一、可控核聚变：人造太阳，冉冉升起

万物生长靠太阳。可控核聚变，本质上是在地球上模拟太阳内部发生的氢核聚变反应。太阳为人类的生存传输了源源不断的能源，不管是光伏、风电，本质上都来自太阳能，为了获得理想的、可持续的能源，人类不断地向太阳探求，尝试用对物理本质的理解把太阳“搬运”到地球上来。

1. 从化石能源到核能，从裂变到聚变

数千年来，人类经历了从化石燃料到核能的发展历程，高热值、长寿命、低碳化成为能源选择的主要标准。相比其他能源，核能热值高，燃料可开采年限长，清洁程度高，是目前人类可探索到最理想的终极能源。

可控核裂变、可控核聚变是和平利用核能的两种方式。裂变开发早，技术成熟，目前已发展至第四代反应堆。聚变反应条件苛刻，仍处实验阶段。不过，相比裂变，聚变放能多、原料丰富、放射性废物少、安全性高，是我国核能发展“热堆-快堆-聚变堆”三步走的高阶阶段。

核能本质上是对于核反应的能量加以利用。核反应是原子核之间的反应，即核内质子、中子重新排布后形成新的元素；反应前后原子核总质量不同，其轻微亏损会转化为能量而释放。其中，裂变可以理解为“打碎镜子”，在中子轰击下，铀原子核会变成另外两个元素的原子核和中子。聚变可以理解为“破镜重圆”，由两个氢元素的原子核发生碰撞，生成氦原子、中子。

2. 氘、氚作燃料，质量变能量

可控核聚变以氢为原料，原因在于氢的比结合能最小，核内质子、中子结合得最不牢固，越容易与其他原子核结合。氢的同位素有氕H、氘D、氚T，在众多组合中，氘氚聚变（DT聚变）反应截面最大，能够发生反应的范围最大，所需促使原子核结合的外力（加热、加压）最小，反应难度最小，因此是目前最为主流的技术路线。

氘氚燃料的获取较为容易。其中，氘可通过电解重水得到，可供人类使用百亿年。氚虽然在自然界中总量少且分散，但可在聚变堆内用中子轰击锂6产生。

可控核聚变可分为三代，反应难度递增，也越来越清洁。第一代为氘氚、氘氘反应，门槛相对较低，分别需要达到约1.5亿度、6亿度的高温。第二代为氘氦-3反应，需要维持约8亿度的高温环境。第三代为氦-3氦-3反应，反应条件极为苛刻，需要达到20亿度的超高温，尽管如此，由于该反应不产生中子，不存在中子导致的材料损伤、放射性问题，清洁程度最高，仍然是当前研究的方向之一。

3. 聚变三重积：高温×高压×约束时间

聚变反应发生的条件较为严苛，需要足够高的密度（n）、极高的温度（T）和较长的约束时间（τE）。其中，高温（T）确保了粒子有足够的速度，来克服库伦斥力并相互靠近，至少要达到1亿度；密度（n）的提高增加了粒子碰撞的概率，至少要达到1020m-3；能量约束时间（τE）用来衡量热损失的时间，该值越高意味着能量损失越慢，至少要＞3s。将温度、密度、能量约束时间相乘，得到聚变三重积（n*T*τE），该值可用于判断聚变效果。

从另一个角度看，若想实现有效的聚变，输出能量势必要大于输入能量，因此定义能量增益因子Q（聚变输出功率/外部加热功率）， 作为判断聚变成功与否的指标。

聚变三重积越大，能量增益因子Q值也越大，两者均需达到一定门槛，聚变才有效。这一门槛取决于聚变判据：1）根据劳森判据，只有聚变产生的功率能够抵消外部加热的功率，才能实现盈亏平衡，此时聚变三重积为3×1021m-3·s·KeV，对应Q=1。2）根据点火判据，无需外界输入能量，聚变装置就能自行运转。在这种情况下，聚变三重积至少要达到1022，对应Q=∞。

