发电技术

发电技术, 2024, 45(6): 995-1015 DOI: 10.12096/j.2096-4528.pgt.24119

可控核聚变及其发电技术

磁约束可控核聚变装置的磁体系统综述

张家龙1,2, 宋彭1,2, 瞿体明1,2

1.清华大学机械工程系，北京市 海淀区 100084

2.清洁高效透平动力装备全国重点实验室(清华大学机械工程系)，北京市 海淀区 100084

Overview of Magnetic Confinement Controlled Nuclear Fusion Reactors and Superconducting Magnet Technologies

ZHANG Jialong1,2, SONG Peng1,2, QU Timing1,2

1.Department of Mechanical Engineering, Tsinghua University, Haidian District, Beijing 100084, China

2.State Key Laboratory of Clean and Efficient Turbomachinery Power Equipment (Department of Mechanical Engineering, Tsinghua University), Haidian District, Beijing 100084, China

收稿日期: 2024-06-23   修回日期: 2024-09-08  

基金资助: 国家磁约束核聚变能发展研究专项.  2022YFE03150103
国家电网公司科技项目.  5500-202355837A-4-3-WL

Received: 2024-06-23   Revised: 2024-09-08  

作者简介 About authors

张家龙(2000)，男，硕士研究生，研究方向为高温超导环向场磁体设计、计算以及关键制造技术，jialong-22@mails.tsinghua.edu.cn；

瞿体明(1981)，男，博士，副教授，研究方向为极高场超导磁体、高温超导医疗装备磁体、高温超导电机、高温超导聚变磁体，本文通信作者，tmqu@mail.tsinghua.edu.cn。

摘要

目的 磁约束可控核聚变方案被视为未来解决全球能源问题的重要途径，作为磁约束聚变装置的核心元件，磁体在产生和维持等离子体稳定状态中起着关键作用。为此，对国内外典型磁约束可控聚变装置的磁体结构和规格进行了综述。 方法 回顾了聚变磁体从铜基到低温超导乃至高温超导的技术演变，系统归纳了各类典型聚变装置的磁体系统结构及其性能参数。同时，探讨了当前磁体研发过程中面临的技术挑战，并对未来发展进行了展望。 结论 磁体技术的进步对于提升聚变装置性能和加速实现聚变能源的商业化至关重要。随着高温超导材料的应用和新型磁体设计的不断优化，聚变能源的实用化正逐步向现实迈进。

关键词： 可控核聚变 ; 高温超导材料 ; 新能源 ; 聚变能源 ; 磁约束聚变 ; 托卡马克 ; 聚变磁体 ; 超导体

Abstract

Objectives Magnetic confinement fusion is regarded as a critical solution to future global energy challenges. As the central component of magnetic confinement fusion devices, magnets play a crucial role in generating and sustaining plasma stability. A review of the magnetic system structures and specifications in representative magnetic confinement fusion devices worldwide was provided. Methods The technological evolution of fusion magnets was reviewed, from copper-based to low-temperature superconducting, and finally to high-temperature superconducting magnets. The structure and performance parameters of magnetic systems in various typical fusion devices were summarized systematically. Additionally, the technical challenges in magnet development were explored and an outlook on future development trend was offered. Conclusions Advances in magnet technology are vital for enhancing the performance of fusion devices and accelerating the commercialization of fusion energy. With the increasing application of high-temperature superconducting materials and continuous optimization of magnet designs, the practical realization of fusion energy is becoming increasingly feasible.

Keywords： magnetic confinement controlled nuclear ; high-temperature superconducting material ; new energy ; fusion energy resource ; magnetic confinement fusion ; Tokamak ; fusion magnet ; superconductor

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本文引用格式

张家龙, 宋彭, 瞿体明. 磁约束可控核聚变装置的磁体系统综述. 发电技术[J], 2024, 45(6): 995-1015 DOI:10.12096/j.2096-4528.pgt.24119

ZHANG Jialong, SONG Peng, QU Timing. Overview of Magnetic Confinement Controlled Nuclear Fusion Reactors and Superconducting Magnet Technologies. Power Generation Technology[J], 2024, 45(6): 995-1015 DOI:10.12096/j.2096-4528.pgt.24119

0 引言

能源是现代文明发展及经济增长的重要基础，其产生、分配和利用已经成为世界政治以及经济结构中不可或缺的重要组成部分[1]。当下人类所开采利用的能源当中，超过80%都直接或间接来自不可再生的化石燃料，包括煤、石油、天然气等[2]。然而这些燃料不仅会在燃烧过程中释放出二氧化碳等影响生态环境的温室气体，也无法满足未来社会中经济增长对于能源的巨量需求。因此，清洁、经济、可持续的能源来源已经成为现代社会所面临的重大挑战之一。

为了应对能源短缺与环境问题，许多国家都开启了对新型低碳能源结构的探索与布局。以风能、太阳能为代表的可再生能源以及核裂变能源虽然能够在一定程度上缓解能源危机，但也各自存在相应的缺点，并不能满足未来社会对于可持续低碳能源的长期需求[3]。而随着近代物理学研究的不断深入，可控核聚变能源作为一种清洁、高效并且原料广泛的新型能源逐渐进入了人们的视野，也被认为是未来有希望彻底解决能源问题的重要途径[4]。

1 磁约束可控聚变

核聚变又称核融合，其过程可以简单概述为，在极端条件下，原子核克服核间势垒，发生碰撞融合，并伴随大量能量释放的过程[5]。在实现上其通常可根据粒子约束形式分为磁约束、惯性约束和引力约束3种类型[2]。其中磁约束聚变方案凭借其稳定性和技术基础成熟等多重优势，成为当下研究最为广泛，以及未来最有可能推进聚变能源商业发电的可控聚变方式。

磁约束方案是一种利用强磁场对其内部带电粒子进行运动约束的聚变形式。在磁场中，带电粒子会在洛伦兹力的作用下被束缚于磁场线上，围绕磁场线做螺旋运动，其中既包含了垂直磁场方向的圆周运动，也包括了沿磁场方向的直线运动[6]。目前磁约束方案装置类型主要有磁镜、仿星器和托卡马克[7]。这3种装置分别基于不同的设计理念与方案来实现对带电粒子的运动约束，并在各自领域中取得了不同程度的进展。

1.1 磁镜

在弱磁场区域沿磁力线做螺旋运动的带电粒子往往会在强磁场区域被反射，这种现象被称为磁镜效应[6]。磁镜作为一种开放式约束系统，整体形状呈圆柱形，两端通过额外线圈提高磁场强度，以实现粒子反射、限制逃逸的作用[8-9]，如图1所示。然而，实际中磁镜只能反射垂直速度分量较大的粒子，而沿磁场线方向速度分量较大的粒子则难以被磁镜端部反射，从而逃脱约束，引发终端损失，在粒子约束上并未取得显著成效。但由于磁镜装置具有β(等离子体压力与磁压力之比)值高，等离子体温度高及构造简单等优势，在过去几十年中，关于磁镜的改进工作仍在推进[10]。

图1

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图1   磁镜效应示意图

Fig. 1   Diagram of the magnetic mirror effect


1.2 仿星器

仿星器最早由Spitzer[11]于1958年提出，是聚变研究初期最主要的等离子体装置之一。该装置整体呈环状，由一系列线圈环向排列而成，基于完全闭合的环向磁场线来消除因终端损失带来的粒子逃逸问题，并通过外加螺旋绕组产生极向磁场以平衡环向场不均匀性引起的粒子偏移现象[12]。最终，由极向场(poloidal field，PF)与环向场(toroidal field，TF)叠加形成一个完全包含在环形约束室中的螺旋磁场，实现对其内部带电粒子的运动约束，如图2所示。然而，在实际开发中，仿星器的复杂线圈结构对于加工精度有着极高要求，这也成为了制约其发展的重要因素[6]。

图2

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图2   仿星器中线圈配置

Fig. 2   Coil configuration in a stellarator


1.3 托卡马克

托卡马克[13]是当下研究最为广泛、也是未来最有可能实现可控核聚变的聚变装置。其名称Tokamak由俄语单词“环形、真空室、磁、线圈”的词头组成，由前苏联科学家阿齐莫维齐等人于20世纪50年代提出。与仿星器类似，托卡马克装置同样由一系列环向场线圈周向排列而成，用于生成闭合的环向约束磁场。放电时，由中央螺线管/欧姆加热(central solenoid/ohmic heating，CS/OH)线圈的变化磁通激励等离子体产生环向电流，该环向电流产生的极向磁场分量与环向磁场耦合，形成约束等离子体的磁场构型，并保障磁面闭合态[6, 14]。此外，其还需要极向场线圈来抵消等离子体电流回路及等离子体压力所引起的膨胀力，并保持等离子体形状与稳定性，相关原理结构如图3所示。

图3

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图3   托卡马克装置概念图

Fig. 3   Schematic diagram of a Tokamak device


在磁约束可控核聚变装置中，产生约束磁场的磁体系统扮演着核心角色，其磁场强度与均匀性对于整个装置的性能与效率均有着重要影响。在磁约束可控核聚变的研究过程中，磁体系统的设计和优化是一项复杂而又重要的任务。本文以托卡马克磁约束聚变装置为中心，介绍了聚变磁体系统的发展历程和现状，分析了当前超导磁体在研发中的技术挑战。

2 铜基托卡马克磁体系统

2.1 T-3托卡马克装置

1968年，前苏联研究团队在新西伯利亚召开的第三届核聚变国际会议上，汇报了基于铜基磁体的T-3托卡马克装置在等离子体温度、密度以及约束时间等方面取得的重要进展，引起了巨大反响，美国、日本以及欧盟在内的众多国家纷纷跟进研究，掀起了世界范围内对于托卡马克装置的研究热潮[15]。表1为典型的铜基托卡马克装置磁体系统的部分性能参数[16-20]。

表1   典型铜基托卡马克装置磁体系统的部分性能参数

Tab. 1  Some performance parameters of the magnet system of typical copper-based Tokamak devices

参数系统名称
TFTRJETJT-60Alcator C-ModHL-3
首次运行年份19821983198519922020
主半径/m2.482.963.320.681.78
TF线圈数量/个2032182020
TF线圈电流/kA73.36752.1250140(191)
中心磁场/T5.23.454.58.02.2(3)
等离子体电流/MA2.54.82.722.5(3)
国家或地区美国欧盟日本美国中国

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2.2 美国TFTR装置

托卡马克聚变试验反应堆(Tokamak fusion test reactor，TFTR)项目于1974年由美国原子能委员会批准，获资3.14亿美元，在普林斯顿等离子体物理所(Princeton Plasma Physics Laboratory，PPPL)开启建造，耗时近10年。TFTR于1982年12月首次成功产生等离子体，并于1983年春季创下托卡马克最长等离子体能量约束时间的世界纪录[21]。

