托卡马克研究的现状及发展

核聚变能是未来理想的能源。经过半个多世纪的不懈努力,随着国际上一批托卡马克装置成功建设和运行,磁约束聚变研究取得了一系列重大成果,具备了建造和运行反应堆级托卡马克实验装置科学技术和工程建设条件。基于这一共识,世界上一些主要国家共同合作,启动并实施了国际热核聚变实验堆(ITER)计划,希望通过建设和运行ITER,验证和平利用核聚变能的科学技术和工程可行性。中国的托卡马克研究经过近40年的发展取得了很大的进展。未来5年,将建立近堆芯级稳态等离子体实验平台,开展高水平的科学实验;吸收消化、发展与储备聚变工程实验堆关键技术;完善聚变工程实验堆的设计和开展关键部件预研,为在2020年前后独立开展中国聚变工程堆奠定坚实的科学技术基础。     

环径比为2的托卡马克反应堆中氘氚燃烧等离子体特性

本文对环径比为2（A=2）的托卡马克反应堆中氘氚燃烧等离子体的特性，利用一类简单的平衡位形，即Solov’ev位形，进行了研究。作为基准，采用了Troyon比压极限和Greenwald密度极限，以及 ITER的H-模约束定标关系。我们发现，除了增大拉长比外，大的三角变形也有利于提高比压值及获得高的聚变功率输出。与 ITER设计相比，对相同的总等离子体电流而言，A=2的反应堆因边缘安全因子很大，具有可以避免破裂不稳定性的优点。由于减小环径比时环内侧的可利用空间相应减小，这类反应堆的一个主要缺点是环向磁场强度也会减小，从而降低聚变堆品质。实际研究工作中要对这些方面做出某种折衷。另外，虽然由于我们采用了简单的位形，我们不能对自举电流的准直性进行优化，但是通过本研究仍然可以对中等环径比反应堆系统（目前是研究工作的空白）的特点获得了解。     

等离子体理论——托卡马克环向磁场波纹引起的粒子香蕉轨道偏离

在托卡马克中，热核等离子体的磁约束必须通过有限数目的环向磁场线圈来实现，这就产生了波纹环向磁场结构和由其引起的捕获高能粒子轨道的形变，从而造成高能粒子的快速损失通道——磁波纹损失。在托卡马克聚变堆(比如ITER)的设计中磁波纹损失是一个必须要考虑的问题，因为它将使大量α粒子在未被热化前损失掉，从而降低α粒子加热，并且由于波纹损失的局域性很强，有可能形成严重的聚变堆第一壁的局部损伤。     

ITER数据库和HL-1M装置等离子体约束特性

ITER数据库是全世界聚变专家通过多年的努力,建立起来的一个旨在研究各种等离子体行为的数据库,并由此得到了一系列的定标律。在介绍了ITER约束数据库的构成和相应的能量约柬定标律之后,介绍了HL-1M托卡马克的数据特点,给出了欧姆加热条件下利用回归分析方法得到的能量约束幂指数定标律,最后对结果进行了分析和讨论。     

高温超导体在未来聚变装置中的应用

简要地介绍了磁约束托卡马克装置中用超导磁体代替常规磁体的发展方向 ;叙述了可能用在聚变中的两类高温超导材料 ,并讨论了托卡马克磁体对高温超导体的特殊要求 ;描述了高温超导体的聚变应用进展 ;介绍了高温超导电流引线以及 A- SSTR2反应堆高温超导环场 (TF)线圈的概念设计     

国际热核聚变实验堆(ITER)计划

聚变能目前是认识到的可以最终解决人类能源和环境问题的最重要的途径之一，经过许多科学工作者半个多世纪的努力，磁约束聚变研究取得了重大的进展，集成当今国际受控磁约束核聚变研究的主要科学和技术成果，合作建立与未来实用聚变堆规模相比拟的受控热核聚变实验堆ITER(international thermonuclear experimental reactor)，成为国际上大家的共识，文章就ITER及相关的情况进行一些介绍。     

A=2反应堆中氘氚燃烧等离子体特性

人们注意到，实验反应堆ITER-FEAT的环径比A≈3，而球形环的环径比接近1．4，后者可以稳定约束更高的比压值，但其工程问题变得很棘手。最近一些研究表明环径比A接近2的托卡马克系统(在目前的实验研究和理论研究中仍是空白)具有一些非常有意义的品质，例如，对于破裂不稳定性更安全，具有高的自举电流比，以及提高反应堆的经济竞争力(甚至可以采用常规磁体)，等等。     