从目前的工程实践来看，势必要有外部能量的输入来维持聚变堆的运转。国际热核聚变实验堆（ITER）制定了聚变三重积＞6×1021m-3·s·KeV以及Q＞10的目标，旨在验证聚变发电的可行性。未来，如果综合考虑电-热70%的加热效率、聚变能-电能40%的发电效率，认为三重积＞7.5×1021m-3·s·KeV，对应Q＞30时商用发电才算成熟。目前，主要的聚变堆仍在向Q=1迈进。

二、“人造太阳”极高温、极高压，地球上如何承载？

为使聚变条件达成，需要采用一定的约束方式，如引力约束、惯性约束、磁约束。

1）引力约束：主要在太阳内发生，核心是靠高压。太阳内部温度只有1500万度，但由于其质量大、引力强，能够将氢向太阳中心挤压，从而实现持续的聚变。

2）惯性约束：核心是靠粒子自身惯性，达成瞬时的高温、高压。首先利用驱动器产生能量，冲击装有燃料的靶丸；靶丸中粒子由于具有惯性，无法迅速散布到周围；此时粒子通过向心内爆被压缩到高温、高压状态，从而发生聚变反应。

3）磁约束：核心是靠高温，并用外界磁场对等离子体进行约束，从而实现持续的反应。其中等离子体是物质的第四种形态，是原子的电子被剥离后，所形成的由正负离子组成的气体状物质。

地球的质量仅为太阳的33万分之一，引力远弱于太阳，无法产生与太阳等同的高压环境，因而引力约束难以在地球上实现；惯性约束系瞬时发生，难以实现持续输出；磁约束是目前实现聚变能开发的最有效途径。

1. 惯性约束：激光驱动略胜一筹

惯性约束（ICF）的主要驱动方式包括高功率激光驱动、Z箍缩驱动和重离子束驱动等。目前激光驱动的惯性约束聚变（LICF）最为成熟，可分为直接驱动、间接驱动两种方式。直接驱动是指激光束直接照射内爆靶球，压缩聚变燃料，从而到达点火、自持燃烧条件。而在间接驱动中，激光先照射高Z材料组成的黑腔，黑腔产生X射线，再由X射线照射靶丸，使得靶丸发生内爆，最终实现聚变。由于间接驱动具有较好的辐照均匀性，为当前主流的点火方式。

激光惯性约束的优势在于装置体积小，劣势主要有两个方面：

其一，难以适用于核电站。可以将激光惯性约束理解为用激光束引爆一个小型氢弹，反应在瞬时内发生并结束，同时释放巨大的能量，因此激光惯性约束更适用于军工、国防领域。如果应用于核电站，则需要不断打入激光来使得聚变反应持续进行，甚至达到10发/秒的频率，这对于当前激光技术仍是较大的挑战。

其二，能量转化效率低。激光惯性约束聚变需要先通电产生激光，再将激光打向靶丸，这一过程的电-光转化效率仅为1%。而与之相对的磁约束，从通电到加热燃料，电-热转换效率高达 50%-60%。

近年来，Z箍缩驱动的惯性约束聚变（Z-ICF）也逐渐成为惯性约束的重要发展方向。箍缩是一种“金属丝电爆炸现象”，主要过程如下：电流通过金属柱形薄套筒→套筒形成等离子体→在洛伦兹力下向中心压缩爆炸。Z箍缩惯性约束聚变就是通过这种“内爆”产生的力量来压缩靶丸，创造高温、高压环境从而实现聚变。相较激光惯性约束，Z箍缩惯性约束的主要优点在于能量转化效率更高。

在Z箍缩惯性约束的基础上，我国开发出了Z箍缩驱动聚变-裂变混合堆（Z-FFR）。该混合堆由Z箍缩驱动器、能源靶、次临界能源包层构成，多出来的一层“次临界能源包层”可以理解为一个“裂变堆”。聚变产生的高能中子将在裂变堆中减速，然后轰击U235、U238来发生裂变。

