中国环流器二号M(HL-2M)托卡马克主机研制进展

刘 永，李 强，HL-2M研制团队

(核工业西南物理研究院，四川 成都 610225)

托卡马克磁约束受控聚变等离子体物理研究进入到建立聚变实验堆、研究氘氚燃烧等离子体科学问题的阶段。国际热核聚变实验堆(ITER)即将投入实验运行，它将建立氘氚燃烧的聚变等离子体，获得高功率增益(Q=10)较长时间(500 s)的聚变功率输出(500 MW)，开展面向聚变能源开发的等离子体物理实验研究，为聚变示范堆DEMO的设计和建造奠定基础[1]。ITER是聚变能源研发的重要里程碑，也是十分难得的宝贵实验平台。中国是ITER的成员，为消化吸收ITER设计的物理基础，更好培养ITER实验物理学家参与ITER实验，达到利用ITER研究面向聚变堆的等离子体物理问题的目的，需要我国的托卡马克装置有能力开展高参数高品质聚变等离子体的实验。因此，有必要设计建造装置规模、参数水平在目前国内现有装置之上的新托卡马克，能够运行在更先进的位形下，并配备高功率加热系统，将等离子体参数提高到堆芯级别，实现高比压、高能量约束时间和高自举电流份额的先进托卡马克运行，从而开展ITER物理和未来聚变堆相关的科学研究和工程技术研发。为此，核工业西南物理研究院启动建造中国环流器二号M(HL-2M)装置，并将于2020年完成工程建造。

1 HL-2M装置设计

1.1 项目背景

自20世纪80年代，一些大托卡马克先后投入实验运行，如TFTR(美国)、JET(欧盟)、JT-60U(日本)、DIII-D(美国)和ASDEX-U(德国)等。1991年TFTR开展氘氚实验后，JET也开展了氘氚实验并在1997年获得了16MW的聚变功率输出，JT-60U采用氘获得了最高的聚变三乘积以及最高的等效聚变功率增益1.25。这些装置的等离子体品质和参数接近聚变堆芯的水平，验证了建造托卡马克聚变堆的原理可行性，激励了中国、美国、欧洲、日本、俄罗斯、韩国和印度合作，共同建造更大的托卡马克ITER。ITER是用以开展氘氚燃烧等离子体实验研究的聚变堆，其设计的物理基础主要来自上述大装置的等离子体物理实验研究。按照目前计划，ITER将于2025年完成工程建造，投入实验运行。ITER是聚变堆规模的实验设施，用以研究氘氚燃烧的等离子体物理，为聚变堆如DEMO设计和建造提供等离子体物理基础。ITER的建造和运行标志着托卡马克聚变堆的研发进入到科学和技术可行性的验证阶段[1]。

我国的托卡马克取得了较大发展，先后建造和运行了中国环流器一号(HL-1，1984)、中国环流器新一号(HL-1M，1995)、HT-7等装置，目前正在运行中国环流器二号A(HL-2A，2002)[2-4]和东方超环(EAST)[5-6]，开展了高参数高品质磁约束等离子体物理实验，取得了一些创新研究成果，并发展了工程技术[2-6]。但我国装置常规运行的等离子体电流Ip较低，等离子体参数和品质仍然有限，要对接ITER实验，差距也是明显的。

1.2 等离子体物理研究

加入ITER后，我国快速提升了对磁约束聚变等离子体的科学技术的认识水平和能力，提出了开展更高参数近堆芯的等离子体科学研究的迫切的要求。HL-2M装置既是新建，则必须承担该使命，必须具有更高的等离子体参数和更灵活的实验运行能力。

ITER设计前，通过大量托卡马克的物理实验，已经掌握了等离子体物理一些基本规律，如约束、输运、等离子体加热和驱动、MHD和破裂、粒子流和热流、平衡与位形等，发展了数值计算、加热、控制、运行等工程技术能力。随着大托卡马卡的建设和实验运行，装置规模增加，可运行百万安培以上Ip，推动了托卡马卡装置设计、建造、运行和控制等方面的工程技术能力的发展，更重要的是，将等离子体参数和聚变功率输出推进到了逼近聚变建堆功率得失相当的水平，即聚变功率增益“QDD或QDT”接近甚至大于1，大装置的氘氚实验验证了采用托卡马克实现聚变能源利用的原理可行性。促使聚变等离子体的研究内容，提升到了聚变堆规模的托卡马克的堆芯氘氚燃烧等离子体物理问题的新阶段，因此诞生了ITER。这些大装置的等离子体物理实验结果适当外推，成为ITER设计的物理基础[1,7]。

