doi:10.3969/j.issn.0253-9608.2018.02.003
面向聚变堆的托卡马克稳态先进运行模式的发展
丁斯晔，钱金平，龚先祖†
中国科学院合肥物质研究院等离子体物理研究所，合肥 230031
摘要  人类文明和经济的持续快速发展有赖于新能源的发现和广泛应用。清洁、高效、几乎无尽的核聚变能源可以成为当前化石能源的有效替代，能够成为人类的终极能源。名为托卡马克(Tokamak)的磁约束装置是当前人类用于研究核聚变产生能源的主要方式之一。为了提高其运行的安全性和经济性，科学家们设计了多种能够使聚变等离子体长时间稳态运行的先进运行模式。这类运行模式的长足发展依赖于高温等离子体物理和核聚变相关技术等领域的研究进展，尤其是对于自举电流和外部驱动电流的研究。托卡马克稳态先进运行模式将成为未来国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor，ITER)和中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering T est Reactor，CFETR)主要的运行模式。
关键词  磁约束核聚变；托卡马克；稳态先进运行模式
回顾近现代史，人类文明和经济的快速发展有赖于新能源的发现和广泛应用。我们处在人类历史上经济快速发展的时期，支撑和维持这种发展，需要大量的能源。当前，我们还是主要使用化石能源(主要包括煤炭
、石油和天然气)，但化石能源主要存在以下两个方面的局限。一方面，化石能源的原料储量有限而且不可再生，据估计现有常规的化石能源只能供人类使用300年左右。当然，最近一些新型的化石能源也在被开采出来，如页岩气和可燃冰等，但在技术和经济效益上还存在问题。另一方面，化石能源会产生大量的有害废物，造成严重的环境污染。如今部分地区的雾霾以及全球气候变暖与化石能源的无限使用不无关系。为此，人类开始大力发展新能源，包括风能、水能、太阳能、潮汐能、生物质能等等。这些能源也都存在各自的问题，比如能量不够大，易受地理或天气条件的限制等，作为辅助能源使用更合适。核能包括裂变能和聚变能，环保、清洁、能量巨大，在满足人们用电需求的同时，不产生污染环境的有害气体，将是可以替代化石能源的主要能源形式。由于核裂变需要的原料235U等的储量并不算丰富，因此，相比而言，利用氘氚反应产生能量的核聚变具有更大的优越性。首先，地球上的核聚变原料储量丰富，核聚变的原料是氢的同位素——氘和氚。氘可以从海水直接提取，氚可以由氘和锂发生反应获得。据估计，地球上海水中蕴含的氘足够人类使用几百亿年！到目前为止，地球的年龄也不过50亿年，人类历史不过几百万年。因此，核聚变的原料可谓“取之不尽、用之不竭”。第二，核聚变释放能量巨大。“燃烧”1 kg氘相当于4 kg 铀(核裂变原料)，还相当于7 000 t汽油或10 000 t 煤。与此同时，1 L海水中的氘经过聚变反应产生的能量相当于燃烧300 L汽油。第三，核聚变能源清洁无污染。聚变产物没有放射性，聚变燃料的保存运输、聚变电站的运行都比较安全。其实，地球上的能量本质上都来自于这种反应——太阳的核聚变能量。在地球上建设核聚变电站，
†通信作者，研究方向：托卡马克集成稳态运行，等离子体与壁的相互作用，等离子体物理诊断。  E-mail: xz_gong@ipp.ac
102
103
就是直接带给人类太阳的能量！
