中国科普博览，我们科学家有话说 话说，有句话叫“我们距离可控核聚变，还有五十年”…… 2016 年发过一点关于可控核聚变的内容，里面提到了中美俄欧的研究进展和未来规划~ 中国科普博览：能源终极梦想 科学家“种太阳” 时间过去 3 年了，掐指一算，我们距离可控核聚变，还有五十年…… 好了，说正经的，概念、进展大家都说了很多，想重点说说为啥这么难搞，再畅想下未来核聚变反应堆可能的样子。 可控核聚变，可以带来清洁和近乎无限的能源供应，一直都被寄予“解决全球能源问题”的期望。算一道题，地球上的聚变能燃料丰富，海水中就含有大量的核聚变燃料——氢的同位素“氘”。一升海水中含 30 毫克氘，所含的氘完全聚变所释放的能量相当于燃料 340 升汽油的能量。海水中氘的总量约 40 万亿吨。按目前世界消耗的能源计算，海水中氘的聚变能可用几百亿年[1]。 但是，人类奋斗了几十年，商用核聚变能源还是离我们很遥远。 这是为什么？ 除了技术上的种种难度，成本问题也是不容忽视的。在法国南部建造的国际热核聚变实验堆（ITER）很庞大，高 29 米，直径 28 米，重 23000 吨。2011 年 5 月，预算测算已经涨至大约 160 亿欧元，建设成本几乎是最初估计的 4 倍。 未来的聚变堆能否不再庞大和昂贵？核聚变未来的发展方向是什么？也许是更强的磁场。 但是，可控核聚变的难点，在于两个问题。一，如何将聚变材料加热到上亿度的高温？二，用什么容器来装温度这么高的聚变材料？ 对于第二个问题，目前的主流方法是把聚变燃料做成等离子体（原子核和电子分离，都可以自由流动），用超强磁场约束等离子体，让它们悬空高速旋转，不跟容器直接接触。 现在大家常说的托卡马克装置，就是利用螺旋形磁场约束高温等离子体，使其不与装置的内壁直接接触，实现核聚变反应，被称为“人造太阳”，是人类最有希望实现聚变能和平利用的科学途径。 人类探索受控核聚变始于上世纪 50 年代。自从前苏联发明了托卡马克，磁约束核聚变研究便进入了高歌猛进的时代。大家都知道个人电脑 CPU 芯片的更新速度很快，但大家并不知道，其实近 50 年，托卡马克等离子体的性能提升速度比 CPU 芯片还要快。 目前托卡马克装置所获得的等离子体参数距离聚变堆条件还有一步之遥。其它的磁约束装置，除了仿星器与球形托卡马克之外，在参数上都还有量级上的差距。 上世 80 年代，国际上建成了三个较大的托卡马克装置：美国的 TFTR，欧盟的 JET 和日本的 JT-60U[4]。 1996 年，日本 JT-60U 达到等效能量得失相当，即聚变产出的能量超过了输入的能量；这个装置曾达到 4 亿度的中心离子温度[5]。1997 年，JET 获得聚变功率 16.2 兆瓦[6]。这些实验证实了核聚变作为能源原理上的可行性。 受到 TFTR，JET 和 JT-60U 实验结果的鼓舞，上世纪 80 年代，国际上启动了 ITER 计划[7]。几个大国联合起来建造一个很大的超导托卡马克装置，计划产生超过 Pfusion~500 兆瓦的氘氚聚变功率，实现产出的能量 10 倍于输入的能量（聚变增益 Q~10），演示聚变能成为未来商用清洁能源的可行性。ITER 是仅次于国际空间站的第二大国际科技合作项目，是中国参加的最大的国际科技合作项目。 强磁场：人类获得紧凑型商用聚变堆的关键 磁约束聚变装置主要靠磁场来约束高温等离子体。托卡马克聚变堆单位体积的聚变功率密度正比于磁场强度的 4 次方[8]。 如果磁场强度上不去，就只能通过提高体积的方式来获得所需的聚变功率。可见，提高磁场强度 B 是缩小托卡马克聚变堆尺寸 R 的关键。但是超导临界电流密度的限制使得低温超导线圈所能达到的最高磁场强度非常有限。低温超导体，如铌三锡和铌钛，当电流密度超过一定的值就会失去超导态，这使得铌三锡和铌钛磁体分别最高只能达到 Bmax=13.5T 和 8T。此外，低温超导材料需要工作在 4.5K 以下的极低温条件下，只能用液氦冷却，而氦是一种较为稀缺的资源[4]。 ITER 采用铌三锡超导磁体，等离子体中心最高磁场强度只能达到 B0=5.3T，这时线圈的高场侧达到 13T [7]。因此，要达到 500 兆瓦聚变功率的目标，科学家不得不将 ITER 设计得很大，等离子体大半径 R=6.2 米。而托卡马克装置的成本，除去核系统，大致正比于 R3。因此，ITER 的成本降不下来。可见，正是因为 ITER 采用了低温超导线圈，才如此庞大和昂贵。要降低成本，减小装置尺寸，最有效的办法就是增强磁场。 