面向未来聚变反应堆高场磁体应用的首根80 kA级高温超导管内电缆导体性能研究

金环 ,  肖冠宇 ,  周超 ,  赵川漪 ,  侍世杰 ,  刘海红 ,  刘方 ,  刘华军 ,  武玉 ,  吴左佳峰 ,  Hugues Bajas ,  Jack Greenwood ,  Mattia Ortino ,  Kamil Sedlak ,  Valentina Corato ,  Richard Kamendje ,  Alexandre Torre ,  Arend Nijhuis ,  Giulio Anniballi ,  Arnaud Devred ,  秦经刚 ,  宋云涛 ,  李建刚

工程(英文) ›› 2025, Vol. 55 ›› Issue (12) : 182 -190.

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工程(英文) ›› 2025, Vol. 55 ›› Issue (12) : 182 -190. DOI: 10.1016/j.eng.2025.05.015
研究论文

面向未来聚变反应堆高场磁体应用的首根80 kA级高温超导管内电缆导体性能研究

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Performance of the First 80 kA HTS CICC for High-Field Application in Future Fusion Reactors

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摘要

一种有前景的可控核聚变实现途径,是利用磁场对高温等离子体构型进行控制与约束。该方法要求在下一代聚变装置上应用的超导磁体能够在15 T以上的环境下运行。由于稀土钡铜氧(REBCO)涂层带材在高磁场环境中具有较高的载流能力,因此其被认为是制造用于聚变装置管内电缆导体(CICC)的一种有应用前景的超导材料。然而,REBCO带材高宽厚比的几何结构使得难以找到一种既能满足高工程电流密度要求,又能保持良好的柔韧性以绕制大型超导磁体的多层带材CICC结构。此外,REBCO带材的多层结构及其本征脆性使其在CICC的制造和运行过程中容易发生性能退化。在过去的十余年中,科研人员一直致力于开发一种可靠的、能够在巨大的机械载荷、热载荷和洛伦兹力耦合作用下保持运行稳定且不发生性能退化的基于REBCO带材的CICC导体结构,但迄今为止进展仍然有限。本文报道了一种REBCO CICC原型导体。该导体能够承受至少830 kN∙m-1的循环洛伦兹载荷(相当于在10.85 T、4.5 K条件下运行80 kA电流时所对应的载荷),这是目前高温超导REBCO CICC导体达到的最高载荷水平。该导体由6根增强型子缆绞制而成,使用带材总量为288根。在10.85 T磁场下,当运行电流分别为40 kA和80 kA时,其分流温度Tcs分别约为39 K和20 K。若将其性能外推至20 T峰值磁场和46.5 kA运行电流条件下,相对于4.5 K的运行温度,其可获得超过10 K的温度裕度。此外,在经历电磁循环实验、冷热循环(WUCD)实验以及失超实验之后,均未观察到明显的运行电流性能退化。本文所提出的REBCO CICC是高温超导导体在大规模高场磁体应用发展中的一个重要里程碑。

Abstract

A promising way to realize controlled nuclear fusion involves the use of magnetic fields to control and confine the hot plasma configuration. This approach requires superconductor magnets operating above 15 T for the next generation of fusion devices. Due to their high in-field transport current capacity, rare-Earth barium copper oxide (REBCO) coated conductors are promising materials for manufacturing of cable-in-conduit conductors (CICCs) for fusion. However, the high-aspect-ratio geometry makes it difficult to find a multi-tape CICC configuration that fulfills the high engineering current density requirements while retaining enough flexibility for winding large-scale magnets. Moreover, the multilayer structure and inherent brittleness make the REBCO tapes susceptible to degradation during CICC manufacturing and operation. For more than a decade, the development of a reliable REBCO-based CICC that can sustain the huge combined mechanical, thermal, and Lorentz loads without degradation has been ongoing, albeit with limited progress. In this paper, we report on a prototype REBCO CICC that can withstand an applied cyclic Lorentz load of at least 830 kN·m−1, corresponding to a transport current of 80 kA at 10.85 T and 4.5 K. To our knowledge, this is the highest load achieved to date. The CICC uses 288 tapes wound into six strengthened sub-cables, making it capable of having a current sharing temperature, Tcs, of around 39 and 20 K when operated under 10.85 T with a current of 40 and 80 kA, respectively. Scaled to a 20-T peak field and 46.5-kA transport current, this provides a temperature margin of over 10 K with respect to an operating temperature of 4.5 K. In addition, no perceptible transport current performance degradation was observed after cyclic Lorentz loading, cyclic warm-up/cool-down (WUCD), and quench campaigns. The proposed REBCO CICC is a milestone in the development of high-temperature superconductors for large-scale and high-field magnet applications.

