磁約束核聚變能研究進展與前景
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傳遞能源最新政策、改革觀點爭鳴，前沿領(lǐng)域研究進展、技術(shù)、項目及投融資數(shù)據(jù)信息。
文/劉永 李強 陳偉，核工業(yè)西南物理研究院, 科學通報
當前, 能源安全、環(huán)境和氣候變化等問題成為21世紀面臨的最嚴峻挑戰(zhàn). 核聚變能具有資源豐富、環(huán)境友好、固有安全等突出優(yōu)勢, 是目前認識到的解決人類社會能源與環(huán)境問題的根本途徑之一. 因此, 像核聚變能這樣的新能源的研發(fā)一直為公眾和行業(yè)所關(guān)注. 特別是, 美國國家點火裝置(National
Ignition Facility, NIF)在2022年12月的實驗中實現(xiàn)了能量增益達到1.53倍, 使得核聚變能研發(fā)受到進一步的關(guān)注. NIF本次實驗用322 MJ的電能產(chǎn)生了2.05 MJ的激光能量, 該激光能量注入聚變腔體后獲得了3.15 MJ的聚變能量, 首次實現(xiàn)了聚變能大于激光輸出能量, 取得了激光驅(qū)動的慣性約束聚變能源研發(fā)在物理及工程技術(shù)方面的進展, 但僅從能量的盈虧來看, NIF距聚變能的工程應用還有漫長的路要走.
在國際上, 主要發(fā)達國家都布局了慣性約束聚變和磁約束聚變這兩條技術(shù)途徑的研發(fā), 如美、日、俄等, 我國也是如此
. 在慣性約束聚變研究方面, 我國建設運行了自主的“神光”系列慣性約束裝置. 2015年建成的“神光-Ⅲ”主機裝置
, 是當時世界上投入運行的第二大激光驅(qū)動器, 也是亞洲最大的高功率激光裝置. 目前,
“神光-Ⅲ”是繼美國NIF、法國兆焦耳激光裝置之后第三大激光驅(qū)動器(48路激光, 峰值功率60 TW), 輸出能力僅次于NIF, 排名世界第二. 我國慣性約束聚變研究的規(guī)模和水平也位列國際第一梯隊.
慣性約束自身的技術(shù)特點決定了其主要用于核武器相關(guān)研究, 磁約束核聚變?nèi)允亲钣锌赡苈氏葘崿F(xiàn)聚變能源利用的方式. 鑒于此, 美國等西方國家均高度重視磁約束核聚變發(fā)展, 大都將核聚變能應用鎖定在2045年前后. 主要的技術(shù)路線是圍繞本國建造聚變示范堆的目標, 通過國際熱核聚變實驗堆(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)計劃獲得實驗堆設計、建造經(jīng)驗, 利用參與ITER運行以及本國的大型托卡馬克裝置獲得燃燒等離子體物理、控制和運行經(jīng)驗, 同時圍繞在ITER合作中不能解決的關(guān)鍵技術(shù)開展攻關(guān).
此外, 近年來商業(yè)資本也加速涌入聚變領(lǐng)域.
截至2022年7月底, 全球共成立了超過30家民營商業(yè)核聚變公司
, 其中多數(shù)將實現(xiàn)核聚變商業(yè)應用目標鎖定在2030~2035年前后, 其技術(shù)線路也呈現(xiàn)多元化特點, 非常分散.
在30家民營核聚變中, 除磁約束和慣性約束外, 還有磁慣性約束聚變等, 其技術(shù)線路就達21種之多. 從燃料形式看, 除了氘氚聚變外, 還有氫硼聚變、氘氦3聚變等.
總體來說, 應該充分肯定民營資本進入核聚變領(lǐng)域的積極意義, 多種技術(shù)路線加速探索, 必將能促進聚變能應用的研發(fā). 但其中也不乏風投性的資本運作, 其所聲稱的目標實際上是很難達成的. 例如, 近期美國核聚變初創(chuàng)公司Helion
Energy與微軟簽署全球首份聚變購電協(xié)議, 計劃2028年向微軟提供50000
?
kW的聚變能電力.該公司采用的是氘氦3聚變, 盡管該方案的反應中無中子產(chǎn)生, 也無氚的消耗, 但需要的等離子體溫度要比氘氚聚變高出若干倍, 目前看來, 這在短時間內(nèi)是不可能達到的. 2022年3月, 美國政府召開白宮峰會, 要求政、企、研等多領(lǐng)域加強合作, 力圖加速推進實現(xiàn)核聚變能商業(yè)化應用. 可以說, 近期聚變能研發(fā)相關(guān)領(lǐng)域受到廣泛關(guān)注. 另一方面, 也有不少混亂或矛盾的信息令人困惑. 本文力圖給出一個關(guān)于磁約束核聚變實際現(xiàn)狀的描述和對未來發(fā)展的展望.
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國際上磁約束核聚變研究始于20世紀50年代, 經(jīng)歷了從最初的少數(shù)幾個核大國進行秘密研究、技術(shù)解密, 再到世界范圍內(nèi)開放合作、共同參與的研究階段. 在研究進程中,
也探索了箍縮、磁鏡、仿星器、托卡馬克等眾多途徑
. 經(jīng)過半個世紀的不懈努力, 在眾多探討實現(xiàn)受控核聚變的途徑中, 以托卡馬克為重點途徑的磁約束受控核聚變研究在20世紀90年代獲得了巨大進展
, 使人類聚變能的夢想比較接近現(xiàn)實.
