磁约束核聚变装置控制实验报告

① 磁约束热核聚变的约束形态

开端的磁镜约束形态
自研究核聚变以来，已提出了许多种磁约束途径，可按磁力线的形状分为开端和闭合两类，分别简述如下。
解决等离子体沿磁力线流失的问题，人们很早的一个想法是把长圆柱两端的磁场特别地加强，如图2,中间部分的磁力线平直均匀,磁场强度为B0,两端磁场的强度,增加到Bm。直筒真空室剖面磁力线的分布形状如图，两端磁力线还是开放的，因此称为“开端”。在这样的磁场形态中，沿着磁力线运动的带电粒子向端部区域接近时，有可能会被加强了的磁场反射回来，因此，这种磁场形态称为磁镜。整个安排是一个双磁镜系统。
现在说明磁镜反射带电粒子的原理
对于磁场随时间和空间的变化不是很剧烈的情况，在不均匀磁场中带电粒子的运动，遵从磁矩守恒的规律，带电粒子的磁矩（见绝热不变量）。设在图2系统的中部有一带电粒子, 运动速度为v，动能,运动方向和图2轴线即B0的方向成θ角,那么，这个粒子在垂直方向的动能为。当它沿磁力线朝着磁镜方向运动，磁场B增加时，成比例地增加,保持磁矩不变。由于粒子的总能量也守恒，因此它在平行方向的动能和速度,和v∥=vcosθ，会相应地减少。而粒子的运动轨道和图中轴线的夹角θ=arctg(v寑/v∥)相应地增加。这样，直到v〃减少成为零，那时θ角达到90°,带电粒子不再前进，而只能反射回来，又重新得到平行方向的动能，于是，这个带电粒子就在等离子体中被约束在两端磁镜之间，在作快速微小的回旋运动的同时，不断地来回穿梭运动。
如果带电粒子在系统中间原来的速度，比较接近平行于轴线,到达磁境时它的轨道和轴线的夹角θ还没有增加到90°，那么，它就会穿出磁镜而散失，这就称为粒子的磁镜端损失。由前述磁矩守恒关系可以推出，带电粒子原来的轨道和轴线的夹角θ0有个限值θc ,
凡θ0小于这个有限值的带电粒子,都要由磁镜端损失掉。使用适当的磁镜比Bm/B0,等离子体中带电粒子的大部分可被双磁镜约束。被约束的粒子,和其他粒子碰撞后,如θ0变为小于θc，则仍会被损失掉。总的说，双磁镜安排改善了粒子的端损失，但还很难满足受控热核聚变所要求的约束条件。
磁镜系统的端损失，可以用更复杂的安排来作进一步的改善。例如，用多重的串级磁镜，以及注入特定分布的高、低能量的带电粒子和中性粒子及高频波来造成特殊的端部和边缘等离子体区，使系统中部和两端磁镜之间保持一定的静电电位差(静电约束)和温度差（热垒约束），以进一步约束中心的等离子体。利用这类原理的、典型的磁镜型热核反应聚变堆的设计参量一例：中心等离子体长度130米，直径0.98米，中心磁场4.7特斯拉；离子温度28千电子伏，电子温度24千电子伏，约束参量(n)5.2×10τ秒/米;聚变功率2.6×10千瓦,发电功率1.2×10千瓦。目前,以这样的聚变堆为目标,有的国家正在进行原理验证性的实验。同时，在开端的磁约束方法方面，还有更多的基础性探索研究。
磁力线闭合的环形约束形态