关键词

聚变磁体 / 高温超导体 / REBCO CICC / 电磁和热负载 / 运行稳定性

Key words

Fusion magnet / High-temperature superconductor / REBCO CICC / Electromagnetic and thermal load / Operational stability

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金环,肖冠宇,周超,赵川漪,侍世杰,刘海红,刘方,刘华军,武玉,吴左佳峰,Hugues Bajas,Jack Greenwood,Mattia Ortino,Kamil Sedlak,Valentina Corato,Richard Kamendje,Alexandre Torre,Arend Nijhuis,Giulio Anniballi,Arnaud Devred,秦经刚,宋云涛,李建刚. 面向未来聚变反应堆高场磁体应用的首根80 kA级高温超导管内电缆导体性能研究[J]. 工程(英文), 2025, 55(12): 182-190 DOI:10.1016/j.eng.2025.05.015

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1 引言

为了实现能源开发、环境保护和可持续发展之间的平衡,世界各国都在大力推动绿色能源的发展。一种有前景的途径是通过氘(D)氚(T)聚变反应产生稳定清洁能源,如图1 [1]所示。实现这一目标的关键方式之一是磁约束等离子体,如托卡马克装置[2]。托卡马克装置需要多种类型的超导磁体,包括环向场(TF)线圈、极向场(PF)线圈以及中心螺线管(CS)线圈,以提供用于约束高温(数百万摄氏度)高压(数十兆帕)等离子体所必需的极向和环向磁场分量。磁场强度是防止等离子体与第一壁发生接触,并且实现上述运行工况的关键参数。此外,产生的聚变功率与磁场强度的四次方成正比。因此,未来的聚变托卡马克装置,如欧洲核聚变产业应用示范电站(EU-DEMO)、中国聚变工程试验堆(CFETR)以及美国经济、耐用、紧凑型(ARC)反应堆,都需要峰值磁场高于15 T甚至达到约20 T的超导磁体[3‒8]。因此,为实现未来聚变能源应用,亟须解决的关键技术问题之一是发展超越当前技术水平的大规模高场磁体技术。

为了满足在聚变装置内提供高磁场的要求,磁体需要具备大量的安匝数。管内电缆导体(CICC)已被证明是设计和制造大型超导聚变磁体的理想选择[9]。CICC导体具有诸多优势,如机械稳定性好、冷却效率高以及交流损耗低。CICC导体在大电流容量超导磁体应用中的发展可以追溯到20世纪70年代初[10]。在过去50年的发展过程中,CICC超导导体在设计、制造及应用方面取得了显著进展,人们设计并研制了多种结构形式的导体,且已用于高场测试设施和已投入运行的聚变装置[如全超导托卡马克核聚变实验装置(EAST)[11‒13]、韩国超导托卡马克先进研究堆(K-STAR)[14‒15]、日本超级先进托卡马克(JT-60SA)[16‒17]],以及正在建设中的聚变装置[如国际热核实验反应堆(ITER)[18‒19]]。然而,所有这些磁体都依赖于低温超导(LTS)材料,如铌钛合金(Nb-Ti)和铌锡超导合金(Nb3Sn),这将导体在工作期间的峰值磁场限制在15 T以下。高温超导(HTS)材料[20],如稀土钡铜氧(REBCO)带材和Bi2212线材,在高磁场下表现出优异的载流性能,是在15 T以上强磁场磁体应用领域中的重要候选材料。

近年来,高温超导材料发展迅速,尤其是REBCO超导带材,目前全球多家公司已能实现其千米级长度的制造。量产的REBCO带材在高磁场下仍展现出优异的载流性能[21‒22]。此外,REBCO带材可在高达约80 K的低温环境下工作,这为磁体运行提供了显著的温度裕度,有助于克服运行过程中高热负荷的影响。所有这些优势使得REBCO带材成为下一代聚变磁体的理想候选材料。然而,由于REBCO带材结构的各向异性和脆性,使其载流特性具有明显的磁场依赖性,且在高机械和电磁负荷下容易发生性能退化,因此也面临着一些技术挑战。为寻求解决这些问题的实用方案,研究人员已提出多种REBCO带材排布方式和CICC导体结构的设计方案[23‒25]。这些分布方式和结构方案将多根REBCO带材组合在一起,以承载数千至数万安的电流。图2展示了部分具有代表性的子缆和CICC样品,这些样品已完成研制并在高场下开展了性能测试[26‒29]。据相关文献报道,在10.85 T(SULTAN超导导体测试装置)测试条件下,这些CICC导体均未能实现超过50 kA运行电流的稳定运行,因为高电磁和(或)热负载总是会导致超导性能的不可逆退化。对于真空压力浸渍、绝缘、部分换位、挤压和辊压成型(VIPER)导体,其工作电流为45 kA,磁场强度为10.85 T,仅观察到不超过5%的轻微性能退化[26]。然而,对于其他不同结构的REBCO CICC导体样品,最大性能退化率约为60% [30‒33]。由此可见,REBCO CICC导体技术在大规模磁体应用方面仍面临诸多挑战。因此,当务之急是找到合适的CICC结构设计方案和无损制造工艺,以解决众多高温超导管内电缆导体(HTS CICC)测试样品在高电磁和热负载下运行过程中所遇到的性能退化问题。

