紧凑聚变磁体工程调研 · 2026-07-05

皮厚馅小，还是皮薄馅大
——强场与球形托卡马克的磁体工程对比

从电磁设计、应力管理、失超保护到制造装配的难点分析；绕组包入线圈盒的力学传导方案；以及"绕线骨架直接作为承力结构"的工程先例与边界。

来源 22 抽取论断 107 三票对抗核查 25 通过 23 / 否决 2
证据分级：✓ 已验证 通过三票对抗核查并经一手文献逐字佐证； ◐ 抽取未核查 文献抽取所得、未进入核查环节； ✗ 已否决 核查中被多数票推翻。
结构钢 / 辐板 ~1 GPa 级应力 导体 强场路线 · 皮厚馅小 SPARC/ARC · 导体上 >20 T · 载荷难 vs 薄壳 / 铜骨架兼承力 导体 密排 >200 A/mm² 球形托卡马克路线 · 皮薄馅大 STEP · 中心柱局部 ~17 T · 空间难
绕组截面的两种稀缺（示意）：两条路线导体上的局部场其实相近（约 17–20 T），差别在于单位载荷可用的结构截面——强场路线载荷极大但有厚钢可用；ST 路线把结构压缩到最少，结构功能被迫下放给导体骨架本身。
§0 · SUMMARY

摘要与总判断

两条紧凑化路线的磁体工程已在两个旗舰项目上形成清晰对照：强场路线以 SPARC TFMC（环向场模型线圈, Toroidal Field Model Coil）为里程碑——40.5 kA 端电流下达到 20.1 T 导体峰值场，REBCO 导体堆承受 815 kN/m 洛伦兹载荷，结构件近 1 GPa 应力 [1][2] ✓ 已验证；球形托卡马克（ST）路线以 UKAEA STEP 为代表——中心场仅 3.2 T，但中心柱空间受限迫使内侧绕组包工程电流密度超过 200 A/mm²（局部约 17 T），逼近 HTS 电缆技术边界 [7][8] ✓ 已验证。

强场路线难在"极限"

辐板峰值应力 900 MPa 级、逼近特种钢极限；110 MJ 实验证伪了 NI 自保护神话（TFMC 开路失超局部烧毁）。但 VPI 钎焊工艺链已达量产级验证（16 饼退化 ≤4%），是当前成熟度最高的 HTS 聚变磁体路线。

ST 路线难在"没有空间"

>200 A/mm² 电流密度、150 V 端电压天花板、细中心杆传数百 MN——约束叠加在一根杆上互相锁死，逼出"部分绝缘 + 储能驱动加热器 + 可拆卸接头 + 电阻式 CS"的非常规组合，多数环节尚在研发。

绕组入盒传力：没有捷径

成熟范式是三件套——预留间隙（4–10 mm）吸收公差 → 末道工序灌注为均匀传力介质 → 显式预紧（定制垫片 / 预压环 / 热装 / 拉杆，MN 到百 MN 量级）；剪切必须用形锁合兜底，不靠摩擦与粘接。

骨架承力：可行且已有先例

SPARC 辐板、VIPER 铜骨架、ITER CS 自支撑都是实证；对 ST 中心柱更是唯一现实选项。代价是疲劳与失超保护责任向骨架-焊料-带材界面集中——该界面的低温辐照疲劳数据是最大公开空白。

§1 · TWO ROUTES

两条路线的磁体需求对照

维度强场路线（SPARC/ARC 型）ST 路线（STEP 型）
中心场 / 导体峰值场B₀≈12.2 T / 导体上 >20 T [1][2]B₀≈3.2 T / 内侧局部 ≈17 T [7][8]
性能杠杆B⁴ 定标，堆场强高比压 βT，低环径比
工程电流密度相对宽松（结构占比大）>200 A/mm²，逼近 HTS 电缆边界 [8]
结构空间充裕，"皮厚馅小"中心柱极限压缩，"皮薄馅大"
储能（TF 系统）TFMC 单线圈 110 MJ 级 [6]；整机 GJ 级STEP 约 18 GJ [7]
绝缘 / 失超策略NI/NINT + 主动缓解 [2][6]部分绝缘（PI）+ 储能驱动加热器 [9][10]
维护接口整体线圈（不可拆）三段式 + 可拆卸接头（remountable joints）[7]

值得强调：两条路线在导体上的局部磁场其实相近（约 17–20 T）。差别在于强场路线把高场区做在等离子体处、用厚结构包住绕组；ST 路线的高场只出现在中心柱导体表面，且没有空间放结构。所以"皮厚馅小 vs 皮薄馅大"不是场强之争，而是单位载荷可用结构截面之争。

