聚变工程实验堆装置主机设计

❶ 国际热核聚变实验堆计划的简要概况

国际热核聚变实验堆（ITER）计划 ，简称“（ITER）计划” ，（ITER：International Thermonuclear Experimental Reactor），ITER计划 倡议于1985年，并于1988年开始实验堆的研究设计工作。经过十三年努力，耗资十五亿美元，在集成世界聚变研究主要成果基础上，ITER工程设计于2001年完成。此后经过五年谈判，ITER计划 七方2006年正式签署联合实施协定，启动实施ITER计划。ITER计划将历时35年，其中建造阶段10年、运行和开发利用阶段20年、去活化阶段5年。中国政府坚定支持中国参与ITER计划，胡锦涛多次就此做出重要指示。经过深入调研和充分论证，中国政府于2003年1月决定正式参加ITER计划谈判。此后，中国还积极推动谈判进程，为尽早启动实施ITER计划进行不懈努力，这期间，中国先后承办了ITER第九次和第十一次政府间谈判会议。ITER计划是目前世界上仅次于国际空间站的又一个国际大科学工程计划。该计划将集成当今国际上受控磁约束核聚变的主要科学和技术成果，首次建造可实现大规模聚变反应的聚变实验堆，将研究解决大量技术难题，是人类受控核聚变研究走向实用的关键一步，因此备受各国政府与科技界的高度重视和支持。
核聚变研究是当今世界科技界为解决人类未来能源问题而开展的重大国际合作计划。与不可再生能源和常规清洁能源不同，聚变能具有资源无限，不污染环境，不产生高放射性核废料等优点，是人类未来能源的主导形式之一，也是目前认识到的可以最终解决人类社会能源问题和环境问题、推动人类社会可持续发展的重要途径之一。ITER计划是实现聚变能商业化必不可少的一步，其目标是验证和平利用聚变能的科学和技术可行性。ITER计划集成了当今国际受控磁约束核聚变研究的主要科学和技术成果，拥有可靠的科学依据并具备坚实的技术基础。国际上对ITER计划的主流看法是：建造和运行ITER的科学和工程技术基础已经具备，成功的把握较大，经过示范堆、原型堆核电站阶段，可在本世纪中叶实现聚变能商业化。ITER计划是我国改革开放以来有机会参加的最大的多边国际大科学工程合作项目。参加ITER计划有利于大幅度提升我国在科学技术领域参加国际合作的层次；有利于推动我国聚变能研究开发，加快我国聚变能开发进程；有利于我国学习掌握大型国际科学工程项目的建设、管理、运行和维修经验；有利于提高我国超导技术、稀有金属材料技术、高电压技术等众多领域的研究开发能力；有利于锻炼和造就一批高水平、高素质的科研人员、工程技术人员和管理人员，为我国聚变事业的发展打下坚实人才基础。2003年1月国务院批准我国参加ITER计划谈判，经过三年谈判，2006年5月24日，经国务院批准，中国ITER谈判联合小组代表我国政府与欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯和美国共同草签了ITER计划协定，标志着ITER计划进入全面实施的准备阶段。(霍裕平院士ITER计划中国专家委员会首席科学家、郑州大学教授，潘传红研究员 中国核工业集团公司西南物理研究院院长，李建刚研究员 中国科学院等离子体物理研究所所长)
2006年5月24日，国家科学技术部代表我国政府与其他六方一起，在比利时首都布鲁塞尔草签了《国际热核聚变实验堆（International Thermonuclear Experimental Reactor）联合实施协定》。这标志着ITER计划实质上进入了正式执行阶段，即将开始工程建设，也标志着我国实质上参加了ITER计划。

