可控核聚变与国际热核实验堆(ITER)计划

冯开明（核工业西南物理研究院，四川　成都　610041）

可控核聚变与国际热核实验堆(ITER)计划

冯开明（核工业西南物理研究院，四川成都610041）

摘要：介绍了我国能源的基本情况，核聚变能和可控核聚变的基本原理，以及国际热核聚变实验堆ITER的历史与现状。对我国磁约束核聚变的研究发展历程做了简要的回顾。

关键词：可控核聚变；ITER计划；托卡马克

能源是社会经济发展的物质基础，随着社会的发展和人类文明的进步，人类对能源的需求也越来越大。从化石燃料提供的能源来看，地球上的化石燃料资源有限，煤储量有可能维持200年左右，石油、天然气仅能维持几十年，所以从长远来看，核能将是继石油、煤和天然气之后的主要能源，人类将从“石油文明”走向“核能文明”。目前我国正在运行的核电站都是核裂变电站，核裂变虽然能产生巨大的能量，但远远比不上核聚变。另外，裂变堆的核燃料蕴藏极为有限，而且存在棘手的废物处置问题。因此，核聚变能被称为人类未来的永久能源。

从我国巨大的能源需求、资源的限制、环境的压力和核聚变研究进展来看，发展聚变能是改善未来能源结构，推动在半世纪实现能源顺利换代的根本出路。经过近半个世纪的努力，国际聚变研究已经取得长足的进展，由欧盟、中、日、俄、美、韩、印七方参与的国际热核聚变实验堆ITER计划，已经进入建设阶段。为此，国家有关部门已经将磁约束核聚变研究列入国家中长期科技发展规划，推动我国核聚变研究的发展。

1　核聚变能是理想的能源

太阳的能量来自轻核聚变反应。太阳每秒将6.57亿t氢聚变成氦，亏损的质量转化成巨大的太阳能，成为支持太阳系统内一切活动的能量源泉。氘-氚聚变反应将释放巨大的能量，一升海水中含30 mg氘，通过聚变反应可释放出的能量相当于300多升汽油的能量，而反应产物是无放射性的。这就是说，1 L海水可产生相当于300 L汽油的能量。一座100万kW的核聚变电站，每年耗氘量只需304 kg。据估计，天然存在于海水中的氘有45亿t，把海水中的氘通过核聚变转化为能源，按目前世界能源消耗水平，足以满足人类未来几十亿年对能源的需求。但是在地球上实现持续的轻核聚变反应，要求相当苛刻的条件。它要求产生热核聚变的等离子体维持足够高的温度、密度的约束时间，达到劳逊条件（温度×密度×能量约束时间，或称聚变三乘积）。例如，实现氘-氚聚变反应的条件是：等离子体温度达2亿℃，同时粒子数密度达1020m-3，能量约束时间超过1 s。在这样极高的温度下，所有物质都变成完全电离的气体-等离子体。利用强磁场可以很好地约束带电粒子，将等离子体约束在一种特殊称为真空室的磁容器中，并将聚变燃料加热至数亿摄氏度高温，以实现可控聚变反应并获得聚变能。由于实现可控聚变的条件十分苛刻，因此，聚变能源的开发和应用被认为是人类科学技术史上遇到的最具挑战性的特大科学工程。

核聚变能又是一种洁净安全的能源。聚变燃料是按一定速度和数量加入，任何时候在反应室内的聚变燃料数量都不大，在进行核聚变反应时，即使失控也不会产生严重事故。此外，它不产生二氧化碳和二氧化硫等有害气体，也不会像核裂变那样产生大量裂变产物，特别是半衰期长的锕系元素。核聚变的反应产物是无放射性的惰性气体氦，所产生的放射性物质只是可能泄漏的微量氚和半衰期很短的活化材料。因此，聚变能将是人类可持续发展的最理想的清洁而又资源无限的新能源。