TFTR的磁体系统均采用水冷式无氧铜导体制造，其环向场磁体由20个圆形线圈周向均匀排列而成，如图4所示。每个线圈内部都包含了超过457 m的铜导体，并绕制成总匝数为44的双饼线圈，安装于金属钛壳体之中，能够承载73.3 kA的电流，并在等离子体中心处产生5.2 T的环向磁场[17]。同时，其采用壁厚0.762 mm的跑道型截面薄壁铜管，并将其钎焊进导体凹槽内部，为导体冷却提供了水冷通道，能够确保导体最高温度限制在65.56 ℃以内[22]。

图4

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图4   TFTR装置内部结构示意图

Fig. 4   Diagram of the internal structure of TFTR device


TFTR极向场磁体由4组独立线圈组成，包含超过860匝水冷铜导体，总重约80 t。不同线圈各司其职，欧姆加热(ohmic heating，OH)线圈主要用于产生和维持等离子体电流；平衡场(equilibrium field，EF)线圈提供了等离子体维持径向平衡所需的大部分磁场；水平场(horizontal field，HF)线圈将等离子体垂直定位于真空容器内；可变曲率(variable curvature，VC)线圈主要用于控制等离子体截面形状[23]。各线圈间独立供电、相互配合，实现了从等离子体电流产生到维持以及控制的全过程。

TFTR于1997年4月进行了最后一次运行[24]，其服役期间完成了近8万次等离子体放电，不仅超额实现了大部分预定科学与技术目标，还验证了等离子体磁约束方案的有效性，为后续托卡马克的研究提供了技术经验。

2.3 欧洲联合环装置

欧洲联合环(joint European torus，JET)是一座建设在英国卡勒姆核聚变中心的磁约束聚变反应堆，由欧洲多国共同合作完成[25-26]，形貌如图5所示。该项目始建于1970年，并于1983年如期运行，成功产生等离子体。在1997年，JET又利用氘和氚燃料混合物创造了最接近科学盈亏平衡的世界纪录，产生了16 MW的聚变功率，同时注入了24 MW的热能来加热燃料，能量增益Q值达到0.67[27]。

图5

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图5   JET装置形貌

Fig. 5   Morphology diagram of JET device


JET装置的环向磁场由32个D型线圈共同产生，这些线圈均采用水冷铜导体绕制，并基于串联方式实现电路间连接[28]。每个D型线圈由2个单饼线圈组合而成，每层包含12匝铜导体，可承载67 kA电流，并在等离子体中心处产生3.45 T的环向磁场[29]。此外，铜导体上还配置了2个沿截面对称放置的冷却通道，导体内所有匝都平行于冷却通道，并与水流方向相同，确保了高效的导体冷却。线圈外壳则由奥氏体球墨铸铁制成，并通过了疲劳与断裂力学的严格测试[20]。

JET极向场磁体中包含了4种类型线圈[20]，根据功能可简单分为欧姆加热线圈和等离子体形位线圈。欧姆加热线圈由8个直径为2 m的独立线圈组成，形成了1个6 m高的中心螺线管，能够产生13 T的交变磁场，用于驱动等离子体电流。形位线圈则布置于TF磁体结构上，最大直径可达14 m，具备40 kA通流能力，承担着等离子体形状与位置的控制任务[26]。同环向场线圈类似，所有极向场线圈均使用水冷铜导体，并基于环氧树脂浸渍玻璃带和聚酰亚胺带完成绝缘[20]。

JET是欧洲最为成功的合资项目之一，也是通往聚变反应堆的重要一步，其作为20世纪七八十年代中等尺寸托卡马克与国际热核聚变反应堆(international thermonuclear experimental reactor，ITER)之间的桥梁，为ITER的科学实验提供了参考和借鉴。

2.4 日本JT-60装置

JT-60(Japan Torus-60)与欧洲的JET、美国的TFTR齐名，被誉为世界三大托卡马克，其主要目的是为了实现等离子体临界条件[13, 30-31]。JT-60于1978年4月开启实际建设工作，并最终于1985年4月得以完成，总共耗资约2 300亿日元[32-33]，形貌如图6所示。

图6

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图6   JT-60装置形貌

Fig. 6   Morphology diagram of JT-60 device


JT-60环向场磁体由18个线圈组成，这些线圈均匀排列在距其中心轴线3.32 m处位置，能够产生约4.5 T的环向磁场。单个TF线圈由2个单饼线圈组成，每项包含36匝水冷导体，并根据应用场景采用不同规格材料。靠近中心柱的高应力区域采用含银0.2%的无氧铜(oxygen-free copper，OFC)，冷加工率为40%，而远离中心柱的低应力区域采用冷加工率为20%的OFC，二者基于钎焊完成连接并构成导体完整匝，封装于高锰非磁性钢壳中[19]。此外，每匝导体内部都布置有水冷通道，能够有效地维持导体冷却，并确保温升一致。

JT-60的极向场磁体由5种不同类型的线圈组成，均采用与TF线圈相同的导体材料，并各自具备不同功能。每个线圈均由若干串联的绕组单元构成，每个单元包含数匝导体，并被包裹在大约5 mm厚的绝缘材料中。导体冷却则通过焊接在其周围的槽内水流完成，实现对其温度的有效控制[34]。

截至2018年，JT-60仍然保持着聚变三重积以及等离子体温度最高值的世界纪录[35]，其推进与实施对未来聚变堆设计提供了不可或缺的科学基础[13]。目前其已被拆解并改进为世界上最大的超导托卡马克装置JT-60SA，由日本和欧盟联合运营，并开展新一轮的聚变研究[36]。

2.5 美国Alcator C-Mod装置

Alcator C-Mod是 Alcator系列的第三座托卡马克装置[37]，作为一台紧凑型托卡马克，其曾凭借着极高的环向约束磁场而闻名。Alcator C-Mod装置的概念于1985年被提出，后经美国能源部批准，由美国麻省理工学院(Massachusetts Institute of Technology，MIT)等离子体科学与聚变中心开启建设，并于1992年实现首次放电[38]。

Alcator C-Mod的环向场线圈总共包含120匝矩形导体，被均匀排列成20束子单元，所有导体均采用C-10700含银无氧铜制成，并基于液氮实现低温冷却，能够承载高达250 kA的电流并产生8 T的标称磁场[18, 39]。每匝矩形导体内部均包含内、外垂直腿段及上、下径向臂段4个独立单元，相邻段之间基于滑动毡金属接头实现连接，便于磁体的组装和拆卸，并允许接头在高磁场负载下的弯曲形变[18]，如图7所示。导体外腿与水平臂均采用2 cm厚的铜板制成，并基于玻璃纤维层压板实现匝间绝缘，而内腿则加工成楔形，用以形成中心柱体适应孔径，并通过额外添加不锈钢板实现加固，最终形成一个直径2.58 m、高度1.86 m的环形体[39]。

图7

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图7   Alcator C-Mod剖视图

Fig. 7   Cutaway view of Alcator C-Mod


Alcator的极向场线圈系统包含3个OH线圈以及5对PF平衡线圈，用于提供欧姆驱动、平衡场和等离子体形状控制[37, 40]。除EF4线圈对安装在外部圆柱结构上外，其余平衡PF线圈对(EF1、EF2、EF3和EFC)均安装在TF磁体内部的真空容器上，并采用Nomex和环氧树脂进行热固化实现绕组间绝缘，基于电成形技术完成端子与线圈间的连接[18, 41]。欧姆加热线圈由OH1、OH2L和OH2U三部分组成，均采用硬拉铜条堆叠绕制在TF线圈内腿上，OH1沿其长度方向延伸，而OH2U和OH2L则分别绕在螺线管上、下部1/4处，均可沿其轴向自由移动，并在内外表面处通过液氮预冷，可承载最高50 kA电流[18, 42]。

Alcator C-Mod服役期间(1992—2016年)，总共完成了超过35 000次等离子体放电，启动可靠率达到80%，并保持着磁约束聚变装置体积平均等离子体压力的世界纪录[38]。

2.6 中国环流器三号装置

作为我国专门从事磁约束聚变以及等离子体研究的科研机构，核工业585所(现核工业西南物理研究院)自建立以来，先后研发了20多种不同类型的聚变研究装置，其中包括中国环流器一号装置(HL-1，1984)、中国环流器新一号装置(HL-1M，1995)、中国环流器二号A装置(HL-2A，2002)以及中国环流器三号装置(HL-3，2020)等[43-44]。

HL-3(前称HL-2M)装置作为HL-2A的改造升级装置[45-46]，是我国自主研发的新一代先进磁约束核聚变实验研究装置，如图8所示。该装置线圈系统均采用铜导体水冷线圈绕制而成，其中，TF线圈由20个具有D型轮廓的比特板式结构线圈串联组成[47]，采用可拆卸结构，能承载最高191 kA电流，对应产生的最大环向场为3.0 T。每个TF线圈内部包含了7匝导体，每匝由L形中心段导体、上横段导体以及外弧段导体3段组成，均由冷轧铜合金板经精密机械加工而成。各匝线圈中的相同部分通过环氧玻璃纤维布粘接为一体，不同分段之间用可拆卸接头进行连接[16, 48]。冷却上，其采用预埋焊方案，在铜合金板侧面加工出U型槽，并将薄壁铜管焊入其中，形成冷却水管道，基于主动流量控制确保TF线圈运行温度低于90 ℃[16, 49]。

图8

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图8   HL-3装置

Fig. 8   HL-3 device


HL-3的极向场线圈系统由8个CS线圈和8对上下对称的PF线圈组成，均放置于TF线圈与真空室之间[46]。其中：PF1—PF4线圈同轴放置，形成一个筒状集成体(靠近CS线圈外侧)；PF5—PF8线圈位于装置大环外侧，采用多匝盘式绕制结构。各线圈匝数为26或28匝不等，并布有2~3条水冷管道[16, 50]。CS线圈由2项子线圈组成，每项绕有48匝导体。2组CS线圈相互交错嵌套螺旋绕制在TF线圈中心柱上，最高可承载220 kA电流。CS线圈和PF线圈合计可提供14 V⋅s的最大极向磁通变化量[16]。

HL-3装置于2023年首次实现了等离子体电流为1 MA的高约束模式运行，刷新了中国磁约束聚变装置的运行纪录[51]，并在2024年的首轮国际联合试验中首次发现并实现了一种特殊的先进磁场结构，对提升核聚变装置的控制运行能力具有重要意义[52]。

3 低温超导托卡马克磁体系统

3.1 T-7托卡马克

1979年，苏联建造了世界上第一台低温超导托卡马克T-7装置[53]，将超导磁体技术引入聚变领域，为聚变装置的设计和运行提供了重要支持和创新。超导磁体不仅能产生较高的约束磁场，还能在长时间运行下节省大量电力，有效改善长脉冲稳态运行，大大提升聚变能源的转化效率与能源输出，进一步加速全人类对于聚变领域的探索进度。表2为典型低温超导托卡马克主要性能参数[14]。

表2   典型低温超导托卡马克主要性能参数

Tab.2  Main performance parameters of typical low-temperature superconducting Tokamak devices