解决等离子体沿磁力线流失的另一种办法是把磁力线连同等离子体柱弯曲起来，使它的两端互相连接，成为一个环形，磁力线闭合起来。把一个导线绕成的长螺线管弯成一个环形，或者在环形的真空室外绕上线圈，就能做到这一点。不幸的是，在这样的环形磁场安排中，等离子体的运动发生了新的情况：组成等离子体的带电粒子发生一些漂移运动。最严重的一种漂移运动是带电粒子在磁场和静电场并存而后两者又不互相并行时发生的电漂移。如图3，在一个简单地用螺线管弯成的磁场中，环形等离子体内会出现一个沿子午面（环的小截面）的电场E，它和环向磁场B的方向垂直，这样，按照电漂移的规律，等离子体中的带电粒子，不分正负和快慢，因此，即整个等离子体，都以同一速度v=E/B迅速向侧面漂移而碰壁散失。
环形磁约束等离子体中的电场E 是由带电粒子的另一类漂移运动即磁漂移所造成的。在磁场中磁场强度存在梯度时即磁力线发生弯曲时，磁场梯度本身和带电粒子沿弯曲的磁力线运动时的离心力两者合起来使带电粒子发生漂移，正、负粒子漂移的方向相反。因此，在简单的环形磁场安排中，带电粒子按照正、负，分别朝着图3等离子体柱截面的上方和下方漂移，造成电荷正负分离积累，有如在电容器的两端，这样上下分别积聚的电荷就产生了电场E。
磁力线的旋转变换
解决简单环形磁场中正负电荷分离因而发生电漂移的基本方法是,使磁力线来一个旋转变换。如图4，在环的小截面上取一个半径为r的小圆周,其中心线是大圆周的环形轴线。取一条经过小圆周上A点的磁力线,在简单的环形磁场中，每一条这样的磁力线都是和环形轴线相似的一个大圆周。假定现在给这磁力线加上一个沿小圆周（子午面）的切线方向的磁场分量（称为“极向场”分量），使磁力线沿环形前进时向箭头所指的方向扭转，变成一条螺旋形扭曲的磁力线，它沿环形走一圈后回到了小圆周上的A┡点，这样继续不断地沿环形多次绕行，最后形成由这条磁力线连续编织成的一个环形筒状的“磁力线面”（简称“磁面”），这样，整个磁场就由一个套一个的环形筒状磁面构成。这就是磁力线的“旋转变换”。螺旋形的磁力线的螺距的尺寸、和环形轴线大圆周的半径同一数量级，比粒子的回旋半径大得多。当一个带电粒子沿这样的磁力线运动时，漂移的情况发生变化。因为，这个粒子在不断地绕环形轴线OO┡旋转,它相对于环形轴线OO┡的上下左右位置不断地改变,而粒子磁漂移的朝上还是朝下则由整个环形向里弯曲这一特点和粒子电荷的正负所决定，没有变，因此，如果这个粒子开头是向上漂移而离开轴线OO┡，到后来它仍旧向上漂移,就变成向轴线OO┡接近，平均起来，距离轴线为r不变。这样，总起来就避免了粒子磁漂移所造成的电荷分离。
环流器磁场形态
以简单的环形磁场B为基础,加上一个垂直方向的“极向磁场” Bp,即在环的小截面上的一个旋转式的磁场分量，来造成磁力线的旋转变换，其方法之一是，在等离子体内设法产生一个环形的电流IP（图4）,这个环形电流按安培定律的右手法则产生极向磁场Bp。利用这一原理而所用的极向场Bp的值平均不大于 (a/R)B（式中R和a分别为等离子体环形轴线大圆的半径和小截面的半径）的环形磁约束装置称为环流器（译名托卡马克），这是目前在实验上最有成效的磁约束形态。
下表列举了最新一代的环流器实验装置，它们也是目前在国际上规模最大的磁约束装置。它们的设计参数，都以实现受控热核聚变在等离子体物理上所要求的两个基本条件为目标。当前，用环流器原理设计的，实用的热核聚变反应堆的规格、尺寸和磁场强度等，一般不超过这些装置相应指标的一倍。