为了满足下一代聚变装置在约20 T峰值磁场下约45 kA的运行电流要求,中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所(ASIPP)正在开展HTS CICC技术的研究,该技术采用商用REBCO带材。相关人员通过数值模拟和反复试验,进行了大量的研发工作,以解决在电磁和热循环载荷下的性能退化问题。在托卡马克磁体系统中,从循环载荷的角度来看,中心螺线管线圈所承受的运行工况最为严苛,同时它也是对峰值磁场要求最高的磁体。近期,本团队已基本确定了REBCO CICC的设计方案。基于该设计制造的导体样品在瑞士菲利根的SULTAN试验装置上进行了测试,该装置的背景磁场为10.85 T(10.85 T是目前CICC样品测试可用的最高背景磁场)。在10.85 T的背景磁场下,样品达到了高于80 kA的稳定运行电流。这些良好的结果表明,提高CICC结构中各子缆的力学强度并加强子缆间的机械支撑,对于克服循环电磁载荷的影响至关重要。此外,在冷热循环(WUCD)、失超试验以及在电磁循环期间及之后,均未观察到性能下降。这些结果表明,本文提出的REBCO CICC导体结构设计方案为实现一种可在超过15 T磁场下运行且适用于高场聚变磁体的CICC导体应用奠定了重要基础。同时,该设计也可能适用于其他需要大规模高场磁体的应用场景,如混合高场磁体装置[34‒35]以及用于粒子对撞机的高场螺线管磁体[36‒37]。

2 基于REBCO的CICC设计与制造

本文提出的基于REBCO带材的CICC导体结构设计如图3所示。该导体将圆形电缆置于外方内圆的不锈钢(SS)管中。为提高子缆及其在CICC导体结构中的力学强度,本团队开展并实施了一系列优化与创新措施。同时,还建立了一个详细的有限元模型以描述CICC导体的力学行为[38],用于评估导体运行中的关键应力集中区域并提出相应的缓解措施。主要改进包括:优化同层绕制的REBCO带材间隙[39‒40];将每根子缆置入厚度为1 mm的铜管中;以及在扭绞后的子缆之间填充铜质“楔形”块,以防止产生损伤子缆性能的位移与变形。这些措施旨在通过降低子缆上的峰值应力集中来实现应力均匀化,并增强导体在中心螺线管磁体运行过程中承受高洛伦兹力(900 kN·m-1)时的抗变形能力。

表1汇总了所提REBCO-CICC导体的关键设计参数。该CICC电缆由6根子缆扭绞构成,且子缆由宽4 mm、厚0.1 mm的REBCO带材(由上海超导科技股份有限公司提供[41])绕制而成。每根子缆将48根REBCO带材以螺旋方式绕制在直径为4.6 mm的铜芯上,共16层。此外,在子缆外表面还以螺旋方式绕制了两层共8根4 mm宽、0.1 mm厚的铜带作为保护层,这不仅有利于子缆的运输,也有助于后续的CICC导体的制造。同一层带材之间的间隙减小到0.6 mm,选择该最佳参数是为了在子缆带材绕制控制和弯曲柔韧性之间取得平衡。因此,同层绕制带材数量从最内层开始,到子缆最外层增至每层4根带材。此外,铠甲采用了新开发的高氮材料[42],该材料在低温下兼具高强度和延展性。所有这些措施旨在确保良好的运行稳定性,理论上能够承受超过1000 kN∙m-1的洛伦兹力[38]。将子缆插入铜管、增强型子缆绞合以及“楔形”填充块装配的操作均在ASIPP的导体车间完成,该车间曾为ITER导体制造而建立。

