受控热核聚变研究进展

(核工业西南物理研究院,四川 成都 610225)

聚变能是最具潜力永久、稳定地提供未来清洁能源的方式之一,以受控热核聚变为目标的物理研究和技术发展在国际上已经进行了半个多世纪。受控聚变能源,主要是利用下面几个核反应：

其中,D-T反应最容易实现。为了实现D-T反应,要使两个原子核获得足够的动能用以克服电荷排斥力,“掉”入反应势井内。物理上可以用反应截面来描述,D-T核反应的最大截面在温度达到50 keV(1 eV～11 600 K)时产生,而当动能为10 keV(～1亿℃)时就有足够的反应截面。据此推算可得聚变“点火”的必要条件(即：三乘积条件)为[1]：

所谓点火,是指聚变反应可以持续,此时的输出能量远大于输入能量。达到如此高温的氘和氚呈等离子态,为了能将高温高密度的等离子体长时间保持住,磁场是一种有效的约束方式。为此,从1960年代起,国际上出现了多种类型的磁约束装置,用于验证磁场约束等离子体的科学可行性并深入开展对等离子体物理进行研究,这些装置包括托卡马克、角向箍缩、Z箍缩、磁镜、反场箍缩、仿星器等。1969年,苏联托卡马克T-3[2]成功获得1 keV的高温等离子体,1970年被美国的ST[3]验证,使该类型聚变实验装置异军突起。托卡马克(Tokamak)是苏联科学家发明的磁约束位形,“Tokamak”一词来自环形(Toroidal)、真空室(Kamera)、磁体(Magnet)、线圈(Kotushka)四个俄语单词的词头缩写。随着众多的托卡马克[4-9]投入实验,加深了对等离子体物理的认识,等离子体位形得以优化设计、宏观不稳定性控制方法进行了研究、高效的约束模式被发现,等离子体参数有了极大的提高。1990年代,美国TFTR[10]和欧盟JET[11]装置的D-T运行,等离子体温度超过30 keV,聚变输出功率与注入的加热功率基本持平(即能量增益Q～1),验证了科学意义上的可行性。继而,日本JT-60U[12]托卡马克的D-D运行(折合为D-T功率)也完成了此项验证。

中国于20世纪60年代开始布局受控聚变领域的研究工作,先后完成了角向箍缩、磁镜、反场、仿星器、托卡马克等类型的聚变实验装置[13]的设计建造和物理实验。随着托卡马克装置在国际上的成功,中国核工业集团有限公司(简称“中核集团”)也将有限的力量集中到了此类装置上,持续的科研投入取得了技术上的突破和物理研究上的进展,从早期的积极跟踪,到现在ITER的同平台国际合作,以及领先的聚变堆设计。

1 托卡马克实验装置发展及物理研究

国内许多研究机构和大学都建有中小型托卡马克,可以进行基本的等离子体物理研究。20世纪70年代,中核集团就开始着手聚变实验装置的设计和研发,并分阶段持续建造了多台大中型托卡马克实验,等离子体参数水平不断提高,物理研究不断深入。

1.1 环流器一号及新一号(HL-1/1M)

HL-1托卡马克是我国第一台大型聚变科学实验装置,20世纪70年代初开始设计,1984年建成并投入运行[14],名称来源于Tokamak中文翻译“环流”拼音的首字母。该装置是我国完全自行设计和建造的托卡马克装置,主要用于验证托卡马克位形,发展高温等离子体诊断技术,开展托卡马克基础物理研究。HL-1装置是我国磁约束聚变进入大规模物理实验研究的一个重要的里程碑。

HL-1是一个圆截面托卡马克,其等离子体电流达到225 kA(设计值为400 kA)。真空室形状类似汽车轮胎,大半径为1.02 m,小半径为0.2 m；磁体系统包括设计值为5.0 T环向场线圈,内外垂直场线圈,欧姆场线圈等。装置真空室外设计有厚度为5.0 cm的厚铜壳作为被动导体,利用涡流控制位移以保持等离子体平衡。随着运行水平的提高,特别是等离子体反馈控制技术的发展,对HL-1装置进行了必要的改进。首先是去除厚铜壳,全面采用等离子体位置实时反馈控制技术；扩大装置小半径为0.26 m,提高等离子体电流；增加窗口,为大功率辅助加热系统的建立和先进诊断系统的布局提供条件,有利于等离子体参数的提高和广泛的物理研究。1994年,中国环流器新一号(HL-1M)改建成功[15],等离子体电流达到320 kA(设计值为450 kA),其研究目标主要是探索和开展强辅助加热,先进加料和控制,更高参数条件下的等离子体物理实验,及等离子体电流、位置、密度反馈控制技术的实现和优化。图1为HL-1和HL-1 M装置照片。

图1 HL-1(上)和HL-1 M(下)托卡马克Fig.1 Tokamak HL-1 (left) and HL-1 M (right)

