偶极场磁约束聚变装置性能特征及研究现状

核能创新与进展
Nuclear Energy Innovation and Progress 偶极场磁约束聚变装置性能特征及研究现状】）
张国书1,陈骝2,孙占学1,汤彬1,赵开君1,肖池阶3,卢新培4,李福生1,刘义保1,刘云海1,李然】，杜俊杰1,江嘉铭1,陈俞钱1,张斌1,刘腾1,王清亚1
（1・东华理工大学，江西南昌330013; 2.浙江大学，浙江杭州310058; 3.北京大学，北京100091;
4.华中科技大学，湖北武汉430074）
I摘要：偶极场磁约束聚变等离子体研究源自宇宙星球磁层等离子体物理研究，是
一种与托卡马克、仿星器等理论基础及磁约束原理有重大区别的新途径。

偶极场
聚变最大优点是：结构简单、等离子体不破裂、极高比压（大于100%）等，这些
特性表明偶极场聚变可望用于建造稳态运行、无氚自持和14MeV中子等先进聚变
堆。

文章介绍了目前美国MIT和日本东京大学分别建造的LDX和RT-1两个偶极
场聚变物理装置取得的新实验进展，分析了其理论和实验经验。

针对我国基础科
研发展战略需求，提出开展偶极场聚变等离子体基础物理及实验装置建造的国家
支持建议。

最后简要介绍了江西省科技厅重点研发项目支持的CAT-1偶极场聚变
大科学装置培育项目情况。

关键词：磁约束聚变；偶极场装置；等离子体；LDX；RT-1；CAT-1
中图分类号：TL6文献标志码：A文章编号：16741617（2019）05-0553-08
DOI:10.12058/zghd.2019.05.553
The Study on the Performance Characteristics of Dipole Field Magnetic Confinement Fusion Device
ZHANG Guo-shu1,CHEN Liu2,SUN Zhan-xue1,TANG Bin1,ZHAO Kai-jun1,XIAO Chi-jie3,LU Xin-pei4, LI Fu-sheng,LIU Yi-bao1,LIU Yun-hai1,LI Ran1,DU Jun-jie1,JIANG Jia-ming,CHEN Yu-qan1, ZHANG Bin1,LIU Teng,WANG Qing-ya1
(1.Donghua University of Technology,Nanchang,Jiangxi Prov.330013； 2.Zhejiang University,Hangzhou, Zhejiang Prov.310058； 3.Peking University,Beijing100091； 4.Huazhong University of Science and Technology, Wuhan,Hubei Prov.430074)
I Abstract:The study of dipole field magnetic confinement fusion plasma originates from the study of cosmic
planet magnetosphere plasma physics and is a new way which is quite different from the theoretical basis and magnetic confinement principle of Tokamak,star imitator,etc.The biggest advantages of dipole field fusion are simple structure,non-rupture of plasma,extremelyhigh specific pressure(more than100%).These char­acteristics show that dipole field fusion is expected to be used in the construction of advanced fusion reactors such as steady-state operation,tritium-free self-sustaining and14MeV neutrons.
In this paper,the new experimental progress of LDX constructedin MIT of the United States and RT-1in Tokyo University of Japan are introduced,and their theoretical and experimental experiences are analyzed.In view of the strategic n eeds of the basic scientific research development in China,this paper puts forward some suggestions on the construction of basic physics and experimental equipment of dipole field fusion plasma.Finally,the cultivation project of CAT-1dipole field fusion device supported by the Department of Sci­ence and Technology of Jiangxi Provinceas a key R&D projectis briefly introduced.
Key words:magneticconfinement fusion；dipole field device；plasma；LDX；RT-1；CAT-1
CLC number:TL6Article character:A Article ID：1674-1617(2019)05-0553-08
收稿日期：2019-08-18
作者简介：张国书(1965—),男，四川成都人，教授，博士，长期从事聚变堆系统参数、包层与屏蔽中子学及聚变燃料循环系统的设计研究等，目前主要从事偶极场聚变等离子体实验装置物理及工程设计研究(E-mail：zhangguoshu@)。