❷ 磁约束聚变的聚变装置

九十年代初，中科院等离子体所利用前苏联赠送的原价值约1500万美元的T-7装置进行大幅度改造，使其成为研究性更加先进，且更加完善的超导托卡马克——HT-7。其主要研究目标是，获得并研究长脉冲或准稳态高温等离子体，检验和发展与其相关的工程技术，为未来稳态先进托卡马克聚变堆提供工程技术和物理基础。
1994年12月至95年3月，HT-7首次成功进行了工程联调，94年12月28日得到第一等离子体。1998年国务院科教领导小组批准了国家“九五”重大科学工程HT-7U的立项，HT-7也部分承担下一代装置HT-7U的前期实验任务。
HT-7是一个大型的实验系统，它包括HT-7超导托卡马克装置本体，大型超高真空系统，大型计算机控制和数据采集处理系统，大型高功率脉冲电源及其回路系统，全国规模最大的低温液氦系统，兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热系统，以及数十种复杂的诊断测量系统。几年来，HT-7超导托卡马克装置经过不断的改造，已进行了十几轮实验运行，取得若干科研成果，具有一定的国际影响力。为实现HT-7超导托卡马克装置的高功率、稳态运行，2001年，科研人员对HT-7的实验系统进行了数项重大改造：
（2）极向场的稳态供电及控制；
（3）利用钒钢实现稳态条件下纵场波纹度的大幅度改善；
（3）1MW稳态低杂波电流驱动系统；
（4）高性能水冷石墨限制器及粒子排除系统；
（5）新型射频天馈系统；
（6）海量数据实时连续采集系统；
（7）数项先进等离子体诊断系统。
在物理上，HT-7紧紧围绕稳态高约束等离子体运行这一世界前沿课题展开深入研究。为达到这个目的所开展的实验如下：
（1）低杂波电流驱动及改善约束；
（2）离子伯恩斯坦波加热及改善约束；
（3）边界湍流及输运研究；
（4）等离子体参数精细分布控制；
（5）先进壁处理；
（6）稳态运行及控制。
随着物理实验的不断深入，2001年冬季实验又获重大进展，获得了许多研究成果：
（1）实现了在低杂波驱动下电子温度超过五百万度、中心密度大于、长达20秒可重复的高温等离子体放电；
（2）实现大于10秒、电子温度超过一千万度、中心密度大于的高参数等离子体放电，这是世界上第二个放电长度达到1000倍能量约束时间高参数准稳态等离子体；
（3）在离子伯恩斯波和低杂波协同作用下，实现放电脉冲长度大于100倍能量约束时间、电子温度二千万度的高约束稳态运行；
（4）最高电子温度超过三千万度。
截至目前，HT-7超导托卡马克达到的主要物理和技术指标为：
（1）等离子体参数：放电时间20秒，电子温度 >3000万度，电子密度 ，等离子体电流240千安；
（2）装置运行参数：磁场强度2.2特斯拉，本底真空；
（3）低杂波系统指标：最大注入功率700千瓦，环电压降至0，并向变压器反充电；
（4）离子回旋波加热和IBW指标：最大注入功率330千瓦,等离子体电子温度和离子温度明显升高；
（5）等离子体和壁相互作用：RF清洗及RF硼化和硅化效果明显，有效Zeff接近1；
（6）诊断技术及所达指标：总诊断35种，400多路诊断信号；
（7）加料技术：弹丸注入和IBW协同实验，发现芯部约束改善；Laval喷嘴实验已取得初步结果；
（8）等离子体控制：多变量控制，等离子体电流、位移反馈，实现等离子体参数灵活调节，较高放电重复率。
以上指标充分说明，HT-7超导托卡马克装置已步入可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的先进装置行列。 为了在近堆芯的高参数条件下研究等离子体的稳态和先进运行，深入探索实现聚变能源的工程、物理问题，中科院等离子体物理研究所在建成超导托卡马克HT-7的基础上，提出了“HT-7U全超导非圆截面托卡马克装置建设”计划，后更名为EAST。EAST由实验“Experimental”、先进“Advanced”、超导“Superconcting”、托卡马克“Tokamak”四个单词首字母拼写而成，它的中文意思是“先进实验超导托卡马克”，同时具有“东方”的含意。
EAST装置是由我国自行设计研制的全超导托卡马克装置，其主要技术特点和指标是：16个大型“D”形超导纵场磁体将产生纵场强度 ；12个大型极向场超导磁体可以提供磁通变化 ΔФ ≥ 10 伏秒；通过这些极向场超导磁体，将能产生 ≥ 100万安培的等离子体电流；持续时间将达到1000秒，在高功率加热条件下温度将超过一亿度。
EAST装置的主机部分高11米，直径8米，重400吨，由超高真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、外真空杜瓦、支撑系统等六大部件组成。其实验运行需要有大规模低温氦制冷、大型高功率脉冲电源、大型超导体、大型计算机控制和数据采集处理、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热、大型超高真空、以及多种先进诊断测量等系统支撑。学科涉及面广，技术难度大，许多关键技术目前在国际上尚无经验借鉴。特别是EAST运行需要超大电流、超强磁场、超高温、超低温、超高真空等极限环境，从芯部上亿度高温到线圈中零下269度低温，给装置的设计、制造工艺和材料方面提出了极高的要求。
EAST的不仅是一个全超导托卡马克（右图为托卡马克示意图），而且具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截
面的等离子体位形，它的建成将有效推动我国磁约束核聚变研究发展。在装置建成后的10-15年期间，能在装置上对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性的实验研究。
EAST的大小半径虽然只有国际热核聚变实验堆（即ITER）的1/3和1/4，但位形与ITER相似，比ITER早10-15年投入运行。EAST是一个近堆芯高参数和稳态先进等离子体运行科学问题的重要实验平台，它将在ITER之前成为国际上最重要的稳态偏滤器托卡马克物理实验基地。