HL-1/1 M装置的物理实验取得了众多重要成果[16-22],其中在等离子体加料、约束、边缘物理和高能粒子物理方面取得了多项国内外有影响的研究成果：1)利用原创的超声分子束加料技术大大提高了加料效率,使密度超过格林伍德(Greenwald)极限。这种先进的加料技术已经走向世界,被多个装置应用；2)利用偏压孔栏开展了类高约束模(H-mode)的实验研究,为等离子体约束和边缘湍流的实验研究打下了很好的基础；3)利用电子回旋加热和电流驱动开展了高能量电子物理的实验研究,在国际上首先观测到完全由高能电子激发的鱼骨模不稳定性,并发现了低杂波对鱼骨模的影响;4)另外,在磁流体不稳定性,等离子体与器壁相互作用方面也的到重要的实验结果。

1.2 中国环流器二号A(HL-2A)

HL-2A是我国第一台具有偏滤器位形的托卡马克,大半径1.65 m,小半径0.40 m,等离子体电流500 kA,环向场2.8 T,2002年开始等离子体放电实验[22]。装置的科学目标是：1)偏滤器位形运行,研究杂质控制和粒子输运；2)高约束模(H模)、高参数等离子体下的物理研究；3)聚变技术研发及人才培养。

偏滤器位形是先进托卡马克运行的一个重要特征,偏滤器也是聚变堆的一种重要部件；等离子体高约束模(H模)是ITER及其它聚变堆的基本运行模式,它能大幅度地改善等离子体的约束性能,并提高聚变堆的经济性。HL-2A上通过提高关键诊断系统的能力和精度,借助模拟计算与实验信号比对,不断优化位形控制精度,于2003年在国内首次实现偏滤器位形放电[23],见图2(a)。为实现H模运行,在三方面进行了放电优化：1)大力提升加热功率并达到转换阈值,特别是中性束注入(NBI)加热功率；2)有效的器壁处理,控制工作气体循环和杂质浓度；3)精确的等离子体位形控制。2009年4月,HL-2A首次实现H模运行[24],在继欧盟、美国和日本之后,具备了开展H模物理研究的能力,典型放电参数如图2(b)所示。

在实验中,利用HL-2A独特的极向封闭偏滤器,在高参数等离子体条件下开展了众多方向的物理研究,如偏滤器和刮离层、器壁处理和再循环控制、等离子体输运与约束改善、磁流体不稳定性、辅助加热和电流驱动、等离子体参数剖面控制以及相关工程技术等。通过上述研究提高了对复杂偏滤器等离子体物理的认识,加深了对偏滤器物理和高约束等先进运行模式等问题的理解[25-31]。此外,HL-2A还在ITER相关的湍流与输运、H模物理、高能量粒子物理等前沿问题研究领域取得了重大进展,获得了一系列具有开拓性的原创科学成果[32-41]。

图2 HL-2A装置典型的实验波形组图Fig.2 Typical experiment waveforms on HL-2A

1.3 中国环流器二号M(HL-2 M)

HL-2 M托卡马克的建造瞄准解决ITER装置物理及工程技术问题的需要,是聚变堆实验不可或缺的卫星装置,也是我国受控聚变研究中一个重要的步骤,其科学目标为：1)产生近堆芯参数的高性能等离子体,为聚变对物理研究提供必要的实验平台；2)研发关键技术,为下一代聚变堆的建造积累技术能力；3)开展广泛的物理实验研究,培养优秀人才。

紧扣HL-2 M托卡马克的目标,设计的等离子体电流为2.5 MA,环向磁场为2.2 T。装置大半径1.78 m,小半径0.65 m；中性束加热功率15 MW,电子回旋加热8 MW,低混杂波功率4 MW,设计有先进位形的偏滤器结构。图3给出了可实现的多种位形和偏滤器结构,这样的设计提升了物理研究的广度和灵活性。

图3 各种等离子体位形,从左到右分别是标准、大三角形变、反D、先进偏滤器等位形Fig.3 Plasma configuration on HL-2M.Standard,big tri-angularity,reversed Dand advanced divertor configurations (from the left to right)

为了高效地实现位形的易控和变化要求,装置的极向场线圈体系布置在真空室与环向场线圈之间。极向场线圈包括：中心柱欧姆场线圈CS,成形场线圈PF1～8,主要用于等离子体位形控制。PF成形场线圈为上下对称结构,共8对16个。

HL-2 M上主等离子体标准位形为D型,可以产生拉长率为2.0并具有大三角形变的等离子体,有利于改善约束。常用的标准偏滤器位形与ITER的相近,以便深入研究ITER的物理课题。经过优化设计,HL-2 M还具备运行雪花偏滤器和三叉偏滤器等多种先进偏滤器位形。所谓先进偏滤器,是指为了研究和解决等离子体粒子流和热流在偏滤器靶板上的沉积过高,极易引起靶板损伤这一关键问题。

目前,HL-2 M托卡马克正在进行系统集成安装,近期将投入实验运行。

2 聚变堆设计研究

磁约束聚变堆的工程研究是通往未来能源应用的必要一步,目的是验证其工程可能性。要完成工程可行性的探索,需要建造一系列不同用途的聚变试验堆,进行必要的等离子体自持燃烧、材料验证、核安全体系建设等方面的研究。在世界各国利用大型托卡马克实验装置进行研究的同时,建造一台大型聚变堆进行工程实验研究是必要的。

