2025年可控核聚变行业专题研究：核聚变，人类终极能源的钥匙

可控核聚变蓬勃发展，BEST 将展示聚变能发电

政策助力叠加技术推动，全球核聚变产业加快发展。美国、中国、欧洲和日本等国家和地 区在核聚变领域均制定了详细的战略部署和未来规划。美国 Helion 项目计划在 2028 年实 现 50 兆瓦的聚变发电，而中国则预计在 2050 年前完成聚变商用发电。此外，各国在技术 进展方面也取得了显著成就，如美国的 DIII-D 国家聚变设施完成了关键的“脉冲”测试， 中国的 EAST 在 1 亿摄氏度下实现了创纪录的长时间等离子体运行。这些技术进展为未来 的能源转型提供了新的可能性。随着政策的持续助力和技术创新的不断推进，我们预计全 球核聚变产业的发展步伐将进一步加快。

核聚变私营公司蓬勃发展，多数公司预计 2031-2040 年可实现聚变商业化。自 2017 年开 始，聚变行业景气度持续上升，核聚变私营公司不断涌现。根据 Fusion Industry Association， 截至 2024Q4，商业核聚变公司共有 46 家，其中美国有 25 家，占比一半以上。在预计可 控核聚变何时能够低成本和高效率的用于商业化的调查问卷中，超过 70%的受访公司认为 在 2031-2040 年能够实现商业化应用，核聚变私营公司对于可控核聚变的商业化应用预期 乐观。

我国聚变工程发展路径分“实验堆-示范堆-商用堆”三步走，目前处于实验堆阶段。实现可 控核聚变的商业化应用需要分三步走，即实验堆-示范堆-商用堆。实验堆是可控核聚变实现 商业化的第一步，主要目的是验证聚变能源的科学原理和基础技术，ITER 是世界上最大的 聚变实验堆装置。在完成先导实验堆的测试和验证之后，下一步是建造示范堆（DEMO）， 用于展示聚变能源技术在实际条件下的性能和可行性。最后一步是设计和建造商用堆，实 现聚变能的商业化应用。目前，聚变工程仍处于实验堆阶段。2011 年，科技部基础司组织 成立磁约束核聚变堆总体设计组，开始中国聚变工程试验堆（CFETR）的研究，计划到 2035 年建成 CFETR，到 2050 年开始建设商业聚变示范电站。

中国聚变实验堆 EAST 的后续项目 BEST 托卡马克（夸父启明）近期密集招标，预计将于 2027 年 建 成 ， 将 首 次 演 示 聚 变 能 发 电 。 BEST(Burning plasma Experimental Superconducting Tokamak)装置为世界首个紧凑型聚变能实验装置，将首次演示聚变能发 电，引领燃烧等离子物理研究，为中国聚变能的发展做出前瞻性和开创性贡献。据中国科 学院等离子体物理研究所所长宋云涛，BEST 将进行氘氚实验，进而探索氚增殖的可行性， 预计将在 2027 年建成，近期已开始密集招标。2025 年 5 月 1 日， BEST 项目工程总装工 作比原计划提前两个月开始，将首次演示聚变能发电，引领燃烧等离子物理研究，为中国 聚变能的发展做出前瞻性和开创性贡献。

我国初创公司能量奇点已验证高温超导托卡马克的工程可行性，并创下 21.7 特斯拉磁场强 度的世界纪录。洪荒 70 由能量奇点公司设计、研发和建造，拥有完全自主的知识产权，国 产化率高达 96%以上，是全球首台高温超导托卡马克装置（托卡马克原理详见附录 1），同 时也是全球首台由商业公司研发建设的超导托卡马克装置。洪荒 70 的中心磁场强度达到 0.6T，等离子体半径为 0.75m，其磁体系统由 26 个高温超导磁体组成。2024 年 6 月 18 日， 洪荒 70 装置采用局部螺旋磁通注入和离子回旋加热两种预电离方式，成功实现了等离子体 放电，在全球范围内首次验证了高温超导托卡马克的工程可行性，也标志着我国在高温超 导磁约束聚变这一关键技术领域取得了领先地位。2025 年 3 月 10 日，能量奇点自主研制 的大孔径强场磁体产生了高达 21.7 特斯拉的磁场，创下大孔径高温超导 D 形磁体最高磁场 纪录，强超过了美国在 2021 年创造的 20.1 特斯拉的纪录，标志着能量奇点在高温超导聚 变磁体领域达到国际领先。

核聚变技术路径多元，托卡马克或将率先落地

核聚变的温度、密度和约束时间反应条件需满足劳逊判据

温度/密度/约束时间，帮助原子核克服库仑斥力实现聚变反应。核聚变本质是将原子核压缩 到强相互作用力的作用范围而发生聚合的过程，但由于原子核带正电，聚合过程中会受到 库仑力而相互排斥。库仑力属于电磁力，作用距离无限，且随着距离的减小而增加；而强 相互作用力是短程力，作用距离在原子核直径的量级。当原子核被压缩到足够近的距离时， 强相互作用力将克服库仑斥力，并将原子核束缚在一起，释放巨大能量。因此为了克服库 仑力使原子核进入强相互作用力的范围而发生聚变需满足温度、密度和约束时间三个条件。

核聚变反应需满足劳逊判据，氘氚反应最容易实现。温度、密度和能量约束时间三者的乘 积 nτET 称为聚变三重积，根据劳逊判据，只有聚变三重积大于 5×1021m-3 ·s·keV，才能产 生有效的聚变功率输出。在主要的聚变反应中，由于氘氚反应的聚变截面（原子核发生聚 变反应的概率）和反应率（原子核发生聚变碰撞的活跃程度）大于其他聚变反应，最容易 发生聚变，因此目前国际聚变研究领域的主流是氘氚聚变反应。当温度为 1.6 亿度时，氘氚 反应三重积 nτET 最小为 2.6×1021m-3·s·keV，此时三重积的反应条件在工程上最容易 实现。

托卡马克技术最为成熟，有望率先实现受控核聚变

托卡马克是利用磁场来约束高温等离子体的环形聚变实验设备。20 世纪 50 年代，苏联科 学家提出“托卡马克”（Tokamak）磁约束核聚变装置，它的名字由俄文中环形（toroidal）、 真空室（kamera）、磁（magnit）、线圈（kotushka）四个词的前几个字母组成。托卡马克 通过环向场线圈、中心螺管线圈和极向场线圈构成的磁体系统在环形真空室中构造出一个 闭合的螺旋形磁场，实现对高温等离子体的约束，使得聚变燃料在真空室中发生聚变反应。

中国建成世界首个全超导托卡马克装置 EAST，403 秒高约束模等离子体运行创造世界纪 录。EAST 由苏联 T-7 超导托卡马克改装而来，是由我国设计建造的国际上第一个建成并投 入运行的全超导托卡马克核聚变实验装置，其磁体系统全部采用超导磁体。EAST 装置具有 三大科学目标：1MA 等离子体电流、1 亿摄氏度高温等离子体和 1000 秒运行时间。EAST 于 2010 年运行 1MA 等离子体电流，2021 年 5 月 28 日实现可重复的 101 秒 1.2 亿摄氏度 和 20 秒 1.6 亿摄氏度等离子体运行，2021 年 12 月 30 日实现 1056 秒长脉冲高参数等离 子体运行，三大科学目标分别独立完成。2023 年 4 月 12 日 EAST 实现高功率稳定的 403 秒稳态长脉冲高约束模等离子体运行，创造托卡马克装置稳态高约束模运行新的世界纪录。

托卡马克由五大主体结构组成，磁体系统是核心部件

托卡马克的结构从内到外依次是包层模块-真空室-冷屏-磁体系统-冷屏-真空杜瓦。托卡马克 的主要装置包括磁体系统、真空室、包层模块、偏滤器、冷屏和外真空杜瓦以及支持系统。 托卡马克通过磁体系统的三组线圈产生螺旋形磁场约束等离子体。聚变反应需要在真空环 境内发生，为此设置真空室，同时真空室还起到支撑结构的作用。由于真空室的材料和结 构难以承受聚变反应的高温以及中子辐照，因此在真空室内侧设置包层模块实现热屏蔽和 辐射屏蔽。此外，反应过程产生的杂质会影响等离子体的稳定运行，因此在装置的底部装 有一圈偏滤器，用于排出杂质、氦灰。最后，在装置的最外侧装有真空杜瓦，在超导磁体 和真空室、真空杜瓦之间设置冷屏，以保证装置内部部件在工作温度运行。

过去托卡马克装置尺寸不断扩大，以实现更好的等离子体约束性能。定标率公式基于各种 托卡马克实验数据拟合所得，衡量了等离子体约束性能。典型的定标率公式可表示为τ E=0.0562I0.93B0.15n 0.41P-0.69R1.39α0.58κ0.78M0.19，其中τE 为能量约束时间，I 为等离子体电 流，n 为等离子体密度，B 为磁场强度，P 为等离子体的加热功率，R 为等离子体环大半径， α为等离子体截面半径与环半径之比，κ为等离子体截面形状拉长比，M 为等离子体中粒 子的质量数。由于磁场决定了指数第二大的等离子体电流的 I 大小，因此根据定标率公式， 托卡马克的约束性能很大程度上取决于等离子体环大半径 R 和磁场强度 B。最终聚变三乘 积与托卡马克等离子体大半径的 2.5 次方和磁场的 3.5 次方成正比。因此在过去几十年中托 卡马克实验装置越建越大，磁场越来越强，以实现更好的等离子体约束性能。

高温超导磁体能够增强等离子体稳定性，并推动托卡马克小型化。目前主流的托卡马克装 置采用的是低温超导磁体（临界温度<25K），其稳定运行最高磁场强度在 15T 左右，而高 温超导磁体（临界温度≥25K）能够提供更高的磁场强度，其稳定运行最高磁场强度可达到 45T。在托卡马克中，边缘安全因子 qψ=BΦa/BθR，表示磁力线绕等离子体小环一圈，其对 应需要绕大环的圈数，用于衡量等离子体平衡的稳定性。由于 qψ与环向磁场强度 BΦ成正比， 因此高温超导磁体应用于环向场线圈，能够增强等离子体对不稳定性的抵抗能力，提高等 离子体约束性能。并且聚变三乘积与托卡马克等离子体大半径的 2.5 次方和磁场的 3.5 次方 成正比。因此，高温超导磁体的应用将进一步推动托卡马克小型化，降低装置建造成本。

