高效紧凑型聚变反应堆的制作方法

本发明涉及一种在强环形场中运行的紧凑型聚变反应堆。特别地，但非排他地，本发明涉及一种适合用作能量源或用作高效中子源的球形托卡马克反应堆。
背景技术：
：生产聚变能的挑战是非常复杂的。目前已经提出除托卡马克之外的许多可选设备，尽管还没有一个能够产生任何与现有运行的最好的托卡马克(如JET)可比的结果。在开始建造有史以来最大及最昂贵(c15bn欧元)的托卡马克ITER之后，世界核聚变的研究已经进入了新的阶段。到达商业核聚变反应堆的成功路线要求长脉冲、使得发电具有经济效益的高效率和稳定运行。这三个条件特别难以同时达到，并且计划中的方案将需要对ITER和其他核聚变设施进行多年的实验研究，以及理论和技术研究。通过这一路线发展的商业核聚变反应堆预料不会在2050年之前建成。为了获得使发电具有经济效益(即功率输出比功率输入更多)的核聚变反应堆，传统的托卡马克必须是巨大的(如ITER)，从而可以有足够多的能量约束时间(该时间大约与等离子体体积成比例)，以致等离子体足够热以发生热聚变。技术实现要素：根据本发明的第一方面，提供了一种用作能量源或高效中子源的紧凑型核聚变反应堆。该反应堆包括环形等离子体室和等离子体约束系统，所述环形等离子室中约束有包括氚离子的等离子体，所述等离子体约束系统被布置成产生用于约束等离子体室中的所述等离子体的磁场。等离子体约束系统被配置成使得被约束的等离子体的主要半径为1.5m或更少，优选为1.2m或更少，更优选为1.0m或更少，更优选为0.8m或更少，更优选为0.6m或更少。磁场在使用中时包括5T或更少，优选为4T或更少，更优选为3T或更少，更优选为2T或更少的环形分量。等离子体电流是5MA或更少，优选为4MA或更少，优选为3MA或更少，优选为2MA或更少，更优选为1MA或更少。宽高比是2.5或更少，优选为小于2.2，更优选为小于2.0，更优选为小于1.8，更优选为小于1.7。该反应堆可以为球形托卡马克。所产生的α粒子中被约束在等离子体中的百分比为0.4或更大，优选为0.5或更大，更优选为0.6或更大，更优选为0.7或更大，更优选为0.8，更优选为0.9或更大。实际上，在一个实施例中，基本上所有产生的α粒子可以被约束在等离子体中。因此，即使在低至约2MA的等离子体电流下，高比例的α粒子也可以被约束在适度高场的球形托卡马克中。应当理解，这种α粒子可用于加热等离子体并在高增益器件中保持聚变条件。氚离子与氘离子在等离子体中的比例可以为至少约25:75，优选为至少约40:60，更优选为至少约50:50。等离子体约束系统可以包括高环形场磁体，该高环形场磁体由具有高温超导体的材料制成，优选为在使用中被冷却至大约80K(氮的沸腾温度为77K)，更优选为冷却至30K或更少，更优选为冷却至4K或更少。所述反应堆可被配置成使得输入到等离子体的功率小于100MW，优选为小于10MW，更优选为小于6MW，更优选为小于3MW，更优选为小于1MW，更优选为小于500kW。换言之，在优选实施例中，反应堆是低能量反应堆。然而，所述反应堆优选为被布置成以聚变能量增益因子Qeng运行，其中Qeng>1，更优选为Qeng>3，更优选为Qeng>10，更优选为Qeng>15，更优选为Qeng>20，并且所述反应堆作为高效中子源或能量源运行。小型核聚变装置的先前的设计通常具有壁负载的问题，即通过等离子体室壁的中子通量或分散的等离子体热。可选择使用输入到等离子体的低的功率，该功率小于10MW，优选为小于6MW，更优选为小于1MW，能使该装置利用现有材料和技术变得可行。通过引导一个或多个中性射束进入等离子体可以增强中子生产。一个或多个中性射束可以具有至少200keV、优选至少100keV、更优选为至少130keV、更优选为至少80keV、更优选至少40keV的能量。可以从选定方向引导多个中子射束进入等离子体，以优化射束中的粒子与热的等离子体间的聚变反应，该多个中子射束可以包括碰撞束(collidingbeams)。在一个实施方式中，等离子体可以保持在稳定状态多于10秒，优选为多于100秒，更优选为多于1000秒，更优选为多于10000秒。事实上，等离子体可以在持续维持在稳定状态高达几年。具体地，等离子体能量约束时间可以比常规预测的大至少10％，优选为大50％，更优选为大100％，更优选为大2倍，更优选为大5倍，更优选为大10倍。由于发射的总中子数量和能量的因为使用长脉冲而增加，这将大大增加中子或能量产生的用途。为了得到这样的长脉冲，可以在没有电感的情况下驱动等离子体电流，例如通过使用中性射束或RF电流驱动。Rf电流驱动包括驱动电流的任意电磁波技术，包括电子伯恩斯坦波、低杂波、离子回旋共振电子回旋共振及其任意组合。低能中性射束可以更有效地(每单位能量输入)传递动力以驱动电流。此外，等离子体压力与磁性压力的比率可以大于5％，优选为大于10％，更优选为大于20％，更优选为大于30％。HTS磁铁的使用有助于将等离子体保持在稳定状态，因为，作为超导体，在磁铁中没有来自电阻的热效应，并且HTS磁铁的电流供应比电阻磁铁的功率供应更稳定。等离子体可以使用融合-压缩、或磁场泵送来启动，其中振荡电流产生加强等离子体电流的等离子体环，或者激活位于环形室中心部分中的一个或多个螺线管，和/或通过回旋振荡管或其他适当的高频发生器产生RF电流启动。等离子体电流可以激活一个或多个螺线管、RF电流驱动和/或加热等离子体以使得需要包含增长的等离子体的极向磁场的快速增长输入几乎足够的通量，以将等离子体电流上升到要求的工作值。如果使用可收缩的螺线管，它们可以可选地为被预冷却的高温超导螺线管。可以使用RF电流驱动和/或中性射束注射来保持等离子体电流。为了减少或消除来由中子引起的损伤，中心柱周围可以设置有屏蔽物。可以配置HTS制造材料以提供增强的对由中子引起的损伤的抵抗力，例如通过增加HTS制造材料内的HTS层的厚度。HTS制造材料可以配置为提供增加的电流密度，例如，在HTS制造材料中，通过减少非HTS层的厚度或者增加HTS层的厚度，以允许更多空间用于屏蔽。中心柱可以包括铍、铝或其他非HTS材料，从而尽管有中子通量，仍能将结构完整性和电导率保持在可接受的水平。铍、铝或其他非HTS材料被低温冷却以减小其电阻，并且任选地加入到HTS材料中，形成中心柱之外的环形场磁体的剩余部分。中心柱的内部由HTS制成，而，中心柱的外部由用于屏蔽对HTS造成损伤的中子的铍、铝或其他非HTS材料制成。铍、铝或其他非HTS材料被低温冷却以减小其电阻，并且任选地加入到HTS材料中，形成中心柱之外的环形场磁体的剩余部分。HTS材料任选地配置以提供增强的对由中子引起的损伤的抵抗力和/或增强的电流密度。反应堆射出的中子可以用于下面的一个或多个，其中包括，发电、产生热量、医疗和其它用途的同位素的形成、癌症治疗、氢的产生(例如通过高温电解作用)，处理核废料，通过中子撞击锂以制造氚，培育核裂变燃料，中子光谱，材料和部件的测试，和/或科学研究。在传统的核聚变反应堆，在等离子体产生的α粒子会被保持。尽管此处描述的发明比传统的聚变反应堆小得多，但由于高磁场，α粒子将仍被约束，并对等离子体加热起显著的作用。事实上，α粒子可被约束在远小于之前理解的等离子体电流处。当反应堆运行时，可以选择在环形的中心不设置螺线管，因为其可能被高的中子通量破坏。本发明的一个特征在于，在主要环形场磁体(和任选地，在其他磁体)中使用了高温超导体(HTS)，使在紧凑型ST中以低运行成本获得高磁场。