1)江西省重点研发计划项目：偶极场聚变物理实验装置设计及技术可行性研究，项目编号：20192ACB80006。

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发展受控聚变研究是解决人类面临的能源问题的根本途径。

20世纪90年代中国政府就制定了“压水堆一快堆一聚变堆”三步走的核能发展战略；2006年中国政府正式签署了加入国际热核聚变实验堆（ITER）建造的文件，同年我国政府颁布实施了《国家中长期科技发展规划纲要》明确表示支持发展托卡马克为主的磁约束聚变途径；2013年，经国务院同意，在科技部牵头协调下，中国启动了中国聚变工程实验反应堆（CFETR）的设计预研，表明中国将独自设计建造世界第一座具有完全自主知识产权的氚自持功率运行聚变工程实验反应堆，这是为中国2050年实现聚变能源的商业化开发所采取的实质性步骤，具有重大科学和战略意义。

托卡马克磁约束聚变无疑是目前世界各国投入最大，取得的物理实验水平最咼，工程技术及材料开发最成熟的技术途径。

尽管如此，类似ITER和CFETR等基于氘氚燃料托卡马克聚变堆的商业化仍然面临许多重大的技术和经济性挑战问题，比如等离子体稳定与控制、氚自持、材料中子辐照、第一壁高热负荷、极端多物理环境等问题，如材料问题在未来较长时间内是无法解决的。

另一研究相对成熟的磁约束聚变装置一仿星器，虽然可以解决托卡马克存在的部份问题,如稳态运行，但是其工程结构复杂，同时也存在托卡马克存在的其它的一些问题，如材料问题。

然而，解决这些问题对于漂浮磁偶极场装置来说就变得相对容易。

磁偶极场装置是一种又具有工程结构简单的优势，因此它极有可能成为未来理想的商用聚变反应堆。

1偶极场聚变装置概述
悬浮偶极子磁场约束聚变装置的概念是通过采用偶极磁场来约束稳定等离子体的方法，研究实现受控核聚变的新途径。

它是由浙江大学聚变中心陈骝教授和其导师日本Akira Hasegawa教授依据宇宙空间等离子体的约束特性首先提出来的口3］。

宇宙空间中约束等离子体的最简单和最常见的磁场结构就是磁偶极场，它类似于单个载流线圈产生的极向磁场远场，它代表了磁化行星和中子星的中间磁层的主要结构。

图1表示环电流所产生的磁场结构，图2所示为木星大气层的磁场结构和约束等离子体（红褐色部分）形状。

宇宙天体中的磁化行星和中子星等外测常见到的偶极磁场结构，对宇宙中的高速飞行的带电离子具有稳定的约束能力，形成天然的等离子体带环。

图1环电流产生的磁偶极场
Fig・1Magnetic dipole field generated by ring current.
图2木星的大气磁层
Fig.2The atmospheric magnetosphere of Jupiter
然而，众所周知，在托卡马克或其他装置等离子体中，激发的全域扰动将导致等离子体和能量的快速损失。

相反，在宇宙中，由于突发性的地磁腔的压缩（由于太阳风压力的增强）或通过磁亚暴期间发生的不稳定性对流而诱发的大尺度的扰动将导致激发和填充的高能电子被俘获在地球磁层内。