§2 · HIGH-FIELD ROUTE

强场路线：从设计到工艺的难点

2.1 应力逼近材料极限 ✓ 已验证

SPARC TFMC 的实测边界给出了强场磁体的定量工程包络（3-0 通过，两个同行评审来源交叉印证 [1][2]）：

20.1 T
导体峰值场（40.5 kA 端电流）
815 kN/m
REBCO 带材堆洛伦兹载荷
≈1 GPa
结构线圈盒承受应力
900 MPa
辐板峰值 von Mises（>线圈盒 820 MPa）

40 kA 工况的应力排序为：辐板 900 > 线圈盒 820 > 绕组包平均 530 MPa [1]（2-1 分歧票，评级 medium）。900 MPa 低温峰值应力意味着必须使用高强度特种钢（TFMC 辐板为 Nitronic 系高氮钢），且几乎没有疲劳裕量可挥霍——这是"磁场提到材料极限"的字面含义。

2.2 失超保护：NI 自保护在聚变尺度失效 ✓ 已验证

核心风险 · 5 条支撑论断全部 3-0 通过

TFMC（16 饼 256 匝、110 MJ 储能）在 31.5 kA 故意开路失超试验中发生高度局部化热损伤（Pancake #12 烧毁），被明确归入"非自保护"（non-self-protecting）类别 [2][3][6]。机理：开路径向分流加热虽全线圈均匀但功率极低（约 10 W/m），L/R 衰减时间长达约 3 小时；一旦某段绕组先越过临界条件，热点即失控烧毁。小线圈上成立的"NI = 自保护"经验不能外推到聚变尺度——调研中"TFMC 可依靠匝间分流自保护"的表述被三票一致否决 ✗ 0-3。

SPARC 整机 TF 因此实施组合缓解策略 [6]：① 提高匝间电阻，增加径向加热并缩短 L/R 时间（被动）；② "压平"沿导体的 Tc 分布（被动）；③ 外部驱动加热器使线圈快速且环向均匀失超（主动）；④ 触发逐匝感应式失超级联（主动）。其中 ① 与 STEP 的"部分绝缘"殊途同归——两条路线最终都放弃了纯 NI，走向"可调匝间电阻 + 主动加热"的混合保护。

NI 也带来真实的绝缘红利 [1] ✓：TFMC 失超时磁体内最大电压差实测不超过 1 V，对地绝缘的功能从"防击穿"退化为"控制电流路径"，与传统绝缘 CICC（管内电缆导体, cable-in-conduit conductor）磁体依赖 kV 级泄放电压形成本质区别。

2.3 制造工艺链 ✓ 已验证

VPI 钎焊（vacuum pressure impregnation solder）是强场 NINT 路线的工艺核心 [1][2]：由 VIPER 电缆工艺直接改造，将 REBCO 带材堆真空压力浸渍焊入辐板沟槽并与铜盖板形成连续金属基体，一次工序同时解决机械固定、电流分流路径和导热。TFMC 全部 16 个饼式线圈经 77 K 验收，累计临界电流退化仅 1.5%–4.0%（目标 ≤5%，含绕制+装配+钎焊）。

导体层面，VIPER 电缆已通过聚变级考核（一手论文逐字核对 [4]）：5 K、35 kA × 10.9 T（HTS 堆上 382 kN/m、75 MPa 横向压应力），Delta 型达 50 kA × 10.9 T；2000 次 I×B 电磁循环仅前 30 次退化 3.1%–4.1% 随后稳定——因带材被焊料完全固定，未见宏观机械损伤。"焊死不许动"是 HTS 抗循环退化的实证前提。另集成 FBG/ULFBG 光纤失超探测（约 100 ms，常比损伤时间短一个量级）。

相对传统 Nb₃Sn CICC，NINT 工艺链的重大简化在于：取消环氧 VPI 绝缘浸渍、取消 650°C 级反应热处理（wind-and-react → react-and-wind 的根本转变）◐ 抽取未核查 [2]。作为对照，ITER CS 必须"先绕制—整体热处理—再撑开各饼逐匝插入绝缘"，工艺风险与周期大得多 ◐ [13]。

