受控熱核聚變研究進展

(核工業西南物理研究院,四川 成都 610225)

聚變能是最具潛力永久、穩定地提供未來清潔能源的方式之一,以受控熱核聚變為目標的物理研究和技術發展在國際上已經進行了半個多世紀。受控聚變能源,主要是利用下面幾個核反應：

其中,D-T反應最容易實現。為了實現D-T反應,要使兩個原子核獲得足夠的動能用以克服電荷排斥力,“掉”入反應勢井內。物理上可以用反應截面來描述,D-T核反應的最大截面在溫度達到50 keV(1 eV～11 600 K)時產生,而當動能為10 keV(～1億℃)時就有足夠的反應截面。據此推算可得聚變“點火”的必要條件(即：三乘積條件)為[1]：

所謂點火,是指聚變反應可以持續,此時的輸出能量遠大于輸入能量。達到如此高溫的氘和氚呈等離子態,為了能將高溫高密度的等離子體長時間保持住,磁場是一種有效的約束方式。為此,從1960年代起,國際上出現了多種類型的磁約束裝置,用于驗證磁場約束等離子體的科學可行性并深入開展對等離子體物理進行研究,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]驗證,使該類型聚變實驗裝置異軍突起。托卡馬克(Tokamak)是蘇聯科學家發明的磁約束位形,“Tokamak”一詞來自環形(Toroidal)、真空室(Kamera)、磁體(Magnet)、線圈(Kotushka)四個俄語單詞的詞頭縮寫。隨著眾多的托卡馬克[4-9]投入實驗,加深了對等離子體物理的認識,等離子體位形得以優化設計、宏觀不穩定性控制方法進行了研究、高效的約束模式被發現,等離子體參數有了極大的提高。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),驗證了科學意義上的可行性。繼而,日本JT-60U[12]托卡馬克的D-D運行(折合為D-T功率)也完成了此項驗證。

中國于20世紀60年代開始布局受控聚變領域的研究工作,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驗裝置[13]的設計建造和物理實驗。隨著托卡馬克裝置在國際上的成功,中國核工業集團有限公司(簡稱“中核集團”)也將有限的力量集中到了此類裝置上,持續的科研投入取得了技術上的突破和物理研究上的進展,從早期的積極跟蹤,到現在ITER的同平臺國際合作,以及領先的聚變堆設計。

1 托卡馬克實驗裝置發展及物理研究

國內許多研究機構和大學都建有中小型托卡馬克,可以進行基本的等離子體物理研究。20世紀70年代,中核集團就開始著手聚變實驗裝置的設計和研發,并分階段持續建造了多臺大中型托卡馬克實驗,等離子體參數水平不斷提高,物理研究不斷深入。

1.1 環流器一號及新一號(HL-1/1M)

HL-1托卡馬克是我國第一臺大型聚變科學實驗裝置,20世紀70年代初開始設計,1984年建成并投入運行[14],名稱來源于Tokamak中文翻譯“環流”拼音的首字母。該裝置是我國完全自行設計和建造的托卡馬克裝置,主要用于驗證托卡馬克位形,發展高溫等離子體診斷技術,開展托卡馬克基礎物理研究。HL-1裝置是我國磁約束聚變進入大規模物理實驗研究的一個重要的里程碑。

HL-1是一個圓截面托卡馬克,其等離子體電流達到225 kA(設計值為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；磁體系統包括設計值為5.0 T環向場線圈,內外垂直場線圈,歐姆場線圈等。裝置真空室外設計有厚度為5.0 cm的厚銅殼作為被動導體,利用渦流控制位移以保持等離子體平衡。隨著運行水平的提高,特別是等離子體反饋控制技術的發展,對HL-1裝置進行了必要的改進。首先是去除厚銅殼,全面采用等離子體位置實時反饋控制技術；擴大裝置小半徑為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的建立和先進診斷系統的布局提供條件,有利于等離子體參數的提高和廣泛的物理研究。1994年,中國環流器新一號(HL-1M)改建成功[15],等離子體電流達到320 kA(設計值為450 kA),其研究目標主要是探索和開展強輔助加熱,先進加料和控制,更高參數條件下的等離子體物理實驗,及等離子體電流、位置、密度反饋控制技術的實現和優化。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裝置的物理實驗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國內外有影響的研究成果：1)利用原創的超聲分子束加料技術大大提高了加料效率,使密度超過格林伍德(Greenwald)極限。這種先進的加料技術已經走向世界,被多個裝置應用；2)利用偏壓孔欄開展了類高約束模(H-mode)的實驗研究,為等離子體約束和邊緣湍流的實驗研究打下了很好的基礎；3)利用電子回旋加熱和電流驅動開展了高能量電子物理的實驗研究,在國際上首先觀測到完全由高能電子激發的魚骨模不穩定性,并發現了低雜波對魚骨模的影響;4)另外,在磁流體不穩定性,等離子體與器壁相互作用方面也的到重要的實驗結果。