即使当中心等离子体密度远远超过边缘处的密度时，这种扰动也会引起从磁层边界向内的粒子扩散。

假设具有类似于自然界中所观察到的压力分布的热等离子体能被实验室磁偶极场所约束，那么这种等离子体同样可以避免其能量和粒子向外的反常输运。

在行星磁层中，伴随着强的磁和电扰动，等离子体向内的扩散和绝热加热代表了强磁化等离子体的基本特征。

而这种向内的扩散和绝热加热过程在实验室等离子体中,也得到了很好的证明，如图3所示。

在/1时刻边缘等离子体中产生的扰动会逐渐向内运动，即通过力，久时刻后，最后在久时刻，等离子体的芯部出现密度峰化区。

一般等离子体满足三个绝热不变量，即磁矩不变量“、纵向不变量丿和磁通量不变量①。

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Nuclear Energy Innovation and Progress
图3等离子体向内扩散的实验室实验证明（LDX ）Fig. 3 Laboratory experiments show that （LDX ）
is diffused inward by plasma
典型的磁镜装置就是利用磁矩不变量来约束等 离子体的。

然而对磁偶极场装置，除了上述三
个不变量仍然成立之外，还利用了磁偶极场所
特有的内能不变的特点，即基于等离子体所形 成的压力分布对磁和电的低频扰动是临界稳定
的思想。

对于理想的磁流体（MHD ）,当压力
分布p 满足绝热条件时，3 CpV 7） = 0,其中 V 是通量管体积（V 三（d 〃B ）和比热7=5/3,
此时等离子体内能的变化由下式可见厶咼二。

在此条件下磁通管的绝热膨胀导致等离子体的
压缩。

度。

这导致了大体积的弱场和低密度等离子体。

因此， 偶极子约束装置看起来 像一 个小 环， 由 位 于相对大的球形真空室内的热等离子体围绕。

比
压， 也就是等离子体与磁压强 的 比 值， 是 磁场 利
用率的量度。

由于磁场和压强一起下降，P 仅随 半径缓慢衰减。

图5表示中平面等离子体的压强 分布。

图4磁偶极场的磁场及其通量表面
Fig.4 Magneticfieldandfluxsurface
ofmagneticdipolefield
△E p = V» +P y V ）
=3（PV Y ）$ （1）
这种情况产生的压力分布与半径的定标关系
为p 〜厂20/3,类似于在地球磁层观测到的高能 粒子的压力分布。

由于磁场的方向沿极向，所以 粒子没有远离磁通面的漂移运动，因此也没有像图5中平面等离子体的压强分布
Fig.5 Pressuredistributionofmidplaneplasma
在托卡马克中看见的“新经典”的约束退化。

另 外，密度和温度对半径的依赖关系分别为
-丫"和T 〜厂73。

图4给出了实验室尺寸悬浮偶极子的磁场和 磁通表面图。

悬浮环有一个大半径R c 和一个小 半径。

最简单的真空室几何形状将是一个球形
形状，最后一个闭合通量表面将假定有一个半径
R w 。

典型的R w >5R c ,将允许大幅度降低等离
子体的压 强 。

等 离 子 体 压 强 将 在 中 平 面 半 径 R 0
处达到峰值。

在环表面（位于R =R c + q ）和峰 值压强位置之间有好的曲率，并且由于环附近的
磁场相对较高，因此预期横越磁力线的输运较
低。

因此，我们预期陡峭的压强梯度在这个区
域。

在峰值压强区域之外，压强将在“坏”曲率
区衰减，而MHD 稳定性要求相对平坦的压强梯
与托卡马克装置相比，发展磁偶极场装置聚
变能源有如下优势：
1） 结构简单及造价低。

装置结构中心位置 为单一漂浮环形磁体线圈，用以产生约束磁场, 无TF 线圈和OH 线圈，外侧为大体积真空室。

结构上等离子体被约束与磁体环外侧，等离子体 的压强分布峰值和密度分布峰值同时出现在偶极 子磁体线圈外侧赤道附近。

2） 极高比压（仔）。

磁偶极场装置的仔可以 高达100%,与托卡马克的环向B 相比，要 高2〜3个数量级。

3） 稳态运行，没有破裂现象的发生。

在等 离子体满足绝热压缩的条件下 ， 电和磁的扰动会
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导致等离子体朝内的箍缩现象，从而等离子体发生自组织重建。