托卡马克增强约束态的排氦研究

由于氦在当前托卡马克放电实验和将来D－T聚变反应堆中的特殊作用,通常将氦和其它杂质分开来研究。首先,几乎现有的托卡马克装置都采用氦辉光放电清洗（He-GDC)作为常规壁处理技术。这个技术能有效地清除壁材料表面的氧和排空吸附在壁／孔栏中的氢。He-GDC后氦作为剩余气体留在真空室将继续影响等离子体放电。它不仅直接贡献电子,而且引起壁中的氢解吸,导致增强的壁加料,在HL－1装置的喷氦实验表明,电子密度衰减时间常数τp=τp(1-R)是喷氢的3倍（式中,τp是粒子约束时间,R是氢再循环系数）;对于同样的密度,送入气体的量仅为喷氢的1／5,有利于当前有高密度实验。但另一方面,从长远的观点看,排氦又是磁约束D－T聚变反应堆设计的一个重要问题。热化的α粒子所谓氦灰,作为D－T聚变反应的产物必须从系统中除去,否则,燃料将被累积的氦稀释引起氦中毒。下一代稳态托卡马克,如国际热核实验堆（ITER）设计成在增强约束态下运行。Reiter估计必须在7－15倍能量约束时间内（τHe/τE<7-15)把新产生的氦离子除去,使等离子体芯部的氦浓度保持在10％以下,才能维持堆的连续运行。     

高能聚变产物与燃料粒子间的核加库仑相干散射

在具有较高电子温度的D－^3He聚变等离子体中,强子弹性散射、核加库仑相干散射和核反应产物的传播等效尖变得相对重要,而聚变产生的高能离子与电子的库仑相互作用变弱。部分本底燃料离子被聚变产生的高能离子轰击而成为麦克斯韦分布函数尾部的“超热”燃料离子,从而提高了D-^3He聚变反应。     

磁约束聚变的进展与球形环

自１９９１年１１月以来,从ＪＥＴ、ＴＦＴＲ和ＪＴ－６０Ｕ装置的氘－氚聚变系统运行中所获得的有价值的成果表明,现已有能力研究和设计ＩＴＥＲ和先进的托卡马克型聚变堆．ＩＴＥＲ分两个阶段的设计活动（ＣＤＡ、ＥＤＡ）可于１９９８年７月完成,其中包括安全分析及实验评估在内的聚变动力堆的设计全过程．但昂贵的建造费用已成为ＩＴＥＲ进一步开发的主要矛盾,一种改进型托卡马克——球形环有可能会解决这个问题,主要借助于最小尺寸和简化结构来降低费用．文中描述了动力、实验球形环和混合堆的特征与初步参数． Since Nov. 1991 JET, TFTR, JT 60U have contributed to valuable operating experience with D T reaction systems, and have validated abilities to design ITER. Two steps of ITER design (CDA, EDA) will be finished in July 1998. The whole design process of fusion power reactor has been considered in detail, including safety analysis and experimental valuations, but the high cost of construction becomes a main contradiction in futher developent. An advanced type of Tokamak spherical torus might...     

聚变堆与聚变堆材料——D-^3He先进燃料靶惯性约束聚变的燃耗和增益

本文研究采用大功率激光束压缩球形均匀D-^3He先进燃料靶聚变，推导和计算了这种惯性约束聚变（ICF）的靶丸燃耗和增益，数值计算表明，只有在小火花内能和较高惯性约束参数HF近似下，对典型的堆系统效率参数，才有可能使D-^3He靶ICF系统有大的净能量输出。相反，在大火花内能和低HF近似下，D-^3He靶ICF系统几乎不可能得到净的能量输出，从而证明了快点火思维方法的科学依据。     

环形装置中三维MHD平衡与稳定性的计算机模拟

一、引 言 在聚变研究中,环形等离子体的磁约束起着重要作用。目前托卡马克研究的进展令人鼓舞,其理论与实验比较符合,定标关系清楚。但是无论从聚变的最终目标来看,还是从实验的安排考虑,完全轴对称的几何形状给各方面部带来许多不便。人们希望知道如果把环形几何中加进直线段,或者把圆环改成不具有对称性的环形,会对等离子体约束产生何种影响?     

托卡马克高约束运行模式和磁约束受控核聚变

磁约束受控核聚变是最终解决人类能源问题的有希望的途径之一.托卡马克的高约束运行模式可以大大降低下一代磁约束聚变实验装置和将来的聚变示范反应堆的规模和造价.文章简要介绍了托卡马克高约束模式的特征,实现条件及亟待研究解决的科学技术问题,包括触发高约束模式的物理机理,功率阈值与等离子体参数的关系等,以及在高约束运行模式下观察到的边缘局域模的驱动机制、控制或缓解技术等.     

