EAST超导磁体实验与工程调试

李童，马光辉，武玉，钱静

中国科学院等离子体物理研究所，合肥 230031

东方超环(Experimental Advanced Superconducting Tokamak, EAST)位于合肥市西郊科学岛，是我国设计建造的国际上第一个建成并投入运行的全超导托卡马克核聚变实验装置，是国家“九五”大科学工程，同时也是面向国内外开放的核聚变实验平台和研究中心。EAST装置由多个系统组成(图1)，其中主机部分由内真空室、纵场磁体系统、极向场磁体系统、内外冷屏、外真空杜瓦，以及支撑系统组成。主机周围也布满附属系统，包括等离子体物理诊断及技术诊断系统、中心束加热系统、低杂波电流驱动系统、离子回旋波加热系统、真空抽气系统、低温系统，以及超导磁体电源系统等[1]。

1 EAST超导磁体系统

1.1 EAST超导磁体系统介绍

EAST装置的核心部件大型超导磁体系统主要由纵场(TF-toroidal field)磁体系统和极向场(PF-poloidal field)磁体系统两个子系统组成，如图2所示。TF磁体系统由 16 组“D”形超导线圈沿环向均布组成；PF 磁体系统由14组环形超导线圈组成，包括6组中心螺管(CS-central solenoid)线圈、4组大线圈和4组偏滤器线圈。其中TF运行时一般电流保持稳定，提供恒定的磁场环境；PF7～PF14通快速变化电流，通过快速变化的磁场实现等离子体控制；CS1～CS6的作用是在第一壁上感应出大电势差，从而击穿等离子体。

为了实现装置的长脉冲稳态运行，EAST超导磁体均采用铠装电缆导体CICC(cable in conduit conductor)，超导材料为NbTi，采用4.5 K超临界氦迫流冷却。CICC导体是由超导股线经表面处理，然后经过多级绞缆，穿入无磁金属材料管内，再压制成所需形状和内部空隙率而成[2]。EAST TF/CS/PF导体的主要参数如表1所示。

1.1.1 纵场磁体系统

EAST 超导纵场系统可在等离子体中心产生3.5 T的环向场，纵场磁体的运行电流为14.3 kA，线圈上的最高场强为5.8 T，其总安匝数为30 MAT[3]。纵场磁体全部是由20.4 mm×20.4 mm的CICC导体绕制。每个线圈由两个分别绕制的六饼绕组组成，放在VPI(真空压力浸渍)模具中经过第一次VPI合成一个整体线圈，绕组之间

有一个拱手型的内接头，将经过一次VPI后的线圈的表面打毛，再缠绕多层玻璃丝带后装入已加工好的线圈盒中进行第二次VPI。

图2 EAST超导磁体系统组成

表1 EAST TF/CS/PF导体的主要参数

1.1.2 极向场磁体系统

极向场的作用是实现等离子体的成型、加热和平衡。极向场采用加热场和平衡场一体化设计，全部线圈都相对赤道面上、下对称布置，以等离子体双零位形为基础，通过改变电流大小及方向也可作单零运行。EAST极向场可提供约10伏秒的磁通变化，产生并控制1～1.5 MA的等离子体电流，容许最大磁场变化率 dB/dt＜ 7 T/s。线圈导体设计的最大工作电流为14.5 kA，最高场强Bp,max＜ 4.5 T，启动等离子体时的最高环电压V1≤15 V[4]。四个最大的极向场线圈(PF9～PF12)导体截面为 18.5 mm×18.5 mm(不包括绝缘)，中心螺管及其附近的偏滤器线圈(PF1～PF8)导体截面为20.4 mm×20.4 mm。

