日本原子能研究所(原研)與歐共體、俄羅斯、美國合作建立國際熱核聚變實驗堆(ITER)，1992年開始進行工程設(shè)計活動(EDA)。

該EDA進行了各種先進裝置的技術(shù)開發(fā)，而超導線圈的開發(fā)是其中的一項。環(huán)形磁場線圈(TF線圈)是由俄羅斯的埃夫列莫夫電氣物理工程研究所制造的，是由日本原子能研究所設(shè)計、開發(fā)的，用鈦管作包套組裝Nb₃Sn超導線。下面簡述日本原子能研究所研發(fā)的采用純鈦管組裝超導線圈的優(yōu)點及其開發(fā)成果。

試驗用超導線圈是由Nb₃Sn超導線ll52根(直徑0．81mm)的絞合線封入純鈦管中(管壁厚2mm，內(nèi)徑43mm)，在支持板的內(nèi)側(cè)繞1層共9圈(高0.6m)組成(圖1)。試驗用超導線圈總體的外徑為1．5m，高2．8m，支持板外側(cè)圍繞的不銹鋼管是冷卻支持板的。該超導線圈安裝在ITER中的螺線圈的原型線圈中心部。原型線圈在13T磁場中流過46kA的電流。試驗驗證了該超導線圈達到了ITERTF線圈要求的性能Nb₃Sn超導線在熱應(yīng)力或機械應(yīng)力下其臨界電流會下降，以往Nb₃Sn超導線是封入不銹鋼管中使用，而不銹鋼管與Nb₃Sn超導線的熱收縮(溫度變化為650C～一269C)差異會產(chǎn)生熱應(yīng)力，從而使超導特性下降。為此，要選擇與Nb₃Sn超導線熱收縮率相同的材料作為封管。這樣的材料有因科鎳合金908和鈦。日本原研考慮到純鈦在非磁性、耐蝕性、加工性等方面優(yōu)于因科鎳合金908，便對鈦開始了試驗開發(fā)工作。由金屬管材質(zhì)對小型Nb₃Sn導體臨界電流的影響試驗結(jié)果；可知，采用純鈦管，當磁場為12T時，其臨界電流值是采用不銹鋼管的2倍。基于這個成果，在俄羅斯采用了壁厚為2mm的純鈦管作為試驗用超導線圈的封管，并在日本原研獲得通電成功，使ITER用的導體，其臨界電流提高了30，使同樣的成本獲得了更高的運行性能。

由于ITERTF線圈發(fā)生非常大的電磁力，要求金屬管具有足夠的強度，另外，由于Nb₃Sn超導材料要進行650C、240h以、上的熱處理，因此金屬管還必須耐這種熱處理。從熱收縮量來看純鈦是非常理想的材料，但是有必要研究時效處理對強度和韌性的影響。日本原研與新日鐵公司協(xié)同研究了時效后純鈦的氧含量對在液氦溫度(4K)下力學性能的影響。結(jié)果表明純鈦在4K下的力學性能取決于純鈦中的氧含量，氧含量在約0．1時，熱處理后(650C，240h)也能保持其必要的強度和韌性。據(jù)此結(jié)果，試驗用超導線圈所用管材選用了俄羅斯生產(chǎn)的氧含量為0.106的純鈦管。

該技術(shù)也期望在需要高磁場、大電流線圈的電力貯能超導線圈等領(lǐng)域得到應(yīng)用。

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