托卡马克设备市场空间超 900 亿元，中国具备主体设备制造能力

托卡马克聚变实验堆中主机价值量占比近半，主体结构中环向场线圈/面向等离子体部件/ 真空室及内部件价值量占比靠前。根据美国的聚变点火研究实验（FIRE），托卡马克聚变实 验堆建设成本约为 12 亿美元，其中主机包括主体结构（包括磁体系统、真空室及内部件等） 和辅助系统（包括气体注入系统、真空系统、燃料循环系统、加热系统等），分别占比约 29% 和 15%，电力系统占比约 18%，场地与设施占比约 15%，其他包括诊断、控制系统等占比 约 23%。在主体结构中，磁场线圈占比（包括极向场与环向场线圈）最高为 55%，其次为 面向等离子体部件（包括第一壁、偏滤器等）和真空部件（包括真空室及内部件与真空杜 瓦），分别占比约 27%和 15%。

根据在建和计划的托卡马克需求量，聚变实验堆阶段全球托卡马克设备市场空间超 900 亿 元。当前可控核聚变处于工程验证阶段，建设需求以聚变实验堆为主。根据 IAEA 的数据， 截至 2025 年 4 月，全球共有 80 台托卡马克装置，其中 57 台正在运行，7 台在建，16 台 在计划中，那么全球托卡马克装置需求量为 23 台。参考 FIRE 项目的建设成本约 12 亿美 元，折合人民币取 90 亿元，其中主机部分占比 44%，那么实验堆阶段全球托卡马克设备的 市场空间约 911 亿元。 假设托卡马克实验堆进一步发展为示范堆，示范堆阶段全球托卡马克设备市场空间有望超 24000 亿元。未来可控核聚变经过实验堆验证后，建设需求将以示范堆为主。假设全球 80 台托卡马克聚变实验堆进一步发展为示范堆，根据《Approximation of the economy of fusion energy》，建造一个示范堆成本约 85 亿美元，折合人民币取 600 亿元，其中主机部 分占比约 51%，那么示范堆阶段全球托卡马克设备市场空间约为 24480 亿元。

以国际 ITER 项目采购包为例，中国公司覆盖托卡马克主机重要部件。ITER（全球最大的 托卡马克项目）计划的建造费用和运行费用中，欧盟贡献最多，约 46%，美、日、俄、中、 韩、印各贡献约 9%。ITER 装置被拆分为 22 类近百个采购包，各部件以采购包形式分摊给 合作各方，由各方制造完成后运到 ITER 法国总部进行组装，其中中国共承担 18 个采购包 制造任务，覆盖了托卡马克装置的大部分重要部件，包括大型超导磁体系统、包层第一壁、 偏滤器以及支持系统等。 （1）磁体系统：在 ITER 项目中，我国负责提供 150 吨的 NbTi 超导线和 30 吨的 Nb3Sn 超导线，主要供应商包括西部超导、白银有色。此外，高温超导材料是未来托卡马克的发 展方向，研制公司有联创光电、精达股份、永鼎股份等。 （2）第一壁：国内主要负责包层第一壁的切割、打薄、焊接和组装，相关企业包括国光电 气、安泰科技。 （3）偏滤器：偏滤器制造方面，国光电气和安泰科技掌握偏滤器焊接相关技术；在偏滤器 材料方面，偏滤器靶板材料为钨，热沉材料为铜铬锆合金，主要由厦门钨业和中钨高新等 公司提供。 （4）真空杜瓦：真空杜瓦主要采用 304/304L 不锈钢材料，合锻智能、海陆重工、上海电 气、航天晨光具备相关制造能力，据 2023 年公司年报，航天晨光成功中标 BEST 杜瓦项目。 （5）支持系统：保变电气、英杰电气、百利电气提供电源系统；利柏特、雪人股份提供低 温系统；纽威股份为冷却水系统提供阀门；久立特材为 ITER 提供导管。

产业链公司

磁体系统（主体成本占比 55%）

联创光电

公司成立于 1999 年，专注于光电元器件产业已逾二十年。自 2019 年起，公司逐步剥离低 毛利的背光源及光电线缆业务，推动业务结构优化升级，提升盈利能力。2024 年公司实现 营收 31.04 亿元，同比下降 4.17%；归母净利润 2.41 亿元，同比下降 27.86%。目前，公 司业务涵盖智能控制器、背光源、线缆、半导体激光及航天微电子元器件四大板块，营收 占比分别为 60.44%、30.17%、5.12%、2.54%；毛利占比分别为 83.28%、6.52%、10.30%、 -0.39%。 据联创超导（联创光电子公司）公众号，采用全新技术路线的聚变堆由中国核工业集团与 联创超导共同推进，总投资预计超过 200 亿元，目标是实现 Q 值超过 30，并实现连续稳定 发电功率 100MW。联创超导先后完成了 REBCO 集束缆线及高温超导磁体的设计，于 2023 年 8 月完成了国际首根百米级大电流高温超导缆线的研制，于 2024 年 4 月成功应用于 D 型超导线圈的研制，具备了为紧凑型聚变堆提供大口径高场磁体的能力，并于 2025 年 1 月 完成国内首个基于高温超导缆线的 D 型线圈 20K 温区低温实验。2024 年 12 月，联创超导 凭借技术优势独家中标《中核二三系统事业部超导线圈研制与测试服务分包项目》，成功签 订总额 4180 万元合同，为项目后续的磁体供应完成了前期验证工作。

精达股份

公司成立于 1990 年，深耕电磁线超过三十年，为国内最大漆包线厂商。2024 年公司实现 营收 223.23 亿元，同比增长 24.67%；归母净利润 5.62 亿元，同比增长 31.72%。漆包线 是公司主业核心产品，2024 年实现营收 161.25 亿元（占 72.24%），毛利 10.61 亿元（占 81.54%）。公司其余产品包括汽车及电子线、特种导体、裸铜线、铜杆，营收占比分别为 14.36%、4.85%、3.13%、2.13%，毛利占比 5.24%、10.68%、0.95%、0.56%。 公司持有上海超导 18.29%股份。上海超导专注于高温超导材料的研发、生产和销售，其第 二代高温超导带材以其高临界温度和优异的电流传输能力而著称，产品广泛应用于可控核 聚变、超导电力和高场磁体等高科技领域。

永鼎股份

公司成立于 1994 年，以光纤光缆起家，逐步扩张电力传输业务，形成了“光电交融，协同 发展”的战略布局。2024 年公司实现营收 41.11 亿元，同比下降 5.38%；归母净利润 0.61 亿元，同比增长 42%。目前，公司产品涵盖汽车线束、光通信、电力工程、铜导体等板块， 营收占比分别为 30.34%、28.36%、25.31%、14.55%；毛利占比分别为 26.93%、27.97%、 29.11%、10.61%。 子公司东部超导负责高温超导带材的研发与生产，核心产品为第二代高温超导带材及超导 应用产品。目前东部超导的产品主要应用在超导感应加热、超导磁拉单晶、可控核聚变磁 体、超导电力装备等领域，与中科院、江西联创光电、能量奇点、核工业西南物理研究院 等客户展开了密切的合作。

第一壁（主体成本占比 27%）

国光电气

国光电气（原国营七七六厂）始建于 1958 年，专注于微波及真空应用产品与核工业配套 设备。2024 年公司实现营收 5.37 亿元，同比下降 28.01%；归母净利润 0.47 亿元，同比 下降 47.93%。公司产品主要分为微波器件、核工业设备及部件和其他民用产品三大类别， 24 年营收占比分别为 51.66%、37.88%、9.98%；毛利占比分别为 61.09%、33.26%、4.73%。 公司的核工业设备及部件产品主要包括 ITER 配套设备、核工业领域专用泵以及阀门等。国 际 ITER 项目中，公司配套了多种关键设备，主要包括偏滤器、屏蔽模块热氦检漏设备、 包层第一壁板以及工艺设备等。根据公司 2023 年报，偏滤器已应用于 HL-3 等托卡马克装 置，公司参与研制的包层第一壁板已经完成样件制造，进入工艺的验证阶段。

安泰科技

公司成立于 1998 年，主营业务为先进金属新材料及制品的研发、生产和销售。目前，公 司已形成特种粉末冶金材料及制品、先进功能材料及器件、高品质特钢及焊接材料、环保 与高端科技服务业等四大业务板块，2024 年营收占比分别为 39.11%、37.01%、21.80%、 2.09%；毛利占比分别为 44.72%、36.13%、15.25、3.90%。 在核聚变领域，子公司安泰中科为核聚变装置提供包括钨铜偏滤器、钨铜限制器、包层第 一壁、钨硼中子屏蔽材料等涉钨全系列专用钨铜部件，是 ITER 钨铜复合部件的重要供应商。

真空部件（主体成本占比 15%）

合锻智能

公司成立于 1951 年，以高端成形机床和智能分选设备为主业，为客户提供包括液压机、机 械压力机、色选机、聚变堆核心零部件尖端制造、智能化集成控制及新材料等产品和服务。 2024 年公司实现营收 20.74 亿元，同比增长 17.43%，其中定制产品占比 97%，定制色选 机、液压机、机压机营收占比分别为 55.52%、28.48%、12.99%。 在核聚变领域，合锻智能参与了聚变堆、真空室、偏滤器等核心部件的制造预研工作。2024 年上半年合锻智能成为了 BEST 项目主要的设备供应商之一，承担 BEST 项目的真空室 扇区、窗口延长段以及重力支撑等制造任务。

海陆重工

2024年公司实现营收27.89亿元，同比下降0.23%；归母净利润3.77亿元，同比增长10.86%。 目前，公司业务涵盖余热锅炉及相关配套产品、压力容器、工程服务、新能源电力、核电 产品等，营收占比分别为 52.92%、28.20%、6.84%、3.63%、3.24%；毛利占比分别为 54.47%、 26.62%、2.67%、5.74%、1.82%。 公司在民用核能领域累积了丰富的制造和管理经验，服务堆型有三代、四代堆以及热核聚 变堆（ITER）等。在核聚变领域，公司主要负责真空冷屏、冷瓶中间段的生产。