2　可控核聚变研究进展

实现受控核聚变有磁约束和惯性约束两种途径。国际磁约束核聚变研究始于20世纪50年代，经历了从最初的少数几个核大国进行秘密研究阶段，到50年代末的技术解密，再到60年代后世界范围内很多国家合作参与的研究阶段。在磁约束受控核聚变途径的探索方面，也经历了从快箍缩、磁镜、仿星器等途径。从80年代开始，主要集中于以托卡马克装置为主的研究途径上。虽然从发展聚变堆的角度来看，托卡马克目前仍有一些关键问题需要通过实验加以验证，公认的是只有它才具备建造实验性聚变反应堆的基本条件。图1为托卡马克装置的主要部件示意图[1]。

图1　托卡马克装置的主要部件示意图Fig.1　Main components of Tokamak device

20世纪80年代以来， 国际磁约束受控核聚变研究取得了显著进展，一批大型和超大型托卡马克装置（美国的TFTR、欧共体的JET、日本的JT-60U、苏联的T-15等)相继建成并投入运行。多项聚变工程关键技术迅速发展、高温等离子体的参数逐渐提高， 主要物理参数已接近达到为实现受控核聚变所要求的数值。在典型的装置上，聚变燃料已可被加热到2亿～4亿℃的高温，表征聚变反应率最重要参数（聚变三乘积）已达到1.5×1021keV/m3·s，人类已经看到了实现聚变能源的曙光。

进入90年代， 国际受控核聚变研究取得了突破性的进展。1991年末，人类首次用可控的方法在欧洲共同体联合环JET装置上进行了首次氘-氚放电实验，获得聚变能达到3.4 MJ，聚变功率达到1.7 MW。随后， 在美国普林斯顿大学的TFTR装置上的氘-氚放电也获得成功， 其输出的功率更高， 达到了10.7 MW，获得聚变能6.5 MJ。1997年JET装置创下了输出聚变功率16.1 MW、聚变能21.7 MJ的世界纪录。1998年，在日本原子能研究所的JT-60U托卡马克装置上进行的D-D反应的实验，其等效的氘-氚聚变反应的能量增益因子Q（能量增益因子定义为，聚变反应产生的能量与输入装置能量之比）已达到1.25。这些突破性进展宣告了以托卡马克为代表的磁约束核聚变的科学可行性在实验上已经得到了证实。

在进行磁约束研究的同时，20世纪60年代以来，由于激光的出现，惯性约束核聚变途径也在探索之中。随着近年来大功率激光技术、粒子束技术的发展，惯性约束聚变研究也取得了重大的进展。关于核聚变的“点火”问题，激光技术的发展，使可控核聚变的“点火”难题有了解决的可能。目前，世界上最大激光输出功率达100万亿瓦，足以“点燃”核聚变。除激光外，利用超高额微波加热法，也可达到“点火”温度。世界上不少国家都在积极研究受控热核反应的理论和技术，美国、俄罗斯、日本和西欧国家的研究已经取得了可喜的进展。

受控核聚变研究的最终目标是建成资源极其丰富、经济性能优异、安全可靠、无环境污染的核聚变电站， 使之成为人类未来的永久能源。国际上将受控核聚变研究的发展分为6个阶段[2]， 即：（1）原理性研究阶段；（2）规模实验阶段；（3）点火装置试验阶段（氘-氚燃烧实验)；（4）反应堆工程物理实验阶段；（5）示范聚变电站阶段；（6）商用聚变电站阶段。国际聚变界正处在点火装置即氘-氚燃烧实验阶段，并逐步向聚变反应堆工程物理实验阶段过渡。由国际原子能机构（IAEA）主持的等离子体物理与受控热核聚变国际会议于1996年更名为聚变能国际会议，这标志着核聚变研究已经从基础科学研究转入实质性聚变能源战略研究和反应堆原理性研究与发展阶段。

国际聚变界在托卡马克装置稳步前进的同时，正在努力探索大幅度提高聚变电站经济竞争力的途径。开展密实型堆芯等离子体约束的研究，如低径比托卡马克，反场箍缩等位形。建造了一批兆安离子体电流级的低径比托卡马克装置，开展大幅度提高等离子体芯部和包层等核岛的功率密度的研究。如美国自1998年开始，执行两个为期三年，多个研究机构合作的项目：先进功率提取研究和面向等离子体的先进液体表面研究，目的是提出并进行各种创新性概念的评估，选出可行的方案，为随后的研究和发展计划做好准备。

