[科普中国]-托卡马克核反应堆

简述

托卡马克，是一种利用磁约束来实现受控核聚变的环形容器。它的名字Tokamak 来源于俄语“环形、真空室、磁、线圈”的词头组成。它是由位于苏联莫斯科的库尔恰托夫研究所的阿齐莫维齐等人在 20 世纪 50 年代发明的。托卡马克的中央是一个环形的真空室，外面缠绕着线圈。在通电的时候，托卡马克的内部会产生巨大的螺旋型磁场，将其中的等离子体加热到很高的温度，以达到核聚变的目的。

到了上世纪80年代，托卡马克实验研究取得了较大突破。1982 年，在德国 ASDEX 装置上首次发现高约束放电模式。1984 年，欧洲 JET 装置上等离子体电流达到 3.7 MA，并能够维持数秒。1986 年，美国普林斯顿TFTR利用 16 MW 大功率氘中性束注入，获得了中心离子温度 2 亿度的等离子体，同时产生了 10 k W 的聚变功率，中子产额达到1016cm－3s－1。这些显著进展，使得人们开始尝试获取 D—T 聚变能。1997 年，JET 利用 25 MW 辅助加热手段，获得了聚变功率16.1 MW，即聚变能21.7 MJ的世界最高纪录，由于当时密度太低，能量尚不能得失相当，能量增益因子 Q 小于 1。同年 12月， 日本在 JT-60 上利用氘—氘放电实验，折算到氘—氚反应，能量增益因子 Q 值超过了 1.25，即有正能量输出。到目前为止，日本JT-60U装置获得了最高的聚变反应堆级的等离子体参数：峰值离子温度～45 ke V，电子温度～10 ke V，等离子体密度～1020m－3，标志聚变等离子体综合参数的聚变三乘积～1.5×1021ke V· s· m－3；聚变能输出与输入之比Q值大于1.25。1

国外托卡马克装置的主要进展美国TFTR托卡马克装置TFTR 是美国于 1982 年建成并投入运行的大型 托 卡 马 克 装 置 。该 装 置 造 价 3.14 亿 美 元 。TFTR 装置的主要参数如下：大半径 3.1 m，小半径 0.96 m，磁场强度 6 T，总加热功率 50 MW，等离子体电流3 MA。TFTR 的物理目标是探索并理解聚变堆氘氚(D—T)等离子体芯部等离子体行为特性。就燃料密度、温度和聚变功率密度而言，芯部D—T等离子体性能和预测的D—T聚变堆等离子体性能接近，有助于研究与D—T聚变堆等离子体芯部相关的等离子体输运、磁流体(MHD)不稳定性和α粒子物理。1

日本JT-60装置JT-60 是以实现临界等离子体条件(能量增益因子超过 1.0)为目的的大型托卡马克实验装置,与 TFTR、JET 列为世界三大托卡马克。该装置1985 年 4 月 8 日运行，共耗资 2300 亿日元(约 153 亿人民币)。它的主要目标是：达到临界等离子体条件；确认在此条件下的约束定标律、二级加热及杂质控制。JT-60在1989—1991年改造成JT-60U，之后围绕约束性能的改善和稳态运行开展了实验。其目的是通过改善等离子体约束性能，来研究托卡马克装置稳态运行。JT-60 为 ITER 的主要物理研究做出贡献，同时推进和实施对未来聚变堆设计不可缺少的前期科学研究。1

欧洲联合环(JET)上世纪80年代，欧盟的目标是建造一个用于研究 D—T 燃料聚变物理的大型实验装置，并可以通过遥控技术来完成维护和修复工作。于是欧洲联合环(JET)装置诞生了。欧洲联合环(JET)装置的概念和关键的特点大大不同于上世纪 70 年代和 80 年代初期设计的其他大托卡马克的概念和特点。D 形环向场线圈和真空容器以及大体积强电流等离子体是JET装置独特之处。1

