摘要：两个较小质量的原子 ( 氢同位素氘、氚)，通过足够的压力或动能使两个原子核聚变成一个较重的原子核 (氦) 和一个中子，并损失部分质量，释放出巨大能量的过程，如图1-1所示。

核聚变的基本原理

两个较小质量的原子 ( 氢同位素氘、氚)，通过足够的压力或动能使两个原子核聚变成一个较重的原子核 (氦) 和一个中子，并损失部分质量，释放出巨大能量的过程，如图1-1所示。

核聚变释放的能量约为汽油的2500万倍 ,铀U235裂变的4倍。实现可控核聚变有三种约束方式，分别是引力约束、磁约束和惯性约束。其中引力约束是通过物质自身质量产生巨大的引力来实现对燃料的约束 (如太阳)，目前在地球上无法实现。磁约束指将氘氚燃料加热为等离子体态，利用强磁场约束等离子体运动碰撞发生核聚变。惯性约束的原理是把几毫克的氘氚气体装入直径为几毫米的小球内，向球面射入强大的激光束，球内气体受挤压后达到高温高压力状态发生爆炸燃烧并释放大量热能。聚变输出能量和聚变堆的体积、比压的二次方以及磁场的四次方成正比，即Pfusion∝V×β2 ×B4。

图1-1 核聚变反应示意图

国内目前主流的托卡马克装置包括华中科技大学的J-TEXT装置(主要研究等离子体破裂控制和预防)，核工业西南物理研究院的中国环流器二号A(HL-2A)装置和HL-2M 装置(主要开展先进偏滤器物理研究)，以及由中国科学院等离子体物理研究所自主设计和建造的世界上首个全超导托卡马克装置 (EAST)，主要开展稳态高约束等离子体先进运行模式的实验研究，并计划在ITER的基础上自主设计并研制下一代中国聚变工程实验堆(CFETR) 。

就在今年3月28日，我国核聚变研究取得里程碑式进展。中核集团核工业西南物理研究院研制的新一代"人造太阳"——中国环流三号（HL-3）首次实现1.17亿度离子温度与1.6亿度电子温度的"双亿度"突破。这一重大成果标志着我国聚变研究正式进入燃烧实验阶段，为工程化应用迈出关键一步。

在2025年前，联合中国科学技术大学建设多个国际先进的全超导紧凑燃烧托卡马克装置(BEST)+聚变堆主机关键系统综合研究设施(CRAFT)的研究平台，打造聚变国家重点实验室。力争高质量建成BEST，2030年率先在全球演示聚变小功率发电，并完成聚变电站的中试。

值得关注的是，我国还计划于2030年前在江西南昌瑶湖科学岛建成全球首座聚变-裂变混合发电厂"星火"，这将是我国在核能利用领域的又一重大突破。

国内技术发展现状和趋势

EAST

EAST是我国自行研发的世界上第一个全超导托卡马克装置，也是世界上首个全超导非圆横截面托卡马克核聚变实验装置。EAST始建于1998年，2006年首次实现等离子体放电。EAST采用NbTi的管内电缆导体作为超导磁体线圈的导体，内部共有16个D型TF超导磁体线圈和14个PF超导磁体线圈，如图2-1所示。纵场电源的额定工作电流为16kA，产生的磁场强度为3. 5T。极向场PF7和PF9以及PF8和PF10两组超导磁体线圈串联由12套15kA的四象限运行的电源分别供电。EAST超导磁体系统的储能大于300MJ。EAST的CS线圈主要参数见表2-1。

图 2-1 EAST 示意图 表 2-1 EAST 的 CS 线圈主要参数

J-TEXT

J-TEXT是华中科技大学强场中心的一个中型的常规铁心托卡马克装置，其前身是美国德州大学奥斯汀分校聚变研究中心的TEXT-U装置。如图2-2所示，J-TEXT的典型运行参数如下：大半径Ro=105cm，小半径a=25~29cm，等离子体电流Ip≤220kA，等离子体电流平顶持续时间≤500ms，纵场Bt≤2. 2T(Ro位置)，中心弦平均电子密度为1×1019~6×1019m-3，电子温度为500 ~1000eV。目前J-TEXT主要运行于圆形横截面限制器位形，加热模式为欧姆加热辅助电子回旋共振加热(Electron Cyclotron Resonance Heating，ECRH) ，该加热系统正在建设中。

J-TEXT装置的磁体系统可以分为纵场和极向场，极向场根据其功能又可以分为欧姆场、垂直场、水平场和偏滤器线圈。欧姆场可以提供环电压驱动和加热等离子体电流，垂直场和水平场用于等离子体电流的水平位移和垂直位移的反馈控制，偏滤器线圈用于控制形成偏滤器位形。J-TEXT装置的截面和线圈分布如图2-3所示。