② 全超导托卡马克核聚变实验装置的研究成果

HT-7装置1995年投入运行，经过多方面的改进和完善，装置运行的整体性能和水平有了很大的提高。13年来，物理实验不断取得重大进展和突破，获得了一系列国际先进或独具特色的成果。
在中心等离子体密度大于2.2×1019/m3条件下，最高电子温度超过5 000万度；获得可重复大于60秒(最长达到63.95秒)、中心电子温度接近500万度、中心密度大于0.8×1019/m3的非感应全波驱动的高温等离子体；成功地实现了306秒的稳态等离子体放电，等离子体电流60kA，中心电子密度0.8×1019/m3，中心电子温度约1 000万度；2008年春季，HT-7超导托卡马克物理实验再次创下新纪录：连续重复实现了长达400秒的等离子体放电，电子温度1 200万度，中心密度0.5×1019/m3。这是目前国际同类装置中时间最长的高温等离子体放电。
同时，还在HT-7上开展了石墨限制器条件下的运行模式、等离子体物理特性和波加热、波驱动高参数等离子体物理特性以及高参数、长脉冲运行模式等世界核聚变前沿课题的研究，出色完成了国家“863”计划和中科院重大课题研究任务。HT-7实验的成功使中国磁约束聚变研究进入世界先进行列，也使HT-7成为世界上(EAST建成之前的)第二个全面开放的、可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的公共实验平台。
EAST在2007年1-2月的第二轮等离子体放电实验中，获得了稳定、可控具有大拉长比的偏滤器位形等离子体放电，最大等离子体电流达0.5MA，在0.2MA等离子体电流下最长放电达9秒，并成功完成了磁体、低温、总控和保护、等离子体控制等多项重要工程测试和物理实验。
2016年2月，中国EAST物理实验获重大突破，成功实现电子温度超过5000万度、持续时间达102秒的超高温长脉冲等离子体放电。这也是截至2016年2月国际托卡马克实验装置上电子温度达到5000万度持续时间最长的等离子体放电。标志着中国在稳态磁约束聚变研究方面继续走在国际前列。 发展目标：通过15年(2006-2020)的努力，使EAST成为我国磁约束聚变能研究发展战略体系中最重要的知识源头，使我国核聚变能开发技术水平进入世界先进行列。同时，积极参与国际合作，消化、吸收、掌握聚变堆关键科学与技术，锻炼队伍，培养人才，储备技术，使得我国有能力独立设计和建设(或参与国际合作)聚变能示范堆。
HT-7装置是国际上正在运行的(EAST投入正式运行之前)第二大超导托卡马克装置，配合EAST的科学目标开展高温等离子体的稳态运行技术和相关物理问题的研究，其稳态高参数等离子体物理实验结果和工程技术发展对EAST最终科学目标的实现和国际聚变研究都具有重要的直接意义。
EAST的科学研究分三个阶段实施：
第一阶段(3-5年)：长脉冲实验平台的建设；第二阶段(约5年)：实现其科学目标，为ITER先进运行模式奠定基础；第三阶段(约5年)：长脉冲近堆芯下的实验研究。
EAST将对国内外聚变同行全面开放，结合国内外聚变的科学、技术和人才优势，开展磁约束聚变的科学和技术研究，培养国内磁约束聚变人才，为中国聚变能的发展奠定基础。

③ 磁约束核聚变的基本原理

磁约束（magnetic confinement），用磁场来约束等离子体中带电粒子的运动。主要为可控核聚变提供理论与技术支持，其主要形式为托卡马克装置与仿星器装置。
基本原理
磁约束的基本原理是带电粒子在磁场中受的洛伦兹力。

物理原理
氘、氚等较轻的原子核聚合成较重的原子核时，会释放大量核能，但这种聚变反应只能在极高温下进行，任何固体材料都将熔毁。因此，需要用特殊形态的磁场把由氘、氚等原子核及自由电子组成的一定密度的高温等离子体约束在有限体积内，使之脱离器壁并限制其热导，这是实现受控热核聚变的重要条件。