❸ 超导托卡马克的“HT-7U超导托卡马克装置建设”介绍

HT- 7U超导托卡马克以其具有低温超导的纵场磁体系统和极向场超导磁体系统而受到国内外聚变界的广泛关注。我们等离子体物理研究所的全体员工为我们所能承担这样一个国家级的重大科学研究工程项目而感到无比荣幸，为使我所广大科研人员特别是未能直接承担这个科研任务的同志们能较为全面的了解该科研项目的情况，进而也为完成该项目献计献策，特在此简要介绍有关该项目的立项、预研、设计等情况。我们非常欢迎所内外的广大科研人员都来关心、关注HT-7U工程项目的设计和建造，为顺利完成这一重大科学工程项目而努力。 近年来，我国的核聚变研究伴随着全面改革开放和国家的综合国力的增强从而对科学技术研究及教育投入的逐步增加而得到长足的发展，多年来陆续建成的一批核聚变实验研究装置都取得了极好的实验研究成果。其中建在我所的HT-7超导托卡马克尤其以其具有低温超导纵场磁体系统而倍受国内外聚变界的关注。为了更进一步发展、推进我国的聚变科学研究事业，探索非圆、大拉长截面、稳态的等离子体实验控制技术，更深入研究全低温超导托卡马克实验装置的设计、建造和实验技术，从而全面掌握托卡马克类核聚变实验装置各种技术，我所在HT-7投入运行并取得良好实验结果的同时，适时提出建造HT-7的升级装置“HT-7U全超导托卡马克装置”的计划。所谓全超导意为构成托卡马克装置的全部纵场系统和极向场系统都采用低温超导磁体组成。这个计划得到了世界聚变科学研究专家们的极大支持，我所为该计划的顺利实现作了大量的先期预研和设计计算工作。
下面简要回顾一下HT-7U全超导托卡马克装置的立项历程：
1993年10月，以欧共体聚变部名誉主任帕仑布教授为首的来自国际上各大核聚变实验室的12位著名聚变科学家，对我所当时正在建设的HT-7超导托卡马克装置和中国科学院等离子体所的聚变研究发展战略进行了评议。这是我所第一次提出分三阶段实施聚变科学研究的计划。
1994年底，科学院基础局邀请了6位两院院士和8位专家在合肥召开了“HT-7U超导托卡马克计划座谈会”，这是HT-7U计划首次较正式提出。
1996年初，部分两院院士在京西宾馆对“九五”国家重大科学工程项目进行初步评估，HT-7U装置建设第一次得到国家级专家的赞同并被列入前十位项目中。
1997年6月，国家科技领导小组批准中国科学院关于“HT-7U大科学工程项目立项”的申请，该项目正式进入国家重大科学工程项目的立项操作程序。
1997年10月，由国家计委委托中国科学院主持召开“HT-7U工程项目建议书专家评估会”；该项目的建设方案和计划获得与会专家的好评。
1998年4月，正式通过国家计划发展委员会委托中国国际工程咨询公司主持召开的“HT-7U工程项目建议书专家评估会”的评估论证，这表明该项目的科学目标和技术参数及方案都得到专家们的赞许。
1998年7月，国家发展计划委员会正式批复“HT-7U工程项目建议书”（批文中同意“由中科院等离子体所承担建设”，“具有超导纵场和极向场线圈，具有D形非圆截面，包括托卡马克、低温致冷等9个子系统”。批文规定“在2003年6月完成建设工作并进行鉴定验收。项目总投资控制在1.65亿元”）
1998年10月，HT-7U工程项目可行性研究报告在北京获得中国科学院基建局主持的专家评估会一致通过，至此，该项目的设计方案和工程经费基本确定，国家发展计划委员会和财政部依此拨出专项经费。 受控热核聚变的实验和研究，经过50多年核聚变界科学家们的不懈努力，终于在常规Tokamak类型的装置上取得了突破性的进展。但是按照常规托卡马克装置建堆，不仅体积大、效率低，而且是脉冲运行。但是，一个经济实用的商用堆必须是高效、紧凑和稳态运行的。超导托卡马克正是在这一点有着极大的优势，即可以稳态运行。如果在超导托卡马克上实现了稳态运行又在稳态运行条件下大大改善了约束，则将为未来稳态、先进聚变反应堆奠定工程技术和物理基础，意义十分重大。
HT-7U不仅是一个全超导托卡马克而且具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截面的等离子体位形，它的建成将使我国在2003年左右成为世界上少数几个拥有这种类型超导托卡马克装置的国家，从而使我国磁约束核聚变研究进入世界前沿。在装置建成后的10~15年期间，能在装置上对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性的实验研究。HT- 7U的建成将使中国在人类开发清洁而又无限的核聚变能的领域内做出自己应有的重大贡献。因此，HT-7U的建造具有十分重大的科学意义。
本项国家级重大科学工程的主要工程目标是必须建设：
可稳态运行的超导托卡马克HT-7U装置主机，该实验装置应达到如下主要设计参数：