2. 磁约束：托卡马克一枝独秀

磁约束的主要装置包括磁镜、仿星器、托卡马克（Tokamak）等。其中，托卡马克是目前实现粒子约束的主流装置，约束效果好、装置结构相对简单。

（1）托卡马克工作原理：获得等离子体→持续加热至高温→发生聚变反应→实现自持燃烧

托卡马克的工作原理可以分为四个步骤：获得等离子体、持续加热至高温、发生聚变反应、实现自持燃烧。

1）获得等离子体：在氘、氚燃料进入装置后，首先利用磁场生成的电场击穿燃料，将氘氚原子核的核外电子剥离，使其成为含原子核、电子的等离子体。

2）持续加热至高温：利用中央螺线管的欧姆加热将真空室内温度加热至2000万度，再利用辅助加热系统加热，最终达到约1亿度的高温条件。

3）发生聚变反应：用磁场对等离子体产生约束，使之悬空高速旋转，在高温条件下持续反应。

4）实现自持燃烧：反应后，产物α粒子由于带正电，能够被约束在等离子体内，并继续为等离子体加热。产物中子不带电，无法受到约束，将轰击内壁中的锂而产氚。这时，再通过燃料系统注入氘，并不断为磁体系统的线圈通电。至此，高温、磁场、原料再次兼备，反应周而复始。

聚变发电依赖于反应产生的中子，中子在装置内壁减速直到完全停止，将动能转化为热能，再由冷却水带走，与热交换器（蒸汽发生器）相连换热，推动汽轮发电机组发电。

（2）托卡马克五大主体结构：真空室、磁体系统、包层模块、偏滤器、真空杜瓦

本质上，托卡马克是一个将高温等离子体约束在中央的装置，因此需要设置磁体系统（Magnets），用磁力约束等离子体。该反应需要在真空环境内发生，为此设置真空室（Vacuum Vessel），同时真空室还充当了支撑结构的角色。反应需维持在高温，还会产生一定的中子辐射，真空室的材料和结构难以应对这一严苛的环境，因此在真空室内侧设置包层模块（Blankets），来实现热屏蔽、辐射屏蔽。未来，包层模块还将承担产氚功能，为聚变堆贡献源源不断的氚燃料。

此外，反应过程中会产生杂质，如果飞入等离子体，将会妨碍其稳定运行，因此在装置的最底部装有一圈偏滤器（Divertor），发挥类似“烟灰缸”的作用，来排出杂质、氦灰。最后，在装置的最外侧，装有真空杜瓦（Cryostat）。真空杜瓦类似于“保温壳”，能够保证装置内部的所有部件在工作温度运行。总而言之，托卡马克采用了以堆芯等离子体为中心，从内到外依次是包层模块→真空室→磁体系统→真空杜瓦的“洋葱状”包裹结构。

磁体系统是托卡马克最重要的部件之一，本质上是利用多种线圈对等离子体进行约束。

首先，环向场线圈会产生“环向”磁场；其次，中央螺线管将推动环向等离子体电流的形成，环向等离子体电流会再形成一个“极向”磁场；两个方向的磁场共同扭成“螺旋状”磁场，使得等离子体无法从水平、垂直方向飞出。不过，由于环向磁场密度分配不均，等离子体仍有外扩趋势，因此在外侧设置极向场线圈，再产生一个外部的“极向”磁场，用来控制等离子体和容器壁的距离。此外，为了更精细地控制等离子体，还可采用校正场线圈、真空室内部线圈等。

包层模块也是托卡马克最重要的部件，由“马赛克”状的一个个模块构成。每个模块可分为第一壁、屏蔽模块两个部分。第一壁直接面对等离子体，屏蔽模块紧随其后，主要提供核屏蔽以及冷却水。

未来包层模块将升级为增殖包层（Breeder Blanket，BB），相比之前加入了产氚功能。该功能由增殖单元（Breeder Units，BU）实现，由产物中子和锂6发生反应而产氚。氚增殖剂、中子倍增剂、冷却结构是增殖单元的三个主要组成部分。氚增殖剂是含有锂的小球。中子倍增剂是能使中子实现增殖的材料，主要是为了防止产物中子损耗导致的产氚效率降低。

同时，为了防止热量堆积，该模块还设置了冷却结构，主要采用氦冷、水冷等方式降温散热。此外，增殖单元产生的氚并不能自动返回聚变堆，需要通过配套系统中的氚工厂来进一步处理。

目前，增殖包层仍处于研发阶段。为验证这一技术的可行性，ITER设置了实验包层计划（Test Blanket Module， TBM），参与其中的国家将选择不同技术路线，设计增殖包层所需材料、结构，最终在ITER中完成测试。

