(核工業(yè)西南物理研究院,四川 成都 610225)

聚變能是最具潛力永久、穩(wěn)定地提供未來清潔能源的方式之一,以受控?zé)岷司圩優(yōu)槟繕?biāo)的物理研究和技術(shù)發(fā)展在國際上已經(jīng)進(jìn)行了半個(gè)多世紀(jì)。受控聚變能源,主要是利用下面幾個(gè)核反應(yīng)：

其中,D-T反應(yīng)最容易實(shí)現(xiàn)。為了實(shí)現(xiàn)D-T反應(yīng),要使兩個(gè)原子核獲得足夠的動(dòng)能用以克服電荷排斥力,“掉”入反應(yīng)勢(shì)井內(nèi)。物理上可以用反應(yīng)截面來描述,D-T核反應(yīng)的最大截面在溫度達(dá)到50 keV(1 eV～11 600 K)時(shí)產(chǎn)生,而當(dāng)動(dòng)能為10 keV(～1億℃)時(shí)就有足夠的反應(yīng)截面。據(jù)此推算可得聚變“點(diǎn)火”的必要條件(即：三乘積條件)為[1]：

所謂點(diǎn)火,是指聚變反應(yīng)可以持續(xù),此時(shí)的輸出能量遠(yuǎn)大于輸入能量。達(dá)到如此高溫的氘和氚呈等離子態(tài),為了能將高溫高密度的等離子體長時(shí)間保持住,磁場是一種有效的約束方式。為此,從1960年代起,國際上出現(xiàn)了多種類型的磁約束裝置,用于驗(yàn)證磁場約束等離子體的科學(xué)可行性并深入開展對(duì)等離子體物理進(jìn)行研究,這些裝置包括托卡馬克、角向箍縮、Z箍縮、磁鏡、反場箍縮、仿星器等。1969年,蘇聯(lián)托卡馬克T-3[2]成功獲得1 keV的高溫等離子體,1970年被美國的ST[3]驗(yàn)證,使該類型聚變實(shí)驗(yàn)裝置異軍突起。托卡馬克(Tokamak)是蘇聯(lián)科學(xué)家發(fā)明的磁約束位形,“Tokamak”一詞來自環(huán)形(Toroidal)、真空室(Kamera)、磁體(Magnet)、線圈(Kotushka)四個(gè)俄語單詞的詞頭縮寫。隨著眾多的托卡馬克[4-9]投入實(shí)驗(yàn),加深了對(duì)等離子體物理的認(rèn)識(shí),等離子體位形得以優(yōu)化設(shè)計(jì)、宏觀不穩(wěn)定性控制方法進(jìn)行了研究、高效的約束模式被發(fā)現(xiàn),等離子體參數(shù)有了極大的提高。1990年代,美國TFTR[10]和歐盟JET[11]裝置的D-T運(yùn)行,等離子體溫度超過30 keV,聚變輸出功率與注入的加熱功率基本持平(即能量增益Q～1),驗(yàn)證了科學(xué)意義上的可行性。繼而,日本JT-60U[12]托卡馬克的D-D運(yùn)行(折合為D-T功率)也完成了此項(xiàng)驗(yàn)證。

中國于20世紀(jì)60年代開始布局受控聚變領(lǐng)域的研究工作,先后完成了角向箍縮、磁鏡、反場、仿星器、托卡馬克等類型的聚變實(shí)驗(yàn)裝置[13]的設(shè)計(jì)建造和物理實(shí)驗(yàn)。隨著托卡馬克裝置在國際上的成功,中國核工業(yè)集團(tuán)有限公司(簡稱“中核集團(tuán)”)也將有限的力量集中到了此類裝置上,持續(xù)的科研投入取得了技術(shù)上的突破和物理研究上的進(jìn)展,從早期的積極跟蹤,到現(xiàn)在ITER的同平臺(tái)國際合作,以及領(lǐng)先的聚變堆設(shè)計(jì)。

1 托卡馬克實(shí)驗(yàn)裝置發(fā)展及物理研究

國內(nèi)許多研究機(jī)構(gòu)和大學(xué)都建有中小型托卡馬克,可以進(jìn)行基本的等離子體物理研究。20世紀(jì)70年代,中核集團(tuán)就開始著手聚變實(shí)驗(yàn)裝置的設(shè)計(jì)和研發(fā),并分階段持續(xù)建造了多臺(tái)大中型托卡馬克實(shí)驗(yàn),等離子體參數(shù)水平不斷提高,物理研究不斷深入。