参数系统名称
EASTKSTARCFETRITER
首次运行年份200620082035(预计)2033(预计)
主半径/m1.851.87.26.2
TF线圈数量/个16161618
TF线圈电流/kA14.535.284.668
中心磁场/T3.53.56.55.3
等离子体电流/MA1.02.013.7815
国家或地区中国韩国中国国际

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3.2 国际热核聚变实验堆

国际热核聚变实验堆(international thermonuclear experimental reactor，ITER)是一项国际合作项目，最早由美苏首脑提议，并最终于2006年正式启动，由包括中、美、俄在内的7方成员联合资助与推进，建设成本超过150亿欧元[54]。该项目计划建造一个可自持燃烧的托卡马克聚变实验堆，目标聚变功率达到500 MW，能量增益突破10[55]。ITER的基础建设开始于2013年，原计划于2025年完成建设并正式开始等离子体试验[56]，而根据ITER理事会最新版项目时间表，ITER装置建设将推迟，计划于2033年实现全等离子体电流，并在2034年开始开展完整研究活动[57]。

ITER计划建设全超导磁体系统，预计能够产生15 MA等离子体电流及11.8 T峰值磁场。TF线圈与CS线圈在高场环境下使用Nb3Sn超导体，其余线圈则使用NbTi超导体。2类导体均考虑管内电缆导体(cable-in-conduit conductors，CICC)结构，采用多级缆线缠绕在中央冷却螺旋管周围，并基于4.5 K超临界氦实现冷却[58]。TF线圈绕组由7个双饼线圈组成，每个双饼线圈内部都包含一个316LN不锈钢材质的D型径向板，板的两侧加工有精细的半圆形槽口以适配导体绕制。导体上通过缠绕多层Kapton-玻璃纤维实现表面绝缘，并由焊接到位的盖板将其固定在径向板上[59]。整体绕组最终采用环氧树脂真空压力浸渍工艺进行绝缘固化，并被放置于316LN不锈钢壳体中完成磁体组装[59]。

ITER的PF线圈通过柔性联板或滑动支架安装于TF线圈壳体之上[58]，如图9所示。每个线圈均基于双饼方案进行绕制，并通过生产不同规格的导体电缆以满足其位置磁场需求[60]。导体接头均布置在线圈的外侧，能够有效节约空间，并降低交流损耗。其内侧CS线圈由6个独立绕组模块垂直叠加而成，并通过预载结构悬挂在TF线圈的顶部，底部则基于滑动连接结构实现定位。各模块均采用四饼或六饼线圈绕制方案，可独立通电，能够承载40~45 kA电流。所有极向场线圈的电气绝缘系统均由多层聚酰亚胺薄膜以及玻璃浸渍环氧树脂组成，该结构能够有效缓解方形导体压缩条件下在角落处产生的应力集中[59]。

图9

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图9   ITER线圈系统组成

Fig. 9   Components of ITER coil system


ITER代表着国际核聚变研究的顶尖合作，它的建设和试验将为人类掌握聚变能源的奥秘、迈向无尽清洁能源的未来奠定坚实的基石。

3.3 中国聚变工程实验堆

中国聚变工程试验反应堆(China fusion engineering test reactor，CFETR)是我国自主设计研制并联合国际合作的重大科学工程，旨在验证聚变的可行性，并为未来商业化聚变堆的建设提供基础。其概念设计已于2014年完成[61]，过程设计于2017—2020年由CFETR设计团队开展[62]，计划于2035年前完成建设，并于2050年开展试验。

CFETR采用全超导磁体设计，如图10所示，所有线圈导体均采用多级电缆模式，内部包含独立中央冷却管道，基于超临界氦强制流方式进行冷却。该装置计划能够产生13.78 MA的等离子体电流，并提供6.5 T中心磁场[14]。16个TF线圈均采用D型恒张力结构设计，由6个弧段和1条直线实现近似拟合[63-64]。其中TF线圈绕组根据所处场强大小划分了3个区域，并计划采用不同的导体材料，由低场到高场分别采用NbTi型、ITER级Nb3Sn以及高性能Nb3Sn超导体进行绕制。各场区和线圈间通过内部和外部接头实现串联，绕组整体通流能力预计可达95.6 kA/匝[62]。线圈绕组基于中央冷却管道实现导体内部的强制循环冷却，并通过在线圈盒内表面嵌入的独立冷却通道，有效切断外壳与绕组间的热耗散，提升了线圈热稳定性[63]。

图10

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图10   CFETR装置设计图

Fig. 10   Design diagram of CFETR device


CFETR的外部PF磁体包含7个超导线圈，均安装于TF磁体的壳体之上，能够承载最高约43 kA的电流[65]。同样，各线圈将根据其所处场强采用不同性能超导体绕制。其中PF1和PF7线圈所处场强相对较高，将采用Nb3Sn型超导体，而其余PF线圈计划采用NbTi型超导体。CS磁体模块由8个独立线圈组成，总高21 m，直径4.3 m。其底部由TF线圈组件支撑，顶部则基于滑动连接实现定位。各独立线圈均采用Nb3Sn型CICC导体绕制，工作电流为40 kA，共可产生最高14.6 T的磁场，诱导产生等离子体电流[66]。

CFETR作为从ITER到演示聚变动力反应堆(demonstration power plant，DEMO)的关键一步，是连接当前核聚变研究与未来能源应用的桥梁，其建设和发展具有至关重要的意义[62, 67]。

3.4 中国东方超环装置

1990年，中科院等离子体物理研究所采用易货贸易的方式将苏联的T-7托卡马克引进，并花费3年时间将其升级为合肥超环(HT-7)，即一台可产生长脉冲高温等离子体的中型托卡马克装置。在HT-7的经验基础上，我国自主研制并建成世界上第一台全超导聚变实验反应堆——东方超环(experimental advanced superconducting Tokamak，EAST)，如图11所示，标志着聚变能发展步入全超导托卡马克时代，向着实现稳态核聚变能源方向发展[2, 61]。EAST项目于1998年获我国政府批准，由中国科学院等离子体物理研究所承担研究建设工作，并在2005年底完成装置组装，最终于2006年9月开始测试并获得等离子体[13, 68]。

图11

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图11   EAST装置

Fig. 11   EAST device


EAST的环向场磁体由16个超导线圈组成，能够在等离子体中心处产生3.5 T环向约束磁场。TF线圈整体呈D型，轮廓由5段弧线及1条直线组成，直线段间相互楔合，以抵抗向心力并防止线圈倾覆。每个TF线圈内部均包含2个绕组单元，由低温超导材料NbTi制成的CICC导体连续绕制而成，不含内部接头[69]。磁体制冷系统中包含4个超临界氦气平行流道，每个流道为4个TF线圈提供制冷，同时为防止线圈外壳涡流热载传递至绕组，外壳由1个单独的冷却回路进行冷却，内嵌于其外表面凹槽中[70]。

EAST超导磁体系统还包含了14个极向场超导线圈，其中6个CS线圈安装于托卡马克中轴处，另外4个分流器线圈和4个大型外环线圈则由TF线圈支撑[71]。这些极向场线圈同样采用了由NbTi制成的CICC导体，并基于4.5 K超临界氦进行冷却。虽然采用了相同材料类型的导体，但由于各线圈所处工作环境以及所承担功能的不同， TF、PF以及CS线圈所采用导体方案在具体结构尺寸、工艺以及组成配置等方面存在区别[72]。所有极向场线圈导体内部匝间绝缘由2层聚酰亚胺胶带和多层玻璃纤维组成，并通过单独的电力系统分别对其供电，能够有效提升极向场对等离子体形状与位置控制的灵活性与可靠性[72]。

EAST作为我国自主研发的第一台超导托卡马克，在等离子体运行试验中取得了一系列突破性进展，标志着中国在稳态磁约束聚变研究方面继续走在国际前列，对ITER未来的运行具有重要意义。

3.5 韩国KSTAR装置

韩国超导托卡马克先进研究装置(Korea superconducting Tokamak advanced research，KSTAR)是一台全超导磁体聚变反应堆，由位于韩国大田的韩国国家核聚变研究所(National Fusion Research Institute，NFRI)开发运行[73]。该项目于1995年获批，但受东亚金融危机影响而推迟建设。最终，该项目的建设阶段于2007年完成，并在2008年6月成功产生等离子体。

KSTAR具备全超导磁体系统，包含16个环向场D型线圈和14个极向场线圈，能够产生2 MA的等离子体电流，并在等离子体中心处提供3.5 T的约束磁场[74]。TF线圈内部绕组由8个单饼线圈组成，均采用Nb3Sn型CICC导体绕制，不含内接头，并基于4.5 K超临界强制流氦气实现导体内部冷却[75]。在导体绝缘上，通过使用多层经真空压力浸渍后的S-玻璃布，对导体及绕组表面进行包覆，为其提供了优质的高压绝缘层。整个绕组最终被放置于316LN不锈钢焊接而成的线圈壳体中，并采用环氧材料进行绝缘固化后完成组装。此外，其通过采用盖板型冷却方案，将冷却管钎焊进壳体内表面，进一步保障了线圈整体的结构和热稳定性[75]。

KSTAR极向场磁体系统由4对CS线圈以及3对外部PF线圈组成，如图12所示，能够产生并维持2 MA的等离子体电流长达20 s[76]。CS线圈以及其中1对外部PF线圈采用Nb3Sn型CICC导体，剩余2对PF线圈则使用NbTi的型CICC导体。所有线圈均基于内部导冷方案，并通过与环向场磁体结构配合实现最终安装与支撑[77-78]。

图12

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图12   KSTAR磁体系统

Fig. 12   KSTAR magnet system


KSTAR作为全球首批全超导托卡马克，在长达十多年的运行过程中对超导托卡马克装置的运行和等离子体物理学的发展做出了重大贡献，在长脉冲高温等离子体约束上屡次突破世界纪录，其试验数据与建设经验也将为ITER项目的推进提供强有力的支撑[79]。

4 高温超导托卡马克磁体系统

4.1 高温超导磁体

近年来，以稀土钡铜氧(rare earth barium copper oxide，REBCO)为代表的高温超导(high-temperature superconductor，HTS)材料，在工业化生产能力和性能方面均获得显著提升，推动了其在磁体领域的应用。与传统低温超导材料相比，REBCO材料具有更高的临界温度和热稳定性，并且在高磁场下仍能保持出色的载流能力[80]，使得其在聚变领域中具有巨大的应用潜力。将REBCO材料引入聚变装置中，不仅能够显著提升其磁场强度和聚变性能，还能大幅缩减磁体尺寸，降低托卡马克装置的研发成本和技术难度，进而使聚变装置在设计上更加紧凑和高效，推动其商业化进程。表3为近年来发展的部分商业化高温超导托卡马克的主要信息。

表3   部分商业化高温超导托卡马克主要信息

Tab. 3  Main information of some commercial high-temperature superconducting Tokamak devices

信息公司名称
Commonwealth Fusion SystemsTokamak Energy

能量

奇点

星环

聚能

托卡马克名称SPARCDemo4洪荒70CTRFR-1
建成时间

2025年

(预计)

