紧凑核聚变反应堆
阅读：256发布：2020-11-06
专利汇可以提供紧凑核聚变反应堆专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且描述了一种用作 中子 源的紧凑 核聚变 反应堆 。反应堆具有环形 等离子体 室（34）和等离子体约束系统（31），此系统被布置成产生用于约束等离子体室（34）中的等离子体的 磁场 。等离子体约束系统（31）被配置成使得被约束的等离子体的主要半径为0.75m或更少。反应堆被配置成在2MA或更少的等离子体 电流 下运行。磁场包括5T或更少的环形分量。虽然这些值都很低，但是反应堆可以产生1MW或更多的中子输出。，下面是紧凑核聚变反应堆专利的具体信息内容。
1.用作中子源的紧凑核聚变反应堆，其具有环形等离子体室和等离子体约束系统，此系统被布置成产生用于约束等离子体室中的等离子体的磁场，其特征在于：
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0.75m或更少；
反应堆被配置成在2MA或更少的等离子体电流下运行；
磁场包括5T或更少，优选的3T或更少，更优选的1.5T或更少的环形分量。
2.如权利要求1所述的核聚变反应堆，其特征在于：被约束的等离子体的主要半径小于0.5m，更优选的是小于0.3m。
3.如权利要求1或2所述的核聚变反应堆，其特征在于：反应堆被配置成在小于
1.5MA，优选的小于1MA的等离子体电流下运行。
4.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：反应堆是球形托卡马克反应堆。
5.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其被配置成使得输入到等离子体的功率小于10MW，优选的小于6MW。
6.如权利要求1或2或3所述的核聚变反应堆，其被布置成在至少0.5MW，更优选的至少1MW，更优选的至少2MW，更优选的至少5MW的核聚变输出时运行。
7.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：磁场包括1.35T或更少，优选的1.2T或更少的环形分量。
8.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：等离子体可以保持在稳定状态多于10秒，优选地多于100秒，更优选地多于1000秒。
9.如权利要求8所述的核聚变反应堆，其特征在于：在没有电感的情况下驱动等离子体电流。
10.如权利要求9所述的核聚变反应堆，其被布置成使用一个或多个以下的操作启动等离子体：
融合-压缩；
磁场泵送使得振荡电流产生加强等离子体电流的等离子体环；
激活位于环形室中心部分中的一个或多个可收缩的螺线管；和
通过回旋振荡管产生电子伯恩斯坦波电流启动。
11.如权利要求10所述的核聚变反应堆，其被布置成使用一个或多个以下的操作上升等离子体电流：
激活一个或多个可收缩的螺线管；
电子伯恩斯坦波电流驱动；和
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。
12.如权利要求10或11所述的核聚变反应堆，其特征在于：一个或多个可收缩的螺线管包括一个或多个预先被冷却的高温超导螺线管。
13.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其被布置成通过引导中性射束进入等离子体以使其与麦克斯韦等离子体分布的高温尾部相互反应从而增强中子的生产。
14.如权利要求13所述的核聚变反应堆，其特征在于：中性射束可以具有至少80keV、优选至少100keV、更优选地至少130keV、更优选地至少180keV的能量。
15.如权利要求14所述的核聚变反应堆，其特征在于：中性射束包括氚原子。
16.如权利要求14或15所述的核聚变反应堆，其特征在于：等离子体包括氚离子。
17.如权利要求14所述的核聚变反应堆，其特征在于：中性射束包括氘原子但是没有氚原子，并且等离子体包括氘离子但是没有氚离子。
18.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其被布置成提供至少1MW的中子输出。
19.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：输出的中子可以用于下面的一个或多个：
用于医疗和其它用途的同位素的形成；
氢的产生；
用于化学工程过程的热的生产；
处理核废料；
通过中子撞击锂以制造氚；
培育核裂变燃料；
材料分析，包括中子光谱和/或中子造影和/或中子激活分析；
通过中子辐射处理材料；
检测秘密材料；
医学造影；
医学治疗，包括中子捕捉治疗和/或中子射束治疗；
材料和部件的测试；和
科学研究。
20.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：等离子体约束系统被配置成使得在等离子体产生的α粒子不受约束。
21.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：等离子体约束系统被配置成使得当反应堆在运行中聚合氘和氚时，没有螺线管位于环形等离子体室的中心。
22.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，进一步包括偏滤器，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。
23.如权利要求22所述的核聚变反应堆，其特征在于：进一步包括偏滤器线圈，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/或主要半径和/或在扫过偏滤器上的接触区域。