等离子体能量和粒子并不会迅速损失。

4)加料和排灰。

加料和排灰在点火反应堆中是重要的问题。

磁偶极场装置中的排灰可以通过芯部等离子体的扰动来进行。

因为在磁偶极场装置中，芯部等离子体的扰动并不会使约束变坏，反而可以有效地把灰排除到约束区外。

尤其对于采用先进燃料运行特别重要，因为其所有聚变产物均沉积在聚变等离子体内。

无剪切的偶极子磁约束位形仅受到对流团的影响［45］。

在边界稳定的临界压力梯度下，所产生的对流可以在没有净能量输送的情况下输送粒子，即堆芯热等离子体随着其向外对流而冷却，并且外部等离子体随着其向内对流而加热，这将为加热反应的等离子体提供理想的方法。

5)能量与粒子约束时间问题。

在磁约束聚变等离子体堆芯中，聚变点火的反应条件取决于粒子约束时间(TP)与能量约束时间(TE)值比。

基于聚变核反应截面数据分析得知，典型地D-T点火条件为口/"<15,D-3He点火条件为t p/t e<3,D-D点火条件为t p/t e=1〜1.5。

托卡马克聚变堆的等离子体约束在磁体内部，聚变反应产生的杂质难以及时排除，等离子体杂质浓度较高，其T p/t e=2〜5；偶极场聚变等离子体在磁体外侧，聚变反应产生的杂质容易及时排除，其T p/te~1。

可见，托卡马克上仅适用于D-T聚变,难以用于先进的D-3He和D-D聚变反应，而偶极场聚变不仅可以用于D-T,还可以用于D-3He和D-D聚变反应，这是因为D」He 和D-D反应截面比D-T反应截面低一个到两个多数量级，对杂质浓度限制极为严格。

6)实现低中子化聚变反应，无氚自持问题。

由于高比压的特性，等离子体的聚变三乘积量可以达到很高。

因此我们可以采用中子产额较小的，反应截面也较小的D-D或D-3He反应。

所以也无需氚自持。

7)输运和新经典效应。

托卡马克有一种“新经典”输运导致约束退化问题，它源自粒子远离通量表面的漂移。

尽管磁偶极装置等离子体形状与托卡马克装置类似成环状，但是由于只存在极向磁场，因此没有远离磁面的漂移运动。

在偶极子中，漂移是环形的，它们定义了通量表面，因此偶极子中的所能达到的最低输运是由“经典”而不是由“新经典”极限所决定的。

8)无需考虑咼热负荷的材料问题。

一方面,真空室半径远大于等离子体约束区半径；另一方面，峰值等离子体压强远远高于刮削层等离子体压强。

峰值压强P0和刮削层压强P o关系为：P0/P o=(o/f)2"3〜105—107(2)其中，f和f0分别表示刮削层和峰值压强处的半径。

目前，国际上对偶极场聚变装置的研究仍处在起步阶段，主要用于基本的等离子体物理研究。

在CTX装置上，研究表明交换不稳定性引起的扩散是径向向内的。

日本东京大学的RT-1 (Ring Torus)装置上证实了伯努利-贝尔特拉米分布(Bernoulli-Beltrami profiles)。

可压缩分布的稳定性(Profiles shaped by compressibility:在美国麻省理工大学的LDX(Levitation Dipole eXperiment)装置上也得到证实。

并且，进一步的实验研究表明这种等离子体的箍缩现象可能是由大尺度的流结构所引起的，但这种流结构目前并没有在实验中直接测量。

总体上，一方面，偶极场装置的温度和密度等参数相对于聚变反应所需的温度和密度条件来说还很低；另一方面，对偶极场装置等离子体物理的研究来说还远没有成熟，特别是对辅助加热的等离子体特性的研究还很缺乏。

