面向聚变堆的托卡马克稳态先进运行模式的发展
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托卡马克的全球研究动态与趋势
托卡马克的全球研究动态与趋势在当今世界科技的飞速发展中，托卡马克（tokamak）作为一种关键的核聚变机制，备受科学家和研究者们的关注。
托卡马克是一种磁约束聚变装置，其目标是通过控制等离子体，实现将氢等轻核聚变成重核的过程，从而产生几乎无限的清洁能源。
本文将从国际的角度探讨托卡马克的全球研究动态与趋势。
首先，需要强调的是，托卡马克的研究在全球范围内得到了普遍关注和举足轻重的地位。
其背后的理念是通过模拟太阳内部的高温等离子体条件来实现核聚变。
然而，托卡马克设备非常复杂，需要强大的磁场来约束等离子体，并保持其稳定运行。
因此，各国在托卡马克研究上的投入和探索有所不同。
近年来，全球范围内的托卡马克研究呈现出一些共同的趋势。
首先，研究者们对于如何提高聚变效率和稳定性的关注不断增加。
例如，一种叫做“超导托卡马克”的新型磁约束聚变装置逐渐崭露头角。
这种设备使用超导磁体来产生强大的磁场，从而提高等离子体的稳定性和聚变效率。
近年来，中国等国家也开始投入大量研究资源，积极开展超导托卡马克的实验和研究。
其次，全球托卡马克研究的另一个趋势是国际合作的加强。
聚变是一个全球性的挑战，没有任何一个国家可以独立解决。
因此，各国通过共享资源和知识，加强合作，以期共同实现核聚变的目标。
例如，国际热核聚变实验堆（ITER）是目前全球最大的托卡马克实验项目，由欧洲、中国、俄罗斯、日本、韩国、印度和美国等国合作建设。
这些国家共同承担研究和经费投入，以推动聚变技术的发展。
除了上述趋势之外，还有一些新的探索和突破正在推动全球托卡马克研究的前进。
例如，利用新材料来提高设备的耐热性和稳定性已成为一个热点研究领域。
高温超导材料的开发和应用，以及先进的等离子体控制技术的发展，为托卡马克技术的进一步发展带来了新的机遇。
总的来说，托卡马克的全球研究动态与趋势令人鼓舞。
虽然实现核聚变仍然面临巨大的技术难题，但全球的科学家和研究者正积极探索和开展创新的研究，以推动托卡马克技术的发展。
人造太阳
人造太阳百科名片所谓“人造太阳”，即先进超导托卡马克实验装置，也即国际热核聚变实验堆计划(ITER)建设工程，是当今世界迄今为止最大的热核聚变实验项目，旨在在地球上模拟太阳的核聚变，利用热核聚变为人类提供源源不断的清洁能源。
核聚变能以氘氚为燃料，具有安全、洁净、资源无限3大优点，是最终解决我国乃至全人类能源问题的战略新能源。
简介人造太阳是可控核聚变的俗称，因为太阳的原理就是核聚变反应。
（核聚变反应主要借助氢同位素。
核聚变不会产生核裂变所出现的长期和高水平的核辐射，不产生核废料，当然也不产生温室气体，基本不污染环境）人们认识热核聚变是从氢弹爆炸开始的。
科学家们希望发明一种装置，可以有效控制“氢弹爆炸”的过程，让能量持续稳定的输出。
科学家们把这类装置比喻为“人造太阳”。
人造太阳“人造太阳”是指科学家利用太阳核反应原理，为人类制造一种能提供能源的机器——人工可控核聚变装置，科学家称它为“全超导托克马克试验装置”。
（托卡马克是“磁线圈圆环室”的俄文缩写，又称环流器。
这是一个由封闭磁场组成的“容器”，像一个中空的面包圈，可用来约束电离子的等离子体。
）太阳的光和热，来源于氢的两个同胞兄弟——氘和氚（物理学叫氢的同位素）在聚变成一个氦原子的过程中释放出的能量。
“人造太阳”就是模仿的这一过程。
氢弹是人们最早制造出的“人造太阳”。
但氢弹的聚变过程是不可控的，它瞬间释放出的巨大能量足以毁灭一切。
而“全超导托克马克试验装置”却能控制这一过程。
通过一种特殊的装置已经可以把氘氚的聚变燃料加热到四亿到五亿度的高温区，然后在这么高的温度下就发生了大量的聚变反应。
目前在世界上最大的托克马克装置“欧洲联合环”上面已经获得了最大的聚变功率输出，到了16到17兆瓦。
但是只能短暂地运行，也就是这个“磁笼”只能存在几秒、十几秒钟，聚变反应也是昙花一现！背景100年前，爱因斯坦预见了在原子核中蕴藏着巨大的能量。
依据他提出的质能方程E＝mc2，核聚变的原理人造太阳看上去极其简单：两个轻核在一定条件下聚合成一个较重核，但反应后质量有一定亏损，将释放出巨大的能量。
“国家磁约束核聚变能发展研究专项”2021年度项目申报指南