用铜线圈可以实现更强的磁场，最高磁场强度 Bmax 可超过 20T，等离子体中心磁场 B0 可达~10T。但是因为铜线圈通电会发热，在最高参数下每次只能运行 20 秒左右的时间，因此铜线圈托卡马克只能短脉冲运行。 美国麻省理工学院（MIT）前年关掉的一个用液氮冷却的铜线圈小型托卡马克 Alcator C-Mod 可以达到 11T[9]。这个装置虽然小，但是保持着磁约束等离子体压强的世界纪录。 高电导率铍铜的市场价格大约是 200 元 / 公斤。而低温超导铌三锡线圈的结构和工艺相对复杂很多，价格大约是 1 万元 / 公斤。液氮冷却的铜线圈是实现强磁场托卡马克最廉价的方式，可以以最低的成本达到核聚变“点火”所需的等离子体参数条件，为开展燃烧等离子体物理研究提供实验平台。 从系统复杂度的角度，铜线圈托卡马克比低温超导托卡马克低一些，因此发生故障的概率也低一些。但由于其只能短脉冲运行，因此注定只能作为实验装置。相比而言，超导线圈的电阻很小，消耗的能量很低，只有超导装置才能产生净余的能量，并可以实现稳态运行。未来聚变堆需要稳态运行，持续不间断地向电网输送电能。因此超导装置是核聚变作为能源应用的必由之路。 未来核聚变可能的样子：高温超导强磁场线圈 通过上面的介绍，可以看到，磁约束聚变界面临这样一个局面：低温超导线圈的磁场强度限制使得不得不建 ITER 这么庞大和昂贵的装置；而可以达到 10T 强磁场的廉价铜线圈装置却不能作为能源，只适合作为实验装置和聚变中子源。在山穷水复疑无路的时候，核聚变研究领域之外的一场新技术变革正在悄然来临，这就是高温超导强磁场技术。它将彻底改变磁约束聚变的游戏规则。 高温超导导线的工作温度、临界电流密度、最高磁场强度参数范围比低温超导导线有了很大的扩展[11]。不仅可以工作在更高的温度下，而且当在低温下工作时，可以达到更高的电流密度，因此可以实现更强的磁场。 采用更强的磁场不仅可以减小聚变堆的尺寸和造价，而且还有其它多方面的好处[11]。 强磁场可以使托卡马克运行在： 1. 较大边界安全因子条件下，将显着降低等离子体发生大破裂的风险，大破裂是托卡马克的主要弱点之一； 2. 小幅度边界局域模（ELM）高约束模式下，避免大幅度 ELM 产生的瞬态热负荷对偏滤器靶板的侵蚀； 3. 较高密度条件下，有利于提高聚变功率和对高能粒子的约束，并有利于偏滤器进入脱靶状态，降低热流对靶板的侵蚀； 4. 先进托卡马克（AT）运行模式下，有利于实现高性能稳态运行。 2019 年 6 月 12 日，Nature 期刊报道美国国家强磁场实验室用 YBCO 高温超导和铜的混合磁体实现了 45.5T 的稳态强磁场世界纪录[12]。而 MIT 一直沿着紧凑型强场托卡马克这条主线发展，最先看到了高温超导强场这一发展趋势。虽然 Alcator C-Mod 装置被关掉了，但是近两年 MIT 积极探索了一系列的创新技术[15]，比如：基于二代高温超导带状导线 REBCO，设计了聚变功率 Pfusion>50 兆瓦、聚变增益 Q>2 的小型聚变试验堆 SPARC[16]和聚变功率 Pfusion>200 兆瓦、聚变增益 Q>10 的聚变商业示范堆 ARC[14]等。 SPARC 设计磁场 B0=12T，等离子体大半径只有 R=1.65 米，等离子体体积只有 11 立方米，与 EAST 差不多，是 ITER 的 1/80。虽然这么小，但是预计可以实现燃烧等离子体。MIT 得到了私营公司 Commonwealth Fusion Systems（CFS）的资助。一期投资 8 千万美元，主要用于研发高温超导线圈[11]。 ARC 设计磁场 B0=9.2T，等离子体大半径 R=3.3 米，等离子体体积 140 立方米。预计造价 55 亿美元。之所以这么贵，主要是因为目前高温超导导线还很贵。 未来的中国超导聚变装置 近几年，高温超导的产业化发展迅速。不仅美、日、韩、德有多家企业，国内，上海超导和苏州新材料研究所都已研制成功千米级二代高温超导带状导线 REBCO，并实现了商业化销售。但目前价格还比较贵，大约 200 元 / 米。高温超导线圈的成本比低温超导线圈高了一个数量级。但因为高温超导有广泛的应用领域，如直流输电、超导磁悬浮列车、超导电机、超导发电机、超导变压器、超导故障电流限制器、超导电缆，以及高磁场核磁共振成像 NMR/ 磁共振成像 MRI 等，市场需求潜力巨大。 