CICC导体。

用于制造单根长度为600米的CICC导体的穿管生产线，正在等离子体所紧张地施工，预计2000年底建成。

在这条生产线上，长度600米的电缆将穿入600米材料为316LN不锈钢的圆管内，再经过缩管、压方，成为合乎要求的CICC导体。

600米长的316LN不锈钢管是由单根10米长的管焊接而成，管与管之间的焊接试验，已在从美国进口的自动氩弧焊机上进行了多轮试验，焊缝达到设计的要求。

316LN不锈钢管委托沈阳金属所制造，试制阶段已结束，目前正投入批量生产。

★穿管生产线上下来的CICC导体，将经过无张力特种绕线机分别绕制成D形的纵场线圈和圆形的极向场线圈。

这种特种绕线机已于九八年在等离子体所试制成功，并用原来委托西北有色金属研究院试制的CICC导体成功地绕制了一饼2/3的纵场线圈和一饼1/2的中心螺管线圈，其精度不仅好于设计指标，而且好于国际同行所做到的精度。