按照氚增殖剂的不同，增殖包层可分为固态、液态两种，考虑到当前的工程难度，大部分成员国在TBM中选择了固态包层方案。我国采用了固态氦冷球床方案（HCCB），具体结构由U形第一壁、上下盖板、增殖单元、背板组成。

偏滤器采用“V”字几何结构，由拱顶、内部垂直部件、外部垂直部件、盒体构成。在运行中，杂质、氦灰将在拱顶处改道，并在磁力线作用下，顺着偏滤器V字形的几何结构从两侧分流，最后由偏滤器下部的抽气泵抽走。在这一过程中，拱顶、靶板直接面向等离子体，承受高热负荷，其中靶板热负荷高达20MW/m2，服役环境在装置中最为严苛，必须通过高压水流排热。

除此之外，托卡马克还包括加热与电流驱动系统、低温系统等配套系统。

1）加热与电流驱动系统：主要用于加热氘氚燃料，包括中性束注入加热系统、离子回旋波加热系统以及电子回旋波加热系统。

2）低温系统：主要为超导磁体等创造和维持低温环境。由氦气和氮气制冷机组成，并通过分配系统的进行分配。

3）冷却水系统：将等离子体中产生的热量排放到环境中。

4）诊断系统：测量等离子体的温度、密度等，以及时调整控制。

氚工厂是未来聚变堆必备的配套系统，其产氚效率将直接影响燃料供应的稳定性。氚工厂主要与增殖包层配合工作，将其中产生的氚提取出来，再重新导入聚变堆，对应“外燃料循环系统”。此外，由于氚燃烧效率低，排灰气体中仍有可用的氚燃料，这部分也可以通过氚工厂进行提取，对应“内燃料循环系统”。同时，氚具有放射性，如果泄露可能会导致安全事故，为此需要设置“氚安全与包容系统”。

（3）托卡马克的研制重点：超导材料、面向等离子体材料、增殖单元材料

在托卡马克中，一方面，强大的磁体系统是提高等离子体约束水平的关键，另一方面，严苛的反应环境可能会对于面向等离子体的材料造成损伤。为此，磁体系统、面向等离子体材料（PFMs）是当前研发制备的重点。未来，聚变堆将加入氚增殖功能，这将由包层中的增殖单元实现，其中氚增殖剂、中子倍增剂制备复杂，性能对于产氚效率影响大，目前仍处研发阶段。

1）磁体系统：传统铜导线在通电后会产生电阻，发热严重，无法维持长脉冲运行。而超导材料在达到一定温度后，电阻会突然消失，从而能够提供更强的磁场。根据超导性显现温度的不同，以“麦克米兰极限”（39K）为界，高于的为高温超导材料（HTS），反之为低温超导材料（LTS）。低温超导材料主要包括铌钛（NbTi）与铌三锡（Nb3Sn），高温超导材料以BSCCO（第一代）、REBCO（第二代）为代表，两者均处于液氮温区（77K）其中Bi-2223/Ag-Au、Bi-2212、YBCO发展较快。

为达到超导工作温度，超导材料需加工成CICC（Cable-in-Conduit-Conductor）铠装超导导体的形式。超导材料（也称超导线材、电缆）多为圆线、带材，在绕制成线圈后，会被装在不锈钢管内，之后在管内通入液氦，通过液氦与电缆的直接接触，来创造超导材料所需的低温环境。

低温超导材料的主要问题在于性能。低温超导材料的临界磁场低，电流密度超过一定数值即失去超导态。因此，为实现目标聚变功率，聚变堆的规模不得不扩大。且低温超导材料临界温度低，需要用昂贵的液氦进行冷却，这导致冷却成本高昂。高温超导材料主要问题在于加工。

高温超导材料本质上属于氧化物陶瓷，相比铌钛、铌三锡等合金材料，在经历拉伸、弯曲、扭转等加工工序后，超导性能容易受损，且有可能会发生断裂，难以形成柔韧的长导线。此外，高温超导材料成本的降低对于聚变堆商业化具有关键意义。铋系BSCCO的最低价格可望达到50美元/千安米，而钇系YBCO可下降为15-25美元/千安米。