附录 1：聚变基本原理

核聚变是什么？

裂变和聚变以铁为分界线，轻核聚变与重核裂变释放能量。为了克服库仑力使原子核进入 强相互作用力的范围而发生聚变需满足温度、密度和约束时间三个条件，原子核中的质 子和中子统称为核子。随着原子序数的增大，平均核子质量先减小后增大，其中铁原子的 核子平均质量最小。在核反应过程中，核子的平均质量减少，根据爱因斯坦的质能方程 E=mc2，释放大量能量。这种核反应分为裂变和聚变，核裂变是原子核吸收中子分裂成两 个或多个原子核并释放能量的过程，现有核电站主要使用的核裂变发电；核聚变是两个原 子核在极端条件下发生聚合，生成新的原子核并释放能量的过程。裂变和聚变元素以铁为 分界线，原子序数大的元素（铀、钚等）裂变释放能量，原子序数小的元素（氘、氚等） 聚变释放能量。

核聚变在能量密度、清洁性、安全性和可持续性上具有优势

相较于核裂变，核聚变在能量密度、清洁性、安全性和可持续性上具有显著优势，以氘氚 聚变为例： （1）核聚变能量密度高。由于轻核的核子平均质量大于重核，因此轻核聚变时产生的质量 亏损更大，平均每个核子释放的能量更多。氘氚聚变的能量密度大约是天然铀快中子堆的 14 倍，是浓缩铀轻水堆的 100 倍。

（2）核聚变燃料和产物清洁。核聚变燃料氢、氘、氚都属于轻元素，放射性元素氚的半衰 期只有 12.43 年左右；而核裂变燃料属于重元素，在裂变过程中会产生锝、碘、钯、铯、 锶等长寿命裂变产物和镎、镅、锔等次锕系核素，具有很强的放射性并且半衰期在几万年 甚至几百万年以上。

（3）核聚变的安全性高。核聚变的反应条件严苛，需要高温高压才能维持反应。一旦条件 不满足，聚变反应会自动停止。而核裂变是链式反应，即使反应堆停堆，由于缓发中子的 存在使得裂变反应会继续进行。在没有及时排出余热的情况下，可能会导致严重的核事故， 例如日本福岛核事故。

（4）核聚变燃料充足。核聚变燃料氘非常丰富，据中国原子能科学研究院估算，每升海水 中含有 0.03g 氘，仅在海洋中就有 45 万亿吨氘。按照目前世界能量的消耗估计，地球上蕴 藏的核聚变能可用 100 亿年以上。另一种燃料氚在自然界中已基本衰变消失，但可通过中 子辐照锂制备。用现代技术在全世界可以提取锂 1000 万吨，海洋中可以提取 2000 亿吨锂， 因此地球上的锂储备足以保障人类对聚变能源的应用。

如何实现核聚变：温度、密度和能量约束时间

温度/密度/约束时间，帮助原子核克服库仑斥力实现聚变反应。核聚变本质是将原子核压缩 到强相互作用力的作用范围而发生聚合的过程，但由于原子核带正电，聚合过程中会受到 库仑力而相互排斥。库仑力属于电磁力，作用距离无限，且随着距离的减小而增加；而强 相互作用力是短程力，作用距离在原子核直径的量级。当原子核被压缩到足够近的距离时， 强相互作用力将克服库仑斥力，并将原子核束缚在一起，释放巨大能量。因此为了克服库 仑力使原子核进入强相互作用力的范围而发生聚变需满足温度、密度和约束时间三个条件。 （1）温度 T（使原子核具备初始动能）：为了克服库仑斥力发生聚合，原子核必须具备一 定的动能。温度是微观粒子热运动的宏观表现，温度越高，原子核动能越大。以氘氚反应 为例，通过假设原子核动能大于库仑势能，可以计算出原子核必须具有 288KeV 以上的初 始动能才能够发生聚变，换算成温度约为 30 亿度，大概是太阳核心温度的 200 倍。但由于 在原子核尺度上，经典力学已经不再适用，需考虑量子力学的影响。在考虑隧穿效应、波 动效应、共振效应等量子效应后，发生聚变反应所需温度约为 1 亿度，实现难度大幅降低。

（2）密度 n（增加原子核发生碰撞概率）：聚变燃料在高温下会电离为由原子核和自由电 子组成的等离子体。等离子体是物质的高温电离态，是一团由带电粒子组成的高温电离气 体。密度衡量的是等离子体单位体积内粒子的个数，等离子体需要保持较高的密度以增加 原子核发生碰撞的概率。 （3）能量约束时间τE（维持高温、高密度等离子体稳态运行）：在聚变反应过程中，高温 等离子体的能量会以辐射和热传导的形式逸出，为了使高温等离子体中核聚变反应能够持 续，必须将等离子体约束在有限空间内，并长时间地维持上亿摄氏度的高温和高密度的核 反应条件。

如何实现聚变点火：温度×密度×约束时间三重积满足劳逊判据且 Q>1

核聚变反应需满足劳逊判据，氘氚反应最容易实现。温度、密度和能量约束时间三者的乘 积 nτET 称为聚变三重积，根据劳逊判据，只有聚变三重积大于 5×1021m-3 ·s·keV，才能产 生有效的聚变功率输出。在主要的聚变反应中，由于氘氚反应的聚变截面（原子核发生聚 变反应的概率）和反应率（原子核发生聚变碰撞的活跃程度）大于其他聚变反应，最容易 发生聚变，因此目前国际聚变研究领域的主流是氘氚聚变反应。当温度为 1.6 亿度时，氘氚 反应三重积 nτET 最小为 2.6×1021m-3·s·keV，此时三重积的反应条件在工程上最容易 实现。

实现聚变点火需能量增益因子 Q>1，实现商业化发电要求 Q>10。能量增益因子 Q 是聚变 反应释放的能量与维持聚变反应所需要的输入能量之比。满足劳逊判据仅仅意味着达到了 实现核聚变反应的基本条件，而要想持续的获得聚变能，需要核聚变反应产生的能量大于 输入的能量（能量增益因子 Q>1），此时聚变反应产生的能量能够维持反应稳定，意味着核 聚变点火成功。未来要建成聚变堆核电站，需要满足 Q>10，即输入 1 份能量至少产生 10 份能量输出，才能实现聚变能的商业化应用。

如何实现可控：引力约束、磁约束和惯性约束，引力约束无法在地球实现

引力约束/磁约束/惯性约束，以不同途径满足劳森判据。在达到聚变条件后，需要通过一定 的约束方式对高温聚变物质进行约束，以实现稳态运行，从而获得持续的核聚变能。实现 可控核聚变约束主要有引力约束、磁约束以及惯性约束三种约束方式，分别通过万有引力、 磁场和惯性实现对核燃料的约束。三种约束方式通过不同的途径满足聚变三重积要求，其 中，引力约束通过高压形成高密度等离子体并维持长约束时间，从而在较低的温度下实现 聚变；磁约束致力于将低密度的等离子体加热至极高温并长时间约束，以满足劳森判据； 惯性约束旨在将高密度的燃料在极短的时间内发生聚变。

太阳凭借巨大质量产生万有引力形成引力约束，人类目前无法实现。引力约束是通过万有 引力实现对聚变燃料的约束，太阳发光发热的能量就来自于引力约束下核聚变释放的能量。 太阳的核心温度大约为 1500 万摄氏度，低于发生聚变反应所需要的 1 亿摄氏度，但其质量 为地球的 33 万倍，巨大的质量所产生的万有引力将核燃料束缚在一起，不断向中心挤压， 形成极高的密度，在高温高压的作用下，核燃料持续发生聚变反应释放能量。引力约束核 聚变作为太阳能量的来源，是天然存在的热核聚变反应堆，然而由于人类无法满足在足够 小体积的条件下制造出如此大质量的物体，因此以人类现阶段的技术手段尚无法在地球上 制造出可以实现引力约束核聚变的反应堆。

附录 2：磁约束技术路线多元，可实现长时间稳态运行

磁约束利用洛伦兹力约束等离子体，托卡马克是主流装置。聚变燃料在高温下会被电离成 等离子体，其中原子核带正电，电子带负电。磁约束就是利用原子核和电子在磁场中所受 到的洛伦兹力来约束等离子体。带电粒子在均匀磁场中受到的洛伦兹力垂直于磁场方向和 电荷运动方向，使得带电粒子一方面沿着磁力线做直线运动，另一方面绕着磁力线做旋转 运动，最终的结果是带电粒子沿着磁力线做螺旋前进运动。磁约束按照磁力线的形状可分 为线性磁约束和环形磁约束，线性磁约束以磁镜为主，环形磁约束包括托卡马克、仿星器 等，其中托卡马克是磁约束聚变中的主流装置。

磁镜：结构简单，但粒子损失严重

磁镜是一种两端开放的线性磁约束装置，具有两端磁场强、中间磁场弱的轴对称磁场位形。 带电粒子在磁场中沿磁力线朝两端运行时，可以在强磁场的位置发生反射而返回中心区。 磁镜的工作原理：一方面，带电粒子沿着磁场方向运动，具有一个平行于磁场的速度；另 一方面，带电粒子受洛伦兹力垂直于磁场方向做螺旋运动，具有一个垂直于磁场的速度。 由于磁场不会对带电粒子做功，因此带电粒子的总动能守恒。当带电粒子运动到磁场较强 的一端时，粒子垂直于磁场方向的速度分量将会变大，而平行于磁场方向的速度分量将会 相应地变小，直到完全失去平行方向的速度，从而被磁场反射，朝着弱磁场方向运动。当 运动到另一端，又会被反射回来，从而循环反复，实现对带电粒子的约束。

磁镜结构简单/建造成本低，但存在带电粒子损失问题。磁镜的优点在于结构简单，由两个 或多个线圈组成，建造成本低，易于构建和维护。其缺点在于线性磁约束存在粒子损失问 题，部分纵向速度非常大的带电粒子会越过强磁场区域而损失掉。若粒子速度与磁场之间 的角度定义为θ，粒子刚好能被反射回来对应的角度定义为θ0，以θ0为半顶角作一个圆锥 体，即为损失锥，凡是速度方向落在损失锥内的带电粒子都会损失掉。