ITER托卡马克核反应堆计划近50年的世界性研究和探索使托卡马克途径的热核聚变研究已基本趋于成熟，但是，在达到商用目标之前，基于托卡马克的聚变能研究和开发计划还有一些科学和技术问题需要进一步探索。随着国际上众多大中型托卡马克的巨大进展，为了验证托卡马克能够实现长时间的聚变能输出，解决聚变堆最重要、最关键的工程技术问题以及适应未来高效、紧凑和稳态运行的商业堆的要求，国际热核聚变实验堆(ITER)应运而生。

1985 年，前苏联领导人戈尔巴乔夫和美国总统里根在日内瓦峰会上倡议，由美、苏、欧、日共同启动“国际热核聚变实验堆(ITER)”计划。ITER 计划的目标是要建造一个可自持燃烧的托卡马克核聚变实验堆，以便对未来聚变示范堆及商用聚变堆的物理和工程问题做深入探索。

ITER 计划将集成当今国际受控磁约束核聚变研究的主要科学和技术成果，第一次在地球上实现能与未来实用聚变堆规模相比拟的受控热核聚变实验堆，解决通向聚变电站的关键问题，其目标是全面验证聚变能源和平利用的科学可行性和工程可行性。更为重要的是，利用在 ITER 取得的研究成果和经验，将有助于建造一个用聚变发电的示范反应堆，示范堆的顺利运行将有可能使核聚变能商业化，因此 ITER 计划是人类研究和利用聚变能的一个重要转折，是人类受控热核聚变研究走向实用的关键一步。

参加 ITER 计划的七方总人口大约占世界的一半以上，并几乎囊括了所有的核大国。ITER计划是一次人类共同的科学探险。各国共同出资参与 ITER 计划，不仅是共同承担风险，而且集中了全球顶尖科学家的智慧，同时在政治上体现了各国在开发未来能源上的坚定立场，使其成为一个大的国际科学工程。因此 ITER 计划绝对不仅仅是各国共同出资建一个装置的事情，它的成功实施具有重大的政治意义和深远的战略意义。各参与方通过参加ITER 计划，承担制造ITER 装置部件，可同时享受 ITER 计划所有的知识产权，在为 ITER 计划做出相应贡献的同时，并有可能在合作过程中全面掌握聚变实验堆的技术，达到其参加 ITER 计划总的目的。各国尤其是包括中国在内的参与方中的发展中国家，通过派出科学家到 ITER 工作，可以学到包括大型科研的组织管理等很多有益的经验，并有可能用比较短的时间使得所在国聚变研究的整体知识水平、技术能力得到一个大的提高，从而拉近与其他先进国家的距离。同时，再配合独自进行的必要的基础研究、聚变反应堆材料研究、聚变堆某些必要技术的研究等，则有可能在较短时间内，用较小投资使所在国的核聚变能源研究在整体上进入世界前沿，为各国自主开展核聚变示范电站的研发奠定基础，确保 20 或 30 年后，拥有独立的设计、建造聚变示范堆的技术力量和独立的聚变工业发展体系，聚变研究能力和水平与先进国家不相上下。这也是各参与方参加 ITER 计划的最主要目标之一。

ITER 的总体科学目标是：以稳态为最终目标，证明受控点火和氘—氚等离子体的持续燃烧；在核聚变综合系统中验证反应堆相关的重要技术；对聚变能和平利用所需要的高热通量和核辐照部件进行综合试验。ITER 计划分三个阶段进行：第一阶段为实验堆建设阶段，从 2007 年到 2021 年；第二阶段为热核聚变运行实验阶段，持续20年，其间将验证核聚变燃料的性能、实验堆所使用材料的可靠性、核聚变堆的可开发性等，为大规模商业开发聚变能进行科学和技术认证；第三阶段为实验堆退役阶段，历时5年。ITER 具体的科学计划是：在为期十年的第一阶段，通过感应驱动获得聚变功率 500 MW、Q 大于 10、脉冲时间 500 s 的燃烧等离子体；第二阶段，通过非感应驱动等离子体电流，产生聚变功率大于350 MW、Q大于5、燃烧时间持续3000 s的等离子体，研究燃烧等离子体的稳态运行，这种高性能的“先进燃烧离子体”是建造托卡马克型商用聚变堆所必需的。如果约束条件允许，将探索Q大于30的稳态临界点火的燃烧等离子体(不排除点火)。ITER 计划科学目标的实现将为商用聚变堆的建造奠定可靠的科学和工程技术基础。ITER 计划的另一重要目标是通过建立和维持氘—氚燃烧等离子体，检验和实现各种聚变工程技术的集成，并进一步研究和发展能直接用于商用聚变堆的相关技术。1