2.1 国际热核聚变实验堆(ITER)

基于国际合作,有7方(中国、欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯、美国)参与设计、建造ITER装置及未来的实验,地点在法国的卡达拉奇(Cadarache),采用托卡马克位形。图4给出了ITER装置剖面图。其科学目标为[42]：1)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；2)在核聚变综合系统中验证核反应相关的重要技术；3)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实验。

图4 ITER装置剖面图Fig.4 Configuration of ITER Tokamak

根据以往的研究结论,瞄准燃烧等离子体的科学目标,ITER设计的装置大半径为6.2 m,小半径2.0 m,环向场5.3 T,等离子体电流15 MA。为了达到稳态“点火”的目的,设计的总加热功率为73 MW,等离子体存在时间3600 s,聚变功率500 MW,功率增益Q>10。同时,在物理上设计了多种运行模式,以完成不同目标的实验。

我国全面参与ITER项目的管理、设计、建造、安装及将来的实验运行等领域工作,以实物的方式提供绝大多数建设投资,包括第一壁、屏蔽包层、氚燃料注入、器壁放电清洗、等离子体诊断、超导线材、超导磁体、磁体馈线、磁体电源、磁体支撑、产氚包层等。中核集团根据自身优势及多年的研究积累,全面负责燃料注入、包层、中子测量、产氚技术等多方面核技术系统研发,同时与多方合作负责主机的系统集成安装工作。

2.2 中国聚变工程试验堆(CFETR)

对于工程可行性的研究来讲,ITER只能进行有限的聚变堆工程技术实验。为此,国际上除了合作建设ITER之外,许多国家都在积极发展自己的聚变堆计划,用于下一步的研究,如美国的FNSF-ST/AT、俄罗斯的T-15 MD和IGNITOR、欧盟的EU-DEMO、日本的DEMO、韩国的KO-DEMO等,但其各自的科学目标略有不同。

基于同样的目的,我国也正在集全国精英,积极全面地进行“中国聚变工程试验堆(CFETR)”的设计工作,中核集团全面参与CFETR的科学目标制定及总体设计、物理设计、核安全体系建立及总体设计、装置主机工程集成设计、装置辅助系统设计、数据库管理等工作。CFETR的科学目标为：1)实现自持聚变燃烧；2)实现氚自持；3)进行聚变科学、材料、部件等方面研究并建立核数据库；4)建立聚变堆核安全及标准体系。图5给出了CFETR的设计图。

图5 CFETR设计模型图Fig.5 Design model of CFETR

根据装置的科学目标,CFETR要求有比ITER更稳定的运行指标和更大的聚变功率输出,故设计的大半径为7.2 m,小半径为2.2 m,磁场为6.5 T,等离子体电流为14 MA,聚变功率为2 000 MW(最大值),功率增益Q～30。为了达到自持稳定燃烧,对运行模式的物理设计中要求有较高份额的等离子体自举电流和对高能量α粒子的约束；为了实现燃料自持,设计有产氚包层,先进偏滤器,以及适当、可控的粒子约束能力。

3 总结和展望

经过逾半个世纪的发展,中核集团持续不断地开展受控聚变的研究,先后主导和参与研发了多个托卡马克(见表1),装置的参数不断提高,规模不断增大。这些装置的建设和研究从最初HL-1的跟随验证托卡马克位形的有效性,到参加ITER项目在最前沿舞台进行国际合作和竞争,再到目前CFETR设计,为我国聚变事业的进步和发展起到了至关重要的作用。

表1 各托卡马克装置的参数

受控聚变装置的物理实验研究以达到“点火”条件并提供稳定的聚变能应用为目的,增大装置尺寸、提高等离子体电流和加热功率有助于达到点火条件。图6显示了多个托卡马克装置在“三乘积”坐标中的位置,图中可以看到,从HL-1到HL-2 M托卡马克,随着装置尺寸规模和加热水平的提高,距“点火”就更进一步。如想达到“点火”条件托卡马克的规模将会进一步增大,与ITER和CFETR等聚变堆一样,将是一代巨型装置。

图6 各托卡马克在三乘积坐标系中的位置[43]Fig 6 Positions of Tokamaks on the “nτ·T” coordinates[43].

在聚变能的利用上,托卡马克装置已经完成了科学可行性(Q～1)的验证,进一步的工程可行性验证将使用一系列聚变堆来演示,装置的规模、复杂性、运行难度将大幅提高。为了使聚变堆(如ITER)的运行水平进一步提高,以及未来聚变堆的设计更加优化,在聚变堆进行实验的同时利用一系列大型托卡马克实验装置对基础物理问题和技术难点的研究是必要的,为此一些新设计和建造的装置(如日本的JT-60SA)应运而生。另外,国际上也在积极探讨其他类型的聚变装置(如德国的仿星器W-7X)。