高磁场、小尺寸和低的宽高比的结合(这改善了稳定性并改善了能量约束)使聚变功率在比先前的设计小得多的规模中得以实现。高温超导低温恒温器可以被设计为具有或不具有液态制冷剂，该制冷剂可以为一系列分子或化合物，包括He、H2、Ne或N2，取决于要求的温度和冷却功率。所述低温恒温器也可以设计为对托卡马克和环形场线圈增加结构强度和刚度。HTS可以由一系列材料以带或线的形式制成，其具有一系列基板、稳定剂、缓冲区及覆盖层，所述一系列材料包括YBCO或(Re)BCO(其中Re为稀土元素)，以达到要求的结构特性和工程电流密度。核聚变反应堆包括偏滤器，其被优化以用于降低在等离子体室的壁上的单位面积负载，和/或偏滤器线圈，其被配置成引导等离子体的排气羽流并且将所述排气羽流的覆盖区延伸到大的半径和/或在扫过偏滤器上的接触区域。一个或多个偏滤器可以被液体锂覆盖。真空腔的壁也可以被液体锂覆盖。反应堆还包括被配置成用来增加射出的中子的通量的倍增器再生区(牺牲了个别中子的能量)。可以提供反射器再生区来引导中子到反应堆外以产生通量密度的局部增加和/或保护极向磁场线圈和其它的托卡马克部件以免受过量的中子辐射。该反应堆还可以包括裂变的次临界再生区或能产生裂变物质的(如钍)材料，形成聚变-裂变混合反应堆。在这种设置中，由聚变产生的大量中子将启动并维持裂变反应和/或将能产生裂变物质的同位素转换为裂变同位素。这样的设置可以用于生产新的核燃料、破坏核废料和/或产生能量。本发明还提供一种包括多个上述聚变反应堆的发电站。根据本发明的另一发面，提供了一种通过运行包括环形等离子体室的核聚变反应堆产生中子或能量的方法。该方法包括：在等离子体室中启动等离子体，所述等离子体包括氚离子，产生具有环形分量的磁场，该磁场为5T或更小，优选为4T或更小，更优选为3T或更小，更优选为2T或更小，以及发射中子和其他高能粒子。等离子体的主要半径被约束为1.5m或更少，优选为1.2m或更少，更优选为1.0m或更少，更优选为0.8m或更少，更优选为0.6m或更少。等离子体电流是5MA或更少，优选为4MA或更少，优选为3MA或更少，优选为2MA或更少，更优选为1MA或更少。宽高比是2.5或更少，优选为小于2.2，更优选为小于2.0，更优选为小于1.8，更优选为小于1.7。反应堆中产生的α粒子中被约束在等离子体中的的百分比为0.4或更大，优选为0.5或更大，更优选为0.6或更大，更优选为0.7或更大，更优选为0.8，更优选为0.9或更大。附图说明现在将通过示例并参照附图对本发明的一些优选实施方式进行描述，其中：图1示出在传统托卡马克和球形托卡马克中磁场线的形态；图2为具有传统的铜磁铁的球形托卡马克的半个截面的示意图；图3示出一种示例的HTS材料的结构。图4示出球形托卡马克的四分之一个截面，该托卡马克具有带有有限中子屏蔽的HTS环形磁场和不同结构的中心柱，以对中子轰击提供更多抵抗。图5A和5B示出了通过在STCFNS中注入100kV射束产生的快速离子轨迹的模拟；图6使用引导中心近似法示出了低宽高比紧凑反应堆中α粒子密封度对等离子体电流的依赖性；图7示出了在保持小半径相同的情况下α密封度随宽高比和伸长的变化；图8A-8E示出了针对α的不同产生地点的STFNS中的α粒子轨道，R/a＝0.5/0.3m，k＝2.75，Ip/Bt＝1.5MA；图9A和9B示出了在ST试验装置中的α密封度分数和壁负载；图10A和10B示出在4MA和6MA的等离子体电流下在紧凑型ST反应堆中的α功率沉积；图11示出了用于3MA、4MA和6MA的等离子体电流的紧凑型ST反应堆中的α功率沉积的完全陀螺轨道模拟；图12A和12B示出了在损失的α粒子壁负载的模拟和标准化极向分布中使用的TFTR几何结构；图13示出了紧凑型ST反应堆中的损失的α壁负载的标准化极向分布；以及图14A-14D示出了灰烬如何随时间增加以及由此导致的STPP、ITER和紧凑型ST试验装置中的聚变功率降低。具体实施方式本申请基于一种非常紧凑形式的托卡马克，并采用了一系列的创新特征，包括意想不到的低等离子体电流处的α约束的优化。所述“高效紧凑型聚变反应堆”(ECFR)的目的是提供一种紧凑型聚变发电站。当氘-氚(D-T)或氘-氘(D-D)等离子体变得很热时，原子核聚合在一起，产生聚变中子，并释放高能量中子。到目前为止，实现这一目标最有前景的方法是使用托卡马克；在利用传统的托卡马克的方法进行聚合(就像ITER实施的)中，等离子体需要具有高的约束时间、高温以及高密度以优化这一过程。托卡马克是以强环形磁场BT和高的等离子体电流IP的结合为特征的，并且通常具有大的等离子体体积和显著的辅助加热，以提供热稳定的等离子体，从而使得核聚变发生。需要使用辅助加热(例如通过注入几十兆瓦高能氢H、氘D或氚T的中性射束)以使温度增加到足够高的值以允许核聚变发生，并且/或者保持等离子体电流。问题在于，由于通常要求大尺寸、大磁场和高的等离子体电流，因此建造成本和运行成本较高，并且工程必须坚固以应对存在的大量存储的能量，这些能量在磁铁系统和等离子体中均有，其具有“扰乱”的习惯，即在剧烈的不稳定情况下，百万安培的电流在千分之几秒钟内降到零。这种情况可以通过缩回传统托卡马克的环形环面到其极限，使得其具有空芯苹果形的外观，即“球形”托卡马克(ST)。这个概念第一次在Culham的实现证明了效率可以大幅增加，即用来密封度热等离子体所需的磁场可以降低10倍。另外，提高了等离子体的稳定性，并且降低了建造成本。ST的一个缺点是中心柱内的有限的空间阻止了必需的实质的屏蔽物的安装，这些屏蔽物在中子环境中保护中心线圈，因此传统的环形磁场线圈以及传统的中心螺线管(用来感应和保持等离子体电流)并不实用。尽管基于ST的发电厂已经被设计出来了(使用具有有限的屏蔽物的固体铜芯柱，每一年左右当柱子被中子破坏时都需要更换柱子)，但是由于暖的铜的电阻相对较高，这些发电厂在中心柱中会有较高的能量消耗，因此需要一个的大型装置以使得电力生产变得更具经济效益。环形磁场BT的强度是一个重要的因素。由托卡马克内的热聚变产生的聚变功率与BT的四次幂成比例，因此托卡马克设计为使用最大的可能的BT，并与其施加的显著应力和驱动这些磁铁所需的显著成本相一致。为了使这些成本最小化，长脉冲的现代化设备(如ITER)具有以液态氦冷却的LTS磁铁。目前，强磁场方法的限制在于，以中型的IGNITOR项目为例，该项目目前作为俄罗斯-意大利联合开发项目：IGNITOR被预计为通过其强磁场BT的作用(等离子体主要半径(1.43m)处13T，中心堆边缘处20T)来实现短脉冲点燃而不需要使用大量的辅助加热，所述强磁场BT由传统的带有钢支撑结构的铜磁铁获得。ST方法的缺点在于，由于减小了中心柱内的空间，其中的环形磁场磁铁的尺寸有限，并因此目前在ST中仅实现了小于1T的相对低的环形磁场。在ECFR中，通过使用高温超导磁铁克服了该问题。进行聚合的一种规模较小的方法是利用由Jassby[1]首次提出的效应，即将高能中性射束注入到小的、仅仅“温暖的”等离子体中也可以产生显著的聚变功率。该效应与ST结合为我们设计的“超紧凑型中子源”(SCFNS)的基础，该SCFNS具有BT＝1.5T[2]。由SCFNS操作D-T聚合产生的功率(Pfus)估计为1-2MW，而输入功率(PNBI)为～6MWNBI；因此Q(Pfus/PNBI)～0.25，尽管Qeng(Pfus/Ptotal)为～0.05，这是因为创造6MWNBI需要～18MW电力；并且大约超过10MW耗损于铜磁铁中。