國際熱核實驗堆內(nèi)部線圈超導導體采用一種特殊工藝的不銹鋼礦物絕緣導體(SSMIC)，即內(nèi)部采用銅導體，中間絕緣層及外部鎧甲的三明治復(fù)合結(jié)構(gòu)。不銹鋼管鎧甲作為內(nèi)部線圈導體的重要組成部分，其優(yōu)異的性能是內(nèi)部線圈導體正常運行的保障。針對國際熱核實驗堆內(nèi)部線圈超導導體項目中對材料性能的要求，詳細研究了其常溫、高溫狀態(tài)下的力學性能，并就導體成型過程中不銹鋼管的變形量對材料力學性能的影響進行了討論。

   國際熱核實驗堆項目旨在共同建造一個超導托卡馬克型聚變實驗堆，探索和平利用聚變能發(fā)電的科學和工程技術(shù)可行性，并為設(shè)計下一級設(shè)備及示范聚變電廠儲蓄技術(shù)和經(jīng)驗。國際熱核實驗堆裝置是大型的超導托卡馬克裝置，其基本參數(shù)如下: 裝置高度為30m，直徑為28m，總聚變功率為500MW，聚變功率/加熱功率大于10，可重復(fù)持續(xù)燃燒時間達500s，是第一個電站級別的聚變實驗堆。國際熱核實驗堆計劃將集成當今國際核聚變研究的主要科學和技術(shù)成果，建成世界上第一個與未來聚變實驗堆規(guī)模相比擬受控熱核聚變實驗堆。它是人類探索和平利用聚變能的重要轉(zhuǎn)折點，也是人類走向受控熱核聚變研究關(guān)鍵一步。各國通過參與國際熱核實驗堆計劃，達到資源共享，技術(shù)交流，并在合作過程中掌握聚變堆研發(fā)的關(guān)鍵技術(shù)的目的。

   國際熱核實驗堆計劃將研究解決大量技術(shù)難題，是最終實現(xiàn)磁約束聚變能商業(yè)化必不可少的一步，國際熱核實驗堆主機的結(jié)構(gòu)主要有超導系統(tǒng)、外真空杜瓦、內(nèi)外冷屏、真空室及內(nèi)部部件和磁體等部件組成。但2008年一些物理學家分析指出，超導磁體對等離子體位行的控制還存在一些不足之處，于是在2013年，國際熱核實驗堆設(shè)計中納入了兩種類型的內(nèi)部線圈(IVC)，以提高國際熱核實驗堆裝置運行的安全性及穩(wěn)定性。內(nèi)部線圈主要包含兩部分，其一是安裝于真空室上下位置的2個環(huán)形的VS線圈，其能夠主動快速的控制等離子體的穩(wěn)定性，其二是分布在真空室內(nèi)上中下三層的近似方形的27個ELM線圈，其能夠通過在等離子體內(nèi)產(chǎn)生共振磁擾動而抑制邊界局域模效應(yīng)，從而降低面對等離子體部件上受到的熱沖擊載荷，而提高其壽命。內(nèi)部線圈導體在真空室中的布局如圖所示。超導導體是磁體的重要組成部分，而鎧甲又是組成導體的關(guān)鍵部件，其性能影響著磁體的安全運行。因此，本文將對IVC超導導體中316LN不銹鋼管在常溫、高溫下的力學性能進行比較和分析。