毋庸置疑，世界各国都看到了聚变能源的潜在优势，也意识到了当前研究所面临的重大挑战。因此，在这个领域普遍开展了国际上广泛深入的合作。目前，由中、欧、俄、日、韩、美、印等国和国际组织参与的，当今世界最大的多边国际科技合作项目之一的全超导聚变反应堆装置国际热核实验聚变堆(ITER ，)预计2025 年开始运行，而我国的聚变工程实验堆(CFETR)也完成了物理和工程概念设计[1]。这两个有代表性的聚变堆装置采用的是当前主流的磁约束托卡马克(Tokamak)设计——在一个环形真空室中利用强的螺旋形磁场约束高温聚变等离子体。经过全球科学家们60多年的努力，在托卡马克上产生聚变能的科学可行性已被证实[2]；但相关实验结果都是以短脉冲形式产生的，与未来反应堆的连续运行需求有较大距离。为实现高参数高性能等离子体的稳态运行，目前建造超导托卡马克装置开
展稳态先进运行的研究已成为国际热潮。已建成运行的有中国的“东方超环”EAST(east.ipp.ac)、韩国的KSTAR (kr/english/fusion/kstar.php)，日本也有了明确的超导托卡马克JT-60SA 计划(www-jt60.jp/english/html/presentations.html)，法国的Tore Supra 改造为WEST( a.fr/en/index.php)，还有就是前文提到的ITER 和CFETR 。它们是人类受控热核聚变研究走向实用的必由之路，是为建造聚变能示范电站奠定科学和技术基础的关键。
托卡马克的设计本质上是脉冲式的。它利用变压器原理，在外加的极向场线圈(主要是中心螺管)中改变电流，从而产生大环向的电场，进而击穿工作气体产生等离子体并对其产生加热(欧姆加热)和驱动等离子体环向电流。由于外加线圈的电流不可能无限大，因此这种工作方式终将有极限，不可能维持一个稳态运行的等离子体。对于聚变反应堆，具有高聚变增益的稳态运行是最具吸引力的运行模式。稳态运行一方面减少堆芯停机带来的各种机械、热工、核燃料循环的风险，另一方面也提高了聚变堆运行的负载
率，提高经济效益。在托卡马克上研究稳态运行模式，必须到可以驱动等离子体环向电流的手段，以替代极向场线圈的电流变化。目前，科学家们到了两种方法：①等离子体自发产生的自举电流(或靴带电流，bootstrap current)。这是一种环形等离子体特有的，由于捕获粒子在具有径向梯度的不均匀等离子体中进行香蕉轨道运动而产生的净电流。由于其产生的自发性，可以认为这是等离子体自身形成的环向电流。笼统地说，自举电流的大小与压力梯度密切相关。②外部驱动的电流。聚变等离子体原则上是
需要依赖于外部的辅助加热手段的，如中性束和各种射频波加热。因为它们不但可以为等离子体提供达到聚变反应所需条件的加热功率，还可以在托卡马克等离子体中驱动环向电流，维持极向磁场约束等离子体，同时降低对极向场线圈能力的依赖。如何利用这两种方法，如何配置参数，使得等离子体最终进入不消耗极向场线圈能量的完全非感应运行状态，就是稳态运行模式研究的目的。当然，对于聚变堆等离子体来说，稳态运行模式通常也必须兼容高性能，即高的聚变增益Q (能量产出输入比)。
在研究托卡马克运行模式区间的过程中总结出聚变功率产出与自举电流份额及等离子体主要性能参数之间的关系，如图1所示[3]。等离子体的主要性能参数包括归一化比压b N (正比于等离子体储能)和边界安全因子q 95(反比于等离子体电流)。从图1中可以看出：相同安全因子下的高比压运行可以有效提高聚变功率；而如果维持高比压同时提高安全因子，则能够提高自举电流份额，有利于实现稳态运行，但会牺牲一些聚变功率输出。安全因子q 之所以被这样命名，是有其深刻的物理意义的。这个物理量不但与很多MHD 现象的稳定性相关，还跟托卡马克等离子体的破裂现象有统计上的关联性[4]。破裂是托卡马克放电过程中由于各种原因(工程技术、控制、物理)导致对等离子体失去控制，在极短的时间内等离子体电流降为零并熄灭的现象。大破裂将在托卡马克真空室壁上造成很大的热冲击和电磁应力，对大型装置的安全是很大威胁。图2
104