考虑到目前高温超导线圈的技术水平和成本，比较适合建造小型的托卡马克、仿星器或磁镜等稳态磁约束聚变实验装置，瞄准稳态运行目标，并及时启动高温超导聚变堆设计的国家计划。未来 10 年，随着高温超导产业化的发展和成本的降低，用高温超导线圈建造聚变堆将变得现实。 我国可控热核聚变实验装置“东方超环”（EAST 超导托卡马克）的科研人员近期发现了 Grassy ELM 高性能稳态运行模式的形成机理[G. S. Xu et al., PRL 122, 255001 (2019)]。有望将这种运行模式应用于未来强磁场稳态托卡马克核聚变反应堆，解决瞬态热负荷问题。 参考文献: [1] 朱士尧, 核聚变原理 (中国科学技术大学出版社, 1992). [2] M. Kikuchi, Energies 3, 1741 (2010). [3] M. Wade, General Atomics Perspective on the US MFE Program in the 2020s, 2018. [4] M. Kikuchi, et al., Fusion Physics (INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Vienna, 2012). [5] M. Nemoto, et al., Plasma Physics and Controlled Fusion 39, 1599 (1997). [6] A. Kaye, et al., Fusion technology 34, 308 (1998). [7] R. Aymar, et al., Plasma Physics and Controlled Fusion 44, 519, Pii s0741-3335(02)28936-8 (2002). [8] D. Whyte, Philosophical Transactions of the Royal Society a-Mathematical Physical and Engineering Sciences 377, 20180354 (2019). [9] M. Greenwald, et al., Physics of Plasmas 21, 110501 (2014). [10] M. Abdou, in TOFF 2012 ANS 20th topical meeting on the technology of fusion energy (Nashville, TN, 2012). [11] D. G. Whyte, et al., Journal of Fusion Energy 35, 41 (2016). [12] S. Hahn, et al., Nature (2019). [13] The National Academies of Sciences and Medicine, Final Report of the Committee on a Strategic Plan for US Burning Plasma Research (National Academies Press, 2019) http://nap.edu/25331. [14] B. Sorbom, et al., Fusion Engineering and Design 100, 378 (2015). [15] R. Mumgaard, et al., The High-Field Path to Practical Fusion Energy, in APS meeting 2017. [16] M. Greenwald, et al., Bulletin of the American Physical Society (2018). [17] J. A. Schmidt, et al., Journal of Fusion Energy 12, 221 (1993). [18] 万宝年 and 徐国盛, 科学通报, 2157 (2015). [19] 万宝年 and 徐国盛, Chinese Science Bulletin 60, 2157 (2015). [20] G.S. Xu, et al., Physical Review Letters 122, 255001 (2019). 作者：徐国盛（中国科学院等离子体物理研究所） 出品：科学大院 欢迎关注微信公众号：kexuedayuan 阅读原文