  國際熱核實驗堆內(nèi)部線圈需要安裝于真空室內(nèi)的輻射屏的后面，由于其所安裝的位置的特殊性，決定了其在運行過程中需要經(jīng)受相當惡劣的環(huán)境。首先，其需要承受以及中子輻照的總量約為8500MGy的輻照，其次需要經(jīng)受來自其他超導線圈，如PF、TF等產(chǎn)生的電磁影響，最后需要承受高溫的影響，其烘烤時溫度約為240℃，穩(wěn)定運行溫度約為100℃，因此運行環(huán)境極其嚴峻。為了適應(yīng)復(fù)雜嚴峻的運行工況，國際熱核實驗堆內(nèi)部線圈導體采用一種特殊的礦物絕緣導體結(jié)構(gòu)，即內(nèi)部采用銅導體，中間的絕緣層及外部鎧甲的三明治復(fù)合結(jié)構(gòu)。鎧甲在內(nèi)部線圈結(jié)構(gòu)中起著非常重要的作用，不僅起到支撐整個導體結(jié)構(gòu)，連接內(nèi)部線圈與國際熱核實驗堆裝置內(nèi)真空室支撐的作用，同時其還擔負著熱傳導，保護絕緣層及內(nèi)部銅導體的職責。由于不銹鋼管需要隨導體在高溫(130℃)下服役，并且是主要的承載部件，所以其高溫下力學性能尤為重要。

1. 試驗樣品不銹鋼鋼管的信息(化學成分、尺寸)

  國際熱核實驗堆導體制造技術(shù)文件對不銹鋼的化學成分及尺寸提出了明確的規(guī)定，因此在實驗前，對實驗樣品的化學成分進行了分析，測試結(jié)果如表所示。從表中數(shù)據(jù)可以看出，不銹鋼管樣品的化學成分滿足技術(shù)文件要求。本次實驗的IVC不銹鋼管尺寸如圖所示，分為固溶熱處理態(tài)和最終態(tài)，最終態(tài)由固溶態(tài)壓縮、拉伸及真空熱處理得到。

2. 力學測試樣品的制備

  根據(jù)國際熱核實驗堆要求，為模擬真實導體使用情況，鋼管的力學樣品必須取固溶熱處理態(tài)的鋼管進行縮徑壓至最終尺寸(外徑59mm)、伸長1．6%然后進行24小時的240℃恒溫真空熱處理。真空熱處理爐升溫速率控制在100℃/h以下以防過熱，并采用EDM線切割進行取樣。所有試驗試樣都嚴格依據(jù)ASTM E8M標準中的要求進行取樣制備。

3. 不同溫度固溶處理態(tài)力學測試結(jié)果

   選取同一批次的IVC不銹鋼管截取樣品共分為4組，在不同溫度，不同狀態(tài)下進行力學性能測試，包括室溫和130℃高溫，固溶態(tài)和最終態(tài)(固溶態(tài)下進行冷作變形和真空熱處理，測試結(jié)果如表2所示。

4. 不同條件下不銹鋼管的抗拉強度及屈服強度測試結(jié)果

  取上述四組樣品的抗拉強度、屈服強度值作曲線變化圖，如圖所示。由圖可見，相較于固溶態(tài)，最終態(tài)抗拉強度、屈服強度在室溫和高溫都有顯著提高，屈服強度提高得尤為顯著(室溫提升73%，高溫提升108%)。其次無論是固溶態(tài)還是最終態(tài)，高溫下強度較之常溫都將下降，并且最終態(tài)下降更多。

5. 不同條件下不銹鋼管的斷裂延伸率的變化

  取四個樣品的斷裂延伸率作圖，如圖所示。由圖可看出，最終態(tài)斷裂延伸率無論室溫還是高溫都較固溶態(tài)有一定的下降，這是因為冷作硬化的緣故。其次固溶態(tài)和最終態(tài)在高溫下斷裂延伸率都將較之室溫略微下降，可見斷裂延伸率對溫度的敏感性遠沒有強度大。

  對國際熱核實驗堆超導導體的組成部件不銹鋼鋼管進行了常溫、高溫下的固溶熱處理態(tài)和最終態(tài)的力學性能測試，對不同條件下的IVC不銹鋼管的力學強度塑形等力學性能指標進行了分析研究。最終態(tài)由于冷作硬化作用，強度增加，塑形降低，表現(xiàn)為抗拉強度和屈服強度在常溫、高溫下均有提高，屈服強度尤為突出，延伸率均有一定下降，但是相比較變化并不顯著，并且溫度對之影響不大。