1.1 環(huán)流器一號(hào)及新一號(hào)(HL-1/1M)

HL-1托卡馬克是我國第一臺(tái)大型聚變科學(xué)實(shí)驗(yàn)裝置,20世紀(jì)70年代初開始設(shè)計(jì),1984年建成并投入運(yùn)行[14],名稱來源于Tokamak中文翻譯“環(huán)流”拼音的首字母。該裝置是我國完全自行設(shè)計(jì)和建造的托卡馬克裝置,主要用于驗(yàn)證托卡馬克位形,發(fā)展高溫等離子體診斷技術(shù),開展托卡馬克基礎(chǔ)物理研究。HL-1裝置是我國磁約束聚變進(jìn)入大規(guī)模物理實(shí)驗(yàn)研究的一個(gè)重要的里程碑。

HL-1是一個(gè)圓截面托卡馬克,其等離子體電流達(dá)到225 kA(設(shè)計(jì)值為400 kA)。真空室形狀類似汽車輪胎,大半徑為1.02 m,小半徑為0.2 m；磁體系統(tǒng)包括設(shè)計(jì)值為5.0 T環(huán)向場線圈,內(nèi)外垂直場線圈,歐姆場線圈等。裝置真空室外設(shè)計(jì)有厚度為5.0 cm的厚銅殼作為被動(dòng)導(dǎo)體,利用渦流控制位移以保持等離子體平衡。隨著運(yùn)行水平的提高,特別是等離子體反饋控制技術(shù)的發(fā)展,對(duì)HL-1裝置進(jìn)行了必要的改進(jìn)。首先是去除厚銅殼,全面采用等離子體位置實(shí)時(shí)反饋控制技術(shù)；擴(kuò)大裝置小半徑為0.26 m,提高等離子體電流；增加窗口,為大功率輔助加熱系統(tǒng)的建立和先進(jìn)診斷系統(tǒng)的布局提供條件,有利于等離子體參數(shù)的提高和廣泛的物理研究。1994年,中國環(huán)流器新一號(hào)(HL-1M)改建成功[15],等離子體電流達(dá)到320 kA(設(shè)計(jì)值為450 kA),其研究目標(biāo)主要是探索和開展強(qiáng)輔助加熱,先進(jìn)加料和控制,更高參數(shù)條件下的等離子體物理實(shí)驗(yàn),及等離子體電流、位置、密度反饋控制技術(shù)的實(shí)現(xiàn)和優(yōu)化。圖1為HL-1和HL-1 M裝置照片。

圖1 HL-1(上)和HL-1 M(下)托卡馬克Fig.1 Tokamak HL-1 (left) and HL-1 M (right)

HL-1/1 M裝置的物理實(shí)驗(yàn)取得了眾多重要成果[16-22],其中在等離子體加料、約束、邊緣物理和高能粒子物理方面取得了多項(xiàng)國內(nèi)外有影響的研究成果：1)利用原創(chuàng)的超聲分子束加料技術(shù)大大提高了加料效率,使密度超過格林伍德(Greenwald)極限。這種先進(jìn)的加料技術(shù)已經(jīng)走向世界,被多個(gè)裝置應(yīng)用；2)利用偏壓孔欄開展了類高約束模(H-mode)的實(shí)驗(yàn)研究,為等離子體約束和邊緣湍流的實(shí)驗(yàn)研究打下了很好的基礎(chǔ)；3)利用電子回旋加熱和電流驅(qū)動(dòng)開展了高能量電子物理的實(shí)驗(yàn)研究,在國際上首先觀測(cè)到完全由高能電子激發(fā)的魚骨模不穩(wěn)定性,并發(fā)現(xiàn)了低雜波對(duì)魚骨模的影響;4)另外,在磁流體不穩(wěn)定性,等離子體與器壁相互作用方面也的到重要的實(shí)驗(yàn)結(jié)果。

1.2 中國環(huán)流器二號(hào)A(HL-2A)

HL-2A是我國第一臺(tái)具有偏濾器位形的托卡馬克,大半徑1.65 m,小半徑0.40 m,等離子體電流500 kA,環(huán)向場2.8 T,2002年開始等離子體放電實(shí)驗(yàn)[22]。裝置的科學(xué)目標(biāo)是：1)偏濾器位形運(yùn)行,研究雜質(zhì)控制和粒子輸運(yùn)；2)高約束模(H模)、高參數(shù)等離子體下的物理研究；3)聚變技術(shù)研發(fā)及人才培養(yǎng)。