24.如权利要求22或23所述的核聚变反应堆，其特征在于：偏滤器的部分或全部表面被液体锂覆盖。
25.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，进一步包括：天线，其被配置成用来感应离子回旋共振加热（ICRH）和以可控制和可协调的方式增加发射的中子的能量。
26.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：被约束等离子体的分界线的竖直延伸大约是3，该分界线将中心等离子体和开放的磁场线区域隔开。
27.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，进一步包括：被配置成用来增加射出的中子的通量的倍增器再生区。
28.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，进一步包括：反射器，其用来引导中子到反应堆外以产生通量密度上的局部增加。
29.一种产生中子的方法，其通过运行包括环形等离子体室的核聚变反应堆，方法包括：
在等离子体室中启动等离子体；
在等离子体室中产生用于约束等离子体的磁场，该磁场具有5T或更少，优选的3T或更少，更优选的1.5或更少的环形分量，等离子体具有0.75m或更少的主要半径；
上升在等离子体中的等离子体电流到2MA或更少；和
射出中子。
30.如权利要求29所述的方法，其特征在于：被约束的等离子体的主要半径小于0.5m，更优选的是小于0.3m。。
31.如权利要求29或30所述的核聚变反应堆，其特征在于：反应堆被配置成在小于
1.5MA，优选的小于1MA的等离子体电流下运行。
32.如权利要求29或30或31所述的方法，进一步包括：输入少于10MW，优选地少于
6MW的能量到等离子体。
33.如权利要求29至32中任一项所述的方法，进一步包括：保持等离子体在稳定状态至少10秒，优选地至少100秒，更优选地至少1000秒。
34.如权利要求29至33中任一项所述的方法，其特征在于：使用一个或多个以下的操作启动等离子体：
融合-压缩；
磁场泵送使得振荡电流产生加强等离子体电流的等离子体环；
激活位于环形室中心部分中的一个或多个可收缩的螺线管；和
通过回旋振荡管产生电子伯恩斯坦波电流启动。
35.如权利要求29至34中任一项所述的方法，其特征在于：使用一个或多个下面的操作上升等离子体电流：
激活一个或多个可收缩的螺线管；
电子伯恩斯坦波电流驱动；和
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。
36.如权利要求34或35所述的方法，其特征在于：一个或多个可收缩的螺线管包括一个或多个预先被冷却的高温超导螺线管。
37.如前述29至36中任一项权利要求所述的方法，进一步包括引导中性射束进入等离子体以使其与麦克斯韦等离子体分布的高温尾部相互反应从而增强中子生产，该中子射束优选地具有至少100keV。
38.如前述29至37中任一项权利要求所述的方法，其特征在于：中子以至少每秒
17
3x10 粒的速率产生。
39.如前述29至38中任一项权利要求所述的方法，其特征在于：中性射束和等离子体的至少一个包括氚。
40.如前述29至38中任一项权利要求所述的方法，其特征在于：中性射束和等离子体各仅仅具有氘，以使得核聚变以D－D相互反应的方式运行。
41.如前述29至40中任一项权利要求所述的方法，进一步包括在以下的一个或多个使用中子：
用于医疗和其它用途的同位素的形成；
氢的产生；
用于化学工程过程的热的生产；
处理核废料；
通过中子撞击锂以制造氚；
培育核裂变燃料；
材料分析，包括中子光谱和/或中子造影和/或中子激活分析；
通过中子辐射处理材料；
检测秘密材料；
医学造影；
医学治疗，包括中子捕捉治疗和/或中子射束治疗；
材料和部件的测试；和
科学研究。
紧凑核聚变反应堆
技术领域
背景技术
[0002] 在ITER(国际热核实验堆)项目的建设开始之后，世界核聚变研究已经进入了新的时期。然而，到达商业核聚变反应堆的成功路线要求长脉冲、使得发电经济的高效率和稳定运行。这三个条件特别难同时达到，并且方案将需要关于ITER和其它核聚变设施的多年连续的实验研究，以及理论和技术研究。
[0003] 核聚变更直接的应用是利用核聚变装置作为中子源，其可用于各种各样的应用（包括同位素的生产），但是最明显的是有助于现有扩展中的核裂变计划，该计划快速耗尽铀燃料并且建立放射性废料储存；快速核聚变中子的应用可以将巨大的贫化铀储料堆转化成新的燃料，并且可以通过蜕变来帮助减少废料问题（McNamara[1]）。这样的应用已经被设想很久了-Thompson&Blackman在1946年[2]的最初的核聚变反应堆专利中已经认识到其作为中子源的价值-但是为了寻找利用“纯”核聚变作为理想的能量源，其作为中子源的价值在很大程度上被忽视了。
[0004] 为了使得核聚变反应堆可用作中子源，可取的是生产一个经济建造和运行同时产生足够的中子产额的装置。特别是，其将可取的评价在很大程度上未经试验的区域，诸如稳定状态运行、等离子体控制、氚操作等，同时产生至少1MW的核聚变中子，该核聚变中子对于科学研究、材料测试、同位素的生产等是理想的。当氘-氚（D-T）等离子体变得很热时原子核聚合在一起从而产生14MeV（快速）核聚变中子，并释放快速中子。等离子体需要具有高的约束时间，高的温度和高的密度以优化此过程。
[0005] 要实现这一点的其中一种方法是使用托卡马克。托卡马克是以强的环形磁场BT（几个特斯拉）和高的环形等离子体电流Ip（几百万安培）的结合为特征的，并且通常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（通常通过非常高能量的中性H或D或T的中性射束注入几十兆瓦）以增加温度到足够高的值。例外是IGNITOR工程，其以极大的环形场（～13特斯拉）为特征，并且据预测可以在没有辅助加热的情况下达到点燃。