超导纵场场强BT = 3.5T
等离子体大半径R = 1.78m
等离子体小半径a = 0.4m
等离子体拉长比K = b/a = 1.6 ~ 2
加热场最大磁通变化能力△Φ = (8-10)V-S
等离子体电流IP = 1 MA
可稳态运行的低混杂波驱动等离子体电流系统（LHCD），该系统主要工程参数应达到：
总 功 率 P = 3.5 MW
工作频率 f0 = 2.45 GHz，3.7 GHz
可连续运行的离子回旋波加热系统(ECRF)，该系统主要工程参数应达到：
总 功 率 P = 3 ~ 3.5 MW
工作频率 f0 = 30 ~ 110 MHz
可保证HT-7U基本运行和实验的其它工程系统：如低温、诊断、电源、真空、计算机控制、数据采集和处理、水冷系统等，这些子系统的也都毫无疑问必须满足HT- 7U超导托卡马克装置稳态运行的要求。
HT-7U不是一个聚变堆，它是针对目前建造托卡马克核聚变堆尚存在的前沿性物理问题，进行探索性的实验研究，为未来稳态、安全、高效的先进商业聚变堆提供物理和工程技术基础。 HT-7U项目的最高管理机构是由中国科学院任命的“HT- 7U项目管理委员会”，中国科学院副院长白春礼任管委会主任，安徽省常务副省长汪洋任副主任，组成人员有中国科学院秘书长竺玄、副秘书长钱文藻、计财局长顾文琪、基建局长薛钟灵、基础局长金铎和合肥分院院长王绍虎以及国家发展计划委员会一人、科学技术部一人。
HT-7U项目完全按照国家基建项目实施总经理负责制的组织管理，中国科学院任命的工程指挥部组成人员如下：
万元熙为项目总经理（项目法人），翁佩德、谢纪康、李建刚任副总经理，
翁佩德兼任总工程师；
王孔嘉任总经济师；
高大明任总工艺师。
中国科学院还任命了HT-7U项目科技委员会的组成人员，赵仁恺院士任科技委员会主任，徐至展院士、严陆光院士和石秉仁研究员任任副主任，组成人员有阮可强院士、贺贤土院士、赵凯华教授、余昌旋教授、舒炎泰教授、陆全康教授和我所的邱励俭研究员。
为便于切实抓紧、抓好HT-7U项目的建设工作和有关改项目的各项管理工作，所领导决定：
1、设立HT-7U项目总经理办公会来协调、决定有关HT-7U项目的重大管理方面的决策；
2、成立HT-7U工程总体组(副总工程师、副总工艺师、副总经济师等组成）；任命了各分项技术负责人，设立由以上人员组成的总工程师办公会议来研究、解决HT-7U工程建设中的有关设计方案和实施方案方面的重要技术问题；还设立了依邱励俭为首王绍华、季幼章、许家治等参加的工程顾问组。
工程总体组及各分项技术负责人如下：
副总工程师： 武松涛（主机设计)
毕延芳(低温系统、超导导体)
高秉钧 (超导实验)
李建刚（第一壁及真空系统）
刘正之（电源及控制）
副总工艺师： 王永诚、 孙世洪
副总经济师： 黄贵、 姜桂萍
总控制、数采及处理系统 罗家融
真空抽充气及加料、第一壁处理等 辜学茂
水冷系统（包括去离子水冷却系统） 张祥勤
电网设计及供电系统 孙世洪、周士国
诊断系统 万宝年
基建（包括冷、暖） 孙世洪
环保分析及安全监控 吴宜灿
LHCD系统 匡光力
ICRH系统 赵燕平
ECRH系统 刘保华
我所目前已介入HT-7U项目建设工作的科研人员大约有近200人，主要有一室和三室的全部人员，二室、五室、六室、七室、八室、十室、十一室、技术中心和研制中心以及管理部门的部分人员。
目前，HT-7U项目的所有设计人员都实行严格的岗位责任制，发放岗绩津贴，全所上下都对于HT-7U项目的设计和研制倾注了满腔热情，提供了各方面的支持。 在所领导和HT-7U工程指挥部的强有力的领导下，在所有参加HT-7U项目的设计和预研工作的同志们的共同努力下（其中也包括有所外的有关工厂和研究部门的大力协作），HT-7U项目的工程设计和预研已经取得了多方面的进展，我们在此简要介绍如下：
1、HT-7U装置超导磁体所使用的CICC超导导体的研制取得了重大进展，装置设计室在合肥电缆厂和西北有色金属研究院等工业部门的协作下，顺利研制出一根长度为200米的模拟CICC导体和两根总长为600米的全尺寸CICC超导导体，这是我国第一次研制出大电流的低温超导导体，继以上的包管焊管制造CICC超导导体后，装置设计室又在合肥电缆厂和所研制中心的协作下，顺利研制出穿管制作的CICC超导导体，这为降低CICC超导导体的造价和减小制造的技术难度起到了决定性的作用。
2、所研制中心已经成功地研制出专用于HT- 7U装置CICC超导导体绕制的绕线机，并且已经使用该绕线机和模拟CICC导体绕制出2:3尺寸的D形纵场模拟双饼工艺试验磁体，这标志着我所研制中心具备了绕制具有较高精度的复杂D形磁体的加工能力。
