中国“人造太阳”
——我国可控核聚变装置发展概况（下）
工程总投资：—
工程期限：1958年——2050年
位于安徽省合肥市科学岛，中科院合肥等离子物理研究所研制的“EAST全超导非圆截面托卡马克装置”
中国科学院等离子体物理研究所
中国科学院等离子体物理研究所成立于1978年9月，是中国科学院合肥物质科学研究院所属的四个研究所中实验场所最庞大的一个研究所。研究所位于合肥市西北郊蜀山湖的科学岛上。主要从事高温等离子体物理、磁约束核聚变工程技术及相关高技术研究和开发，是我国热核聚变研究的重要基地。经过30年的发展，等离子体所在高温等离子体物理实验及核聚变工程技术研究方面处于国际先进水平，形成了广泛的国际交流与合作，是国际受控热核聚变计划ITER中国工作组的重要单位之一。先后建设了四代托卡马克装置HT-6B、HT-6M、HT-7和EAST装置，其中由我国自主建成的世界上第一个全超导非圆截面托卡马克EAST装置，被国际聚变界评价为“全世界聚变能开发的杰出成就和重要里程碑”。2008年1月，胡锦涛总书记视察EAST装置，给予了高度评价，认为这是“一项开创性的事业”。
安徽合肥科学岛地图
合肥托卡马克6号模拟装置（HT-6）
1973年4月，中国科学院根据周恩来总理的指示，提出“关于利用合肥电感储能进行受控热核反应扩大中间试验的设想”，并在安徽光机所成立受控热核反应实验站，此后开始从全国陆续调集科研人员进站从事核聚变研究。但是在建站初期许多人都未接触过受控热核反应，为了尽快开展科学实验研究，决定利用中科院安徽光学精密机械研究所的电感储能电源、工厂加工条件，设计加工一个受控模拟装置。总体组提出来采用空芯变压器结构，纵场线圈采用650型潜艇蓄电池供电，加热场线圈采用电感线圈经开关、熔丝换流供电，真空室采用钛泵抽真空，主回路、控制和测量回路借用原大能量激光打靶实验回路，装置建在2-1实验大厅西头北跨。由于纵场线圈储能量约百万焦耳，故取名为HT-6模拟装置(合肥托卡马克6号模拟装置)。
经过总体方案论证、技术设计、工厂加工、部件调试、总装检漏，仅用半年时间就加工制成一个环形托卡马克装置。在部件通电调试的基础上，于1974年12月25日开始放电试验，于26日凌晨6时30分，只听得轰的一声巨响，真空室观察窗闪出很强闪光，放电获得了成功。当时测得实验结果：纵场线圈电流60KA，加热场线圈电流40KA，平衡场线圈电流25KA，真空室6×10-6乇。全体参加调试人员都欢呼起来。这一天正是毛泽东主席的生日，装置放电成功为毛主席生日献上了一份厚礼。这是等离子体物理研究所第一次实现装置运行。
HT—6B托卡马克装置
上个世纪70年代末，离子体研究所开始着手建造HT—6B托卡马克装置，主要用于研究温度在100～200万度范围内的等离子体物理机理。它由一个大半径为45cm，小半径为13cm的环形超高真空室；感应产生和加热等离子体的空芯变压器；维持等离子体平衡稳定的环向场、垂直场、水平场系统；贮能4MJ的电容器供电回路及控制系统和多种诊断测量仪器所组成。当时达到的运行参数为：极限真空2.8×10-8乇，环向场磁强度7000高斯，等离子体电15千安，等离子体中心的电子温度100万度，放电维持时间8毫秒。该装置所用的各种诊断测量仪器已达10多种，其中各种电磁测量手段在国内达到较高水平。其电磁测量有：测定等离子体的环电压、环电流、磁面位置及不稳定性模式等。
HT—6M托卡马克装置
