[科普中国]-磁约束聚变

磁约束聚变是指用特殊形态的磁场把氘、氚等轻原子核和自由电子组成的、处于热核反应状态的超高温等离子体约束在有限的体积内，使它受控制地发生大量的原子核聚变反应，释放出能量。我国磁约束聚变研究开始于上世纪五六十年代。中科院物理所最先建造了一个直线放电装置和两个角向箍缩装置。原子能科学研究院建造了磁镜“小龙”装置。北京大学、复旦大学和清华大学等开展了相关基础研究。

简介磁约束聚变是指用特殊形态的磁场把氘、氚等轻原子核和自由电子组成的、处于热核反应状态的超高温等离子体约束在有限的体积内，使它受控制地发生大量的原子核聚变反应，释放出能量1。

发展历程1962年东北技术物理研究所成立后，建成了一台Z箍缩装置、一台角向箍缩装置和一台离子源，并开展了稳态磁镜的设计。1964-1983年是我国磁约束聚变研究的调整期，也是以工程为主的建设阶段。

1966年秋至1970年初，东北技术物理研究所的受控聚变部和原子能科学研究院的受控聚变研究室先后迁至四川乐山，成立了西南物理研究所（现在的核工业西南物理研究院），建成了仿星器装置和超导稳态磁镜装置。

1969年，中科院物理所建成了一台100kJ的角向箍缩装置，得到了热核中子，并于1974年建成了我国第一台托克马克CT-6。后来CT-6 升级成为CT-6B，备有两个回旋管微波加热系统，进行电子回旋波加热和电流驱动实验。在CT-6B上还进行了反馈控制、阿尔芬波的模转换和交流调制等实验。

1972年，中科院在安徽合肥筹建聚变研究基地。

1978年成立中科院等离子体物理研究所。在此期间，中国科学技术大学近代物理系设置等离子体物理专业，并建成一个小托克马克装置—KT-5B，进行了阿尔芬波加热和湍流现象等观测实验。该装置后来改建为KT-5C。

1984年以来，我国磁约束聚变研究进入以托克马克实验为主的阶段。中科院等离子体物理研究所的HT-6B、HT-6M和核工业西南物理研究院的HL-1相继建成投入运行。HT-6M是一台空芯变压器托克马克，安装了功率为兆瓦级的离子回旋共振加热设备，进行辅助加热实验；进行了低密度、高电子温度运行，并曾开展表面湍流加热实验。HT-6B是略小于HT-6M的同类型装置，装有螺旋绕组，成功地控制了m=2，3的磁扰动，并抑制了等离子体的内破裂；还进行了低杂波驱动实验等。HL-1是有厚达5cm的铜壳和铁芯变压器的托克马克。在相近规模的托克马克中，它的放电时间较长，达1s，有效电荷数较低。在这一装置上，进行了高密度、低q放电，并对磁流体不稳定性等进行了研究。经喷铁、碳化、硅化，得到了较洁净的等离子体。使用抽气孔栏及静电偏压，改善了约束态。并开展了冰冻氘丸注入、电子回旋共振加热和低杂波电流驱动等研究。后来HL-1改装成HL-1M，反馈控制取代了厚铜壳，进行了弹丸注入和高功率辅助加热以及高功率非感应电流驱动下的等离子体研究。

1995年等离子体物理研究所建成HT-7托克马克装置，采用超导磁体。

1998年得到长达6s的等离子体持续时间。

2003年实验获得超过1min的等离子体放电，这是继法国之后第二个能产生分钟量级高温等离子体放电的托克马克装置。目前，这一装置的持续放电时间已经突破4 min。

2002年12月，HL-2A在核工业西南物理研究院建成，成为我国第一个带有偏滤器位形的托克马克装置，实现双零点偏滤器位形，掌握大型托克马克等离子体密度剖面、温度剖面、电流密度剖面控制技术，探索出一条较为先进的托克马克运行模式。在HL-2A上最终达到：产生高温(离子温度2-4 keV)、高密度(密度 )和高能量约束时间(40-150 ms)的等离子体，实现HL-2A装置等离子体电流大于400kA的稳定放电。