1.2 中國環流器二號A(HL-2A)

HL-2A是我國第一臺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,環向場2.8 T,2002年開始等離子體放電實驗[22]。裝置的科學目標是：1)偏濾器位形運行,研究雜質控制和粒子輸運；2)高約束模(H模)、高參數等離子體下的物理研究；3)聚變技術研發及人才培養。

偏濾器位形是先進托卡馬克運行的一個重要特征,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,并提高聚變堆的經濟性。HL-2A上通過提高關鍵診斷系統的能力和精度,借助模擬計算與實驗信號比對,不斷優化位形控制精度,于2003年在國內首次實現偏濾器位形放電[23],見圖2(a)。為實現H模運行,在三方面進行了放電優化：1)大力提升加熱功率并達到轉換閾值,特別是中性束注入(NBI)加熱功率；2)有效的器壁處理,控制工作氣體循環和雜質濃度；3)精確的等離子體位形控制。2009年4月,HL-2A首次實現H模運行[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,典型放電參數如圖2(b)所示。

在實驗中,利用HL-2A獨特的極向封閉偏濾器,在高參數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、器壁處理和再循環控制、等離子體輸運與約束改善、磁流體不穩定性、輔助加熱和電流驅動、等離子體參數剖面控制以及相關工程技術等。通過上述研究提高了對復雜偏濾器等離子體物理的認識,加深了對偏濾器物理和高約束等先進運行模式等問題的理解[25-31]。此外,HL-2A還在ITER相關的湍流與輸運、H模物理、高能量粒子物理等前沿問題研究領域取得了重大進展,獲得了一系列具有開拓性的原創科學成果[32-41]。

圖2 HL-2A裝置典型的實驗波形組圖Fig.2 Typical experiment waveforms on HL-2A

1.3 中國環流器二號M(HL-2 M)

HL-2 M托卡馬克的建造瞄準解決ITER裝置物理及工程技術問題的需要,是聚變堆實驗不可或缺的衛星裝置,也是我國受控聚變研究中一個重要的步驟,其科學目標為：1)產生近堆芯參數的高性能等離子體,為聚變對物理研究提供必要的實驗平臺；2)研發關鍵技術,為下一代聚變堆的建造積累技術能力；3)開展廣泛的物理實驗研究,培養優秀人才。

緊扣HL-2 M托卡馬克的目標,設計的等離子體電流為2.5 MA,環向磁場為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,設計有先進位形的偏濾器結構。圖3給出了可實現的多種位形和偏濾器結構,這樣的設計提升了物理研究的廣度和靈活性。

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

為了高效地實現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稱結構,共8對16個。

HL-2 M上主等離子體標準位形為D型,可以產生拉長率為2.0并具有大三角形變的等離子體,有利于改善約束。常用的標準偏濾器位形與ITER的相近,以便深入研究ITER的物理課題。經過優化設計,HL-2 M還具備運行雪花偏濾器和三叉偏濾器等多種先進偏濾器位形。所謂先進偏濾器,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鍵問題。

目前,HL-2 M托卡馬克正在進行系統集成安裝,近期將投入實驗運行。

2 聚變堆設計研究

磁約束聚變堆的工程研究是通往未來能源應用的必要一步,目的是驗證其工程可能性。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試驗堆,進行必要的等離子體自持燃燒、材料驗證、核安全體系建設等方面的研究。在世界各國利用大型托卡馬克實驗裝置進行研究的同時,建造一臺大型聚變堆進行工程實驗研究是必要的。