[0006] 问题是，由于通常要求高的磁场和高的等离子体电流，因此建造成本和运行成本非常高并且工程必须非常坚固以应付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-在剧烈的不稳定下，百万安培的电流在千分之几秒钟内降到零。
[0007] 这种情况可以通过缩回传统托卡马克的吊舱内胎环体到其极限，使得其具有空芯苹果形的外观-“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-用來包含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的主要缺点是在中心柱上的空间受到限制从而阻止了必需的大量屏蔽物的安装，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）并不是很实用。然而，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，每一年都需要更换柱子或当柱子被中子破坏时进行更换）。这样做的缺点是由于暖铜的电阻相对较高，在中心柱中会有很高的能量消耗，因此需要一个的大型装置以使得所电力生产变得经济。
[0008] ST的一个更实际的应用是作为中子源，正如在前面部分所描述的。下面将讨论已经实现的几种设计。虽然与发电厂的要求相比，磁场和电流的要求已大大地降低，但它们仍然是相当大的，并且除了明显的安装成本和运行成本，用以提供电流驱动和辅助加热的输入到等离子体的能量通常是几十兆瓦。在稳定状态中，这功率以相同的速率离开等离子体-并且在核聚变等离子体中其大部分沿着等离子体边缘的非常窄的区域出现，即与偏滤器和真空容器在很小的覆盖区上相交的“刮削层”，并很可能在很小的区域上沉积了许多兆瓦的热量。
发明内容
[0009] 为了使基于ST的核聚变中子源实用，理想的是解决下列问题中的至少一些：
[0010] ·在没有传统的中心螺线管的情况下启动等离子体电流。
[0011] ·电流上升到要求的值。
[0012] ·在最小的功率输入情况下保持电流。
[0013] ·在最小的功率输入情况下加热等离子体以产生中子。
[0014] ·保证在偏滤器区域来自等离子体的热负载是可以忍受的。
[0015] ·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科学和处理应用的中子通量。
[0016] 根据本发明的第一方面，提供用作中子源的紧凑核聚变反应堆。反应堆具有环形等离子体室和等离子体约束系统，此系统被布置成产生用于约束等离子体室中的等离子体的磁场。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0.75m或更少，优选的是0.5m或更少，更优选的是0.3m或更少。反应堆被配置成在2MA或更少，优选的1.5MA或更少，更优选的1MA或更少的等离子体电流下运行。磁场包括5T或更少，优选的
3T或更少，更优选的1.5T或更少的环形分量。
3T或更少，更优选的1.5T或更少的环形分量。
[0017] 小型核聚变反应堆的先前的设计通常具有壁负载的问题，即通过等离子体室的壁分散等离子体热。使用低的磁场和低的等离子体电流可降低需要耗散的热量从而解决这个问题。出于同样的原因，在某些实施方式中输入到等离子体的功率小于10MW，甚至是小于6MW。反应堆可以是球形的托卡马克。
[0018] 来自这样的反应堆的中子输出优选的至少是1MW。令人惊奇的是可以在以低电流、磁场和输入功率运行的反应堆得到这样大量的中子生产。然而，通过引导中性射束进入等离子体以使其与麦克斯韦等离子体分布的高温尾部相互反应从而增强中子生产。中性射束可以具有至少80keV、优选至少100keV、更优选地至少130keV、更优选地至少180keV的能量。
[0019] 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，优选地多于100秒，更优选地多于1000秒。由于在长脉冲下，发射的总中子数量增加，这将大大增加中子生产的有用性。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。等离子体可以使用融合-压缩、磁场泵送使得振荡电流产生加强等离子体电流的等离子体环，激活位于环形室中心部分中的一个或多个可收缩的螺线管，和/或通过回旋振荡管产生电子伯恩斯坦波电流启动来启动。等离子体电流可以使用激活一个或多个可收缩的螺线管，电子伯恩斯坦波电流驱动和/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。可收缩的螺线管可以包括预先被冷却的高温超导螺线管。
[0020] 中性射束和/或等离子体可以包括氚以加强中子生产。氚是昂贵且具有辐射的，所以优选的是仅仅使用氘来运行反应堆。使用D-D核聚变反应是仍然会产生一些中子的（在相同的环形磁场、等离子体电流和等离子体加热条件下产生的中子为通过D-T核聚变产生的1/80）。然而，在使用氚之前和在不希望使用氚的情况下，例如，出于成本、复杂性、安全性、调控和有效性的考虑，D-D核聚变对于测试反应堆是非常重要的。
[0021] 在某些情况下D-D核聚变可以得到高得惊人的子通量。这可以通过增加环形磁场、明智的使用中性射束和优化等离子体的加热方法来实现。
[0022] 反应堆射出的中子可以用于下面的一个或多个，其中包括，用于医疗和其它用途的同位素的形成，氢的产生（例如通过电解作用），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。