1980年离子体研究所开始建造HT—6M托卡马克装置，该装置的真空室是国内首次研制成全硬段结构的环状真空室，大半径为65cm，小半径为20cm，试抽极限真空进入10-9乇量级，处于国内同类装置最高水平。摸索出一套控制氩弧焊焊接不锈钢变形的方法，保证了制造精度。改进真空室结构，并采用了电化学抛光，以提高表面光洁度，这一系列措施确保真空室达到了较高的超高真空度。1984年底HT—6M托卡马克装置建成投入试验。HT—6M装置的物理目标是充分发挥中型装置实验的灵活性和高的实验重复频率，以及具有较高参数的欧姆加热本底等离子体特性，开展以辅助加热为核心的研究，开拓托卡马克等离子体新的参数。进行多课题综合性等离子体物理研究。在国际合作中，HT－6M发挥了重要的作用，和日本、欧共体、世界实验室、第三世界科学院等开展合作研究。HT-6M的实验成果还获得了科学院科技进步一等奖一项、二等奖和三等奖多项。在取得经验、锻炼队伍、培养人才等各个方面都发挥了重要作用。
HT-7超导托卡马克装置
可控核聚变研究的一项重大突破，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。使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实，这是受控核聚变研究的一个重大突破。简单来说：托卡马克装置的核心就是由导电线圈形成的强磁场，托卡马克装置越接近实用，就要给导电线圈通过越大的电流形成越强的磁场。这个时候，导线里的电阻就出现了，电流遇到电阻会产生热量，损坏试验装置。事实上，以往的核聚变实验装置，大多是因为这一过程产生大量热量而只能做短暂脉冲运行，并且耗电巨大。
而超导技术可以克服电阻的问题。1912年，荷兰物理学家昂内斯在偶然间发现，他的水银样品在低温4.25K左右(零下269摄氏度左右)时电阻消失，接着，他又发现铅、锡等金属也有这样的现象。他将这种现象称为超导电性。这一发现，开辟了一个崭新的物理领域。在用液氦解决可控核聚变装置的散热问题时，科学家们想到了可以用液氦包覆导线制成超导线圈。于是，使用超导线圈的托卡马克装置就诞生了，这就是超导托卡马克装置。
前苏联于1979年建造的T-7超导托卡马克装置是世界上第一个超导托卡马克装置，在库尔恰托夫原子能研究所运行了5年左右，因为T-7建好不久，前苏联又建造了更大的T-15超导装置，因此抓大放小，T-7闲置，1985年后基本停止试验。虽然T-7装置仅开了12个小窗口，无法开展真正意义上的等离子体物理实验，但却将超导技术用于纵场磁体并调试成功，最大纵场励磁电流达4800A(对应等离子体中心磁场2.5T)，其重大意义在于在工程上验证了纵场磁体能够在这类磁容器上实现连续稳态运行。而在90年代初，国际聚变界成功地在托卡马克装置上实现了可控核聚科学可行性后，研究重心也开始转向：(1)实现托卡马克的稳态运行；(2)研究先进运行模式，以提高反应堆的效率和经济性。超导托卡马克成为主流技术。目前，全世界仅有俄、日、法、中四国拥有超导托卡马克。
上世纪90年代初，苏联解体前夕，俄罗斯库尔恰托夫研究所所长卡多姆采夫院士致信核工业西南物理研究院李正武院长，表示愿意将价值1500万美元的T-7装置赠送给中国，该信被转交到时任合肥等离子体所所长的霍裕平所长。等离子体所认真分析了国际核聚变发展的趋向，抓住机遇，果断决定接收T-7装置。在引进T-7之前，等离子所已经有一个比较大的常导托卡马克立项并完成了工程设计。当时的所长霍裕平还是决定停止这个项目，引进T-7；这个决定是非常有前瞻性的，超导磁体是磁约束聚变装置发展的必由之路。
1990年10月，等离子体所与俄方正式达成协议，采用以易货贸易的方式，花了两车皮羽绒服的代价，将T-7从俄罗斯引进过来。国际上像T-7这种搬家很正常，受控核聚变领域是世界上最开放的一个国际大科学前瞻型领域，关系到未来能源问题，所以各国都会进行合作。比如荷兰从法国搬走Petula装置，意大利从英国搬走START装置。原主人有了新装置后，原来的旧装置虽然仍能工作运行，还不如半送给其他有需要的国家，两全其美，T-7相比这些移植装置，状况要好的多。