在HT-7的基础上，中科院等离子体物理研究所设计和研制了全超导托克马克装置HT--7U（大科学工程EAST），于2006年初进行了首次工程调试，2006年9月成功放电，获得电流200kA、时间接近3s的高温等离子体放电。EAST是我国科学家、工程技术人员自主设计、非圆截面核聚变实验装置。作为全超导非圆截面托卡马克，EAST的规模比ITER小得多，但等离子体位形及主要的工程技术基础相似。因此，在EAST上的实验研究将从物理基础、工程技术基础和人才培养上，为ITER计划做出前期研究贡献2。

科研机构尽管我国核聚变能研究经历了较长时期的困难，但始终能坚持稳定、渐进的发展，建成了两个理工结合的专业研究所，即核工业集团公司所属的核工业西南物理研究院及中国科学院所属的等离子体物理研究所。

为了培养专业人才，中国科技大学、华中科技大学、大连理工大学、清华大学等高等院校设了核聚变及等离子体物理专业或研究室。北京大学、上海交通大学、浙江大学、四川大学、东华大学、北京科技大学等高校的研究人员在托卡马克等离子体湍流与输运过程、磁流体不稳定性、快粒子物理、波与等离子体相互作用、等离子体与壁相互作用、及聚变堆材料和聚变工程技术等方面开展了研究，培养了一批研究生和年轻研究人员，并取得了有一定影响力的研究成果。

我国还有许多其它科研院所开展了聚变相关研究。如中国工程物理研究院、中国原子能科学研究院、中国核电工程有限责任公司、中国核动力研究设计院、中科院沈阳金属所、中科院北京自动化所、中科院智能机械研究所、中科院山西煤炭化学所、中科院电工所、中科院理化所以及西北有色金属研究院等，在聚变相关的材料、低温、智能机械、超导、氚工艺、核技术等多方面开展了研发工作。

惯性约束聚变现有的可控核聚变约束手段主要有两种，一种是惯性约束，一种是磁约束。惯性约束是指利用粒子的惯性作用来约束粒子本身，从而实现核聚变反应的一种方法。其基本思想是:利用驱动器提供的能量使靶丸中的核聚变燃料(氘、氚)形成等离子体，在这些等离子体粒子由于自身惯性作用还来不及向四周飞散的极短时间内，通过向心爆聚被压缩到高温、高密度状态，从而发生核聚变反应。该项研究主要在美国的国家点火装置（NIF），中国的神光-Ⅲ主机装置2。

聚变装置HT-7九十年代初，中科院等离子体所利用前苏联赠送的原价值约1500万美元的T-7装置进行大幅度改造，使其成为研究性更加先进，且更加完善的超导托卡马克——HT-7。其主要研究目标是，获得并研究长脉冲或准稳态高温等离子体，检验和发展与其相关的工程技术，为未来稳态先进托卡马克聚变堆提供工程技术和物理基础。

1994年12月至95年3月，HT-7首次成功进行了工程联调，94年12月28日得到第一等离子体。1998年国务院科教领导小组批准了国家“九五”重大科学工程HT-7U的立项，HT-7也部分承担下一代装置HT-7U的前期实验任务。

HT-7是一个大型的实验系统，它包括HT-7超导托卡马克装置本体，大型超高真空系统，大型计算机控制和数据采集处理系统，大型高功率脉冲电源及其回路系统，全国规模最大的低温液氦系统，兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热系统，以及数十种复杂的诊断测量系统。几年来，HT-7超导托卡马克装置经过不断的改造，已进行了十几轮实验运行，取得若干科研成果，具有一定的国际影响力。为实现HT-7超导托卡马克装置的高功率、稳态运行，2001年，科研人员对HT-7的实验系统进行了数项重大改造：