自20世紀70年代起到2000年前后, 在世界范圍內(nèi)先后建設了數(shù)十個各種類型和尺寸的托卡馬克聚變裝置, 其中具代表性的有美國的DIII-D和TFTR、法國的Tore Supra、德國的ASDEX和ASDEX-U、日本的JT-60/JT-60U、歐盟的JET等.通過這些裝置深入的實驗探索, 使得表征聚變點火條件的聚變“三乘積”(即燃料離子溫度、密度與能量約束時間之乘積)在這一時期實現(xiàn)了幾何級數(shù)的增長. 在2000年以后, 由于缺乏大型裝置的投運, 這一趨勢明顯放緩. 相應地, 相關(guān)的聚變等離子體物理研究也不斷取得突破. 這主要體現(xiàn)在以下若干方面: 等離子體約束與輸運、磁流體不穩(wěn)定性與破裂的控制、等離子體加熱與電流驅(qū)動、等離子體與第一壁相互作用等. 這些進展為ITER工程的設計與建設奠定了良好的基礎(chǔ).
需要特別指出的是, 20世紀90年代以來, 磁約束受控核聚變研究在三大托卡馬克裝置(美國的TFTR、歐盟的JET、日本的JT-60U)上取得了突破性進展
[2,4]
. 1991年末, 人類首次用可控的方法在JET裝置上進行了氘-氚聚變反應, 獲得聚變能達到3.4 MJ, 聚變功率達到1.7
?
MW. 隨后, 在TFTR裝置上的氘-氚放電實驗也獲得成功,其輸出的功率更高, 達到了10.7
?
MW, 獲得聚變能6.5
MJ. 1997年, JET裝置創(chuàng)下了輸出聚變功率16.1
?
MW、聚變能21.7
MJ和聚變增益Q=0.65等世界紀錄
[6]
. 2022年2月, JET裝置實現(xiàn)了59 MJ的聚變能量輸出, 打破了其創(chuàng)造的21.7 MJ聚變能量世界紀錄.
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1998年, 在JT-60U裝置上進行的氘-氘反應實驗, 其等效的氘-氚聚變反應的功率增益因子(定義為聚變反應產(chǎn)生的功率與輸入等離子體的功率之比)已達到1.25
[6]
. 這些突破性進展宣告了以托卡馬克為代表的磁約束核聚變的科學可行性在實驗上已經(jīng)得到了證實.
為了驗證聚變的技術(shù)可行性, 需要建造一個具有聚變電站所需大多數(shù)技術(shù)特征的更大規(guī)模的托卡馬克裝置, 來試驗和演示聚變電站的關(guān)鍵技術(shù), 并探索燃燒等離子體的新物理問題. 為實現(xiàn)這一目標, 國際聚變界認為只有通過國際合作, 匯聚全世界的核聚變研究的成果、主要國家的財力和科技能力, 才能加快這一階段的進程. 為此, 規(guī)?？涨暗膰H合作計劃——國際熱核聚變實驗堆(ITER)計劃應運而生
. 1985年, 蘇聯(lián)和美國倡議, 由美、蘇、歐、日共同啟動了ITER計劃. ITER計劃的目標是要建造一個可自持燃燒的托卡馬克核聚變實驗堆, 以便對未來聚變示范堆及商用聚變堆的物理和工程問題做深入探索.
中國于2003年1月初正式宣布參加ITER計劃政府間談判, 美國也在同一天重新加入ITER計劃, 韓國在2005年被接受參加ITER計劃政府間談判. 以上六方于2005年6月簽訂協(xié)議, 一致同意把ITER建在位于卡達拉齊(Cadarache)的法國核技術(shù)研究中心. 印度于2006年加入ITER計劃政府間談判. 最終, 七方于2006年5月草簽了建設ITER的國際協(xié)定, 正式開始實施ITER計劃. 目前, ITER已于2020年正式啟動安裝, 原計劃2025年建成并產(chǎn)生首次等離子體放電. 由于諸多因素, 這一時間可能會有較大的推遲.
ITER要研究及解決的關(guān)鍵科學問題是: 燃燒等離子體物理、先進托卡馬克穩(wěn)定運行和可靠控制、較高中子通量條件下等離子體與材料的相互作用. ITER的科學目標就是要實現(xiàn)并驗證在400
?
s的時間內(nèi)能量增益大于10, 在3000
?
s的時間內(nèi)能量增益大于5, 聚變功率輸出500
?
MW. ITER的結(jié)構(gòu)如圖1所示, 其基本參數(shù)為: 環(huán)向磁場5.3
?
T, 等離子體電流15
MA.
ITER是世界上第一個反應堆規(guī)模的受控熱核聚變設施, 也是最終實現(xiàn)磁約束聚變能商業(yè)化發(fā)電最重要的科學和技術(shù)橋梁. ITER能產(chǎn)生大規(guī)模核聚變反應, 將演示燃燒等離子體(通過核聚變反應產(chǎn)生的高能α粒子加熱等離子體), 并獲得堅實的堆燃燒等離子體物理機理的認知, 并達到如下目標: 驗證核反應堆級別的裝置主機集成技術(shù); 驗證裝置的穩(wěn)定運行能力; 驗證產(chǎn)氚包層等.