场反位形装置：等离子体约束性能好，但聚变参数远低于劳森判据

场反位形（Field Reversed Configuration, FRC）是一种轴对称紧凑环型的等离子体位形， 对等离子体具有良好的约束性能。FRC 等离子体内部具有闭合的磁力线，其磁场方向在等 离子体的中心与边缘相反，对等离子体约束性能好。θ箍缩是 FRC 等离子体形成的主要方 式，其形成过程分为预电离、磁场反向、磁场重联和收缩平衡 4 步。首先在真空腔室中通 入氘氚气体，外部θ线圈对气体进行周期性放电使气体完全被电离，初始磁场被冻结在等 离子体内；随后θ线圈放电提供一个更强的反向磁场，使等离子体产生θ箍缩效应，向半 径方向压缩；在此过程中，反向磁场向等离子体内渗透，在放电管两端反向磁力线与等离 子体内冻结磁力线重新联结，形成闭合磁力线；最后由于两端磁镜的作用，进一步导致等 离子体轴向收缩，最终达到平衡状态。

FRC 装置通常采用“θ箍缩+对碰融合”的方式实现 FRC 等离子体形成区与压缩区的分离， 从而提高等离子体参数。首先，在装置两端形成区利用θ箍缩产生初始 FRC（场反位形） 等离子体；然后，通过两端的等离子体枪将 FRC 等离子体相对发射进入压缩区进行对碰、 融合，等离子体的动能大部分转化为热能，提高等离子体的参数；最后，进一步加热压缩 等离子体实现聚变。目前主流的 FRC 装置，包括 Helion Energy 的 Trenta 装置、TAE Technologies 的 C-2 系列装置以及中国科学技术大学自主设计建造的 KMAX 装置均采用这 种方式。

FRC 装置结构简单/具有较高的等离子体比压β，但 FRC 等离子体参数与劳森判据尚存在 较大差距。FRC 为线性装置，系统结构简单，建造成本低；并且 FRC 具有更高的等离子体 比压β（等离子体热压强与磁压强之比），β越高表明在一定的磁场强度下能够获得更高的 等离子体温度和密度，使得 FRC 装置可以采用反应截面小，但能量产率高的聚变反应，例 如 TAE Technology 采用氢硼聚变，Helion Energy 采用氘氘聚变和氘氦聚变。但 FRC 的等 离子体参数距离实现劳森判据还存在较大差距。以目前参数最高的 FRC 装置 C-2W 为例， 其等离子体参数为 n~1-3×1019m-3、Te+Ti~5keV、等离子体寿命~40ms，距离最容易发生的 氘氚聚变（T 达到 20keV 以上，nτ达到 1020m-3·s 左右）差 3 个数量级。

托卡马克：技术最为成熟，有望率先实现受控核聚变

托卡马克是利用磁场来约束高温等离子体的环形聚变实验设备。20 世纪 50 年代，苏联科 学家提出“托卡马克”（Tokamak）磁约束核聚变装置，它的名字由俄文中环形（toroidal）、 真空室（kamera）、磁（magnit）、线圈（kotushka）四个词的前几个字母组成。托卡马克 通过环向场线圈、中心螺管线圈和极向场线圈构成的磁体系统在环形真空室中构造出一个 闭合的螺旋形磁场，实现对高温等离子体的约束，使得聚变燃料在真空室中发生聚变反应。

苏联 T-3 装置首次实现聚变能量输出，掀起托卡马克研究热潮。1968 年苏联 T-3 托卡马克 首次实现核聚变能量输出，等离子体电子温度达到 1KeV，离子温度达到 0.5KeV，等离子 体密度和等离子体约束时间的乘积 nτ=1018s/m3，等离子体约束时间长达几毫秒，Q 值为 十亿分之一。T-3 装置在可控核聚变研究的重大突破，掀起世界范围内托卡马克的研究热潮。 普林斯顿实验室将仿星器-c 改造成了 ST 托卡马克；法国冯克奈-奥罗兹研究所建造 TFR 托 卡马克；西德马克思-普朗克研究所建造 Pulsator 托卡马克；日本原子能研究所建造 JFT- Ⅱ托卡马克。

90 年代欧美实现氘氚聚变反应，最高等效 Q 值 1.25 由日本实现。TFTR、JET 和 JT-60 并 称为世界三大托卡马克装置。TFTR 是美国于 1982 年建成并投入运行的全球首个大型托卡 马克装置。1993 年 12 月 9 日，TFTR 使用 1:1 氘氚混合燃料进行放电试验，Q 值达到 0.28； JET 是欧洲最大的核聚变合作项目，于 1991 年首次进行氘氚聚变实验，实现人类历史上首 次核聚变功率输出。2023 年 12 月，JET 用 0.2mg 燃料在 5.2 秒内产生了 69MJ 的能量； JT-60 是日本于 1985 投入运行的托卡马克装置，由于日本是二战战败国，禁止使用氚，因 此 JT-60 开展的聚变实验是氘氘反应。JT-60U 由 JT-60 升级改造而来，1998 年 6 月 25 日， 首次实现能量净输出，等效 Q 值达到 1.25。

中国建成世界首个全超导托卡马克装置 EAST，403 秒高约束模等离子体运行创造世界纪 录。EAST 由苏联 T-7 超导托卡马克改装而来，是由我国设计建造的国际上第一个建成并投 入运行的全超导托卡马克核聚变实验装置，其磁体系统全部采用超导磁体。EAST 装置具有 三大科学目标：1MA 等离子体电流、1 亿摄氏度高温等离子体和 1000 秒运行时间。EAST 于 2010 年运行 1MA 等离子体电流，2021 年 5 月 28 日实现可重复的 101 秒 1.2 亿摄氏度 和 20 秒 1.6 亿摄氏度等离子体运行，2021 年 12 月 30 日实现 1056 秒长脉冲高参数等离 子体运行，三大科学目标分别独立完成。2023 年 4 月 12 日 EAST 实现高功率稳定的 403 秒稳态长脉冲高约束模等离子体运行，创造托卡马克装置稳态高约束模运行新的世界纪录。

托卡马克由五大主体结构组成，磁体系统是核心部件

托卡马克的结构从内到外依次是包层模块-真空室-冷屏-磁体系统-冷屏-真空杜瓦。托卡马克 的主要装置包括磁体系统、真空室、包层模块、偏滤器、冷屏和外真空杜瓦以及支持系统。 托卡马克通过磁体系统的三组线圈产生螺旋形磁场约束等离子体。聚变反应需要在真空环 境内发生，为此设置真空室，同时真空室还起到支撑结构的作用。由于真空室的材料和结 构难以承受聚变反应的高温以及中子辐照，因此在真空室内侧设置包层模块实现热屏蔽和 辐射屏蔽。此外，反应过程产生的杂质会影响等离子体的稳定运行，因此在装置的底部装 有一圈偏滤器，用于排出杂质、氦灰。最后，在装置的最外侧装有真空杜瓦，在超导磁体 和真空室、真空杜瓦之间设置冷屏，以保证装置内部部件在工作温度运行。

（1）磁体系统

磁体系统是托卡马克核心部件，主要用于产生螺旋形磁场约束等离子体。磁体系统包括环 向场线圈、中心螺管（欧姆加热）线圈和极向场线圈三组线圈。磁体系统的工作流程为： ①环向磁场线圈通入电流，在环形真空室内产生环向磁场；②向环形真空室中通入工作气 体；③中心螺管线圈中通入变化的电流，产生变化的欧姆磁场感应产生环向电场，该电场 击穿工作气体，产生若干电子和离子；④工作气体被电离为等离子体，在环向电场的驱动 下形成环形等离子体电流，产生角向磁场，并与环向磁场合成为螺旋形磁场；⑤等离子体 受到热压强有向外扩张的趋势，若不采取措施，等离子体将撞向真空室壁而冷却；⑥极向 场线圈中通入电流产生垂直磁场，从而控制等离子体的形状和截面大小，实现磁约束。

1）环向场线圈（产生环状磁力线）：在线性磁场中，洛伦兹力使得原子核和电子绕磁场做 回旋运动，但洛伦兹力只能对垂直于磁力线的等离子体起到约束作用，如果等离子体平行 或切向磁力线运动，最终会沿磁力线方向飞出。因此，为了能够将等离子体限制在装置内， 将多个线圈围成一圈，从而形成环状磁力线，防止等离子体沿磁力线逃逸。

2）中心螺管线圈（加热等离子体并形成螺旋形磁场）：中心螺管线圈相当于变压器的初级 线圈，当中心螺管中的电流变化导致磁通变化时，将在环形真空室中感应出环电压，击穿 加入真空室中的工作气体产生初始等离子体。初始等离子体类似变压器次级线圈的导流载 体，会产生环向电流对等离子体进行欧姆加热。同时，环向电流会形成角向磁场，与初始 的环状磁场结合形成螺旋形磁场。由于在环状磁场中磁场强度存在梯度变化，内侧磁场强 度大，外侧磁场强度小，从而产生一个垂直粒子运动方向的力将电子和离子分离。电子和 离子的分离会形成电场，与环状磁场共同作用推动带电粒子向外扩散，最终被轰击到壁上； 而在螺旋形磁场中，粒子沿着磁场既环向运动又上下翻转，从而抵消电荷分离。

3）极向场线圈（控制等离子体截面形状和位置）：极向场线圈的作用是让等离子体稳定悬 浮在真空室内部，以及根据实验需要主动改变等离子体截面形状和位置。极向场线圈呈圆 环形，通常布置在环向场线圈外面，当通以环向电流时，线圈中的电流可以与等离子体环 向电流同向或反向从而产生相互吸引或排斥的作用力以控制等离子体形状，其电流强度和 方向需要可以根据实验需求动态反馈调节。

过去托卡马克装置尺寸不断扩大，以实现更好的等离子体约束性能。定标率公式基于各种 托卡马克实验数据拟合所得，衡量了等离子体约束性能。典型的定标率公式可表示为τ E=0.0562I0.93B0.15n 0.41P-0.69R1.39α0.58κ0.78M0.19，其中τE 为能量约束时间，I 为等离子体电 流，n 为等离子体密度，B 为磁场强度，P 为等离子体的加热功率，R 为等离子体环大半径， α为等离子体截面半径与环半径之比，κ为等离子体截面形状拉长比，M 为等离子体中粒 子的质量数。由于磁场决定了指数第二大的等离子体电流的 I 大小，因此根据定标率公式， 托卡马克的约束性能很大程度上取决于等离子体环大半径 R 和磁场强度 B。最终聚变三乘 积与托卡马克等离子体大半径的 2.5 次方和磁场的 3.5 次方成正比。因此在过去几十年中托 卡马克实验装置越建越大，磁场越来越强，以实现更好的等离子体约束性能。

