本文選自中國工程院院刊《Engineering》2021年第11期
作者：李建剛，萬元熙，EAST團隊
來源：The Experimental Advanced Superconducting Tokamak[J].Engineering,2021,7(11):1523-1528.
編者按
核聚變能源是一種很有潛力的清潔能源候選者，在核聚變研究的60年歷史中，托卡馬克裝置的研究已獲得巨大進展。我國的東方超環（EAST）是國家重大科學工程項目「EAST超導托卡馬克核聚變實驗裝置」，是世界上第一個全超導托卡馬克。EAST項目的任務是研製先進的全超導托卡馬克，為未來托卡馬克聚變裝置的連續運行奠定堅實的科技基礎。
中國工程院李建剛院士、萬元熙院士科研團隊在中國工程院院刊《Engineering》2021年第11期發表《東方超環托卡馬克》一文，介紹了EAST的工程概況，總結了EAST開發的超導磁體系統、加熱和電流驅動系統、主動冷卻偏濾器三項關鍵技術。文章指出，在過去的20年裡，EAST項目為全球核聚變研究和發展計劃做出了重大貢獻。未來EAST還將繼續探索高參數長脈衝穩態運行模式，發揮連接現有脈衝放電裝置和未來穩態放電裝置ITER的橋樑作用。
一、引言
為了滿足21世紀快速增長的清潔能源需求，我國迫切需要開發可持續的新型能源。世界上近80%的能源仍然是由燃燒化石燃料產生的，這不僅導致了污染，還引起了氣候變化。為了實現長期可持續發展，有必要在未來幾十年內大規模開發不產生二氧化碳（CO2）的新能源。
核聚變能源可以解決傳統能源使用帶來的能源短缺和環境污染等問題，同時核聚變已被證明是一種安全、取之不盡、環保的能源來源，因此核聚變能源是一種很有潛力的清潔能源候選者。在核聚變研究的60年歷史中，在托卡馬克裝置上獲得了巨大的進展。歐洲聯合環（JET）托卡馬克產生了超過16 MW的功率；日本的JT-60U托卡馬克實現了輸出輸入比值Q> 1，同時聚變三乘積接近於點火條件，證明了通過托卡馬克實現聚變能輸出的科學可行性。
為了達到有效的聚變反應速率，等離子體溫度必須達到一億攝氏度。在托卡馬克中熱等離子體被強磁場約束，為了實現真正的穩態約束，超導磁體是驗證托卡馬克聚變能應用的工程可行性的最有效方法。全超導托卡馬克的設計、建造和成功運行是20世紀以來最具挑戰性的工程任務之一。這樣的全超導托卡馬克是未來托卡馬克聚變反應堆發展所迫切需要的。先進超導托卡馬克實驗裝置（Experimental Advanced Superconducting Tokamak, EAST）由中國科學院等離子體物理研究所（以下簡稱等離子體所）於1996年提出，並於1998年被批准為國家重大科技工程項目。EAST的建設始於2000年10月，於2006年年初完成，2006年10月在EAST獲得了第一個等離子體。本文介紹了EAST的開發過程和關鍵技術。
二、工程概略
國家大科學工程項目「EAST超導托卡馬克核聚變實驗裝置」，即東方超環（EAST），是世界上第一個全超導托卡馬克。第一期於1997年由中央科技領導小組批准，1998年國家計劃委員會正式立項，項目總經費為1.65億元人民幣。先後近40個單位數百人直接參加設計、預研和建設，2007年3月通過國家驗收，完成了國家發展和改革委員會批覆文件規定的各項研製任務，裝置主機及其各子系統均達到或超過設計指標，成為世界上成功運行的第一個全超導非圓截面托卡馬克核聚變實驗裝置。
EAST項目的任務是研製先進的全超導托卡馬克，為未來托卡馬克聚變裝置的連續運行奠定堅實的科技基礎。EAST的科學目標是：①演示超過1000 s的長脈衝偏濾器運行；②實現數百秒的高約束模式（H模）運行；③為未來聚變裝置的關鍵科學和工程問題提供參考。