ITER裝置本身不僅反映了國際磁約束核聚變能研究的最新成果, 而且綜合了當今世界相關(guān)領(lǐng)域的一些頂尖技術(shù), 如大型超導磁體技術(shù)、大束流加速器技術(shù)、大功率微波技術(shù)、產(chǎn)氚實驗包層技術(shù)、氚工藝技術(shù)、先進診斷技術(shù)等. 這些技術(shù)不僅是支撐未來聚變電站必需的關(guān)鍵技術(shù), 而且還能對世界各國工業(yè)和經(jīng)濟發(fā)展起重要推進作用.
除了參與ITER計劃外, ITER各參與國家或國家集團都制定有自己的聚變發(fā)展規(guī)劃和布局. 歐盟除了占據(jù)ITER東道主的優(yōu)勢外,還積極布局基于加速器的聚變材料輻照設施 (International Fusion Material
Irradiation Facility, IFMIF), 并提出在2050年前后運行聚變示范堆. 2021年, 美國國家科學院(National
Academies of Sciences, Engineering, and Medicine, NASEM)發(fā)布了“Bringing Fusion to the U.S. Grid”的評估報告,
提出了在保持美國國際競爭能力、再次引領(lǐng)聚變能研發(fā)、發(fā)展新型能源和降低碳排放的新形勢下, 在2050年左右將聚變帶入美國電網(wǎng)的目標
.
日本并行部署了ITER計劃任務、JT-60SA、聚變中子源、DEMO研發(fā)、包層研發(fā)等聚變產(chǎn)業(yè)研發(fā)
, 提出在2050年具備聚變能應用條件.
英國原子能管理局(UK Atomic Energy Authority, UKAEA)計劃2024年完成球形托卡馬克聚變堆(Spherical Tomkamak for
Energy Production, STEP)概念設計, 21世紀40年代實現(xiàn)聚變能發(fā)電.
總體上看, 世界上主要發(fā)展聚變能的國家, 在圍繞建設本國聚變示范堆的目標下, 基本都是通過ITER合作獲得相應實驗堆設計、建造經(jīng)驗, 利用參與ITER運行以及本國(或國際合作)的大型托卡馬克裝置獲得燃燒等離子體物理、控制和運行經(jīng)驗, 同時, 圍繞在ITER合作中不能解決的聚變堆抗輻照材料、高熱負荷材料和部件、氚增殖包層、先進偏濾器以及高溫超導磁體等方面開展關(guān)鍵技術(shù)攻關(guān).
我國的磁約束受控核聚變研究起步于20世紀50年代, 并于1965年建立了國內(nèi)從事核聚變研究的專業(yè)機構(gòu), 先后發(fā)展了Z箍縮、角向箍縮、反場箍縮、仿星器、磁鏡、托卡馬克等各種磁約束實驗設施, 開展了大量早期的磁約束聚變原理探索. 1984年, 建成了我國核聚變領(lǐng)域第一座大科學裝置——中國環(huán)流器一號(HL-1)托卡馬克裝置, 實現(xiàn)了我國核聚變研究從原理探索到中大規(guī)模裝置實驗的跨越. 20世紀70年代, 又成立了另一個從事核聚變研究的專業(yè)機構(gòu), 主要從事超導托卡馬克研究. 長期以來,我國形成了以專業(yè)院所(核工業(yè)西南物理研究院和中國科學院合肥物質(zhì)科學研究院等離子體物理研究所)為主, 多家高校和研究單位共同參與的核聚變技術(shù)開發(fā)格局.
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目前, 我國運行中的磁約束聚變大科學裝置主要有HL-2A、EAST裝置和新一代“人造太陽”(HL-2M)裝置. HL-2A是我國第一個具有偏濾器位形的托卡馬克, 在2003年就實現(xiàn)了國內(nèi)首個偏濾器位形放電, 在2011年首次實現(xiàn)國內(nèi)高約束模等離子體運行, 使我國成為繼歐美日后, 國際上第四個在磁約束核聚變裝置上實現(xiàn)高約束模式運行的國家. 在該裝置上, 發(fā)展了國際原創(chuàng)的具有自主知識產(chǎn)權(quán)的超聲分子束粒子注入技術(shù), 該技術(shù)已被國際上多個磁約束聚變裝置(如韓國的KSTAR、法國的WEST等)用于加料及物理研究. 近年來, 在HL-2A上實現(xiàn)了歸一化環(huán)向比壓超過3的先進運行模式.
EAST是國際上首個全超導托卡馬克裝置, 在2006年成功實現(xiàn)了首次運行, 多年來在長脈沖運行方面取得了一系列重要研究進展, 在長脈沖高品質(zhì)等離子體約束研究方面居于世界先進水平, 2021年12月實現(xiàn)了1056
s長脈沖運行
. 2020年, 創(chuàng)造了102
s高約束H模放電的世界紀錄, 2023年4月又刷新了這一紀錄, 實現(xiàn)了高約束H模放電時間超過400
s. 此外, EAST在三維物理和邊緣局域?？刂频确矫嬉踩〉昧撕芏鄤?chuàng)新性成果.