（1）极向场的稳态供电及控制；

（2）利用钒钢实现稳态条件下纵场波纹度的大幅度改善；

（3）1MW稳态低杂波电流驱动系统；

（4）高性能水冷石墨限制器及粒子排除系统；

（5）新型射频天馈系统；

（6）海量数据实时连续采集系统；

（7）数项先进等离子体诊断系统。

在物理上，HT-7紧紧围绕稳态高约束等离子体运行这一世界前沿课题展开深入研究。为达到这个目的所开展的实验如下：

（1）低杂波电流驱动及改善约束；

（2）离子伯恩斯坦波加热及改善约束；

（3）边界湍流及输运研究；

（4）等离子体参数精细分布控制；

（5）先进壁处理；

（6）稳态运行及控制。

随着物理实验的不断深入，2001年冬季实验又获重大进展，获得了许多研究成果：

（1）实现了在低杂波驱动下电子温度超过五百万度、中心密度大于、长达20秒可重复的高温等离子体放电；

（2）实现大于10秒、电子温度超过一千万度、中心密度大于的高参数等离子体放电，这是世界上第二个放电长度达到1000倍能量约束时间高参数准稳态等离子体；

（3）在离子伯恩斯波和低杂波协同作用下，实现放电脉冲长度大于100倍能量约束时间、电子温度二千万度的高约束稳态运行；

（4）最高电子温度超过三千万度。

HT-7超导托卡马克达到的主要物理和技术指标为：

（1）等离子体参数：放电时间20秒，电子温度 >3000万度，电子密度 ，等离子体电流240千安；

（2）装置运行参数：磁场强度2.2特斯拉，本底真空；

（3）低杂波系统指标：最大注入功率700千瓦，环电压降至0，并向变压器反充电；

（4）离子回旋波加热和IBW指标：最大注入功率330千瓦,等离子体电子温度和离子温度明显升高；

（5）等离子体和壁相互作用：RF清洗及RF硼化和硅化效果明显，有效Zeff接近1；

（6）诊断技术及所达指标：总诊断35种，400多路诊断信号；

（7）加料技术：弹丸注入和IBW协同实验，发现芯部约束改善；Laval喷嘴实验已取得初步结果；

（8）等离子体控制：多变量控制，等离子体电流、位移反馈，实现等离子体参数灵活调节，较高放电重复率。

以上指标充分说明，HT-7超导托卡马克装置已步入可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的先进装置行列。

EAST为了在近堆芯的高参数条件下研究等离子体的稳态和先进运行，深入探索实现聚变能源的工程、物理问题，中科院等离子体物理研究所在建成超导托卡马克HT-7的基础上，提出了“HT-7U全超导非圆截面托卡马克装置建设”计划，后更名为EAST。EAST由实验“Experimental”、先进“Advanced”、超导“Superconducting”、托卡马克“Tokamak”四个单词首字母拼写而成，它的中文意思是“先进实验超导托卡马克”，同时具有“东方”的含意。

EAST装置是由我国自行设计研制的全超导托卡马克装置，其主要技术特点和指标是：16个大型“D”形超导纵场磁体将产生纵场强度 ；12个大型极向场超导磁体可以提供磁通变化 ΔФ ≥ 10 伏秒；通过这些极向场超导磁体，将能产生 ≥ 100万安培的等离子体电流；持续时间将达到1000秒，在高功率加热条件下温度将超过一亿度。

EAST装置的主机部分高11米，直径8米，重400吨，由超高真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、外真空杜瓦、支撑系统等六大部件组成。其实验运行需要有大规模低温氦制冷、大型高功率脉冲电源、大型超导体、大型计算机控制和数据采集处理、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热、大型超高真空、以及多种先进诊断测量等系统支撑。学科涉及面广，技术难度大，许多关键技术目前在国际上尚无经验借鉴。特别是EAST运行需要超大电流、超强磁场、超高温、超低温、超高真空等极限环境，从芯部上亿度高温到线圈中零下269度低温，给装置的设计、制造工艺和材料方面提出了极高的要求。

EAST的不仅是一个全超导托卡马克（右图为托卡马克示意图），而且具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截

面的等离子体位形，它的建成将有效推动我国磁约束核聚变研究发展。在装置建成后的10-15年期间，能在装置上对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性的实验研究。

EAST的大小半径虽然只有国际热核聚变实验堆（即ITER）的1/3和1/4，但位形与ITER相似，比ITER早10-15年投入运行。EAST是一个近堆芯高参数和稳态先进等离子体运行科学问题的重要实验平台，它将在ITER之前成为国际上最重要的稳态偏滤器托卡马克物理实验基地3。

本词条内容贡献者为:

石季英 - 副教授 - 天津大学