工作原理
两端呈瓶颈状的磁力线，因瓶颈处磁场较强（也称作磁镜）能将带电粒子反射回来 ，从而限制粒子的纵向（沿磁力线方向）移动，使粒子在作回旋运动的同时，不断地来回穿梭，被约束在两端的磁镜之间，但是仍有一部分其轨道与磁力线的夹角小于某值的带电粒子会逃逸出去。为了避免带电粒子的流失，曾经把磁力线连同等离子体弯曲连接成环形；后来又改进为呈8字形的圆环形磁力线管，称为仿星器；实验上现最有成效的磁约束装置是托卡马克装置，又称环流器，它是环形螺线管，其中的磁力线具有螺旋形状。
相关装置

托卡马克
环流器（即tokamak，音译为托卡马克）。它的名字来源于环形（toroidal）、真空室（kamera）、磁（magnet）、线圈（kotushka）。是目前性能最好的一种磁约束装置。（下面是环流器的图）
环流器

仿星器
为了避免带电粒子的流失，科学家曾经把磁力线连同等离子体弯曲连接成环形。后来又改进为呈8字形的圆环形磁力线管，称为仿星器。
尽管托卡马克被认为是人类未来最具有实用价值的可控核聚变装置，但仿星器也得到了世界不少科学家的研究兴趣。仿星器最早是由 Lyman Spitzer发明的并且在第二年建成，它在50-60年代曾十分流行。
德国科学家认为，仿星器可能是最适合未来核聚变电厂的类型。德国正在建造的世界上最大的仿星器实验室被命名为Wendelstein X-7。
行业活动
2014年9月4-5号，中国磁约束核聚变第二次战略研讨会在西安召开。会议形成共识，要加快制定我国磁约束核聚变技术路线图，进一步明确目标，提出具体的解决方案，深入研究支持措施和对策。[1]
2014年3月15-16日，首次磁约束核聚变能发展研究战略研讨会在北京召开。会议分析了磁约束核聚变能研究国际动态、我国磁约束核聚变能专项部署情况、研究基础和进展，从国内两大托卡马克装置能力提升、聚变堆设计研究、等离子体物理理论与实验、聚变材料、安全与防护、高校人才培养的效果评估与模式等方面对我国磁约束核聚变能发展战略进行了研讨。

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⑤ 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。

⑥ 磁约束热核聚变的实验进展

近年来环流器类型的磁约束装置实验及理论和计算分析得到的，关于磁约束等离子体的规律性知识，代表了等离子体物理学的广泛而较为深入的前沿新发展。
这方面主要的成果之一是，确定了一些重要参量在一定范围内适用的比例规律(也称变标规律、定标定律)。其中，首先是关于等离子体能量约束时间τE和约束条件参量nτE的比例规律。由最近的大型环流器归纳出来的结果表明，随着等离子体尺寸的增大，τ和nτE的增加比等离子体尺寸的平方要快些。另一个实验结果，等离子体的温度平均地正比于单位体积内注入的二级加热的功率。最新一代大环流器目前已经达到的温度和约束参量略见表。在这个基础上，根据已经得到的，nτE和T的比例规律，实现这些装置的目标将是可能的。这也就是说，受控热核聚变的科学可行性，将通过环流器上的实验，得到证实，目前计划将在20世纪80年代末实现。
关于磁约束热核聚变的等离子体物理学，主要内容有两个方面。一方面是历史性的知识积累，以受控热核聚变的科学可行性的验证为总目标的许多原理性实验，其中包括各种热核聚变途径的探索。除了环流器和开端的磁镜约束形态；还有其他多种磁约束途径正在研究中。第一代实用聚变堆的堆型尚待将来在改进型的环流器和其他途径中进行比较选定。另一方面是在这些探索、研究过程中现在已经形成的，物理学的一个新分支，磁约束等离子体物理学。