从聚变产生净额电功率要求Qeng>1。尽管如此，SCFNS为小型装置产生显著的聚变功率，并且14MeV中子可以有很多有价值的应用，这弥补了电功率输入与聚变功率输出间的低转换效率。直到现在，人们都认为这种规模较小的方法不能导致具有经济效益的聚变能源发电站，这是因为注入中性射束(NBI)的输入功率相对较大，并且磁场不足以容纳在等离子体内的聚变反应所产生的热的和带电的α粒子，因此失去其能够提供的自加热，这是旨在产生聚变功率的传统托卡马克设计的关键特征。然而，如下所述，最近的技术进步可以使这些小型ST获得高磁场。高温超导体高温超导体(HTS)的最新的发展对聚变有深远的影响。传统的低温超导体(LTS)磁铁使用液氦温度范围(～4K)内的温度，而HTS则可以在更方便、更容易达到的液氮温度的77K甚至更高温度处得到相似的结果。但是，HTS的优点远不止成本和便利性。如果HTS实际上在低于77K的温度下工作，则载流能力会大幅提升，并且该导体可以在更强的磁场中工作。事实上，牛津仪器(OxfordInstrument)最近已经证实一种产生接近23T的HTS磁体，超出了由LTS获得的最大的20T(实际上为通过将HTS核插入LTS外皮内)。较高的最大磁场、提升的载流能力以及复杂度降低的冷却装置的结合，意味着非常高的环形磁场HTS磁铁可以置入球形托卡马克核内的有限空间中。例如，如果在中心柱边缘处30T是可行的(如图2提出的)，这将在宽高比为1.66的ST(如SCFNS)的主要半径处得到12T。已观测到在束驱动装置(如SCFNS)中的聚变功率大约与BT的立方成比例[3]。这意味着，通过将BT从现有的SCFNS设计的1.5T增加到这里描述的强磁场版的12T，聚变功率可以增加大约12/1.5的立方，即512倍；从而Qfus～128，Qeng～38；并且全部在小型装置中！一个额外的益处在于，在这些强磁场中，聚变反应期间产生的带电的α粒子将保留在等离子体内，提供显著的自加热，并进一步增加反应堆的效率。Jassby[1]的工作显示，理想的束-等离子体聚合效率存在基本极限，该极限大约为Qfus～3。因此这虽然仍允许从小型装置提供高效中子源，但这不是用于能量生产的可行的方法。然而，在设想的强磁场中，我们获得更高的约束、更高的等离子体温度，并因此等离子束聚变与热聚变的结合、或者不需要中性射束加热的纯热聚变。众所周知，可达到的最大的热聚变功率与环形磁场的四次幂成比例[5]。事实上其与β2BT4V成比例，其中β为常态(normalized)等离子体压力，V为体积。在球形托卡马克，β界限为在传统的低宽高比托卡马克中的4到5倍。因此如果BT可以高达12T或更多，并且可以获得高的等离子体压力，那么尽管是从小的球形托卡马克也可以获得高的热聚变功率。例如，ITER预计可以利用5.5T环形磁场产生500MW聚变功率。具有高两倍的环形磁场和高4倍的β的球形托卡马克可以在其1/256的体积内产生同样的功率。高温超导技术在不断快速进步。第一代HTS材料BSCCO很快被YBCO超越。具有根本上较高的临界磁场和临界电流的新的HTS材料的发现以及现有材料中如YBCO(或者，更一般的(Re)BCO，其中Re为稀土原子)的工程性能的迅速提高使得由HTS制成的磁铁可以从越来越小的导体获得越来越高的磁场。应当理解的是，在本说明书中，HTS材料包括在低磁场中、温度大约在30K以上具有超导属性的任意材料。在强烈的高能中子轰击下的HTS的性能尚不得而知，然而有人担心需要多于10cm的屏蔽物以保持数月或数年的有效运行。如此数量的屏蔽物可能太大而不能容纳在小的球形托卡马克的中心柱内。可以利用几种可选的方法来使大电流通过中心柱。图3是标准的HTS带500的部件的示意图。该带500通常约100微米厚，并包括约50微米厚的电解抛光的哈氏合金(hasteloy)基板501，该基板501上设置有通过离子束辅助沉积(IBAD)或磁控溅射一系列的缓冲堆叠层(bufferstacklayers)502，每层约为0.2微米厚。外延的(RE)BCO-HTS层503(利用金属有机化学气相沉积法MOCD沉积的)覆盖在缓冲层，其厚度通常为1微米厚。通过溅射在该HTS层上沉积两微米厚的银质层504，并且带的两侧均电镀有20微米厚的铜稳定剂层505。为了增加带中的电流，HTS层的厚度可以从约1微米增加到4微米至20微米之间。这使得可承载的电流增加2到5倍[20]，并使得中子耐受性增加4到20倍。如以上提到的，带的整体厚度通常为100微米，因此如果这是唯一的改变，则带的厚度将增加少于20％。另一种方法是减少铜505和哈氏合金501(或带中其他导电/支撑的非HTS层)的厚度。将这些非HTS层的厚度减半能使带中的电流密度大约增加一倍，并允许更多的屏蔽空间。第三种方法是在球形托卡马克内使用低温冷却的铍或铝的中心柱代替HTS，如图6B所示。在铍或铝中会有不希望的电阻损耗，但这可以通过冷却(理想为30K或更低)和通过将铍或铝中心柱连接至环形磁场线圈的HTS外臂来使其最小化。选择铍或铝是因为其在30K低温时具有低电阻率，并且因为其耐受来自高能中子的损伤。也可以使用具有这些属性或相似属性的其他元件或材料。第四种方法是使用外侧的低温冷却的铍或铝的中心柱以及由HTS制成的内部的结合，如图6C所示。铍或铝外层提供了一些HTS屏蔽。仍有必要冷却(理想为30K或更低)并将铍或铝/HTS中心柱连接至环形磁场线圈的HTS外臂以使电阻损耗最小。可以使用这些技术的组合，如第一、第二和第四种方法的结合。为了使有效的ST聚变中子源或能量源实用，理想的是解决下列问题：·在没有传统的中心螺线管的情况下发起等离子体电流。·等离子体电流上升(斜坡上升)到要求的值。·在低功率输入情况下长时间保持等离子体电流。·在低功率输入情况下加热等离子体以产生中子。·将α粒子约束在等离子体内。·保证在偏滤器区域来自等离子体的热负载是可以忍受的。·设计能够保护自身免受中子损伤的结构，该结构能同时产生用于能量生产或科学和其他应用的中子通量。基于ST聚变装置的先前研究在详细描述装置之前，考虑基于球形托卡马克的聚变装置的先前的研究是有益的。Stambaugh等[5]在“TheSphericalTokamakPathtoFusionPower”中描述了一系列的球形托卡马克(STs)，包括一个试验装置(PilotPlant)，其具有R～0.7m的主要半径(等离子体电流Ip～10MA，中心环形场BTo～2.8T)，其在乐观地高的H－因子(在传统托卡马克的比例定律上对于能量约束的增加)～7和βT(效率的测量：包含的等离子体压力和要求的磁场压力之比)～62％和8MW/m2的壁负载(假设壁在半径Ro+2a)时具有显著的输出(400MW)并且其被设计为经济地生产电力。Hender等[6]基于类似适度尺寸的ST(R～0.7m，Ip～10.3MA，BTo～3T，在适度的H－因子～1.3，βN～2.6和壁负载(在Ro+2a处)～0.75MW/m2时核聚变输出为～40MW)考虑了部件试验装置(CTF)，其被设计为产生充足的中子积分通量以测试核聚变反应堆部件。Wilson等[7]广展了Hender的工作并且再一次提出了A～1.6的CTF，其被设计为每年消耗<1kg的氚并且特别地通过测试部件和材料帮助达到核聚变发电的快捷方法。他们的装置具有R～0.75m，Ip～8MA，BTo～2.8，H～1.3，PNBI～60MW，并且产生Pfus～50MW，其中25％由射束-等离子体的相互作用产生(将在下面进一步讨论)。