超导托卡马克核聚变实验装置
超导托卡马克核聚变实验装置
基本原理
        核能是能源家族的新成员,包括裂变能和聚变能两种主要形式。裂变能是重金属元素的核子通过裂变而释放的巨大能量。受控核裂变技术的发展已使裂变能的应用实现了商用化,如核(裂变)电站。裂变需要的铀等重金属元素在地球上含量稀少,而且常规裂变反应堆会产生放射性较强的核废料,这些因素限制了裂变能的发展。聚变能是两个较轻的原子核聚合为一个较重的原子核并释放出的能量。目前开展的受控核聚变研究正是致力于实现聚变能的和平利用。其实,人类已经实现了氘氚核聚变──氢弹爆炸,但那是不可控制的瞬间能量释放,人类更需要受控核聚变。维系聚变的燃料是氢的同位素氘和氚,氘在地球的海水中有极其丰富的蕴藏量。经测算,l 升海水所含氘产生的聚变能等同于300升汽油所释放的能量。海水中氘的储量可使人类使用几十亿年。特别重要的是聚变产生的废料为氦气,是清洁和安全的。因此,聚变能是一种无限的、清洁的、安全的新能源。这就是世界各国尤其是发达国家不遗余力竞相研究、开发聚变能的根本原因。
        受控热核聚变能的研究主要有两种──惯性约束核聚变和磁约束核聚变。前者利用超高强度的激光在极短的时间内辐照氘氚靶来实现聚变,后者则利用强磁场可很好地约束带电粒子的特性,将氘氚气体约束在一个特殊的磁容器中并加热至数亿摄氏度高温,实现聚变反应。
        托卡马克(Tokamak)是前苏联科学家于20世纪50年代发明的环形磁约束受控核聚变实验装置。经过近半个世纪的努力,在托卡马克上产生聚变能的科学可行性已被证实,但相关结果都是以短脉冲形式产生的,与实际反应堆的连续运行有较大距离。超导技术成功地应用于产生托卡马克强磁场的线圈上,是受控热核聚变能研究的一个重大突破。超导托卡马克使磁约束位形能连续稳态运行,是公认的探索和解决未来聚变反应堆工程及物理问题的最有效的途径。目前建造超导装置开展聚变研究已成为国际热潮。其中国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,简称ITER)计划是目前全球规模最大、影响最深远的国际科技合作项目之一。它的建造大约需要10年,预计建造费用为50亿美元(1998年测算值)。合作承担ITER计划的7个成员国是欧盟、中国、韩国、俄罗斯、日本、印度和美国,这7方包括了全世界主要的核国家和主要的亚洲国家,覆盖的人口接近全球一半。为建设ITER,各参与方专门协商组建了一个独立的国际组织,各国政府首脑在过去几年中都采取不同方式对参加ITER计划做出过正式表态。这些都是国际科技合作史上前所未有的,充分显示了各国政府和科技界对该计划的高度重视。2006年10月21日,7个成员国政府签署了建设ITER的国际协定。目前ITER国际组织已经组建,并开始了全面建设,计划于2018年完成建设,获得等离子体。
        中科院等离子体物理所主要从事高温等离子体物理、受控热核聚变技术的研究以及相关高技术的开发研究工作,担负着国家核聚变大科学工程的建设和研究任务, 是我国热核聚变研究的重要基地。先后建成HT-6B、HT-6M等托卡马克实验装置。1994年底,等离子体所成功地建成我国第一台大型超导托卡马克装置HT-7,使我国进入超导托卡马克研究阶段,研究成果引起了国际聚变界的广泛关注。“九五”国家重大科学工程──大型非圆截面全超导托卡马克核聚变实验装置EAST计划的实施,标志着我国进入国际大型聚变装置(近堆芯参数条件)的实验研究阶段,表明中国核聚变研究在国际上已占有重要地位。目前,等离子体所在高温等离子体物理实验及核聚变工程技术研究方面处于国际先进水平,形成了广泛的国际交流与合作,与欧、美、日、俄、澳等近30个国家和地区建立了稳定合作交流关系,开展多个国际合作项目,成为“第三世界科学院开放实验室”和“世界实验室聚变研究中心”,是国际受控热核聚变计划ITER中国工作组的重要单位之一。
装置概况
HT-7超导托卡马克装置
HT-7建设背景
        20世纪90年代初,库尔恰托夫研究所所长卡托姆采夫院士致信李正武院士,表示愿意赠送T-7给中国,该信被转交到时任等离子体所所长的霍裕平院士。等离子体所认真分析了国际核聚变发展的趋向,抓住机遇,果断决策,接收了T-7装置。T-7装置不是简单的引进,等离子体所动员和组织了全所主要的人力、财力和工程技术力量,根据研究和实验要求对装置进行了根本性改造:将原48个纵场线圈合并改造成24个,并重新设计制作了新的真空室,增加了34个新的窗口,大大改善了装置的可接近性。为开展高功率辅助加热和长脉冲运行实验,设计安装了真空室内主动水冷内衬和新的垂直场系统。建成了国内最大的低温液氦系统和大功率电源系统等9个子系统,使一个原本不具备物理实验功能的T-7装置改造成能够开展多种实验的先进装置──中国第一个、世界第四个超导托卡马克HT-7。
HT-7发展过程中的重大事件
