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大型超导磁体和大型低温技术已在全世界的粒子加速器和核聚变实验等装置中广泛采用。在中国科学院等离子体物理研究所建造的HT-7U托卡马克是一全超导的先进稳态可控核聚变实验装置,其纵场和极向场超导磁体均采用NbTi低温超导材料的CICC(Cable in Conduit Conductor)绕制而成。超导磁体的全部冷质量达170吨,工作温度为3.8 K,采用超临界氦迫流冷却。超导磁体由氦制冷系统来制冷。根据HT-7U装置热负荷的计算结果,其制冷系统的基本设计容量为1050W/3.5K + 200W/4.4K + 13 g/s LHe + (13～25) kW/80K,制冷量设计的安全因子为1.5。这些制冷量主要用来冷却超导磁体、电流引线和热辐射屏等。本文主要从提高低温系统的效率、可靠性和适应性三方面对HT-7U制冷系统进行了热力学分析和设计。本论文通过对氦制冷循环的分析,比较了氦制冷机各种末级冷却级的制冷量。对于节流制冷循环,本文得出了节流方式在各种工作模式下的最佳工作点。以有效能分析为方法,分析了氦制冷循环中的不可逆损失,得到了该如何选取制冷循环各冷却级的温差,提高制冷循环的效率。本论文通过建立通用的氦制冷循环分析模型,完整地给出了带负压的氦制冷循环的热力学分析过程,理论分析得出了氦制冷循环的优化目标函数和独立变量,并给出了相应的优化方法。在此基础上,对HT-7U氦制冷循环的要求制冷量进行优化计算,给出了HT-7U各状态点的设计参数,设计了氦制冷循环。HT-7U氦制冷机设计的有效能效率达21.8%。本文对氦制冷循环的典型变工况作了分析。本文对制冷机中的主要设备的设计和选型作了论述,他们包括氦螺杆压缩机、透平膨胀机、控制阀门特别是除油干燥系统和板翅式换热器,给出了这些主要部件的设计和选型的结果。HT-7U超导托卡马克装置中的冷质部件,包括纵场线圈绕组、纵场线圈盒、楔块、极向场线圈、支撑、超导传输线、电流引线、冷屏等,是HT-7U制冷系统的冷却的最终环节。本论文从冷却的温度、压力和流量等方面论述了各冷质部件的供冷设计,给出了HT-7U装置冷却总冷却回路的设计。通过实验测试了HT-7U CICC的摩擦系数,计算得到了HT-7U导体冷却的阻力损失。本论文还分析了装置降温及失超后低温系统的安全保护,总结了低温系统的各种运行模式之间的转换关系。