2024年

(预计)

2024年

2025年

(预计)

环向磁场/T12.2180.63~5
TF数量/个18141216
国家美国英国中国中国

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当前，关于高温超导托卡马克装置的研发工作主要由国内外领先的商业公司驱动。美国的联邦聚变系统(Commonwealth Fusion Systems，CFS)、英国的托卡马克能源(Tokamak Energy，TE)，以及国内的星环聚能与能量奇点等公司，均开启了相关磁约束可控核聚变装置的设计、建造与磁体测试工作，致力于将高温超导磁体技术应用于未来商用可控聚变示范堆。

4.2 联邦聚变系统公司

早在2010年，MIT便提出了基于REBCO二代高温超导材料完成聚变磁体迭代的想法，致力于建造更小且聚变增益更高的托卡马克聚变装置，并给出了ARC(affordable robust compact)装置的初步概念设计[81-82]。2021年MIT联合CFS合作完成了第一代聚变验证装置SPARC(smallest possible ARC)的首个环向场磁体模型线圈(toroidal field model coil，TFMC)的研制工作[83]，并在20 K低温环境下达到了20.1 T的峰值磁场。

TFMC主要由绕组、结构外壳以及气室(腔体)3部分组成，总重约10 t，如图13所示。其中绕组内部包含了16个无绝缘并绕的单饼线圈，不同线饼间基于低电阻接头实现串联，并在顶部和底部通过终端盖板与电流引线相连[83]。导体线圈安装在Nitronic-40材质的径向板中，其中一侧加工有导线螺旋绕制通道，另一侧为超临界氦冷却通道。线圈所采用导体均为REBCO二代高温超导带材，总匝数为256，耗线总量达270 km。在线圈绕制与组装完成后，对绕组整体基于焊锡采用真空压力浸渍工艺实现固化，有效地保护了REBCO超导线圈，并为其提供了良好的机械、热量和电力连通性[84]。TFMC首次向人们展示了一种结构紧凑、性能卓越的大口径高温超导磁体，并为下一代高温超导聚变磁体的研制与发展奠定了重要的科学与工程基础。

图13

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图13   TFMC俯视图

Fig. 13   Top view of TFMC


4.3 托卡马克能源公司

2015年，英国Tokamak Energy(TE)公司基于二代高温超导材料REBCO完成了ST25(HTS)聚变装置的制造，如图14所示，实现了超过29 h的等离子体脉冲，首次证实了高温超导托卡马克装置的可行性，这也是世界上第一台高温超导托卡马克[85]。ST25(HTS)演示装置包含了6个高温超导环向场线圈，每个线圈上均绕制有48匝REBCO宽带，并基于热传导方式实现其20 K下无液氦冷却，能够承载400 A电流并提供大约0.1 T的中心环向磁场。此外，ST25(HTS)还包含2个PF线圈，同样采用REBCO带材绕制，并利用氦气实现了20~50 K的低温冷却。由于中心场强相对较低，ST25(HTS)并不具备高性能聚变能力，作为演示模型，其在高温超导聚变磁体上所取得的建设与运行经验，也将为后续TE公司建设更高场强的聚变装置提供依据。

图14

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图14   ST25(HTS)放电演示

Fig. 14   Discharge demonstration of ST25(HTS)


目前，TE公司已经完成了新一代高温超导磁体的建造任务，并打算将用于其最新装置Demo4的聚变发电测试中。据报道，Demo4装置包含了14个环向场线圈和一对极向场线圈，使用了近38 km长的高温超导带，由44个独立的磁场线圈组成，将在20 K下进行低温测试，预计磁场能够超过18 T[86]。

4.4 能量奇点公司

能量奇点公司聚焦于高温超导托卡马克这一创新技术路线。其所研发制造的全高温超导托卡马克装置——洪荒70，设计工作开始于2022年3月，并于2024年3月完成系统总装[87]，如图15所示。洪荒70装置的磁体系统共由26个超导磁体构成，其中包括12个TF磁体、6个PF磁体以及8个CS磁体，均采用高温超导材料，该装置能够在0.75 m的等离子体半径下，产生0.6 T的中心场强[87-88]。

图15

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图15   洪荒70总装

Fig. 15   Assembly of HH 70


此外，能量奇点也正在同步研发下一代高参数的聚变磁体——“经天”磁体，其磁场强度预计将超过25 T，并有望成为全球磁场强度最高的聚变装置磁体，在关键部件层面验证强磁场高温超导托卡马克的工程可行性，完成“洪荒170”中技术难度最大核心零部件的技术验证[89]。

4.5 星环聚能公司

星环聚能公司成立于2021年，依托于清华大学工程物理系聚变团队通过成果转化而孵化建立。团队成员运行国内首个球形托卡马克装置(sino-UNIted spherical Tokamak，SUNIST)近20年，在球形托卡马克及其技术等方面有深厚的积累。2023年6月，星环聚能和清华大学合作完成了SUNIST-2的建设工作，如图16所示，用以验证重复重联原理和1 T磁场球形托卡马克的约束性能，并获得了第一等离子体[90]。在后续试验中，该装置等离子体温度将突破107 ℃，等离子体电流也将达到500 kA[91]。

图16

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图16   SUNIST-2聚变实验装置

Fig. 16   SUNIST-2 fusion experimental device


目前，该团队正在设计并建设聚变技术验证装置CTRFR-1，即一台中型高温超导球形托卡马克装置，其等离子体密度、温度和能量约束时间等核心参数将接近或超过功率平衡条件[92]。基于该装置，星环聚能将完成重复重联聚变堆技术可行性的验证工作，并达到星环聚能第二阶段里程碑。

5 其他磁约束聚变装置的磁体系统

虽然托卡马克聚变反应堆是当前聚变能源研究领域的主流装置，但人们对于仿星器、磁镜、场反位形等其他类型聚变设施的探索和研究工作仍然在积极地开展中[10]。

5.1 日本LHD仿星器装置

日本大型超导仿星器装置(large helical device，LHD)是位于日本国立核聚变科学研究所的一台大型仿星器实验设备，如图17所示。该装置能够利用大规模超导磁体进行高级无净电流等离子体研究，其工程成就和运行经验对聚变能反应堆的技术发展有着重要贡献[93]。

图17

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图17   LHD示意图

Fig. 17   Schematic diagram of LHD


LHD是一台大型螺旋磁约束装置，其超导磁体系统采用了1对螺旋线圈(液氦冷却)、3组极向线圈(超临界氦强制流动冷却)和9对母线(双流体氦气强制流动冷却)，平均电流能达到11.84 kA，并在稳态下提供了高达2.96 T的约束磁场。LHD已取得了包括高β、高密度和稳态运行在内的突破性物理成就[94-95]，也点燃了人们心中对于仿星聚变装置的希望。

5.2 德国文德尔施泰因7-X装置

文德尔施泰因7-X(Wendelstein 7-X，W7-X)是德国马克斯-普朗克等离子体物理学研究所建造的一台实验性仿星器可控核聚变装置，如图18所示，于2015年10月建成，旨在验证基于仿星器装置实现核聚变的可行性[14, 96]。W7-X作为世界上最大的仿星器装置，平均主半径为5.5 m，总质量为725 t[97]，其磁体系统由超导磁体与常规导体修整线圈共同组成，二者相互独立，可并行操作。超导磁体系统包含了50个非平面线圈(提供约束磁场)以及20个平面线圈(改变磁场配置)，这些线圈被划分为5个相同的模块，并在7个电路中完成连接，各电路间独立供电[98]。超导绕组由同一规格NbTi型CICC导体绕制的双饼线圈构成[99]，通过超临界强迫流动的氦气实现冷却，并采用环氧树脂浸渍的玻璃纤维带完成其电气绝缘，最终被放置于不锈钢铸造而成的线圈壳体中，并填充石英砂和冷固化环氧树脂[100]。

图18

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图18   W7-X仿星器装置

Fig. 18   W7-X stellarator device


W7-X的5个常导水冷铜线圈安装在外部低温恒温器壁上，由4个A型线圈(标称电流1.8 kA)和1个B型线圈(标称电流1.95 kA)组成[101]，能够在等离子体运行期间对主磁场进行微调，以提升磁场性能。W7-X不仅是在技术上的一次大胆尝试，也是未来能源科学研究的一个重要里程碑，随着其研究的不断推进，其最终也将证明仿星器能否作为未来实现可控聚变能源发电的候选装置。

5.3 Renaissance Fusion简化线圈仿星器

Renaissance Fusion作为一家硬件研发公司，其目标是基于仿星器、高温超导以及液态金属屏蔽层建造聚变发电厂，并实现其商业化。复杂的线圈结构是阻碍仿星器装置发展的重要因素，为了解决这个问题，Renaissance Fusion公司正尝试利用精简线圈产生复杂三维磁场，通过建立一维或二维线圈以产出仿星器及其衍生品所需的三维磁场[102]。

为了促使仿星器装置体积的小型化并进一步提升约束磁场，Renaissance Fusion将基于高温超导材料着手研发磁体线圈，如图19所示。在制造上，其尝试效仿单晶体管至大规模光刻的技术转变，跳过超导带材、缆线的中间制造过程，直接在装置表面上沉积高温超导体薄膜，然后使用激光进行刻蚀，绘制复杂电路，产生复杂磁场，基于以上过程能够有效缩短研发进程与成本[103]。此外，该公司所提出的另一项关键技术是液体锂基屏蔽层，基于该方案，一方面能够有效吸收聚变反应中产生的中子能量，显著降低反应堆的放射性水平。另一方面，液态金属还可以作为“工作流体”，从仿星器中提取热量并将其转移到涡轮蒸汽中，并产生反应燃料“氚”[103]。

图19

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图19   简化仿星器线圈绕组表面

Fig. 19   Simplified stellarator coil winding surface


在研发路线上，该公司计划于2024年底启用聚变技术圆柱形演示装置，用于高温超导与液态金属技术验证，并在2025年之后，利用高温超导体-液态金属模块，建立第一个高场(10 T)、净能(Q>1)仿星器，争取在21世纪30年代初升级加热和屏蔽装置，将仿星器接入电网，实现聚变发电[104]。

5.4 EOS-仿星器装置

Thea(原称Princeton Stellarators)公司成立于2022年，由PPPL分离而来，旨在利用仿星器装置开发磁铁阵列技术实现物理和工程领域的最新突破，创造一种更快、更简单的方法来实现聚变能源的商业化应用[105]。

EOS是Thea公司所研制的第一台中子源仿星器，具备商业运营能力，能够用于生产包括氚在内的各种同位素，是唯一一个以发电厂为原型建造的第一代聚变系统[106]。在设计上，EOS装置完全由平面线圈组成，如图20所示，并将仿星器装置中原有的3D磁场复杂性转移至现代电子控制系统中，依靠强大计算系统实现了对大规模标准化HTS平面线圈阵列的有效控制，以产生精确的约束磁场，解决了原始仿星器中3D线圈在制造、组装和维护上的问题并降低了研发成本。此外，EOS还能够实现对磁场控制点的实时改变以优化设备运行参数，并通过对平面线圈阵列进行扇区维护，最大限度地减少停机与维护时间。Thea公司将基于EOS基础架构，计划在21世纪30年代建立Helios Power Plant，并实现并网发电[107]。