2.1 國際熱核聚變實驗堆(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)參與設計、建造ITER裝置及未來的實驗,地點在法國的卡達拉奇(Cadarache),采用托卡馬克位形。圖4給出了ITER裝置剖面圖。其科學目標為[42]：1)以穩態為最終目標證明受控點火和氘氚等離子體的持續燃燒；2)在核聚變綜合系統中驗證核反應相關的重要技術；3)對聚變能和平利用所需要的高熱通量和核輻照部件進行綜合實驗。

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

根據以往的研究結論,瞄準燃燒等離子體的科學目標,ITER設計的裝置大半徑為6.2 m,小半徑2.0 m,環向場5.3 T,等離子體電流15 MA。為了達到穩態“點火”的目的,設計的總加熱功率為73 MW,等離子體存在時間3600 s,聚變功率500 MW,功率增益Q>10。同時,在物理上設計了多種運行模式,以完成不同目標的實驗。

我國全面參與ITER項目的管理、設計、建造、安裝及將來的實驗運行等領域工作,以實物的方式提供絕大多數建設投資,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、超導線材、超導磁體、磁體饋線、磁體電源、磁體支撐、產氚包層等。中核集團根據自身優勢及多年的研究積累,全面負責燃料注入、包層、中子測量、產氚技術等多方面核技術系統研發,同時與多方合作負責主機的系統集成安裝工作。

2.2 中國聚變工程試驗堆(CFETR)

對于工程可行性的研究來講,ITER只能進行有限的聚變堆工程技術實驗。為此,國際上除了合作建設ITER之外,許多國家都在積極發展自己的聚變堆計劃,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,但其各自的科學目標略有不同。

基于同樣的目的,我國也正在集全國精英,積極全面地進行“中國聚變工程試驗堆(CFETR)”的設計工作,中核集團全面參與CFETR的科學目標制定及總體設計、物理設計、核安全體系建立及總體設計、裝置主機工程集成設計、裝置輔助系統設計、數據庫管理等工作。CFETR的科學目標為：1)實現自持聚變燃燒；2)實現氚自持；3)進行聚變科學、材料、部件等方面研究并建立核數據庫；4)建立聚變堆核安全及標準體系。圖5給出了CFETR的設計圖。

圖5 CFETR設計模型圖Fig.5 Design model of CFETR

根據裝置的科學目標,CFETR要求有比ITER更穩定的運行指標和更大的聚變功率輸出,故設計的大半徑為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。為了達到自持穩定燃燒,對運行模式的物理設計中要求有較高份額的等離子體自舉電流和對高能量α粒子的約束；為了實現燃料自持,設計有產氚包層,先進偏濾器,以及適當、可控的粒子約束能力。

3 總結和展望

經過逾半個世紀的發展,中核集團持續不斷地開展受控聚變的研究,先后主導和參與研發了多個托卡馬克(見表1),裝置的參數不斷提高,規模不斷增大。這些裝置的建設和研究從最初HL-1的跟隨驗證托卡馬克位形的有效性,到參加ITER項目在最前沿舞臺進行國際合作和競爭,再到目前CFETR設計,為我國聚變事業的進步和發展起到了至關重要的作用。

表1 各托卡馬克裝置的參數

受控聚變裝置的物理實驗研究以達到“點火”條件并提供穩定的聚變能應用為目的,增大裝置尺寸、提高等離子體電流和加熱功率有助于達到點火條件。圖6顯示了多個托卡馬克裝置在“三乘積”坐標中的位置,圖中可以看到,從HL-1到HL-2 M托卡馬克,隨著裝置尺寸規模和加熱水平的提高,距“點火”就更進一步。如想達到“點火”條件托卡馬克的規模將會進一步增大,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,托卡馬克裝置已經完成了科學可行性(Q～1)的驗證,進一步的工程可行性驗證將使用一系列聚變堆來演示,裝置的規模、復雜性、運行難度將大幅提高。為了使聚變堆(如ITER)的運行水平進一步提高,以及未來聚變堆的設計更加優化,在聚變堆進行實驗的同時利用一系列大型托卡馬克實驗裝置對基礎物理問題和技術難點的研究是必要的,為此一些新設計和建造的裝置(如日本的JT-60SA)應運而生。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)。