        1990年10月,与俄协议正式生效;1991年3月,HT-7正式立项;1991年6月T-7所有部件运抵等离子体所;1993年国际上12位著名核聚变科学家组成的国际评估小组对HT-7进行评估,称HT-7是“发展中国家最先进的托卡马克装置,并能进行准稳态运行,使中国核聚变研究接近世界核聚变的前沿”;1994年5月HT-7装置建成;同年7月在励磁控制与保护系统、电流引线和氦、氮冷却管路等相关施工完成后,成功地进行了装置低温调试,最大纵场励磁电流超过5 000A;1994年8月该装置由中科院正式立项,纳入国家大科学工程管理; 1994年12月,在完成了极向场控制系统后又进行了首次工程调试,获得首次等离子体;HT-7在解决了包括电流引线在内的一些关键问题后于1995年春成功地进行了工程联调,从此开始了装置的实验运行。1998年获中科院科技进步奖一等奖;2003年8月获安徽省科技进步奖一等奖;2004年1月,“可控热核聚变实验研究获重大突破” 被两院院士评选为“2003年度中国十大科技进展新闻”。
EAST超导托卡马克装置
        在HT-7成功运行的基础上,“九五”国家重大科学工程──大型非圆截面全超导托卡马克核聚变实验装置HT-7U在1998年立项。1998年7月国家计委下达投资[1998]1303号文,同意由中科院主持,中科院等离子体物理所承担国家重大科学工程项目“HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置”的建造;2000年10月国家计委下达计投资[2000]1656号文,同意该项目的工程开工建设。为使国内外专家易于发音、便于记忆同时又有确切的科学含义,2003年10月HT-7U正式改名为EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)。
        EAST工程历经5年多的建设于2006年全面、优质地完成。同年9—10月和2007年1—2月EAST装置进行了两次放电调试,成功获得了稳定、重复和可控的各种磁位形高温等离子体。2007年3月1日EAST项目通过了国家发改委组织的验收。从此,EAST——世界上第一个非圆截面全超导托卡马克正式投入运行。EAST虽然比国际热核聚变试验堆(ITER)小,但位形与之相似且更加灵活。ITER的建设需要10年左右,其间EAST将是国际上极少数可开展与ITER相关的稳态先进等离子体科学和技术问题研究的重要实验平台。EAST的建设和投入运行为世界稳态近堆芯聚变物理和工程研究搭建起了一个重要的实验平台,使我国成为世界上第一个掌握新一代先进全超导托卡马克技术的国家,为我国磁约束核聚变研究的进一步发展,提升我国磁约束聚变物理、工程、技术水平和培养高水平人才奠定了坚实基础。“EAST非圆截面全超导托卡马克聚变实验装置的研制”项目获得2007年度安徽省科技进步奖一等奖和2008年度国家科学技术进步奖一等奖;EAST的成功运行被两院院士评为2006年中国十大科技进展新闻、2006年中国重大技术与工程进展、2006年中国基础研究十大新闻以及中科院2006年十大重大研究成果之首。
应用学科
        HT-7和EAST两大装置,瞄准核聚变能研究前沿,开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理和工程问题的国内外联合实验研究,为核聚变工程试验堆的设计建造提供科学依据,推动等离子体物理学科其他相关学科和技术的发展。
        HT-7是一个比较成熟和稳定的实验装置,有比较完善的实验和测量手段,可以开展超长脉冲条件下等离子体与壁相互作用、等离子体稳态控制、等离子体驰豫演化等一系列稳态物理和技术研究,可在高功率密度条件下研究稳定性、输运、先进运行模式等与未来聚变堆密切相关的物理前沿问题。开展一些目前尚未成熟但未来EAST必需的物理和工程技术前期研究。
        EAST是基于20世纪末托卡马克最新成果而设计,作为HT-7的升级装置,不仅规模更大,其独有的非圆截面、全超导及主动冷却内部结构三大特性,将更有利于探索等离子体稳态先进运行模式,可以开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理和工程问题实验研究,推动等离子体物理学科、相关学科和技术的发展,可为 ITER项目的建设提供直接经验,并为未来聚变实验堆提供重要的工程和物理实验基础。
研究成果
        装置已取得的重大成果:
        HT-7装置于1995年投入运行,经过多方面的改进和完善,装置运行的整体性能和水平有了很大的提高。近年来,物理实验不断取得重大进展和突破,获得了一系列国际先进或独具特色的成果:在中心等离子体密度大于每立方米2.2×1019条件下,最高电子温度超过5 000万度;成功地实现了400s的稳态等离子体放电,等离子体电流60kA,中心电子密度0.8×1019/m3,中心电子温度约1 000万度,这是当时国际同类装置中时间最长的圆形高温等离子体放电;高约束等离子体存在时间为220倍能量约束时间,处于国际先进水平。同时,还在HT-7上开展了石墨限制器条件下的运行模式、等离子体物理特性和波加热、波驱动高参数等离子体物理特性以及高参数、长脉冲运行模式等世界核聚变前沿课题的研究,出色完成了国家“863”计划和中科院重大课题研究任务。在近期实验中,HT-7边界物理实验又发现新的现象:在对边缘等离子体带状流的研究中,利用一次放电过程中连续的密度爬升,观察到了长程的带状流和等离子体能量约束的相关性这一非常重要的物理现象,这可能预示着目前理论研究的一个热门课题——多尺度物理在边缘等离子体中起了非常重要的作用。
        HT-7实验的成功使中国磁约束聚变研究进入世界先进行列,也使HT-7成为世界上(EAST建成之前的)第二个全面开放的、可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的公共实验平台。
        EAST在2007年1—2月的第二轮等离子体放电实验中,获得了稳定、可控具有大拉长比的偏滤器位形等离子体放电,最大等离子体电流达0.5MA,在0.2MA等离子体电流下最长放电达9秒,并成功完成了磁体、低温、总控和保护、等离子体控制等多项重要工程测试和物理实验。
        针对托卡马克高参数长脉冲等离子体放电这一前沿科学技术领域,EAST装置近年来发展和改进了包括离子回旋加热、等离子体控制、锂化壁处理等一系列实验技术,探索了适合稳态运行的偏滤器运行模式。以上运行模式的不断探索和改善以及物理和技术的集成使EAST物理实验取得多项具有国际先进水平的重要成果:获得了稳定重复的1MA等离子体放电,实现了EAST的第一个科学目标,这也是目前超导装置上所达到的最高参数;成功实现100秒0.25MA、中心电子温度1 500万度的超长脉冲偏滤器等离子体放电,这是目前国际上最长的偏滤器等离子体放电;成功获得了H-模等离子体放电,通过运行模式的进一步优化,H-模等离子体放电可以维持到装置工程设定的极限,达到6.4秒,维持时间大于60倍能量约束时间,实现准稳态;等离子体自发旋转的实验研究获得重要进展,对国际上重要装置上的H模旋转速度和等离子体内能和电流之间的关系提出了比较一致的关系,对预测未来ITER上的旋转速度提供了重要参考,对进一步理解托卡马克等离子体自发环向动量研究上的边界条件有重要意义。
        这些突破性的进展大大推进了EAST实现其总体科学目标的进程,使EAST的物理实验进入国际先进行列;实验中广泛开展的国际合作,使EAST已成为国际上最重要的高参数长脉冲等离子体物理实验平台。EAST在把我国核聚变研究带进世界先进水平的同时,也为国际热核实验聚变堆ITER和我国未来独立设计建设运行聚变堆逐步地奠定坚实的科学和技术基础。
开放共享
        目前,上述两大装置上除本所开展实验研究外,还提供相当的运行时间和必要的条件用于国内外其他单位独立提出或通过合作提出的实验研究计划。目前所外单位在装置上比较稳定的研究课题有:中国科技大学的边界湍流和电子回旋辐射成像;日本核融合科学研究所、美国MIT聚变科学研究所的射频加热;美国德克萨斯大学聚变研究中心的电子回旋辐射和电荷复合交换光谱;美国通用原子能公司DIII-D托卡马克实验室的平衡控制和先进托卡马克运行模式;东华大学的等离子体控制和约束相关研究。同时,为推动ITER国内研究计划和培养人才,还接受了国内其他单位的实验提案和研究生在装置上的实验,如中国科技大学、华中科技大学、大连理工大学、北京大学、东华大学的研究生参与装置的物理实验。双方通过制定合作计划确定研究内容,再根据装置实验安排纳入实验日程,对方可以派人或携带仪器设备加入实验。另外,为解决异地参与和交流的需要,结合网络和计算机技术的发展,远程参与系统和网格计算系统逐步建立。目前已经在等离子体所初步建立起来主要供中美科学家交流的视频会议系统、远程控制系统和网格计算系统,并已成为中科院10个示范性的e-science应用基地之一。该系统已经为EAST装置的实验成功提供了重要的国际交流保障。针对等离子体实验研究中产生的大量实验数据建立的海量数据存储,达到了数据资源共享,实现了科研过程的互动。
未来发展
        发展目标:通过15年(2006—2020)的努力,使EAST成为我国磁约束聚变能研究发展战略体系中最重要的知识源头,使我国核聚变能开发技术水平进入世界先进行列。同时,积极参与国际合作,消化、吸收、掌握聚变堆关键科学与技术,锻炼队伍,培养人才,储备技术,使得我国有能力独立设计和建设(或参与国际合作)聚变能示范堆。
        EAST的科学研究分三个阶段实施:
        第一阶段(3—5年):长脉冲实验平台的建设;第二阶段(约5年):实现其科学目标,为ITER先进运行模式奠定基础;第三阶段(约5年):长脉冲近堆芯下的实验研究。
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