偏濾器位形是先進(jìn)托卡馬克運(yùn)行的一個(gè)重要特征,偏濾器也是聚變堆的一種重要部件；等離子體高約束模(H模)是ITER及其它聚變堆的基本運(yùn)行模式,它能大幅度地改善等離子體的約束性能,并提高聚變堆的經(jīng)濟(jì)性。HL-2A上通過提高關(guān)鍵診斷系統(tǒng)的能力和精度,借助模擬計(jì)算與實(shí)驗(yàn)信號(hào)比對(duì),不斷優(yōu)化位形控制精度,于2003年在國內(nèi)首次實(shí)現(xiàn)偏濾器位形放電[23],見圖2(a)。為實(shí)現(xiàn)H模運(yùn)行,在三方面進(jìn)行了放電優(yōu)化：1)大力提升加熱功率并達(dá)到轉(zhuǎn)換閾值,特別是中性束注入(NBI)加熱功率；2)有效的器壁處理,控制工作氣體循環(huán)和雜質(zhì)濃度；3)精確的等離子體位形控制。2009年4月,HL-2A首次實(shí)現(xiàn)H模運(yùn)行[24],在繼歐盟、美國和日本之后,具備了開展H模物理研究的能力,典型放電參數(shù)如圖2(b)所示。

在實(shí)驗(yàn)中,利用HL-2A獨(dú)特的極向封閉偏濾器,在高參數(shù)等離子體條件下開展了眾多方向的物理研究,如偏濾器和刮離層、器壁處理和再循環(huán)控制、等離子體輸運(yùn)與約束改善、磁流體不穩(wěn)定性、輔助加熱和電流驅(qū)動(dòng)、等離子體參數(shù)剖面控制以及相關(guān)工程技術(shù)等。通過上述研究提高了對(duì)復(fù)雜偏濾器等離子體物理的認(rèn)識(shí),加深了對(duì)偏濾器物理和高約束等先進(jìn)運(yùn)行模式等問題的理解[25-31]。此外,HL-2A還在ITER相關(guān)的湍流與輸運(yùn)、H模物理、高能量粒子物理等前沿問題研究領(lǐng)域取得了重大進(jìn)展,獲得了一系列具有開拓性的原創(chuàng)科學(xué)成果[32-41]。

圖2 HL-2A裝置典型的實(shí)驗(yàn)波形組圖Fig.2 Typical experiment waveforms on HL-2A

1.3 中國環(huán)流器二號(hào)M(HL-2 M)

HL-2 M托卡馬克的建造瞄準(zhǔn)解決ITER裝置物理及工程技術(shù)問題的需要,是聚變堆實(shí)驗(yàn)不可或缺的衛(wèi)星裝置,也是我國受控聚變研究中一個(gè)重要的步驟,其科學(xué)目標(biāo)為：1)產(chǎn)生近堆芯參數(shù)的高性能等離子體,為聚變對(duì)物理研究提供必要的實(shí)驗(yàn)平臺(tái)；2)研發(fā)關(guān)鍵技術(shù),為下一代聚變堆的建造積累技術(shù)能力；3)開展廣泛的物理實(shí)驗(yàn)研究,培養(yǎng)優(yōu)秀人才。

緊扣HL-2 M托卡馬克的目標(biāo),設(shè)計(jì)的等離子體電流為2.5 MA,環(huán)向磁場為2.2 T。裝置大半徑1.78 m,小半徑0.65 m；中性束加熱功率15 MW,電子回旋加熱8 MW,低混雜波功率4 MW,設(shè)計(jì)有先進(jìn)位形的偏濾器結(jié)構(gòu)。圖3給出了可實(shí)現(xiàn)的多種位形和偏濾器結(jié)構(gòu),這樣的設(shè)計(jì)提升了物理研究的廣度和靈活性。

圖3 各種等離子體位形,從左到右分別是標(biāo)準(zhǔn)、大三角形變、反D、先進(jìn)偏濾器等位形Fig.3 Plasma configuration on HL-2M.Standard,big tri-angularity,reversed Dand advanced divertor configurations (from the left to right)

為了高效地實(shí)現(xiàn)位形的易控和變化要求,裝置的極向場線圈體系布置在真空室與環(huán)向場線圈之間。極向場線圈包括：中心柱歐姆場線圈CS,成形場線圈PF1～8,主要用于等離子體位形控制。PF成形場線圈為上下對(duì)稱結(jié)構(gòu),共8對(duì)16個(gè)。