中國環(huán)流器二號M(HL-2M)裝置是我國目前設計參數(shù)最高、規(guī)模最大的新一代“人造太陽”裝置, 于2020年建成并實現(xiàn)了首次等離子體放電. 2022年, HL-2M裝置實現(xiàn)了等離子體電流突破1.15 MA, 這是我國核聚變裝置運行的新紀錄. 該裝置設計的最大等離子體電流可達3 MA, 歸一化比壓β
N
可超過3, 等離子體離子溫度可達1.5億攝氏度, 聚變?nèi)朔e可達10
21
?
m
–3
?
keV
?
s量級(接近聚變“點火條件”), 是我國目前具備堆芯級燃燒等離子體運行能力的科研平臺. 該裝置如圖2所示.
圖 2 新一代“人造太陽”中國環(huán)流器2號M(HL-2M) 裝置
除上述裝置外, 過去10多年來, 國內(nèi)不少高校也建設并運行了一些較小規(guī)模的聚變研究裝置,
如華中科技大學的J-TEXT、中國科學技術(shù)大學的KTX、清華大學的SUNIST等.
這些裝置在聚變基礎(chǔ)問題探索和人才培養(yǎng)等方面發(fā)揮了重要作用.
以上述聚變裝置的建設和運行的需求為牽引, 相關(guān)單位極大地推進了各項聚變關(guān)鍵技術(shù)的研發(fā), 如聚變等離子體加熱技術(shù)(包括中性束加熱技術(shù)和射頻波加熱技術(shù))、等離子體診斷技術(shù)、超導強磁場技術(shù)、等離子體運行與控制技術(shù)等. 相應地, 以能力不斷提升的國內(nèi)裝置為依托, 相關(guān)的聚變等離子體物理研究水平得到了迅速的提升, 在長脈沖穩(wěn)態(tài)運行、等離子體加料新技術(shù)、等離子體約束改善等方面都取得了令人矚目的成績.同時, 為進一步提升對聚變等離子體物理的認識水平, 我國在聚變等離子體物理的數(shù)字模擬和仿真方面也取得了重要進展, 眾多的有自己知識產(chǎn)權(quán)的模擬仿真軟件不斷推出, 大大地促進了相關(guān)物理和工程設計研究.
以我國全面參與ITER項目并承擔相關(guān)采購包任務為契機, 系統(tǒng)地吸收消化并掌握ITER的相關(guān)設計技術(shù), 在若干聚變堆核心部件研發(fā)上也取得了一系列突破和進展, 如第一壁部件制造技術(shù)、大型超導線圈制造技術(shù)、涉氚閥門和系統(tǒng)技術(shù)、氚增殖模塊(tritium
breeding module, TBM)技術(shù)等.
以掌握聚變堆的建造能力為目標, 我國也布局了聚變材料研發(fā)、氚自持相關(guān)技術(shù)、聚變堆總體設計等ITER未完全覆蓋技術(shù)的研發(fā), 并取得了令人矚目的進展.
例如, 在過去10多年里, 我國聚變界深入開展了中國聚變工程試驗堆的概念設計和初步工程研究工作, 盡管目前還不具備建設條件, 但通過這一設計研究, 確定和凝練了下一步需要重點解決的突出的物理和工程問題和挑戰(zhàn), 掌握和提高了設計研發(fā)技術(shù), 鍛煉和培養(yǎng)了人才, 為進一步解決聚變堆面臨的挑戰(zhàn)問題并最終實現(xiàn)聚變能的應用打下了基礎(chǔ).
為支撐聚變堆的設計和建造, 我國近期又布局建設了兩個重要聚變研究設施和基地. 其中, 聚變堆主機關(guān)鍵系統(tǒng)綜合研究設施項目建在合肥, 主要建設具有國際領(lǐng)先水平的超導磁體研究系統(tǒng)和偏濾器研究系統(tǒng), 為磁約束聚變堆主機關(guān)鍵系統(tǒng)研究提供粒子流、電、磁、熱、力等極端實驗條件. 另一個核聚變技術(shù)研究基地項目建在成都, 主要建設具有國際先進水平的磁約束核聚變能研發(fā)基地, 發(fā)展和掌握聚變堆芯加熱和電流驅(qū)動、燃燒等離子體運行、包層技術(shù)和總體集成設計技術(shù)等聚變堆關(guān)鍵技術(shù).
近年來,
國內(nèi)以新奧集團、能量起點公司、星環(huán)聚能公司等為代表的民營資本開始積極參與到核聚變研發(fā)中來.
2
核聚變能研發(fā)仍面臨的主要挑戰(zhàn)
對于建造聚變示范電站進而實現(xiàn)聚變能的應用, 我國與國際上主要國家面臨幾乎同樣的技術(shù)挑戰(zhàn), 目前公認的主要有三大技術(shù)挑戰(zhàn), 即以燃燒等離子體為核心的物理上的挑戰(zhàn), 以抗中子輻照為核心的聚變堆用材料方面的挑戰(zhàn)和以產(chǎn)氚包層為核心的氚自持技術(shù)的挑戰(zhàn).