ITER的等离子体按设计运行，则表明在大装置上获得的等离子体科学问题向聚变堆规模装置外推的科学可行性，并为其开展氘氚实验奠定了基础。氘氚燃烧伴随核聚变和氦(粒子)的可控产生，提供更接近聚变堆芯的等离子体，物理问题也变成氘氚燃烧即粒子下的等离子体物理问题，如粒子加热/约束/输运、粒子驱动的MHD效能、高聚变功率的排灰和排热、加料、燃料循环、远程维护等物理和工程技术问题。研究这些燃烧等离子体物理的问题，并探索面向未来聚变堆的自持燃烧等离子体物理问题是ITER的使命。在ITER即将开展物理实验的背景下，各国装置上的等离子体物理研究不仅没有削弱，反而得到加强，如JET、DIII-D、JT-60SA、DTT等托卡马克的实验计划和建造。

HL-2M等离子体电流可达2.5MA以上，是我国托卡马克装置跨接到ITER的桥梁，不仅承担着大装置开展近堆芯等离子体物理研究、消化吸收ITER设计物理基础的任务，还承担着开展ITER卫星实验或先行实验的任务，以利于更好培养实验物理科学家，更好参加ITER实验研究等离子体科学问题。HL-2M装置的设计、建造和运行将支撑未来核聚变堆的发展，为聚变堆关键科学和工程技术问题的解决提供重要平台，为未来聚变能开发和我国牵头大科学工程奠定科学基础，储备技术，培养人才。

1.3 工程设计出发点

为深度参与ITER运行实验和为建造聚变堆提供技术支撑，HL-2M工程设计要求其等离子体参数明显超过我国现有托卡马克，其常规物理实验等离子体电流能在兆安培以上条件下开展，并具备开展堆芯级实验的能力。过基本设计原则是实验和运行灵活、等离子体可近，便于等离子体控制、加热、诊断等系统的布设和实施，易于获得并维持更高参数、更高品质的堆芯级等离子体。因此工程设计目标，首先要求其等离子体参数明显超过我国现有的托卡马克，常规物理实验能在兆安培的Ip下开展，工期等要素，确保工程可行性，尽量综合利用现有的工程系统和科研设备。最终项目整体的建设内容包括装置主机、供电能力的提升、加热和诊断系统的研制以及配套设施等[8]。

2 装置主机

装置主机主要包括主机部件、主机辅助系统以及主机辅助工程，如厂房、屏蔽、基础等。主机是HL-2M装置的核心，主机的设计原则是确保装置的使命、设计原则和工程目标的实现。因此尽量具有高的等离子体参数运行能力，再依照结构紧凑、运行灵活、位形多变、工程可行的要求，确定装置结构，即极向场(PF)线圈位于环向场(TF)线圈之内。再经过反复迭代，顺序确定装置的支撑和稳定系统；基本参数和尺寸链；线圈和真空室的工程参数和结构；运行和控制；系统之间的相互关系。上述基本元素得到确认后，进入工程设计[8,9]。最终HL-2M装置主机的主要参数见表1，为确保设计目标，工程设计时对部件的力、电和热载荷校核预留了裕度，反映装置的幅值运行潜能。主机的设计结构见图1。

表1 HL-2A和HL-2M的参数对比Table 1 Main parameters of HL-2A and HL-2M

图1 HL-2M装置设计结构图Fig.1 The design structure of Tokamak HL-2M

2.1 主机部件

HL-2M装置的主机各部件见图2，主要部件包括线圈[8,9]、真空室[10]和支撑结构[11]。线圈是重要部件，分为TF、PF和CS线圈。

图2 HL-2M装置等离子体截面图Fig.2 The sectionalview of the components of HL-2M1/10—上/下板；2—TF线圈指形接头；3—TF线圈(内段)；4—TF线圈水冷管；5—CS线圈；6—上下拉紧螺杆；7—PF线圈；8—真空室；9—重力支撑环；11—TF线圈斜面连接；12—TF线圈液压预紧；13—基础连接；14—TF线圈匝间连接；15—真空室支撑；16—防扭斜拉梁；17—TF线圈(外段)；18—斜拉梁长度调节

(1)TF线圈[8,9]

PF线圈放置在TF线圈之内，可拆卸。各PF线圈和真空室各自作为整体吊装后，再最终连接TF线圈。由于TF线圈的电磁和力学载荷极大，其设计制造难度大大增加。TF线圈的制造、连接、安装和支撑成为工程难点。

较高的Ip需要较高的环向磁场Bt，TF线圈总电流达到20MA以上。还需结构确保等离子体可近、方便开展实验，尽量降低拆卸接头数量和TF纹波。最终TF线圈分成20饼，每饼7匝，合计140匝。单匝线圈电流为140 kA时，在等离子体中心Bt为2.2 T，中平面弱场侧的TF纹波0.67%。单匝TF线圈由内直段(内段)、上横段(上段)和外弧段(外段)3段铜板组成。捆扎成中心柱。中心柱上绕制中心螺线管(CS)线圈，整体成为中心柱组件。中心柱组件所携带的中平面和中心轴成为所有部件安装的基准[8,11]。

