目前,国际热核聚变实验堆(ITER)已经进入建造阶段,并计划于2025年首次运行。在ITER的技术基础上,各国纷纷提出了建设聚变示范堆(DEMO)的研究计划。中国也提出了自己的“中国聚变工程试验堆(CFETR)”研究计划,其物理和工程参数介于ITER和DEMO之间,主要目标是消化吸收ITER的技术,以及验证未来建设聚变电站所要涉及的核聚变关键工程技术。超导磁体是托卡马克的关键系统,聚变堆的聚变功率正比于磁场强度的4次方(～B4),通过提高聚变堆的磁场强度,提升等离子体的约束性能和稳定性,能有效减小聚变堆的规模,减少装置建设成本,提升经济性。目前,国际上现有和在建的超导托卡马克中,等离子体中心场强度最高的就是ITER装置,其等离子体中心磁场强度为5.3 T,纵场线圈最高场达到了 11.8 T,而其中心螺管线圈的运行中瞬态最高场更是达到了 13 T,这已经接近了实用低温超导材料中临界场最高的Nb3Sn的性能极限。所以,要实现未来聚变装置更高参数运行,势必需要临界性能更高的超导材料来产生更高的磁场强度。在铜氧化物高温超导材料中,Bi-2212线材具有优异的高场载流能力、较低的交流损耗,且其对磁场表现出各向同性,可以制备成圆线,更易于电缆的绞制。因此,在未来聚变装置超导磁体,特别是中心螺管线圈(CSCoils)的材料选择中,Bi-2212是一种非常具有竞争力的选择。本文以国内发展的Ag稳定基体Bi-2212超导线为研究对象,对其基本性能、电缆结构及性能及其铠装导体的热稳定性开展了一系列研究及讨论。对Bi2212超导线开展了不同温度、磁场条件下的,临界性能测试,结合实验结果和第二类超导体磁通钉扎理论,建立了一个Bi-2212临界面模型,该模型可以较好的描述Bi-2212超导线临界电流与磁场、温度之间的关系。测试了多温区下,不同磁场强度及磁场变化速率下的Bi-2212超导线磁化曲线,并计算了不同条件下的磁滞损耗,并于典型了 Nb3Sn超导线磁滞损耗进行了对比。设计研制了可适用于超导线带材短样的应变-临界电流测试装置,并依靠该装置研究了应变对Bi-2212超导线临界性能影响。根据实验数据,分析讨论了不同应变区域,Bi-2212超导线临界性能发生衰退的可逆性及机理。建立了 Bi-2212超导线绝热条件下的失超传播模型,并使用了解析法和数值法对模型进行了求解。在数值求解中,使用了隐式差分格式,提高了求解精度。并通过模型求解获得了 Bi2212超导线在绝热边界条件下,不同温度、磁场环境中的最小失超能量和失超传播速度。本文还初步探究了短节距电缆结构对于Bi2212超导线的适用性,通过小尺寸三级子缆的绞制和性能测试,以及压痕损伤对单线性能的影响,初步验证了短节距电缆结构用于Bi-2212导体的可行性。最后,本文对Bi-2212铠装导体的热稳定性进行了初步计算和分析。首先研究了 Bi-2212超导线热处理制度对导体压降的影响,并进行了分析。最后假设将Bi-2212超导线用于ITERCS导体,在ITERCS线圈的运行工况下,计算了导体的能量裕度,初步评估了未来Bi-2212导体在热稳定性方面相对于Nb3Sn导体的优势。