D-3He先进燃料靶惯性约束聚变的燃耗和增益

计算了球形均匀D-3He先进燃料靶惯性约束聚变(ICF)的燃耗和增益。讨论了这种堆系统的能量平 衡。设计了一种新型的由毛细管阵列组成具有抗辐射损伤、可自动更新的液态金属锂自由表面多孔湿壁,用它取 出聚变能。同时与D-T热核燃料靶系统的燃耗和增益及它们不同的堆工程特性作了比较。     

D—^3He聚变动力可行性研究

本文首先简要地讨论D-3He聚变的物理要求并与D-T聚变作相应的比较,然后运用目前的约束定律和第一稳定区β极限,对计划的近期ETR规模装置(如CIT,TIBER,FER,NET)进行D-3He得失相当和点火实验的可行性研究,并对高径比第二稳定区D-3He托卡马克堆进行参数学研究,最后指出潜在的缩短商用化进程可能性。     

国际热核实验反应堆计划及其对中国核能发展战略的影响

随着世界人口增长和经济持续发展,能源短缺问题变得越来越严峻,世界各国都在努力寻找煤、石油、天然气等化石能源的替代能源.核聚变能具有清洁、高效、资源丰富等优点,是最有希望解决人类能源问题的途径之一.文章指出了发展核聚变能的重要性,回顾了磁约束聚变研究的历程,简述了国际热核实验反应堆(ITER)计划的进展及中国的相关研究情况,最后对中国核能发展战略作出展望.     

国际热核实验反应堆(ITER)计划与未来核聚变能源

能源短缺和环境恶化是人类社会面临的共同挑战.由于资源丰富、环境友好和零碳排放,核聚变能源是未来的理想能源.上世纪90年代以来,磁约束核聚变研究取得重大进展,以建造国际热核实验反应堆(ITER)为标志,聚变能源开发进入工程实施阶段,如果ITER计划取得预期成果,有望在本世纪中叶实现核聚变能源商用化.     

先进托卡马克中的相关物理问题研究

传统的托卡马克聚变堆的设计是基于当前的技术和物理知识，是ITER设计的自然外推。这种堆具有大的单元规模、大的投资、脉冲运行和结构材料高度活化，因而在经济上和环境上都不很吸引人。为此人们提出了当前受控核聚变研究的重要课题——先进托卡马克概念研究，其研究目的是利用尚未充分确立的等离子体物理状态来避免传统的托卡马克聚变堆中一些不希望有的特点。本论文分三章对先进托卡马克中的相关物理问题进行了研究。     

ITER装置中等离子体旋转和反馈控制对电阻壁模影响的数值研究

在托卡马克等离子体中,电阻壁模是非常重要的磁流体不稳定性,特征时间在毫秒量级.对长时间稳态运行下的先进托卡马克,电阻壁模限制着聚变装置的运行参数空间(放电时间和比压),影响经济效益,所以研究电阻壁模稳定性至关重要.本文使用MARS程序,针对ITER装置上9 MA先进运行平衡位形,研究了等离子体旋转和反馈控制对电阻壁模的影响.结果表明,在没有反馈控制时,当比压参数Cβ取0.7,等离子体环向旋转频率达到1.1%的阿尔芬频率时,可以完全稳定电阻壁模;在等离子体环向旋转和反馈控制共同作用时,比压参数Cβ取0.7,反馈增益|G|取0.6时,稳定电阻壁模所需要的等离子体旋转频率为0.2%的阿尔芬频率.可见,单独靠等离子体环向旋转稳定电阻壁模所需的旋转频率较大;而等离子体环向旋转和反馈控制共同作用可以降低稳定电阻壁模的旋转频率临界值,符合先进托卡马克的运行.本文的研究结果对中国聚变工程试验堆CFETR的工程设计和运行具有一定指导意义.     

低杂波驱动电流的密度限制

驱动等离子体电流是当前聚变研究中的一项重要课题,其目标是借以建立稳态运行的托卡马克反应堆。利用低杂波来驱动电流是主要方案之一,近来取得了重大进展。但是,在目前的实验中,低杂波只在较低的等离子体密度下才能有效地驱动电流,其密度极限远低于反应堆所要求的密度。对于这种现象,目前尚无适当的解释。如果不能突破这种密度限制,建立波驱动的稳态托卡马克反应堆的方案将成为泡影。