EAST的大半徑（R）為1.8 ~ 1.9 m，小半徑（a）為0.4 ~ 0.45 m，目前可實現的環向場（TF）和最大等離子體電流分別為Bt= 3.5 T和Ip= 1 MA。EAST具有靈活的極向場（PF）控制系統，可在下單零、雙零和上單零位形下運行。基於成功的設計和建造及其獨有的特點，EAST（圖1）在過去的20年內取得了豐富的科學進步和技術發展。
圖1 EAST超導托卡馬克。
為了實現高性能等離子體放電，需要超導磁體為托卡馬克裝置提供很強的電磁場。然而，第一次嘗試使用超導磁體技術的時候由於有非常高的電流爬升速率，影響了超導磁體的安全工作。後來通過超導磁體有效控制等離子體參數，採用先進的等離子體位形以及靈活的實時反饋控制來優化等離子體性能，從而解決了這一問題。該方案對於接近超導磁體極限工作條件下的托卡馬克運行具有重要意義。
二期工程「EAST輔助加熱項目」於2008年7月，由國家發展和改革委員會正式批准立項，項目建設目標是在已建成的EAST主機的基礎上，研製成功4 MW/4.6 GHz低雜波電流驅動系統和50~80 keV的4 MW中性束注入加熱系統，並結合其他資源，使等離子體物理參數達到放電約束時間100 s、等離子體溫度5000萬攝氏度，綜合穩態等離子體參數達到國際先進水平。2015年11月14日，項目順利通國家驗收。
先進的輔助加熱系統能有效地加熱等離子體和控制等離子體性能。EAST是唯一個有四種不同的主要加熱和電流驅動系統的裝置，可提供兆瓦級功率的連續加熱。連續波輔助加熱系統技術的成功開發標誌著脈衝工作模式向穩態運行模式的關鍵轉變，這將是未來反應堆所採用的運行模式。
等離子體-壁相互作用的主動控制、壁的實時處理以及穩態條件下的熱流和粒子流排出是未來聚變反應堆的關鍵問題。EAST開發了第一個主動冷卻的偏濾器系統，它和內置的低溫泵以及實時等離子體-壁調節系統，組成了一個在非常高的熱流和粒子流下控制等離子體-壁相互作用的實驗平台。
通過集成這些新開發的技術，EAST已經成功地將其H模運行擴展到高性能穩態運行區間。除此之外，非感應電流驅動、電流剖面控制、等離子體位形控制，以及熱和粒子通量的有效排出等技術的發展對於下一代穩態托卡馬克裝置也是必不可少的，它們共同將當前的研究帶到了一個高水平。
在過去的20年裡，EAST項目為全球核聚變研究和發展計劃做出了重大貢獻。未來EAST還將繼續探索高參數長脈衝穩態運行模式，發揮連接現有脈衝放電裝置和未來裝置穩態放電裝置ITER的橋樑作用。這裡ITER（拉丁語，意為「the way」）是指全球在建的最大的托卡馬克，目前由35個國家和地區共同合作建設，包括中國、美國、歐盟（EU）和日本。EAST不僅讓聚變界，還讓科學界相信託卡馬克反應堆在不久的將來可以連續地運行。
三、EAST開發的關鍵技術
EAST裝置開發了許多重要的技術，其中三種關鍵技術為：超導磁體系統、加熱和電流驅動系統（heating and current drive, H&CD）、主動冷卻偏濾器。這些技術都在EAST項目中發揮著重要作用。
（一）超導磁體
EAST是第一個在所有磁體上都使用超導材料的全超導托卡馬克，包括提供縱場（toroidal field, TF）的線圈和用於等離子體控制（poloidal field, PF）的線圈。EAST超導磁體系統由16個TF線圈、6個PF線圈和6個中央螺線管（central soliloid, CS）線圈組成。EAST所有磁體都選用了鈮鈦合金（NbTi）作為超導材料。所有線圈均採用了導管內電纜（CICC）技術，以提供非常高的工作電流和足夠的抗交流損耗能力。
