КРУПНОМАСШТАБНОЕ ПРИМЕНЕНИЕ СВЕРХПРОВОДИМОСТИ В ОБЛАСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ

СВЕРХПРОВОДИМОСТИ
В ОБЛАСТИ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ ФИЗИКИ

ВЫСОКИХ ЭНЕРГИЙ И УТС

О.Г.Филатов, генеральный Директор ФГУП «НИИЭФА им. Д.В.Ефремова»

г. Санкт-Петербург

природу этого явления к 1957г. Техническая сверхпроводимость как направление магнитной

технологии2), прикладная наука и отрасль промышленности, охватывающая производство сверхпроводящих материалов, сверхпроводниковой и специализированной криогенной техники, развивается с получения в 1957-1963г.г. сверхпроводников, способных нести сильные токи в сильных магнитных полях.

Применение сверхпроводников позволяет радикально снизить энергозатраты на создание сильных магнитных полей в больших рабочих объемах и повысить конструктивную плотность тока в обмотках электромагнитных систем (ЭМС). В области экспериментальной физики высоких энергий и по проблеме УТС применение сверхпроводников является безальтернативным условием дальнейшего прогресса.

1 Феноменологическая теория Гинзбурга-Ландау-Абрикосова-Горькова (теория ГЛАГ) [1-1] и квантовомеханическая теория Бардина-Купера-Шриффера (теория БКШ) [1-2].
2) Другими областями применения сверхпроводимости являются криоэлектроника, СВЧ-техника, кабельные линии электропередач и оборудование электроэнергетических подстанций.

различных типов с конца 60‑х годов были развернуты работы по

созданию сверхпроводящих токамаков. Первый в мире токамак с обмоткой тороидального поля (ОТП) из NbTi сверхпроводников – установка Т‑7, – создан в Курчатовском институте (РНЦ «КИ») в 1974‑1978 г.г. Там же в конце 80‑х годов запущен в эксплуатацию спроектированный в НИИЭФА при научном руководстве РНЦ «КИ» токамак Т‑15. Его ОТП остается крупнейшей из изготовленных с применением Nb3Sn сверхпроводников с высоким критическим полем.

из США, Европейского сообщества и Японии была реализована программа «больших

катушек» (LCT) по выбору конструкции и сравнению отдельных катушек ОТП с различными вариантами обмоточных сверхпроводников и способов их охлаждения, в Японии был создан токамак TRIAM с погружным охлаждением Nb3Sn сверхпроводников, а во Франции сооружен токамак TORE SUPRA с ОТП из NbTi сверхпроводников, охлаждаемых сверхтекучим гелием.

ТORE SUPRA:
W=600 МДж; I=1,4 кА; В=9 Тл 

EAST:
W=380МДж; I=14,5кА; В=3,8Тл

(в России – ОТР, в Европе – NET, в США

– TIB ER, в Японии – FER, и на международном уровне – ИНТОР) позволили к середине 80‑х годов наметить контуры физической и инженерной концепции реактора для промышленной термоядерной электростанции и поставить задачу демонстрации научной и технической осуществимости термоядерной энергетики – создать на основе межправительственных соглашений международный экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР с длительным горением плазмы в установившемся режиме и выработкой энергии, превышающей собственное потребление. Обмотки его сверхпроводящей (СП) ЭМС с размерами и запасом энергии W намного большими, чем у предшествующих токамаков, должны работать в условиях циклического воздействия электромагнитных сил и нестационарных магнитных полей с индукцией до 12‑13 Тл, изменяющихся во времени со скоростью до 1‑2 Тл/с. Они должны быть рассчитаны на электрическое напряжение 10‑15 кВ, развивающееся при нормальной работе и защитном выводе энергии из СП ЭМС. Для ограничения этого напряжения рабочий ток в обмоточных сверхпроводниках должен составлять 40‑70 кА, что на порядок превышает достигнутый в сверхпроводящих токамаках первого поколения.