HL-2 M上主等離子體標(biāo)準(zhǔn)位形為D型,可以產(chǎn)生拉長率為2.0并具有大三角形變的等離子體,有利于改善約束。常用的標(biāo)準(zhǔn)偏濾器位形與ITER的相近,以便深入研究ITER的物理課題。經(jīng)過優(yōu)化設(shè)計(jì),HL-2 M還具備運(yùn)行雪花偏濾器和三叉偏濾器等多種先進(jìn)偏濾器位形。所謂先進(jìn)偏濾器,是指為了研究和解決等離子體粒子流和熱流在偏濾器靶板上的沉積過高,極易引起靶板損傷這一關(guān)鍵問題。

目前,HL-2 M托卡馬克正在進(jìn)行系統(tǒng)集成安裝,近期將投入實(shí)驗(yàn)運(yùn)行。

2 聚變堆設(shè)計(jì)研究

磁約束聚變堆的工程研究是通往未來能源應(yīng)用的必要一步,目的是驗(yàn)證其工程可能性。要完成工程可行性的探索,需要建造一系列不同用途的聚變?cè)囼?yàn)堆,進(jìn)行必要的等離子體自持燃燒、材料驗(yàn)證、核安全體系建設(shè)等方面的研究。在世界各國利用大型托卡馬克實(shí)驗(yàn)裝置進(jìn)行研究的同時(shí),建造一臺(tái)大型聚變堆進(jìn)行工程實(shí)驗(yàn)研究是必要的。

2.1 國際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆(ITER)

基于國際合作,有7方(中國、歐盟、印度、日本、韓國、俄羅斯、美國)參與設(shè)計(jì)、建造ITER裝置及未來的實(shí)驗(yàn),地點(diǎn)在法國的卡達(dá)拉奇(Cadarache),采用托卡馬克位形。圖4給出了ITER裝置剖面圖。其科學(xué)目標(biāo)為[42]：1)以穩(wěn)態(tài)為最終目標(biāo)證明受控點(diǎn)火和氘氚等離子體的持續(xù)燃燒；2)在核聚變綜合系統(tǒng)中驗(yàn)證核反應(yīng)相關(guān)的重要技術(shù)；3)對(duì)聚變能和平利用所需要的高熱通量和核輻照部件進(jìn)行綜合實(shí)驗(yàn)。

圖4 ITER裝置剖面圖Fig.4 Configuration of ITER Tokamak

根據(jù)以往的研究結(jié)論,瞄準(zhǔn)燃燒等離子體的科學(xué)目標(biāo),ITER設(shè)計(jì)的裝置大半徑為6.2 m,小半徑2.0 m,環(huán)向場5.3 T,等離子體電流15 MA。為了達(dá)到穩(wěn)態(tài)“點(diǎn)火”的目的,設(shè)計(jì)的總加熱功率為73 MW,等離子體存在時(shí)間3600 s,聚變功率500 MW,功率增益Q>10。同時(shí),在物理上設(shè)計(jì)了多種運(yùn)行模式,以完成不同目標(biāo)的實(shí)驗(yàn)。

我國全面參與ITER項(xiàng)目的管理、設(shè)計(jì)、建造、安裝及將來的實(shí)驗(yàn)運(yùn)行等領(lǐng)域工作,以實(shí)物的方式提供絕大多數(shù)建設(shè)投資,包括第一壁、屏蔽包層、氚燃料注入、器壁放電清洗、等離子體診斷、超導(dǎo)線材、超導(dǎo)磁體、磁體饋線、磁體電源、磁體支撐、產(chǎn)氚包層等。中核集團(tuán)根據(jù)自身優(yōu)勢(shì)及多年的研究積累,全面負(fù)責(zé)燃料注入、包層、中子測(cè)量、產(chǎn)氚技術(shù)等多方面核技術(shù)系統(tǒng)研發(fā),同時(shí)與多方合作負(fù)責(zé)主機(jī)的系統(tǒng)集成安裝工作。

2.2 中國聚變工程試驗(yàn)堆(CFETR)

對(duì)于工程可行性的研究來講,ITER只能進(jìn)行有限的聚變堆工程技術(shù)實(shí)驗(yàn)。為此,國際上除了合作建設(shè)ITER之外,許多國家都在積極發(fā)展自己的聚變堆計(jì)劃,用于下一步的研究,如美國的FNSF-ST/AT、俄羅斯的T-15 MD和IGNITOR、歐盟的EU-DEMO、日本的DEMO、韓國的KO-DEMO等,但其各自的科學(xué)目標(biāo)略有不同。