EAST 中心螺管线圈采用连续饼式绕法以减少接头数量，并使得线圈的电接头及冷却回路接头都通过中心螺管的中心孔以节省装置中心平面内的径向尺寸空间。

EAST的两个偏滤器线圈(PF7、PF8)各由两个线圈绕组组成，在进行VPI之时固化在一起。其中一个绕组由三根 20.4 mm×20.4 mm的导体绕制而成，应用两个内部超导接头，另一个绕组用一根导体绕制，两个绕组之间应用一个外部超导接头。两对极向场大线圈(PF9～PF12)用18.5 mm×18.5 mm截面的导体绕制，每个线圈均由两根导体绕成，有一个内部超导接头。

1.2 EAST超导磁体实验

1.2.1 超导磁体低温测试设备介绍

中国科学院等离子体物理研究所建立了超导磁体低温测试实验系统，可对直径3 m、高4 m的大型超导磁体开展低温性能测试实验。该系统主要部件包括真空室和真空抽气系统、氦低温系统、电流引线与超导传输线、电源与失超保护系统、数据采集与控制系统。测试设备概观如图3所示[5]。

图3 测试设备概观

1.2.2 磁体实验

任何磁体在装配到EAST装置前都必须经过测试，以确保其满足设计要求。

磁体实验内容主要有：①磁体300 K→4.5 K降温，磁体4.5 K→300 K回温；②磁体电阻测量、RRR测量、超导转变点测量；③磁体冷却回路流量与压降的关系；④超导接头电阻值；⑤磁体未来运行的典型波型；⑥磁体临界电流的测量；⑦降温和通电时的应力测量。

对于PF线圈还有：①电流快速变化时磁体稳定性；②交流损耗测量；③冷却流体流量对磁体稳定性的影响。

1.2.3 中心螺管(CS)原型线圈实验

中心螺管原型线圈实验于2003年4月25日至5月19日进行实验。线圈在室温时总漏率小于2×10-8Pa·m3/s，满足要求；磁体RRR为79.3，与设计值相当；线圈各支路流量分配均匀，温度在5 K以上、支路2.2 g/s时压降0.056 MPa，符合运行要求。

中心螺管线圈以脉冲方式运行以实现等离子体建立和控制，本次实验模拟其工作状态和其电流快速变化的超导稳定性。实验时工作电流达到20 kA，最大下降电流变化率20 kA/s，最大上升电流变化率5 kA/s，最大磁场变化率4.4 T/s，线圈性能稳定。测试过程中线圈可以在指定的电流波形下运行，各部分温度均在正常范围，测试结果表明CS线圈达到设计目标。

图4给出降温过程氦回路温度；图5给出线圈典型放电波形；图6给出线圈快速放电温度波形；图7为快速放电波形；图8为线圈交流损耗测量。

图4 中心螺管线圈降温过程氦系统温度

图5 CS线圈典型放电波形

图6 快速放电时线圈温度

1.2.4 PF大线圈模型线圈实验

PF大线圈模型线圈实验于2003年8月29日至9月22日进行。线圈在室温时总漏率小于1×10-7Pa·m3/s，低温时总漏率小于1×10-6Pa·m3/s，满足要求。磁体RRR为94.4，达到设计要求。线圈各支路流量分配均匀，温度在5 K以上、支路超临界氦温度5.7 K、流量 1.3 g/s时压降0.09 MPa，符合运行要求。通过对不同超临界氦流量下线圈稳定性的测试得到，当支路超临界氦流量大于1 g/s时，流量对线圈稳定性的影响不明显。

图7 快速放电波形

图8 线圈交流损耗测量

PF大线圈以脉冲方式运行，为等离子体平衡提供平衡磁场。根据PF大线圈工作状态的电流波形，PF大线圈模型线圈实验模拟其工作状态和其在电流快速变化的超导稳定性。实验时在磁体最高温度为6 K的条件下工作电流达到±14.5 kA，最大下降电流变化率为5 kA/s，最大上升电流变化率为4 kA/s，线圈性能稳定。此次实验检验了等离子体物理研究所工程技术人员设计和研制承受快速磁通变化的大型CICC超导磁体的能力。