3、装置主机设计方案初步完成，其中超导纵场系统已经按两种超导导体的方案进行了技术方案设计，即基于采用美国SSC电缆的浸泡式超导磁体方案和基于CICC导体的迫流内冷超导磁体方案；极向场电磁参数特别是加热场参数的优化设计计算取得了比较好的设计计算结果；真空室、内外冷屏、外真空室以及装置的支撑结构等方案也已初步确定，现正在进行有关的工程设计和工艺技术方面的调研、讨论。
4、装置设计室完成极向场中心螺管模拟线圈的设计，目前正在所研制中心利用自行研制的两根总长为600米的CICC超导导体进行绕制，这将是我国的第一个大电流低温超导磁体。
在进行并完成以上工作的同时，为确保HT-7U装置设计既具有参数先进又稳妥可靠，有选择地将有关的设计工作作为国际合作项目征求国外专家的意见，其中对于装置的总体设计参数和装置的工程方案设计已经召开了有世界核聚变领域的著名专家参加的国际讨论会。与有着丰富超导托卡马克设计制造经验的俄罗斯库尔恰托夫研究院核聚变所和叶夫列莫夫所开展了较为广泛的合作，对有关的设计计算参数、电磁场分析计算、等离子体的平衡位形设计计算、传热和超导移能等进行了分析校核。关于装置的极向场物理设计和等离子体平衡位形的设计计算方面还与美国GA开展了合作，用美国的程序对HT-7U的设计计算进行了进一步的校核。
目前，除各子系统都在进行紧张的扩大初步设计外，有关的研制工作也在紧张进行中。主要有：
1、通过国际合作，对已经研制出的CICC超导导体进行超导性能方面的综合测试试验，以便为CICC超导导体的最终设计提高必要的数据，也为我们自己建立超导导体、超导磁体测试实验室提供借鉴和经验。该项工作今年必须完成。
2、装置设计室完成了低温超导试验所必需的试验大杜瓦的设计，目前正在进行加工制造的询标、议标工作，今年力争基本完成加工并进行组装调试。
3、中心螺管模型磁体必须完成绕制、绝缘处理等全部制造工序，装置设计室完成的大电流的CICC超导导体的接头的研制必须在上半年完成，以便确定模型磁体所采用的超导导体接头形式。
4、单根长度达600米的CICC超导导体穿管生产线今年完成建造，进行试制生产。
全部的装置设计资料、参考资料、设计计算报告等技术资料都已经在总师办归档保存，已经可以从网络上查阅资料名称，也可以很方便地去总师办借阅。有关项目的文件和技术合同、合作协议类资料在项目办公室保存。 承担“HT-7U超导托卡马克装置建设”项目是对我所的核聚变实验装置工程设计能力和技术加工能力以及超导托卡马克装置运行实验的检验和挑战，应该看到尽管我所有着一定的托卡马克设计、制造、运行和控制的经验，但对于HT-7U超导托卡马克装置这样的全超导托卡马克装置，非但是我们所，即便是世界上的核聚变大国(美国、西欧、日本、法国、俄罗斯等)，也都未曾有这样的经历和经验，所以，可以毫不夸张地说HT-7U超导托卡马克装置的建成之日，也一定是我国进入世界核聚变研究大国的行列之日。
正因为如此，HT-7U超导托卡马克装置的设计建造以及实验运行是必然的给我们带来了巨大的挑战，我们必须对此有一个清醒的认识。其中最为核心的具有挑战性的工程技术方面的难点有：
HT-7U装置所使用的CICC超导导体的设计、研制和试验测试技术；
较大电流变化、较高磁场变化的超导极向场磁体的设计、制造和试验测试及实验运行技术；
非圆、大拉长截面、稳态的等离子体控制技术；
从HT-7U超导托卡马克装置建设的立项可以看出，我国的核聚变科学研究工作已经得到国家的大力支持，该项科学研究已经有着广泛的国际合作的基础。随着我国综合国力的提高，相信国家对聚变研究的支持强度肯定会不断增加，在此基础上，中国开发聚变能的研究一定会进入世界先进行列并为人类社会的可持续发展做出重大贡献。
努力做好我们的工作，把HT-7U装置早日建成，为把我国建成科技强国而奋斗,为我国的技术进步而努力。 ：
课题号
课题名
负责人
U1010000
主机设计
武松涛
U1020000
低温系统
毕延芳
U1030000
电源系统
刘正之
U1040000
真空系统
辜学茂
U1050000
超导实验
高秉钧
U1060000
第一壁材料
李建刚
U1070000
环保与防护
吴宜灿
U2010000
物理设计
虞清泉
U2020000
低混杂波
匡光力
U2030000
离子回旋波
赵燕平
U2040000
数采
罗家融
U2050000
控制
罗家融
U2060000
诊断
万宝年
U2070000
电子回旋波
刘保华
U3010000
高大明
U3020000
孙世洪
U3030000
孙世洪
U3040000
水冷系统
张祥勤
U3050000
高大明
U3060000
高大明
U4010000
王孔嘉
U4020000
王孔嘉
U4030000
翁佩德
U4040000
王孔嘉
U4050000
王孔嘉
U4060000
高大明
U4070000
王孔嘉