中国托卡马克研究的主要进展我国核聚变能研究开始于上世纪 60 年代初，尽管经历了长时间非常困难的环境，但始终能坚持稳定、渐进的发展，建成了两个发展中国家最大的、理工结合的大型现代化专业研究院所，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，还在中国科学技术大学、华中科技大学、大连理工大学、清华大学等高等院校设立了核聚变及等离子体物理专业或研究室。中国核聚变研究从一开始，即便规模很小时，就以在我国实现受控热核聚变能为主要目标。

从70年代开始，集中选择了托卡马克为主要研究途径，先后建成并运行了小型装置 CT-6(中国科学院物理研究所)、KT-5(中国科学技术大学)、HT-6B(中国科学院等离子体物理研究所)、HL-1(核工业西南物理研究院)、HT-6M(中国科学院等离子体物理研究所)。在这些装置的成功研制过程中，组建并锻炼了一批聚变工程队伍。中国科学家在这些托卡马克装置上开展了一系列重要研究工作。自上世纪90年代以来，我国开展了中型托卡马克发展计划，探索先进托卡马克经济运行模式和托卡马克稳态运行等问题。1994年，核工业西南物理研究院建成了HL-1M装置，用反馈控制取代了原来的厚铜壳，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。HL-1M装置综合性能指标达到了国际同类型同规模装置的先进水平，其实验研究数据列入ITER 实验数据库。中国科学院等离子体物理研究所同时建成并运行了世界上超导装置中第二大的HT-7 装置，在围绕长脉冲和稳态等离子体物理实验方面做了大量的工作，已经获得400 s、1000万度等离子体。2002年，核工业西南物理研究院在ASDEX 装置基础上，建成了 HL-2A 常规磁体托卡马克，开始一系列物理实验并取得丰硕的科研成果。

我国高校的磁约束核聚变研究已经有近半个世纪的历史。随着我国开始谈判加入 ITER 计划，高校的磁约束核聚变等离子体物理研究开始陆续恢复和发展，最有代表性的是中国科学技术大学和华中科技大学。中国科学技术大学是我国最早开展等离子体物理本科教育的大学，有近30年教学和研究历史，为国内外聚变研究机构培养了大批人才。华中科技大学通过国际合作，于2008 年完成了 TEXT-U 托卡马克装置(现更名为 J-TEXT)的重建工作。

中国科学技术大学是承担的 ITER 计划专项国内研究最重要的高校之一，承担了“托卡马克等离子体基本理论与数值模拟研究”、“托卡马克等离子体诊断技术研究”、“反场箍缩磁约束聚变位形研究”、“聚变堆燃烧等离子体诊断关键技术研究”等项目。目前，中国科学技术大学在国家磁约束聚变能源专项的支持下，正在设计建造科大反场箍缩(KTX)装置，其主要的科学目标之一就是从实验上进一步检验这个磁约束等离子体演化的新理论。KTX 设计目标为：半径比 3.625(R/r=1.45 m/0.4 m)，最大等离子体电流 1MA，无反馈时放电时间 10—30 ms，主动反馈控制时间100 ms。

J-TEXT 托卡马克是华中科技大学引进德克萨斯大学(奥斯丁)的聚变实验装置 TEXT-U 建造的。从2003年开始在国内恢复重建工作，到2007年9月实现了第一次等离子体放电。该装置具有偏滤器位形和电子回旋共振加热系统，运行区间从欧姆加热模式、低约束模式和限制器下高约束模式扩展到了偏滤器运行模式、射频加热下的高约束模式等。该装置的主要参数为：大环半径105 cm，等离子体截面半径 30 cm，环向场磁感应强度3.0 T，环向等离子体电流300 k A。

我国磁约束聚变理论和模拟的研究和国际领先水平还有一定的差距。近年来在国家磁约束聚变能源发展计划的大力支持下，我们在一些领域已经赶上或者超过国际领先水平。1