2）面向等离子体材料（PFMs）：是指直接面对一亿摄氏度高温等离子体的材料，主要有包层第一壁、偏滤器靶板用材。由于面临热负荷、中子辐照、等离子体辐照三重负载，对材料性能的要求较为严苛。

①高热负荷：商业聚变堆第一壁的工作的温度在1000℃以上，等离子体破灭时高达2000~3000℃。故需选用熔点高、传热性好、不易软化的材料。②强中子辐照：氘氚聚变产生的14MeV高能量中子，会对第一壁材料进行冲击，导致其嬗变成其他不稳定核素。故需选择低活化材料。③强等离子体辐照：真空室中氘/氚等离子体的辐照可能会引发内壁材料溅射。若溅射的产物进入等离子体，可能会对等离子体造成干扰，导致其破灭，甚至致使等离子体撞向第一壁，引发爆炸风险。同时，PFMs若与氚反应，会导致聚变反应物减少。因此需选择溅射率低、不易与氢反应的材料。

PFMs的主要可选材料有碳基材料、铍、钨。碳基材料具有优异的热力学性能，是最早应用于包层第一壁、偏滤器靶板的材料。但碳基材料氢吸附力强，会导致原料被损耗，所以逐渐被其他材料取代。铍原子序数低，质量轻，溅射后对等离子体干扰小，目前主要作为包层第一壁材料。钨最大的优势在于熔点（3400℃）高、热导率高、热膨胀系数低，所以适用于热流冲击最大的偏滤器靶板。

同时，钨也越来越成为包层第一壁材料的选择。原先的托卡马克中之所以没有广泛采用钨，主要是因为等离子体约束的技术尚不成熟。面对高达100eV的等离子体能量，钨的自溅射产额＞1，容易导致溅射超标。而随着等离子体约束水平的提高，等离子体边缘能量基本能控制在几十eV以内，钨的溅射问题不再成为主要困扰。

此外，液态金属是PFMs的第二条路线，其能够以流动形式自我更新，规避了固态材料寿命短、需替换的缺点。液态锂是当前主要的可选材料之一，其原子序数低，溅射后对等离子体干扰小；可以承受的最高热负荷为50MW/m2，高于钨材料20MW/m2的极限。

然而，锂较为活泼，在高温下易对装置材料造成腐蚀，腐蚀产物可能会阻塞液态锂流动的管道。同时，液态锂如若泄露在等离子体、空气中，均有可能引发安全事故，从而限制了其大范围应用。目前，液态锂主要用于限制器（limiter）第一壁，在我国HT-7、EAST等装置中进行过试验。

3）增殖单元材料：为氚增殖剂、中子倍增剂用材。氚增殖剂可分为固态、液态两类。固态氚增殖剂多使用硅酸锂（Li4SiO4）、钛酸锂（Li2TiO3）等组装成的“锂陶瓷球床”；而液态氚增殖剂多使用金属锂和铅组合成的“液态金属共晶体锂-铅”（LiPb）。不同氚增殖剂对应不同的中子倍增剂材料，液态氚增殖剂LiPb自身就可实现中子倍增，而固态氚增殖剂则需匹配其他材料。

Be由于反应截面大，易与中子发生反应，因而是中子倍增剂的优选，具体可采用Be小球或Be12Ti。Be小球价值量高、制备工艺难，我国核工业西南物理研究院采用等离子体电极旋转工艺（REP）制成，成为日本后第二个掌握该技术的国家。不过，Be小球各方面性能仍有待研究，特别是中子轰击后的辐照性能、热导率、机械性能、氚气体流动性、安全防护等。

3. 聚变装置发展史：迈向工程可行性验证

不论是采用惯性约束方式还是磁约束方式，聚变装置都是在不断提升三重积，来验证聚变技术的科学和工程可行性。目前，磁约束总体处于从科学可行性验证迈向工程可行性验证的阶段，惯性约束核聚变则还处于科学可行性验证阶段，仍需工程技术的持续突破。