TF磁體的主要挑戰是精確的線圈繞組、3 nΩ的低阻導體接頭、高達10 kV的高絕緣以及失超保護。TF磁體由16個D形線圈組成，每個線圈的重量約為16 t，如圖2（a）所示。總儲能約為200 MJ。TF系統導體的長度超過20 km，重達210 t。圖2（b）所示的TF磁體可以在等離子體中心提供最大4 T的磁場。每個TF線圈在安裝前以120%的電流過流運行進行充分測試。更具體地說，全方位地進行絕緣和失超測試，以檢驗每一個TF線圈的合格性。
圖2 EAST的超導磁體。（a）單個TF線圈；（b）超導縱場TF磁體系統。
對於PF和CS線圈來說，主要的挑戰是等離子體控制和運行需要線圈電流快速變化，這將導致交流損耗和線圈內溫度上升，可能導致在運行過程中發生超導磁體的失超、等離子體破裂等安全事故。解決方案是專門設計PF和CS電纜。
PF和CS線圈由分離銅股線與NbTi合金以1.38的比例經多級絞纜形成的CICC導體繞制而成，單個股線的直徑為0.85 mm，每條股線有8910根NbTi超導絲，每根超導絲的直徑為6 μm，超導絲扭距為10 mm，5 T/4.2 K時的臨界電流約為550 A。為了增加導體的穩定性，在導體中加入了無氧高電導銅絞線。試驗結果表明，該系統具有足夠的抗交流損耗和溫升裕度。CS線圈最高的電流爬升速率可高達100 kA⋅s-1，還能承受120%的電流過流運行。
在托卡馬克運行過程中，所有線圈同時擁有大電流負荷是超導磁體的另一個挑戰，這是由於每個線圈的快速爬升速率導致線圈之間有非常強的磁干擾，這很容易在磁體失超保護系統中產生高的電磁噪聲。針對這個問題，在磁體安裝完畢後，進行了深入調試，對所有磁體進行了測試。所有線圈都以不同的電流和電流爬升速率通電，在有足夠安全裕度的條件下，分別測試了20 kA⋅s-1持續60 ms，10 kA⋅s-1持續160 ms，5 kA⋅s-1和穩態運行下更低速率的爬升，同時在失超檢測和磁診斷中獲得了大量的數據，為機器運行提供了可靠的失超保護資料庫。
在EAST運行的15年中，所有超導磁體都經歷了不同的托卡馬克運行模式，無一失敗，證明了第一個完全使用超導磁體的托卡馬克的運行質量和魯棒性。
（二）輔助加熱
等離子體的有效加熱和等離子體電流分布控制是聚變應用的必要條件。在過去的幾十年裡，以下四種主要的H&CD系統在托卡馬克的研究中得到了廣泛的應用：離子迴旋共振加熱（ICRH）、電子迴旋共振加熱（ECRH）、中性束流注入（NBI）和低雜波電流驅動（LHCD）。大多數H&CD系統是以短脈衝模式開發的，只能持續幾秒鐘。為了實現EAST的使命，需要新一代具有長脈衝（100~1000 s）的H&CD系統。穩態技術面臨的主要挑戰是消除各系統各部件上的高熱流，特別是輔助加熱天線上的熱流，這些熱流導致天線和容器壁與等離子體產生很強的相互作用。大通量熱流是產生雜質和熱斑的主要原因，這些雜質和熱斑可以導致裝置破裂而終止放電，有非常大的危害。
經過近20年的技術研發，EAST研製出了總功率為34 MW的長脈衝H&CD系統，包括一套12 MW的連續波ICRH系統、一套8 MW的注入粒子能量為50~80 keV的NBI系統、一套140 GHz的4 MW ECRH系統、一套2.45 GHz的4 MW LHCD系統和一套6 MW LHCD 4.6 GHz系統，構成一個非常靈活的H&CD系統，在探索多種物理相關的研究問題中起著關鍵的作用。