未來聚變堆堆芯運行的根本要求是實現(xiàn)等離子體自持燃燒, 所面臨的挑戰(zhàn)主要集中在自持燃燒等離子體科學、穩(wěn)態(tài)運行和運行安全. 盡管過去幾十年中, 國際上聚變等離子體物理在實驗和理論研究上取得了長足的進展, 但對燃燒等離子體科學認知仍比較欠缺, 尤其對高聚變增益自持燃燒等離子體研究更少且長期停留在理論階段, 亟需提升對自持燃燒等離子體輸運與約束、磁流體不穩(wěn)定性和α粒子物理等關(guān)鍵物理問題的認知, 探索適用于自持燃燒的運行模式.
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在燃燒等離子體運行期間內(nèi)部活躍的磁流體不穩(wěn)定性、在等離子體芯部區(qū)域不斷聚集的雜質(zhì)以及外部加熱和電流驅(qū)動與等離子體耦合的不確定性等, 這些因素使得等離子體控制愈發(fā)困難. 等離子體大破裂期間瞬間釋放巨大熱負荷和電磁負載, 可能對聚變堆內(nèi)部件造成嚴重損壞. 如何有效預防和控制大破裂, 也是當前核聚變等離子體研究最為棘手的問題之一. 以下從3個方面對以燃燒等離子體為核心的聚變堆面臨的挑戰(zhàn)性物理問題進行簡介.
α粒子是氘氚聚變的帶電粒子產(chǎn)物(即
42He
H24e
, 能量3.5
?
MeV). α粒子物理是燃燒等離子體物理研究的中心問題, 如α粒子自持加熱、輸運及損失和氦灰排除等. 由于尚缺乏合適的實驗平臺, 在實驗和模擬上如何確定燃燒等離子體中α粒子的特性, 如α粒子溫度和密度分布測量、氚密度測量、聚變效率和燃燒率評估等, 都具有很大的挑戰(zhàn)性. α粒子物理相關(guān)的主要研究包括α粒子加熱效率、約束與輸運、α與磁流體不穩(wěn)定性相互作用、共振擾動場及波紋場對α粒子的影響、α粒子與射頻波的相互作用、氦灰(低能α粒子)輸運與移除等.
其中, α粒子加熱效率在相關(guān)物理研究方面是最受關(guān)注的課題. 盡管TFTR和JET都發(fā)現(xiàn)了α粒子加熱電子的實驗現(xiàn)象, 但兩個裝置都無法針對α粒子如何將能量傳遞給電子的問題給出合理的解釋. 要實現(xiàn)α粒子穩(wěn)態(tài)自持加熱, 良好的α粒子約束性能必不可少, 這需要對α粒子物理有深入的理解和認知. 氦灰輸運與移除也是聚變堆面臨的挑戰(zhàn)之一, 因為氦灰不僅制約α粒子約束性能, 當其濃度太高時, 還會使得燃燒等離子體熄滅. 目前, 燃燒等離子體物理實驗開展得還不夠, 相關(guān)的科學問題還需要在ITER上進一步驗證.
有效預防和控制宏觀磁流體不穩(wěn)定性和大破裂對聚變堆的安全運行至關(guān)重要. 科學地認識等離子體破裂物理機制并積極尋找有效防控技術(shù)方法是現(xiàn)有磁約束聚變領(lǐng)域正在解決的重大問題之一, 也是未來聚變堆物理研究的最大挑戰(zhàn). 在高增益、大拉長比和高比壓的燃燒等離子體中, 新經(jīng)典撕裂模和電阻壁模等磁流體不穩(wěn)定性將不可避免. 這些宏觀不穩(wěn)定性不僅會降低等離子體約束性能, 也可能誘發(fā)等離子體大破裂. 聚變堆安全運行, 就是要嚴格控制磁流體不穩(wěn)定性引起的大破裂. 研究磁流體不穩(wěn)定性的產(chǎn)生機制和控制方法, 對維持高性能等離子體穩(wěn)態(tài)運行和自持燃燒至關(guān)重要.
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高約束模式具有良好的粒子和能量約束特性, 是未來聚變堆的基本運行模式, 其臺基的形成和演化關(guān)系到約束改善、第一壁熱沉積緩解、聚變堆排灰等關(guān)鍵問題. 對于未來聚變堆, 高約束模是首選的運行模式, 然而, 大幅度的邊緣局域模又是要盡可能避免的. 實驗上評估大幅度邊緣局域?？刂品椒?包括彈丸注入和共振磁擾動等方式)的可行性和可靠性至關(guān)重要, 同時, 還需要探索小/無ELM運行模式的進入條件, 尋找更佳的高約束運行模式. 近期, JET和KSTAR實驗發(fā)現(xiàn)高能量粒子可抑制湍流輸運, 這種方式被認為是一種調(diào)控托卡馬克芯部等離子體約束性能的新思路. 然而, 目前實驗中的快粒子能量僅在百keV量級, 未來聚變堆中MeV量級的α粒子對微觀湍流是否有明顯的抑制作用還有待研究和驗證.
當然, 除了上述以燃燒等離子體為核心的物理上的挑戰(zhàn)外, 還有許多對聚變等離子體物理問題的研究需要深化, 這些問題一般可在目前現(xiàn)有的裝置開展, 這里不做一一介紹.