1991年3月，HT-7在所里正式立项，其主要研究目标是，获得并研究长脉冲或准稳态高温等离子体，并检验和发展与其相关的工程技术，为未来稳态先进托卡马克聚变堆提供工程技术和物理基础。1991年6月T-7所有部件运抵等离子体所；并动员和组织了全所主要的人力、财力和工程技术力量，投入装置的建设。根据原定的研究和实验要求进行了根本性改造：将原48个纵场线圈合并改造成24个，并重新设计制作了新的真空室，增加了34个新的窗口，大大改善了装置的可接近性。为开展高功率辅助加热和长脉冲运行实验，设计安装了真空室内主动水冷内衬和新的垂直场系统。建成了国内最大的低温液氦系统和大功率电源系统等九个子系统，使一个原本不具备物理实验功能的T-7装置改造成能够开展多种实验的先进装置。
改建后的装置包括HT-7超导托卡马克装置本体、大型超高真空系统、大型计算机控制和资料采集处理系统、大型高功率脉冲电源及其回路系统、我国最大的超导磁体系统、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三十多种复杂的诊断测量和数据采集系统。诊断系统是物理实验中最关键的技术，该系统采用了独特的结构和控制与处理手段，性能优良，成功地实现了具有模式选择功能的水平和垂直方向的接收与传输系统，实验表明该传输系统稳定，耗损低，在国际上独具特色。激光汤姆森散射诊断系统是托卡马克聚变研究中又一非常重要的测量系统，用它来提供高温等离子体中电子温度、密度等重要参数的时空分布，也是世界公认的难度最大的诊断系统之一。这一系统由我国与俄罗斯库尔恰夫原子能所合作研制。
HT—7超导装置环体从内到外有内真空室、内氮屏、超导纵场、外氮屏、外真空室五层，环环相套。内真空室为高温等离子体提供一个超净的空间；内外氮屏通以液氮为超导纵场提供零下180℃—190℃的低温屏蔽；超导纵场通入液氦冷却到零下269℃，在超导状态下实现稳态运行。
1993年国际上12位著名核聚变科学家组成的国际评估小组对HT-7进行评估，称HT-7是“发展中国家最先进的托卡马克装置，并能进行准稳态运行，使中国核聚变研究接近世界核聚变的前沿”；1994年5月HT-7装置建成；同年7月在励磁控制与保护系统、电流引线和氦、氮冷却管路等相关施工完成后，成功地进行了装置低温调试，最大纵场励磁电流超过5000A；1994年8月该装置由中科院正式立项，纳入国家大科学工程管理；1994年12月，在完成了极向场控制系统后又进行了首次工程调试，获得首次等离子体；HT-7在解决了包括电流引线在内的一些关键问题后于1995年春成功地进行了工程联调，从此开始了装置的实验运行。
HT-7的安装费用和配套设施耗资约两亿，仅花费相当于情况下正常投资的十分之一，就建成了名列前茅的大型超导脉冲核聚变研究系统，大大提高了我国核聚变研究水平。国家对HT-7的投入只占其中一小部分，因为安装人工费可以忽律不计，等离子体所有自己的工厂，机加工费大大节省，更有霍裕平等与国际同行广泛联系，奋力争取，得到俄、美、欧盟等机构、专家的大力支持。法国等国的研究所基本无偿赠送给等离子所大功率脉冲飞轮电机和低温制冷设备等HT-7必须的配套设施。特别是世界聚变研究最具权威的俄罗斯库尔恰托夫研究所所长卡多姆采夫教授，经常拖着一条不太方便的腿，在建设现场爬上爬下。在HT-7安装调试过程中，等离子体所科研人员和技术人员可以说是夜以继日的努力工作，由于HT-7当时并没有被国家立项，等离子所职工的工资都不能正常发放，当时的困难可想而知。
HT-7装置自1995年初正式投入物理实验后，取得大量具有国际影响的重大科研成果。特别是2003年3月31日，实验取得了重大突破，获得超过1分钟的等离子体放电，这是继法国Tore supra装置之后第二个能产生分钟量级高温等离子体放电的托卡马克装置。高约束等离子体存在时间从上轮实验的54倍能量约束时间增加为220倍能量约束时间,超过德国ASDEX装置2002年刚刚获得的世界最长的80倍能量约束时间的记录，继续保持领先地位。2004年放电脉冲长度又突破了百秒关，达到240秒。2005年成功获得等离子体温度1000万摄氏度、持续306秒的稳态等离子体放电。法国的Tore supra曾在2002年取得过等离子体温度2000万摄氏度、持续365秒的稳态等离子体放电。这两个装置是目前世界仅有的可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的公共实验平台。