§3 · SPHERICAL TOKAMAK ROUTE

ST 路线：从设计到工艺的难点

3.1 电磁设计：200 A/mm² 的绕组包 ✓ 已验证

STEP 的定量约束（UKAEA 一手综述逐字核对 [8]）：中心柱空间限制要求内侧 TF 绕组包工程电流密度 >200 A/mm²，原文明确写 "pushes at the boundaries of HTS cable technology"；该区局部场约 17 T，大电磁力有损伤 REBCO 层的风险——REBCO 层"脆且易脱层（brittle and liable to delamination）"。高场区电缆为 230 根 HTS 带材叠层焊入带集成冷却管的铜槽，工作电流约为 20 K 下临界电流 Ic 的 50% [9]。

对比：ST 路线把强场路线中由厚钢承担的载荷硬塞进"铜槽 + 带材堆"里，结构钢的功能被迫下放给导体骨架本身——这正是"皮薄馅大"的工程翻译。

3.2 力学：一根细杆扛数百 MN ✓ 已验证

>200 A/mm²
内侧绕组包工程电流密度
74 mm
最大总位移（环向位移约 ITER 两倍）
<550 MPa
关键结构应力（沿用 ITER 限值）
18 GJ
TF 系统储能

STEP 的载荷管理 [8]：大载荷经由相对纤细的中心杆（centre rod）传递；线圈间结构（inter-coil structure, ICS）经迭代设计尽量把载荷外移以限制中心杆拉力；中心杆挠度显著，在中心柱内紧密堆积的部件之间维持间隙成为突出挑战；中心螺管（CS）干脆采用电阻式（非超导）设计以耐受更高中子注量、延长中心杆寿命——ST 路线在中心柱上连"CS 用超导"这个默认选项都放弃了。

工艺验证方面，Tokamak Energy 的低温线圈压缩系统（CCCS）可对 20 K 通电 REBCO 试验线圈施加最高 500 MPa 径向压缩并实时监测退化；Demo4（28 个 REBCO 线圈、16.5 MJ）目标之一即演示中心柱代表性压应力 ◐ 抽取未核查 [16]——对应 ST 中心柱特有的向心挤压（bucking）载荷模式。

3.3 失超保护：被三重约束逼出的混合方案 ✓ 已验证

STEP 的失超保护是被约束"排除法"逼出来的，证据链完整（两个独立一手来源互证 [8][9][10]）：

  1. 传统高压快放电被否决：可拆卸接头工作在真空、空间受限环境，为避免帕邢击穿（Paschen breakdown），线圈端电压须保持在约 150 V 以下；而 18 GJ 储能传统快放需约 80 kV/线圈组（5 kV/线圈，与 ITER TF 线圈对相当）——差 30 倍以上，此路不通。
  2. 纯 NI 被否决：STEP 线圈尺寸大、径向电流截面积大，匝间钢肋条径向电阻不足（且远低于 >100 nΩ 的接头电阻），电流路径会失控 [9]。
  3. 纯被动部分绝缘也被否决：开路放电最恶劣工况下，跨五个数量级的 PI 电阻率取值全部得到不可接受的热量分布 [10]——UKAEA 团队自曝的负面结果，可信度高。

剩下的路线：每匝包裹电阻率可调的部分绝缘层 + 磁体储能驱动嵌入线圈结构的加热器，主动触发全线圈均匀失超。绕组包构型为 40 匝、四饼式辐板结构 [9]。

3.4 可拆卸接头：ST 独有的工艺负担 ✓ 已验证

STEP 每个 TF 线圈分三段、经可远程操作的可拆卸接头连接以支持中心柱垂直抽换维护 [7]。HTS 约 20 K 运行的热裕度是电阻性接头（>100 nΩ 级）成立的前提；但接头同时成为失超保护的电压瓶颈（§3.3）与长期可靠性的最大未知数——18 GJ 储能、数万次循环、中子环境下的接触电阻稳定性与远程再装配精度，目前未见已验证的实验数据。

§4 · WINDING PACK → COIL CASE

绕组包入线圈盒：力学传导如何实现

三个大型项目给出了三种经工程验证（或深入设计）的方案，共同原则可概括为一句话："绕组包永远不直接硬贴线圈盒"——先留间隙吸收公差，再用可控介质把间隙变成均匀传力面，最后施加预紧消除工作循环中的脱开与滑移。