基於美國DIII-D托卡馬克的短脈衝NBI系統，等離子體所與通用原子公司（General Atomics, GA）合作開發了長脈衝正電荷NBI系統。NBI系統的離子源由電極結構主動冷卻，能提供高達26 A的電流。目前已經製作了一系列離子源，並且實現了單個束流以4 MW注入功率工作。利用該離子源，首次實現了60 kV、100 s的穩定束流脈衝工作和50 kV、80 s的調製束流脈衝工作。這是朝著高功率、長脈衝束流運行目標邁出的關鍵一步。並且基於這些離子源，10~60 s脈衝長度的氘束流現已在EAST等離子體實驗中常規使用。
由於ICRH對離子的有效加熱起著關鍵作用，連續波ICRH是美國托卡馬克聚變試驗堆（TFTR）和JET等主要托卡馬克裝置中最重要的加熱系統之一。從法國Tore Supra裝置的連續波離子迴旋頻率範圍（ICRF）中獲得的經驗促進了EAST ICRF系統的快速發展。EAST安裝了一個頻率範圍為20 ~ 70 MHz的12 MW連續波ICRF系統，該系統由8個射頻發生器和相關的發射系統組成。其中主動冷卻輸電線路、陶瓷引線、天線和液體雙-T匹配系統已成功開發並應用於EAST實驗。
4 MW ECRH系統由4個回旋加速器（1 MW, 140 GHz）、傳輸線、電源和天線組成。ECRH系統建立最具挑戰的部分是位於中平面埠的天線。由於物理要求，ECRH不僅用於H&CD，還用於其他目的，如新經典撕裂模（NTM）的抑制和等離子體電流剖面的控制，因此需要一個轉向鏡，它可以在極向和環向方向上快速旋轉，並且需要主動冷卻以處理等離子體的高熱流。還需要一個防護窗來保護轉向鏡表面免受灰塵覆蓋。通過天線轉鏡靈活轉動實現對微波功率沉積位置的調節，實現對等離子體電子的有效加熱和等離子體電流的實時控制。目前這些技術問題都得到了解決，ECRH在長脈衝H模放電過程中，在高達1.6億攝氏度的電子溫度下持續工作幾十秒，取得了很好的效果。
EAST上最重要的H&CD系統是LHCD系統，它具有最高的電流驅動效率，是穩態運行過程中驅動等離子體電流的關鍵。EAST系統使用兩套LHCD系統，其中4 MW、2.45 GHz的連續波系統作為邊緣電流驅動，該天線採用無源主動冷卻模塊（PAM），其優點是可以在極低的等離子體密度下與等離子體耦合。4.6 GHz/6 MW的LHCD系統是EAST上最可靠的H&CD系統，如圖3所示。該天線為多結結構，採用夾層式冷卻通道，具有穩定的力學性能和熱性能。多結格柵天線中的24個模塊以四行六列的形式排列。每個模塊在極向方向上分為三個子行，每個子行由內置移相器產生的8個有源子波導組成，它們之間的相位差為90°。在發射裝置的每個子排中，7個無源波導插入相鄰的主波導之間。因此，整個發射裝置由660個子波導（576個有源子波導和84個無源子波導）組成。EAST 4.6 GHz LHCD系統在過去15年的運行中表現優異，在完全僅由LHCD系統驅動的條件下，實現了等離子體放電最長脈衝時間超過411 s以及H模放電最長脈衝時間為100 s的目標。
圖3 穩態低雜波（4.6 GHz/6 MW）系統。
EAST的H&CD系統在ITER和其他大型穩態托卡馬克的技術開發中發揮著關鍵作用。特別是EAST的實驗經驗可以為所有H&CD系統的測試提供一種集成的方法。表1是世界上主要托卡馬克的H&CD系統的匯總。與其他托卡馬克裝置相比，EAST是唯一一個具有所有4種H&CD系統的長脈衝托卡馬克裝置，它可以提供不同加熱方式和等離子體控制的靈活組合，以促進高性能穩態運行。
表1 世界上主要托卡馬克的H&CD系統的參數
（三）偏濾器