Voss等[8]发展了Wilson的设计，并将尺寸稍微增加到R＝0.85m，a＝0.55m，而电流和磁场稍微下降到6.5MA和2.5T，在假设H＝1.3时，PNBI＝44MW以及Pfus＝35MW。Dnestrovkij等[9]提供了WilsonCTF的DINA代码仿真，并且通过使用不同的NBI放射能量混合(在40keV为6MW和在150keV为44MW)发现其可以提供电流上升并且通过70％(cf50％)的较大的氚含量得到相同的核聚变输出(50MW)，但是大大的降低了等离子体电流(5.5MAcf8MA)。虽然氚是稀有和昂贵的，选择使用更大的氚含量而在较低的等离子体压力(并且因此改善了等离子体的稳定性)下得到相同的中子输出是具有吸引力的。Peng等[10]提出了一个更大的CTF，其具有R＝1.2m，A＝1.5，k＝3.07，Bt＝1.1-2.2T，Ip＝3.4-8.2MA，加热功率15～31MW，自益(自驱动电流)分数～0.5，Q(核聚变功率输出和输入功率的比率)＝0.5-2.5，Pfus＝7.5-75MW。此CTF也可以培育氚。Galvao等[12]研究了“MultifunctionalCompactTokamakReactorConcept”，一种具有主要半径Ro＝1.2(比MAST和NSTX大大约50％)，A＝1.6，Ip＝5MA，BTo＝3.5T的装置，并且在5MW到40MW的辅助加热功率范围内得到核聚变增益(Q)～1。有趣的是，在较低的功率时，最大值Q～1增益发生在更低的密度，然而，自益电流与密度几乎是线性增加的-因此较高性能的选择具有最大的自驱动电流的优点。然而，这个研究没有考虑由射束-等离子体相互作用提供的附加的中子生产。最近，Kotchenreuther等[11]提出了一个具有100MW核聚变输出(Ro＝1.35m，宽高比1.8，BTo＝3.1T，Ip＝10-14MA)的更大的聚变中子源(FusionNeutronSource)，该装置使用他们自己的“超级X”偏滤器來解决关键的偏滤器热负载问题。他们的装置设计为作为CTF使用，或作为核聚变-裂变混合的基础。所有上述研究均采用NBI来进行电流驱动和加热并结合α-粒子加热(注意，在上述研究中采用的高等离子体电流中α-粒子具有低的即时损失)。他们使用了公知技术(如铜绕组)和宽高比1.4～1.6(其中，不需要中心柱覆盖层即可培育充足的氚)。最近，已经提出较小、较低功率的紧凑聚变中子源，它们具有中等的聚变输出1-2MW。他们的要求显著低于上述研究的要求，尤其是Stambaugh等的研究，其需要长脉冲在接近稳定极限下运行，并需要高的壁负载以保证电力生产的成本效益。此外，Hender和Wilson要求长时间的高中子通量以提供足够的部件测试并在高等离子体电流下操作。在这些最新的建议中(较小、较低功率的紧凑聚变中子源)，对物理限制和对工程的要求都大大降低，因此应该能够获得一个有用的聚变功率。两个最近的研究是特别相关的：Kuteev等[13]特别地解决了对于能够提供高达10MW的核聚变功率的小型设备的需求，该设备同时要求总辅助加热和电流驱动功率<15MW以及总功率消耗<30MW。他们重新评估Stambaugh范围中的最小(Ro～0.5m)成员，但在极度减少的条件下：他们重新评估了Stambaugh范围内的最小的成员(Ro～0.5m)，但是在极度降低的条件下：Ip～3MA，具有对应于核聚变功率～1MW和中子负载0.1MW/m2的中子积分通量～3x1017n/s的BTo～1.35T。模型表明了通过射束等离子体效应(beam-on-plasmaeffect)可以产生多于两倍的中子生产。重要的是，对于第一个试验(pilot)装置，建造成本估计少于￡200M。因此，与其在高的等离子体电流下运行，倒不如可以采用显著的NBI辅助加热，并拥有从NBI射束等离子体反应中得到的显著的中子生产，这些在Jassby[1]中有记载。此效果在注入的射束在热托卡马克等离子体内减速时产生，并且对于在这里考虑的ST等离子体是有效的。Sykes等[2]发展了等离子束融合概念，并提出具有1-2MW聚变功率(以等离子束融合为主)的小的球形托卡马克(SCFNS＝SuperCompactFNS)。SCFNS的参数为R～0.5m，Ip＝1.5MA(Kuteev设计的一半)以及BT＝1.5T。一束只有～6MW功率的中性射束足以维持等离子体电流，同时提供聚变功率；这种低输入功率使壁和偏滤器的负载减少到可接受的值，因而可以利用为ITER开发的技术。球形托卡马克代表一种低的宽高比版的传统托卡马克，并且是本发明的一个重要组成部分。球形托卡马克(ST)的概念首先在Jassby[14]中介绍并且随后在Peng[15]中介绍。同时，在俄罗斯Ioffe研究院建造和运行了一个小型低宽高比托卡马克GUTTA，其验证了ST概念中的一些独特的特点。球形托卡马克的主要优点(即，高β，高自然延伸，改进的稳定性和提高的约束－H模式)的第一实证为于1990-1998年间在Culham实验室运行的START装置[16]。START是小型托卡马克，但是可以得到标准化的等离子体压力βt～40％(其仍然是托卡马克的记录)。在ST中，等离子体柱体的宽高比相对于传统托卡马克的宽高比范围(A≈3-4)显著地减少，使等离子体的稳定特性显著增加。ST的简单的构造、优良的结果和高的可靠性的结合，在过去十年中，在多于15个小型和中型尺寸ST上运行得到验证。这对于ST作为核聚变研究的下一步产生了强烈的推动，而且ST高的性能和小的尺寸使得ST在建造成本和氚消耗方面都很经济(如果需要D-T运行的话)。附图1(承蒙Y-KMPeng)示出了宽高比减少的效果。附图3示出了在传统托卡马克31和球形托卡马克32中的外围磁场线。在传统托卡马克31中，磁场线在磁场的有利曲率区域(内部、高磁场和稳定区域)和不利的曲率区域(外部非稳定区域)具有类似的长度。在球形托卡马克32中，在内部稳定区域的磁场线路径明显比在外部非稳定区域的高并且磁场线通常绕在等离子体的中心，该中心的环形磁场最强。由于在磁阱中的粒子运动受限于场线，宽高比减少的最直接的结果是增加了等离子体柱体的磁流体动力(MHD)稳定性。这提高了的MHD稳定性允许等离子体电流的显著增加或环形磁场的强度减少；此特征已经在成功的ST试验中被应用，特别是在Culham的START中[16]。此附图示出了在START托卡马克中的等离子体33，其具有非常尖的等离子体边缘，证明了在ST等离子体中可以得到的极好的约束属性(H－模式)。此外，快速粒子物理学的模拟表明，通过控制α粒子密封度，可以针对能量和中子产生来优化紧凑型高场ST。对于小电流和低功率的情况，典型地，对于紧凑型ST聚变中子源，α粒子损失可导致第一壁的显著加热和侵蚀。由于α粒子密封度主要取决于极向磁场，因此在紧凑型ST试验装置中用于有效加热的最小等离子体电流的优化是重要的。对于大电流大功率情况，与ST反应堆相关地，当α没有损失并且提供主等离子体加热时，已知聚变反应堆中稀释的问题起到重要作用。然而，He灰烬的累积(其负责稀释)在紧凑型低功率ST反应堆中显著降低。最近的模拟显示，ST反应堆中约束α粒子所需的等离子体电流低于先前已经实现的等离子体电流。代码NFREYA[22-24]的蒙特卡罗过程使用伪撞击技术。针对伪撞击和真实撞击两者的平均自由程长度是针对真实撞击的最小自由程长度λmin。