（1）惯性约束：NIF达成Q值约为1.5的成就

激光惯性约束的发展受制于激光技术。1972年，美国加利福尼亚州劳伦斯·利弗莫尔国家实验室（LLNL）研究出了激光惯性约束的直接驱动方式，但当时激光能量在100kJ以下，很难实现聚变。1975年，激光惯性约束的间接驱动方式在理论上被证实可行。在之后大量工程研究的基础上，美国国家点火装置（NIF）于2009年建成，并于2010年开始进行点火物理实验。

2022年12月13日，美国NIF宣告实现了Q值（Gtarget）约为1.5的成果，输入能量为2.05MJ，产生能量为3.15MJ，突破了Q=1的瓶颈。但实际上，该结果只是聚焦于黑腔，并未考虑整个系统的能量增益。2.05MJ仅为激光照射到黑腔上的能量，考虑到较低的电能-激光转化效率，完成这次实验总共消耗了322MJ，如果将这一部分考虑在内，NIF距离工程增益Q＞1仍有较远距离。

我国激光惯性约束的研究与美国基本同步。1964年王淦昌院士提出利用激光打靶产生中子的实验想法，自此激光惯性约束研究开始，并由中国工程物理研究院（中物院）领导。经过数十年的研究沉淀，我国自建的聚变装置神光-II于2000年正式投入使用，神光-III主机激光装置于2015年全面投入使用。2020年的最新记录表明，神光-III的输出功率已经可达180KJ。

在Z箍缩惯性约束聚变方面，我国的研究较为深入。2002年，中物院开始研制驱动电流达8-10 MA的PTS（“聚龙一号”）装置， 目的是为了初步掌握驱动器的建造方法，该装置最终于2013年建成。此后，基于这一技术，我国逐渐形成了聚变-裂变混合堆的概念。不过，Z箍缩物理问题复杂，目前的实验平台还无法对聚变点火进行直接的实验验证。

（2）磁约束：国家级科研院所主导，商业化公司切入赛道

磁约束装置规模大，主要由国家组织建设。磁约束以托卡马克为主，最初由苏联领跑。自20世纪50年代起，苏联先后研制出了T-1～T-3装置，取得了电子温度达 600～800eV的成就，为各国所瞩目。自20世纪70年代起，各国纷纷开始研制大型托卡马克装置。美国普林斯顿大学的等离子体物理研究所（PPPL）率先将仿星器C改装成为托卡马克ST，复刻了苏联T-3的成果。

在此之后，美国、欧洲、日本、苏联又推出了多种托卡马克装置，分别是美国普林斯顿的托卡马克聚变试验反应堆（TFTR）、欧洲卡勒姆（Culham）的欧洲联合环形加速器（JET）、日本那珂市的日本圆环-60（JT-60）、前苏联的T-15，这些装置在聚变三重积上实现了从1017到1020的飞跃，与劳森判据所要求的1021已经十分接近。

20世纪80年代，国际热核实验堆（ITER，International Thermonuclear Experimental Reactor）应运而生，希望在各国的通力合作下，建成一个托卡马克装置，来验证聚变的工程可行性。ITER于20世纪90年代完成概念与工程设计，并于21世纪初开始合作谈判，欧洲、美国、中国、俄罗斯、日本、韩国这七方纷纷加入。ITER旨在实现Q=10的目标，在输入50MW的加热功率后，产生500MW的聚变功率，成为全球首个达到劳森判据要求的装置。

21世纪以来，我国磁约束托卡马克的研究加速，主要单位有核工业西南物理研究院、中科院等离子体物理研究所。核工业西南物理研究院位于成都，隶属中核集团，多年来逐步建成了中国环流器一号（HL-1，1984－1992）、中国环流器新一号（HL－1M，1994-2001）、中国环流器二号A（HL-2A）、中国环流器二号M（HL-2M）、中国环流三号等装置。中科院等离子体物理研究所位于合肥，由中科院领导，主要的装置有“东方超环”（EAST）。东方超环是世界上首个全超导托卡马克，旨在实现等离子体的长脉冲稳定运行。

截至目前，主流磁约束装置的Q值均未超过1，最高记录是JET于1997年实现的0.67，此后一直难以复现。此外，日本的JT-60U实现了 1.25 的能量增益，但仅为氘氘聚变换算至氘氚聚变所得到的等效增益。