超导材料应用解决线圈发热问题，并推动托卡马克小型化。常规托卡马克装置的磁体系统 采用铜导体建造线圈，由于铜本身存在电阻，而托卡马克装置中需要大电流产生磁场，会 产生严重的发热问题。超导材料电阻为零，能够根本上解决电阻导致的材料发热问题，维 持装置的稳态运行；并且超导磁体磁场强度大，通入相同通量的电流，所需要的超导体尺 寸更小，有助于将托卡马克磁体系统做得小型紧凑，从而降低建设成本、缩短建设周期， 加速装置的更新迭代。

（2）真空室

真空室为等离子体提供真空运行环境以及为辅助支持系统提供接口。真空室位于环向场线 圈内部，其作用是隔绝地球大气的复杂气体环境，为聚变等离子体及其工作气体提供独立 纯净的真空电磁腔室。为了满足实验要求，真空室需要在不同位置开设窗口，以便为外围 的抽气系统、等离子体加料与加热系统、等离子体诊断监测系统等提供接口。

D 形截面设计提高等离子体比压β并平衡线圈内部张力。在早期的托卡马克设计中，真空 室截面为圆形。在对圆形截面实验装置的长期研究过程中发现，D 形截面具有大拉长比和 大三角形变，能够提高等离子体的β值。同时，在圆形截面下，由于装置内侧空间小，线 圈之间的距离更近，导致靠近装置芯部一侧的环向场线圈之间的张力明显高于装置外侧线 圈之间的张力，而采用 D 形线圈，内部的张力会更加均衡。因此，现代托卡马克装置设计 上普遍采用非圆截面（D 形）。

（3）包层模块

包层模块的作用是热屏蔽和辐射屏蔽。包层模块位于真空室内侧，主要作用是实现热屏蔽 和辐射屏蔽，保护结构免受等离子体产生的高热和中子辐照的伤害。包层模块由一个个模 块构成，每个模块可分为第一壁、屏蔽模块两个部分。第一壁是聚变装置中直接面对等离 子体的部件，会长时间受到热负荷、中子辐照和等离子体辐照三重负载，因此需要第一壁 材料满足耐高温、传热性能好、低中子活化、溅射率低、氘氚滞留小的性能要求，ITER 已 经考虑使用铍或钨作为目前的第一壁材料。屏蔽模块位于第一壁之后，主要提供核屏蔽以 及冷却水。

（4）偏滤器

偏滤器通过改变磁场位形从而形成等离子体边界，避免等离子体和第一壁直接接触。托卡 马克中的螺旋形磁场虽然能够有效地约束等离子体，但并没有给等离子体划定边界，导致 等离子体会与第一壁会发生较强的相互作用。偏滤器的作用就是将等离子体与第一壁相互 作用较强的区域转移到远离中心等离子体的偏滤器腔室中。偏滤器的线圈通过产生磁场与 真空室中的螺旋磁场耦合形成一个“8”字形状的磁场位形，在两者之间会形成一个磁场为 零的点，即 X 点。X 点所在的磁面为最外闭合磁面（LCFS），LCFS 以内为主等离子体区， 以外为刮削层（SOL）。从主等离子体区横越出来的粒子流和热流会沿着 SOL 区开放磁力 线被输运到偏滤器腔室内，与偏滤器靶板发生作用，从而避免了与第一壁的直接接触。 偏滤器可以有效排除杂质，维持聚变反应的持续性。聚变反应过程中会产生氦灰，同时中 子轰击第一壁也会产生杂质，这些杂质回流到等离子体，会影响等离子体的稳定运行，甚 至导致等离子体破裂。偏滤器刮削层区中的开放磁力线可以把聚变产生的氦灰以及第一壁 上产生的杂质输运到偏滤器中，然后由大抽速低温泵抽出，从而保证等离子体的稳定运行。

（5）冷屏和外真空杜瓦

冷屏和外真空杜瓦将超导磁体与高温等离子体、室温大气隔绝，保持超导磁体正常运行。 超导装置从内到外存在巨大温差，其中真空室内部是高温等离子体，真空室外是需要在液 氦温区运行的超导磁体，而装置外面则是室温大气。为了有效降低超导磁体热负荷，需要 有保护超导磁体的隔热设施。首先使用外真空杜瓦把主机与室温大气绝热隔离，从而减少 大气环境对超导磁体的影响。其次，在超导磁体与外真空杜瓦之间以及在超导磁体与内真 空室之间设置冷屏，从而保证超导磁体的热负荷满足可靠运行的要求。

（6）支持系统

1）辅助加热系统（加热等离子体）：中心螺管线圈对等离子体进行欧姆加热，但随着等离 子体温度的升高，等离子体中的电阻减小，导致欧姆加热的效率逐步减小。为了进一步提 高等离子体的温度，需采用中性束注入和射频波加热两种辅助加热方式。中性束注入即向 等离子体中注入高能量的中性燃料粒子，通过碰撞对等离子体进行加热，注入等离子体的 中性燃料粒子最终会被电离，成为等离子体的一部分。射频波加热是向等离子体中发射电 磁波进行加热，如果注入波的频率与等离子体中某个固有频率相同，便会产生与射频波的 共振吸收，射频波的能量被等离子体吸收从而产生加热效应。射频波加热主要包括电子回 旋共振加热（ECRH）、离子回旋共振加热（ICRH）和低杂波电流驱动（LHCD）三种方式。

2）冷却水系统（冷却设备）：将等离子体中产生的热量排放到环境中，并冷却辅助系统。 3）诊断系统（诊断等离子体性能）：测量等离子体的温度、密度、形状、位置等，从而控 制、评估和优化等离子体的性能，包括磁诊断（测量等离子体的电流和能量）、光学系统（测 量等离子体的温度和密度）以及微波诊断（探测主等离子体和偏滤器区域的等离子体）等。 4）燃料循环系统（循环核燃料）：从真空室提取未消耗的燃料和杂质并重新注入燃料循环。 5）电源系统（提供电力）：为托卡马克装置以及相应的运营设备提供电力。

高温超导磁体/第一壁全钨替代提高等离子体约束性能，增殖包层推动托卡马克实现自持

托卡马克当前面临的最大难题是等离子体控制，维持等离子体长时间的稳定运行而不破裂 需要考虑两方面的问题：一方面是要通过强大磁场约束住等离子体，另一方面是避免面向 等离子体材料产生的杂质影响等离子体稳定运行。此外，托卡马克未来要想在点火后实现 自持燃烧，不仅需要维持等离子体稳定运行，还需要源源不断向堆内补充燃料。氘在自然 界中储量丰富，但氚基本已经衰变消失，因此托卡马克需具备氚增殖功能以实现氚自持。

（1）高温超导+AI 深度学习提高等离子体约束性能

等离子体环向电流容易产生不稳定性，破裂下聚变装置可能损坏。由于托卡马克存在大环 向电流，导致等离子体容易产生各种不稳定性，尤其是磁流体（MHD）不稳定性，会严重 影响等离子体的约束，甚至导致等离子体破裂。等离子体破裂是指等离子体温度陡然下降 并使等离子体放电，在短时间内瞬间出现淬灭的现象。在等离子体破裂期间，等离子体电 流快速下降引起高的感应环电压，逃逸电子在高环电场的加速下通量和能量急剧增加，形 成逃逸电流，导致放电中断并且面对等离子体的材料元件受到很大的机械应力和电磁负载， 损坏聚变装置。

H 模实现更长的能量约束时间，是托卡马克标准运行模式。等离子体之间相互作用会产生 能量输运过程，由微观不稳定产生的湍流导致的能量输运为湍流输运。在等离子体边缘处 湍流较强，会损失大量能量，导致等离子体处于较低的约束水平，称为低约束运行模式（L 模）。1982 年，德国物理学家 F.Wagner 在 ASDEX 托卡马克上发现，在 L 模的基础上提高 加热功率并超过一定阈值后，低约束模式（L 模）会自动转变为高约束运行模式（H 模）。 在 H 模式下，等离子体边缘会自发形成输运垒，使得等离子体边缘的湍流输运大幅降低， 能量约束性能相较于 L 模获得极大改善，从而能够实现更长的能量约束时间。H 模已成为 国际热核聚变实验堆（ITER）的标准运行模式。

高温超导磁体能够增强等离子体稳定性，并进一步推动托卡马克小型化。目前主流的托卡 马克装置采用的是低温超导磁体（临界温度<25K），其稳定运行最高磁场强度在 15T 左右， 而高温超导磁体（临界温度≥25K）能够提供更高的磁场强度，其稳定运行最高磁场强度可 达到 45T。在托卡马克中，边缘安全因子 qψ=BΦa/BθR，表示磁力线绕等离子体小环一圈， 其对应需要绕大环的圈数，用于衡量等离子体平衡的稳定性。由于 qψ与环向磁场强度 BΦ 成正比，因此高温超导磁体应用于环向场线圈，能够增强等离子体对不稳定性的抵抗能力， 提高等离子体约束性能。并且聚变三乘积与托卡马克等离子体大半径的 2.5 次方和磁场的 3.5 次方成正比。因此，高温超导磁体的应用将进一步推动托卡马克小型化，降低装置建造 成本。

人工智能应用有望实现对等离子体的精确控制。通过深度强化学习，人工智能技术能够实 时模拟等离子体的状态，从而精确控制和预测等离子体的不稳定性，提前干预等离子体的 运行，防止等离子体破裂。2022 年，谷歌旗下 DeepMind 与瑞士洛桑联邦理工学院瑞士等 离子体中心联合，开发了一个人工智能深度强化学习系统，并成功实现对托卡马克内部核 聚变等离子体的控制。2023 年，在此前研究的基础之上，通过改变算法不仅将等离子体形 状的精度提高了 65%，还让学习新任务所需要的时间减少 3 倍以上。2024 年，普林斯顿的 研究团队通过 AI 技术，能够在等离子体发生不稳定性前 300 毫秒进行预测，并采取措施预 防，提高了核聚变反应的可操作性和持续性。