伪撞击的引入允许将等离子体视为具有恒定衰减长度的介质。通过下式限定了总等离子体体积中由于伪撞击的平均自由程长度：λchex和λion是由于电子和粒子的电荷交换和碰撞电离导致的局部平均自由程长度。由于一般地在等离子体中心处λ＝λmin，所以得到且P向着等离子体边界增加。在等离子体边界附近，必须添加伪撞击以保持与中心处相同的平均自由程长度。真实撞击的数目取决于沉积轮廓。电荷交换、电子和离子电离截面取自[25]。Fokker-Planck方程是从玻尔兹曼方程获得的，其中假设只有小的散射过程是重要的[26]。在相互作用粒子具有逆平方力的情况下，可以引入Rosenbluth电位[27]。使用[28]中的近似和[29]中提出的扩展，可以得到快速粒子的分布函数f的时间演化的偏微分方程：特征时间是减速时间τs[29]。Tcex,Tdiff,Tpitch,Tdrag,Tsource项是在速度空间中应用于f的至多二阶微分运算符。它们代表电荷交换、能量扩散、俯仰角散射以及电子和离子阻力。Tsource代表速度空间中的源[5,式22]。它是δ函数δ(v-v0)(在速度向量的绝对值v中，v0是射束速度)，其中，角分布遵循注入几何[22]。在α的情况下，角分布是各向同性的。强的隐式过程“SIP”[30]用于求解近似Fokker-Planck方程的有限差分方程。ST几何被示为在全轨道和漂移轨道引导中心损失方法中影响快速离子损失。为了简化自洽传输模拟，引导中心方法将是有益的并且节省计算时间，因此重要的是理解这种方法的极限。简单的分析公式通常用于预测反应堆性能的系统代码。在STCFNS[31]中通过注入100kV射束产生的快速离子的轨迹的示例示于图5A和5B中，其中Ip＝1.5MA，Bt＝1.5T，R/a＝0.5/0.3m，k＝2.75。图5A示出了完全的陀螺轨道模拟，图5B示出了引导中心近似。线示出了注入的方向。表1示出了针对该装置三束能量分量h1max、h2max和h3max的全轨道的快速离子沉积和中性射束功率PNBI＝10MW和ne＝1.5×1020m-3(其它细节在[22]中描述)的导引中心模拟的比较结果。轨道h1maxH2maxH3max引导中心3.443.142.69全陀螺3.011.911.35引导C.A＝5,R0＝1502.481.631.51全陀螺A＝51.321.581.40表1.用于STFNS的全轨道和引导中心模拟的快速离子沉积的比较(前两行)以及具有类似参数但R0增加到1.5m的装置(第三和第四行)。可以看出，对于主要分量h1，差异仅为大约15％，这证明使用简单的引导中心模型用于CFNS的情况下的初始估计(前两行)的正确性，因为主功率是通过第一分量沉积的。为了说明宽高比的作用，还对具有R/a＝1.5/0.3m高宽高比托卡马克进行了模拟(第三和第四行)，并且所有其它参数与STCFNS情况相同。对于具有较高的宽高比但仍然紧凑型设备，差异更加显著，并且应该推荐使用全陀螺轨道模型。应当注意，当轨道半径远小于装置横截面时，对于较大的设备，差异小得多，因此全轨道模拟的需要与紧凑型装置的小极化横截面相关。然而，对于α粒子研究，结果看起来是非常不同的。通常假定约束3.7MeV的α粒子，需要约5-6MA的等离子体电流。使用简单公式[12]的模拟示出当等离子体电流降低到低于该水平时α包含严重下降。这种行为不依赖于装置几何结构和等离子体参数。图6使用示出了低宽高比紧凑反应堆中α粒子包含对等离子体电流的依赖性，其中R0＝0.8m，A＝1.6，k＝2.5[12]。使用第一轨道损耗模型的渐近表达式，虚线表示压力分布的宽度的变化，其是可测量的，但不显著。图7示出了在保持小半径相同的情况下宽高比和伸长的变化。同样，可以看出包含随等离子体电流急剧减小。这些结果可以与使用大约60000个粒子的蒙特卡罗代码中的引导轨道和全陀螺轨道模型获得的结果进行比较。为了说明α轨迹对普通和速度空间中的产生点的强依赖性，图8A-10E示出了针对α的不同产生位置的模拟结果(即，对于α被约束时(图8A-8C)或没有被约束时(图8D，8E)的情况)。等离子体是STCFNS中与用于快速离子研究的情况具有相同参数(R/a＝0.5/0.3m，k＝2.75，Ip/Bt＝1.5MA/1.5T)的等离子体。然而，更重要的是，当更好地约束α时，对更高的电流进行详细分析。图9A示出了针对具有R/a＝0.6/0.4m，k＝3，Bt＝5T的紧凑型ST试验反应堆使用全陀螺轨道模型(实点)和引导中心近似(虚点)计算α包含的比较。在全轨道情况下，包含的减少不那么陡峭，因为在大电流(甚至8MA)下，与引导中心粒子相对照，旋转粒子占据像圆柱一样的体积。通过拉莫尔(Larmor)半径表征的该体积已经接触到在拉莫尔半径的距离处的边界，因此比引导中心粒子产生更多的损失。在较低电流(3MA)下，对称轴附近的引导中心漂移由于近似的原因而被高估。因此，与陀螺粒子相比，损失更多的引导中心粒子。图9B示出了针对相同ST的α壁负载。三角形表示峰值负载，而方形表示总负载。这些研究的结论是，为了计算紧凑型ST中的损耗和沉积轮廓，应该使用全轨道模型，其对等离子体电流的依赖性较小。这是非常有希望的，因为等离子体电流的任何减少都将改善紧凑型ST反应堆的经济性。使用上述方法，可以计算紧凑型ST反应堆中的α功率沉积和损失。图10A和10B示出上述紧凑型ST反应堆中的归一化α功率沉积轮廓。在图10A中，Ip＝4MA，在图10B中，Ip＝6MA，其中由线101、102、103、104示出的陀螺仪轨道模型和由线125、126、127、128示出了引导中心近似。下方的曲线(点)示出热核源轮廓。除了磁轴上的预期差异之外，两种方法针对4MA和6MA两者都给出了类似轮廓。图11示出了对于Ip＝3MA、4MA和6MA的紧凑型ST反应堆中的α功率沉积的完全陀螺轨道模拟的结果。4MA和6MA的沉积轮廓实际上非常接近，这是非常令人鼓舞的。然而，将理解的是，等离子体电流的减小不仅可以导致聚变功率的降低，而且还可能由于失去的α粒子而导致壁负载的显著增加。壁负载的计算是相当复杂的，因为负载特别是负载的极向分布取决于容器的真实几何结构和壁与等离子体之间的间隙。如果使用引导中心模型，则这变得更为复杂。从图10B可以看出，引导中心模型显著高估了壁负载，与图9A所示的损耗高估一致。显然，“陀螺”包含的弱电流依赖性被转移到“陀螺”负载的弱负载依赖性。类似地，引导中心负载的强依赖性遵循相应的包含。引导中心近似与更准确的全轨道模型相比带来相当大的差异，因此对于紧凑型ST装置应当对其谨慎使用。虽然上述模拟中使用的蒙特卡罗和Fokker-Planck代码都已经用实验数据和其他代码进行了检测(参见文献[5])，但是关于α壁负载的实验数据非常有限。TFTR数据[32]用来检测工具。图12A示出了在模拟中使用的TFTR几何结构，并且图12B示出了对于典型的TFTRDT实验条件[32]的α粒子壁负载的标准化极化分布，其中nd＝nt＝1.6×1020/m3，Ti0＝10keV，R/a＝2.48/0.85μm，Bt＝5.2T，Ipl＝2.5MA，壁半径为1.10m。在这些模拟中，在117°附近的最大壁负载局部负载为1×1015n/m2，而Hively[32]给出9.2×1014n/m2，这可以认为是良好的一致。然后，可以估计紧凑型ST反应堆中壁载荷的分布。图13通过针对具有60MW功率的典型等离子体参数[21]使用全陀螺轨道模拟示出了紧凑型ST反应堆中损失的α壁负载的归一化极化分布。