等离子体所继续改进装置，对HT-7装置的高性能水冷第一壁结构、实时长脉冲精密等离子体位置和密度的反馈控制等技术进行了改进。2008年3月15日，等离子体所人共同见证了HT-7超导托卡马克装置第100000次放电。2008年3月21日凌晨，HT-7超导托卡马克物理实验再次创下新纪录：连续重复实现了长达400秒的等离子体放电，电子温度1200万度，中心密度0.5×1019/立方米。这是目前国际同类装置中时间最长的高等离子体放电。
中国科学家依托HT－7装置对国际聚变研究作出应有贡献。等离子所同时是第三世界科学院等离子体物理研究中心，承担为发展中国家培训科研人员的重任。每年都有亚、非和其他发展中国家的青年科学家在此学习和参与研究。同时HT-7实验组也将自行研制的先进诊断设备、实验装置出口到英、日、美等发达国家。HT－7建成后不久，该所就将自己研制的装置HT-6B装置转让给了伊朗阿扎德大学（AZAD）并帮助该国建立了等离子体物理实验室。HT－6M赠送伊朗科研机构。在EAST建成后，印度方面提出希望购买HT-7供他们研究超导技术。
EAST全超导非圆截面托卡马克实验装置
在HT-7成功运行的基础上，1998年“九五”国家重大科学工程--大型非圆截面全超导托卡马克核聚变实验HT-7U装置立项。2000年10月，国家计委下达批文，同意由中科院主持，中科院等离子体物理所承担国家重大科学工程项目“HT-7U超导托卡马克核聚变实验装置” 正式开工建设。这是一个耗资巨大的项目，从申请到建成花了3.2亿元人民币，后来又申请了1.95亿元做外围装备。此外，每年需要大约3600万元的运行费，仅每天用于试验的电费就需要十几万元。
为使国内外专家易于发音、便于记忆同时又有确切的科学含义，2003年10月HT-7U装置正式改名为EAST。EAST是其英文全称Experimental Advanced Superconducting Tokamak(先进超导托卡马克实验装置)的缩写。这套装置研制的目标是产生100万安培的等离子体电流；持续放电时间达到1000秒，在高功率加热下等离子体温度超过一亿度，为最终实现核聚变点火做好准备。
国际专家普遍认为，EAST将成为世界上第一个可实现稳态运行、具有全超导磁体和主动冷却第一壁结构的托卡马克。该装置有真正意义的全超导和非圆截面特性，更有利于科学家探索等离子体稳态先进运行模式，其工程建设和物理研究将为“国际热核聚变实验堆”（ITER）的建设提供直接经验和基础。
从2000年10月开工建设后，离子体物理所耗费了5年时间，建造了新的实验大楼和设备。整个核聚变实验大厅是全封闭式构造，四周墙壁的厚度达到1.5米，屋顶的厚度为1米，内部全部为钢筋捆扎，表面用水泥浇筑而成。为防范中子辐射，实验大楼在顶层和天花板的水泥楼板之间，灌注了1米深的水，用以吸收中子辐射。在大厅的下方，还有4米深的地下室。工程在建设过程中自主发展了65项关键技术和新技术，形成了一系列的技术生长点，创造了多个国内乃至国际第一。如铠装电缆超导导体（CICC）是EAST全超导托卡马克的最重要的核心部件，为了满足工程需要，等离子体所自主生产了EAST所需的总长度达35公里的大电流CICC导体，这不但使得中国的CICC制造技术处在世界先进行列，产量世界第一,同时创造性发展了无焊瘤管--管对接焊技术、薄壁焊缝超声波检测技术、长距离穿缆技术、精密缩径成型技术、立式预弯卷绕技术等一整套大型超导磁体制造工艺，全面提升了我国大型超导磁体设计、制造和综合实验测试能力。