⑦ 磁约束核聚变的约束形态

开端的磁镜约束形态
自研究核聚变以来，已提出了许多种磁约束途径，可按磁力线的形状分为开端和闭合两类，分别简述如下。
解决等离子体沿磁力线流失的问题，人们很早的一个想法是把长圆柱两端的磁场特别地加强，如图2,中间部分的磁力线平直均匀,磁场强度为B0,两端磁场的强度,增加到Bm。直筒真空室剖面磁力线的分布形状如图，两端磁力线还是开放的，因此称为开端。在这样的磁场形态中，沿着磁力线运动的带电粒子向端部区域接近时，有可能会被加强了的磁场反射回来，因此，这种磁场形态称为磁镜。整个安排是一个双磁镜系统。
现在说明磁镜反射带电粒子的原理
对于磁场随时间和空间的变化不是很剧烈的情况，在不均匀磁场中带电粒子的运动，遵从磁矩守恒的规律，带电粒子的磁矩（见绝热不变量）。设在图2系统的中部有一带电粒子,运动速度为v，动能,运动方向和图2轴线即B0的方向成θ角,那么，这个粒子在垂直方向的动能为。当它沿磁力线朝着磁镜方向运动，磁场B增加时，成比例地增加,保持磁矩不变。由于粒子的总能量也守恒，因此它在平行方向的动能和速度,和v∥=vcosθ，会相应地减少。而粒子的运动轨道和图中轴线的夹角θ=arctg(v寑/v∥)相应地增加。这样，直到v〃减少成为零，那时θ角达到90°,带电粒子不再前进，而只能反射回来，又重新得到平行方向的动能，于是，这个带电粒子就在等离子体中被约束在两端磁镜之间，在作快速微小的回旋运动的同时，不断地来回穿梭运动。
如果带电粒子在系统中间原来的速度，比较接近平行于轴线,到达磁境时它的轨道和轴线的夹角θ还没有增加到90°，那么，它就会穿出磁镜而散失，这就称为粒子的磁镜端损失。由前述磁矩守恒关系可以推出，带电粒子原来的轨道和轴线的夹角θ0有个限值θc,
凡θ0小于这个有限值的带电粒子,都要由磁镜端损失掉。使用适当的磁镜比Bm/B0,等离子体中带电粒子的大部分可被双磁镜约束。被约束的粒子,和其他粒子碰撞后,如θ0变为小于θc，则仍会被损失掉。总的说，双磁镜安排改善了粒子的端损失，但还很难满足受控热核聚变所要求的约束条件。
磁镜系统的端损失，可以用更复杂的安排来作进一步的改善。例如，用多重的串级磁镜，以及注入特定分布的高、低能量的带电粒子和中性粒子及高频波来造成特殊的端部和边缘等离子体区，使系统中部和两端磁镜之间保持一定的静电电位差(静电约束)和温度差（热垒约束），以进一步约束中心的等离子体。利用这类原理的、典型的磁镜型热核反应聚变堆的设计参量一例：中心等离子体长度130米，直径0.98米，中心磁场4.7特斯拉；离子温度28千电子伏，电子温度24千电子伏，约束参量(n)5.2×10τ秒/米;聚变功率2.6×10千瓦,发电功率1.2×10千瓦。目前,以这样的聚变堆为目标,有的国家正在进行原理验证性的实验。同时，在开端的磁约束方法方面，还有更多的基础性探索研究。
磁力线闭合的环形约束形态