较低的等离子体电流情况(Ip＝4MA)特别值得注意。与TFTR情况一样，X＝0.2-0.3处的小峰来自同向行进的α，并且X＝0.7处的大峰(对应于极向角θ＝106°)来自反向行进。峰值负载为0.8MW/m2，总负载为2.62MW。这是可容忍的、但不可忽略的壁负载，并且在壁式冷却(或加热)布置的详细计算中应该加以考虑。由于反应堆的操作壁温度将由材料中子和热负载约束(例如在300-400℃的范围内)确定，所以在低功率反应堆中是否需要对壁进行额外冷却或额外加热并不明显。最终，可以在较大但仍然紧凑型ST反应堆(R0＝1m；BT＝5T)[21]中计算He灰累积，并与较大ITER[33]和STPP[6,7]装置相比。这可以通过假设α约束时间(τα)是大于能量约束时间(τE)的某个因子R来实现，并且在整个放电过程中，密度固定在Greenwald极限的某一分数处。然后可以通过求解初始值问题来对He灰累积进行建模：其中，方括号表示等离子体体积的积分，并且初始条件是等离子体中没有灰烬。右侧的第一项表示通过聚变反应产生灰烬的速率，第二项表示灰烬损失的速率。通常，R(R＝τα/τE)大约为4[7]，但为了表示这一不确定性，使用的R的范围从3到5。发现，得到的灰烬通过稀释DT燃料而降低反应堆的聚变输出。图14A至14D示出了灰烬如何随时间累积，以及由此导致的STPP、ITER和紧凑型ST试验装置的聚变功率降低。图14A示出了He灰烬的累积，图14B示出了聚变功率，图14C示出了与无灰烬相比聚变能力的降低，图14D示出了稀释。表2示出了用于计算α累积的装置的主要参数。表2.用于计算灰烬累积的装置的参数。图14A至14D中的图的厚度表示α粒子约束时间(R)的变化。从这些图中可以注意到，在大约40秒之后，所有三个装置达到稳定状态操作，其中，灰烬产生速率等于灰烬损失速率。表3概述了针对三种装置的这一稳定状态运行，并且示出了由于灰烬的存在导致的聚变功率中的百分比降低。表3对于不同的α粒子约束时间(τalpha＝RE)比较不同装置中的DT稀释和得到的聚变功率降低。可以看出，稀释在大的高功率STPP反应堆中起到重要作用(聚变输出降低约20％，其中R＝4)；在ITER中起到适当作用(约降低12％)；以及在紧凑高场ST反应堆中起到可忽略的作用(约降低5％)。紧凑型ST反应堆中计算的低稀释在这种小型装置中与相对低的约束相关。然而，效率(H因子、β、Qfus)仍然足够好以使得紧凑型ST反应堆具有吸引力。灰烬累积的问题是ITER、DEMO和聚变发电厂的严重问题。因此，紧凑型ST反应堆中的α粒子包含的全轨道模拟示出了α包含所需的等离子体电流减小的可能性。这种减小是非常重要的，因为它可以减少无螺线管ST反应堆中的电流驱动所需的辅助功率，这可以显著增强能量生产的经济性。尽管沉积轮廓计算可能用引导中心模型完成，但是全陀螺轨道模型对于α壁沉积是必要的。来自α的壁负载是不可忽略的，但在紧凑型ST反应堆中是可容忍的。由灰烬导致的DT稀释似乎在紧凑型反应堆中起到可忽略的作用，但在较大的ST发电厂中是重要的。ECFR的主要参数ECFR装置是长脉冲球形托卡马克，其具有延伸的等离子体以及双零偏滤器。其设计的目标是为了证实在开始使用可以产生相当多的中子积分通量的氘-氘、(然后，如有需要)氘-氚(D-T)混合之前，在氢中的常规的稳定状态运行(在没有放射问题的情况下允许优化和进行任何需要的改进)。此设计包括为了测试目的而允许控制中子输出的可选特征(特别是屏蔽物/中子反射器以及再生区的重水)。标准的运行对于燃烧长度长于1000秒会产生显著的D-T核聚变功率，其中1000秒对于大部分工程要求来说被确定为“准稳定状态”。能量为200keV以上的中性射束的射入提供了辅助功率的主要来源，并能辅助电流驱动。RF加热和电流驱动也被考虑。启动和上升在现有的托卡马克中，等离子体电流是使用大的中央螺线管通过变压作用来启动的。但在ECFR中，计划在不使用大的中心螺线管的情况下得到等离子体电流的启动和上升，这是因为在最终设计中，由于可能没有足够的空间提供给用于保护线圈的大量屏蔽物，大的中子积分通量可能阻止其(大的中心螺线管)使用。在本发明中可以使用更广范围的技术。球形托卡马克的主要优点是等离子体(具有低宽高比和高延伸)具有低的感应系数，并且因此可以很容易地得到大的等离子体电流，即在低宽高比的情况下用来限制等离子体必需的来自增加的竖直磁场的输入通量也是显著的[17]。在MAST上的试验已经证实了在0.7A/Watt的效率下使用28GHz100kW的回旋振荡管(通过竖直场斜坡辅助)的启动[18]。安装到ECFR的回旋振荡管可具有～1MW的功率并且被预测为产生～700kA的启动电流。另一个替代方案是使用小的螺线管(或成对的上/下螺线管)，其利用具有小的屏蔽物的无机绝缘物制成(或设计为在D-T开始运行之前收缩)；预期的是这样的线圈可以具有与在MAST或NSTX中使用的等同的螺旋管的大约25％的伏-秒输出。可以预期数量级为0.5MA的初始电流。两种方案的组合将会是非常有效的。“可收缩螺线管”概念的新颖的发展是使用利用HTS绕线绕成的螺线管，在位于托卡马克外的液氮筒中对其进行冷却，在其仍然具有超导性时将其插入到中心管，使其通过电流从而生产初始的等离子体，然后在D-T运行开始之前收缩螺线管。使用HTS的优点包括较低的电源要求以及通过被支撑的HTS线圈可以承受高的应力。初始的等离子体电流对于较低能量NBI的射束将会是足够的目标，并且其产生的加热和电流驱动可以使电流上升到工作水平。加热和电流驱动如上面所描述，理想的是在最小的辅助加热和最小的电流驱动下得到显著的中子积分流量，从而最小化建造成本、运行成本以及将偏滤器的热负载保持在可以承受的水平内。来自最近在CCFE的MAST和在普林斯顿的NSTX上的研究中得到的结果的最近的能量约束标定表明了ST中的能量约束具有与传统托卡马克的能量约束相比较高的磁场依赖性和较低的等离子体电流依赖性，并且能量约束因此在本设计的高磁场中有所改进。各种加热(和电流驱动)方法，包括NBI和一系列的射频(RF)方法，可以是适合的。NBI是最广泛使用的方案并且具有容易射入到等离子体和与大部分的RF方法相比下对于等离子体参数较不敏感的优点。NBI也是最经常被使用的电流驱动方法。它的效率取决于许多参数-射束能量、射入角度、等离子体密度。典型地1MW的NBI可以驱动0.1MA的等离子体电流；并且由于NBI成本接近每MW￡3M，这是主要的成本。一个潜在的有利特征是在热的高能量等离子体产生的自驱动“自益”电流，其可能占所要求的电流的一半或更多。然而，自益电流随着密度增加，而NBI的电流驱动在高密度下降低，因此需要仔细的优化。偏滤器的热负载泵入到等离子体以便用于将其加热或产生电流驱动的一些能量在等离子体的边缘沿着刮削层(SOL)出现，其由偏滤器线圈引导到局部的偏滤器撞击点。这里的单位面积功率是在所有核聚变装置中关键的问题，并且通常在小型中子源或能量源中是不被接受的。然而，在本发明中，输入功率大大的降低(几MW的数量级，相对于在其它设计中的几十MW)从而相应地降低偏滤器负载。使用额外的方法以进一步减低单位面积负载，该方法包括使用撞击点扫描；使用在START上观察到的“自然偏滤器”特征；并且使用偏滤器线圈以引导排气羽流(如由Peng&Hicks[19]提倡的)的结合；并可能如在由Kotchenreutheretal[11]提倡的“超级-X”偏滤器中的将覆盖区延伸到大的半径。