[0023] 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。虽然其辅助等离子体加热，但当其积聚的时候，可以产生不稳定性和污染问题。由于在提出的装置中等离子体电流和磁场很低，α粒子可选择地不被约束。
[0024] 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。
[0025] 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。
[0026] 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。
[0027] 根据本发明的另一发面，提供了一种产生中子的方法，其通过运行包括环形等离子体室的核聚变反应堆。該方法包括在等离子体室中启动等离子体，在等离子体室中产生用于约束等离子体的磁场，该磁场具有5T或更少，优选的3T或更少，更优选的1.5或更少的环形分量，等离子体具有0.75m或更少的主要半径，上升在等离子体中的等离子体电流到2MA或更少，并且射出中子。附图说明
[0028] 本发明的一些优选实施方式通过仅仅是示例的方式并且参照下面的附图描述，其中：
[0029] 附图1示出了氚含量对核聚变功率的影响；
[0030] 附图2示出了在传统和球形托卡马克中的磁场线的行为；以及
[0031] 附图3示出了通过球形托卡马克的横截面。
具体实施方式
[0032] 对于14MeV的中子源，在具有至少1MW的核聚变输出的托卡马克（tokamak）的基础上有几个选择已经被考虑，包括：
[0033] a.具有超导磁铁和宽高比A＝3-4（A＝R/a-环形的长轴半径R与短轴半径a的比例）的托卡马克；
[0034] b.具有铜或超导磁铁和宽高比A＝2的低宽高比托卡马克；
[0035] c.具有铜磁铁和宽高比A＝1.5-1.8的紧凑球形托卡马克；
[0036] d.具有铜或超导磁铁和具有1.5-1.8的宽高比的球形托卡马克。
[0038] 选择（b）在制造方面具有特定的优点，以及相比于选择（a），托卡马克的成本可以降低。然而，由于其尺寸较大，选择（b）对于磁铁系统和电流生产系统具有相当大的功率要求。由于在磁铁中的功率耗散和其它系统的功率消耗可以接近500MW，这导致更高的操作成本。
[0039] 选择（c）提供最小的尺寸，其具有达到50MW的可接受的功率耗散水平和最小的建造成本，且提供几兆瓦的中子功率。
[0040] 选择（d）可能是更有效的，这是因为可以通过使用超导体（或高温超导体）电磁线圈來进一步降低能量消耗。這选择对于磁铁，特别是中心叠片，要求更多的空间，其相对于紧凑的选择(c)导致装置的主要半径增加。托卡马克等离子体的主要半径是整体托卡马克的半径（从缺口的中心沿装置的中心到等离子体的中心）而次要半径是等离子体本身的半径。
[0041] 本发明集中在选择（c），即基于紧凑球形托卡马克（ST）概念的紧凑核聚变中子源（CFNS）。
[0042] 在详细描述装置之前，考虑基于球形托卡马克的核聚变装置的以前的研究是有帮助的。
[0043] Stambaugh等[3]在“The Spherical Tokamak Path to Fusion Power”中描述了一系列的球形托卡马克（STs），包括一个试验装置（Pilot Plant），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），其在积极的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βN（效率测量：包含的等离子体压力和要求的磁场压力之比）～9和8MW/m2的壁负载（假设壁在半径Ro＋2a）时具有显著的输出（400-800MW）并且其被设计为经济地生产电力。
[0044] Hender等[4]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～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。
[0045] Wilson等[10]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）。
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）。
[0046] Voss等[12]发展了Wilson的设计，其稍微增加了尺寸到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。
[0047] Dnestrovkij等[15]提供了Wilson CTF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％）的较大的氚含量的帮助得到相同的核聚变输出（50MW），但是是在大大的降低了等离子体电流（5.5MA cf8MA）。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。在此研究中的热和射束-热中子的比率作为氚含量的函数在附图1中示出。
[0048] 以上所有的研究都使用NBI作为电流驱动（提供加热，连同α粒子加热－注意:在使用高等离子体电流的前述首三个研究中α粒子具有低的瞬时损失），使用充分理解的技术（例如，铜线圈），并且宽高比1.4～1.6（其中充足的氚可以在不需要中心柱再生区的情况下被培育，虽然在考虑了的小尺寸情况，氚的消耗低并且可以从现有资源中得到）。
[0049] Peng等[16]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也具有培育氚的选择。
[0050] Wu等[13，14]提出了用于核废料蜕变的ST，其具有R＝1.4m，A＝1.4，k＝2.5，20 -3