EAST装置是由我国自行设计研制的世界第一个非圆截面全超导核聚变实验装置，其真空室的形状首次从圆形变成了D形，目的是在不增加环形直径的前提下增加反应体的体积，以提高磁场效率，具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截面的等离子体位形。EAST在超导体系中首次全部采用了液氦无损耗设计，由于液氦非常昂贵，只有在线圈材料上下功夫，尽量少用液氦，同时让液氦可以循环使用以降低损耗，这样的系统才能满足以后商业盈利的条件。
EAST装置还是世界第一个具有主动冷却结构的托卡马克，它的第一壁结构采用主动冷却设计，连接到外部的一个大型冷却塔，它的冷却水可以保证在长时间运行后将反应产生的热量带走，维持系统的温度平衡。这种结构一方面是为真正实现稳定的受控聚变迈出重要一步，另一方面也是工程化的重要标志——冷却塔换成汽轮机就可以实现发电。这标志着我国在全超导核聚变实验装置领域走在了世界前列。
受控核聚变的关键技术中，面临两个重大课题：一是如何让高温持续地产生，二是第一壁材料的问题。核聚变反应容器的“第一壁材料” ，需要长时间面临上亿度高温的考验。核聚变装置的真空室相当于一个装入高温等离子体的炉子，直接面向高温等离子体的内壁，即第一壁材料结构，不但要带走大量的热能，还要经受等离子体离子、快原子和其他从等离子体逃逸出的粒子的轰击，超过14兆电子伏特的能量，强烈地作用于第一壁。此外还要担负起产氚的功能，在投入商业运行后，还要考虑第一壁材料的损耗更换问题，它的成本和寿命直接影响到聚变堆的运行费用。这是到目前为止，人类研制的工作环境最严苛的材料。法国正在兴建的世界最大的“国际热核聚变实验堆”第一壁材料，由中国研制。
2009年2月初，中国在“第一壁材料”研制中获得重大突破，北京科技大学和西北稀有金属材料研究院，在国际技术保密的情况下，独立研发出了核聚变反应装置中的关键核心部件——第一壁隔热屏蔽包层，由10mm厚的铍、22mm厚的含有不锈钢冷却管的铜合金及49mm厚的不锈钢(SS)组成。屏蔽包层将吸收50万千瓦热功率及核聚变反应所产生的所有中子。它的主要材料是高纯度铍，之前，提取这种高纯度铍的技术国外对中国保密，而目前这一技术被中国科学家成功突破。高纯度铍是快速中子的重要来源，是设计核反应堆热交换器的关键材料。中国这一技术成果将应用到“国际热核聚变实验堆”中。
EAST装置主机部分高11米，直径8米，重400吨，由超高真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、外真空杜瓦、支撑系统等六大部件组成。其实验运行需要有大规模低温氦制冷、大型高功率脉冲电源及其回路、大型超导体测试、大型计算机控制和数据采集处理、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热、大型超高真空、以及多种先进诊断测量等系统支撑。学科涉及面广，技术难度大，许多关键技术目前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。
EAST工程历经5年多的建设，与2006年初建成，同年9月28日首次投入运行。成功获得了稳定、重复和可控的各种磁位形高温等离子体。它的建成，使我国成为世界上第4个拥有全超导装置的国家，这也是世界上第一个同时具有全超导磁体和主动冷却结构的托卡马克，从而使我国磁约束核聚变研究进入世界前沿，是世界可控核聚变研究的重要里程碑。
目前为止，世界上有4个国家有各自的大型超脱卡马克装置，法国的Tore－Supra，俄罗斯的T-15，日本的JT-60U，和中国的 EAST。除了EAST以外，其他四个都只能叫“准超导托卡马克”，它们的水平线圈是超导材料，而垂直线圈则是常规材料，因此还是会受到电阻的困扰。此外他们三个的线圈截面都是圆形的，而为了增加反应体的容积，EAST则第一次尝试做成了非原型截面。