基于同樣的目的,我國也正在集全國精英,積極全面地進(jìn)行“中國聚變工程試驗(yàn)堆(CFETR)”的設(shè)計(jì)工作,中核集團(tuán)全面參與CFETR的科學(xué)目標(biāo)制定及總體設(shè)計(jì)、物理設(shè)計(jì)、核安全體系建立及總體設(shè)計(jì)、裝置主機(jī)工程集成設(shè)計(jì)、裝置輔助系統(tǒng)設(shè)計(jì)、數(shù)據(jù)庫管理等工作。CFETR的科學(xué)目標(biāo)為：1)實(shí)現(xiàn)自持聚變?nèi)紵?)實(shí)現(xiàn)氚自持；3)進(jìn)行聚變科學(xué)、材料、部件等方面研究并建立核數(shù)據(jù)庫；4)建立聚變堆核安全及標(biāo)準(zhǔn)體系。圖5給出了CFETR的設(shè)計(jì)圖。

圖5 CFETR設(shè)計(jì)模型圖Fig.5 Design model of CFETR

根據(jù)裝置的科學(xué)目標(biāo),CFETR要求有比ITER更穩(wěn)定的運(yùn)行指標(biāo)和更大的聚變功率輸出,故設(shè)計(jì)的大半徑為7.2 m,小半徑為2.2 m,磁場為6.5 T,等離子體電流為14 MA,聚變功率為2 000 MW(最大值),功率增益Q～30。為了達(dá)到自持穩(wěn)定燃燒,對(duì)運(yùn)行模式的物理設(shè)計(jì)中要求有較高份額的等離子體自舉電流和對(duì)高能量α粒子的約束；為了實(shí)現(xiàn)燃料自持,設(shè)計(jì)有產(chǎn)氚包層,先進(jìn)偏濾器,以及適當(dāng)、可控的粒子約束能力。

3 總結(jié)和展望

經(jīng)過逾半個(gè)世紀(jì)的發(fā)展,中核集團(tuán)持續(xù)不斷地開展受控聚變的研究,先后主導(dǎo)和參與研發(fā)了多個(gè)托卡馬克(見表1),裝置的參數(shù)不斷提高,規(guī)模不斷增大。這些裝置的建設(shè)和研究從最初HL-1的跟隨驗(yàn)證托卡馬克位形的有效性,到參加ITER項(xiàng)目在最前沿舞臺(tái)進(jìn)行國際合作和競爭,再到目前CFETR設(shè)計(jì),為我國聚變事業(yè)的進(jìn)步和發(fā)展起到了至關(guān)重要的作用。

表1 各托卡馬克裝置的參數(shù)

受控聚變裝置的物理實(shí)驗(yàn)研究以達(dá)到“點(diǎn)火”條件并提供穩(wěn)定的聚變能應(yīng)用為目的,增大裝置尺寸、提高等離子體電流和加熱功率有助于達(dá)到點(diǎn)火條件。圖6顯示了多個(gè)托卡馬克裝置在“三乘積”坐標(biāo)中的位置,圖中可以看到,從HL-1到HL-2 M托卡馬克,隨著裝置尺寸規(guī)模和加熱水平的提高,距“點(diǎn)火”就更進(jìn)一步。如想達(dá)到“點(diǎn)火”條件托卡馬克的規(guī)模將會(huì)進(jìn)一步增大,與ITER和CFETR等聚變堆一樣,將是一代巨型裝置。

圖6 各托卡馬克在三乘積坐標(biāo)系中的位置[43]Fig 6 Positions of Tokamaks on the “nτ·T” coordinates[43].

在聚變能的利用上,托卡馬克裝置已經(jīng)完成了科學(xué)可行性(Q～1)的驗(yàn)證,進(jìn)一步的工程可行性驗(yàn)證將使用一系列聚變堆來演示,裝置的規(guī)模、復(fù)雜性、運(yùn)行難度將大幅提高。為了使聚變堆(如ITER)的運(yùn)行水平進(jìn)一步提高,以及未來聚變堆的設(shè)計(jì)更加優(yōu)化,在聚變堆進(jìn)行實(shí)驗(yàn)的同時(shí)利用一系列大型托卡馬克實(shí)驗(yàn)裝置對(duì)基礎(chǔ)物理問題和技術(shù)難點(diǎn)的研究是必要的,為此一些新設(shè)計(jì)和建造的裝置(如日本的JT-60SA)應(yīng)運(yùn)而生。另外,國際上也在積極探討其他類型的聚變裝置(如德國的仿星器W-7X)。