Bt＝2.5T，Ip＝9.2MA，ne＝1.110 m ，自益电流分数＝0.81，加热功率19MW以及壁负载
2
1MW/m。此设计具有接近最低极限（因为在中心柱中的有限的空间）的宽高比，其需要一个没有防护的中心导体柱作为环形场磁铁的一部分。
Bt＝2.5T，Ip＝9.2MA，ne＝1.110 m ，自益电流分数＝0.81，加热功率19MW以及壁负载
2
1MW/m。此设计具有接近最低极限（因为在中心柱中的有限的空间）的宽高比，其需要一个没有防护的中心导体柱作为环形场磁铁的一部分。
[0051] 最近，Kotchenreuther等[18]提出了一个具有100MW的核聚变输出（Ro＝1.35m，宽高比1.8，BTo＝3.1T，Ip＝10-14MA）的更大的CFNS，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，即核聚变-裂变混合的基础，或用于发展纯核聚变反应堆。
[0052] 照目前的情况，所需要的条件比上述的研究中的显著地降低，特别是Stambaugh等的研究中要求接近稳定极限的长脉冲操作以及高的壁负载以保证成本有效的电力生产。Hender和Wilson要求长时间的高中子通量以提供足够的部件测试，并且在高的等离子体电流下运行。在目前的建议中，要求可以适当放宽：所要求的是低功率稳定运行，其产生足够的中子积分通量以用于同位素的生产或用于处理燃料或废料。另外，对远离稳定性和壁负载极限的操作选择进行了探讨，另外也探讨了在较低的等离子体电流下运行以最小化运行成本和降低可能的破坏负载。最小化建造成本也是非常重要的。
[0053] 两个更近的研究是特别相关的
[0054] Galvao等[11]研究了“Multi functional Compact Tokamak Reactor Concept”，其与我们目前的研究具有相同的目标。他们提出了一种装置，其具有主要半径Ro＝1.2（比MAST和NSTX大大约50％），A＝1.6，Ip＝5MA，BTo＝3.5T，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，这个研究好像没有考虑由射束-等离子体相互作用提供的附加的中子生产。
[0055] Kuteev等[6]特别地处理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。他们重新评估了Stambaugh范围内的最小的成员（Ro～0.5m），但是是在极度降低的条件下：Ip～2 17
3MA，具有对应于核聚变功率～1MW和中子负载0.1MW/m 的中子积分通量～3x10 n/s的BTo～1.35T。模型表明了通过尾部射束（beam on tail）效应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，估计建造成本少于￡200M。
3MA，具有对应于核聚变功率～1MW和中子负载0.1MW/m 的中子积分通量～3x10 n/s的BTo～1.35T。模型表明了通过尾部射束（beam on tail）效应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，估计建造成本少于￡200M。
[0056] 因此，与其在高的等离子体电流下运行，可以采用显著的NBI辅助加热；接受α粒子更高的瞬时损失，但拥有从NBI尾部射束反应中得到的显著的中子生产，这些在Jassby[5]中有记载。此效果在高能量射束在热托卡马克等离子体减速时产生，并且对于在这里考虑的ST等离子体是非常有效的。
[0057] 建造CFNS原型（CFNS－P）的一个目标是产生至少1MW的显著的中子产额。三个相互矛盾的要求是：
[0058] 1）最小化建造费用（其鼓励小的尺寸）
[0059] 2）最小化每平方公尺的热和中子壁负载（其鼓励大的负载）
[0060] 3）最小化电力和氚的运行费用（其鼓励小的尺寸）
[0061] Kuteev描述了Ro＝0.5m的托卡马克。还考虑了扩大到Ro～0.75的具有类似的中子输出的设计，其具有较高的初始建造成本但是具有相似的运行成本，並具有较低的热壁负载的优点和可以升级到更高的性能的能力：正如在Stambaugh等中示出的，核聚变功率和中心柱耗散的比率随着尺寸大小的四次方增加，這使得较大的方案非常有效。可以注意到，几个作者提出了具有主要半径为大约0.5m的紧凑型方案，但随后扩展到更大的装置上从而降低在偏滤器上的热负载以及获得增加的输出。目前的提案示出了可以在比以前使用的电流和磁场低很多的情况下获得到显著的输出，其减少了偏滤器负载并且使得紧凑型装置可行。
[0062] 所有上述的装置成功的关键是球形托卡马克的出现。球形托卡马克代表了低宽高比版本的传统托卡马克。
[0063] 球形托卡马克（ST）的概念首先在Jassby[7]中介绍并且然后在Peng[8]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。然而，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）的第一实证可以归因于在1990-1998年间在Culham实验室运行的START装置[9]。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）。如果等离子体柱体的宽高比A＝Ro/a（这里Ro和a是主要和次要半径）相对于传统托卡马克的宽高比范围（A≈3÷4）显著地减少，等离子体的稳定特性可以显著增加。过去十年中在多于15个小型和中型尺寸ST上运行得到验证的简单的建造、优良的结果和高的可靠性的结合对于ST作为核聚变计划的下一步产生了强烈的推动，而且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。