3　国际热核实验堆ITER计划

3.1ITER计划概述

由于在托卡马克聚变研究的道路上取得了稳步的实质性进展，1985年，美苏首脑在日内瓦峰会上提出建造国际热核聚变实验堆（International Thermo-nuclear Experiment Reactor， ITER）。此后在欧、美、日、俄四方科学家与工程师的合作努力下，于1998年完成了ITER的工程设计（Engineering Design Activity， EDA），当时的预算为100亿美元[1]。其间，ITER大量研究和发展工作、一系列原型部件模块的成功制造和实验，论证了实验性聚变堆的工程技术可行性。在ITER的长期设计过程中，托卡马克实验不断取得进展，原设计依据的较低的约束模式逐步被当前大中型实验装置弃用，更好的高约束运行模式在近几年的实验中逐渐被了解和掌握，ITER计划被要求改进设计。改进设计的目标是100亿元的建造费用显得过高，需要研究降低造价。同时，又能达到所需的物理要求，解决建堆有关的关键问题。自1998年夏天以来，ITER计划开展了为期三年的ITER降低费用设计研究，称为ITER-RC。美国由于其国内聚变政策调整，于1998年宣布退出ITER计划。此后，欧、日、俄三方仍然全力推进ITER的改进设计，到2001年完成了基于新运行模式的工程设计及大部分部件与技术的研发工作。新的设计称为ITER-FEAT（Fusion Energy Advanced Tokamak），新设计在维持ITER原有的主要物理与工程目标的条件下，经费被降到约46亿美元，预计的建设期为10年，运行实验期为20年。

将ITER建在何处，一直是一个十分棘手的政治和技术问题。当时参与ITER计划的六方为此进行了长达两年的艰苦谈判，最后六方于2005年6月达成了将ITER建造在法国卡达拉奇的协议并同意了ITER新设计和部件预研。这六方中，除欧、日、俄三方外，中国、美国和韩国分别在2003年的1月、2月和7月加入ITER计划的谈判。随后，印度也于2005年底加入ITER计划。ITER计划的七方于2006年6月在布鲁塞尔签署了合作建造ITER的政府间协议，根据ITER计划的最新进展，按原定的计划ITER将在2016年前建成并投入实验。ITER装置的概貌和基本设计参数如图2和表1所示。

图2　ITER装置示意图[3]Fig.2　Sketch of ITER

由国际上主要核国家的聚变界参与，历时10多年，耗资近15亿美元启动的ITER项目，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。ITER计划的成功实施，将全面验证聚变能源开发利用的科学可行性和工程可行性，是人类受控热核聚变研究走向实用的关键一步。

需要指出的是，ITER计划的七方在参与该工作的同时，都有各国独立的核聚变研究计划，力争在国际核聚变开发研究中占有一定的位置[5]。

表1　ITER装置的基本参数[4]Table 1　Main parameters of ITER device

3.2ITER的科学和工程目标

近40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技术基础，经过ITER六方专家的技术评估和论证，认为上述科学与工程技术目标是完全能够实现的（见图3）。

图3　已完成的ITER最关键部件的技术研发[4]Fig.3　Completed R&D of key components

ITER计划采纳了40年来全世界核聚变研究的丰硕成果，设计的聚变功率50万kW，等离子体持续时间大于500 s。ITER对聚变研究具有重大的作用，它将综合演示聚变堆的工程可行性，进行长脉冲或稳态运行的高参数等离子体物理实验。各国科学家寄希望于这座核聚变堆在受控核聚变攻关中实现质的飞跃，证实受控核聚变能的开发在技术上和工程上都具有现实性。如果实验堆ITER如期建成， 则一座电功率为百万千瓦级的示范核聚变电站可望在2025年前后建成，进而在2050年左右实现聚变电站的商用化。

3.3ITER实验包层模块计划

ITER是具有500 MW聚变功率、可持续燃烧500 s的、世界上第一个热核聚变实验堆。在热核聚变环境下，它将为人类发展聚变能提供前所未有的物理和工程实验平台。在其目标中，验证聚变燃料氚增殖和自持技术，是建造ITER的最重要的工程实验目标之一。