图20

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图20   EOS装置概念图(高温超导平面线圈阵列)

Fig. 20   Concept diagram of EOS device (HTS planar coil array)


5.5 Infinity One-仿星器装置

Type One Energy公司是由美国威斯康星大学专家技术团队所创立的商业化聚变公司，通过将仿星器的运行经验、理论突破与增材制造技术和高温超导磁体技术相结合，实现仿星器装置从实验室向商业市场的跨越[108]。

在技术上，Type One Energy公司依靠近年来在分析理论、高性能计算以及复杂建模编码方面的重大发展，进一步优化了仿星器磁场配置以实现准对称性，为等离子体提供了最佳约束，并通过发展新型高温超导磁体技术以及先进制造技术，包括采用混合原位增减材制造的数字设计优化，对形状复杂、尺寸精确的仿星器组件实现了快速、大规模构建，确保建造出零件更少、性能更好、成本更低的仿星器装置[109]。Type One Energy公司计划于2025年在位于美国田纳西州克林顿的Bull Run 化石燃料发电厂开启其仿星器原型装置Infinity One的建造工作，如图21所示，创造出世界上性能最高的仿星器，并为潜在的长期核聚变研究设施提供绝佳平台，最终力争在未来十年内实现核聚变发电的商业化[110-111]。

图21

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图21   Infinity One装置概念图

Fig. 21   Infinity One device concept diagram


5.6 WHAM-磁镜装置

Wisconsin HTS Axisymmetric Mirror(WHAM)是由美国威斯康辛大学与美国CFS公司共同合作开发的紧凑型、高场强、轴对称磁镜装置，如图22所示，旨在探索简单轴对称磁镜的性能极限，实现所谓的经典磁镜离子约束模式[112-113]。WHAM装置磁体系统由8个单饼线圈串联组成，均采用REBCO高温超导带材，基于无绝缘干绕方案进行绕制。每一匝线圈导体均由16根REBCO带和1根不锈钢带并绕而成，能够在20 K低温环境下承载2 kA的控制电流，并于中心孔处产生17 T场强。

图22

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图22   WHAM磁镜装置

Fig. 22   WHAM mirror device


每个单饼线圈中都包含了不锈钢盖板、键入式隔板以及内外径接头等结构，实现了对大直径线圈中应力的充分管理。此外，各线饼之间通过涂有聚酰亚胺热喷涂层的铜片分隔开来，各铜片由位于磁体顶部的铜块进行汇总连接，再经由铜挠性带与制冷机相连，保障了磁体冷却的均匀性与有效性[114]。WHAM聚变实验装置成功跨越了多项技术里程碑，证明了磁镜聚变技术的潜力。构建此装置的宝贵经验将指导未来更大规模磁镜装置的设计，以实现聚变能源的商业平衡[115]。

5.7 Trenta-磁惯性聚变装置

除此以外，美国Helion Energy公司正在开发一种同时结合磁约束和惯性约束原理的可控聚变装置，即Trenta-磁惯性聚变装置，如图23所示。其目标是通过磁场加速等离子体，然后在极短时间内对其进行压缩，完成无中子聚变并产生氦-3和聚变能[116]，基于该项技术可以使用完全从水中提取的燃料生产较低成本的清洁电能。

图23

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图23   Trenta装置

Fig. 23   Trenta device


根据Helion公司第六台原型机Trenta[117]的运行结果，其反应堆温度已突破108 ℃[118]，磁场强度超过8 T，离子密度高达3×1022/m3，约束时间0.5 ms，并宣称在预期燃料试验中，观察到了大规模氘-氦-3聚变的证据[117, 119]。目前其第七代装置Polaris已开启建造工作，并于2023年进入全面组装阶段。该装置将具有更为强大的磁体系统，峰值磁场可达15 T，并采用与电动汽车制动相同的原理，无需蒸汽循环，能够实现电磁能的高效回收[120]。

6 挑战与展望

6.1 技术挑战

过去几十年中，超导磁体技术的进步虽然极大地促进了磁约束可控核聚变技术的发展，但在正增益输出乃至实用化的道路上，仍面临着一系列挑战。

磁约束核聚变装置的强磁场需求使超导磁体通常工作在极高的电磁力载荷作用下，超导磁体的力学稳定性和机械结构设计是当下以及未来聚变磁体所面临的关键难点[121]。无论是对于NbTi、Nb3Sn等低温超导材料还是REBCO等高温超导材料，其临界电流都表现出显著的应力敏感特性[122]。在高应力下超导材料的临界电流会出现大幅度不可逆衰退，造成超导磁体失超。因此在磁体结构设计中，需要重点对超导磁体以及支撑结构进行应力计算与分析，通过优化结构设计以及改善材料性能等手段以降低峰值应力，减少或避免超导磁体性能退化的风险[121, 123-124]。

对于超导磁体而言，低温冷却系统是保障其正常运行的关键部分，也是超导托卡马克装置运行能耗的主要来源。对于低温超导材料而言，较低的转变温度导致较低的安全裕度，因此需要极为可靠的冷却系统以保障低温超导磁体的热稳定性。为此，研究人员期待通过开发高导热结构材料、优化制冷系统结构以及改变冷却介质等手段进一步提升磁体稳定性并降低制冷成本[125-128]。高温超导磁体技术的发展虽然一定程度上降低了超导磁体对低温系统的冷却要求，但仍需要探索更高临界温度乃至室温超导材料[129]，并期待彻底解决低温冷却问题。

失超保护是所有超导磁体特别是高温超导磁体应用中无法回避的问题。大型聚变装置中的超导磁体通常具有较高的电流密度和电磁储能密度，相较于小型超导磁体，其失超后将产生更高的温升及瞬态应力[124]，对超导线圈造成不可逆损坏。为了应对失超问题，需要采取主动或被动的失超保护方案，确保磁体内部所存储的能量能够迅速释放，避免磁体出现损坏或性能下降[130]。而对于未来即将大规模应用的高温超导磁体而言，如何精确快速地探测到失超信号，并迅速启动有效的失超保护系统，成为目前学术界研究的热点与难点。虽然电桥法、声波法、瑞利背散射等失超检监测及保护手段在过去的研究中被相继提出，但至今仍未有覆盖所有情况的经济、准确、可靠的办法[131-133]。

随着磁约束核聚变技术的推进，对于磁场强度要求也在不断提升，这使得Nb3Sn、REBCO等高性能超导材料逐步成为高磁场应用的首选[134]。然而，这些超导材料的成本及产能难以在短时间内满足大型聚变磁体的制造需求，这对磁体研发提出了挑战。目前，业界正在尝试采用混合磁体方案，在不同场区采用不同导体材料来降低成本[135]。同时，相关导体的产能也在需求刺激下不断增强[136]，成本实现大幅降低，为未来解决这些挑战提供希望。

6.2 未来展望

虽然在磁约束聚变装置及能源的开发过程中仍存在众多风险与挑战，但聚变能源自身所具备的众多优势，使其成为未来可持续能源发展的重要方向，正不断激励着各国政府及私营企业对这一领域的相关投入及研发力度，形成了全球范围内积极推动核聚变技术发展与商业化转型的热潮，核聚变能源开发进入新的发展阶段。

2024年，美国能源部(Department of Energy，DOE)发布了2024聚变能源战略报告，肯定了聚变能源的巨大发展潜力，并就战略目标及发展愿景提出了明确的路线图和实施框架，通过建立公共-私营合作伙伴关系、商业化部署、资源分配管理、风险应对和国际合作等多方面的努力，确保核聚变能源的公平研发和商业化进程的顺利推进[137]。

国内方面，为进一步推进我国聚变产业协调稳步发展，聚变产业联盟与可控核聚变创新联合体两大聚变产业组织于2023年底相继成立。聚变产业联盟是由包括中国科学院等离子体物理研究所在内的15家国内外相关企业、科研院校等自愿发起成立的非营利社会组织，首批成员单位达60家，涵盖了聚变相关的科技研发、装备制造、技术咨询、金融服务等重要领域，以实现聚变清洁能源商用化为愿景，深入开展产学研用合作，助力打造世界级聚变能源产业集群[138]。可控核聚变创新联合体由中核集团牵头，联合其在内的25家央企、科研院所、高校等共同成立，并正式发布第一批未来能源关键技术攻关任务，对于创新协同推进聚变能源产业迈出实质性步伐具有重要的里程碑意义[139]。

星环聚能、能量奇点以及新奥集团等在内的国内民营商业聚变公司也正积极开展未来发展路线及聚变产业的相关部署，努力攻克聚变难题与挑战，力争在高温超导磁约束聚变领域实现技术突破。能量奇点的下一代装置洪荒170以实现氘氚等效能量增益Q>10为目标，计划2027年实现示范性聚变发电站[89]。星环聚能计划在实现CTRFR-1装置的技术验证后，启动商用示范堆CTRFR-2的设计和建造，努力成为全球首个商用可控聚变示范堆[92]。新奥集团也在积极推进其聚变项目，并计划在2030年前完成示范机组件研发与示范机测试，探索聚变能源在商业化应用中的可能性，最终于2050年实现聚变能源商用化[140]。

7 结论

1）托卡马克装置自20世纪50年代提出以来，经历了从铜基磁体到低温超导磁体，再到高温超导磁体的跨越式发展，展现出其在未来能源探索领域的强大潜力和无限可能。磁体技术的不断进步，显著提升了托卡马克装置性能并推进等离子体相关研究进展，促使新一代托卡马克装置向更紧凑、高效和商业化方向发展。

2）以仿星器装置为代表的其他类型磁约束聚变装置，在高温超导材料以及先进制造工艺的加持下，不断促进技术创新与性能突破。磁体阵列、激光刻蚀、混合原位增减材制造等前沿创新技术方案的提出，为新一代聚变装置的设计和实验提供了更多的解决方案和可能性。

3）超导磁体技术的引入虽然有效改善了磁约束可控核聚变装置的磁场性能，增强了装置的稳定性和控制精度，但诸如高应力、低温冷却、失超保护等在内的一系列难点问题也给聚变磁体系统的设计、制造和运行带来了挑战。

4）近年来，各国政府及私营企业正积极开展聚变产业战略化布局，展示出聚变能源发展的积极态势与广阔前景，形成了全球范围内积极推动核聚变技术发展与商业化转型的热潮，核聚变能源开发进入新的发展阶段。随着国际合作的深化与关键技术的不断突破，核聚变能源的开发也将逐步从理论研究阶段迈向实际应用阶段。

参考文献

杨宇，于宏源，鲁刚，等 ．

世界能源百年变局与国家能源安全

[J]．自然资源学报，2020，35(11)：2803-2820． doi:10.31497/zrzyxb.20201119

[本文引用: 1]