考核指标：
（1）给出仿星器位形三维成形技术的优化方案，
评估优化方案对等离子体湍流输运和新经典输运及宏观磁流体稳
定性的影响；（2）在理解和控制快粒子重分布方面有新的进展；
（3）实现波对等离子体有效启动和维持；
（4）定性评估热壁对等
离子体与壁相互作用的影响。
8. 高分辨热相干散射、安全因子、中子探测诊断技术研究
快速监测误差为±10%，等离子体位移测量误差为±2 厘米，时间
分辨率为 1 微秒，空间分辨率为 2 厘米；
（3）研发高时空分辨中
子探测阵列：中子能量分辨率为 5%@2.45 MeV，时间分辨率小
— 13 —
于 50 毫秒，主离子温度测量精度优于 20%。
9. 聚变堆等离子体加料、离子加热模块研发
研究内容：面向聚变堆高能量增益运行，开展稳态运行下等
机制、实现未来聚变堆高密度运行为目标，研究限制托卡马克等
离子体密度提升的关键因素和主要物理机制，探索聚变堆等离子
体高参数运行条件下进一步提高等离子体密度的新理论、
新技术、
新方法。
考核指标：
（1）揭示国内外托卡马克实验的一些放电过程中
等离子体密度超过 Greenwald 极限的原因及参数依赖关系，解释
考核指标：
（1）研制热相干散射诊断系统：等离子体离子密
度测量范围>1019 m-3，主离子温度测量误差为±15%，时间分辨率
为 5 微秒，空间分辨率为 2 厘米，重复频率为 20Hz；
（2）研发基
于激光或微波技术对等离子体位移和密度及中心安全因子快速监
测系统：等离子体密度测量范围为 1018~1021 m-3，中心安全因子
聚变实验堆”
（ITER）计划相关的聚变能源技术研究和创新，发
（1）给出仿星器位形三维成形技术的优化方案，
评估优化方案对等离子体湍流输运和新经典输运及宏观磁流体稳
定性的影响；（2）在理解和控制快粒子重分布方面有新的进展；
（3）实现波对等离子体有效启动和维持；
（4）定性评估热壁对等
离子体与壁相互作用的影响。
8. 高分辨热相干散射、安全因子、中子探测诊断技术研究
快速监测误差为±10%，等离子体位移测量误差为±2 厘米，时间
分辨率为 1 微秒，空间分辨率为 2 厘米；
（3）研发高时空分辨中
子探测阵列：中子能量分辨率为 5%@2.45 MeV，时间分辨率小
— 13 —
于 50 毫秒，主离子温度测量精度优于 20%。
9. 聚变堆等离子体加料、离子加热模块研发
研究内容：面向聚变堆高能量增益运行，开展稳态运行下等
机制、实现未来聚变堆高密度运行为目标，研究限制托卡马克等
离子体密度提升的关键因素和主要物理机制，探索聚变堆等离子
体高参数运行条件下进一步提高等离子体密度的新理论、
新技术、
新方法。
考核指标：
（1）揭示国内外托卡马克实验的一些放电过程中
等离子体密度超过 Greenwald 极限的原因及参数依赖关系，解释
考核指标：
（1）研制热相干散射诊断系统：等离子体离子密
度测量范围>1019 m-3，主离子温度测量误差为±15%，时间分辨率
为 5 微秒，空间分辨率为 2 厘米，重复频率为 20Hz；
（2）研发基
于激光或微波技术对等离子体位移和密度及中心安全因子快速监
测系统：等离子体密度测量范围为 1018~1021 m-3，中心安全因子
聚变实验堆”
（ITER）计划相关的聚变能源技术研究和创新，发
托卡马克装置
ASIPP
HT-7
等离子体磁通函数
对托卡马克平衡的等离子体而言，其基本的条 件是在等离子体区域内，所有位置上的等离子 体受力均为0，这个就要求磁场力与等离子体 压力平衡。
(1)沿着磁力线无等离子体压力梯度。 (2)在同一磁面上等离子体压力均相同。 (3)等离子体电流密度线也位于同一磁面上。
ASIPP
ASIPP
HT-7
托卡马克装置的磁场形态
螺距大，旋转变换角很小。在角向 值p 不大时的情况下，磁面 与子午面的交线，是以小环中心为圆心，r为半径的一系列同 心圆。而当 值 p 相当大时，磁面的形状将发生显著的改变，它 们的中心会向外移动，移动值随着圆的小半径的减少而增加等 离子体柱的磁轴相对于导电壳中心的位移最大。
ASIPP
HT-7
等离子体(Grad Shafranvo)平衡方程
对于托卡马克平衡而言，它有两个基本 的出发点：
(1)磁压和内部的等离子体压力是平衡的。
(2)由外部线圈的电流决定了等离子体的 位置、形状和电流大小。
ASIPP
HT-7