❹ 亿数通有手机版的吗

你说的是系统还是网站啊，如果是网站是肯定有的呀，如果是系统因为数据太多，没法好好显示，所以暂时还没有手机版的

❺ 中国在什么方面算得上世界领先技术

农业方面可能算得上吧，尤其是这个水稻，因为我们国家有袁隆平这个杂交水稻之父，他让我们国家的水稻处于世界领先水平，可以说的上是解决了我们大中国13亿人口的温饱问题。

❻ 合肥科学岛是人工造的岛吗

是的。
合肥科学岛“人造太阳”有望为人类带来无限能源
新安晚报 安徽网 大皖客户端讯 数十年来，各国科学家建设各种俗称“人造太阳”的核聚变实验装置，但一直无法实现。昨天，中科院合肥物质科学研究院等离子体所工作人员在接受本报记者采访时表示，该所正在建设国家十三五大科学装置聚变堆主机关键系统综合研究设施，有望在2050年实现核聚变，并建成人类首个核聚变示范电站，届时，人类将获得取之不尽用之不竭的新能源。
什么是“人造太阳”
提起“人造太阳”，人们总是认为神秘而遥远。它跟太阳有什么关系？能给人类带来什么影响？昨天，中科院合肥物质科学研究院等离子体所工作人员在接受新安晚报、安徽网、大皖客户端记者采访时解答了疑惑。
“‘人造太阳’只是为了便于大众理解的一种比喻说法，它并不能像真正的太阳那样提供光和热。只是它的原理跟太阳内部进行的核聚变反应原理一样，能让氘和氚在超高温条件下像太阳一样发生聚变，产生大量能量。”
“通俗来说，‘人造太阳”就是从事核聚变研究的实验装置，它并不能直接发电，而是为了在前往建立核聚变示范电站的过程中发现一系列物理现象和解决一系列物理问题。”该工作人员介绍，位于合肥科学岛上的中科院合肥物质科学研究院等离子体所建造的“人造太阳”是世界首个全超导托卡马克核聚变实验装置。
能带来无限能源
“研究核聚变最终目的就是建立核聚变示范电站后开发利用强大的核能。”工作人员介绍，“核聚变产生的能量有清洁、高效、原料丰富等优点。”在核聚变过程中需要的两个元素主要来源于海水中提取的氘和氢的另一种同位素氚。据科学家估计，1升海水中提取的氘可以产生的聚变能源相当于300升汽油所产生的能量，全球海水中含有约45万亿吨氘，这些原料足够人类继续使用百亿年。
除此之外，合肥物质科学研究院在研究核聚变的过程中，也衍生很多对国民有益的项目。如合肥市政府与中科院合肥物质科学研究院合作共建的“合肥离子医学中心”，能利用该院在超导、辐射生物、精确放疗等领域的技术，用先进的质子、重离子治疗系统治疗癌症。
合肥市物质研究院团委副书记、等离子体所团委副书记王青介绍，合肥地铁2号线车辆里也安装了中科院合肥物质科学研究院等离子体所与合肥中车轨道交通车辆有限公司共同研发的“应用于轨道交通领域等离子体空气净化器”。该产品除了创新开发了免维护的结构，还具有消除烟尘、消毒杀菌、除臭去味等功能。
2050年前有望实现
昨天，记者在合肥物质科学研究院等离子体所EAST控制大厅上看到，电子屏幕的最上方显示着一串数字84259，这串数字意味着截至5月8日，这个被称为“人造太阳”的世界首个全超导托卡马克核聚变实验装置自2006年开始，已经试验发射了84259次。
王青告诉记者，中国的核聚变研究是自上个世纪六七十年代开始的，起步比较晚但发展比较快，各项研究位于世界前列，在国际上的核聚变研究中已占有一席之地。“2017年，它成功实现了101.2秒稳态运行，成为全球首个可以稳定运行长达100秒以上的装置。”
此外，中国还参加了目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一——“国际热核聚变实验堆计划（ITER）”。其他六个参与方分别为：美国、欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯。“中国除了为项目提供部分资金，也承担设计修改、部件制造等工作。”
目前，我国计划建设一个能与国际热核聚变实验堆竞争的中国聚变工程实验堆（CFETR），而整个中国聚变工程实验堆的建设工作，预计2030年前后启动，并有望在2040年至2050年间实现建立人类首个核聚变示范电站。
能为人类核聚变发展贡献力量，提升中国的国际地位，这些让合肥物质科学研究院的工作人员感到十分骄傲。日前，合肥物质科学研究院等离子体所“匠心聚合、质量极限”核聚变大科学工程创新团队荣获“中国青年五四奖章集体”。这也是继去年强磁场中心人才团队后，该院连续两年获得这个殊荣。
“今年是新中国成立70周年、五四运动100周年，也是中科院建院70周年，团队能获得这个殊荣感觉到特别振奋人心，我们会带着这份荣誉在推动核聚变示范电站建立的路上不断地攻克各种难题。”王青说。