显示了DIII-D 托卡马克上对于破裂现象的统计结果。数据表明，较高的等离子体性能(b N 大于3.0已经是很高性能的状态了)与造成破裂的原因并无直接关联，但较高的q 95的确能够降低破裂的风险，从而提高装置运行的安全性。因此，图1中所标识的稳态运行区域(steady-state)相对于传统托卡马克等的运行区而言，不仅具有高自举
电流份额的特点，还兼具更高的安全性。因此，
图1  托卡马克稳态先进运行模式聚变功率、自举电流份额以
及边界安全因子q 95和归一化比压
β
N 的相互依赖关系
P e r -s h o t  d i s r u p t i v i t y /%
Max βN
P e r -s h o t  d i s r u p t i v i t y /%
q 95
图2  美国DIII-D 托卡马克等离子体放电平顶发生破裂的统
计分析。共6 000多个破裂事例，已排除由于控制失误和电源故障引起的破裂事件。上图显示破裂概率随等离子体最大βN 的变化关系；下图是破裂概率随等离子体q 95的变化关系。黄阴影是数据的90%置信区间；灰阴影代表典型事例数量较少的区域(每个统计单元小于20个事例)
当前的稳态运行模式设计研究都在相对较高的q 95(≥5)条件下开展。
对于ITER 而言，目前已经明确实现先进稳态运行是其重要的科学目标之一，完全非感应电流驱动运行和高聚变增益是这种模式的两个关键点。稳态运行的具体等离子体性能参数已经定为在等离子体电流为9 MA 的条件下，实现电流的完全非感应驱动，以及Q ≈5的功率增益(I p =9 MA ，q 95=5.3，f NI =100%，H 98=1.3， b N =2.6)。在稳态模式下，ITER 预计能够实现长达3 000 s 的等离子体放电长度(受限于硬件条件)。
迄今为止，世界上各个主要的托卡马克装置对未来的先进运行模式开展了具有各自特的研究，取得了很大的进展。我们知道，先进运行模式的关键点是主动控制和调整电流密度的分布，实现改善拓宽等离子体稳定区间和芯部约束性能的目的。在感应模式中，芯部形成等离子体电流密度的峰值，随着径向距离增大而单调降低。安全因子q 分布则会是以具有较大正磁剪切的单调分布的形式存在，磁轴处的q 值(q 0)略小于1，边界处的q 值(q 95)3～4，见图3。托卡马克装置的“先进运行模式”可以根据其q 分布的形式分为以下两类：①具有较强反磁剪切和高自举电流份额的等离子体，边界q 较高，芯部q 略高于2(避免出现m =2/n =1的新经典撕裂模)。这类放电通常伴有内部输运垒的存在，自举电流份额>50%，甚至80%。如果剩下的电流能够被外部的电流驱动方式所驱动，就完全可以实现完全非感应运行模式，这种运行模式就能够成为稳态运行很好的方案之一。②具有弱磁剪切或零剪切的q 分布，其q 0值接近1。这是一种介于单调增长和反剪切q 分布之间的中间状态，就是通常所称的“混合模式”。这类等离子体通常没有内部输运垒或者具有较弱的内部输运垒，q 95≈4，能够在较低的等离子体电流并实现高聚变功率输
出的情况下实现较长脉冲运行[5]。感应运行模式主要依靠欧姆场线圈极向磁通变化来维持等离子体。对于ITER 而言，这种运行模式能实现脉冲长度最大约为400 s 的放电(I p =15 MA ，f NI =15%，H 98=1.0，b N =1.8)，无法实现稳态等离子体运
105
行。这种传统的H-mode 运行模式一般具有沿等离子体小半径单调分布的安全因子，但约束性能较低。
q
ρ
图3  托卡马克不同运行模式中的安全因子q 分布