等离子体在环形螺旋磁场中的平衡
由于托卡马克中等离子体的质量是非常小的，一般仅10-4克 /m3，依电动力学的一般规律，等离子体向受有向外扩张的力， 其受力是很大的，一般为10吨/m3，在托卡马克装置中依靠角 向磁场和纵向磁场的磁压力加以平衡，这些磁场产生无限的 嵌套的磁面，其磁力线则沿螺旋线围绕着此环：等离子体的 声速一般为105～106m/s，因此在沿磁力线方向很快地便可达 到压力平衡。各个不同的磁面上的磁力线是不同的，就是由 于此剪切，才使等离子体能很好地平衡。磁面上扭曲的磁力 线一般用安全因子q描述，此剪切是由径向的q值确定。具有 回转变换的环形螺旋磁场，对于单个带电离子来说，是个很 好的约束。但是，这种磁场系统对于保持等离子体柱的宏观 平衡态还是不够的。这是因为载流的环形等离子体柱有向外 扩张的趋势，如不设法加以平衡，等离子体就会碰到器壁。
HL_2A托卡马克装置的工程和实验概况
第43卷增刊原子能科学技术Vol.43,Suppl. 2009年12月Atomic Energy Science and Technology Dec.2009H L22A托卡马克装置的工程和实验概况李 强(核工业西南物理研究院,四川成都 610041)摘要:中国环流器二号A装置(HL22A)是核工业西南物理研究院2002年投入实验运行的托卡马克,它是我国第1个具有偏滤器、等离子体截面具有一定垂直拉长的托卡马克。
HL22A的磁体使用铜导体,具有良好的灵活性和等离子体的可近性,其极向场线圈全部位于环向场线圈之内,位于真空室内的偏滤器的成形线圈可建立双零和单零的偏滤器位形。
HL22A已发展了30多套先进的等离子体诊断系统和总功率4MW的辅助加热系统,加料技术得到持续发展。
随着上述系统的建设和放电综合控制技术的提高,HL22A装置已获得了高约束模式,这为开展先进托卡马克(A T)物理实验,ITER和聚变堆的科学、技术和工程问题等的研究奠定了基础。
HL22A也成为国际上最活跃的中型托卡马克,为国际托卡马克物理活动(ITPA)作出了积极贡献。
关键词:HL22A托卡马克;工程部件;实验中图分类号:TL62 文献标志码:A 文章编号:100026931(2009)S120204206Brief Introduction to Engineering and Experimentof H L22A TokamakL I Qiang(S outhwestern I nstitute of Physics,P.O.B ox432,Cheng du610041,China)Abstract: HL22A To kamak has been p ut into operation in Sout hwestern Instit ute of Physics since2002.It is characterized by t he first divertor and first elongated plasma cross2sectio n in China.The coils of HL22A are made up of copper conductor to enhance t he flexibility and accessibility to plasma.All of t he poloidal2field coils are located inside t he toroidal2field coils.The multiple coils located inside t he vacuum vessel are able to establish a double2null configuration.HL22A has been equipped wit h30set s of advanced diagno stic systems and4MW auxiliary heating systems.The f ueling system and technology of HL22A keep being continuously developed.Wit h t he const ructions for above systems and p rogress on t he integrated technologies on t he plasma