要實現(xiàn)聚變堆長時間穩(wěn)定運行, 其材料仍然面臨極大的挑戰(zhàn), 這里也包括與材料相關(guān)的部件和系統(tǒng). 聚變堆部件的運行環(huán)境極為苛刻, 在等離子體周邊的材料要承受中子輻照、粒子轟擊、熱流等組成的復雜載荷. 按照功能的劃分, 聚變堆用材料主要可分為面向等離子體材料和結(jié)構(gòu)材料兩種. 按所承受的負荷劃分, 材料所承受的負荷主要可分為高熱負荷和強中子輻照.
對于聚變堆面向等離子體的材料, 其對應部件主要是包層第一壁和偏濾器. 熱載荷主要有來自等離子體的粒子轟擊、熱輻射和中子帶來的熱載荷. 偏濾器承擔聚變堆排灰和排熱的任務, 其面對等離子體的材料, 尤其是偏濾器靶板打擊點位置承受的熱載荷更為嚴苛. 異常放電時, 面對等離子體材料及其部件需要承受更大的熱負荷, 可達20
?
MW/m
2
.
目前來看, 鎢似乎是最好的面對等離子體材料候選者. 其典型部件的結(jié)構(gòu)為鎢與熱沉材料連接, 熱沉材料為不銹鋼或銅. 最新的研究結(jié)果表明, 經(jīng)過優(yōu)化設計的此類結(jié)構(gòu)的鎢部件基本可承受20
?
MW/m
2
的熱載荷. 在聚變堆實際工況下, 還需疊加數(shù)MW/m
2
的中子負載, 這對材料自身、冷卻系統(tǒng)以及等離子體運行均提出了極高的要求. 目前的核心問題是, 基于鎢的材料及部件在制備、加工等方面仍然存在技術(shù)難度, 聚變堆綜合場載荷下鎢的基本機理研究仍然不足, 中子高劑量長時間輻照下其性能退化情況的實驗驗證數(shù)據(jù)仍較缺乏.
另外, 由于等離子體運行時的一些極端異常事件如大破裂等, 瞬時熱載荷甚至可能超過現(xiàn)有已知任何材料的承受極限, 并產(chǎn)生嚴重的刻蝕、濺射、熔化等行為, 甚至嚴重時會導致停堆以及安全事件.
聚變堆的結(jié)構(gòu)材料是聚變堆包層和偏濾器等堆內(nèi)部件除第一壁之外的主體材料. 在聚變堆的工況下, 對其基本的要求是耐中子輻照并盡可能地做到低活化. 一般認為, 期待的聚變堆結(jié)構(gòu)材料可耐受累積100
?
dpa的中子輻照通量.基于目前的認知, 鐵基合金鋼如ODS和RAFM及釩合金等似乎是為數(shù)不多的可能選擇. 但到目前為止, 中子輻照也就做到過10
?
dpa量級, 與第一壁材料同樣缺乏其在中子高劑量、長時間輻照下性能退化情況的實驗驗證數(shù)據(jù).
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國際上日歐曾聯(lián)合推進過研制基于強流加速器的中子輻照設施——國際聚變材料放射測試設施(International Fusion Material Irradiation Facility, IFMIF), 但進展太慢. 近年來, 歐洲在建造其縮小版IFMIF-DONES,日本也在做類似的聚變中子源工程. 國內(nèi)也在探討聚變堆材料研發(fā)的路線圖, 希望盡早破解這個難題. 上述這類設施一旦建成, 可從測試毫米量級的材料試樣開始, 研究解決材料中子輻照特性, 成為最終解決聚變堆結(jié)構(gòu)材料的關(guān)鍵一步. 在此基礎(chǔ)上, 就可以比較有信心地建設測試聚變堆部件的試驗堆, 也就可以打破聚變堆與部件測試的雞生蛋、蛋生雞式的循環(huán)了.
除上述的面向等離子體材料和結(jié)構(gòu)材料外, 聚變堆材料還包括氚增值材料和中子倍增材料、阻氚材料等特殊功能材料, 甚至還應包括超導材料. 但目前看來,這類材料的研發(fā)不太會成為聚變發(fā)電的攔路虎. 近年來, 在超導材料方面, 二代高溫超導線圈技術(shù)的進步將對磁約束聚變產(chǎn)生非常積極的推動作用, 一方面, 更強的磁場可提高聚變堆的性能; 另一方面, 高溫超導可降低聚變堆的運行成本. 美國麻省理工學院(Massachusetts Institute of Technology, MIT)正在建造的SPARC將用以驗證托卡馬克裝置使用高溫超導材料的工程可行性。
眾所周知, 核聚變堆中基本的核反應為氘(D)和氚(T)發(fā)生的聚變反應: D+T?
4
He+n, 產(chǎn)生一個中子和一個氦, 其中氦攜帶3.5
?
MeV的能量用于加熱燃料等離子體, 而中子攜帶14.1
?
MeV的能量, 轉(zhuǎn)換為熱能后作為能源輸出. 中子同時用于產(chǎn)氚以實現(xiàn)氚自持: n+
6
Li?
4
He+T. 中子產(chǎn)氚的過程在聚變堆包層中完成, 聚變堆包層承擔著產(chǎn)氚、能量提取和中子屏蔽的作用. 這里定義一個基本量, 包層的氚增殖比(tritium breeding ratio, TBR), 即一個聚變中子可以在包層中產(chǎn)生氚原子的個數(shù). 從上述的兩個式子可見, 一次D-T反應消耗一個氚原子, 產(chǎn)生一個中子, 而用Li增殖一個氚原子又需要一個中子, 考慮到反應截面和各個環(huán)節(jié)的損耗, 要實現(xiàn)TBR>1, 就必須在包層中對聚變中子進行增殖(或稱倍增).