因此，在安全因子q 分布——也就是等离子体电流分布——存在显著差别，对等离子体运行模式带来决定性影响的情况下，利用外界手段和实验技术主动调节等离子体分布，使其进入这种高性能的状态，成为科学家们的研究目的。前文提到了自举电流的重要性。如果自举电流能提供50%～90%的等离子体电流，不但能大大降低托卡马克的建设和运行成本，而且自举电流还将提供重要的离轴电流驱动特性，形成较宽的整体电流分布。在高比压的等离子体放电参数下，大份额的自举电流可以明显地改变等离子体电流分布及安全因子分布，从而形成弱磁剪切，或电流中空分布的负剪切位形，进一步改善等离子体的约束及稳定性。通过理论计算可以得到，自举电流份额f BS ∝q 2b ，也就是高b 、高q 等离子体放电有利于实现高的自举电流。另一方面，需要依赖外部的电流驱动手段，如低杂波、电子回旋波、中性束等，来控制等离子体电流分布。这里要特别提到低杂波的作用。低杂波电流驱动(LHCD)被认为是对等离子体最有效的控制手段之一，有利于产生符合先进托卡马克运行需要的离轴电流分布以实现高约束的反磁剪切位形，但如何提高聚变堆条件下的高密度低杂波电流驱动效率是一个尚未完全解决的科学问题。目前，各大实验
装置通过LHCD 改变电流分布成功实现了高约束的等离子体，中国科学家在“东方超环”EAST 装置上通过低杂波实现了长脉冲H-mode 等离子体[6-7]。但是对于高密度等离子体，数值模拟结果与实验差距较大。由于未来聚变堆要求高密度等离子体运行，目前低杂波电流驱动面临的最大问题是如何实现和解决
高密度下的低杂波电流驱动效率。根据理论预言，LHCD 驱动效率与等离子体密度成反比[8]，而最近的实验结果[9-12]表明，当等离子体密度高于一定值时，其驱动电流效率明显偏离理论曲线。国际托卡马克物理研讨活动(ITPA)集成稳态运行组(IOS)专门立项来研究高密度下低杂波电流驱动问题，在FTU 、C-Mod 、JET 等托卡马克上均开展了高密度下低杂波电流驱动联合实验。研究结果表明，导致高密度下驱动效率迅速下降的主要原因有参量衰变不稳定性(PDI)、边缘区域的碰撞吸收、边缘密度涨落引起的散射等[13-15]。为了提高高密度运行下低杂波的电流驱动效率，科学家尝试了不同的方法。例如：在FTU 装置上通过壁处理(如锂化)等手段提高边缘区域的等离子体温度来减小PDI ，在C-Mod 上通过减少等离子体刮削层的宽度减小等离子体在边缘区域的功率沉积等。这些方法有效地提高了低杂波向芯部传播的能力，也同时大大增强了低杂波改变等离子体参数分布的能力，从而有利于提高等离子体的约束性能。此外，EAST 上的实验还证实了LHCD 可以在电流上升的过程中节省伏秒数，提高电流上升率。这有利于在现在和未来的超导装置上利用较快速的等离子体电流上升建立较宽的电流分布，从而起到有利于建立稳态运行模式的作用。
EAST 作为世界上第一个与ITER 类似的全超导托卡马克装置，是目前国际上仅有的有能力开展超过百秒时间尺度的长脉冲高约束聚变等离子体物理研究的实验平台。基于过去十多年的研究积累，EAST 团队通力合作、集体攻关，集中解决了长时间尺度下的等离子体位形精确控制、高功率射频波加热与电流驱动、高约束性能等离子体稳定性、等离子体与壁相互作用、粒子与热排出、关键分布参数的实时诊断等一系列与稳态运
106
义出发，简要阐述了当前磁约束受控核聚变领域的发展状况以及稳态运行的聚变等离子体对实现聚变堆安全高效运行的重要意义。通过设计高比压、高安全因子的等离子体参数，人们有望利用等离子体自身形成的自举电流再加上外部提供的驱动电流，最终实现兼顾高性能和安全性的完全非感应等离子体运行，为人类直接带来“太阳”的能量。
reactor模式和观察者模式
(2018年3月6日收稿)■
[1]  WAN Y X, LI J G, LIU Y , et al. Overview of the present progress and
activities on the CFETR [J]. Nucl Fusion, 2017, 57(10): 102009.