discharge con2 t rol,HL22A has achieved H2mode plasma successf ully.The experimental progresses on HL22A are of significance for t he advanced Tokamak plasma experiment s and st udies on t he science,technique and engineering issues related to ITER and a f usion reactor,make HL22A active for f usion plasma research and cont ribute to t he international To kamak收稿日期:2009208211;修回日期:2009210212作者简介:李 强(1968—),男,四川汉源人,研究员,博士,从事托卡马克装置部件工程研制工作activities.K ey w ords:HL22A Tokamak;engineering component s;experiment 随着世界环境和能源问题的日益严峻,寻找可再生能源替代目前人类赖以生存的化石能源已迫在眉睫[1]。
“人造太阳”EAST核聚变装置品牌规划
“人造太阳”EAST核聚变装置品牌规划作者：傅培松来源：《中国市场·营销研究方向》 2018年第7期摘要：本文通过对"人造太阳"EAST核聚变装置的简要介绍，指出EAST核聚变装置在中国经济快速发展的新时期面临的机遇与挑战，粗浅地提出一些宏观建议供相关单位参考，旨在弘扬EAST的大科学文化精神品牌，也为我国下一步的重大科研探索添砖加瓦。
本文从市场营销品牌策划的角度对"人造太阳"EAST核聚变装置进行塑造，并不涉及核聚变科学和技术问题。
关键词：人造太阳，EAST核聚变装置，品牌1前言"人造太阳"EAST核聚变大科学装置即HT-7U项目于1998年正式立项，2003年更名为EAST装置，它是由"Experimental"、"Advanced"、"Superconducting"以及托卡马克"Tokamak"四个单词的首字母拼写而成，中文意思是"先进实验超导托卡马克"，同时具有"东方"的含义。
它是我国自行设计研制的国际首个全超导非圆截面托卡马克装置，其主要技术特点和指标是：16柄大型"D"形超导纵场磁体将产生磁场强度BT=3.5T；12柄大型极向场超导磁体可以提供磁通变化ΔΦ≥10伏秒；通过这些极向场超导磁体，将产生≥100万安培的等离子体电流；持续时间将达到1000秒，在高功率加热下温度降超过一亿度。
EAST装置涉及学科面广，技术难度大，许多关键技术在国际上尚无经验借鉴，特别是EAST运行需要超大电流、超强磁场、超高温、超低温、超高真空等极限环境，从芯部上亿度高温到线圈中零下269度低温，给装置的设计、制造工艺和材料方面提出了超乎寻常的要求。
该装置于2007年3月份一次性通过国家验收，它将展开对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题进行探索性的实验研究，并对中国在人类开发清洁而又无限的核聚变能的领域做出贡献。
可控核聚变的研究及发展
可控核聚变的研究及发展可控核聚变研究的起步可以追溯到上世纪50年代初。
当时，苏联科学家I. E. Tamm和A. D. Sakharov独立提出了磁约束核聚变的概念，即使用磁场来约束和控制等离子体，以实现核聚变反应。
这一概念随后得到了美国科学家的进一步研究和发展。
目前，两种主要的可控核聚变技术在全球范围内得到了广泛研究和开发，分别是托卡马克和球式聚变装置。
托卡马克是最常见的可控核聚变装置之一、它采用了磁约束的方法，通过强大而复杂的磁场将等离子体约束在一个闭合环形容器内。
在容器中，通过加热等离子体将其达到所需的温度和密度，进而实现核聚变反应。
国际热核聚变实验反应堆（ITER）是目前规模最大的托卡马克实验装置，合作参与国包括欧洲、美国、日本等，致力于验证可控核聚变及其商业可行性。
球式聚变装置则是一种相对较新的可控核聚变技术。
它采用了惯性约束的方法，将聚变所需的燃料颗粒包封在一个微米量级的固体外壳中，并通过激光或粒子束将其加热和压缩至极端状态，从而实现核聚变反应。