（2）铍或将被钨全面替代，液态锂有望作为固体第一壁替代方案

面向等离子体材料（PFM）是保护真空室内壁和各种内部部件免受高温等离子体直接辐照 的第一道屏障，包括第一壁和偏滤器靶板。PFM 直接面向高温等离子体，需经受高热负荷 冲击、等离子体辐照和中子辐照三重负载，因此对材料性能要求极高。 1）热负荷：面向等离子体材料（PFM）需要面对上亿摄氏度的高温等离子体，因此需要良 好的热力学性能、高熔点，从而能够快速移除等离子体沉积的热量，避免温度积累熔化材 料。 2）等离子体辐照：真空室中从被约束等离子体中逃逸出来的氘氚离子会引起材料表面原子 的溅射，导致原子脱离进入等离子体，影响等离子体的约束性能。因此，PFM 要求具有低 溅射率和低氚滞留。3）中子辐照：氘氚聚变反应过程中会产生 14MeV 的高能中子，中子辐照一方面会导致材 料内部产生大量离位原子，形成点缺陷，尤其对于重原子，离位损伤效应更为严重；另一 方面，中子会与材料发生嬗变产生杂质原子。因此，要求 PFM 具备低原子序数和低活化。

碳基材料、铍以及钨是 PFM 候选材料，ITER 已经确定使用铍和钨分别作为目前的第一壁 和偏滤器材料。碳基材料的优点是低原子序数、热力学性能好、熔点高，因此最早被应用 于第一壁和偏滤器靶板。但由于碳基材料的氚滞留高，影响等离子体密度控制，已经逐渐 被其他材料所取代。铍具有低原子序数、低氚滞留的优点，是目前第一壁的主流材料。但 铍的熔点低，溅射率高，一般只用于能流密度不高的等离子体第一壁。钨具有高熔点、高 热导率、低热膨胀系数、低溅射率和低氚滞留，因此适用于热流冲击最大的偏滤器靶板。

合金化处理提升钨性能，有望实现面对等离子体材料全钨替代。钨的优异性能使其被认为 是未来聚变装置中最有前景的面对等离子体材料，但钨作为高原子序数材料且易活化，容 易受到中子辐照产生缺陷以及铼、钽、锇等嬗变元素，引起等离子体不稳定。通过向钨中 添加氧化物颗粒、碳化物颗粒和合金化元素进行合金化处理，能够有效提高钨材料的断裂 韧性、热冲击以及抗中子辐照性能。ITER 已经确定了一条从铍/碳/钨到铍/钨，最后变成全 钨的发展路线。2023 年起，ITER 开始加速第一壁全钨替换的研究设计。

流动液态锂壁可作为固体第一壁替代方案，解决固定材料寿命问题并且提高等离子体约束 性能。液态金属作为第一壁具有自我更新能力、使用寿命长的优点，能够解决传统固体材 料使用寿命有限的问题。液态锂作为低原子序数材料，与等离子体具有较好的兼容性，是 比较理想的第一壁材料。在等离子体作用下锂通过蒸发和溅射进入等离子体边界，被迅速 电离并跟随刮削层流的方向输运，形成一个不均匀分布的锂辐射层，在一定程度上隔离了 高温等离子体与第一壁材料，减少了从壁材料表面释放的杂质粒子，从而提高等离子体的 约束性能。

（3）包层模块将升级为增殖包层以实现氚自持

天然氚基本消失，而聚变堆需氚自持持续运行。目前聚变反应主要采用的是氘氚聚变，氘 在自然界中储量丰富，但氚由于半衰期只有 12.43 年，在自然界已基本衰变消失，为了实 现聚变堆的长时间稳态运行，在聚变堆消耗氚的同时，必须要依靠聚变堆自身增殖足够的 氚以实现氚燃料的自持。根据《托卡马克聚变实验堆研究进展》（2023 年），一个典型的 1000MW 电功率的聚变堆发电站所需的聚变功率约为 3000MW，其满功率年运行将消耗约 150kg 的氚燃料。

未来包层模块将升级为增殖包层，通过增殖单元产氚实现氚自持，增殖单元包括氚增殖剂 和中子倍增剂： 1）氚增殖剂中锂与中子反应生产氚，提取后补充堆内氚消耗。氚增殖剂可分为固体产氚剂 和液态金属产氚剂，固体产氚剂为 Li4SiO4、Li2TiO3 或 Li2ZrO3 制成的陶瓷小球，陶瓷球堆 积形成球床产氚区；液态金属产氚剂采用 LiPb 液态金属，相较于固体产氚剂，液态金属中 锂占比高，产氚性能好，并且液态金属没有辐照损伤问题，寿命更长。增殖产生的氚不会 自动返回聚变堆，需要经配套系统中的氚工厂提取后进行处理，才能进入堆内实现氚循环。 2）中子倍增剂用于提高氚增殖率。理想情况下氘氚反应产生的一个中子正好与锂反应，但 在实际情况中存在中子损耗，因此需要在增殖单元中加入铍或铅作为中子倍增剂。当一个 中子与铍或铅发生反应后会产生两个中子，这两个新的中子又可以继续引发更多的中子， 直到次级中子能量不足以激发新的中子，形成一种有限链式反应，从而提高氚增殖率。

ITER：2025 年有望完成第一阶段建设，将成为世界上最大的托卡马克

ITER 计划由欧盟、美、日、俄、中、韩、印七方共同参与，建成后为世界上最大的托卡马 克装置。1985 年，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 个可自持燃烧的托卡马克核聚变实验堆，以便对未来聚变示范堆及商用聚变堆的物理和工 程问题进行深入探索。21 世纪初，中国、韩国、印度先后加入了 ITER 计划。ITER 的设计 参数为等离子体大半径 6.2m，小半径 2m，磁场强度 5.3T，等离子体体积为 837m3，以 50MW 的输入功率产生 500MW 的核聚变功率，实现能量增益因子 Q>10，重复持续燃烧时间达到 500 秒，一旦建成将成为世界上最大的托卡马克装置。

ITER 计划分三个阶段进行，2025 年即将完成第一阶段建设。ITER 计划第一阶段从 2007 年到 2025 年，为实验堆建设阶段；第二阶段为热核聚变运行实验阶段，持续 20 年，其间 将验证核聚变燃料的性能、实验堆所使用材料的可靠性、核聚变堆的可开发性等，为大规 模商业开发聚变能进行科学和技术认证，第三阶段为实验堆退役阶段，历时 5 年。目前正 处于第一阶段实验堆建设的后期，计划将于 2025 年建成，2035 年实现初步氘氚聚变作业。

ITER 将实现三阶段科学目标和三大工程目标，最终为商用聚变堆奠定基础。ITER 科学目 标的第一阶段是通过感应驱动获得聚变功率 500MW、能量增益因子 Q>10、脉冲时间 500s 的燃烧等离子体；第二阶段，通过中性束注入和射频等方式非感应驱动等离子体电流，产 生聚变功率大于 350MW、Q>5、燃烧时间持续 3000s 的等离子体，研究燃烧等离子体的稳 态运行；第三阶段，实现 Q=3-5 的稳态运行。ITER 的工程目标是创造和维持等离子体、检 验各部件在聚变环境下的性能以及实验氚增殖包层模块，科学目标和工程目标的实现，将 为商用核聚变堆的建造奠定可靠的科学基础。

仿星器：运行稳定，但结构设计复杂

仿星器采用外部线圈直接产生螺旋形磁场，等离子体运行稳定。仿星器是一种通过外部磁 场线圈系统实现磁约束核聚变的实验装置。与传统的托卡马克装置通过环向场线圈和中心 螺管线圈产生螺旋状磁场不同，仿星器不依赖等离子体内部的电流，而是由外部线圈直接 产生螺旋状磁场，这种设计使得仿星器能够提供更稳定的磁场，有助于更有效地约束等离 子体，减少等离子体的不稳定性。

仿星器线圈结构设计多样，从“8”字形线圈发展到模块化线圈

在环形磁场中，带电粒子沿磁力线运动会发生磁场曲率漂移和磁场梯度漂移，使得电子和 离子在容器顶部和底部积累，最终导致带电粒子撞上容器壁而损失。仿星器通过改变环形 线圈的空间布局或者添加额外的线圈，扭转磁力线，产生螺旋磁力线，从而避免粒子损失。 自仿星器诞生以来，产生了多种线圈结构设计方式。 原始仿星器通过扭转磁力线和真空容器室约束等离子体，大尺寸装置建造难度大。仿星器 的原始概念由斯必泽教授于 1951 年提出，是一种“8”字形仿星器，通过将两个环形磁场 断开、扭曲、对接，构成了“8”字形磁力线。在右侧弯管时，离子被推向上部，电子被推 向下部；在左侧弯管时，电子被推向上部，离子被推向下部，最终粒子的偏离相互抵消， 实现对等离子体的约束。但由于“8”字形仿星器的结构独特，导致大尺寸装置建造困难。

标准仿星器采用螺旋线圈和环形线圈组合产生螺旋形磁场，建造成本高。标准仿星器的结 构是在简单环形线圈的基础上增加若干组螺旋线圈。通过环向磁场线圈和螺旋磁场线圈的 组合，从而扭转磁场让磁力线连接环形容器的顶部和底部，形成螺旋形磁场，同样能够消 除顶部和底部的电荷积累，避免漂移损失。W7-A 采用环向磁场线圈和螺旋磁场线圈组合的 设计，在结构上不存在明显的制造困难，但由于环向磁场线圈和螺旋线圈是互相嵌套的， 至少一个线圈需要现场绕制，很难大规模生产，导致质量控制难、成本高。

先进仿星器采用模块化线圈直接产生螺旋形磁场，提高生产效率/降低成本。将仿星器线圈 展开至平面可以发现，环向磁场线圈和螺旋磁场线圈构成是具有一定周期性的重复结构。 因此通过构造模块化线圈，并按照一定的规则排列，可以产生等效的电流分布和螺旋形磁 场。通过模块化线圈直接产生螺旋形磁力线，可以避免环向磁场线圈和螺旋磁场线圈的嵌 套，从而符合工业化规模化生产的要求，提高效率、降低成本。并且模块化线圈能够带来 宽裕的优化空间，便于分析热核聚变等离子体在复杂三维磁场中的运动，探索最佳的磁场 形态。