40％（其仍然是托卡马克的记录）。如果等离子体柱体的宽高比A＝Ro/a（这里Ro和a是主要和次要半径）相对于传统托卡马克的宽高比范围（A≈3÷4）显著地减少，等离子体的稳定特性可以显著增加。过去十年中在多于15个小型和中型尺寸ST上运行得到验证的简单的建造、优良的结果和高的可靠性的结合对于ST作为核聚变计划的下一步产生了强烈的推动，而且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。
[0064] 附图2示出了宽高比减少的效果。附图示出了在传统托卡马克21和球形托卡马克22中的外围磁场线。在传统托卡马克21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22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柱体的中心，该中心的环形磁场很强。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；此特征已经在非常成功的ST试验中被应用，特别是在UKAEA Culham的START中[9]。此附图示出了在START托卡马克中的等离子体柱体23，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非常好的约束属性（H－模式）。
[0065] 在下面的表格中给出了在主要的球形托卡马克中得到的参数和具有主要半径0.5m和0.75m的CFNS原型（CFNS－P5，CFNS－P75）的建议参数。
[0066]START MAST NSTX QUEST CFNS－P5CFNS－P75
R,m 0.35 0.8 0.75 0.68 0.5 0.75
a,m 0.27 0.6 0.55 0.4 0.3 0.47
κ 1.5-3 2.7 3.0 2.5 2.8 2.8
Ip,MA 0.31 1.5 1.5 0.3 1-2 2-3
Bt,T 0.2-0.6 0.6 0.5 0.25 1.5 1.35
PNBI,MW 1 4 7 3 5-10 5-15
Te,keV 1 3 7
βN 6 6 7
βt,% 40 15 39
τp,s 0.06 0.7 1.5 s/s s/s s/s
R,m 0.35 0.8 0.75 0.68 0.5 0.75
a,m 0.27 0.6 0.55 0.4 0.3 0.47
κ 1.5-3 2.7 3.0 2.5 2.8 2.8
Ip,MA 0.31 1.5 1.5 0.3 1-2 2-3
Bt,T 0.2-0.6 0.6 0.5 0.25 1.5 1.35
PNBI,MW 1 4 7 3 5-10 5-15
Te,keV 1 3 7
βN 6 6 7
βt,% 40 15 39
τp,s 0.06 0.7 1.5 s/s s/s s/s
[0067] 迄今为止，ST产生了良好的物理性能，但是目前其具有低磁场，低加热功率和其大部分是短脉冲装置。由于不使用氚，中子通量是可以忽略的，并且无论如何，模型表明了即使可以采用D－T混合，中子的产额也是很少的，这主要是因为低的环形磁场（中子的生产与TF的立方成比例）。
[0068] 建议的CFNS原型（CFNS－P）是第一个具有高磁场、高可用性、高中子积分通量、低运行成本的ST，因此将会是世界最上强大的中子源-在相对低的成本上给出高的性能。
[0069] 主要参数
[0070] CFNS－P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。作为原型，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-氚（DT）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最优化和任何需要的改进）。此设计包括为了测试目的而允许控制中子输出的特征（特别是屏蔽物/中子反射器以及环绕再生区的重水）。
[0071] 标准的运行对于燃烧长度长于1000秒产生1-5MW的D－T的核聚变功率，其中1000秒对于大部分工程要求来说被确定为“准稳定状态”。射入80keV或更高的6-10MW中性射束提供了辅助功率的主要来源。还可以考虑电子伯恩斯坦波（EBW）加热。在下面的表格中给出了参考的托卡马克参数：
[0072]
[0073] 开始和上升
[0074] 中子源以前的设计都是以大的等离子体电流为特征的，其可以与世界上最大的托卡马克相比。现在的设计的其中一个特征是要求低很多的等离子体电流。然而，计划在不使用大的中心螺线管下得到这些电流的开始和上升，这是因为在最终设计中，由于没有足够的空间提供给用于保护线圈的大量的屏蔽物，大的中子积分通量阻止了传统中心螺线管的使用（一个可能的例外是通过使用高温超导中心柱线圈，其非常紧凑从而允许屏蔽物的使用，但是对于现有的设计其被认为是不必要的复杂化）。
[0075] 然而，使用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）具有非常低的感应系数，并且因此可以很容易地得到大的等离子体电流－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非常显著的[19]。
[0076] 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）开始[20]。安装到CFNS－P的回旋振荡管将具有1MW的功率并且因此被预测为可以在CFNS－P中产生～700kA的开始电流。
[0077] 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）；可以期待的是这样的线圈可以具有与在MAST、NSTX中使用的等同的螺旋管的大约25%的伏-秒输出。可以预料数量级为0.5MA的初始电流。两种方案的组合将会是非常有效的。