后者通常要求在偏滤器控制线圈中通入大的电流，因为这些必须在某种程度上从中子源中移除而进行保护：然而，由于这里要求等离子体电流适中，这个要求可以很容易处理。进一步的好处可以通过在目标区域上使用流体锂而得到，其还可以用于从容器中泵出气体，例如在封闭的锂流动回路中。装置的概要适于用作中子源的具有传统铜磁铁的球形托卡马克的横截面在附图2中示出。托卡马克的主要部件是环形磁场磁铁(TF)41，可选的小型中心螺线管(CS)42和极向磁场(PF)线圈43，这些部件在环形真空容器44内对等离子体进行磁约束、成形和控制。作用在D-形TF线圈41上的向心力通过这些线圈楔入到由其直线部分形成的拱形而被这些线圈作用。TF线圈41的外部部件和外部的PF线圈可以可选择地被再生区(该再生区可以为D2O)和屏蔽物45保护，以防止受到中子通量的影响。TF线圈的中心部分、中心螺线管和偏滤器线圈只是通过屏蔽物受到保护。真空容器44可以是双壁的，其具有包括面向等离子体的板的蜂巢状结构，并且可以直接由下部端口和其它结构支撑。与容器一体的是可选择的中子反射器46，其可提供快速中子的约束，快速中子能够通过端口提供高达10倍的中子通量倍增到外部再生区，其中中子可用于目标的辐射或其它的快速中子应用，或被热能化到低的能量以提供低速中子的强大来源。这样组装的原因是为了防止在托卡马克结构中低速中子的相互作用以及捕捉。外部容器可选地包括D2O，其具有利用其它类型的再生层(铅、盐等)作为未来的替代的选择或对不同的实验和研究包括其它的元素。外部屏蔽物将保护TF和PF线圈以及其它外部结构免受中子辐射。磁铁系统(TF、PF)通过在每一个TF线圈下面的重力支撑结构支撑。端口提供给中性射束注入47和访问48。在外部容器内，内部部件(以及其冷却系统)还吸收辐射的热量以及来自等离子体的中子并且部分保护外部结构和磁铁线圈以免受除了D2O外过多的中子辐射。沉积在容器中内部部件的热通过水冷系统排出到外部环境中。采用特殊的布置来烘烤并且进一步通过排出困住的杂质和燃气来清洁在容器内的面向等离子体的表面。托卡马克的燃料系统被设计成注入燃气或氢、氘、和氚的固体颗粒，以及气态或固态的杂质。在等离子体启动时，低密度的气体燃料通过气体注入系统被注入到真空容器室。等离子体从电子回旋加热和EBW辅助的启动，并且可能与来自小的可收缩螺线管的通量，和/或“融合-压缩”方案(正如在START和MAST中使用的)一起，达到当等离子体电流上升时的延伸的偏滤器配置。ST概念的一个主要优点是等离子体具有很低的电感，并且因此(如果需要)很容易获得大的等离子体电流，即需要用来限制等离子体的来自增加的竖直磁场的通量输入是显著的[18]。还可以通过使用附加的由简单的内部大直径导体产生的一系列等离子体环来实现电流的上升。在电流达到平顶之后，接下来的等离子体加燃料(气体或颗粒)以及附加的加热导致具有MW数量级核聚变功率的D-T燃烧。利用来自加热系统的无感电流驱动，燃烧持续时间被设想为可以延长到1000秒以上并且系统被设计为用于稳定状态运行。一体的等离子体控制由PF系统，以及泵送、加燃料(氢H，氘D，氚T，和，如果需要的话，He和诸如N2、Ne和Ar的杂质)和加热系统基于来自诊断传感器的反馈提供。通过降低辅助加热的功率和电流驱动系统可以终止脉冲，然后是电流的斜降和等离子体的终止。加热和电流驱动系统和冷却系统是为长脉冲运行而设计的，但是脉冲的持续时间可以通过面向等离子体的部件的上的热点的发展以及等离子体的杂质的增长来确定。上面概括给出的方法使得高效紧凑型核聚变反应堆(ECFR)的设计比先前的目的在于产生净功率的聚变反应堆的设计尺寸小很多，并相应地具有更低的建造和运行成本(体积为现有设计的1/5到1/15，磁场能量和氚消耗低10-100倍)。该ECFR是用来评价先前的未实验的领域的理想的第一个装置，这些未实验的领域诸如稳定状态运行、等离子体控制、氚运行等，并同时产生至少1MW的核聚变中子，这些中子理想地可用于科学研究、材料实验、在医疗和其它方面应用的同位素的生产等。ECFR能够在长时间内产生净功率。这不仅是聚变技术的有用的示范，还是聚变发电站的第一个可行的示范。通过结合新的和已经有的各种各样的技术的新颖组合使这个设计变成可能，这些技术包括等离子体的启动；等离子体电流的上升；在相对较低的电流、磁场和辅助加热的情况下加强中子生产的关键方法；使用改进的能量约束；以可控制和可调谐的方式改变中子能量的方法；产生稳定状态运行的有效方法；处理排出的热负载的方法；特殊的建造方法，其特点在于屏蔽物和可选择的反射器以保护线圈绕组并同时控制中子输出；以及HTS的使用以允许异常高的环形磁场应用于小的球形托卡马克中。图4A所示为四分之一个球形托卡马克的剖视图，该球形托卡马克具有HTS磁体，并适合用作能量源或中子源。该托卡马克的重要特征，除了图2中所示的主要组件外，还有：中心柱61，该中心柱61可以为HTS或铍或铝；热绝缘或冷却通道62，以能使所述中心柱冷却；屏蔽物63，该屏蔽物63防止中子使由HTS制成的外侧线圈64损伤；低温恒温器65，该低温恒温器65冷却HTS；以及真空管66，该真空管66可以在屏蔽物63的内侧或外侧。对于中心柱61有几个选择。其中一个选择包括具有或不具有中子屏蔽物的HTS。另一个选择由图4B示出，并包括铍、铝或其他非HTS材料的内部61a；冷却剂通道62a；真空绝缘体62b；和热绝缘体62c。再一个选择由图4C示出，并由内部61b和外部61c的结合形成，其中，内部61b由HTS制成，外部61c由铍、铝或其他非HTS材料形成，其提供了一些屏蔽以防止中子对HTS做成损伤。额外的中子屏蔽物可以增加到各选择中，但是会受球形托卡马克的空间限制。等离子体的启动：方法包括融合-压缩；磁场泵送，其中振荡电流产生增强等离子体电流的等离子体环；使用可收缩的螺线管或一对这样的螺线管；利用回旋振荡管产生RF电流启动。电流上升：方法包括可收缩的螺线管，其可以是预先被冷却的高温超导螺线管；RF电流驱动；以及通过加热等离子体产生的有效的驱动，这使得需要包含增长的等离子体的极向磁场的快速增长输入几乎足够的通量，以将等离子体电流上升到要求的工作值。加强的中子生产：在传统的核聚变装置中几乎所有的中子生产都是来自等离子体的中心最高温度区域的聚变。相比之下，在SCFNS超小型中子源中，大部分的中子生产是来自一个或多个电子束与等离子体的相互作用。在提出的ECFR装置中，高的环形磁场值提供了高的等离子体温度，并且中子的输出是热聚变与束-热聚变的混合。新的模型表明了当在以最适宜的角度引导通过高度延伸的等离子体(ST的自然特征)时NBI射束的相对长的路径，以及优化氚的百分比，中子的生产可进一步得到加强。可以通过氘或氚中性射束的使用来优化氚的百分比，其中氘或氚中性射束的使用将提供燃料补给并提供加热和电流驱动。可变的中子能量：在传统的核聚变装置中，对于D-T核聚变，中子的能量被固定在14MeV，对于D-D核聚变，中子的能量被固定在2.5MeV。在提出的装置的一个版本中，配置成用来感应离子回旋共振加热(ICRH)的天线将被安装在环形室内。此ICRH系统还可以被配置成以可控制和可协调的方式将发射的中子的能量增加几个MeV。有利的约束标定：最近的研究表明了在ST中的能量约束对于磁场有更强的依赖，并且对于等离子体电流有更少依赖，这更强和更少都是相对于从传统托卡马克得到的ITER标定。这一预测对ECFR的高磁场和相对低的等离子体电流是非常有前景的。