ITER包层分为屏蔽包层和实验包层两种。其中屏蔽包层主要用于装置的辐射防护，在已经完成的ITER-FEAT设计中有较完善的包层设计和技术研发。而实验包层模块（Test Blanket Module，TBM)，主要用于对未来商用示范聚变堆（DEMO)产氚和能量获取技术进行实验，同时用于对设计工具、程序、数据等的验证和在一定程度上对聚变堆材料进行综合测试。实验包层由各参与方提出自己的模块设计、技术研发与实验方案[6]。

在ITER装置上设置了三个用于产氚实验包层的窗口。早期的ITER-TBM被称为产氚实验包层模块，只在ITER的D-T运行阶段投入实验。后来改称为实验包层模块，期望在ITER运行的第一天投入实验。在ITER的不同运行阶段（H-H、D-D、D-T）安放不同的实验包层模块，依次进行电磁、热工水力、氚增殖和整体性能的实验。

根据国家聚变能源发展战略，中国ITER计划有关方面已经确定：中国将全面参与ITER产氚实验包层模块计划，并在ITER装置上进行氦冷锂陶瓷氚增殖剂的产氚实验包层模块（TBM）实验，中国固态氚增殖剂TBM将安装在ITER的二号实验窗口内进行实验[4]。目前，由核工业西南物理研究院牵头正在进行的氦冷固态ITER-TBM的设计与前期技术研发工作（见图4 )[7]，该项目已被国家列入ITER计划重大专项中。实施TBM计划将为在我国发展聚变示范堆DEMO，特别是包层技术奠定坚实的基础。

4　我国核聚变进展历程

4.1托卡马克实验

1984年前，我国核聚变研究主要以物理和技术探索为主，国内先后建成了二十几台不同类型的实验装置，开展了一系列的实验研究。

1984年以后，我国核聚变研究取得了很大的发展，托卡马克成为主要研究途径。核工业西南物理研究院是我国最早从事核聚变的研究基地，中国环流器一号（HL-1）装置于1984年在该院建成并投入运行（见图5）。经过8年的运行实验达到了预期目标，主要进行兆瓦级二级加热、电流驱动、多发弹丸注入加料、偏压孔栏等单项及组合实验研究，在强辅助加热条件下，对等离子体的品质参数、约束性能和边缘等离子体的特性等进行了物理实验研究，达到指标分别为Ip=200 kA，Ti=0.87 keV，Te=1.8 keV，ne=1.1×1020m-3，放电时间达到1.6 s。HL-1于1992年改建成HL-1M，1995年通过部级验收，在加热功率、位移控制、壁处理和诊断手段上都作了重大改进和提高，放电时间4 s，BT=2.8 T，ne=8×1019m-3，Ip=320 kA，其参数达到国际上同类型规模装置的先进水平。

图4　中国固态氚增殖剂ITER-TBM示意图Fig.4　Chinese solid breeder TBM

图5　中国环流器一号（HL-1）Fig.5　HL-1 Tokamak device

“九五”期间，中国环流器二号A（HL-2A）装置通过国家立项建造（见图6），2002年建成并成功投入实验运行。HL-2A装置是我国第一个具有偏滤器位形的大型托卡马克装置，目前装置放电参数达到等离子体电流400 kA、磁场强度2.65 T、等离子体存在时间2 960 ms。

图6　中国环流器二号A装置（HL-2A）Fig.6　HL-2A Tokamak device

中国科学院等离子体物理研究所也是我国核聚变研究基地之一，主要从事磁约束等离子体科学基础研究，先后建成了HT-6B、HT-6M托卡马克装置和我国第一个超导托卡马克HT-7装置（见图7）。HT-7是目前世界上正在运行的4个超导托卡马克装置之一。在HT-7超导托卡马克装置上开展了众多高温等离子体物理基础和工程技术研究，取得了多项具有国际水平的研究成果。中科院等离子体所目前研究的侧重点为稳态（超导）技术与物理，通过国际合作和国家的大力支持，成功开始了超导托卡马克的研究计划。这一研究计划包括HT-7超导托卡马克和EAST大型非圆截面超导托卡马克。