图 2-2 J-TEXT 托卡马克装置实物图

HL-2M

HL-2M(中国环流器二号M) 装置是中核西南物理研究院HL-2A的改造升级装置。HL-2M装置的建造目的是研究未来聚变堆相关物理及其关键技术， 研究高比压、高参数的聚变等离子体物理，为下一步建造聚变堆打好基础。在高比压、高参数的条件下，研究聚变堆的工程和技术问题。瞄准与ITER 相关的物理内容，着重开展燃烧等离子体物理有关的研究课题，包括等离子体约束和输运、高能粒子物理、新的偏滤器位型、在高参数等离子体中的加料以及第一壁和等离子体相互作用等。

图 2-3 J-TEXT 装置的截面和线圈分布

图2-4所示为HL-2M装置结构示意图，HL-2M 装置的磁体由20个环向场线圈、欧姆场线圈和16个极向场线圈组成。环形真空室截面呈D形。真空室内安装上下偏滤器、第一壁及被动控制导体组件等。改造后的HL-2M装置有以下特点：
①具有大的拉长比和三角形变的等离子体截面，具备获得高比压等离子体的基本条件；

②较小的纵横比，环向场较小的情况下，可以达到3MA的等离子体电流；

③配建大功率加热系统，以提高等离子体温度和控制等离子体行为，有效控制高比压等离子体中的主要磁流体不稳定性，包括新经典撕裂模、边缘局域模、垂直不稳定性和破裂不稳定性等。另外新建一套脉冲容量为300MVA的飞轮脉冲发电机组，建设与HL-2M装置主机相匹配的磁场电源系统。

改造升级后的HL-2M装置能够运行在先进的位形下，并具备更强的二级加热功率，尤其是中性束加热，从而开展聚变堆和ITER物理相关的聚变科学研究。作为可开展先进托卡马克运行的一个受控核聚变实验装置，HL-2M将成为中国开展与聚变能源密切相关的等离子体物理和聚变科学研究的不可或缺的实验平台。HL-2M装置参数见表 2-2。

图 2-4 HL-2M 装置结构示意图

表 2-2 HL-2M 装置参数

CFETR

CFETR 是中国计划在ITER基础上自主设计并研制的下一代聚变工程实验堆工程 。CFETR将进行聚变堆的集成设计及其关键技术的研发 , 对保障我国聚变堆核心技术发展的先进性、安全性和可靠性具有重要战略意义。其主要设计目标为 :

1)聚变功率为0. 2~1GW 。

2)燃烧等离子体运行时间占空比≥30%~50% 。

3) 通过包层实现自持，因此氚增殖包层需要足够的空间，其厚度为0. 8~1. 0m 。

如图2-5所示，CFETR超导磁体系统主要由16个TF线圈、6个PF线圈和1个CS线圈组成。其中，CS线圈在运行时将产生最高12T的场并且具备承受高于1T/s磁场变化的能力。

图 2-5 CFETR 装置示意图

国外技术发展现状和趋势

20世纪80年代初 , 世界上就建造完成了3个磁约束可控核聚变装置：美国的TFTR装置 、英国的JET装置和日本的JT-60 装置。

常规托卡马克装置受散热影响，运行参数和运行效率难以提升。20世纪末， 超导技术被应用于托卡马克装置，系统运行参数得到很大提高，从而带动基础理论研究快速发展。

目前国外已经建造完成或正在建造的大型超导托卡马克装置包括国际热核聚变实验堆ITER、美国DⅢ-D、韩国KSTAR、日本JT-60SA、欧洲联合环JET等。各托卡马克装置运行目标不同，因此磁体配置以及磁体运行电流存在差异，下面将对部分托卡马克装置及磁体进行简要介绍。

国际热核聚变实验堆ITER

ITER计划由中国 、美国、日本、韩国、俄罗斯、印度和欧盟七方成员合作承担，是目前全球规模最大、影响最深远的国际合作项目之一。ITER装置旨在验证磁约束可控核聚变在工程技术上的可行性，装置由多个系统和部件组成，如图3-1所示，涉及等离子体物理、超导、低真空、材料、结构、控制、电力电子等多个科学领域的重要发展。ITER 超导磁体系统设置在外层杜瓦里面。超导磁体系统主要是由18个纵场(Toroidal Field, TF)线圈、6个极向场(Poloidal Field, PF)线圈、1组中心螺线管(Central Solenoid, CS)和18个校正场线圈(Correct Coils, CC)组成，分别由对应磁体电源供电，其中TF线圈电源输出电流范围0~68kA，PF线圈电源额定输出+55kA，CS线圈电源额定输出+45kA。表3-1为ITER的CS线圈主要参数。