图9给出降温过程氦回路温度或冷屏温度；图10为线圈的典型放电波形；图11给出线圈快速放电波形；图12 电流快速变化失超时线圈电流和温度变化波形；图13给出交流损耗测量曲线。

图9 PF线圈降温过程氦系统温度

图10 PF线圈典型放电波形

图11 电流快速变化时电流波形和线圈温度变化

1.2.5 TF磁体实验

由于所有TF磁体的结构相同，实验内容也相同，实验结果基本一致。在此仅以3#TF磁体为例，给出TF磁体实验内容。3#TF线圈于2003年11月27日至12月18日进行实验。

实验期间进行了真空和总体减漏、降温与回温速度测试，以及热工水力性能、电磁性能、机械性能测试。

图12 电流快速变化失超时线圈电流和温度变化波形A

图13 交流损耗测试

降温及实验期间，杜瓦真空维持在10-4Pa量级，氦质谱检漏仪在降温及实验期间本底为2×10-10Pa·m3/s，杜瓦(线圈及线圈盒)总漏率小于1×10-9Pa·m3/s。

线圈降温、回温过程热工水力性能测试，降温与回温温度曲线如图14和15所示。

图14 TF磁体降温过程氦系统温度

磁体电磁性能测试主要包括接头电阻，磁体典型放电波形，失超信号和保护，失超时温度、流量、压力变化，线圈磁场测量等。

图15 回温过程氦系统温度

图16为3#TF磁体在最大电流16.7 kA时的典型放电波形，从测量数据可知磁体在励磁过程中温度上升很小，导体的交流损耗不大。失超时流体最高温度 27 K，最高压力1.1 MPa，远低于设计值。图17为3#TF磁体在最高进口温度8.0 K、失超电流14.4 kA时磁体的温度波形。失超时流体最高温度31 K，远低于设计值。

图16 最大电流为16.7 kA的典型波形

图17 临界电流为14.4 kA的线圈电流和温度波形

2 磁体诊断和保护系统

经过包含两年研发在内的总共近七年的艰苦工作，在2005年初，除4个大PF线圈外的超导线圈已完成制造并通过测试，所有超导磁体相关部件(NbTi线缆、子缆、导体、线圈、接头、HTS电流引线和绝缘子)已在相关测试机构完成测试，最终EAST组装工作于2005年底完成。

EAST装置中的磁体系统全部使用CICC超导体，而超导体需要在低温下才能工作。装置运行之前需要进行长时间降温，运行时也需要一直保持低温状态。因此，EAST磁体温度降到工作温度(4.5 K)，并且在EAST正常实验过程中温度保持稳定，是EAST实现长期稳态运行并完成预定物理目标的关键点之一。

为保证磁体安全稳定工作，搭建了三套系统，分别为技术诊断系统、安全联锁系统和失超探测保护系统。技术诊断系统用来监测超导磁体、HTS电流引线、馈线等冷制部件在降温过程、运行过程和回温过程中的状态参数。安全联锁系统可以在系统发生故障时根据不同的系统故障等级采用不同的安全联锁策略。失超探测保护系统也是保障磁体安全运行的重要系统，主要用来监测磁体系统失超信号，并发出失超保护信号。

2.1 技术诊断系统

EAST技术诊断系统是一个分布式实时数据采集与控制系统。系统内部通信采用基于TCP/IP协议的局域网方式，同时该系统通过交换机连接到等离子体研究所内部网络，系统实时数据通过网页服务器发布到研究所内网页，所以在研究所内任何一台联网计算机都可以查看技术诊断系统的实时数据。其中数据采集部分的硬件结构图如图18所示。系统各主机各自采集不同的数据，然后发送到数据库服务器，而数据库服务器进行数据存储和离线数据分析，同时为其他控制机提供时钟源，保证控制机时钟同步。系统各主机间通过winsock技术进行通信。