因此，仍需建造偶极场聚变装置并开展进一步的基础物理实验研究工作。

偶极场由于自然稳定及可采用先进核聚变燃料等突出优点，扩大了其未来的应用范围和前景。

除开发聚变核电站外，还可以还发基于D」He燃料的军用或民用的空间火箭动力系统,空间核电站及大型船舶动力系统等。

D-T聚变动力堆难以用在空间动力系统，因为氚要在自持生产、提取、分离及储存，然后再注入堆芯，这在外空这是很难做到的°3He月球及太空广泛存在,对于空间聚变动力反应堆和军民两用大型船舶聚变动力对等动力系统的特殊应用领域，其聚变燃料用量不大，很适宜外太空开采。

可见，偶极场装置建造为探索高温聚变等离子体的约束特性，解决当前磁约束聚变装置存在的一些难题，并为未来的聚变研究探索出一条可能的途径。

2国内外同类装置发展及技术特点总体来看，国外现有的几个相关装置：MIT 的LDX、哥伦比亚大学的CTX、东京大学的RT-1、欧洲正负电子偶极场约束装置°LDX、
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Nuclear Energy Innovation and Progress
CTX和RT-1是考虑作为磁约束聚变装置，但目
前参数还不高°LDX于2012年已退役，CTX也
由于经费不足已暂停运行，目前唯一在运行的是
RT-1。

欧洲正负电子是纯基础研究。

表1是关
于LDX、RT-1和CTX装置工程参数及运行模
式的比较°LDX和RT-1均采用超导线圈，且均
可以采用漂浮和支撑两种运行模式运行。

CTX
采用铜线圈，并只有一种支撑模式运行。

表1LDX、RT-1装置工程参数及运行模式的比较
Table1Comparison of engineering parameters
and operation modes between LDX and RT-1
LDX RT-1
物理实验目标
等离子体内箍缩
与峰值分布稳定性
等离子体
高性能约束
真空室半径/m 5.0 1.0
中心磁体环半径,/m0.340.25
中心环电流/MA 1.20.25
表面磁场强度/T 2.30.293
等离子体环向漂移电流
66
/kA
磁通量管体积比§通量
管体积比移电流性布稳10040
定性运行
ECRH加热/kW2450
超导环储能/kJ55022
超导环重量/kg565110
导体材料Nb3Sn Bi-223
中心磁体支撑悬浮悬浮
悬浮时间/h36国内，哈尔滨工业大学的HDX还处于建造阶段，用于近地卫星地球磁层及地球环境实验测试研究，采用的铜导磁体及中线线圈支撑模式。

北京大学和浙江大学有两个团队在做偶极场聚变等离子体的理论研究和数值模拟工作，但没有建造偶极场实验装置的计划。

早期的偶极场装置，产生极向磁场的线圈是由支撑架支撑的，因而所获得的等离子体的密度较低。

如美国普林斯顿的FM-1球形器(Spher-ator)[]和利弗莫尔国家实验室的漂浮器(Levitron)实验装置⑺等。

后来,在LDX(Levi­tation DipoeeXperiment)装置上，采用漂浮超导线圈消除末端损失后，等离子体的约束得到明显的改善。

等离子体的密度和离子温度分别达到W e=1X1019m—3,T=200eV。

20世纪80年代,美国空间航天项目向宇宙发送的旅行者2号，在与木星及天王星相遇后发现了行星外层空间等离子体环“比压约等于100%,其后日裔美国人Akira Hasegawa首次提出了考虑使用由悬浮环产生的偶极磁场以及大真空室半径的改进方案改进过去的悬浮装置，并预言可用于磁约束聚变概念研究。

由于采用悬浮线圈可消除末端损失, 19982004年，哥伦比亚大学和MIT联合开发、建造和运行了第一个基于悬浮线圈概念的LDX(LevitationDipoeeXperiment)物理探索实验装置[10],从此偶极场聚变进入实质性研究新阶段。