国外仿星器研究处于领先地位，中国实现 0 到 1 突破

德国仿星器取得等离子体持续时间的里程碑成就，日本实现无中子核聚变。德国 Wendelstein 7-X 是世界上最大的仿星器，于 2015 年 12 月开始运行。2023 年 2 月 15 日， W7-X 在实验中成功实现 1.3GJ 的能量周转，高温等离子体持续时间长达 8 分钟。W7-X 下 一阶段目标实现长达 30 分钟的连续放电。大型螺旋装置（LHD）由日本国家聚变科学研究 所（NIFS）管理运营，是继 W7-X 之后的世界第二大超导仿星器。2023 年首次在 LHD 中 实现了氢-硼聚变实验，反应产物仅 3 个α粒子，证明了无中子核聚变的可行性，使制造更 清洁的聚变堆成为可能。螺旋对称实验（HSX）是美国开发的一种具有准螺旋对称磁场结 构的仿星器，磁场结构的高场和低场区域以螺旋状环绕设备，能够提供更高的约束性能。

中国准环对称仿星器（CFQS）启动建设，将填补仿星器研究领域空白。2023 年 5 月 6 日， 西南交通大学与日本国家核融合科学研究所共同设计和建造的准环对称仿星器在四川启动 建设。该装置中心磁场强度 1T、大半径 1m、平均小半径 0.25m，磁场呈准环对称性，是 当今受控核聚变仿星器领域磁场位形最先进的装置，建成后将填补中国仿星器相关研究领 域空白，实现 0 到 1 的突破。

仿星器理论约束能力更强，设计复杂性是发展限制因素

仿星器具有出色的理论约束能力，但计算机模拟和制造能力要求高且存在局部磁镜导致粒 子损失。由于仿星器直接利用外部线圈产生环形螺旋磁场，不需要产生等离子体电流，这 使得装置不会受到等离子体电流导致的不稳定性影响，可以避免等离子体电流引起的破裂 风险，容易实现稳态运行。但仿星器由于其三维不对称性，建造起来更复杂，其磁体的设 计和加工要求达到非常高的精准度，否则可能影响整体性能。由于上世纪的计算机模拟水 平和工艺制造水平低，仿星器建设周期长，发展缓慢。此外，模块化仿星器的线圈数目非 常多且极不规则，会形成大量局部磁镜，这将导致一些粒子被“捕获”在局部磁镜中，无 法完整地完成环向运动，导致带电粒子损失。

附录 3：惯性约束已实现聚变点火，但能量转换效率低

惯性约束利用内爆产生的惯性约束等离子体，氢弹为最成熟的应用。惯性约束聚变依靠高 能射线的烧蚀使靶丸内爆，在极短时间内实现燃料的高压、高温压缩引发聚变。目前惯性 约束应用最成熟的是氢弹。氢弹的爆炸原理是：在氢弹中有一颗原子弹，首先引爆原子弹， 原子弹爆炸后会放出高能的 X 射线，X 射线经外壳反射后聚集到位于中心的氘化锂上，表 面的烧蚀材料在高温下融化膨胀，产生的冲击波将氘化锂向内压缩，同时原子弹爆炸产生 的大量中子轰击锂原子发生反应生成氦和氚，在高温高压下进一步发生氘氚聚变反应，释 放巨大能量。

惯性约束需要面密度ρR>3g/cm2 才能实现较高燃耗的聚变点火。在惯性约束中，同样需要 满足劳森判据才能实现聚变点火，但在要求上区别于磁约束核聚变。对于磁约束核聚变反 应，约束时间τ由被加热的粒子和能量弥散的时间来决定，而在惯性约束核聚变反应中， 这个时间则是由等离子体的膨胀时间来决定的，与靶丸的半径 R 正相关。同时用燃料的质 量密度ρ代替等离子体密度 ne，可得到变形后的劳森判据为ρR>0.2g/cm2，ρR 称为面密 度。对于氘氚等离子体，其燃耗φ=ρR/（ρR+6），当ρR=0.2g/cm2，燃耗只有 3.2%。燃 耗越高，意味着燃料的利用率越高。为了保证燃耗在 33%以上，通常要求面密度ρR>3g/cm2。

间接驱动是激光惯性约束主流方式，但“激光-X 射线”能量转换率低

激光惯性约束（LICF）利用激光代替原子弹作为驱动源，是惯性约束主流方案，可分为强 光辐照、内爆压缩、聚变点火和聚变燃烧四个过程。氢弹爆炸过程中的核聚变反应释放能 量巨大，但不可控制，难以用于商用聚变堆。为了实现可控的核聚变，目前惯性约束的主 流方案是用激光代替原子弹作为驱动源。激光惯性约束聚变是直接利用激光或者利用激光 产生的 X 射线均匀地作用于装填氘氚燃料的微型球状靶丸外壳表面，烧蚀形成向外膨胀的 高温高压等离子体，利用反冲压力，使靶的外壳极快向心运动，压缩氘氚主燃料层到极高 的密度和温度，从而发生聚变反应。激光惯性约束聚变可以分为四个阶段：强光辐照、内 爆压缩、聚变点火和聚变燃烧。 1）强光辐照：激光束或 X 射线快速加热靶丸表面，形成一个等离子体烧蚀层。 2）内爆压缩：利用靶丸表面热物质向外喷发，从而反向压缩燃料。 3）聚变点火：通过向心聚爆过程，使氘氚核燃料达到高温、高密度状态。 4）聚变燃烧：热核燃烧在燃料内部蔓延，聚变放能大于驱动能量，获得能量增益。

实现激光惯性约束聚变有直接驱动和间接驱动两种不同的驱动方式：

（1）直接驱动

直接驱动由激光束直接辐照靶丸，能量利用率高但对辐照均匀性要求高。在直接驱动过程 中，激光束直接辐照靶丸，压缩聚变燃料使其到达点火和自持燃烧条件。直接驱动具有激 光能量利用率高且靶丸构形简单的特点，但其要求在烧蚀面附近的压力分布均匀，对激光 束辐照均匀性提出很高要求，不均匀度小于 1%~2%，因此在激光惯性约束聚变研究中不常 使用。

（2）间接驱动

间接驱动由激光束反射产生的 X 射线辐照靶丸，辐照均匀性好但“激光-X 射线”转换能量 利用率低。激光惯性约束聚变主要采用间接驱动方式。间接驱动是利用激光照射黑腔，激 光能量被黑腔内壁吸收，腔壁升温、电离，同时辐射出大量 X 射线，X 射线驱动靶丸内爆， 压缩聚变燃料使其到达点火和自维持燃料条件。黑腔壁为高 Z 材料，即原子序数高的材料， 通常用金和钨，高 Z 材料电子密度高，能够将吸收的激光能量大部分转换为 X 射线。间接 驱动具有较好的辐照均匀性，并且 X 射线的烧蚀深度大，产生的驱动内爆压力高，但是存 在“激光-X 射线”转换这一复杂的辐射流体力学过程，转换过程中存在能量损失，导致能 量利用率低。

三种点火方式，中心点火是主流路线

激光惯性约束实现聚变点火主要有中心点火（也称热斑点火）、快点火和体点火三种路线：

（1）中心点火

中心点火通过热斑点燃聚变反应提高能量效率，但对压缩对称性要求严格。中心点火是指 内爆压缩后位于中心部位的小部分燃料首先达到点火条件，形成热斑，然后点燃聚变反应。 中心点火的靶丸结构由烧蚀层、氘氚冰主燃料层和氘氚饱和蒸气的中心区组成。内爆过程 中形成的激波越过壳层进入中心区气体，气体燃料达到更高的温度并形成热斑发生聚变反 应。氘氚热核反应释放的α粒子将能量释放到周围的主燃料层，将主燃料层点燃。惯性约 束的能量耦合度（靶丸吸收能量和激光释放能量之比）较低，目前在 1%左右，并且激光器 将电能转换为激光存在能量损失，通过中心点火可提高能量效率，但中心热斑的形成需要 极其严格的压缩对称性。

（2）快点火

快点火将燃料靶丸的压缩和点火分开进行，大幅降低对爆炸对称性和驱动能量的要求。快 点火首先利用较短波长、中等强度的激光烧蚀靶丸，使燃料尽可能地被压缩；然后利用激 光在等离子体中传播的穿孔效应在压缩的燃料外围形成通道；最后具有超高功率密度的点 火激光通过上述通道，将能量沉积到压缩的燃料核心附近，使燃料点火燃烧。快点火初始 压缩期仅要求达到高密度，并不要求高温度，所以对压缩激光要求大幅度降低。超短脉冲 强激光与压缩后的高密等离子体相互作用，可以使激光能量高效地转换给超热电子，高效 加热靶芯实现点火，从而大幅降低对驱动能量的要求。理论计算表明，快点火方案仅需要 10 万焦耳的激光能量就可以实现高增益的核聚变，比传统的中心点火方案低 10 倍。

（3）体点火

体点火采用双壳层靶结构实现燃料整体同时点火，降低实验成本/提高燃料利用率。体点火 是使氘氚燃料整体同时点火的一种方式。体点火靶丸采用同心双壳层结构，其中外壳层为 烧蚀层，作用是吸收激光产生推进动力；内壳层为推进层，能够限制点火燃料的辐射损失； 中间层为低密度泡沫材料，用于支撑和固定。在双壳层靶中，激光加热外部的烧蚀层，同 时产生一定的压力加速向内推进，当外壳层与内壳层相遇，速度加倍，使得内壳推进层与 常规烧蚀条件下比具有更高的内爆速度，实现整体点火。与中心点火不同，体点火的燃料 采用高密度气体，而非固体氘氚冰，避免了冷冻靶制备，实验成本大大降低。并且由于是 燃料整体点火，体点火比中心点火的燃料利用率高。