球式聚变装置的尺寸较小，可以更灵活地进行实验和研究。
国际热核聚变实验验证装置（NIF）是目前最大的球式聚变装置，通过激光束驱动固体靶点来产生高能量和高温度条件。
可控核聚变研究的核心挑战之一是达到高温和高密度等离子体的控制。
核聚变需要将氢同位素加热至数亿度的温度，并将其约束在高密度的条件下以实现热核反应。
磁约束和惯性约束是在不同装置中采用的两种不同的约束方法，它们都面临着技术和工程上的挑战。
除了技术上的挑战，可控核聚变还面临着经济和环境的挑战。
目前的研究中，仍然需要输入大量的能量来维持和加热等离子体，并且还没有找到有效的方法来使聚变产生的能量多于投入的能量。
此外，可控核聚变也需要解决相关的工程问题，例如材料的耐受性和冷却系统的设计。
这些挑战需要进一步的研究和发展。
稳态高约束模式等离子体运行是什么
稳态高约束模式等离子体运行是什么稳态高约束模式等离子体运行是什么?实现高性能等离子体稳态运行是未来聚变堆必须要解决的关键科学问题。
近期，中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所核聚变大科学团队发挥体系化建制化优势，取得了系列原创性的前沿物理基础研究成果。
1月7日，国际学术期刊《科学进展》(Science Advances)发表了团队在高能量约束先进模式等离子体运行方面取得的重要成果。
托卡马克先进运行模式是当前磁约束核聚变研究的热点之一。
核聚变大科学团队在托卡马克装置等离子体物理实验研究中发现并证明了一种新的高能量约束和自组织模式，即超级I模(Super I-mode)。
其特点是等离子体中心的电子内部输运垒和等离子体边界的I模共存，从而大幅度提高了能量约束。
该先进模式具有芯部无杂质积累，便于聚变反应生成物排出，维持平稳温度台基等优点，并实现了芯部高约束与无边界密度台基及边界不稳定性的兼容，使得等离子体与壁相互作用同长时间尺度上的高性能等离子体运行方面的优势能够比较好地结合起来。
这种无需通过外部控制来确保等离子体稳态运行的高能量约束模式，可应用于国际热核聚变实验堆长脉冲运行，对于未来聚变堆运行具有重要意义。
日前，核聚变大科学团队还首次证明了托卡马克等离子体中存在湍流驱动的电流成份，是保持高电子温度稳定运行的关键物理机制。
借助湍流回旋动理学模拟计算证实了实验中观察到的湍流是电子温度梯度模，其产生的剩余协强可驱动这一电流。
湍流驱动的电流和压强梯度共同驱动内扭曲模，形成湍流-湍动电流-内扭曲模自我调节系统，从而维持芯部电子温度梯度稳定。
相关研究成果日前发表在《物理评论快报》(Physical Review Letters)上。
此外，核聚变大科学团队在托卡马克装置中外联合实验中利用封闭偏滤器下的杂质注入脱靶控制，以及高极向比压运行模式下双输运垒带来的约束增强，实现了高比压高参数芯部等离子体与偏滤器全脱靶状态的有效兼容集成。
托卡马克
磁约束：是利用强磁场可以很好地约束带电粒子这个特性，构造一个特殊的磁容器，建成聚变反应堆，在其中将聚变材料加热至数亿摄氏度高温，实现聚变反应。
托卡马克是前苏联科学家于20世纪60年代发明的一种环形磁约束装置。
美、日、欧等发达国家的大型常规托卡马克在短脉冲（数秒量级）运行条件下，做出了许多重要成果。
等离子体温度已达4.4亿度；脉冲聚变输出功率超过16兆瓦；Q值（表示输出功率与输入功率之比）已超过1.25。
所有这些成就都表明：在托卡马克上产生聚变能的科学可行性已被证实。
但这些结果都是在数秒时间内以脉冲形式产生的，与实际反应堆的连续运行仍有较大的距离，其主要原因在于磁容器的产生是脉冲形式的。
受控热核聚变研究的一次重大突破，就是将超导技术成功地应用于产生托卡马克强磁场的线圈上，建成了超导的托卡马克，使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实。
超导托卡马克是公认的探索、解决未来具有超导堆芯的聚变反应堆工程及物理问题的最有效的途径。
目前，全世界仅有俄、日、法、中四国拥有超导托卡马克。
法国的超导托卡马克Tore-supra的体积是中国HT-7的17.5倍，它是世界上第一个真正实现高参数准稳态运行的装置，在放电时间长达120s条件下，等离子体温度为两千万度，中心密度每立方米1.5×1019，放电时间是热能约束时间的数百倍。
西南物理研究院1984年建成中国环流器一号（HL -1），1995年建成中国环流器新一号。