在長脈衝條件下，等離子體和壁之間發生的強烈相互作用，以及高熱量和高粒子通量，給未來的聚變反應堆帶來了嚴峻的挑戰。對偏濾器靶來說尤其如此，因為偏濾器靶的最高熱量和粒子通量都高於材料極限。為了實現其目標，已經在EAST中使用了三代偏濾器。
在EAST項目的初期階段，使用了完全主動冷卻的摻雜石墨面向等離子體組件（PFC）和石墨偏濾器，如圖4所示。摻雜石墨會具有較厚的碳化矽（SiC）塗層，表現出良好的連續熱排出能力（2 MW⋅m-2），這是安裝前進行過測試的。出於經濟和技術考慮，在2008—2014年的EAST項目中，主真空室壁和偏濾器靶板都採用了摻雜石墨主動水冷技術。摻雜石墨GBST1308（1% B4C, 2.5% Si, 7.5% Ti）具有高密度、低開孔率、高強度和高熱導率的特點。採用化學氣相反應技術，在摻雜石墨瓦表面塗覆一層約100 μm厚的SiC，利用反應氣體通過開放的孔隙滲透，提供了梯度SiC塗層。這一過程產生了足夠的抗剝落能力。在長脈衝等離子體放電實驗中，SiC塗層的化學和物理濺射產額明顯低於其他托卡馬克裝置中的石墨材料。石墨瓦被螺栓固定在銅合金（CuCrZr）散熱器上，並通過彈簧墊圈進行限制，在熱膨脹時允許有限的變形。全石墨PFC可顯著改善EAST等離子體性能；我們實現了411 s等離子體放電，這是托卡馬克運行中最長的高性能等離子體放電。完全主動冷卻的石墨PFC在這項世界紀錄中發揮了關鍵作用。
圖4 高性能石墨水冷偏濾器。
通過逐步增加H&CD功率，EAST可以在穩態條件下產生偏濾器熱負荷超過10 MW⋅m-2的ITER型長脈衝H模等離子體。因此，熱排出能力為2 MW⋅m-2的石墨PFC不能滿足物理需求。此外，ITER的PFC從碳/鈹（C/Be）轉變為帶有一個鎢（W）偏濾器靶板的全金屬壁。為了研究全金屬壁等離子體的性能，EAST採用了全鎢偏濾器。
第二代EAST偏濾器使用類似ITER的鎢單體模塊作為偏濾器靶板，其熱流處理能力高達10 MW⋅m-2。為了在ITER運行之前為其提供寶貴的經驗，類似的材料、結構和技術被用於EAST；例如，ITER級的鎢被使用在PFC上。由於熱膨脹係數和楊氏模量的不匹配，鎢和CuCrZr的結合是困難的。製備鎢模塊化PFC分為兩個步驟：首先，採用熱等靜壓（HIP）的方法將鎢單體模塊包覆並與純銅夾層連接；然後，用熱徑向壓焊（HRP）方法將鎢單體模塊焊接到CuCrZr管上。在真空環境下採用釺焊和電子束焊對純銅管和鎢單體模塊進行密封焊接，然後再進行HIP工藝加工。經HIP工藝處理後，鎢塊被加工成設計尺寸為26 mm × 26 mm × 12 mm，與ITER設計尺寸類似。鎢與銅的結合質量良好，結合強度大於150 MPa。超聲無損檢測（NDL）結果表明，鎢塊與銅塊的結合符合技術要求。此外還進行了熱疲勞試驗。採用HIP和HRP技術製備了一個含有五個單體模塊的W/Cu模型，承受1000次在約10 MW⋅m-2的熱負荷下的循環，每個循環包括一個15 s的加熱階段和一個15 s的冷卻階段。主動冷卻是在室溫下用水進行的，冷卻水進出水口的溫差高達18 ℃，並利用紅外掃描儀（IR）對表面溫度進行觀測。該模型可耐受1000次循環，表面溫度高達1150 ℃。研究表明，其無表面過熱現象，W/Cu模型表現出良好的性能和質量。經過一年的努力，EAST的碳基限制器被一種類似ITER的鎢模塊偏濾器取代，如圖5所示。有了這些新增強的能力，通過NBI、LHCD、ECRH和ICRH的組合，可以獲得不同類型的穩態H模（vp= 0），持續時間可達100 s。
圖5 類ITER鎢串水冷偏濾器。