Контуры средних витков катушек ОТП первых сверхпроводящих токамаков Т‑7, Т‑15, Tore Supra и токамака ИТЭР

6 цилиндрических модулей; 18 катушек, образующих обмотку тороидального поля (ОТП);

6 катушек обмотки полоидального поля (ОПП) и 9 пар корректирующих катушек (КК). Криогенные токовводы катушек выполнены с использованием высокотемпературных сверхпроводников (ВТСП), вынесены в область слабого магнитного поля и соединяются с катушками СП ЭМС сверхпроводящими фидерами. Система водоохлаждаемых алюминиевых токоведущих шин соединяет токовводы катушек с системой электропитания и защиты СП ЭМС.

Конструкция проводников выбрана в ориентации на применение предложенных для ИТЭР

(1) метода заволакивания кабеля в оболочку, (2) намотки катушек гибкой проводника в вальцах и (3) технологии «намотка-отжиг-изолировка-переукладка» для изготовления Nb3Sn катушек. Разработка этих технологий, создание реализующего их промышленного оборудования и его апробация при изготовлении модельных катушек ИТЭР, наряду с разработкой и освоением промышленного выпуска сверхпроводящих стренд с повышенными характеристиками определяют современный уровень развития технологии СП ЭМС для токамаков.

Обмоточные сверхпроводники ИТЭР

базовых металлокомпозитных проводов (стрендов). В них большое число тонких сверхпроводящих

волокон (СПВ) заключено в нормально проводящую матрицу.
В 70‑х – 80‑х годах отечественная научно-производственная база по разработке и выпуску СП стрендов обеспечивала имевшиеся потребности в сверхпроводящих материалах. К достижениям того периода относятся изготовление стрендов для токамаков Т‑7, Т‑15, Ускорительно-накопительного комплекса (УНК) и широкого круга устройств с постоянными и переменными магнитными полями.
В 90‑х годах объем выпуска стрендов в России сократился до возможностей опытного производства ВНИИНМ им. А.А. Бочвара (1‑2 т/год). Но работы по совершенствованию конструкций и технологии стрендов во ВНИИНМ продолжались благодаря высочайшему научному потенциалу коллектива этого предприятия, что и позволило выйти на проектные плотности критического тока 2500А/мм2@5Тл для NbTi и 850А/мм2 (бронзовая технология); >1000А/мм2 (внутренний источник олова).
Для дальнейшего развития технической сверхпроводимости и прежде всего выполнения международных обязательств России по проекту ИТЭР весной 2009 г. в ОАО «Чепецкий механический завод» («ЧМЗ») корпорации «ТВЭЛ» введены в строй современные мощности по производству более 100 т/год NbTi и Nb3Sn стрендов нового поколения.

Цех волочения и термообработки стрендов на ОАО «ЧМЗ» корпорации «ТВЭЛ»

типа «кабель-в-оболочке» и создание отечественной производственной базы для их промышленного

выпуска внес ОАО «ВНИИ кабельной промышленности (ВНИИКП)».
Следует отметить, что помимо выполнения обязательств РФ по ИТЭР важным направлением разработок ВНИИКП является создание силовых кабельных линий на основе высокотемпературных сверхпроводников (ВТСП) для электроэнергетики.

Вклады участников проекта ИТЭР в поставку сильноточных
обмоточных сверхпроводников для ЭМС (%)

заключения сильноточных кабелей в оболочку, используется всеми странами-участницами проекта ИТЭР

при создании промышленных линий для выпуска проводников ИТЭР в России, Японии, Китае.
Отечественная промышленная линия перенесена в ИФВЭ и сдана в эксплуатацию.