为了验证所提出的REBCO-CICC导体设计方案的运行电流稳定性,我们按照表1所列参数,并遵循图4所示的主要工艺流程,制造了长度为2.77 m的CICC导体样品(以满足SULTAN测试设备对HTS CICC样品长度的要求)。共计288根REBCO带材被螺旋缠绕成6根子缆,每根子缆被插入一根铜管中,然后缩径至最终尺寸。这6根子缆与铜楔形块一起以约620 mm的节距进行绞制,并用不锈钢带半叠包进行缠绕固定。为了增强力学性能,将复合CICC电缆整体插入铠甲中并进一步缩径成型,使铠甲内径缩小至与包覆不锈钢带的CICC电缆外径相匹配。采用冷轧工艺对不锈钢铠甲及包覆子缆的铜管进行缩径。如图4所示,缩径设备的轧辊根据铠甲和铜管的外形结构进行了定制。铠甲截面尺寸由43.5 mm × 43.5 mm减小至42.5 mm × 42.5 mm,其内径由35 mm减小至约33.8 mm。包覆子缆的铜管外径由12.5 mm压缩至10.9 mm,其壁厚由0.90 mm增加至约0.95 mm。图5显示了REBCO子缆在铜管缩径前后的结构状态以及制造完成的带接头端子的REBCO-CICC导体。该接头端子长330 mm、宽64 mm、高41 mm。接头端子盒由不锈钢和无氧铜制成,并通过钎焊连接。将带有分级带材的子缆插入端子盒中,并填充PbSn焊料。最后,通过手工焊接将不锈钢部件连接起来。

3 低温和高磁场下的导体性能测试

3.1 测试样品制造

上述REBCO-CICC导体样品按SULTAN测试装置的安装要求装配。根据图3所示的设计,制造两根2.77 m长的导体样品。两根CICC导体样品的唯一区别在于子缆绕制的中心芯材:一根采用不锈钢螺旋管,另一根则采用无氧铜棒。这两根CICC导体样品通过不锈钢和环氧树脂夹具组装在一起,形成发夹状的样品结构。其中,子缆采用无氧铜棒为芯材的样品作为右腿(R),左腿(L)样品则为子缆采用螺旋管芯的导体样品。两根导体通过底部接头实现电连接,并在低温条件下、最高10.85 T的背景磁场中进行同步测试。在两根CICC导体样品铠甲的多个轴向位置上布置了环形阵列的温度传感器和电压信号线,用于在运行过程中监测CICC样品由超导态向正常态的转变。测试重点集中在图6(a)中以粉色标示的高磁场区域,其长度约为450 mm。在靠近高场区边界处安装的两组温度传感器和电压信号线用于评估临界载流性能。对于CICC导体的每个测量截面,导体铠甲相邻侧面上均安装了3个电压信号线(图6中标记为V)和3个温度传感器(标记为T);它们的分布如图6(b)中的红色矩形所示。组装好的测试样品如图6(c)所示。迫流氦从底部接头端子流入,并从两根CICC导体样品的上接头端子流出。本文重点研究了安装在右腿上的样品(子缆芯材为无氧铜棒),该样品在高磁场运行条件下表现出更稳定的性能。

3.2 77 K自场下的性能评估

导体测试样品在送往SULTAN实验室进行装配之前,已在ASIPP进行了液氮环境下的预实验。该测试旨在评估所采用的导体在制造工艺方面的可靠性,以避免脆弱的REBCO带材出现任何损伤。测试中,将CICC样品浸入液氮中,并连接到100 kA的直流(DC)电源。图7展示了运行电流为6 kA时电缆上的预期自场分布,运行电流应均匀分布在各个子缆上。峰值磁场约为0.06 T,由此得出运行期间自场校正系数约为0.01 T∙kA-1。图8展示了电场随运行电流变化的测量结果,其中电场由布设的电压信号线测得;测点V3‒V1与V4‒V2随电流注入表现出相同的变化趋势。电压曲线(I-V曲线)在测试样品发生超导态向正常态转变之前呈现出一个较小的初始斜率(约2 × 10-4 μΩ·cm-1)。该初始电压很可能来源于:①电流通过CICC截面中的铜部件;②绕制带材之间的接触电阻;③绕制的REBCO带材之间电流分布不均匀(主要源于端部结构)。在针对电压曲线去除斜率偏移后,采用1 μV·cm-1标准,测得在77 K和0.23 T最大自场下,临界电流约为22.6 kA。该结果与基于带材供应商提供的带材平均性能所估算的21 kA临界电流值高度吻合。此外,从图8中的0.1~1 μV·cm-1范围内的数据可以得出n值约为22,这与单根带材的n值相当。上述结果证实,导体样品制造过程中未使REBCO带材出现可测量的性能退化。

3.3 高磁场下的运行稳定性

为了评估REBCO-CICC导体样品的力学稳定性、对温度变化的敏感性以及失超后的稳定性,将制造的导体测试样品在SULTAN设施中进行了测试。对CICC导体样品进行了包括电磁性能测试、WUCD测试和失超循环测试。WUCD测试和失超测试与电磁循环测试结合进行。为了评估在测试的各个阶段是否发生任何性能退化,选取40 kA电流和10.85 T背景磁场下的分流温度(Tcs)作为基准。在所有测试前后,通过缓慢升高冷却介质(迫流氦)的温度对上述条件下的Tcs 进行测量。在1 μV·cm-1判据下,Tcs通过如下拟合方程进行估算:

EF = (T/Tcs) m + R0T + EF0

式中,EF0表示偏移电场;m为拟合参数;R0表示在测试得到的电场与温度关系曲线中的斜率。各项试验的具体过程及结果将在后文详细说明。

3.3.1 电磁循环性能

作用于CICC导体样品上的电磁力是通过在4.5 K、10.85 T背景磁场下向样品通入直流电流产生的。为避免在较低电磁载荷下可能出现的性能退化临界点被忽略,实验中将运行电流从40 kA逐级提升至80 kA。用于电磁循环的直流载荷如图9中的品红色圆点所示。图中展示了在总计1267次电磁循环过程中(在逐级升高的电流水平下进行),在40 kA和10.85 T条件下评估得到的Tcs随循环次数的演化情况。图6(b)给出了三条分别基于安装在右腿导体样品铠甲上的3个不同温度传感器的数据,计算得到的Tcs曲线。即使在10.85 T和4.5 K的条件下,电流循环达80 kA后,Tcs 也未显示任何退化迹象。循环运行电流提高到55 kA时,大约700次负载循环后观察到小于1 K的温度波动。该波动的可能原因是当时对两根导体中的运行电流方向进行了反转。电流极性的变化改变了洛伦兹力的方向,并将应力集中点的位置从CICC导体样品的一侧转移到了另一侧,如图9底部所示。CICC电缆与铠甲接触面的改变反过来可能导致CICC导体二维横截面上的温度分布发生变化。这就解释了温度传感器T22测量到的波动现象,即由于其位于CICC导体中心平面的位置,因此受影响最显著。

在10.85 T背景磁场(由于自场反向作用,样品实际承受磁场约为10.4 T)和4.5 K条件下,实现的80 kA稳定运行电流对应约830 kN·m-1的电磁载荷。对于该样品而言,实现更高电流仍是可能的。试验之所以终止,是由于测试回路中位于底部接头处的电阻过高,这可能源于接头制造过程中的不一致性。这也是在55 kA时对电流方向进行反转的原因。因此,本研究团队计划在近期使用另一段REBCO-CICC导体样品,对该样品中表现良好的一根导体进行重新装配,以进一步验证其运行极限。所实现的80 kA电流相当于中国下一代聚变装置中心螺线管(CS)磁体设计峰值载荷的94%,该装置的设计运行参数如下:最大运行电流为46.5 kA、峰值磁场约为20 T。

3.3.2 热循环

随着聚变装置(及其他设备)的长期运行,磁体将在使用寿命内经历多次WUCD循环,该循环温度范围介于4.5 K与室温之间。因此,本研究也关注了WUCD循环对CICC导体的载流能力和稳定性的影响。第一次WUCD循环在600次电磁循环后进行,循环的运行电流范围为0~47 kA;第二次WUCD循环在完成电磁循环测试后进行。图10显示了WUCD循环前后在40 kA和10.85 T条件下测得的Tcs,其中评估采用了导体铠甲表面测得的最高温度,如图6和图9所示。第一次WUCD循环是在反转电流方向之前进行的,WUCD循环前后的Tcs值基本一致。然而,第二次WUCD循环是在80 kA电磁循环结束以及电流方向反转之后进行的,此时Tcs值基于安装在CICC导体铠甲不同侧面的温度传感器(即图10所示的T23传感器)测得。第二次WUCD循环前的Tcs值比第一次WUCD循环后的Tcs高0.6 K左右。第二次WUCD循环后的Tcs值比第二次WUCD循环前的Tcs低0.4 K左右,但仍比第一次WUCD循环后高0.2 K左右。第二次WUCD循环前后的Tcs值高于第一次的原因可能是因为两次循环之间进行了电流方向反转,导致电缆上的峰值磁场下降了约0.45 T。WUCD循环前后Tcs值的轻微下降可能在本次复杂测量的误差范围内。因此,现阶段可以得出结论,WUCD循环对CICC导体性能未产生显著影响。

3.3.3 失超性能

Tcs测量方法为在固定电流和磁场的情况下,逐步升高冷却介质的温度,直至发生超导态向正常态的转变。因此,每次在40 kA和10.85 T下的Tcs测量,都会以失超作为终止条件,而这些失超并未导致导体样品出现任何明显的性能下降。为了验证这一结果,本研究在不同的运行电流水平下进行额外的失超实验,并评估高电磁负载是否会对失超性能产生影响。测试过程与Tcs测试类似。背景磁场固定在10.85 T,电流则以阶梯式从47 kA增加到55 kA,然后再增加到65 kA。当失超产生的电压超过实验室设定的特定阈值时,通过关闭电源终止测试,以保护整个测试系统和样品。图11展示了在电流与磁场保持恒定条件下,通过升高温度直至发生失超时,在CICC导体铠甲上测得的电场随温度升高而变化的关系曲线。

