中国聚变工程试验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)是托卡马克型磁约束核聚变装置,旨在通过可控热核聚变反应获得新的能量来源以解决日益严峻的能源危机。中心螺线管线圈(Central Solenoid,CS)是CFETR超导磁体中的关键线圈。由于其运行参数,要求最高场达到12T,因此选择临界磁场较高Nb3Sn超导导体绕制其中两个线圈。Nb3Sn线圈需要通过热处理工艺才能具备超导性能,且热处理工艺可以消除线圈绕制过程中的残余应力,因此Nb3Sn超导线圈热处理工艺研究具有重要意义。提出了一种新型的气氛保护大型CICC线圈的方式,并完成CFETR CSMC Nb3Sn线圈热处理工艺设计,完善了其中各个工序的内容及技术要求。根据该热处理工艺的流程及技术要求,设计一套相应的热处理系统及设备来验证工艺的可行性及科学性。根据线圈尺寸及热处理要求,完成了热处理系统及设备的各项参数计算,并确定设备的设计模型,建设该热处理系统。完成CFETR CSMC Nb3Sn线圈热处理系统的整体调试,其主要目的是验证热处理系统的是否可以满足热处理的基本物理要求,调试内容包括:验证升温系统的功率及精度是否满足要求;验证同体积线圈上各处的温度均匀性是否达到要求;验证氩气保护是否保护超导线及铠甲不被氧化;初步验证短样线圈的是否可以在夹具的控制下达到线圈制造工艺最终的装配要求,根据验证结果评估热处理工艺流程设计以及热处理系统和设备的可行性。在热处理系统及设备完成调试验证的前提下,开展模型线圈的热处理工艺验证实验。分析系统调试过程中的功率、保护气体输入参数,开展了炉内温度精密控制研究。在两次模型线圈实验中,通过热风机开启以及关闭状态下的加热状态,分析热处理过程中线圈上各个位置的温度曲线以及温度均匀性,结果表明可以通过调节加热功率的输入参数在热风机开启和关闭的状态下进行炉内温度的精密控制。通过样品表面的成分以及排出气体中杂质成分的分析,评估氩气保护的科学性与可靠性。通过测量随炉超导股线样品的临界电流,n值验证了热处理加热制度,加热系统的可靠性。通过线圈变形测量,评估线圈夹持方案的可行性,验证了热处理工艺在Nb3Sn线圈制造工艺中承上启下的作用。根据模型线圈的评估结果,调整热处理工艺流程,完善热处理系统的输入参数,达到真实线圈热处理工艺的条件。完成前期的设计及实验验证过程,制定详细的Nb3Sn线圈热处理工艺规范,开展真实线圈热处理,严格的按照工艺规范中的工艺流程进行热处理,在热处理过程中按照规范中的技术要求进行参数输入,完成热处理后将反馈的参数与要求进行对比,评估真实Nb3Sn线圈热处理工艺的结果是否达到预期。