Российская промышленная линия для заключения сверхпроводящих кабелей в оболочки. Вид снаружи на ангар и рольганг и изнутри ангара на технологическую зону линии

с 1993 г., перед разработчиками ИТЭР встала задача опытно-промышленного освоения новых

конструкций и технологий, необходимых для создания магнитной системы ИТЭР, их экспериментальной проверки на достаточно представительных прототипах и моделях и доработки до уровня, позволяющего перейти к рабочему проектированию и сооружению ИТЭР.
С этой целью в России, США, Японии и Европейском сообществе были развернуты работы по сооружению и испытаниям Модельной Катушки Центрального Соленоида (МКЦС), Модельных Катушек-вставок с Проводником Центрального Соленоида (КВПЦС) и Проводником Тороидальной Обмотки ИТЭР (КВПТО), и Модельной Катушки Тороидального Поля (МКТП). Эти проекты объединили отдельные программы по разработке обмоточных сверхпроводников магнитной системы ИТЭР, их электрических контактных соединений, криогенных токовых вводов, конструкционной стали силовой структуры, электроизоляции, систем диагностики и защиты, технологии изготовления обмоток магнитной системы ИТЭР в комплексе.
Выбранный масштаб МКЦС (запас энергии 640 МДж), катушек-вставок и МКТП (запас энергии 80 МДж) являлся минимально необходимым для испытания проводников ИТЭР в условиях, соответствующих напряженно-деформированному состоянию, электромагнитным и термогидравлическим режимам работы в магнитной системе ИТЭР.

на территории Японского исследовательского института атомной энергии (JAERI).
Модельная катушка

центрального соленоида (МКЦС) ИТЭР

Внешний вид МКЦС в сборе без капки криостата

Наружный модуль МКЦС
(Япония)

Внутренний модуль МКЦС (США)

Наружный модуль МКЦС
(Япония)

Наружный модуль МКЦС
(Япония)

КВПЦС (Япония)

Составные части МКЦС до сборки

испытаний в МКЦС ниобий-оловянного проводника тороидальной обмотки ИТЭР.
Монтаж КВПТО

на испытательном стенде ИТЭР в Японии

им. Д.В. Ефремова», который выполнил разработку конструкции, термообработку, изолировку, переукладку в

силовой каркас и окончательную сборку КВПТО.
Разработку и изготовление Nb3Sn композитных стренд, разработку регламента термообработки КВПТО, технологии изготовления её контактных терминалов обеспечил ФГУП «ВНИИНМ им. А.А. Бочвара», Москва.
Разработку технологии изготовления и намотку в спираль обмоточного провода КВПТО типа «кабель-в-оболочке» выполнил ОАО «ВНИИКП», Москва.
Стальной каркас КВПТО изготовлен в ОАО «Ижорские заводы», Санкт-Петербург.

из 18 катушек ОТП СП ЭМС ИТЭР, но имеет не

«D-образную», а рейстрековую конфигурацию и уменьшенные размеры.
МКТП спроектирована и изготовлена консорциумом AGAN (Accel, Alstom, Ansaldo, Noell) под научным руководством EFDA-CSU cо стороны EURATOM.

Монтаж сборки МКТП-катушки LCT в криостате стенда TOSKA (общий вес 115 т)

сооружённых крупных СП ЭМС
Испытания МКЦС, основных катушек-вставок и МКТО

завершены в 2002 г.
Достигнуты следующие проектные параметры:
в МКЦС и катушках-вставках: 46 кА в постоянном магнитном поле с индукцией 13 Тл, а также при нарастании тока и поля 0  13 Тл со скоростью 0,6 Тл/с и при спаде тока и поля 13 Тл  0 со скоростью – 1,2 Тл/с;
в МКТО: 70 кА при максимальном поле 8 Тл и 80 кА в поле 9,8 Тл.
Тем самым установлены рекорды для стационарных и импульсных СП ЭМС термоядерных установок.

расчетно-проектная и производственно-технологическая база для сооружения нового класса СП ЭМС

на основе NbTi и Nb3Sn сверхпроводников для термоядерных реакторов способных вырабатывать энергию, превышающую собственное потребление.
В России создано, запущено в эксплуатацию и апробировано производство сильноточных обмоточных проводников типа «кабель-в-оболочке», располагаемое на территории трех следующих предприятий

Расчетно-проектная база СП ЭМС токамаков нового поколения, включая современные методы трехмерного проектирования и комплексного компьютерного моделирования НДС, электромагнитных и термо-гидравлических процессов в России сосредоточена в основном в НИИЭФА