❼ 国际热核聚变实验堆计划的中国情况

我国核聚变能研究开始于60年代初，尽管经历了长时间非常困难的环境，但始终能坚持稳定、逐步的发展，建成了两个在发展中国家最大的、理工结合的大型现代化专业研究所，即中国核工业集团公司所属的西南物理研究院（SWIP）及中国科学院所属的合肥等离子体物理研究所（ASIPP）。为了培养专业人才，还在中国科技大学、大连理工大学、华中科技大学、清华大学等高等院校中建立了核聚变及等离子体物理专业或研究室。科技部依托中国科大成立“国家磁约束聚变堆总体设计组”，中国科大核科学技术学院院长万元熙院士担任组长。
我国核聚变研究从一开始，即便规模很小时，就以在我国实现受控热核聚变能为主要目标。从上世纪70年代开始，集中选择了托克马克为主要研究途径，先后建成并运行了小型CT-6（中科院物理所）、KT-5（中国科技大学）、HT-6B（ASIPP）、HL-1（SWIP）、HT-6M（ASIPP）及中型HL-1M（SWIP）。SWIP建成的HL-2A经过进一步升级，有可能进入当前国际上正在运行的少数几个中型托克马克之列。在这些装置的成功研制过程中，组建并锻炼了一批聚变工程队伍。我国科学家在这些常规托克马克装置上开展了一系列十分有意义的研究工作。
自1991年，我国开展了超导托克马克发展计划（ASIPP），探索解决托克马克稳态运行问题。1994年建成并运行了世界上同类装置中第二大的HT-7装置，最近初步建成了首个与ITER位形相似（规模小很多）的全超导托克马克EAST。超导托克马克计划无疑为我国参加ITER计划在技术与人才方面做了进一步的准备。
聚变-裂变混合堆项目于1987年正式列入我国863计划，目的是探索利用核聚变反应的另一类有效途径，其中主要安排了一些与未来核聚变堆有关技术的研发。2000年由于诸多原因，聚变-裂变混合堆项目被中止，但核聚变堆概念设计以及堆材料和某些特殊堆技术的研究仍在两个专业院所继续进行。
尽管就规模和水平来说，我国核聚变能的研究和美、欧、日等发达国家还有不小的差距，但是我们有自已的特点，也在技术和人才等方面为参加ITER计划做了相当的准备。这使得我们有能力完成约定的ITER部件制造任务，为ITER计划做出相应的贡献，并有可能在合作过程中全面掌握聚变实验堆的技术，达到我国参加ITER计划总的目的。
我国是一个能源大国，在本世纪内每年的能耗都将是数十亿吨标煤。由于条件限制，在长时间内我国能源生产都将以煤为主，所占比例高达70%。考虑到我国社会经济的长期可持续发展，我们必须尽快用可靠的非化石能源（如核裂变或核聚变能、太阳能、水能等）来取代大部分煤或石油的消耗。因此，必然应该在能力许可范围内积极开展核聚变能的研究，尽可能地参加国际核聚变能的大型合作研发计划（如ITER计划）。我国参加ITER计划是基于能源长远的基本需求。
核聚变能的研发对每个大国都是必要的，但又是一个长期、大规模、高投入而且又是高风险的过程。我国核聚变研究目前距离发达国家还有很大差距，还须经过若干年的努力才能接近实验堆建设和研究阶段。如果采取单独建造实验堆，则又须花费上百亿资金和十数年时间，我国和国际的差距会进一步扩大。因此，参加ITER计划，参加ITER的建设和实验，从而全面掌握ITER的知识和技术，培养一批聚变工程和科研人才，使其成为我国聚变研究的一部分。再配合国内安排必要的基础研究、聚变反应堆材料的研究、聚变堆某些必要技术的研究等，则有可能在较短时间、用较小投资使我国核聚变能研究在整体上进入世界前沿，为我国自主地开展核聚变示范电站的研发奠定基础。
由中国自行设计、研制的世界上第一个全超导托卡马克EAST（原名HT--7U）核聚变实验装置（又称“人造太阳”）2006年成功完成首次工程调试，2007年3月通过国家验收。我们在一些战略高技术和产业关键核心技术取得重大突破，取得了一批重大原创成果，一些学科领域走到世界前列。科技创新能力大幅提升，有力支撑了中国经济社会发展。
我们还必须看到，ITER本身就是当代各类高新技术的综合，中国科技人员长期、全面地参加ITER的建设和研究工作，直接接触和了解各类技术，必将有利于我国高新技术及相应产业的发展。事实上，参加ITER计划已开始推动我国超导技术与相关产业的发展。由于ITER计划本身的重要性，我国作为完全的伙伴全面参加ITER计划，就成为我国参加国际科技合作走上更高层次的一个明显的标志。这也在国际上展示了我国在科技领域坚持开放的决心。我国聚变研究的中心目标，是促使核聚变能在可能的条件下，尽早在中国实现。因此参加ITER计划应该也只能是我国整体聚变能研发计划中的一个重要组成部分。国家将在参加ITER计划的同时支持与之配套或与之互补的一系列重要研究工作，如托克马克等离子体物理的基础研究、聚变堆第一壁等关键部件所需材料的开发、示范聚变堆的设计及必要技术或关键部件的研制等。参加ITER计划将是我国聚变能研究的一个重大机遇。 12日从中科院合肥物质科学研究院获悉，由中科院等离子体所研制的国际热核聚变实验堆计划(ITER)极向场导体采购包第二阶段PF5导体日前运抵法国福斯港，交付ITER现场。
国际热核聚变实验堆计划，简称ITER计划，是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一。由中国与欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯和美国等七方共同实施。据悉，此次中方交付ITER现场中国制造任务的首件产品，也是ITER七方中首件交付ITER现场的大件产品。
PF导体采购包由中科院等离子体所负责研制。ITERPF导体是外方内圆的异型导体，其制造工艺复杂，包括焊接工艺、无损检测技术、导体成型及收绕技术等。等离子体所的研究院先后完成铠甲及焊缝无损检测、导体成型及收绕型技术等研发，并完成各种接收测试。2013年4月25日导体首先经过500公里的陆路从合肥到达上海港，然后经过10000海里从上海港口到达福斯港，到达离福斯港100公里外的ITER总部，整个行程共38天。
美、法等国在20世纪80年代中期发起ITER计划，旨在建立世界上第一个受控热核聚变实验反应堆，为人类输送巨大的清洁能量。中国是参与这个计划的七方成员之一，承担了ITER装置近10%的采购包。