我国在HT-7主要进行稳态高参数等离子体实验研究.而在EAST主要开展近堆芯,稳态先进等离子体高参数研究,EAST的设计是关系到未来聚变堆物理基础的研究。EAST的建成将使中国在人类开发清洁而又无限的核聚变能的领域内做出自己应有的重大贡献。因此具有十分重大的科学意义。
国际热核聚变实验堆计划
国际热核聚变实验堆（ITER）计划是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一。它的建造大约需要10年，耗资50亿美元(1998年值)。合作承担ITER计划的7个成员是欧盟、中国、韩国、俄罗斯、日本、印度和美国，这七方包括了全世界主要的核国家和主要的亚洲国家，覆盖的人口接近全球一半。
1985年，作为结束冷战的标志性行动之一，前苏联领导人戈尔巴乔夫和美国总统里根在日内瓦峰会上倡议，由美、苏、欧、日共同启动“国际热核聚变实验堆(ITER)”计划。ITER计划的目标是要建造一个可自持燃烧(即“点火”)的托克马克核聚变实验堆，以便对未来聚变示范堆及商用聚变堆的物理和工程问题作深入探索。历经20年挫折，最终于2005年6月签订协议，在法国卡达拉舍开始建设反应堆，总投资50亿美元。我国于2003年1月初宣布参加该计划，并承担9%的建设费用，主要由我国制造所约定的ITER部件折算。我将根据“采购包”协议的要求，制造各类部件，运往法国卡达拉舍，安装到“国际热核聚变实验堆”上。
国际热核聚变实验堆与我国的EAST装置构型十分类似，规模是其5倍。作为聚变能实验堆，ITER要把上亿度、由氘氚组成的高温等离子体约束在体积达837立方米的“磁笼”中，产生50万千瓦的聚变功率，持续时间达500秒。50万千瓦热功率已经相当于一个小型热电站的水平，这将是人类第一次在地球上获得持续的、有大量核聚变反应的高温等离子体，产生接近电站规模的受控聚变能。ITER计划预计持续35年，前10年用于建设反应堆；后20年用于操作实验；最后5年是将实验的反应堆活化、拆除。
ITER计划虽然采用了最先进的设计，综合了以往的经验和成果，比如采用全超导技术，但它的确还面临重重挑战。即使它能如期在2013年如期建成，这个10层楼高的庞大机器能否达到预期目标也还是个未知数。诸如探索新的加热方式与机制为实现聚变点火，改善等离子体的约束性能，反常输运与涨落现象研究等前沿课题，偏滤器的排灰、大破裂的防御、密度极限、长脉冲H-模的维持、中心区杂质积累等工程技术难关还有待于各国科技工作者群力攻关。即使对ITER的科学研究真的成功了，聚变发电站至少还要30～50年以后才能实现。
国际聚变界普遍认为，本世纪实现聚变能的应用将历经三个战略阶段，即：一、建设ITER装置并在其上开展科学与工程研究(有50万千瓦核聚变功率，但不能发电，也不在包层中生产氚)。二、在ITER计划的基础上设计、建造与运行聚变能示范电站(近百万千瓦核聚变功率用以发电，包层中产生的氚与输入的氘供核聚变反应持续进行)。最后,将在本世纪中叶(如果不出现意外)建造商用聚变堆。我国将力争跟上这一进程，尽快建造商用聚变堆，使得核聚变能有可能在本世纪末在我国能源中占有一定的地位。
中国之所以能够在可控核聚变领域走进世界第一集团并不是偶然的。自1956年周恩来总理主持制定的12年科学规划以来，我国核聚变研究已经进行了半个世纪，积累了大量的经验。此外王淦昌院士等这样一批理论上的大师，有力地推动了我国核科学的发展。我国还拥有内蒙古白云鄂博的稀土资源——这是可控核聚变的重要原材料，它使得我国的超导工艺和激光技术得到迅速发展。中国人能够在这个关乎人类未来生存的领域占有一席之地，实为华夏之大幸。
EAST装置的真空抽气系统内、外抽气机组
EAST装置的低温冷却系统储气罐
EAST装置
前苏联T-15托卡马克装置
日本JT-60U托卡马克装置