美国 NIF 已实现聚变点火，中国神光Ⅲ性能位于世界前列

美国 NIF 是世界上最大的惯性约束装置，已成功实现聚变点火，最高输出 3.88MJ 的聚变 能量。NIF 于 2009 年正式建成，耗资约 35 亿美元，其激光器系统共 192 束激光，每 4 束 激光组成一个束组，共 48 个束组，总输出脉宽为 4ps，功率为 500 亿瓦。实验过程中，192 束激光在十亿分之一秒内同时发射，聚焦在靶室内的氘氚靶丸上，使其发生聚变反应。2022 年 12 月 5 日，NIF 利用 2.05MJ 激光驱动能量，获得了 3.15MJ 的氘氚聚变放能，跨越了 热核聚变点火这一标志性的门槛。在随后一年内，NIF 又有三次实验实现了聚变点火，其中 2023 年 7 月 30 日，NIF 实现第二次聚变点火，以 2.05MJ 的激光驱动能量获得了 3.88MJ 的氘氚聚变放能，创造迄今为止最高纪录。

神光-Ⅲ主机激光装置由中国独立研究设计，规模和性能亚洲第一、世界第二。中国神光- Ⅲ是在神光-Ⅱ与神光-Ⅲ原型装置的研究和开发基础上，由中物院激光聚变研究中心会同国 内 200 多家单位协作设计并搭建。该装置的设计总输出能量为 180kJ，峰值功率高达 60TW， 2015 年建成并进行第一次全功率打靶，输出能量 181.3kJ。神光-Ⅲ主机激光装置由前端、 预放大、主放大、靶场、光束控制与参数测量、计算机集中控制六大系统组成。该装置的 48 束激光分为 6 个束组，每个束组包含 8 束激光，按 4x2 阵列排布。在目前已建成用于惯 性约束聚变研究的激光装置中，神光-Ⅲ主机激光装置的总体规模和性能位列亚洲之一、世 界之二，仅次于美国 NIF 装置，达到国际先进水平。

激光惯性约束聚变时间短/能量转换效率低，不适用于核电站

激光惯性约束装置聚变部分体积小，但聚变时间短且能量转换效率低。激光惯性约束通常 采用间接驱动方式，其优点在于聚变发生在黑腔内，体积小，无需建造复杂的聚变容器。 激光惯性约束的缺点在于聚变反应发生在极短时间内，能量在瞬间释放，而发射激光需要 间隔一段时间进行充能，导致不能持续地输出能量。如果核电站使用激光惯性约束，那么 需要以 10 发/秒的频率发射激光，目前还难以实现。此外，激光惯性约束需要先通电产生激 光，然后再发射激光打向靶丸。在这过程中，“电能-激光”转换效率为 1%，而“激光-靶丸” 之间的能量耦合度也仅为 1%，导致能量转换效率低。因此，激光惯性约束不适用与核电站。

附录 4：磁惯性约束结合磁约束与惯性约束，需进一步验证

磁惯性约束融合磁约束和惯性约束，可分为磁化套筒与磁化靶。磁惯性约束通过磁场约束 低密度等离子体，然后使用激光或活塞等惯性约束方法对等离子体进行加热和压缩，从而 实现聚变反应。根据原理差别可分为磁化套筒与磁化靶两类技术路线，前者主要依靠磁场 产生内爆动力，以 Z-箍缩为代表，后者则主要依靠磁场构建等离子体靶。

Z 箍缩聚变：磁场驱动内爆，能量转换效率高达 15%

Z 箍缩聚变利用洛伦兹力驱动内爆，能量转换率高/装置成本低。Z 箍缩是等离子体在轴向 （Z 方向）强大电流产生的洛伦兹力作用下，在径向形成的自箍缩效应。Z 箍缩聚变就是利 用电磁脉冲功率技术，使柱形负载在轴向电流及其感生磁场的作用下发生自箍缩或高速内 爆。Z 箍缩负载通常采用金属钨丝，当大电流通过钨丝时，钨丝被电离成等离子体，大电流 产生的磁场将等离子体推向中心靶丸，中心靶丸高温高压下实现聚变。Z 箍缩具有能量转换 效率高（电能-X 射线转换效率约 15%）、输出 X 辐射总能量高以及造价相对低廉等特点， 主要有黑腔辐射间接驱动和磁化套筒惯性聚变两种技术路径。

黑腔辐射间接驱动：辐照对称性高，中国方案改进结构实现更高性能

Z-箍缩驱动聚变反应的技术途径之一是黑腔辐射间接驱动聚变，主要原理是利用 Z 箍缩内 爆产生黑腔辐射场，压缩氘氚靶球内爆，实现热核点火与燃烧，主要包括双 Z 箍缩黑腔和 动态黑腔两种黑腔构型。

（1）双 Z 箍缩黑腔

双 Z 箍缩黑腔辐射对称性高，但能量转换效率低。双 Z 箍缩黑腔构型包括两个相同的初级 Z 箍缩黑腔和一个次级静态壁黑腔，并以回流罩作为黑腔壁。在初级黑腔中，丝阵等离子体 与中心轴的泡沫转换体碰撞产生 X 射线辐射源，经过黑腔壁反射后辐照位于次级黑腔中心 的靶丸。双 Z 箍缩黑腔构型的优势是辐射波形可以适当调节，黑腔尺寸大，辐照靶丸的辐 射对称性高；其缺点在于 X 射线需要经过反射，因此能量转换效率相对较低，需要较高的 驱动电流才可以实现聚变。

（2）动态黑腔

动态黑腔结构紧凑，能量转换效率高。Z 箍缩动态黑腔主要由阴阳极板、泡沫柱、泡沫柱 中心的聚变靶丸以及金属丝阵所构成。当丝阵中通入强电流时，丝阵气化电离所形成的等 离子体在磁场的箍缩力作用下向柱体轴心加速运动。随着丝阵等离子体向轴心运动，会逐 渐融合形成等离子体壳。当高速运动的等离子体壳撞击泡沫柱时，会在泡沫柱中形成冲击 波，加热泡沫并释放大量的辐射，辐射压缩置于泡沫中心的聚变靶丸，从而发生聚变反应。 运动的柱形等离子体壳和 Z 箍缩的阴阳极板围成一个封闭的柱形黑腔，由于等离子体壳是 运动，故称动态黑腔。动态黑腔结构紧凑、能量转换环节少，相比于双 Z 箍缩黑腔，动态 黑腔没有次级黑腔辐射输运，因此具有更高的能量转换效率和较低的驱动条件需求。

（3）局部整体点火方案

局部整体点火方案由中国工程物理研究院彭先觉院士提出，在设计中把点火区与主体燃烧 区用重介质分开，点火区位于系统的中央（是聚变燃烧的局部），质量较小，能够被压缩并 整体升温至点火状态（局部整体点火）。局部点火方案结构上与动态黑腔类似，但作出部分 改进以提高性能： 1）以“带状”负载替代“丝状”负载。在“丝状”负载上由于趋肤效应，电流只从表面经 过，导致表面先被电流内爆成等离子体，影响整体内爆效果。“带状”负载能够提高内爆等 离子体套筒的密度和均匀性，避免先驱等离子体和先驱电流的出现，提高能量利用率。 2）靶丸采用 5 层结构设计，外部为低密度和高密度泡沫。局部整体点火靶丸由内到外分别 热斑层、重金属层、氘氚冰层、重金属层和铍层，通过层层结构设计，能够避免界面不稳 定性造成壳层结构的破坏，并且调整压缩波形的非球对称性，保证压缩以球形进行。

磁化套筒惯性聚变：采用直接驱动，热传导损失小/能量利用率高

磁化套筒惯性聚变利用 Z 箍缩套筒内爆直接压缩燃料实现聚变，能够抑制热传导损失/增加 能量沉积。磁化套筒惯性聚变是利用大电流驱动金属套筒产生的压力直接压缩磁化并预加 热的燃料，达到高温高压的聚变点火条件，主要包括三个过程：燃料磁化、激光预加热、 套筒压缩。首先，用外部磁场线圈对套筒中的燃料进行初始磁化，其次在套筒内爆开始时 刻，使用激光器对燃料进行预加热，降低柱形内爆的高压缩比需求，燃料经过预热后温度 可达 50-400eV 并完全等离子体化，此时磁场冻结于燃料内，最后随着套筒内爆被一起压缩。 磁化套筒惯性聚变借助磁场的作用可以显著抑制燃料热传导损失、增加聚变产生的α粒子 能量沉积，从而在有限的驱动能力下降低聚变实现的难度。

磁化靶：原理简单，有待进一步验证

General Fusion 的液态金属压缩技术采用“蒸汽朋克”流，原理简单/思路奇特。加拿大的 通用聚变公司 General Fusion 所提出的液态金属压缩技术是一种磁化靶聚变方案，其基本 原理是首先通过等离子体注射器形成反场构型等离子体靶并将其注入压缩室，然后使用活 塞压缩流动的液态铅锂合金形成球形空腔，活塞压缩液态金属使得球形空腔越来越小，压 力越来越大，等离子体向球心汇聚最终发生聚变反应。聚变产生的能量推动液态金属和活 塞向外运动，能量被液态金属带走用于产生蒸汽，蒸汽一部分用于发电，一部分用于重新 压缩活塞，进行下一次循环。

General Fusion 第二代装置采用圆柱形压缩室实现均匀压缩。第一代装置采用的是“球形 压缩室+一圈活塞”的结构，为了能够使液态金属能够均匀的压缩，需要采用较快的速度， 但会导致温度升高蒸发液态金属，影响磁场并干扰等离子体。第二代装置在第一代基础上 改进，将球形装置替换为圆柱形装置，并且压缩室内部通过旋转产生的离心力使得液态金 属均匀的铺满内壁。为了能够产生球形腔体，不同位置的活塞采用不同的压缩速度，两极 的压缩速度快，中心的压缩速度慢，最终实现接近球状的均匀压缩。

附录 5：技术路线总结

可控核聚变按照对等离子体的约束原理不同，可分为引力约束、磁约束、惯性约束以及磁 惯性约束。引力约束由于需要极大和质量，人类目前还无法在地球上实现。磁约束研究历 史久，技术路线多元，包括磁镜、场反位形、托卡马克和仿星器，其中托卡马克是目前技 术最为成熟和最接近实现商业发电的技术路线，未来实现高温超导磁体、第一壁全钨替代 以及氚增殖后，有望实现商业化应用；惯性约束装置已经成功实现点火，但其能量利用率 低，并且约束时间短，不适合长时间稳定发电；磁惯性约束是磁约束和惯性约束相结合的 创新路线，需要进一步进行实际验证。

编辑：火腿肠