解决等离子体沿磁力线流失的另一种办法是把磁力线连同等离子体柱弯曲起来，使它的两端互相连接，成为一个环形，磁力线闭合起来。把一个导线绕成的长螺线管弯成一个环形，或者在环形的真空室外绕上线圈，就能做到这一点。不幸的是，在这样的环形磁场安排中，等离子体的运动发生了新的情况：组成等离子体的带电粒子发生一些漂移运动。最严重的一种漂移运动是带电粒子在磁场和静电场并存而后两者又不互相并行时发生的电漂移。如图3，在一个简单地用螺线管弯成的磁场中，环形等离子体内会出现一个沿子午面（环的小截面）的电场E，它和环向磁场B的方向垂直，这样，按照电漂移的规律，等离子体中的带电粒子，不分正负和快慢，因此，即整个等离子体，都以同一速度v=E/B迅速向侧面漂移而碰壁散失。
环形磁约束等离子体中的电场E是由带电粒子的另一类漂移运动即磁漂移所造成的。在磁场中磁场强度存在梯度时即磁力线发生弯曲时，磁场梯度本身和带电粒子沿弯曲的磁力线运动时的离心力两者合起来使带电粒子发生漂移，正、负粒子漂移的方向相反。因此，在简单的环形磁场安排中，带电粒子按照正、负，分别朝着图3等离子体柱截面的上方和下方漂移，造成电荷正负分离积累，有如在电容器的两端，这样上下分别积聚的电荷就产生了电场E。
磁力线的旋转变换
解决简单环形磁场中正负电荷分离因而发生电漂移的基本方法是,使磁力线来一个旋转变换。如图4，在环的小截面上取一个半径为r的小圆周,其中心线是大圆周的环形轴线。取一条经过小圆周上A点的磁力线,在简单的环形磁场中，每一条这样的磁力线都是和环形轴线相似的一个大圆周。假定现在给这磁力线加上一个沿小圆周（子午面）的切线方向的磁场分量（称为极向场分量），使磁力线沿环形前进时向箭头所指的方向扭转，变成一条螺旋形扭曲的磁力线，它沿环形走一圈后回到了小圆周上的A┡点，这样继续不断地沿环形多次绕行，最后形成由这条磁力线连续编织成的一个环形筒状的磁力线面（简称磁面），这样，整个磁场就由一个套一个的环形筒状磁面构成。这就是磁力线的旋转变换。螺旋形的磁力线的螺距的尺寸、和环形轴线大圆周的半径同一数量级，比粒子的回旋半径大得多。当一个带电粒子沿这样的磁力线运动时，漂移的情况发生变化。因为，这个粒子在不断地绕环形轴线OO┡旋转,它相对于环形轴线OO┡的上下左右位置不断地改变,而粒子磁漂移的朝上还是朝下则由整个环形向里弯曲这一特点和粒子电荷的正负所决定，没有变，因此，如果这个粒子开头是向上漂移而离开轴线OO┡，到后来它仍旧向上漂移,就变成向轴线OO┡接近，平均起来，距离轴线为r不变。这样，总起来就避免了粒子磁漂移所造成的电荷分离。
环流器磁场形态
以简单的环形磁场B为基础,加上一个垂直方向的极向磁场Bp,即在环的小截面上的一个旋转式的磁场分量，来造成磁力线的旋转变换，其方法之一是，在等离子体内设法产生一个环形的电流IP（图4）,这个环形电流按安培定律的右手法则产生极向磁场Bp。利用这一原理而所用的极向场Bp的值平均不大于(a/R)B（式中R和a分别为等离子体环形轴线大圆的半径和小截面的半径）的环形磁约束装置称为环流器（译名托卡马克），这是目前在实验上最有成效的磁约束形态。
下表列举了最新一代的环流器实验装置，它们也是目前在国际上规模最大的磁约束装置。它们的设计参数，都以实现受控热核聚变在等离子体物理上所要求的两个基本条件为目标。当前，用环流器原理设计的，实用的热核聚变反应堆的规格、尺寸和磁场强度等，一般不超过这些装置相应指标的一倍。