技术诊断系统中数据采集子系统依据信号要求进行设计，系统所有信号包括180路液氦温区信号、210路液氮温区信号、32路电阻测量信号、8路应变信号、32路电压探测信号、1路纵场电流信号和8路纵场线圈位移信号，除此以外还有16路信号来自真空加热控制系统和几路中央安全联锁信号。数据采集子系统测量物理量包括温度、压力、压差、质量流率、真空度、电流、电压、电阻、应变和位移。

EAST技术诊断系统的主要作用：①监测所有磁体、馈线和电流引线的诊断参数，保证磁体安全稳定运行；②为真空加热系统提供参考信号；③磁体失超预诊断，请求保护动作。

图18 数据采集系统硬件结构图

2.2 安全联锁系统

超导托卡马克与普通托卡马克最大的不同在于超导托卡马克有着特殊的运行方式，同时也伴随着更高的运行风险。安全联锁系统是超导托卡马克中一个重要的系统，依据磁体系统运行风险分析结果进行设计。系统的特点是针对不同的故障等级采用不同的故障处理策略，实验证明该系统的设计很成功。安全联锁系统自首次等离子放电成功以来一直运行正常，并多次避免了系统故障带来的装置损坏问题[6]。

系统主要故障与风险包括：①由于设计缺陷或磁体性能退化导致超导磁体稳定性不能满足运行要求；②由于设计缺陷、加工安装或受电磁场和热循环影响，导致磁体机械性能和支撑结构无法满足要求；③冷却系统各冷却回路流量分配不均匀或冷却管道发生堵塞；④冷却回路气体发生泄漏，导致真空室的真空度无法达到运行要求；⑤磁体系统的绝缘性能下降；⑥电源系统失控或失超探测与保护系统发生故障，导致失超后无法正常保护。

依据破坏程度，故障可以分为三个等级，分别为毁灭性事故、系统崩溃故障和一般故障。为了系统安全运行，EAST系统故障分为三类，并对不同的故障类别采用不同的安全保护机制。安全联锁系统逻辑如图19所示。

(1)子系统故障：任何一个系统发生故障，如系统中任何一个软件或者硬件的控制或者监测功能无法正确执行，此时该系统会执行相应的保护动作，同时向安全联锁系统发送故障信号；接受到信号后，中央安全联锁系统会锁定系统，暂时禁止放电或停止当前放电，并通知相关系统按照规则进行相应的保护动作。

(2)二级故障：即一般性故障。当二级故障发生时，系统停止放电，磁体进行慢退磁保护，同时中央安全联锁系统通知相关系统进行二级保护。

(3)三级故障：严重等级故障。当故障发生时，系统停止放电，磁体进行快退磁保护，中央安全联锁系统通知相关系统进行最高等级保护。

安全巡检信号依据不同故障等级也分为三类，不同信号等级系统采用不同的巡检机制，与装置和个人安全紧密相关的信号(最高等级故障、二级故障和紧急停止按钮)每5 ms执行一次检查，其他信号每10 ms执行一次检查。

图19 安全联锁系统逻辑

2.3 失超探测保护系统

失超保护系统对于超导托卡马克非常重要，失超保护系统主要测量磁体的失超电压，通过电压来判断磁体是否可能失超。EAST中使用同绕带测量线圈失超，探测电压信号，但在磁体励磁和退磁阶段会产生感生电压，这很容易导致磁体失超的误判断，所以需要采用一些电压补偿措施来消除感生电压。失超探测系统用于探测磁体失超电压信号，当发生失超时会触发失超保护，并进行紧急快退磁和相关失超保护动作。磁体运行时失超保护信号会同时发送到数据采集系统和中央控制系统，以供记录对比和安全保护。