3国外偶极场聚变装置取得的突破性实验结果
目前，美国LDX及日本RT-1是两个采用悬浮超导磁体环及大真空室的仅有两个建成的实验装置，两个装置根据自己特点均取得了大量创新性实验成果。

LDX装置运行直至2012年退役，目前仅RT-1还在运行。

如图6所示为建在美国麻省理工的LDX和日本东京大学的RT-1两个悬浮偶极场实验装置平面图。

从图中可见，LDX装置结构中心位置为单一漂浮环形磁体线圈，用以产生约束磁场，无TF线圈和OH线圈；外侧为大体积真空室；真空室径向外侧为一对小型Helmholtz成形控制线圈；垂直上端为悬浮控制线圈；垂直下端为感应充电线圈。

结构上等离子体被约束与磁体环外侧，等离子体的压强分布峰值和密度分布峰值同时出现在偶极子磁体线圈外侧赤道附近，即聚变反应核心区。

另外，外侧真空室可向外扩展，有利降低第一壁中子负载及热负载，提高第一壁材料抗辐照损伤能力和排热能力。

LDX在实验期间取得了大量突破性实验成果，从实验室初步验证了过去空间等离子体科学研究发现的一系列现象[11],取得等离子体峰值密度1X1019m—3、0比压30%〜40%及等离子体温度200eV等实验结果。

实验验证了MHD 交换模稳定，以及证实熵模湍流输运驱动建立新临界自组织稳定性。

图7为2010年LDX在自然杂志物理类刊物发表的实验结果[12],首次获得不同低频湍流扰动下内箍缩驱动下形成的等离子体压力及密度峰值稳定性分布结果。

该结果表明，偶极场等离子体峰值参数可以通过外部湍流能量输入实现。

同样，日本东京大学建造类似悬浮磁体装置
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日本RT-1,装置于2006年第一次放电，近年也
取得了重大实验进展。

与LDX 装置一样，RT-1 同样重复验证了天体等离子体的内箍缩、交换模
及熵模稳定性及湍流输运压力稳定性峰值分布等
规律，其标志性实验结果是2014年RT-1测试到 局部B 比压大于100% ,成果发表在2015年Nu- cear Fusion 杂志发表［3］。

目前RT-1仍在实验运 行。

这些装置在实验室里初步证实了空间行星磁 化层等离子体环的湍流驱动内箍缩、高比压(仔
约等于1)及稳定性等重要原理性特征。

由于原 来物理参数设计目标不同，总体约束磁场及等离 子体密度参数总体偏低。

LDX(MIT-USA)
NbsSn 超导偶极子1.2MA
感应式充电
3 h 悬浮时间
25 kW 连续波电子回旋共振加热
RT-1 (U.Tokyo-Japan)
Bi-2223高温超导偶极子
带电w/SC 开关
6 h 悬浮时间 45 kW 连续波电子回旋共振加热
1-------------------- 2 m --------------------•
起重机
悬浮线圈
感应充电
成形线圈
8.2 GHz 微波
线圈抓捕器
排热管及电 源供电结构
悬浮线圈
线圈升 降系统
图6美国MIT 的LDX 及日本东京大学RT-1偶极场装置平面位形图示
Fig. 6 Plane configuration of dipole field devicesforLDX in MIT of the United States and RT-1 in TokyoUniversity of Japan
S£1002020
•在11 kw 电子回旋共振加热 功率条件下，热等离子体在 °|
0.15 s 内能量达到100 J
• With measured edge temperature (14 eV)s
measured density profile, and measured thermal stored energy..・
*稳定压力和温度分布表征了
粒子内箍缩特点
OjoL _
0J
dlnP 5
d[n6V =7= 3
0.8
1.0
1.2 1.4 1.6 1.8
半径(Hl )
注
[>『»岡
Te(ev)
—一图7 LDX 装置等离子体湍流内箍缩及压力及密度峰值分布实验结果
Fig. 7 Experimental results of pinch and peak pressure and density distribution in plasma turbulence in LDX device
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核能创新与进展
Nuclear Energy Innovation and Progress
(频率)8.2 GHz 的电子回旋共振加热
正常运行区域
• L#1 hom-X,L#l wg-O.H • L#1 hom-X,L#2 wg-O.He □ L#1 hom-X,L#2 wg-X.H(40 L#1 hom-X,L#2 wg-X.D(40
(功率)50 kW,1号发射器
更高功率及更高密度
0.5 1
图8 在50 kW 及8. 2 GHz 的ECRH 加热条件下，RT-1取得“〉100%历史记录
Fig. 8 Under the condition of 50 kW and 8. 2 GHz ECRH heating , RT-1 obtained “ and01, and the history was recorded
■可评翠同罩传宰禅相机
4机会及挑战
目前，世界上建造托卡马克聚变物理实验装
置近100个装置，ITER 和CFETR 大科学项目 是前面近100个装置的集大成者。