YANG Y， YU H Y， LU G，et al ．

Interview on the unprecedented changes of energy geopolitics and national energy security

[J]．Journal of Natural Resources，2020，35(11)：2803-2820． doi:10.31497/zrzyxb.20201119

[本文引用: 1]

王腾 ．

超导磁体技术与磁约束核聚变

[J]．南方能源建设，2022，9(4)：108-117．

[本文引用: 3]

WANG T ．

Superconducting magnet technology and magnetic confinement fusion

[J]．Southern Energy Construction，2022，9(4)：108-117．

[本文引用: 3]

万宝年 ．

我国磁约束聚变研究进展和展望

[J]．中国科学基金，2008，22(1)：1-7．

[本文引用: 1]

WAN B N ．

Recent progress and perspective of magnetic confined fusion in China

[J]．Bulletin of National Natural Science Foundation of China，2008，22(1)：1-7．

[本文引用: 1]

李倩 ．

典型托卡马克装置环向场线圈电磁模拟分析

[D]．成都：电子科技大学，2009． doi:10.1109/asemd.2009.5306615

[本文引用: 1]

LI Q ．

Electromagnetic simulation analysis of the toroidal field coil in typical Tokamak devices

[D]．Chengdu：University of Electronic Science and Technology of China，2009． doi:10.1109/asemd.2009.5306615

[本文引用: 1]

WALKER M L， DE VRIES P， FELICI F，et al ．

Introduction to Tokamak plasma control

[C]//2020 American Control Conference (ACC)．Denver，United States：IEEE，2020：2901-2918． doi:10.23919/acc45564.2020.9147561

[本文引用: 1]

王乃彦 ．聚变能及其未来[M]．北京：清华大学出版社，2001．

[本文引用: 4]

WANG N Y ．Fusion energy and its future[M]．Beijing：Tsinghua University Press，2001．

[本文引用: 4]

BARBARINO M ．

A brief history of nuclear fusion

[J]．Nature Physics，2020，16(9)：890-893． doi:10.1038/s41567-020-0940-7

[本文引用: 1]

ONGENA J， KOCH R， WOLF R，et al ．

Magnetic-confinement fusion

[J]．Nature Physics，2016，12(5)：398-410． doi:10.1038/nphys3745

[本文引用: 1]

POST R F ．Sixteen lectures on controlled thermonuclear reactions[M]．United States：University of California Radiation Laboratory，1954．

[本文引用: 1]

HUANG C， LI L ．

Magnetic confinement fusion：a brief review

[J]．Frontiers in Energy，2018，12(2)：305-313． doi:10.1007/s11708-018-0539-1

[本文引用: 2]

SPITZER L ．

The stellarator concept

[J]．The Physics of Fluids，1958，1(4)：253-264． doi:10.1063/1.1705883

[本文引用: 1]

陈凤翔 ．一个不可或缺的真相：聚变能源如何拯救地球[M]．北京：科学出版社，2020．

[本文引用: 1]

CHEN F X ．An indispensable truth：how fusion power can save the earth[M]．Beijing：Science Press，2020．

[本文引用: 1]

李建刚 ．

托卡马克研究的现状及发展

[J]．物理，2016，45(2)：88-97．

[本文引用: 4]

LI J G ．

The status and progress of Tokamak research

[J]．Physics，2016，45(2)：88-97．

[本文引用: 4]

SHARMA R G ．Superconductivity：basics and applications to magnets[M]．Cham：Springer，2015． doi:10.1007/978-3-319-13713-1_10

[本文引用: 4]

张继明 ．

典型托卡马克装置环向场线圈受力—结构分析

[D]．成都：电子科技大学，2009． doi:10.1109/asemd.2009.5306615

[本文引用: 1]

ZHANG J M ．

Force-structure analysis of the toroidal field coil in typical Tokamak devices

[D]．Chengdu：University of Electronic Science and Technology of China，2009． doi:10.1109/asemd.2009.5306615

[本文引用: 1]

刘晓龙，李广生，邹晖，等 ．

HL-2M装置环向场线圈的工程研制与调试

[J]．核聚变与等离子体物理，2021，41(S1)：312-315．

[本文引用: 5]

LIU X L， LI G S， ZOU H，et al ．

Engineering development and commissioning of the toroidal field coils of the HL-2M device

[J]．Nuclear Fusion and Plasma Physics，2021，41(S1)：312-315．

[本文引用: 5]

BELL M G ．Magnetic fusion energy[M]．Cambridge：Woodhead Publishing，2016． doi:10.1016/b978-0-08-100315-2.00006-4

[本文引用: 1]

IRBY J， GWINN D， BECK W，et al ．

Alcator C-mod design，engineering，and disruption research

[J]．Fusion Science and Technology，2007，51(3)：460-475． doi:10.13182/fst07-a1433

[本文引用: 4]

YOSHIKAWA M ．

An overview of the JT-60 project

[J]．Fusion Engineering and Design，1987，5(1)：3-8． doi:10.1016/s0920-3796(87)90520-5

[本文引用: 1]

HUGUET M， DIETZ K， HEMMERICH J，et al ．

The JET machine：design，construction，and operation of the major systems

[J]．Fusion technology，1987，11(1)：43-70． doi:10.13182/fst87-a25000

[本文引用: 4]

NEILSON G ．Magnetic fusion energy：from experiments to power plants[M]．Cambridge：Woodhead Publishing，2016．

[本文引用: 1]

SMITH G E， PUNCHARD W F B ．

TFTR toroidal field coil design

[C]//1977 Symposium on fusion research project．United States． 1977．

[本文引用: 1]

PRINCETON UNIVERSITY P P L ．Tokamak fusion test reactor[M]．Princeton：Princeton University，Plasma Physics Laboratory，1983．

[本文引用: 1]

VON HALLE A ．

Final operations of the Tokamak fusion test reactor (TFTR)

[C]//1997 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (Cat-No-97CH36131)．San Diego，CA，USA：IEEE，1997：65-69． doi:10.1109/fusion.1997.687694

[本文引用: 1]

GIBSON A ．

The JET project：a step towards the production of power by nuclear fusion

[J]．Naturwissenschaften，1979，66(10)：481-488． doi:10.1007/bf00404857

[本文引用: 1]

REBUT P H ．

The joint european torus (jet)

[J]．The European Physical Journal H，2018，43(4/5)：459-497． doi:10.1140/epjh/e2017-70068-y

[本文引用: 2]

NORDLUND K H ．European research roadmap to the realisation of fusion energy[M]．Munich：EUROFUSION，2018．

[本文引用: 1]

WESSON J ．

The science of jet

[R/OL]．(2014-11-01)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

LAST J， BERTOLINI E， HUGUET M，et al ．

Upgrading the JET magnet system for 7MA plasma

[J]．Fusion Technology，1989，15(2P2A)：267-274．

[本文引用: 1]

KISHIMOTO H， AIKAWA H， OIKAWA A，et al ．

Construction and testing of JT-60

[J]．Fusion Engineering and Design，1987，5(1)：9-25． doi:10.1016/s0920-3796(87)90532-1

[本文引用: 1]

YOSHIKAWA M， TOMABECHI K ．

JT-60 project and its present status

[J]．Nuclear Technology-Fusion，1983，4(2P2)：299-307．

[本文引用: 1]

SHIMOMURA Y， SHIMIZU K， HIRAYAMA T，et al ．

JT-60 program

[J]．Journal of Nuclear Materials，1984，128：19-25． doi:10.1016/0022-3115(84)90324-6

[本文引用: 1]

KIKUCHI M ．

The large Tokamak JT-60：a history of the fight to achieve the Japanese fusion research mission

[J]．The European Physical Journal H，2018，43(4)：551-577． doi:10.1140/epjh/e2018-90054-2

[本文引用: 1]

SHIMIZU M， OHKUBO M， YAMAMOTO M，et al ．

Design，fabrication and performance test of JT-60：structural and thermal aspects

[J]．Nuclear Engineering and DesignFusion，1986，3(3)：249-264． doi:10.1016/s0920-3796(85)80079-x

[本文引用: 1]

KIKUCHI M， TEAM J ．

Plasma physics found in JT‐60 Tokamak over the last 20 years

[C]//2009 AIP Conference Proceedings．Kuala Lumpur (Malaysia):AIP，2009：161-167． doi:10.1063/1.3192231

[本文引用: 1]

BARABASCHI P， KAMADA Y， SHIRAI H，et al ．

Progress of the JT-60SA project

[J]．Nuclear Fusion，2019，59(11)：112005． doi:10.1088/1741-4326/ab03f6

[本文引用: 1]

FAIRFAX S ．

Alcator C-MOD

[C]//1991 14th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering．San Diego，CA，USA：IEEE． 1991：656-661．

[本文引用: 2]

MARMAR E ．

Alcator C-Mod (Final Technical Report)

[R]．Cambridge，MA (United States)：Massachusetts Inst．of Technology (MIT)，2018． doi:10.2172/1457696

[本文引用: 2]

BURKE W， KANOJIA A， STILLERMAN J ．

Real-time high-field measurements of joint resistance in the Alcator C-Mod TF coil

[C]//2015 IEEE 26th Symposium on Fusion Engineering (SOFE)．Austin，TX，USA：IEEE，2015：1-5． doi:10.1109/sofe.2015.7482375

[本文引用: 2]

HUTCHINSON I， BOIVIN R， BOMBARDA F，et al ．

First results from Alcator‐C‐MOD

[J]．Physics of Plasmas，1994，1(5)：1511-1518． doi:10.1063/1.870701

[本文引用: 1]

BECKER H， BESEN M， CHILDS R，et al ．

Engineering features of the Alcator C-Mod Tokamak

[C]//1987 Twelfth Symposium on Engineering Problems of Fusion Research．Monterey，CA，USA：IEEE，1987：11-14．

[本文引用: 1]

FAIRFAX S A， MONTGOMERY D B ．

Anatomy of the PF magnet failure in Alcator C-MOD

[C]//1993 15th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering．Hyannis，MA，USA：IEEE，1993：399-403．

[本文引用: 1]

丁玄同 ．

HL-2A托卡马克实验进展和科学创新

[J]．物理，2010，39(6)：390-399．

[本文引用: 1]

DING X T ．

Experimental progress and innovation on the HL-2A Tokamak

[J]．Physics，2010，39(6)：390-399．

[本文引用: 1]

李强 ．

HL-2A托卡马克装置的工程和实验概况

[J]．原子能科学技术，2009，43(S2)：204-209．

[本文引用: 1]

LI Q ．

Overview of the engineering and experiments of the HL-2A Tokamak device

[J]．Atomic Energy Science and Technology，2009，43(S2)：204-209．

[本文引用: 1]

核工业西南物理研究院 ．

中国环流器二号M装置(HL-2M)

[EB/OL]．(2020-01-01)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

Southwestern Institute of Physics ．

China HL-2M Device (HL-2M)