图7　超导托可马克装置（HT-7）Fig.7　HT-7 superconducting Tokamak device

中国科技大学、清华大学、中科院北京物理所、华中科技大学、北京科技大学等高校和科研机构在核聚变研究领域的侧重点为核聚变与等离子体物理新概念探索性和基础性研究，培养聚变人才。

目前，以正在运行的中国环流器二号A（HL-2A）和EAST（见图8）两个聚变装置为代表，标志着我国磁约束核聚变研究已经跻身于世界中等规模实验装置的行列，综合实力和科学技术达到和接近了国际水平，大大提高了中国聚变研究在国际上的地位，为世界核聚变研究做出应有的贡献。

图8　超导托卡马克EASTFig.8　EAST superconducting Tokamak device

我国磁约束聚变研究在跟踪发展、不断创新上做出有自己特色的物理实验和研究成果，并在磁约束聚变研究装置与装备、广泛加强国际合作、培养跨世纪人才等诸多方面已具规模。

4.2聚变堆设计与工艺

在国际上，开展聚变-裂变混合堆的设计研究，是中国磁约束聚变能发展的另一个特色。利用远低于纯聚变堆参数的聚变堆芯做中子源，在包层中增殖裂变燃料或者转化处理裂变堆产生的长寿命放射性废物，构成放射性洁净核能新体系。混合堆是聚变能的中间应用（或称非电应用），它既可为发展纯聚变堆提供经验和技术基础，又可作为增殖裂变能资源、减少裂变废物的工具。在国家“863”计划的支持下，核工业西南物理研究院和中科院等离子体物理所进行了长期的混合堆的设计研究，先后完成了实验混合堆的详细概念设计和一些关键部件的工程概要设计，与此同时各项研发工作在不断取得进展。

自20世纪80年代中期以来，核工业西南物理研究院先后完成托卡马克工程试验混合堆系列概念设计（TETB、TETB-II、TETB-III）和托卡马克商用混合堆概念设计（TCB）。“八五”期间，完成“实验混合堆详细概念设计的中间报告和总报告”。“九五”期间，完成实验混合堆（FEB-E）工程堆概要设计（见图9）。此外，西南物理研究院还先后完成了商用聚变堆（STR）、D-3He先进燃料聚变堆、聚变-嬗变堆的概念设计研究。2001—2005年，完成了紧凑型聚变实验堆（CFER-ST）的工程概念设计研究。

图9　实验混合堆FEB-E模型图Fig.9　Model of FEB-E design

中国的混合堆研究成果在国际上产生了广泛的影响。开始时，西方国家以核扩散为由，反对这一研究计划。现在，混合堆在核能中的重要性已得到国际聚变界越来越多的认同和支持。

国际上处于聚变研究前列的国家已经从过去单一的设计转移到结合与聚变堆建造相关的工程设计和关键技术的研究，研发了整套比较成熟的设计软件。ITER计划是国际上聚变堆设计的成功范例。我国虽然已具有较好的聚变堆设计研究基础， 但在聚变堆工程设计平台和完善的设计体系等方面还有一定的差距。

在聚变堆材料与工艺方面，先后开展了先进的聚变堆材料（钒合金和第活性铁素体钢）与先进的液态偏滤器/限制器关键技术的基础研究；解决了合金高温热加工过程中的保护问题、杂质有效控制问题、性能优化问题和氢脆行为评价问题。开展了高纯钨和钨涂层制备工艺的探索、高热负荷性能实验，来研究裂纹在涂层中的形成和扩展机制和提出获得高性能涂层的途径的实验研究。先后建成了液态金属（钠-钾）实验回路（见图10）和改进的液态金属（钾-铟-锡）实验回路[9]，实验研究了液态金属包层/自由表面射流的MHD效应的可行性问题。在聚变堆工艺与材料研究方面， 国际上已进入材料工程可行性研究阶段，我国基本处于基础性研究阶段，缺少大型的、综合性的聚变堆工艺与材料实验测试平台。

图10　液态金属实验回路（LMEL）Fig.10　Liqid matel experiment loop (LMEL)