在下一阶段，各国将开始建设自己的示范核电厂（DEMO），以验证聚变发电的可行性。目前，中国、欧盟、韩国、日本等已提出概念设计，分别为CFETR、EU DEMO、K-DEMO、JADEMO，预计将于2035年至2040年开始建设，并于2050年开始运营。此后各国还将发展商业电站（PROTO）。

此外，紧凑型托卡马克日渐成为第二条发展路线。根据聚变功率公式P～β2B4V，聚变输出功率正比于磁场强度的四次方、装置体积的一次方，所以可以通过提升磁场强度来缩小装置体积。高温超导技术是提升磁场强度的主要方式，该技术的成熟使得托卡马克的小型化成为可能。小型装置建造成本低、研发周期短，一方面推动了民营企业的入局，另一方面推动了聚变研究的加速。

20世纪90年代，英国卡勒姆聚变能源中心开发出了球形托克马克装置。球形托卡马克与传统托卡马克构成部分基本一致，仅利用球形设计来加强磁场利用率。英国Tokamak Energy、美国CFS（Commonwealth Fusion Systems）是该领域的重要参与者。

英国Tokamak Energy源自卡勒姆聚变能源中心，于2009年成立。2015年，公司率先建成了全球首台完全高温超导托卡马克（ST25 HTS），目前公司的装置已迭代至ST40，未来还将继续开展ST80-HTS计划。

美国初创公司CFS于2018年成立，并于三年后成功研发出了20特斯拉的高温超导磁体，这是当今世界上最强的核聚变磁体。在此基础上，公司正在建设全高温超导球形托卡马克聚变堆SPARC。由于使用高温超导材料YBCO，SPARC大小仅为ITER的2%。公司计划于2025年在该装置上实现Q＞2和聚变功率＞50MW的目标。此后，公司还将建设商业示范堆ARC，计划于2030年实现超过200MW的聚变功率，并在Q值上超过10。

我国研制小型装置的公司主要有四家，分别是新奥科技、能量奇点、星环聚能、聚变新能。2019年，新奥科技“玄龙-50”落地，并实现第一次等离子体放电。2023年，星环聚能与清华大学联合建设了中国联合球形托卡马克2号（SUNIST-2），并获得了100千安培等离子体电流。2024年初，能量奇点设计的全高温超导托卡马克洪荒70将按计划开始运行。聚变新能于2023年成立，目前正在建设紧凑型聚变能实验装置（BEST）。

三、按图索骥，厘清可控核聚变产业链

实现可控核聚变的约束方式不同，对应的装置结构材料也不同。磁约束托卡马克是当今最为成熟的聚变技术路线，在众多装置中，ITER规模最大、设计完备、结构复杂、环节众多，建造涉及35个国家，是当前最具影响力的国际联合项目。

ITER装置可分为主体部分、配套系统。主体部分研制难度大，主要包括磁体系统、真空室、真空杜瓦、包层模块、偏滤器五个部分。配套系统需支撑庞大的装置运转，复杂性强，主要包括电源系统、加热与电流驱动系统、冷却水系统、诊断系统、低温系统等。

ITER项目于2006年启动，最初估算成本为50亿欧元；但由于装置部件延期、系统出现缺陷，目前成本已增长至200亿欧元。在成本拆分上，2002年美国DOE公开的数据可供参考。该测算立足于ITER实验堆的定位与当时的设计进展，除了考虑到建造主体部分、配套系统所产生的直接成本外，还测算了包含项目承包、技术研发、集成调试的间接成本，以及备用和延迟交付设备的成本。

直接成本在ITER总成本中占比为75%，其中主体部分成本、配套系统占比分别为40%、35%。在主体部分中，磁体系统涉及超导的研制，技术壁垒高、线圈数量大，成本高达21%。真空室体积大、耗材多，成本占比为6%。包层模块所用铍材料价格高、加工难，成本占比为5%。配套系统中，电源、冷却水系统的技术已经相对成熟，成本占比分别为6%、4%；加热与电流驱动系统的作用在于为等离子体加热，需要能够提供高输入功率，涉及物理问题复杂，仍处于设计阶段，成本占比为6%。