[0078] “可收缩螺线管”的概念的新颖的发展是使用利用高温超导体（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，通过电流从而启动初始的等离子体，然后在D-T运行开始之前收缩螺线管。使用HTS的优点包括较低的功率供应要求以及通过钢支撑的HTS线圈可以承受高的应力。
[0079] 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提供电流上升到1-2MA的工作水平。
[0080] 加热和电流驱动
[0081] 如上面所描述，可取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(例如1MW)，从而最小化建造成本、运行成本以及最重要的是保持偏滤器的热负载在可以承受的水平内。新的模型（利用最新的能量约束标定、最优化尾部射束效应、射入角度、密度和氚比例）表明了可以在低至5MW的NBI射入功率下可以得到显著的中子生产～1MW。
[0082] 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在ST中的能量约束具有与传统的托卡马克上得到的ITER标定相比对磁场较高的依赖性和对等离子体电流较低的依赖性，并且能量约束因此在相对高磁场和低电流的CFNS-P设计有所改进。
[0083] 包括NBI和一系列的射频（RF）方法的各种加热（和电流驱动）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。
[0084] NBI也是最经常被使用的电流驱动的方法。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。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。使得现有的设计可行的一个主要结果就是模型已经示出了在CFNS-P中要求的等离子体电流是非常低的，在1.5MA，还可以低到1MA；这使得用于电流驱动的功率要求可以降低到大约6MW，其如上所见对于得到所需的中子积分通量是足够的。这个对于等离子体电流非常适度的要求还可以部分归结到改进了的约束标定。
[0085] 偏滤器的热负载
[0086] 泵入到等离子体以便用于将其加热或产生电流驱动的能量主要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中是不被接受的。然而，由于在目前的建议中等离子体电流非常小，输入功率也大大的降低（6MW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[17]提倡的）的结合；并可能地如在由Kotchenreuther et al[18]提倡的“超级-X”偏滤器中的将覆盖区延伸到大的半径。此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，由于这里要求的等离子体电流很低，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。
[0087] CFNS-P的概要
[0088] 适于用作中子源的球形托卡马克30的横截面在附图3中示出。托卡马克的主要部件是环形磁场磁铁（TF）31，可选择的小型中心螺线管（CS）32和极向磁场（PF）线圈33，这些部件在环形真空容器34内对等离子体进行磁约束、成形和控制。作用在D-形TF线圈31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线圈作用。TF线圈31的外部部件和外部的PF线圈可以被D2O再生区和屏蔽物35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36只是通过屏蔽物受到保护。
[0089] 真空容器34是双壁的，其具有包括面向等离子体的板的蜂巢状结构，并且直接由下部端口和其它结构支撑。与容器一体的是中子反射器37，其将提供快速中子的约束，快速中子将通过端口提供高达10倍的中子通量的倍增到外部再生区，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。
[0090] 在外部容器内，内部部件（以及其水冷系统）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。沉积在内部部件和容器中的热通过水冷系统（CWS）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一起清洁真空泵系统和在容器内的面向等离子体的表面。
[0091] 托卡马克加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，并且可能与来自小型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，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（具有低的宽高比和大的延伸）具有很低的电感，并且因此很容易获得大的等离子体电流-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非常显著的[19]。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。
