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核聚变是两个轻原子核结合形成一个较重原子核，同时释放大量能量的过程，核聚变具备能源潜力丰富、能量密度高、零排放、燃料获得性高等优点，有望成为人类未来的终极能源。国内外对核聚变的投入不断增加，已经成为各国竞争的重要领域。

核聚变有望成为人类未来的终极能源。核聚变是两个轻原子核结合形成一个较重原子核，同时释放大量能量的过程，核聚变具备能源潜力丰富、能量密度高、零排放、燃料获得性高等优点，但是同时面临着能量平衡尚未实现、氚自持尚未得到验证、耐辐照材料开发进展缓慢、经济性不确定等问题函待解决。

聚变三乘积及能量增益因子Q是衡量核聚变反应的重要指标。实现核聚变点火状态要求等离子体的温度、原子核密度、约束时间三者的乘积大于一定值。工程技术可行性则要求实验能量增益因子Q>1，获得净聚变能。目前技术仍处于实验室阶段，商业化应用仍需进一步突破。

国内外对核聚变的投入不断增加，已经成为各国竞争的重要领域。25年2月，中国核电和浙能电力分别发布公告，拟以增资方式参股中国聚变能源有限公司；25年1月EAST实现了1亿摄氏度1066秒高约束模等离子体运行，创造了新的世界纪录。海外，以美国的Heilion Energy为例，25年1月公司宣布完成新一轮4.25亿美元的融资，其中OpenAI创始人Sam Altman投资了 3.75 亿美元，自2013年已先后建成七个原型机，2月该公司宣布计划在华盛顿马拉加建造世界首座核聚变发电厂，该发电厂容量为50MW，预计在2028年开始发电（见可控核聚变公众号25年3月3日的推送）。

核聚变分为不同技术路线，磁体为核聚变装置的重要组成部分。目前两种主流的核聚变技术研究路径为磁约束聚变和惯性约束聚变，而托卡马克是当下研究最为广泛、也是未来最有可能实现可控核聚变的聚变装置；以ITER实验堆阶段为例，磁体系统（28%）是最大成本项，显示了超导技术的关键地位，其余包括堆内构件、土建厂房、真空室等；超导材料尤其是高温超导有望成为核聚变的重要组成部分，高温超导材料能够提供更强的磁场，使得聚变装置尺寸减小，降低聚变堆的成本，REBCO即第二代高温超导带材随着聚变装置建设的陆续启动，有望率先放量，相关公司将受益。

核聚变技术进展不及预期，核聚变技术路线不确定，政策支持力度不及预期，国内外合作不稳定。

（一）核聚变有望成为人来的终极能源

核能的释放主要分为核聚变和核裂变。核聚变是两个轻原子核结合形成一个较重原子核，同时释放大量能量的过程。与之相反，核裂变反应是通过中子轰击不稳定的重元素放射性同位素（如铀235），使其分裂成更小的原子并释放出更多中子。核裂变反应需要精密控制，否则可能会导致大量放射性污染物的释放。

核聚变主要有有以下几点优势：

1.能源丰富：核聚变反应释放的能量远超过化石燃料，具有巨大的能源潜力。

2.能量密度高：根据《核裂变与核聚变发电综述》（孔宪文等），以1g物质进行计算,与标准煤发热量来进行比较，1g镭裂变放出的热能相当于0.39t标准煤；1g铝裂变放出的热能相当于0.8t标准煤；1g铀裂变放出的热能相当于2.6t标准煤；1g氮裂变放出的热能相当于25t标准煤；氘和氚聚变为1g氦产生聚变能相当于11.2t标准煤。

3.零排放：核聚变过程不产生二氧化碳等温室气体和有害物质，对环境友好。

4.燃料可获得性：氢同位素存在广泛，可在海水中提取，燃料供应相对充足。氘在地球上主要以重水的形式存储在海洋，含量占氢的0.0156%，氚是一种半衰期仅为12年的放射性同位素，在自然界没有稳定存在，一般利用中子轰击锂原子来制备。

5.安全性：核聚变过程不会发生堆暴炸等放射性事故，具备较高的安全性。氘氚聚变不会产生任何污染物，并且维持反应发生需要非常苛刻的条件，不太容易出现核裂变反应堆的事故失控。

（二）氘氚聚变或为实现核聚变的重要反应方式

实现核聚变的方式有多种，氘氚聚变目前为实验室主流反应，主要原因有以下几点：

氚氚聚变（DT聚变）反应具有最大的反应截面。由于氢原子核只有质子，仅靠两个质子无法形成束缚态，因此需要氢的同位素。氢有三种同位素，分别是氕（H）、氘（D）、氚（T）。在这些组合中，氚氚聚变（DT聚变）反应具有最大的反应截面，能够在最广泛的范围内发生反应，所需外部力量（例如加热和加压）最小，反应难度最低。因此，DT聚变是目前最主流的技术路线。