[2]  WESSON J. Tokamaks [M]. 3rd. Oxford: Oxford Science Publication. [3]  LUCE T C. Realizing steady-state tokamak operation for fusion energy
[J]. Phys Plasmas, 2011, 18(3): 030501, 2003.
行密切相关的关键技术和物理问题，同时对多尺度物理过程的集成和芯部约束与边界、偏滤器的有效兼容等前沿问题开展了深入的科学研究。EAST 在以低动量注入纯射频波加热、主动水冷钨偏滤器等类似I
TER 未来运行条件下，成功实现了全程扰动幅度较小的边缘局域模(ELMs)的高约束模式，有效控制了偏滤器靶板热负荷和钨杂质返流，获得了约束改善因子H 98y2大于1.1的完全非感应电流稳态高性能等离子体，并通过先进磁位形的精确控制实现了等离子体运行的软着陆，验证了超高真空、低温、大功率电源、超导
磁体、射频波和中性束加热、计算机控制和数据采集等系统稳态运行的能力。在2017年实验中利用纯射频波实现了稳定的101.2 s 稳态长脉冲高约束等离子体运行(图4)，这标志着EAST 成为了世界上第一个实现稳态高约束模式运行持续时间达到百秒量级的托卡马克核聚变实验装置。这一里程碑式的重要突破，表明我国磁约束聚变研究在稳态运行的物理和工程方面，将继续引领国际前沿，对未来ITER 和
CFETR 建设和运行具有重大的科学意义。
本文从研究核聚变对于人类能源需求的意
参考文献
图4  东方超环首次100秒量级的稳态高约束模式等离子体
Loop voltage  /V
0.2Density feedback by SMBI
2040
6080100
T /s
I p  /MA 〈n e 〉/(1019.m  3)
P ECRH  /MW
P LHW  /MW T e  /keV
P ICRF  /MW H 98y2
D α /a.u.
[4]  GAROFALO A M, ABDOU M A, CANIK J M, et al. A fusion nuclear
science facility for a fast-track path to DEMO [J]. Fusion Eng Des, 2014, 89(7/8): 876-881.
[5] SIPSA C C. Experimental studies of ITER demonstration discharges
[C]//22th IAEA Fusion Energy Conference, IT2-2,Geneva, Switzerland, Oct. 13-18, 2008.
[6] GONG X. Overview of long pulse H-mode operation on EAST
[C]//55th Annual Meeting of the APS Division of Plasma Physics, Denver, USA, Nov. 11-15, 2013.
[7] LIANG Y . Recent advances in EAST physicsexperiments towardshigh
performancesteadystate H modeoperation [C]//1st Asia-Pacific Conference on Plasma Physics, Cheng
du, China, Sept. 18-23, 2017.[8]  FISCH N J, BOOZER A H. Creating an asymmetric plasma resistivity
with waves [J]. Phys Rev Lett, 1980, 45(9): 720-722.
[9]  PERICOLI-RIDOLFINI V, GIANNONE L, BARTIROMO R.
Frequency spectral broadening of lower hybrid waves in tokamak plasmas-causes and effects [J]. Nucl Fusion, 1994, 34(4): 469-482.
[10]  CESARIO R, AMICUCCI L, CASTALDO C, et al. Plasma edge
density and lower hybrid current drive in JET (Joint European Torus) [J]. Plasma Phys Control Fusion, 2011, 53(8): 085011.
[11] CEDARIO R, AMICUCCI L, CARDINALI A, et al. Current drive
at plasma densities required for thermonuclear reactors [J]. Nature Commun, 2010, 1: 55.
[12]  WALLACE G M, PARKER R R, BONOLI P T, et al. Absorption of

版权声明：本站内容均来自互联网，仅供演示用，请勿用于商业和其他非法用途。如果侵犯了您的权益请与我们联系QQ:729038198，我们将在24小时内删除。