TF线圈电流大、力学载荷大。外段的上下端分别连接上段和内段(斜面连接)，斜面连接处实施液压水平向心预紧抵抗平面内力，见图2。采用精密指形接头结构，经精密机械加工对上段实施特别力学保护，这是设计、加工和运行的难点。

外段铜板经加工实现匝间跳接，设置一电流回线。每饼外段的8个铜板断面采用绝缘螺杆紧拉固定以加强刚度，防止侧向力引起匝间错动。

安装顺序为：上段、外段、饼间跳线。TF线圈安装后立即进行接触电阻测量。运行时采用惯性水冷却带走焦耳热。TF线圈的运行时间主要决定于储能能力及焦耳热，进而决定装置的放电时间，降低参数可实现数十秒的等离子体放电。

(2)PF和CS线圈[8,9,12]

PF和CS线圈位于真空室和TF线圈之间，可产生垂直拉长比为2、三角形变系数大于0.5的常规单、双零和孔拦位形，并具有建立其他平衡位形的能力，如反三角形变、雪花偏滤器等。PF线圈由8对上下对称共计16个线圈组成，见图2。PF7线圈采用斜截面更贴近等离子体，匹配真空室和TF线圈之间的缝隙。PF线圈距离等离子体近，自身耗能降低，自感较小更容易对其电流实施快速控制，且由于在等离子体区产生的磁场定位性更好，有利于等离子体截面的形变，更好开展偏滤器和边沿物理方面的科学研究。

等离子体击穿时，所有线圈维持击穿区零场。真空室环向电气连通，环向涡流可被PF线圈有效补偿。为实现灵活控制，所有线圈采用独立电源。此外，上、下PF7线圈各另配一快速电源，CS和PF线圈合计19套电源[12]。

CS线圈绕制在TF线圈中心柱组件上，CS线圈大电流少匝数，再采用两组铜导体并绕、并联运行，进一步降低其自感，增加电流的可控性。CS线圈每组内外两层共48匝，各自载流最大110 kA，并联电流最大220 kA时产生极向磁通4.8 Wb，正负电流变化可提供9.6 Vs的伏秒驱动。放电时PF1-8也提供伏秒，使总伏秒大于14 Vs。

运行时PF线圈的引线穿过Bt，电磁力极大，因此引线结构需确保能精确定位后被支撑结构紧固。线圈匝数多者水回路长，因此除线圈端头外需另布水冷回路的引入/引出口。PF1-4线圈半径小、尺寸相对较小，该8个线圈整体缠绕固化为一桶形线圈体，安装时整体套装中心柱组件，再做精确支撑和固定。

PF线圈铜导体截面较大，绕制时所需驱动力较大且易于回弹形变；对误差场要求极为苛刻，因此对铜导体的精确定位提出了极高要求；绕制中的导体焊接需确保机械和电导性能以及内外表面的光洁；PF线圈对等离子体实施控制，自身电流响应较快，线圈电压较高，尤其是等离子体破裂时感应出较高电压，因此PF线圈的绝缘要求较高。

为满足导体的导电率、力学、传热性能，TF和PF线圈的导体材料均为铜合金。PF线圈的安匝由伏秒需求、Ip驱动和等离子体平衡确定，匝数则尽量兼顾电路解耦、同规格导体、电流密度和焦耳温升等因素。等离子体实验中，线圈的主要载荷是电气载荷、垂直和径向电磁力以及焦耳热引起的热应力。

(3)真空室[10]

真空室是等离子体的运行空间，外界通过真空室研究、控制等离子体。在结构和平衡允许的情况下，容积应尽量大以便容纳内部件和等离子体。真空室窗口数量及其运行的灵活性，确保等离子体可近和装置实验、运行的灵活性。在此原则下，工程上需解决烘烤时的温度分布和热应力问题，以及实验期间的热、电磁、压力等载荷，并同时承受内部件及其载荷。

HL-2M装置的真空室采用高镍合金材料，以增加电阻率和机械强度。真空室本体“D”形截面，最大高度3.02 m，最大外直径5.22 m，体积约42 m3，总重量约16 t，见图2。双曲面双层金属薄壳全焊接，每层5 mm厚度，层间缝隙20 mm，层间用加强筋板增加机械强度，同时兼顾层间的流体回路特性。烘烤时，层间流体回路通以热氮气，烘烤温度达300 ℃。真空室外表面包裹绝热材料阻止对外换热。放电实验时层间流体回路通水实施冷却。