失超探测保护系统的作用包括：①探测线圈失超信号并发送失超保护信号；②研究超导体正常转变过程；③监测线圈、HTS电流引线和馈线，保障装置安全运行。

图20 失超探测系统的逻辑电路图

超导磁体失超探测一般使用相对较简单的平衡电桥法。当失超探测电压超过设定阈值并持续一段时间后，表示磁体有可能发生失超，系统将停止放电。但由于EAST电磁场环境过于复杂，平衡电桥法容易受到干扰，无法测量到真实电压值，很可能发生失超误报警。另一种方法是同绕带包绕法，同绕带沿着线圈包绕可以有效减少电磁干扰引起的失超误报警。失超探测系统的逻辑电路如图20所示。采集到的原始信号经过滤波放大后与阈值电压进行比较，同时记录大于阈值电压的时间，若时间超过设定时间常量，则发送失超保护和报警信号。

技术诊断系统、安全联锁和失超探测保护系统是保障EAST磁体安全运行的重要系统。技术诊断系统主要用于监测磁体系统状态；安全联锁系统主要用于系统发生故障时按照故障等级执行保护动作；失超探测保护系统主要用于探测磁体电压，防止磁体失超[7]。

3 EAST工程调试

EAST于2005年底完成安装，在正式实验前进行了三次工程调试。工程调试的目的是测试各系统能否正常工作，系统设计是否达到要求。首次工程调试开始于2006年2月1日，结束于3月30日；第二次工程调试开始于2006年7月，结束于当年10月；第三次工程调试开始于2006年12月，结束于2007年2月。测试地点均在中国科学院等离子体物理研究所。为保证装置正常运行，每次工程调试包含了各项测试，其中有室温和低温下漏率测试，抽真空和线圈降温测，电流引线、电流传输线、冷屏降温测试，各线圈通电测试，磁场形位测量，以及磁体回温测试。测试参数包括EAST极向场和纵场磁体的电磁学、热工水利和机械性能等。同时，EAST的子系统包括真空系统、低温系统、磁体电源系统、失超探测与保护系统、水冷系统、数据采集系统、主控制系统、等离子体控制系统和安全联锁系统等均需要进行测试。

3.1 EAST首次工程调试

首次工程调试开始于2006年2月1日，结束于3月30日。EAST工程调试主要目的有：①测试EAST装置和其子系统工程性能；②探索可靠的等离子体运行状态；③获取装置本身及其子系统的关键技术参数；④验证安全联锁系统的可靠性。首次工程调试期间，共通电260次，其中TF电流最大值为8 200 A(中心磁场2 T)，最长持续时间为5 000 s，所有测试结果表明EAST装置及其子系统的建造非常成功。实验过程如下：

(1)2月7日开始抽真空，低温容器的最大真空值为3.8×10-5Pa，达到运行要求值(2×10-4Pa)。

(2)2月10日，2 kW/4.5 K制冷机开始工作；2月18日，装置开始降温；3月4日，所有的线圈(共215 t冷质部件)温度降到4.5 K(降温过程如图21所示)。低温系统已达到最优化且运行状态良好，各冷却管道的质量流率超过设计值。

(3)4套PF线圈供电系统分别连接到PF线圈上并且成功进行测试，测试结果表明PF电源系统稳定可靠。

(4)中央控制系统、数据采集系统、等离子体控制系统、安全联锁系统均通过测试，测试结果达到工程调试要求。

(5)进行了电阻测量，磁体温度与电阻测量值测量结果良好。87个接头电阻值均小于10 nΩ，符合运行要求。

(6)所有线圈在不同电流与不同励磁速率下通电测试。线圈测试包括单个线圈测试、一对PF线圈测试、4组PF线圈联调，以及4组PF+TF线圈联调。TF线圈电流最长持续时间为5 000 s(如图22所示)，最大电流值为8 200 A(中心磁场2 T)，PF线圈最大励磁速率为20 kA/s，共进行了260次通电。所有测试包括失超测试、接头电阻测试和磁场配置测试。

图21 磁体降温过程

图22 TF线圈通电波形

(7)失超探测和磁体诊断获得了大量有用数据，这些数据对建立可靠的失超保护和磁场配置具有重要作用，同时为建立可靠的部件安装数据库具有重要意义。

(8)18个铜制电流引线和8个HTS(高温超导体)电流引线均工作正常并通过测试。

EAST成功进行了首次工程调试，并取得满意结果，这是对EAST团队的极大鼓励。EAST团队坚信：尽管困难重重，但EAST装置将会成功建造，并推进偏滤器位形等离子体研究的进展。