建造特征：低压环形磁场线圈部分可以通过不锈钢隔离，其结合了高的强度和相对高的阻抗；TF系统可以是可拆卸的，使用由Voss在CCFE研发的高压版本金属纤维毡滑动接头；装置本身可以具有重水池和屏蔽物/反射器层(如Be或Pb)的结合的特征，其用于保护PF线圈和外部TF线圈以免受低能量中子影响，并且在不同的研究和处理任务中引导中子主流。还可以通过将磁场屏蔽在外的铁管来将正离子射束直接射入到等离子体。可以理解的是，与大型托卡马克相比，这里描述的紧凑型聚变反应堆具有大得多的每单位等离子体体积的表面积。通常，成本和实施难度与等离子体体积呈线性关系，而功率输出(可被认为是受可接受的损伤水平限制)与表面积呈线性关系。此外，众所周知“一种只有一个(或几个)”的装置的成本比“一种有许多个”的装置的成本高。因此，似乎有可能，对于每单位净功率输出，许多个较小的聚变反应堆有可能比一个大的聚变反应堆更便宜。因此，显而易见的是，紧凑型低宽高比托卡马克不必大到实现高聚变功率增益；实际上，它们甚至可以在低总功率下实现高增益。为了实现这种增益，在使等离子体中具有显著比例的氚是有帮助的：优选地，至少25％(即，25:75的氚离子：氘离子的比率)，但是30％、40％或甚至50％或更高的比例可以导致更高的功率。之前已经认为不可能将由这种高比例的氚产生的α粒子约束在小托卡马克中。然而，发明人如今认识到，低至1MA的等离子体电流可能足以将大部分α约束在适当场的低宽高比的托卡马克(以允许等离子体的自加热)；并且由于两个原因，紧凑型聚变发电厂的性能可能比预期大得多。首先，能量约束缩放的最近重新评估示出，高β装置(例如球形托卡马克)与常规ITER缩放中的建议相比提供更高的能量增益。其次，更重要的是，在球形托卡马克发电厂的适当高场和低宽高比的组合中可以抑制湍流。本发明可以在寻找经济聚变发电厂方面形成重大突破，因为异常湍流是向大体积的主要驱动力；并且这些新的发展一起使得紧凑型高增益的聚变功率模块的理想更可实现。虽然小球形托卡马克中的α约束比高等离子体电流下的常规托卡马克中的α约束更差，但是在低等离子体电流下更好。实现这一点的特征组合是高场、小尺寸、低宽高比和低等离子体电流，并且这种在包含足够α的同时在低等离子体电流处运行的能力使得高Q成为可能，而这在以前从未被认为是可行的。可以理解的是从上面描述的实施方式得到的各种变形仍然落在本发明的范围内。参考文献[1]JassbyDL‘OptimisationofFusionPowerDensityintheTwoEnergyComponentTokamakReactor’NuclearFusion1975Vol15p453[2]A.Sykesetal,‘FusionforNeutrons–arealizablefusionneutronsource’,Procof24thIEEESymposiumonFusionEngineering,Chicago2011InvitedPaperSO2B-1[3]M.Valovicetal,NuclearFusion51(2011)073045[4]CHellesenetal,NuclearFusion50(2010)022001[5]RDStambaughetal,‘TheSphericalTokamakPathtoFusionPower’,FusionTechnologyVol33P1(1998)[6]TCHenderetal,‘SphericalTokamakVolumeNeutronSource’,FusionEngineeringandDesign45(1990)p265[7]HRWilsonetal‘ThePhysicsBasisofaSphericalTokamakComponentTestFacilityProc.31stEPSConf2004[8]GMVossetal,‘ConceptualdesignofaComponentTestFacilitybasedontheSphericalTokamak’,FED83(2008)p1648[9]ADnestrovskijetal,PlasmaDevicesandOperations,15,2007,p1[10]Y-KMPengetal2005PlasmaPhys.Control.Fusion47B263[11]M.Kotschenreuther,P.Valanju,S.Mahajan,L.J.Zheng,L.D.Pearlstein,R.H.Bulmer,J.CanikandR.Maingi‘ThesuperXdivertor(SXD)andacompactfusionneutronsource(CFNS)’Nucl.Fusion50(2010)035003(8pp)[12]RMOGalvaoetal,‘PhysicsandEngineeringBasisofaMulti-functionalCompactTokamakReactorConcept’,inFusionEnergy2008,(Proc.22ndInt.ConferenceGeneva,2008)(Vienna:IAEA)CD-ROMfile[FT/P3-20]以及http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2008/html/index.htm[13]BVKuteevetal,‘PlasmaandCurrentDriveparameteroptionsforalow-powerFusionNeutronSource’23rdIEEE/NPSSSymposiumonFusionEngineering,2009.SOFE2009.[14]DLJassby,CommentsPlasmaPhys.ControlledFusion,3(1978)151[15]Y-K.M.PengandD.J.Strickler,Nucl.Fusion26,769(1986).[16]MGryaznevichatal,Phys.Rev.Letters,80,(1998)3972[17]O.MitaraiandY.Takase,Plasmacurrentramp-upbytheouterverticalfieldcoilsinasphericaltokamakreactor,FusionSci.Technol.43(2003),2003、[18]V.Shevchenko,NuclearFusionVol50(2010)p22004[19]Y-KMPengandJBHicks,:proceedingsofthe16thSymposiumonFusionTechnology,London,U.K.,3-7September1990,Vol2p1288[20]V.Selvamanickam,“2GHTSWireforHighMagneticFieldApplications,”HTS4FusionConductorWorkshop,May26-27,2011,Karlsruhe,Germany.[21]MGryaznevich,ASykes,AECostley,JHugill,GSmithandDKingham.Proc.40thEPSConference,Helsinki,1-5July2013,Europhys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