[EB/OL]．(2020-01-01)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

刘永，李强 ．

中国环流器二号M(HL-2M)托卡马克主机研制进展

[J]．中国核电，2020，13(6)：747-752．

[本文引用: 2]

LIU Y， LI Q ．

The development progress of the tokamak machine for HL-2M

[J]．China Nuclear Power，2020，13(6)：747-752．

[本文引用: 2]

邹晖，李广生，蔡立君，等 ．

HL-2M环向场线圈的结构设计

[J]．核聚变与等离子体物理，2016，36(2)：136-142．

[本文引用: 1]

ZOU H， LI G S， CAI L J，et al ．

Structural design of the toroidal coils for the HL-2M

[J]．Nuclear Fusion and Plasma Physics，2016，36(2)：136-142．

[本文引用: 1]

LI Q， LI G S， ZOU H，et al ．

Design and development of magnets for HL-2M Tokamak

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2016，26(7)：1-6． doi:10.1109/tasc.2016.2574342

[本文引用: 1]

LIU X， ZOU H， QIU Y，et al ．

Design and construction of toroidal field coils on HL-2M Tokamak

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2021，31(8)：1-4． doi:10.1109/tasc.2021.3110474

[本文引用: 1]

邹晖，李广生，邱银，等 ．

HL-2M装置极向场线圈的结构设计与制造

[J]．核聚变与等离子体物理，2021，41(S1)：307-311．

[本文引用: 1]

ZOU H， LI G S， QIU Y，et al ．

Structural design and fabrication of HL-2M poloidal field coils

[J]．Nuclear Fusion and Plasma Physics，2021，41(S1)：307-311．

[本文引用: 1]

ZHONG W ．

China’s HL-3 Tokamak achieves H-mode operation with 1 MA plasma current

[J]．The innovation，2024，5(1)：100555． doi:10.1016/j.xinn.2023.100555

[本文引用: 1]

央视新闻 ．

国际首次！新一代人造太阳“中国环流三号”取得新成果

[EB/OL]．(2024-06-13)[2024-07-20]．．

[本文引用: 1]

CCTV News ．

For the first time in the world！ New achievements in the new generation artificial sun “HL-3

”[EB/OL]．(2024-06-13)[2024-07-20]．．

[本文引用: 1]

MARCUS F B ．Systems approaches to nuclear fusion reactors[M]．Cham：Springer，2022． doi:10.1007/978-3-031-17711-8_8

[本文引用: 1]

HOLTKAMP N ．

An overview of the ITER project

[J]．Fusion Engineering and Design，2007，82(5/14)：427-434． doi:10.1016/j.fusengdes.2007.03.029

[本文引用: 1]

AYMAR R， BARABASCHI P， SHIMOMURA Y ．

The ITER design

[J]．Plasma Physics and Controlled Fusion，2002，44(5)：519-565． doi:10.1088/0741-3335/44/5/304

[本文引用: 1]

COBLENTZ L ．

22nd ITER Council affirms project progress to achieve First Plasma in 2025

[EB/OL]．(2018-06-21)[2024-05-20]．．

[本文引用: 1]

COBLENTZ L ．

Summary of presentation by Pietro Barabaschi，ITER director-general

[EB/OL]．(2024-07-03)[2024-07-20]．．

[本文引用: 1]

MITCHELL N， BESSETTE D， GALLIX R，et al ．

The ITER magnet system

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2008，18(2)：435-440． doi:10.1109/tasc.2008.921232

[本文引用: 2]

MITCHELL N， BAUER P， BESSETTE D，et al ．

Status of the ITER magnets

[J]．Fusion Engineering and Design，2009，84(2/6)：113-121． doi:10.1016/j.fusengdes.2009.01.006

[本文引用: 3]

MITCHELL N， DEVRED A， LIBEYRE P，et al ．

The ITER magnets：design and construction status

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2011，22(3)：4200809． doi:10.1109/tasc.2011.2174560

[本文引用: 1]

SONG Y， WU W， DU S ．Tokamak engineering mechanics[M]．Berlin：Springer，2014． doi:10.1007/978-3-642-39575-8

[本文引用: 2]

WU Y， LI J， SHEN G，et al ．

Preliminary design of CFETR TF prototype coil

[J]．Journal of Fusion Energy，2021，40(1)：5． doi:10.1007/s10894-021-00291-8

[本文引用: 3]

ZHENG J， SONG Y， LIU F，et al ．

Progress in engineering design of CFETR toroidal field superconducting magnet

[J]．Fusion Engineering and Design，2022，177：113063． doi:10.1016/j.fusengdes.2022.113063

[本文引用: 2]

THOME R J， TARRH J M ．MHD and fusion magnets：field and force design concepts[M]．New York：Wiley，1982．

[本文引用: 1]

SONG Y， LI J， WAN Y，et al ．

Engineering design of the CFETR machine

[J]．Fusion Engineering and Design，2022，183：113247．

[本文引用: 1]

HAO Q， HUSSAIN M T， DAI C，et al ．

Conductor design and performance analysis for CFETR magnet

[J]．Fusion Engineering and Design，2022，182：113224． doi:10.1016/j.fusengdes.2022.113224

[本文引用: 1]

ZHU C， ZHENG J， LIU X，et al ．

Electromagnetic and mechanical analysis of CFETR toroidal field coils

[J]．Fusion Engineering and Design，2015，101：9-16． doi:10.1016/j.fusengdes.2015.09.010

[本文引用: 1]

WAN Y， LI J， WENG P ．

First engineering commissioning of EAST Tokamak

[J]．Plasma Science and Technology，2006，8(3)：253-254． doi:10.1088/1009-0630/8/3/01

[本文引用: 1]

WEI J， CHEN W G， WU W Y，et al ．

The superconducting magnets for EAST Tokamak

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2010，20(3)：556-559． doi:10.1109/tasc.2010.2040030

[本文引用: 1]

CHEN W， PAN Y， CHEN Z，et al ．

The design and the manufacturing process of the superconducting toroidal field magnet system for EAST device

[J]．Fusion Engineering and Design，2008，83(1)：45-49． doi:10.1016/j.fusengdes.2007.05.042

[本文引用: 1]

WU W， LI B ．

Design of the PF system for EAST (HT-7U) Tokamak

[C]//2003 20th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering．San Diego，CA，USA：IEEE，2003：436-439．

[本文引用: 1]

WU S， TEAM E ．

An overview of the EAST project

[J]．Fusion Engineering and Design，2007，82(5/14)：463-471． doi:10.1016/j.fusengdes.2007.03.012

[本文引用: 2]

LEE G S， KIM J， HWANG S M，et al ．

The design of the KSTAR Tokamak

[J]．Fusion Engineering and Design，1999，46(2/4)：405-411． doi:10.1016/s0920-3796(99)00032-0

[本文引用: 1]

OH Y K， CHOI C H， SA J W，et al ．

KSTAR magnet structure design

[J]．IEEE Transactions on Appiled Superconductivity，2001，11(1)：2066-2069． doi:10.1109/77.920262

[本文引用: 1]

AHN H J， LEE Y W， KWON T H，et al ．

Engineering design status of the KSTAR TF coil structure

[J]．IEEE Transactions on Appiled Superconductivity，2002，12(1)：492-495． doi:10.1109/tasc.2002.1018450

[本文引用: 2]

LIM B S， LEE S I， KIM K M，et al ．

Fabrication of the KSTAR superconducting CICC

[J]．IEEE Transactions on Appiled Superconductivity，2002，12(1)：591-594． doi:10.1109/tasc.2002.1018473

[本文引用: 1]

LIM B S， LEE S I， CHOI J Y，et al ．

Development of CICC for KSTAR TF coil system

[J]．IEEE Transactions on Appiled Superconductivity，2003，13(2)：1496-1499． doi:10.1109/tasc.2003.812752

[本文引用: 1]

AHN H J， PARK H K， KIM Y O，et al ．

Review of the structural behavior of the KSTAR TF magnet

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2023，33(5)：1-4． doi:10.1109/tasc.2023.3244154

[本文引用: 1]

PARK H K， CHOI M J， HONG S H，et al ．

Overview of the KSTAR research progress and future plan toward ITER and K-DEMO

[J]．Nuclear Fusion，2019，59(11)：112020． doi:10.1088/1741-4326/ab20e2

[本文引用: 1]

燕宇帆 ．

REBCO高温超导缆线及线圈的磁化特性研究

[D]．北京：清华大学，2022．

[本文引用: 1]

YAN Y F ．

Study on the magnetization characteristics of REBCO high-temperature superconducting cables and coils

[D]．Beijing：Tsinghua University，2022．

[本文引用: 1]

SORBOM B N， BALL J， PALMER T R，et al ．

ARC：a compact，high-field，fusion nuclear science facility and demonstration power plant with demountable magnets

[J]．Fusion Engineering and Design，2015，100：378-405． doi:10.1016/j.fusengdes.2015.07.008

[本文引用: 1]

MANGIAROTTI F J，GOH J， TAKAYASU M，et al ．

Demountable toroidal field magnets for use in a compact modular fusion reactor

[J]．Journal of Physics：Conference Series，2014，507(3)：032030． doi:10.1088/1742-6596/507/3/032030

[本文引用: 1]

HARTWIG Z S， VIEIRA R F， DUNN D，et al ．

The SPARC toroidal field model coil program

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2023，34(2)：1-16．

[本文引用: 2]

VIEIRA R F， ARSENAULT D， BARNETT R，et al ．

Design，fabrication，and assembly of the SPARC toroidal field model coil

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2024，34(2)：1-15．

[本文引用: 1]

SYKES A， COSTLEY A E， WINDSOR C G，et al ．

Compact fusion energy based on the spherical Tokamak

[J]．Nuclear Fusion，2018，58(1)：016039． doi:10.1088/1741-4326/aa8c8d

[本文引用: 1]

WHITE S ．

World-first ‘super’ magnets built by Tokamak energy for fusion power plant testing

[EB/OL]．(2023-02-06)[2024-06-10]．．

[本文引用: 1]

能量奇点 ．

建成！洪荒70托卡马克总装完工

[EB/OL]．(2024-03-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 2]

Singularity Energy ．

Completed！ The assembly of the HH-70 Tokamak is finished

[EB/OL]．(2024-03-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 2]

能量奇点 ．

洪荒70托卡马克成功放电！全球首台全高温超导磁约束聚变装置点亮等离子体！

[EB/OL]．(2024-06-18)[2024-06-20]．． doi:10.1088/2058-7058/21/06/12

[本文引用: 1]

Singularity Energy ．

HH-70 Tokamak successfully discharged！ The world’s first fully high-temperature superconducting magnetic confinement fusion device lights up plasma！

[EB/OL]．(2024-06-18)[2024-06-20]．． doi:10.1088/2058-7058/21/06/12

[本文引用: 1]

杜晨薇 ．

他在上海临港研究能源“洪荒之力”

[EB/OL]．(2024-05-20)[2024-06-20]．．

[本文引用: 2]