由於EAST實驗的迅速發展，EAST偏濾器靶板的熱負荷已超過10 MW⋅m-2並將很快達到20 MW⋅m-2。在使用類似ITER的模偏濾器近6年之後，發現一些靶板瓦片性能在緩慢下降。為了為未來的反應堆提供快速、可靠的解決方案，需要新一代的偏濾器靶板。為了滿足未來的需求，我們選擇了一種20 MW⋅m-2超級蒸發冷卻（hypervapotron）結構的平板（flat-tile）W/Cu偏濾器。首先，採用真空熱壓法（VHP）在900 ℃左右的溫度下將鎢平板與純銅夾層連接；其次，Cu和CuCrZr在500~600 ℃的低溫下通過HIP技術進行接觸面結合。超聲探傷結果表明，W/Cu接觸面質量良好。該部件承受住了1000次20 MW⋅m-2的高熱負荷輻照，其表面溫度約為900 ℃，遠低於ITER的結構。四分之一的EAST偏濾器已被平板W/Cu靶板取代，如圖6所示。新的鎢偏濾器於2021年年初在EAST安裝。近半年來進行了長脈衝、高熱流實驗，未出現故障。這種新型偏濾器的性能尤其是在熱通量和粒子通量處理能力方面優於類ITER的偏濾器。進一步的實驗和兩代W/Cu偏濾器的比較將為未來的聚變反應堆提供可靠的經驗。
圖6 EAST的偏濾器設計。（a）平板模塊偏濾器示意圖；（b）新型EAST鎢偏濾器。
四、結語
2021年5月28日在EAST上實現了可重複的100 s高性能等離子體放電，在類-ITER整體鑄造、平瓦鎢偏濾器條件下，通過結合ECRH與LHCD，使電子溫度達到了1.2億攝氏度（圖7），創造了托卡馬克裝置高溫長脈衝運行的記錄。在過去15年的運作中，EAST取得了重大進展，在加入ITER後開展了廣泛的國際合作，並開展了廣泛的聯合試驗，在參與ITER建設的過程中收穫了寶貴的經驗，與此同時，EAST的設計、建設和運行所積累的寶貴經驗，也為未來的ITER和其他的聚變能系統的建設和運行培養了人才。
圖7 1.2億攝氏度100 s高性能放電。（a）主要等離子體參數；（b）21 s（紅）、51 s（藍）、82 s（綠）時的電子溫度分布；（c）等離子體放電時的磁面。Ip：等離子體電流；Vloop：迴路電壓；Te(0)：中央電子溫度；ne：中線平均電子密度；PRF：總射頻功率；TOST目標外表面溫度；ρ：歸一化等離子體小半徑。
擁有托卡馬克核聚變研究的所有技術前提設施（如偏濾器、H&CD系統和長脈衝放電能力）的EAST，使中國磁約束聚變研究處於國際穩態先進托卡馬克運行領域的前沿。在ITER開始運行之前，EAST提供了很多關於超導系統和穩態運行的經驗。
在未來幾年裡，ITER所需的高達400 s的H模放電將是EAST的目標。在EAST 10年的長期計劃中，隨著H&CD和先進診斷技術的進一步升級，EAST將把其先進性能運行的模式擴展到穩態運行區間，目的是研究未來聚變反應堆的條件，比如在反應堆相關條件下運行數小時。未來EAST將繼續作為ITER和中國聚變工程試驗堆（CFETR）新的運行模式的測試和技術平台，而且還將為世界各地的下一代科學家和工程師提供從事長脈衝高參數等離子體物理研究提供研發平台。
註：本文內容呈現略有調整，若需可查看原文。
改編原文：
Jiangang Li, Yuanxi Wan, the EAST team.The Experimental Advanced Superconducting Tokamak[J].Engineering,2021,7(11):1523-1528.
作者介紹
李建剛，磁約束聚變專家，中國工程院院士。
主要從事聚變堆設計、托卡馬克實驗、聚變工程技術等領域的研究。
萬元熙，核聚變專家，中國工程院院士。
主要從事磁約束核聚變研究。
說明：論文反映的是研究成果進展，不代表《中國工程科學》雜誌社的觀點。