⑧ 磁约束核聚变的环流器实验的进展

近年来环流器类型的磁约束装置实验及理论和计算分析得到的，关于磁约束等离子体的规律性知识，代表了等离子体物理学的广泛而较为深入的前沿新发展。
这方面主要的成果之一是，确定了一些重要参量在一定范围内适用的比例规律(也称变标规律、定标定律)。其中，首先是关于等离子体能量约束时间τE和约束条件参量nτE的比例规律。由最近的大型环流器归纳出来的结果表明，随着等离子体尺寸的增大，τ和nτE的增加比等离子体尺寸的平方要快些。另一个实验结果，等离子体的温度平均地正比于单位体积内注入的二级加热的功率。最新一代大环流器目前已经达到的温度和约束参量略见表。在这个基础上，根据已经得到的，nτE和T的比例规律，实现这些装置的目标将是可能的。这也就是说，受控热核聚变的科学可行性，将通过环流器上的实验，得到证实，目前计划将在20世纪80年代末实现。
关于磁约束热核聚变的等离子体物理学，主要内容有两个方面。一方面是历史性的知识积累，以受控热核聚变的科学可行性的验证为总目标的许多原理性实验，其中包括各种热核聚变途径的探索。除了环流器和开端的磁镜约束形态；还有其他多种磁约束途径正在研究中。第一代实用聚变堆的堆型尚待将来在改进型的环流器和其他途径中进行比较选定。另一方面是在这些探索、研究过程中现在已经形成的，物理学的一个新分支，磁约束等离子体物理学。

⑨ 磁约束核聚变的基本条件

对于原子核聚变反应中反应截面最大、相对容易实现的氘-氚聚变,要实现控制，最终建造可提供有增益的聚变能的热核聚变反应堆，必须具备一些基本的物理条件。
①把高度纯净的、氘和氚的混合材料,加热到1亿度以上，即达到所谓热核温度。在这样的超高温度，氘氚混合气体已完全电离，成为氘、氚原子核和自由电子混合而成的等离子体。
②从常温下处于分子状态的氘、氚材料开始，一直到上述热核温度的整个加热过程中，把这个尺寸有限的等离子体约束起来，使组成等离子体的原子核在发生足够多的聚变反应之前，不至于失散。定量地说，对于氘氚聚变，需要满足下列条件：n×t≥常数，
式中n是单位体积(立方米)等离子体内原子核的数目（等于同一体积内自由电子的数目），t是一个带有平均热动能的高速电子或原子核在等离子体内停留的时间。这个条件称为约束条件，或劳孙判据，它是根据氘氚聚变的反应截面并考虑了等离子体整个加热和产能过程中热能转换实际可能的效率而得出的,是聚变反应堆产生功率(能量)增益所必需满足的最低条件。例如,当氘氚混合体的原子核密度(指的是数密度，下同)n为10∧20个每立方米时，要求每个电子及原子核在等离子体内停留的时间，平均达到1秒以上。

⑩ 托卡马克核聚变的实验装置

“超导托卡马克抄核聚变”实验包括袭一个具有非圆小截面的大型超导托卡马克实验装置和低温、真空、水冷、电源及控制、数据采集和处理、波加热、波驱动电流、诊断等子系统。其中超 导托卡马克装置是本项目的核心。而超导托卡马克装置又包括超导纵场与极向场磁体系统、真空室、冷屏、外真空杜瓦及面对等离子体部件等部件。承担各部件设计的工程技术人员，在充分集思广益、充分发挥创新能力的基础上,借鉴国际上同类装置的经验,通过一丝不苟的努力工作，目前各项工作的进展呈良性循环---设计推动了预研工作的进行，预研工作的结果又使设计得到进一步优化。 为世界近堆芯聚变物理和工程研究搭建起了一个重要的实验平台，为我国磁约束核聚变研究的进一步发展，提升中国磁约束聚变物理、工程、技术水平和培养高水平人才奠定了坚实基础。EAST是世界上唯一投入运行的全超导磁体的托卡马克装置，将为国际热核聚变实验堆（ITER）的建设及聚变能的发展做出了重要贡献。