❽ 我国"人造太阳"创世界纪录，终极能源越来越触手可及

月初，我国的超导托卡马克实验装置（EAST）在全球首次实现了 101.2 秒的稳态高约束运行模式，创造了新的世界纪录。

这一重要突破，标志着我国磁约束聚变研究在稳态运行的物理和工程方面，将继续引领国际前沿，对国际热核聚变实验堆（ITER）和未来中国聚变工程实验堆（CFETR）建设和运行具有重大的科学意义。

利用磁场对等离子进行约束的托卡马克装置

与此同时，我国下一代核聚变装置——中国聚变工程试验堆（CFETR）已于 2011 年开始进行设计研究。在过去的几年里，项目集中了我国磁约束聚变研究的骨干力量，形成目标明确的国家队。

同时，该项目推动了广泛国际合作，世界聚变研究发达国家美国、德国、法国、意大利等已经全面参与 CFETR 的设计，俄罗斯同行也表示未来更加深入参与 CFETR 计划。

❾ 聚变堆试验包层模块是什么意思

聚变堆试验包层模块是指在核聚变实验中，包围在反应堆外层的保护膜，这层膜的作用是对聚变堆进行不断冷却，并且防止辐射外泄。我国主要是运用氦冷固态材料来作为包层模块。

目前世界上最大的聚变堆实验，是ITER，即国际热核聚变实验堆计划。“国际热核聚变实验堆（ITER）计划”是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一，建造约需10年，耗资50亿美元（1998年值）。ITER装置是一个能产生大规模核聚变反应的超导托克马克，俗称“人造太阳”。2003年1月，国务院批准我国参加ITER计划谈判，2006年5月，经国务院批准，中国ITER谈判联合小组代表我国政府与欧盟、印度、日本、韩国、俄罗斯和美国共同草签了ITER计划协定。这七方包括了全世界主要的核国家和主要的亚洲国家，覆盖的人口接近全球一半。我国参加ITER计划是基于能源长远的基本需求。2013年1月5日中科院合肥物质研究院宣布，“人造太阳”实验装置辅助加热工程的中性束注入系统在综合测试平台上成功实现100秒长脉冲氢中性束引出。

❿ 中国找到了“人造太阳”高性能稳态运行模式，有何意义

据中科院离子体物理研究所网站7月1日消息，在托卡马克核聚变实验装置中，高约束等离子体的边界区域会周期性地爆发出一种称为边界局域模（ELM）的不稳定性。大幅度ELM类似太阳耀斑爆发，造成等离子体能量和粒子的瞬间释放，喷射出强大的热脉冲，侵蚀装置的内壁，甚至导致材料的熔化，并产生大量杂质粒子污染聚变堆芯部等离子体，使得聚变堆难以长时间稳态运行。在未来聚变堆上，需要将ELM带来的瞬态热负荷降低至少20倍，这是国际磁约束聚变界，特别是国际热核聚变实验堆ITER面临的一个严峻挑战，探索无ELM或具有小幅度ELM的高约束运行模式及其物理机制是磁约束聚变研究的一个重大科学前沿问题。

EAST接下来的目标是在更高的注入功率下，在ITER基本运行模式的时间尺度上实现高约束等离子体稳态运行。高功率注入条件下的ELM瞬态热负荷问题成为阻碍这一科学目标实现的主要障碍，Grassy ELM高性能稳态运行模式的获得及其形成机理上的突破为EAST实现更高功率更长时间尺度上的运行提供了有效的解决方案，进而为ITER和CFETR高性能Grassy ELM稳态运行模式的发展奠定了物理基础。

EAST团队取得的这一研究成果得益于等离子体所长期以来秉承的大科学团队精神以及与国内外开展的良好合作。相关研究工作得到了国家科技部、发改委、中科院、国家基金委等项目的资助，以及安徽省、合肥市、合肥综合性国家科学中心等相关部门的大力支持。