1. ITER项目由欧、中、俄、韩、日、美、印等7方30个国家参与，中方承担9%

ITER由各国以采购包形式分担，其中欧洲承担45.5%，其余各国承担约9.1%。具体到各环节，在主体部分：真空杜瓦由印度承担，磁体系统除印度以外均有参与，真空室由欧、韩、俄联合制造，偏滤器由欧、日、俄制造，包层模块除印度、日本外均有参与。在配套系统中，我国主要承担电源系统、诊断系统两部分。

我国对于ITER的贡献分为两个方面，实物、现金分别占80%、20%。在实物方面，我国主要负责18个采购包，包括磁体支撑、校正场线圈、馈线接口、环向场导体、极向场导体、校正场线圈和馈线导体、第一壁、屏蔽包层、气体注入、辉光放电清洗系统、诊断和脉冲高压变电站、极向变流器电源系统、无功补偿和滤波系统。

截至2023年7月，ITER正式员工总数1093人。中方在ITER组织中正式职员95人，占职员总数的8.7%，仅次于欧洲。

2. ITER主导下的国内可控核聚变托卡马克产业链

在托卡马克装置方面，我国公司的订单主要来自于ITER采购包、国内大型聚变装置，目前主要集中于主体部分，包括磁体系统、包层模块、偏滤器、面向等离子体材料（包层第一壁、偏滤器靶板材料）、增殖单元材料（中子倍增剂）等环节。

1）磁体系统：超导材料工艺复杂，市场需求大。ITER以低温超导材料为主，共需240吨NbTi超导线、400吨Nb3Sn超导线，我国分别负责150吨、30吨，主要由西部超导、白银有色、宝胜股份等老牌材料、线缆企业供货。与此同时，高温超导材料为未来大型聚变堆的发展方向，也是当前紧凑型聚变堆的关键材料。

2）包层模块：ITER的包层模块分为包层第一壁、屏蔽模块两个部分。包层第一壁分为三层，最内侧直接面向等离子体，选用铍瓦作为材料，中间以铜铬锆合金作为热沉材料，背后支撑采用不锈钢316LN。我国主要负责包层第一壁的切割、打薄、焊接、组装，布局该环节的公司有国光电气、安泰科技、航天新力。在屏蔽模块，为确保高真空环境，需用热氦检漏设备对焊缝进行检验。

未来包层模块将升级为增殖包层，在原先基础上多一重增殖单元，其中氚增殖剂、中子倍增剂是较为关键的材料。铍是重要的中子倍增材料，往往采用铍小球、Be12Ti的形式。

3）偏滤器：偏滤器制造的难点主要在于焊接，由于钨与铜合金热膨胀系数相差极大，在焊接过程中容易产生缝隙，导致在后续使用中开裂、脱落、漏气，所以需要严格把控焊接界面质量。目前国内掌握该技术的企业为安泰科技、国光电气。在偏滤器材料方面，偏滤器以钨为第一壁材料，热沉材料采用铜铬锆合金。钨直接面向等离子体，是影响偏滤器性能的关键。

4）真空室：真空室采用316L(N)-IG材料，其难点主要在于大量的焊接、几何精度的把握、超高真空的条件，目前布局的企业主要在欧洲、韩国、俄罗斯。

5）真空杜瓦：真空杜瓦采用304/304L不锈钢，目前布局的企业主要在印度。

此外，在配套系统方面，我国企业主要布局在低温系统、电源系统。在低温系统方面，氦气压缩机、氦制冷机是实现低温超导材料工作温度的核心制冷部件。

氚工厂是未来聚变堆必备的配套系统。目前主要氚工厂的产量仅为克量级，且投资额较高。考虑到聚变堆年用氚量达百公斤量级，提高产氚量、降低产氚成本对于聚变商用发电格外关键。在科学研究方面，我国聚变反应堆氚工厂概念设计已经于2015年完成。2023年，二所牵头承担的“CFETR氚工厂系统总体设计技术研究”“CFETR增殖包层氚提取与测量工程技术研究”项目顺利完成，完成了克量级（0.8g）氚循环演示，回收率达到99.7%，未来将继续向公斤级推进。

本文来自微信公众号：国君材料与装备组（ID：GJCLYZBZ），作者：鲍雁辛、陈磊