SPARC TFMC：定制垫片预紧 + 囊袋原位灌注✓ 已验证 · [1]
  1. 轴向预紧：顶/底部 G-11CR 玻璃钢垫片堆（约 10 mm）的高度按绕组包实测（as-built）尺寸逐台定制，线圈盒盖板用 96 根 7/8-9 Inconel 718 螺栓拧紧后即建立设计预紧力。要点在"量完再配做"——预紧量不靠公差链保证。
  2. 径向间隙控制：盒内壁与绕组包间预留 4 mm 装配间隙，插入抗撕裂聚合物囊袋（bladder），现场用蠕动泵向囊袋原位注入环氧填满；配合 Kapton 半搭包绕同时实现绝缘与固定。囊袋的妙处：环氧不与绕组包/盒壁直接粘接，避免冷却收缩失配导致粘接面开裂，同时仍传递压应力。
ITER TF：7–10 mm 间隙 + 末道工序灌注◐ 抽取未核查 · [11][17][18]
  • WP 与线圈盒预留 7–10 mm 间隙，吸收制造公差并允许插入调整（WP 电流中心线相对盒体基准面定位精度约 1 mm）；间隙填充是插入操作的最后一步，功能有二：几何定位 + 均匀力传递（uniform force transfer）。
  • 两条工艺路线：填充型环氧直接真空浸渍；或先填干颗粒（纤维/玻璃珠/粉末）再以低粘度环氧浸渍。绝缘树脂 CTD-425（环氧/氰酸酯共混）通过 60,000 次机械循环电-机械考核及辐照鉴定后获准使用。
  • 更大图景：面外载荷靠内侧线圈间结构（IIC）2×4 组极向剪切键 + 外侧（OIS）剪切板带传递；若无预紧，励磁时相邻线圈间张开 0.35–1 mm 以上，剪切键松动、应力集中——故每线圈内侧腿施加 70 MN 向心预紧（玻璃纤维环氧预压环，每组承 100 MN 环向张力）。仅优化内侧剪切键布局就把线圈盒峰值应力降低近一半——剪切键布局本身是一等一的设计变量。
W7-X：石英砂 + 线圈盒热装收缩预紧◐ 抽取未核查 · [14][19]
  • "嵌入"（embedding）工序：间隙填入石英砂并振动压实 → 线圈盒加热至约 120°C，冷却收缩后对 WP 施加预压 → 间隙以石英砂-树脂复合物固化填充。
  • 动机是热收缩失配：WP 用铝护套 CICC（铝 CTE 2.3×10⁻⁵/K vs 钢 1.65×10⁻⁵/K），降至 4 K 时 WP 比钢盒缩得更多，无预紧则出现间隙、WP 在电磁力下窜动。预紧量必须覆盖"室温装配→低温运行"全程收缩差。
  • 硬教训：中央支撑环法兰最初纯靠螺栓摩擦传剪，有限元显示滑移 0.5–1 mm 以上，被迫追加径向锁紧键与 16 个剪切螺栓才压到 0.29 mm——大型聚变磁体中纯摩擦传力不可靠，必须形锁合兜底。
设计要点归纳
  1. 间隙是特性不是缺陷：主动预留 4–10 mm，但必须在末道工序被完全填充为传力介质；
  2. 预紧必须显式设计并可量化：定制垫片（SPARC）、预压环（ITER，70 MN/线圈）、热装收缩（W7-X）、预压拉杆（ITER CS，180 MN）——以"最恶劣工况下界面不脱开、不滑移"为准；
  3. 剪切靠形锁合：剪切键/剪切螺栓是主角，摩擦是余量，环氧粘接面在低温循环下不可信赖；
  4. 传力介质与绝缘一体化设计：填隙材料同时承担电绝缘，辐照后电-机械强度是长寿命堆关键指标；
  5. 按实测尺寸配做（as-built customization）优于按公差链设计——大型绕组包的累计公差无法靠图纸消化。
§5 · FORMER AS STRUCTURE

骨架能否直接作为线圈的力学支撑？

结论：可以，工程先例已经存在，强场 HTS 路线正在把它变成主流做法；但所有先例中骨架都是"共同主承力件"（co-primary structure）而非唯一承力件，且"自支撑"路线有明确代价——疲劳载荷由绕组自身承担。

5.1 先例一：SPARC TFMC 的辐板 ✓ 已验证（medium）

堆叠板式（stack-in-plate）设计中，钢制辐板一身三职：绕线骨架（带材堆嵌入辐板螺旋槽）、电流分流路径（NI 径向导通）、主承力结构。40 kA 时辐板峰值应力约 900 MPa——高于线圈盒的 820 MPa，应力意义上辐板才是最"辛苦"的构件 [1]。导体层面同理：VIPER 的扭绞铜骨架（former）承担带材堆机械固定，"载荷经焊料和铜骨架传出至外部结构支撑"（原文逐字）[4]。