基于上述非线性拟合结果,计算出不同运行电流下得到的Tcs。导体测试样品的Tcs在运行电流为47 kA时约为34.5 K,在运行电流为55 kA时约为30 K,在运行电流为65 kA时约为25.5 K。在所有直流性能测试结束后,于80 kA运行电流下共触发了3次失超。在完成上述全部失超循环后,研究人员在10.85 T背景磁场、40 kA电流条件下进行了最后一次Tcs测试,按照1 μV·cm-1判据得到Tcs为39.3 K。这一结果表明,在配备电场超过20 μV·cm-1时启动的主动失超保护系统的条件下,导体测试样品在失超循环过程中未发生明显的性能退化。需要指出的是,图11中曲线初始阶段出现的小于0.5 μV·cm-1·K-1的低斜率,可能源于电流分布不均匀。这种不均匀性主要是由导体底部接头长度较短(约为CICC电缆绞制节距的一半)以及子缆上绕制带材之间较高的接触电阻共同作用所致[24]。为进一步验证REBCO CICC导体在聚变磁体系统中应用的可行性及其失超保护系统所需的参数设定,未来将对更长长度的CIC导体C进行测试,并以内插线圈形式开展实验研究。

3.4 聚变磁体应用的计算运行性能

图12总结了在10.85 T条件下,REBCO-CICC导体在不同运行电流下的Tcs预测值与实测值的对比分析。由于预测的Tcs基于REBCO带材供应商提供的平均临界电流数据得到,且未考虑应力、应变以及电流分布不均匀等因素的影响,因此实测值略低于预测值。然而,两条曲线之间的差值基本保持恒定,约为2 K,这表明预测结果与实际情况较为接近,仍然可以为未来聚变磁体应用的运行工况提供可靠的Tcs预测。对于本文所提出并制备的CICC导体样品,其在20 T条件下的Tcs随运行电流变化的预测曲线以图12中的紫色虚线表示。在20 T、46.5 kA的运行条件下,相对于4.5 K的运行温度,预计温度裕度将高于15 K。

4 结论

本文详细介绍了一种由REBCO带材制成的HTS CICC导体的结构设计、制造及测试结果。本设计旨在满足高运行电流和超过15 T磁场的应用需求,如下一代聚变装置的超导磁体。基于上述结果,可得出的主要结论是,设计并测试的新型基于REBCO带材的CICC导体样品能够在高电磁和热循环负载以及突发性失超等严苛条件下可靠运行。

研究结果表明,REBCO带材具有满足下一代聚变装置最严格的稳定性要求的潜力(即在峰值磁场约20 T、运行温度4.5 K条件下以最大电流46.5 kA运行)。只要将REBCO带材应用于合适的CICC导体结构中,并对制造工艺进行良好控制,其运行参数甚至还有进一步提升的空间。然而,在充分证明REBCO带材适用于聚变磁体应用之前,仍然需要解决若干关键问题,包括但不限于:①能够实现大长度CICC导体制造的工艺技术规模化扩展;②严苛等离子体运行工况下的交流损耗评估和控制;③高精度线圈绕制;④可靠的低电阻接头;⑤适用于大规模磁体的灵敏失超检测和可靠的失超保护技术。在取得本文中重要的初步成果之后,后续研究重点将转向以系统且严谨的方式解决所有上述问题。尽管面临这些挑战,本研究团队仍然坚定相信,在不久的将来,大规模高场REBCO磁体技术有望应用于下一代聚变装置的建设。

参考文献

[1]

Conservation laws in nuclear reactions [Internet]. Nuclear Power; [cited 2024 Nov 13]. Available from: 10.1515/9783111343549-007

[2]

Degrave J, Felici F, Buchli J, Neunert M, Tracey B, Carpanese F. Magnetic control of tokamak plasmas through deep reinforcement learning. Nature 2022;602:414‒9. . 10.1038/s41586-021-04301-9

[3]

Leslie M, Ito T, Aizawa K, Arima H. Start-ups seek to accelerate path to nuclear fusion. Engineering 2021;8:6‒8. . 10.1016/j.eng.2021.11.006

[4]

Corato V, Vorpahl C, Sedlak K, Anvar VA, Bennet J, Biancolini ME, et al. The DEMO magnet system—status and future challenges. Fusion Eng Des 2022;174:112971. . 10.1016/j.fusengdes.2021.112971

[5]

Sedlak K, Anvar VA, Bagrets N, Biancolini ME, Bonifetto R, Bonne F, et al. Advance in the conceptual design of the European DEMO magnet system. Supercond Sci Technol 2020;33(4):044013. . 10.1088/1361-6668/ab75a9

[6]

Zheng J, Song Y, Liu X, Li J, Wan Y, Ye M, et al. Concept design of hybrid superconducting magnet for CFETR tokamak reactor. In: Proceedings of 2013 IEEE 25th Symposium on Fusion Engineering (SOFE); 2013 Jun 10‒13; San Francisco, CA, USA. IEEE; 2013. . 10.1109/sofe.2013.6635364

[7]

Greenwald M, Whyte D, Bonoli P, Hartwig Z, Irby J, LaBombard B, et al. The high-field path to practical fusion energy. Report. Cambridge: Massachusetts Institute of Technology; 2018.