оси 4 Тл

NbTi кабель со стабилизатором из
чистого Al, армированного

высокопрочным
Al сплавом по торцам

ускорителя LHC
1234 двойных диполей
длиной 15 м

392 квадруполя длиной

5 м

Поле 8,7 Тл@1,8К

гелиотрон
Current
Tokamak
Super-conducting Coils

















plasma
Heliotron




















plasma
LHD
Сооружаемый стеллатор Вендельштайн 7-X
NbTi, CICC в
Al оболочке
20кА @

6Тл

плазмы 3,9 м
Малый радиус плазмы 0,6 м
Объем плазмы

30 м3
Магнитное поле 3 Tл
Общий вес 1500 тонн

The Large Helical Device (LHD)

Запас энергии ~1 ГДж
Холодная масса 850 тонн
Допуск на размеры < 2 мм

Рефрижератор 20,6 кВт@40-80К
Ожижитель 5,67кВт@4,4К

обмотка: NbTi погружное охлаждение 4,5К; 920 МДж; 6,9 Тл; 13

кА

Полоидальная обмотка: циркуляционное охлаждение 4,5 К; 846 МДж; 6,5 Тл; 21-31 кА

592 витка в 3 катушках
по 16 галет в каждой
NbTi CICC длиной 11,4 км

Не

Макс. ток : 32 kA@5 кВ

Макс. мощность: 160 MВт

Общая длина

: 497 м

9 линий по 55 м каждая

Рефрижератор

Сверхпроводящие шинопроводы

2 ф. Не возврат

GHe 80K

2 ф. Не снабжение

вакуум

220 мм

Hefei, Anhui

Сверхпроводник 14,5кА@5,8Тл
– TF: NbTi CICC
– PF: NbTi CICC
Использованы стренды

УНК производства РФ
общим весом 17тонн

R = 1.7 m, a = 0.4 m, B = 3.5 T

Plasma : 1 MA, 1,000 s
Запас энергии 380 МДж





























30/78

Fusion Research Institute,
Daejeon, Korea

Сверхпроводник на 35 кА

– TF: Nb3Sn CICC
– PF: NbTi CICC

R = 18 м, a = 0,5 m, B = 3,5 T (на плазме)

Plasma : 2 MA, 300 s
Запас энергии 670 МДж

Superconductors
– TF : NbTi CICC
– PF : NbTi

CICC

R = 1.1 m, a = 0.2 m, B = 3 T
Plasma : 220 кA, 1000 с
Запас энергии: 74 МДж

TF Coil

TF Coil

Assembly of Double pancakes

Courtesy of IPR

net-
current free plasma
Разработка of Helical Demo Reactor на основе LHD

Project

LHD-type Helical Reactor
FFHR
Electric Power ~1 GW

Weight ~25,000 ton
Magnetic Field ~6 T



Physics of
burning plasmas








Multi-layer models covering

Tokamak Experimental Reactor

ITER

Helical Demo Rector
(27 years to go)

FFHR

(Япония)

Большой радиус 14-18 м
Малый радиус HC 3-4 м
Магнитное поле 6-4 Tл
Макс. поле < 13 Tл
Запасенная энергия ~150 ГДж
Ток в проводнике ~100 кA

Options for Conductor Type and Cooling Method

CICC (force-cooled)

Solid (indirectly cooled)

LTS (1st Option)

LTS (2nd Option)

HTS (3rd Option)

Проектные параметры FFHR

project
(2) Five parallel layer winding to
minimize

cooling length
(3) Wound into the grooves in internal
plates with insulation

1487–1492.
Helical Coils with Indirect Cooling Concept



10kA @13T class Nb3Sn conductor





































Helical

coil

density
Number of HTS tapes
Bending strain



Maximum hoop stress
Cabling method
Outer jacket
Cooling method
REBCO
66

mm × 40 mm
100 kA
~ 13 T
20 ~ 30 K
~ 40 A/mm2
< 100
~ 0.4 % (Conductor)
~ 0.05 % (HTS part)
~ 370 MPa
Simple-stacking
Stainless-steel
Indirect-cooling

Major Specifications of HTS Conductor