中国科学院等离子体物理研究所1995年建成超导装置HT -7。
它原是前苏联无偿赠送给中国的一套纵向超导的托卡马克实验装置，经等离子体物理研究所的不断改进，它已成为一个宠大的实验系统。
它包括HT -7超导托卡马克装置本体、大型超高真空系统、大型计算机控制和数据采集处理系统、大型高功率脉冲电源及其回路系统、全国规模最大的低温氦制冷系统、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热系统以及数十种复杂的诊断测量系统。
在十几次实验中，取得若干具有国际影响的重大科研成果。
我国专家找到治疗难治复发白血病新方案
中国是 国际热核 聚变实验 堆 （Ｉ Ｔ Ｅ Ｒ计划）的参与国之一。 Ｅ Ａ Ｓ Ｔ是 由 中国独立设计制造的世界首个全超导核聚 变实验装置 ．２ ０ ０ ７年 ３月通过国家验 收 ．并在近年来取得了一系列实验成果 。 其科学 目标是 为 Ｉ Ｔ Ｅ Ｒ 计 划和 中国未来 独立设计建设 运行核聚变堆 奠定坚实的科 学和技术基础 。
中美 “ 人造太阳”实验装置联合实验获成功
诊 断和 分 析 工具 进 一 步 加深 对 相 关 物理 问
直属美国能源部。等离子体所专家介绍 ． 未来等离子体所将加深与 Ｄ ｌ Ｉ Ｉ～Ｄ的
国际 合作 ．充 分 利 用 Ｄ ｌ Ｉ Ｉ — Ｄ的理 论
题 的理解 ．为 Ｅ Ａ Ｓ Ｔ实现具有高参数的 完全稳态等离子体探索出一种先进的运行
我 国专 家找到治疗难治复发白血病新方案
登 了美 国 纽约 州立 大 学 著 名 白血 病 专 家 梅
尔
韦茨勒教授的评论 。
难 治 复 发 白 血 病 是 血 液 科 医 师 面
临的一 大国 际性难题 ，治 疗方案 有标 准 方案和预 激方案 。据魏旭 东介绍 ＣＡＧ
预 激 方 案 由 日本 学 者 创 造 ．Ｃ、Ａ Ｇ 分
研 究 和 应 用 表 明 ．该 方 案 确 实 提 高 了 疗
近 日 ．河 南 省 肿 瘤 医院 血 液 科 主 任 主任医师魏旭东 的论文 《 ｃＨ ＡＧ 预激
方案治疗难 治复发急性髓 系白血病》刊登 在 《 白血 病 淋 巴瘤 》 上 ．该 期 杂 志还 刊
效 ．使得难 治复 发 白血 病再次 缓解率 达 ８ ０ ％ ．并已经救治 了上百例患者。
此 次 实 验 的主 要 目的 是 利 用 Ｄ Ｉ Ｉ
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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@102103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()、韩国的KSTAR (http://www.nfri.re.kr/english/fusion/kstar.php)，日本也有了明确的超导托卡马克JT-60SA 计划(http://www-jt60.naka.jaea.go.jp/english/html/presentations.html)，法国的Tore Supra 改造为WEST( http://west.cea.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，必须找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，科学家们找到了两种方法：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2104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βN 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 βNP 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。
黄色阴影是数据的90%置信区间；灰色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色的研究，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]。