DU C W ．

Researching the “primordial power” of energy in Lingang，Shanghai

[EB/OL]．(2024-05-20)[2024-06-20]．．

[本文引用: 2]

星环聚能 ．

星环聚能建设的第一个聚变实验装置成功运行

[EB/OL]．(2023-07-12)[2024-06-10]．．

[本文引用: 1]

Fusion Startorus ．

The first fusion experimental device built by Startorus Fusion successfully operates

[EB/OL]．(2023-07-12)[2024-06-10]．．

[本文引用: 1]

星环聚能 ．

星环聚能简介

[EB/OL]．(2024-05-27)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

Fusion Startorus ．

Introduction to Startorus Fusion

[EB/OL]．(2024-05-27)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

星环聚能 ．

星环聚能工程进展

[EB/OL]．(2023)[2024-06-10]．．

[本文引用: 2]

Fusion Startorus ．

Progress of Startorus Fusion project

[EB/OL]．(2023)[2024-06-10]．．

[本文引用: 2]

KOMORI A， YAMADA H， IMAGAWA S，et al ．

Goal and achievements of large helical device project

[J]．Fusion Science and Technology，2010，58(1)：1-11． doi:10.13182/fst58-1

[本文引用: 1]

YAMADA H， IMAGAWA S， TAKEIRI Y，et al ．

10 years of engineering and physics achievements by the large helical device project

[J]．Fusion Engineering and Design，2009，84(2-6)：186-193． doi:10.1016/j.fusengdes.2009.01.068

[本文引用: 1]

IIYOSHI A， KOMORI A， EJIRI A，et al ．

Overview of the large helical device project

[J]．Nuclear Fusion，1999，39(9Y)：1245-1256．

[本文引用: 1]

CLERY D ．

The bizarre reactor that might save nuclear fusion

[EB/OL]．(2015-10-21)[2024-06-10]．． doi:10.1126/science.aad4746

[本文引用: 1]

ERCKMANN V， HARTFUSS H J， KICK M，et al ．

The W7-X project：scientific basis and technical realization

[C]//1997 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering．San Diego，CA，USA：IEEE，1997：40-48． doi:10.1109/fusion.1997.687694

[本文引用: 1]

BYKOV V， SCHAUER F， EGOROV K，et al ．

Structural analysis of W7-X：overview

[J]．Fusion Engineering and Design，2009，84(2/6)：215-219． doi:10.1016/j.fusengdes.2008.12.113

[本文引用: 1]

GASPAROTTO M， ELIO F， HEINEMANN B，et al ．

The WENDELSTEIN 7-X mechanical structure support elements：design and tests

[J]．Fusion Engineering and Design，2005，74(1/4)：161-165． doi:10.1016/j.fusengdes.2005.06.039

[本文引用: 1]

SBORCHIA C， BALDZUHN J， FEIST J H，et al ．

Progress in the design，manufacture and testing of the W7-X superconducting magnets

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2006，16(2)：848-851． doi:10.1109/tasc.2006.873345

[本文引用: 1]

RISSE K， RUMMEL T， BOSCH H S，et al ．

The magnet system of Wendelstein 7-X stellarator in operation

[J]．Fusion Engineering and Design，2018，136：12-16． doi:10.1016/j.fusengdes.2017.12.008

[本文引用: 1]

FUSION R ．

We decouple energy from fuels and emissions by building a super-star on earth

[EB/OL]．(2022-01-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

FUSION R ．

Renaissance fusion’s simplified stellarators

[EB/OL]．(2022-01-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 2]

FUSION R ．

A clear and straightforward path towards the future

[EB/OL]．(2022-01-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

GREENWALD J ．

Princeton Plasma Physics Laboratory selected to collaborate with start-up that licenses its innovative technology

[EB/OL]．(2023-02-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

ENERGY T ．

Introducing Eos

[EB/OL]．(2024-01-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

ENERGY T ．

The path to commercial fusion

[EB/OL]．(2024-01-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

INSTITUTE W E ．

Type One Energy

[EB/OL]．(2023-01-01)[2024-07-25]．．

[本文引用: 1]

ENERGY T O ．

The Game Changers

[EB/OL]．(2024-01-01)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

MAJID A ．

Type One Energy to build stellarator prototype with plans to commercialise fusion energy

[EB/OL]．(2024-03-08)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

ENERGY T O ．

Envisioning a Fusion Future

[EB/OL]．(2024)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

YAKOVLEV D， ANDERSON J， BROWN M，et al ．

Status and overview of the Wisconsin HTS axisymmetric mirror experiment

[C]//2023 65th Annual Meeting of the APS Division of Plasma Physics．Denver，Colorado． 2023：11-54．

[本文引用: 1]

FOREST C ．

Overview of the Wisconsin HTS axisymmetric mirror and the role of ECH

[C]//2022 21st joint workshop on electron cyclotron emission (ECE) and electron cyclotron resonance heating (ECRH)．Saint-Paul-lez-Durance，France． 2022．

[本文引用: 1]

RADOVINSKY A， ZHUKOVSKY A， KELTON N，et al ．

Design of high field HTS coils for magnetic mirror

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2023，33(5)：1-5． doi:10.1109/tasc.2023.3240377

[本文引用: 1]

ENDRIZZI D， ANDERSON J K， BROWN M，et al ．

Physics basis for the Wisconsin HTS axisymmetric mirror (WHAM)

[J]．Journal of Plasma Physics，2023，89(5)：975890501． doi:10.1017/s0022377823000806

[本文引用: 1]

CLAESSENS M ．ITER：The giant fusion reactor：bringing a sun to earth[M]．Cham：Springer International Publishing，2023：199-210． doi:10.1007/978-3-031-37762-4_15

[本文引用: 1]

HELION ．

Trenta

[EB/OL]．(2024-01-01)[2024-06-15]．．

[本文引用: 2]

EMILIO M D P ．

Helion Energy Achieves Key Fusion Milestone

[EB/OL]．(2021-07-20)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

HELION ．

Trenta 2020 program results

[EB/OL]．(2021-12-17)[2024-06-20]．．

[本文引用: 1]

HELION ．

Polaris

[EB/OL]．(2024-01-01)[2024-06-15]．．

[本文引用: 1]

ZHANG X， QIN J ．

Mechanical effects：challenges for high-field superconducting magnets

[J]．National Science Review，2023，10(3)：220． doi:10.1093/nsr/nwac220

[本文引用: 2]

EKIN J ．Experimental techniques for low-temperature measurements：cryostat design，material properties and superconductor critical-current testing[M]．Oxford：Oxford University Press，2006． doi:10.1093/acprof:oso/9780198570547.001.0001

[本文引用: 1]

GERBERSHAGEN A， CALZOLAIO C， MEER D，et al ．

The advantages and challenges of superconducting magnets in particle therapy

[J]．Superconductor Science and Technology，2016，29(8)：083001． doi:10.1088/0953-2048/29/8/083001

[本文引用: 1]

HARRISON R， BATEMAN R， BROWN J，et al ．

Development trends in high field magnet technology

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2008，18(2)：540-543． doi:10.1109/tasc.2008.921883

[本文引用: 2]

YAZDANI-ASRAMI M， ZHANG M， YUAN W ．

Challenges for developing high temperature superconducting ring magnets for rotating electric machine applications in future electric aircrafts

[J]．Journal of Magnetism and Magnetic Materials，2021，522：167543． doi:10.1016/j.jmmm.2020.167543

[本文引用: 1]

STAUTNER W， XU M， LASKARIS E T，et al ．

The cryogenics of an MRI demonstrator based on HTS technology with minimum coolant inventory technology

[J]．IEEE Transactions on Applied Superconductivity，2009，19(3)：2297-2300． doi:10.1109/tasc.2009.2019084

LVOVSKY Y， STAUTNER E W， ZHANG T ．

Novel technologies and configurations of superconducting magnets for MRI

[J]．Superconductor Science and Technology，2013，26(9)：093001． doi:10.1088/0953-2048/26/9/093001

RADENBAUGH R ．

Refrigeration for superconductors

[J]．Proceedings of the IEEE，2004，92(10)：1719-1734． doi:10.1109/jproc.2004.833678

[本文引用: 1]

FLÜKIGER R ．

Overview of superconductivity and challenges in applications

[J]．Reviews of Accelerator Science and Technology，2012，5：1-23． doi:10.1142/9789814449953_0001

[本文引用: 1]

PARIZH M， LVOVSKY Y， SUMPTION M ．

Conductors for commercial MRI magnets beyond NbTi：requirements and challenges

[J]．Superconductor Science and Technology，2016，30(1)：014007． doi:10.1088/0953-2048/30/1/014007

[本文引用: 1]

赖凌峰 ．

高温超导线圈稳定性研究

[D]．北京：清华大学，2015．

[本文引用: 1]

LAI L F ．

Study on the stability of high-temperature superconducting coils

[D]．Beijing：Tsinghua University，2015．

[本文引用: 1]

NANATO N， YANAGISHITA M， NAKAMURA K ．

Quench detection of Bi-2223 HTS coil by partial active power detecting method

[J]．IEEE Transactions on Appiled Superconductivity，2001，11(1)：2391-2393． doi:10.1109/77.920343

SCHULTZ J H ．

Protection of superconducting magnets

[J]．IEEE Transactions on Appiled Superconductivity，2002，12(1)：1390-1395． doi:10.1109/tasc.2002.1018662

[本文引用: 1]

GOURLAY S A ．

Challenges and prospects for the large-scale application of superconductivity

[J]．IEEE Transactions on Appiled Superconductivity，2008，18(3)：1671-1680． doi:10.1109/tasc.2008.2003983

[本文引用: 1]

MITCHELL N， ZHENG J， VORPAHL C，et al ．

Superconductors for fusion：a roadmap

[J]．Superconductor Science Technology，2021，34(10)：103001． doi:10.1088/1361-6668/ac0992

[本文引用: 1]

MOLODYK A， SAMOILENKOV S， MARKELOV A，et al ．

Development and large volume production of extremely high current density YBa2Cu3O7 superconducting wires for fusion

[J]．Scientific Reports，2021，11(1)：2084． doi:10.1038/s41598-021-81559-z

[本文引用: 1]

ENERGY D O ．

DOE announces new decadal fusion energy strategy

[EB/OL]．(2024-06-06)[2024-06-15]．．

[本文引用: 1]

聚变产业联盟 ．

联盟简介

[EB/OL]．(2023-01-01)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

Fusion Industry Alliance ．

Alliance introduction

[EB/OL]．(2023-01-01)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

中核集团 ．

中核集团：打造“硬核”科技的更多可能

[EB/OL]．(2024-05-17)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

China National Nuclear Corporation ．

CNNC：creating more possibilities for “hardcore” technology

[EB/OL]．(2024-05-17)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

新奥能源研究院 ．

新奥聚变路线、规划

[EB/OL]．(2017-01-01)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

ENN Energy Research Institute ．

ENN fusion route and planning

[EB/OL]．(2017-01-01)[2024-05-23]．．

[本文引用: 1]

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