两点保留：其一，原文强调"辐板、绕组包与线圈盒经协同设计共同抵抗洛伦兹载荷"，是协同承载而非骨架单干；其二，更激进的"径向板骨架直接充当主要力学结构"表述在对抗核查中被 1-2 否决 ✗——准确说法是：骨架承担了不低于线圈盒的应力份额，是共同主承力件。

5.2 先例二：ITER CS 的"无线圈盒自支撑" ◐ 抽取未核查

ITER 中心螺管走得更远——干脆取消线圈盒 [12][13]：六个模块垂直堆叠，环向拉力由 Incoloy 908 厚壁导体铠甲（jacket）自身承受；轴向靠内外拉杆板（tie plates）+ Superbolt 施加约 180 MN 预紧防止模块分离（最严酷工况为燃烧末期 CS3 与 CS1/CS2 电流反向）；预压拉杆热膨胀系数特意选得高于绕组包，降温自动增强预紧——把热失配从敌人变成盟友；垂直与径向支撑仍借用 TF 线圈盒。

自支撑的账单

CS 从早期"顶撑 TF（bucking）"改为自支撑后，导体铠甲和接头改为承受循环拉伸载荷，铠甲疲劳强度鉴定成为关键设计问题 [13]。省掉线圈盒的代价，是把疲劳寿命问题转嫁给绕组本体——每一次等离子体脉冲都是一次铠甲的疲劳循环。

5.3 中间形态：W7-X 中央支撑环 ◐ 抽取未核查

W7-X 的 70 个线圈由五边形、直径约 10–11 m、重 72 吨的 316LN 中央支撑环（CSS）承载 [19]——"外部骨架"而非"绕线骨架"，但证明了"以专用结构件集中收拢多线圈载荷"可在 1 mm 级装配精度下实现（激光跟踪定位 1 mm 内、重复定位 0.4 mm）。其法兰纯摩擦传力失效、载荷被后期重算高估的教训同样适用于任何骨架承力设计。

5.4 对 ST 中心柱的适用性判断

  1. ST 中心柱天然适合（也只能）走骨架承力路线：没有空间容纳独立线圈盒，STEP 高场区"带材堆焊入带冷却管的铜槽" [9] 本质上就是 VIPER 式骨架承力在线圈尺度的放大——铜槽既是绕线骨架、冷却结构，也是径向压应力的传递介质。
  2. 载荷模式对骨架有利：中心柱主导载荷是外侧 TF 臂的向心挤压（bucking，压应力为主）+ 环向拉力，比 ITER CS 铠甲循环拉伸友好得多；Tokamak Energy 的 CCCS 500 MPa 径向压缩试验正是在验证这一模式 [16]。
  3. 必须继承的三条设计纪律：骨架-绕组界面要么焊死（VPI 钎焊，"焊料固定"是抗循环退化的实证前提 [4]）要么显式预紧，不允许"贴着放"；骨架承力后疲劳鉴定对象转移到骨架材料+焊料界面——需要低温、辐照、20 K 热循环下的 S-N 数据，目前公开数据最薄；骨架兼作 NI/PI 电流路径时其电阻率同时是失超保护参数——力学、电学、热学三场耦合设计，不能先定结构再补电学。
  4. 诚实的边界：目前没有任何 GJ 级储能托卡马克磁体以"骨架单独承力、完全无外部结构"形态通过实验验证。TFMC（110 MJ）是骨架共同承力的最大实证；STEP（18 GJ）的中心杆+ICS 方案仍在设计迭代 [8]。骨架直接承力在 ST 上是必然方向，但不是已解决的问题。
§6 · CONCLUSIONS

结论与未决问题

  1. 强场路线的难，难在"极限"：应力逼近特种钢极限（900 MPa 级）、失超保护被 110 MJ 实验证伪了 NI 自保护神话；但制造工艺链（VPI 钎焊、16 饼 ≤4% 退化）已达量产级验证，是当前成熟度最高的 HTS 聚变磁体路线。
  2. ST 路线的难，难在"没有空间"：>200 A/mm²、150 V 电压天花板、细杆传数百 MN——每个约束单独有解，叠加在中心柱上互相锁死，逼出整套非常规组合，多数环节尚处设计/研发阶段。
  3. 绕组入盒传力的成熟范式：预留间隙（4–10 mm）→ 末道灌注为均匀传力介质 → 显式预紧（MN 到百 MN 量级）→ 剪切用形锁合兜底。
  4. 骨架承力已从概念走入工程（SPARC 辐板、VIPER 铜骨架、ITER CS 自支撑），对 ST 中心柱更是唯一现实选项；代价是疲劳与失超保护责任向骨架-焊料-带材界面集中，该界面的低温辐照疲劳数据是当前最大公开空白。