[8]

Sorbom BN, Ball J, Palmer TR, Mangiarotti FJ, Sierchio JM, Bonoli P, et al. ARC: a compact, high-field, fusion nuclear science facility and demonstration power plant with demountable magnets. Fusion Eng Des 2015;100:378‒405. . 10.1016/j.fusengdes.2015.07.008

[9]

Hoenig M, Montgomery D. Dense supercritical-helium cooled superconductors for large high field stabilized magnets. IEEE Trans Magn 1975;11(2):569‒72. . 10.1109/tmag.1975.1058601

[10]

Dresner L. Twenty years of cable-in-conduit conductors: 1975‒1995. J Fusion Energy 1995;14:3‒12. . 10.1007/bf02214029

[11]

Wan YX. Overview of steady state operation of HT-7 and present status of the HT-7U project. Nucl Fusion 2000;40:1057‒68. . 10.1088/0029-5515/40/6/304

[12]

Wu Y. Experience in operating safety of EAST superconducting magnets. IEEE Trans Appl Supercond 2010;20(3):431‒7. . 10.1109/tasc.2010.2043079

[13]

Li J, Wan Y. The experimental advanced superconducting tokamak. Engineering 2021;7(11):1523‒8. . 10.1016/j.eng.2021.10.004

[14]

Hahn SH, Kim KH, Choi JH, Ahn HS, Lee DK, Park KR, et al. Controls on KSTAR superconducting poloidal field (PF) magnets. Prog Supercond Cryog 2008;10(4):23‒8.

[15]

Lim BS, Lee SI, Choi JY, Chung W, Chu Y, Park HK, et al. Development of CICC for KSTAR TF coil system. IEEE Trans Appl Supercond 2003;13(2):1496‒9. . 10.1109/tasc.2003.812752

[16]

Ishida S, Barabaschi P, Kamada Y. Status and prospect of the JT-60SA project. Fusion Eng Des 2010;85(10‒12):2070‒9.

[17]

Sharma RG. Superconducting magnets in fusion reactors. In: Superconductivity: basics and applications to magnets. Cham: Springer; 2021. . 10.1007/978-3-030-75672-7_11

[18]

Mitchell N, Bessette D, Gallix R, Jong C. The ITER magnet system. IEEE Trans Appl Supercond 2008;18(2):435‒40. . 10.1109/tasc.2008.921232

[19]

Devred A, Backbier I, Bessette D, Bevillard G, Gardner M, Jong C, et al. Challenges and status of ITER conductor production. Supercond Sci Technol 2014;27:044001. . 10.1088/0953-2048/27/4/044001

[20]

Molodyk A, Larbalestier DC. The prospects of high-temperature superconductors. Science 2023;380(6651):1220‒2. . 10.1126/science.abq4137

[21]

Tsuchiya K, Wang X, Fujita S, Ichinose A, Yamada K, Terashima A, et al. Superconducting properties of commercial REBCO-coated conductors with artificial pinning centers. Supercond Sci Technol 2021;34(10):105005. . 10.1088/1361-6668/ac1e65

[22]

Paidpilli M, Goel C, Sarangi B, Chen S, Galstyan E, Jaroszynski J, et al. 40-meter-long REBCO tapes with critical current over 4000 A/12 mm at 4.2 K and 13 T by advanced MOCVD. Superconductivity 2024;9:100081. . 10.1016/j.supcon.2023.100081

[23]

Wang J, Kang R, Chen X, Yang C, Wang Y, Wang C, et al. Development of a Roebel structure transposed cable with in-plane bending of REBCO tapes. Superconductivity 2022;3:100019. . 10.1016/j.supcon.2022.100019

[24]

Yagotintsev K, Anvar VA, Gao P, Dhalle MJ, Haugan TJ, Van Der Laan DC, et al. AC loss and contact resistance in REBCO CORC®, Roebel, and stacked tape cables. Supercond Sci Technol 2020;33(8):085009. . 10.1088/1361-6668/ab97ff

[25]

Li X, Tang Y, Xu Y, Ren L. Analytical analysis of hollow CORC cable under thermo-mechanical loads. Superconductivity 2023;5:100037. . 10.1016/j.supcon.2023.100037