[0092] 在电流达到平顶（对于标准运行来说为1-2MA）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大约1MW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1000s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（H，D，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。
[0093] 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。
[0094] 回到附图1，应该注意到附图指的是非常大（50MW）的核聚变装置，并且示出了由热-热部分和射束-热尾部分组成的总D-T核聚变中子功率。这表明了两个部分的贡献在50-50D-T混合时相似，但是射束和尾部之间的相互作用在较高的氚百分比时更具影响力。
在现有的文件中概括给出的非常紧凑型装置中，热部分的贡献较少并且射束-尾部即使在
50-50D-T混合中也较具影响力。
在现有的文件中概括给出的非常紧凑型装置中，热部分的贡献较少并且射束-尾部即使在
50-50D-T混合中也较具影响力。
[0095] 因此，上面概括给出的方法使得紧凑核聚变中子源（CFNS）的设计比先前的设计小很多，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）。这提案是理想的第一个装置以用来评价先前的未实验的区域，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。
[0096] 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；等离子体的电流上升；在相对较低的电流、磁场和辅助加热时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/反射器以保护线圈绕组并同时控制中子输出。
[0097] 等离子体的启动：方法包括融合-压缩；磁场泵送，其中振荡电流产生加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电子伯恩斯坦波（EBW）电流启动。
[0098] 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；EBW电流驱动；以及通过加热等离子体产生的非常有效的驱动，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。
[0099] 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。在提出的装置中，大部分的中子生产是来自非常热的中性射束（具有能量>100keV，优选地>130keV）与麦克斯韦等离子体分布的高温尾部的相互作用。另外，新的模型表明了当在以最适宜的角度引导通过延伸很长的等离子体（ST的自然特征）的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。
[0100] 变化的中子能量：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。
[0101] 优化来自D-D核聚变的中子输出：对于某些应用，虽然D-T核聚变是得到最高的中子通量和能量的最好方式，但为了更有效地避免与氚相关的问题（例如，成本、复杂程度、安全性、调控和有效性），可替代地使用ICRH来增加中子能量和/或加热D-D等离子体以增加中子通量。这ICRH的使用可以结合更高的环形场和更高的等离子体电流从而在系统中从D-D核聚变中给出高得惊人的中子输出，这个系统比产生相同的中子通量的D-T核聚变系统可能在成本上更有效。
[0102] 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。通过增加环形磁场到1.5特斯拉（在0.5m的主要半径处），可以在1.5MA以及低至1MA的等离子体电流下得到足够的中子生产。
[0103] 稳定状态运行：在先前的设计中保持等离子体电流是主要的要求，其中6-12MA的大电流是通过高的“自益”电流（其要求接近稳定极限运行）和来自NBI的直接电流驱动（其要求昂贵的NBI安装）的结合来保持的。现有设计中相对较低的电流（1-1.5MA）可以显著地降低这些要求。
[0104] 偏滤器负载：泵入到等离子体以便用于将其加热或产生电流驱动的能量主要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中是不被接受的。然而，由于在目前的建议中等离子体电流非常小，输入功率也大大的降低（6MW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[17]提倡的）的结合；并可能地如在由Kotchenreuther et al[18]提倡的“超级-X”偏滤器中的将覆盖区延伸到大的半径。此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，由于这里要求的等离子体电流很低，这个要求可以很容易处理。使用了以上的技术散布热负荷，进一步的好处可以通过在目标区域上使用流体锂而得到。
[0105] 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；装置本身的特征是重水池和铅屏蔽物/反射器的结合，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。
[0106] 还可以通过将磁场屏蔽在外的铁管来直接射入正离子射束到等离子体。
[0107] 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。
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