4.3DEMO发展战略

中国已有40余年受控核聚变研究发展历史，长期坚持以托卡马克为主要发展方向。目前在两大托卡马克装置HL-2A和HT-7上开展国际前沿物理研究，取得了令国际聚变界瞩目的成就。在国家“863计划”长达15年（1986—2000年）的支持下，中国的聚变堆研究取得了长足的进步，先后完成了不同堆型（磁镜、托卡马克）、不同用途（混合堆、工程实验堆、商用堆、D-3He 聚变堆）的托卡马克聚变堆系列设计研究[8]。同时，中国制定了“热堆-快堆-聚变堆”三步走的核能发展的基本战略。另外，我国自参加ITER计划谈判以来，已经承担了一批ITER工程研制任务，全面参与ITER实验包层模块（TBM）计划。这些成就为发展我国的示范聚变堆DEMO奠定了坚实的技术基础。

根据我国核能发展长期战略，发展DEMO的基本策略的建议是[10]：

（1）利用国内现有的聚变实验装置，如HL-2A、HT-7、EAST和升级装置，加强等离子体物理研究；

（2）加强国内聚变堆技术研究和基础技术实验平台与人才队伍建设；

（3）全面参与ITER计划，吸收ITER设计经验，承担ITER研制任务；掌握聚变堆设计、建造关键技术；

（4）加强与DEMO设计活动相关的国际合作（IEA，IAEA合作组织）；

（5）参与ITER TBM计划，开展聚变DEMO的前期设计与相关技术预研工作；

（6）加入国际聚变材料辐照试验装置IFMIF（International Fusion Materials Irradiation Facility，IFMIF）计划。

我国DEMO聚变堆发展路线的设想与预计的时间表如图11所示。根据我国国情，图11中工程实验聚变堆（ETR）的发展将可作为从ITER到DEMO的过渡阶段。国际上，欧洲提出了基于ITER技术的发展聚变能源的“快车道”（fast track）计划，从ITER直接过渡到商用聚变堆的技术路线。美国提出的聚变能源发展战略是在ITER和DEMO之间，需要建造一个部件实验装置CTF（Component Test Facility， CTF），解决发展DEMO的关键工程技术问题[5]。

图11　中国DEMO聚变堆发展时间表[9]Fig.11　Proposed schedule of China DEMO

5　结论

经过半个世纪各国科学家的共同努力，聚变研究已从科学实验阶段进入了发展实用的聚变能源阶段。回顾核聚变研究的历史，可以看到磁约束核聚变研究经国际上的密切合作与交流，在近20～30年间得到快速的发展，取得了巨大成就。开发聚变能的科学可行性已在托卡马克类型的磁约束聚变装置上得到证实，并取得了突破性进展。我国磁约束核聚变研究基本上与国际聚变研究同步发展，对国际上聚变研究做出了贡献。

国际热核聚变实验堆ITER的设计与建造，已经可以使人类看到光明的前景，但是实现聚变能的实际应用，仍是一个持久而不平坦的历程。这是因为除了要解决工程技术上的问题以外， 还要在能源市场上具有竞争力， 还需要一段相当长的发展时间。全面参与ITER计划，为我国的核聚变研究实现跨越式发展，为赶上国际先进水平提供了历史机遇，我国应不失时机地对聚变能的开发做出长远的战略性安排。

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[10] 冯开明. 中国DEMO聚变堆[R].中国DEMO聚变堆发展战略研讨会，2005.

中图分类号：TL62

文献标志码：A

文章编号：1674-1617（2009)03-0212-08

收稿日期：2009-04-13

作者简介：冯开明（1952－)，男，研究员，聚变科学研究所副总工程师，从事聚变堆理论与设计工作。

Controlled nuclear fusion and ITER project

FENG Kai-ming
(Southwestern Institute of Physics，CNNC，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China)

Abstract:The basic status of Chinese energy source， the principle of controlled nuclear fusion and the history and status of International Thermo-nuclear Experiment Reactor （ITER) are introduced briefly in this paper. Finally， the research and development course of magnetic confinement fusion in China are presented.

Key words:controlled nuclear fusion； ITER project； tokamak