[26]

Hartwig ZS, Rui F, Vieira BN, Sorbom RA, Badcock MB, Beck WK, et al. VIPER: an industrially scalable high-current high-temperature superconductor cable. Supercond Sci Technol 2020;33(11):11LT01. . 10.1088/1361-6668/abb8c0

[27]

Corato V, Bruzzone P, Bykovskiy N, Celentano G, Della Corte A, Demattè F. Strategy for developing the EU-DEMO magnet system in the concept design phase. IEEE Trans Appl Supercond 2022;32(6):4201407. . 10.1109/tasc.2022.3153248

[28]

Muzzi L, Augieri A, Celentano G, Chiarelli S, della Corte A, De Marzi G. Design and feasibility assessment of an HTS sector shaped high-current conductor for fusion coils. IEEE Trans Appl Supercond 2023;33(5):4200106. . 10.1109/tasc.2023.3236592

[29]

Weiss J, Van der Laan D, Radcliff K, Doenges S, Jager A, Johnson Z, et al. Development and testing of high temperature superconducting CORC® magnets and CICC for fusion applications. In: Proceedings of the Applied Superconductivity Conference; 2024 Sep 1‒6; Salt Lake City, UT, USA.

[30]

Mulder T, Fleiter J, Willering G, Dudarev A, Mentink M, Dhallé M, et al. Demonstration of the ReBCO CORC 47kA@10T/4.2 K cable-in-conduit-conductor and its joint terminals at 4.5 and 77 K. IEEE Trans Appl Supercond 2017;27(4):1‒4. . 10.1109/tasc.2017.2652300

[31]

Uglietti D, Bykovsky N, Sedlak K, Stepanov B, Wesche R, Bruzzone P. Test of 60 kA coated conductor cable prototypes for fusion magnets. Supercond Sci Technol 2015;28(12):124005. . 10.1088/0953-2048/28/12/124005

[32]

Corato V. Overview on present and future deliverables. In: Proceedings of European‒China Meeting; 2023 Nov 21; Hefei, China.

[33]

Mulder T, Weiss J, van der Laan D, Dudarev A, Kate H. Recent progress in the development of CORC cable-in-conduit conductors. IEEE Trans Appl Supercond 2020;30(4):1‒5. . 10.1109/tasc.2020.2968251

[34]

Gupta R, Anerella M, Ghosh A, Lalitha SL, Sampson W, Schmalzle J, et al. Hybrid high-field cosine-theta accelerator magnet R&D with second-generation HTS. IEEE Trans Appl Supercond 2015;25(3):1‒4. . 10.1109/tasc.2014.2364400

[35]

Wang Q, Liu J, Zheng J, Qin J, Ma Y, Xu Q, et al. Progress of ultra-high-field superconducting magnets in China. Supercond Sci Technol 2021;35(2):023001. . 10.1088/1361-6668/ac3f9b

[36]

Gupta R, Anerella M, Ghosh A, Joshi P, Kirk H, Lalitha SL, et al. High field HTS solenoid for a muon collider—demonstrations, challenges, and strategies. IEEE Trans Appl Supercond 2013;24(3):1‒5. . 10.1109/tasc.2013.2288806

[37]

Fabbri S, Bottura L, Quettier L, Statera M, Boattini F, Mariotto S, et al. Magnets for a muon collider. J Phys Conf Ser 2024;2687(8):082016. . 10.1088/1742-6596/2687/8/082016

[38]

Nijhuis A, Anniballi G, van Dusschoten N, Rietber J, Anvar VA, Jin H, et al. Performance prediction and optimization of ReBCO CICC. In: Proceedings of European‒China Meeting; 2023 Nov 21; Hefei, China.

[39]

Van Der Laan D, McRae DM, Weiss JD. Effect of transverse compressive monotonic and cyclic loading on the performance of superconducting CORC® cables and wires. Supercond Sci Technol 2018;32(1):015002. . 10.1088/1361-6668/aae8bf

[40]

Lai XQ, Zuo JX, Hu XB, Zhang T, Liu JD, Li PY. Experimental investigation of axial tensile and fatigue behaviors of HTS round strands. Superconductivity 2023;8:100069. . 10.1016/j.supcon.2023.100069

[41]

Shsctec.com [Internet]. Shanghai: Shanghai Superconductor Technology, Inc.; c2025 [cited 2025 May 27]. Available from:

[42]

Wang W, Zhao C, Jin J, Shi J, Tu Z, Chen X, et al. The research on high-strength CICC jackets with YS > 1500 MPa at 4.2 K for future fusion applications. Nucl Mater Energy 2023;36:101474. . 10.1016/j.nme.2023.101474

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