聚變堆總體的氚系統(tǒng)流程見圖3, 在外循環(huán)中, 托卡馬克堆芯的聚變中子在包層中經(jīng)倍增、慢化, 與增殖劑材料鋰化合物中的鋰發(fā)生核反應生成氚, 氚經(jīng)提取、純化, 儲存并補充到托卡馬克的燃料內(nèi)循環(huán)中. 在內(nèi)循環(huán)中, 加料時注入到托卡馬克堆芯的氚, 只有很少的份額可以發(fā)生聚變反應產(chǎn)生氦, 這個份額被稱為氚的燃燒率f
B
. 而絕大多數(shù)未發(fā)生聚變反應(甚至有的未被離解)即被作為托卡馬克尾氣抽出, 抽出的尾氣經(jīng)凈化、分離后再次循環(huán)注入. 尾氣中氚的純化以及包層生產(chǎn)的氚的提取、純化過程均要求在足夠短的處理時間內(nèi)完成, 使其可以及時再次注入以維持托卡馬克的燃燒.
由上述過程可見, 要實現(xiàn)氚自持, 首先要盡可能地提高包層的氚增殖比TBR, 其次要有盡可能高的氚的燃燒率f
B
、盡可能短的氚的處理時間(包含內(nèi)外循環(huán))和盡可能少的氚損耗及在系統(tǒng)中的滯留等. 除此之外, 在聚變堆啟動時, 還需要初始氚投入(inventory). 不過, 上述幾個因素與所需的初始氚投入量有相關(guān)性, 只有在包層TBR足夠高、燃燒率f
B
足夠大和氚處理時間足夠短的條件下, 所需的初始氚投入量才能低到一個合理的水平.
氚自持的根本問題是提高包層的氚增殖TBR, 而TBR的增加又受到聚變堆包層技術(shù)發(fā)展的制約. 首先是包層覆蓋率, 即面對等離子體的第一壁有多少可以被包層覆蓋, 以收集聚變中子. 要維持堆芯的燃燒及運行, 第一壁需布設必要的窗口用于輔助加熱、排灰、排熱、診斷等設施, 這些設施占用了第一壁面積, 包層并不可能收集到堆芯輻射出的所有中子用于氚增殖. 其次, 包層同時需要耐受第一壁的高熱負荷、高中子通量的核載荷, 要屏蔽中子、實現(xiàn)高效換熱, 承受電磁、熱、流體、核熱等載荷, 還要實現(xiàn)安裝和維護, 這些功能往往相互沖突, 導致包層結(jié)構(gòu),如增殖劑填充量、尺寸、結(jié)構(gòu)材料的體積占比、第一壁的材料和結(jié)構(gòu)等, 需綜合權(quán)衡, 最終聚變堆包層的產(chǎn)氚功能不得不做出讓步. 按照目前的典型最優(yōu)化設計并適當預期未來的進步, 計算出TBR最高僅可達1.15, 這一預測數(shù)值是否準確還缺乏驗證條件.
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氚自持能否實現(xiàn), 燃燒率f
B
的大小也非常重要.f
B
太低, 就意味著極大份額的氚注入真空室后直接被抽出, 只是參與循環(huán). 這也給氚處理帶來了極大壓力. 而提高燃燒率f
B
是實現(xiàn)聚變?nèi)剂细哔|(zhì)量燃燒需要解決的燃燒等離子體物理問題, 在物理和技術(shù)上相應地需要更好的等離子體約束和更高效的加料手段等, 如新概念超聲分子束注入、螺旋注入、強場側(cè)彈丸注入、中性束加料等. 由于目前實驗條件局限, 燃燒率的實驗數(shù)據(jù)還很缺乏, ITER作氘-氚運行后可得到更可信的實驗數(shù)據(jù). 目前預計的ITER的f
B
只有0.3%~0.5%,而實現(xiàn)氚自持所期望的聚變堆芯的燃燒率f
B
應達到1%~3%.
氚自持的另一個重要因素就是氚回路循環(huán)的處理時間周期應該足夠短, 而且在循環(huán)過程中的損耗和滯留要足夠少, 特別是氚到系統(tǒng)外的泄漏更要保證小到足以滿足核安全的要求. 到目前為止, 盡管不同機構(gòu)都做過提取氚的原理驗證實驗和少量氚的純化驗證實驗, 但對該類技術(shù)推廣到大規(guī)模氚循環(huán)系統(tǒng)時的適用性仍需驗證. 基于目前的認知, 以現(xiàn)有的技術(shù)極限估算, 假如氚處理時間為6~12
?
h、氚的燃燒率5%,一個P
f
=3 GW的聚變堆的初始氚投入量(盤存量)約需10
?
kg.
除了上述三大挑戰(zhàn)外, 要建設發(fā)電的聚變堆, 還有許多其他的困難仍需要克服, 例如, 現(xiàn)在國際上還沒有適用于聚變堆的相關(guān)安全法規(guī)和準則體系, 而這類體系建設需要很長的時間積累和迭代等.