偶极场装置目
前处于早期发展阶段，要发展到ITER 的成熟程 度，考虑可借鉴托卡马克成熟经验，估计还需分 期建造20〜30个类似偶极场装置，估计总投资
200多亿美元。

偶极场装置是起步较晚，目前国 内了解和关注的人并不多，国内类似的磁约束聚
变装置还没有，但是没有并不是它不先进或走不 通。

出现这种情况，我们分析有以下两方面
原因 ：
1) ITER 和CFETR 聚变堆是人类第一次建
造的第一代聚变堆，ITER 正处于建造阶段, CFETR 也正处于国家专项立项的关键阶段，吸
引了大量资金和人力资源，尽管如此，其托卡马 克聚变堆开发依然处于刚刚起步阶段，还远没有 完成其历史性的阶段任务和目标。

2) 目前世界上偶极场聚变装置处于等离子
体基础物理实验阶段，虽然取得了可喜的实验结 果，但是总体上离等离子体聚变反应所要求的密 度和温度还有不小差距，只是被认为在实验室测 试验证了过去空间磁化等离子体的高比压、
MHD 湍流稳定性、低频扰动内箍缩、稳定的密 度及压力峰值分布规律等，该结果还无法证实其
聚变途径的物理可行性性，更谈不上修改目前的
磁约束聚变发展的技术路线。

目前，偶极场聚变装置主要存在的挑战问题
是： 更大规模装置上高温高密等离子体的稳定性
及约束性能的实验验证；悬浮超导磁体环的长期
维持和冷却问题；大真空室的制造工艺及防泄漏 密封等问题。

5我国的研究现状及建议
目前，我国对于偶极场物理研究和实验装置 建造主要限于空间等离子体物理研究方向，对聚
变研究方向只是刚刚起步，但是已经越来越引起
关注和重视。

值得一提是，在江西省省委领导的指示和关
怀下，省科技厅在能所能及的有限经费条件下,
依托东华理工大学已经率先在2019年省重点研 发计划正式立项支持中国第一个偶极场聚变实验 装置——中国天环一号(CAT-1： China Astro ­
Torus No. 1)建造的预研工作。

该预研工作旨完 成装置设计及其技术可行性研究， 为下一步江西
省和国家拟共建的“天环一号” (CAT-1)偶极 场大科学实验装置的实际工程建造提供基于科学
依据和坚实数据基础的设计方案。

中国“天环一
号” 实验装置的主要物理和工程设计参数为： 真 空室半径4 m 、超导环外表面磁场＞5 T 、超导
环，等离子体密度、温度及"比压分别达到5X
559
1019m—3、500eV及100%及以上。