真空室共计20个环向扇段，为加工跨扇段的大窗口满足NB束线的切向注入，20个扇段的结构和加工不再均匀对称。扇段焊接成环，整体环向电阻约145。等离子体击穿时，真空室壁上感应出环向涡流。

真空室具有位置、形状各不相同的窗口共计130个。真空室主要的载荷是电磁力、热应力、大气压力和重力，内壁附着所有内部件，承受内部件的热、电磁力和重力载荷。真空室通过5个径向耳轴支撑在中平面位置，耳轴置于PF线圈支撑，允许真空室的径向位移。耳轴焊接至基座，基座再和真空室焊接。

HL-2M真空室真空运行在10-4～10-6Pa范围，属超高真空容器。该真空室制造难度较高，如材料、成形、焊接量、焊接难度、焊接形变、残余应力、精密加工等。真空室全焊接，夹层、窗口、支撑、流体回路及其出入口等之间的结构各不相同，加之扇段结构的不对称均匀，使得焊接类型多、焊接量特别大，且夹层也是真空运行，真空要求特别高。真空室运抵现场后，进行尺寸检测、真空检漏，再外敷绝热层以利烘烤，然后实施整体吊装。

真空室位置是等离子体运行的基准，因此对其加工尺寸要求十分严格，对合金金属薄壳全焊接的结构件，具有极大挑战；其次对安装就位精度要求极高。真空室吊装后，将装置的工程基准迁移到真空室内部，方便内部件以及等离子体加热、诊断、控制等设备的定位。真空室就位后，内表面焊接螺柱用以支撑内部件。

(4)支撑结构[10]

支撑结构用以支撑装置整体以及各部件的电磁力、重力，降低热应力。部件载荷各不相同，需逐一分析开展结构设计。HL-2M装置的支撑系统分为重力支撑、PF线圈支撑和防扭支撑三个部分。装置水泥基座上浇筑内4外5共9根水泥支撑柱。内侧4根水泥柱固定连接不锈钢圆环的重力支撑件，上敷绝缘后放置中心柱组件。外侧5根水泥支撑柱允许一定水平位移以传递TF线圈的扭力。基座和支撑柱的水平抗剪强度消化地震载荷。PF线圈支撑结构是多维的刚性支架，真空室和PF线圈均支撑在该支架上。大环内侧PF1-4线圈和CS线圈之间用40根高强度的长螺杆拉紧成为支架的中心部分。支架承受不同位置的PF线圈和真空室的巨大的垂直电磁力，支架的垂向刚度和环向抗拉刚度予以确保。PF线圈焦耳热和径向电磁力的作用都驱使其半径增加，因此实施限位，使其径向滑动后回复原位。真空室、PF线圈及其支撑的净重力通过TF线圈饼间缝隙传递到重力支撑环。

TF线圈承受的侧向力使每匝(每饼)线圈有沿中平面发生倾覆的趋势。设置防倾覆结构，由上下水平支撑板以及两板之间的斜拉钢梁组成，见图2和图3。每饼TF线圈的侧向位移刚性传递到上下水平板，水平板用斜拉梁链接，将倾覆力变为防倾覆结构内力。上下水平板具有较强的环向和径向刚性，液压机构一端作用在每饼TF线圈外段的端头，另一端作用在水平板上。TF线圈垂向刚度较大，垂直方向无支撑预紧。

图3 HL-2M装置的现场安装Fig.3 On-site assembly of HL-2M

3 总结和展望

HL-2M装置主机的辅助工程如土建等已经完成，首期辅助系统，如诊断、控制、真空运行、器壁锻炼、水冷、烘烤、微波辅助击穿、电源等各系统均已完成研制，分别开展了离线调试，依照部件安装进展穿插进行各自现场安装。主机所有部件的安装进入最后阶段。子系统间的工程调试正在进行，视相互进展和关联度，工程联调陆续启动。现场的安装施工见图3。

由于采用了更先进的结构与控制方式，提升运行实验能力后，HL-2M装置等离子体体积为国内现有装置的2倍以上，等离子体电流从国内现有装置小于1兆安培提高到2.5以上，成为我国规模最大、参数最高、实验条件最优越的托卡马克，进入到国际大托卡马克的行列，为未来ITER和聚变堆物理研究提供必要的实验平台。后期逐步发展高效加热和电流驱动系统，提高耦合效率，使离子温度超过1亿度，实现高参数堆芯级等离子体运行；在多种先进偏滤器位形下开展排热和排灰相关的物理研究和实验验证。HL-2M将打造成为国际国内重要聚变实验研究平台，研究解决聚变堆关键的科学和工程技术问题，培养人才，支撑我国聚变能源研究的发展，为自主设计建造聚变堆和牵头大科学工程奠定基础。

致谢

感谢受邀替团队介绍HL-2M装置主机研制，也谨代表团队向关心支持本项目的人士致敬。