如前所述, 磁約束核聚變能研發(fā)經(jīng)過了60多年的漫長歷程, 在聚變等離子體物理和聚變堆工程技術(shù)方面都取得了巨大進展, 這些進展為聚變能實現(xiàn)奠定了比較扎實的基礎(chǔ), 但聚變能仍需克服以三大挑戰(zhàn)為代表的諸多困難才能實現(xiàn). 由于核聚變能研發(fā)的極大挑戰(zhàn)性及其發(fā)展歷程的不確定性, 多年來聚變能發(fā)電曾被調(diào)侃為永遠的50年, 聚變界似乎也曾多次“失信”于學界和公眾, 即使在今天, 做一個能夠經(jīng)得起歷史檢驗的對未來聚變能發(fā)展歷程的展望仍然有一定的困難.
不過, 得益于ITER這一超大國際合作項目的建設及其不斷取得的進展, 對磁約束聚變能的展望有了相對更加可信的依據(jù). 在應對聚變能面臨的三大技術(shù)挑戰(zhàn)方面, ITER至少可以在燃燒等離子體物理和氚自持這兩大挑戰(zhàn)方面發(fā)揮獨特而至關(guān)重要的作用.
在燃燒等離子體物理方面, 可以說ITER將是世界上第一個真正意義上的燃燒等離子體研究平臺. ITER的核心目標之一就是建立和維持燃燒等離子體, 隨著其聚變功率500
?
MW和聚變能量增益Q大于10的實現(xiàn), 必將使我們對燃燒等離子體的認識產(chǎn)生一個飛躍. 盡管該聚變功率及其增益比未來的聚變堆還低很多, 但基本上也就相差數(shù)倍了, 一般認為典型的聚變堆熱功率為3000
?
MW, 能量增益Q為30. 因此, ITER上關(guān)于燃燒等離子體的實驗結(jié)果對于下一步聚變堆的設計和運行可以說是一種試驗驗證.同時, ITER對克服其他物理上的挑戰(zhàn), 如大破裂的緩解等, 也會提供一個接近聚變堆參數(shù)和條件的驗證平臺, 從而大大地降低未來聚變堆相關(guān)可能的風險. 同時, 國內(nèi)有關(guān)單位也在積極籌劃氘氚實驗平臺的建設, 力爭盡早取得近燃燒等離子體實驗的第一手經(jīng)驗.
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在氚自持方面, ITER上將開展數(shù)種類型的氚增殖模塊(TBM)實驗. 盡管ITER不要求氚自持, 它僅利用有限的窗口開展TBM的安裝和實驗, 與聚變堆的氚自持還不能相提并論, 但這畢竟是首次驗證用聚變中子增殖氚, 將為最終實現(xiàn)聚變堆的氚自持取得第一手經(jīng)驗, 奠定相對堅實的實驗基礎(chǔ). 目前我國開展了ITER氦冷固態(tài)TBM的設計、制造和實驗,同時還布局了與之配套的相關(guān)氚工廠等氚系統(tǒng)的研發(fā), 為氚自持的實現(xiàn)打下了良好的基礎(chǔ). 盡管從實驗上驗證氚自持還有漫長的路, 但基于目前的認識, 實現(xiàn)聚變氚自持還是很有希望的.
在三大挑戰(zhàn)中, 聚變堆材料的抗中子輻照問題似乎是相對最困難的. 如前所述, 目前最大的難點在于缺乏考驗材料抗輻照性能的中子源. 對于這個難題, 聚變界一直在努力, 國內(nèi)業(yè)界在過去的數(shù)年內(nèi)深入開展了聚變材料研發(fā)的路線圖研討, 形成了不少共識并推動了材料研發(fā)平臺的規(guī)劃與實施. 其核心問題是探索建設某種類型的中子源, 或通過建設緊湊型堆來實現(xiàn)堆材料的考驗.
基于以上的認識和國內(nèi)聚變研發(fā)布局的進展, 目前國內(nèi)業(yè)界大多數(shù)人認可的我國聚變能研發(fā)的路線圖如圖4所示, 即在2045年前后實現(xiàn)聚變演示發(fā)電, 2055年前后實現(xiàn)聚變電站投運. 今天看來, 也許這個進度略顯冒進, 似乎一切均是按最樂觀的進展預估而設定的. 不過任何一個探索性的重大科技工程都會有其不確定性, 這也許正是科學技術(shù)發(fā)展的魅力所在.
從總體上說, 這個目標經(jīng)過努力是可能實現(xiàn)的. 一方面, 這個進度與大多數(shù)國家的規(guī)劃進度有著較好的一致性; 另一方面, 隨著ITER目標的實現(xiàn)和國內(nèi)相關(guān)研究設施的投運, 為這個目標的實現(xiàn)奠定了比較可靠的基礎(chǔ). 也許抗輻照材料仍是最大的變數(shù), 但在今后的20年里還是完全有望取得突破. 隨著國家對能源結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)型的迫切需求和對聚變研究支持力度的加大, 以及國內(nèi)外包括裝備制造、新型材料、人工智能等在內(nèi)的科技進步對聚變的加持, 再經(jīng)過各方努力, 聚變能服務于人類的夢想一定能早日實現(xiàn).
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