未决问题（后续调研方向）

  • Tokamak Energy ST-E1 与日本 FAST 的 HTS 磁体工程参数——本次未获通过核查的一手数据，ST 路线证据实际全部来自 STEP；
  • STEP 部分绝缘材料的目标电阻率窗口能否工程稳定实现（批次一致性、辐照/热循环下电阻漂移）；
  • SPARC 整机 D 形 TF 上四项失超缓解策略的实际表现——公开数据截至 2024–2025，整机结果未见于已验证来源；
  • 可拆卸接头在 18 GJ 储能、数万次循环、中子环境下的寿命与远程再装配精度实验数据；
  • 骨架-焊料-REBCO 界面在 20 K 热循环 + 中子辐照下的疲劳特性（骨架承力路线的成败手）。
§7 · REFERENCES

参考文献

已验证一手来源（通过三票对抗核查）

  1. [1] Vieira R. F. et al., "Design, Fabrication, and Assembly of the SPARC Toroidal Field Model Coil," IEEE Trans. Appl. Supercond. 34 (2024). ieeexplore.ieee.org/document/10411128
  2. [2] Whyte D. G. et al., "The SPARC Toroidal Field Model Coil Program," arXiv:2308.12301 (2023). arxiv.org/abs/2308.12301
  3. [3] Hartwig Z. S. et al., "The SPARC Toroidal Field Model Coil Test Results," IEEE Trans. Appl. Supercond. (2023). ieeexplore.ieee.org/document/10316632
  4. [4] Hartwig Z. S. et al., "VIPER: an industrially scalable high-current HTS conductor," Supercond. Sci. Technol. 33 11LT01 (2020). iopscience.iop.org/…/abb8c0
  5. [6] LaBombard B., "Case in Point: Quench Response of the SPARC TFMC," IEEE CSC Superconductivity News Forum No. 57 (2024-10). snf.ieeecsc.org/…/quench-response-sparc-tfmc
  6. [7][8] UKAEA STEP Magnets Team, "The magnetic cage: the STEP magnet systems," Phil. Trans. R. Soc. A 382: 20230407 (2024). royalsocietypublishing.org/doi/10.1098/rsta.2023.0407
  7. [9][10] Tippetts T. et al. (UKAEA), "Quench Protection Analysis and Strategy for the STEP TF Coils," IEEE CSC SNF No. 57 (2024-10). snf.ieeecsc.org/…/quench-protection-step-tf-coils

抽取阶段来源（未进入对抗核查，◐ 内容出处）

  1. [11] "The Insertion of the WP in the Structural Casing of the TF Coils of ITER," Fusion Eng. Des. academia.edu/80311013
  2. [12] ORNL, "ITER Central Solenoid Support Structure Analysis." ornl.gov/…/iter-central-solenoid-support-structure-analysis
  3. [13] Mitchell N. et al., "The ITER central solenoid." researchgate.net/publication/224673734
  4. [14] W7-X 非平面线圈嵌入工艺, Fusion Eng. Des. sciencedirect.com/…/S0920379605003182
  5. [15] REBCO 聚变磁体导体评审（NI 充磁速率、TSTC 弯曲退化）, Supercond. Sci. Technol. (2025). iopscience.iop.org/…/ada9d2
  6. [16] Tokamak Energy CCCS/Demo4, ASC 2024 (SNF slides). snf.ieeecsc.org/…/Bateman presentation APB-1.pdf
  7. [17] "Design and testing of ITER TF coil insulations" (CTD-425 鉴定). researchgate.net/publication/224214253
  8. [18] ITER TF 线圈结构预紧与剪切键优化, Fusion Eng. Des. S0920379611004364; S0920379607001925
  9. [19] W7-X 中央支撑环（CSS）设计与制造, Fusion Eng. Des. S0920379609001872; S0920379609001501

核查中被否决的论断（供警惕）✗

  • "TFMC 对开路瞬态表现出 NI 固有优点、可依靠匝间分流自保护"——0-3 否决（与实测烧毁事实矛盾）；
  • "SPARC TF 径向板骨架本身直接充当线圈的主要力学结构、导体场达 22 T"——1-2 否决（"主要结构"表述过强，22 T 数字不实；修正表述见 §5.1）。