图 3-1 ITER 装置示意图

表 3-1 ITER 的 CS 线圈主要参数

美国 DⅢ-D

DⅢ-D是20世纪50年代 GeneralAtomics公司不断发展的核聚变研究的产物。从20世纪60年代开始，早期的托卡马克设计是圆形的横截面，但GeneralAtomics科学家开发了“双态”，一种具有细长沙漏形等离子体横截面的配置。20世纪70年代和20世纪80年代的重态Ⅰ、Ⅱ和Ⅲ托卡马克表明，这种方法可以产生更热、密度更大的稳定等离子体。进一步的研究对20世纪80年代中期双态Ⅲ做出的修改，形成了DⅢ-D目前的D形截面，对ITER的设计产生了重大影响。DⅢ-D是一个非圆形横截面托卡马克，如图3-2 所示。其超导磁体环形线圈由24束144匝组成,最大电流为126kA,产生的磁大小约为 2. 2T。

图 3-2 DⅢ-D 装置示意图

韩国KSTAR

KSTAR是由韩国国家聚变研究所负责完成的超导托卡马克核聚变装置，主体工程于2007年竣工，2008年开始产生等离子体。KSTAR是世界上首个采用新型超导磁体(Nb3 Sn)材料产生磁场的全超导聚变装置。如图3-3所示，KSTAR装置的超导磁体线圈由16个TF线圈及4对CS线圈(PF1-4)和3对PF线圈(PF5-7) 构成，所有线圈上下对称分布，产生的最大场强达7. 5T。其中TF线圈电源输出电流范围为0~40kA，PF1-4线圈电源额定输出25kA，PF5-7线圈电源额定输出±20kA。KSTAR的CS线圈主要参数见表3-2。

图 3-3 KSTAR 装置示意图

表 3-2 KSTAR 的 CS 线圈主要参数

日本JT-60SA

JT-60SA由日本NAKA核聚变研究所与欧盟合作，只使用氘(D)开展等离子体控制实验，旨在为ITER提供技术储备。装置建设于2013年开工，于2020年完工，并同年开展等离子体实验。JT-60SA的超导磁体由18个TF线圈(NbTi 超导)和10个PF线圈构成，PF线圈包括 4个CS线圈(Nb3 Sn超导)与 6 个平衡线圈 (EF1-6，NbTi超导)，如图 3-4所示 。TF线圈电源稳态输出电流可达25. 7kA，PF线圈电源额定输出电流可达20kA。JT-60SA的CS线圈参数见表3-3。

图 3-4 JT-60SA 装置示意图

表 3-3 JT-60SA 的 CS 线圈参数

欧洲联合环JET

2022年2月9日，欧洲核聚变研发创新联盟(EUROfusion)、英国原子能管理局(UKAEA)和国际热核聚变实验堆(ITER)联合宣布，在2021年12月21 日，JET实现了可控核聚变能量的新记录: 将氘和氚加热到了1. 5亿摄氏度并稳定保持了5s，同时核聚变反应发生，释放出59MJ的能量。JET是目前唯一能够使用氘和氚混合运行的装置，位于英国牛津郡卡勒姆(Culham)的英国原子能管理局基地。由EUROfusion的成员共同设计和建造，自1983年开始运营，平时由英国牛津郡卡勒姆聚变能源中心负责技术运营，EUROfusion实验室的技术人员也会定期来JET进行工作。JET装置的实物图如图3-5所示。

图 3-5 JET 装置的实物图

从全球竞争态势来看，全球科技强国集聚政策、技术、资金等创新要素，推动高温超导聚变技术发展。在政策要素层面,英国、美国、中国等国家相继将高温超导核聚变技术列为重点发展方向之一，技术路线图规划大幅提前了实现聚变发电的时间节点 。

2021 年，英国原子能管理局发布核聚变发展 2021—2040年技术路线规划，将高温超导作为核心磁体材料列入研发计划。2022年,美国白宫召开聚变能源峰会，制定聚变能商业化十年发展战略，支持开展托卡马克聚变装置研究。2023年，中国科技部核聚变中心召开磁约束核聚变能发电路线图战略专家研讨会，提出“探讨先进物理和高温超导托卡马克技术路线的可行性”。

综上，国内外正在加快高温超导技术在可控核聚变中的应用。我国在可控核聚变的技术水平已经位列世界前端，表现在托卡马克装置建设与运行能力后来居上，以及遥遥领先的等离子体电流持续通流时长。但是由于前期以使用铜线圈和低温超导材料为主，我国在大型聚变高温超导磁体的设计方面经验相对匮乏，需要加快推动国家未来能源可控核聚变技术的进步。

来源：中科富海一点号