(编辑：沈美芳)

3.2 EAST第二次工程调试

EAST第二次工程调试开始于2006年7月25日，结束于当年10月14日。相比第一次工程调试实验，主要有以下改进：

(1)安装了内真空与外真空容器，可以进行等离子体相关测试。

(2)12套PF线圈电源系统开始投入使用，并分别连接到各PF线圈。现在每个PF线圈可以由固定的电源系统单独供电。

(3)EAST绝缘性能已经改善，线圈可以通更大的电流，励磁和退磁速率也可以更高。

(4)进一步改进了低温系统，可以把TF线圈温度降低至3.8 K。

3.3 EAST第三次工程调试

从2006年12月20日至2007年2月11日，EAST进行了第三轮工程调试实验，同时进行了第二次等离子体放电测试。主要实验内容如下：

(1)室温下和低温下分别进行了漏率测试，在室温状态下总漏率为10-3Pa·m3/s，其中冷屏在80 K时漏率为4.3×10-5Pa·m3/s，超导磁体在5 K时漏率为1.1×10-5Pa·m3/s，真空低温容器在等离子体放电过程中漏率为3×10-5Pa·m3/s。

(2)把TF线圈电流引线更换为运行更加稳定的HTS电流引线。

(3)更好的绝缘性能，TF和PF线圈绝缘电阻在10 GΩ以上。改进失超探测系统，可以获取更准确的失超探测电压；使用补偿线圈后，失超探测系统成功地屏蔽掉了PF线圈快速充放电引起的电磁干扰。

(4)进行PF线圈交流损耗测试。当PF线圈快速放电时，会导致能量损耗，并分布在TF线圈、TF线圈盒和PF线圈自身上。通过比较线圈内液氦冷却剂的温度和压力变化，可以得出合适的励磁和退磁速率。

2006年2月至2007年3月，EAST共进行了三次工程调试和两次等离子体测试， EAST各系统包括真空系统、低温系统、磁体电源系统、失超探测与保护系统、水冷系统、数据采集系统、主控制系统、等离子体控制系统和安全联锁系统等均成功通过测试，所有测试结果表明EAST及其相关子系统的建造非常成功。

从建造完毕至2017年8月，EAST共进行了75 712次放电实验，实验中获取了大量等离子体相关参数，等离子体控制技术也日渐成熟。其中最高纪录是在高约束模式下等离子体持续达到100 s，这是一个新的世界纪录，也是中国聚变工程的里程碑。

(2017年9月11日收稿)■

参考文献

[1] 万宝年, 徐国盛. EAST超导托卡马克[J]. 科学通报, 2015, 60(23):2157-2168.

[2] WENG P D, BI Y F, CHEN Z M, et al. HT-7U TF and PF conductor design [J]. Cryogenics, 2000, 40(8): 531-538.

[3] 武松涛, 吴维越, 潘引年, 等. EAST超导托卡马克装置中的大型超导磁体技术[J]. 低温物理学报, 2005, 27(5): 1113-1120.

[4] WU W Y, LI B Z, ZHU N. Design of the PF system for EAST(HT-7U)tokamak [C]//20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering,2003. doi: 10.1109/FUSION.2003.1426677.

[5] WU Y, WENG P. The test facility for the EAST superconducting magnets [J]. Plasma Science and Technology, 2005, 7(4): 2919-2922.

[6] SUN X Y, LUO J R, JI Z S, et al. Central control system for the EAST tokamak [J]. Nuclear Fusion and Plasma Physics, 2008, 28(4): 352-356.

[7] FU P, SONG Z Q, GAO G, et al. Quench protection of poloidal field superconducting coil system for the EAST tokamak [J]. Nuclear Fusion, 2006, 46(3): S85-S89.