与国外3个同类偶极场装置相比，CAT-装置设计参数领先国外现有美国LDX、CTX及日本RT-1同类3个小型实验装置实验参数水平,处于中国第一及世界领先。

CAT-1大科学实验装置能如期建造并完成预期实验目标，其不仅对国际磁约束聚变发展将产生重大影响，而且对江西省吸引国家科研经费投入和大批优秀的科学家参与意义重大。

我们认为，鉴于偶极场磁约束核聚变途径的独特优点、发展现状及未来巨大发展潜力，而且由于结构简单及投资成本不高，是充分利用后发优势的理想途径之一。

因此，我们建议国家在基础研究领域积极立项长期支持其基础性及前沿性理论和实验研究研究。

6结束语
1）偶极场聚变相较于托卡马卡等途径的一系列的独特物理和工程优越性能，尤其是其不破裂、可能绕过的氚自持和14MeV中子等，使其在商用聚变堆开发显示出的强大优势，我们无法不对其未来发展潜力引起高度重视。

2）无论是基于托卡马克聚变堆，还是基于偶极场聚变堆，都属于磁约束聚变领域，两者虽有不同优点和特点，但是两者存在超过80%的共通性学科和材料领域，托卡马克积累的大量物理知识、工程技术、加热手段及研究方法等可以直接用于偶极场装置，只要资金和人力投入到位，其实现跨越式发展是完全可能的。

3）由于不存在第一壁材料等离子体破裂及氚自持等重大挑战问题，因此一旦偶极场聚变物理实验取得突破，综合来讲，其商用化开发周期很可能并不比托卡马克聚变堆晚。

4）此外，偶极场磁约束等离子体与天体磁层空间等离子体具有相同的磁场结构和物理运行机制，它也是深空探测技术研发的不可或缺的重要实验手段，因此可以开发装置的多用途。

参考文献：
[1]Hasegawa A.A dipole field fusion reactor[J].Com­
ments on Plasma Physics and Controlled Fusion,1987, 11:147-151.
[2]Hasegawa A,Chen L,Mauel M E.A I-He fusion re­
actor based on a dipole magnetic field JJ].Nuclear Fu­sion,1990,30：2405-2413.
[3]Hasegawa A,Chen L,Mauel M E,et al.A description of
a3Hc fusion reactor based on a dipole magnetic field JJ].
Fusion Technology,1992,22:27-34
[4]Dawson J M,Private communication[C].
[5]Dawson J M,Okuda H.Numerical simulation of plasma
diffusion across a magnetic field in two dimensions[J].
Phys.Rev.Lett.,1971,27：491-494.
[6]Freeman R,Okabayashi M,Pachcr G,et al.Confinement
of plasma in the spherator,in Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research1971(Proc.4th Int.Conf.
Madison,1971)[C].IAEA,Vienna,1971,1：27. [7]Kuckcs A F,Turner R B.Plasma confinement and po­
tential fluctuations in a small aspect ratio levitron,in Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1968(Proc.3rd Int.Conf.Novosibirsk,1968)[C].
IAEA,Vienna,1969,1：427.
[8]Garnier D,ct al.Design and initial operation of the
LDX facility[J].Fusion Eng.Des.,2006,81；
2371-2380.
[9]Garnier D,Hansen A,Mauel M,ct al.Production and
study of high-beta plasma confined by a superconducting di­pole magnet JJ].Phys.Plasma,2006,13:056111. [10]Garnier D T,Hansen A K,Kesner J,ct al.Design
and initial operation of the LDX facility[J].Fusion Engineering and Design,2006,81:2371-2380.
[11]Garnier D T,Boxer A C,Ellsworth J L,ct al.Con­
finement improvement with magnetic levitation of a super­conducting dipole JJ].Nuc.Fus.,2009,49：055023.
[12]Boxer A C,Bergman R,Ellsworh J L,ct al.Turbu­
lent inward pinch of plasma confined by a levitated dipole magnet[J].Naturc-Phys.,2010,6:207. [13]Nishiura,ct al.Improved beta(local beta〉1)and
density in electron cyclotron resonance heating on the RT-1magnetosphere plasma[J].Nuc Fus,2015, 55：053019.
(责任编辑：高树超)
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