实验原料获取相对便利。氘燃料可以通过电解重水来获得，而氘在自然界中的总量较多且广泛分布，可供人类使用数十亿年。虽然氚在自然界中总量较少且分散，但可以通过在聚变堆内使用中子轰击锂-6来产生。

温度阈值容易达到。在核聚变中，氘氚聚变相对容易实现。只需要将温度提升至1.5亿摄氏度以上（相当于太阳核心温度的十倍）。

氢核比结合能最小。可控核聚变以氢为原料的选择源于氢拥有最低的比结合能，核内的质子和中子结合较为松散，使其更易与其他原子核发生聚变。

（三）核聚变发电可行性的重要条件：聚变三乘积与能量增益因子Q

1. 聚变三乘积（nTτ）

高温及约束是可控核聚变的前置条件，实现工程应用还需获得净聚变能。利用聚变反应放出的能量来维持极高温度，毋需再从外界施入能量，反应能自持地进行下去，此时“烧”聚变原料“炉子”已经点着了。

劳森判据为“聚变点火”的重要判定。对于一定的温度，在一定的时间内，原子核之间互相碰撞的次数，与等离子体中原子核的密度成正比；而在一定密度的情况下，原子核之间互相碰撞的次数，与等离子体中保持这种密度的时间（约束时间）成正比。因此聚变反应中能量的释放，与等离子体的温度、原子核密度、约束时间三者的乘积（聚变三乘积）有关。根据劳森判据，只有聚变三乘积大于一定值（5x10^2m-3·s·keV）才能实现“点火”。

2.能量增益因子Q

实现“点火”仅是受控核聚变研究的第一步，第二个目标是使输出的能量超过输入的能量，即能量增益因子Q>1。能量增益因子指核聚变反应输出能量与输入能量之比，当Q值大于1时，就意味着可控核聚变“不亏本”，产生的能量大于消耗的能量，获得净聚变能。科学家们将第一个目标称为验证科学可行性，第二个目标称为验证工程技术可行性。

可控核聚变有4个重要节点。能量平衡、氚自持、可利用率、耐辐照能力4个指标最为关键，可用于各种聚变堆的技术性能差异比较。聚变能源发展需要跨越4个里程碑节点：节点1为当前的领域最优水平；节点2为ITER水平；节点3为聚变商业示范堆（DEMO）水平；节点4为第一代商业堆水平。

各国提出了各自的时间表。国际热核聚变实验堆（ITER）的目标是实现聚变三重积大于6×1021m.s•KeV和Q大于10，以验证聚变发电的可行性。为了商业化发电，需要综合考虑电-热转换效率为70%和聚变能-电能转换效率为40%。在这种情况下，认为聚变三重积应大于7.5×1021mS.s-KeV，对应Q大于30，才能算作成熟的商业发电。目前，主要的聚变堆仍在朝着实现Q等于1的目标迈进。

二、核聚变的实现方式：多技术路线并行

（一）主流可控核聚变技术研究路径为磁约束聚变和惯性约束聚变

高温和高压是实现核聚变的关键条件。在核聚变过程中，发生合并后形成的重原子核质量会小于反应前两个轻原子核质量，因此发生质量亏损。根据著名的质能公式E=mc²，反应过程中出现的质量亏损转化为巨大的能量释放出来。为了让合并发生，需要克服同性相斥的电磁力屏障，即将两个带正电的原子核靠得足够近，使其进入强相互作用力的作用范围。这可以通过让原子核运动速度足够快以使其相互碰撞，或者将原子核压得足够近来实现。在宏观尺度上，粒子的无规则运动表现为温度，因此高温和高压是实现核聚变的关键条件。可控核聚变的目标就是利用高温和高压促使轻原子核合并成重原子核，并通过精确控制实现能量的稳定输出。

实现核聚变的方法包括引力约束聚变、磁约束聚变和惯性约束聚变。引力约束是通过物质质量的引力作用将燃料约束在其中，例如太阳。然而，目前我们无法在地球上实现这种约束方式。磁约束利用磁场约束等离子体实现聚变，通过电磁加热等离子体并隔离其与容器壁。在加热至一定程度后，电阻迅速下降，并注入高能中性粒子束以进一步加热至点火条件，从而实现聚变。惯性约束则将氘氚气体装入小球，通过激光或粒子束射入球面，使内层压缩，将气体推向高温高压状态，并在点火后释放大量热能。目前两种主流的核聚变技术研究路径为磁约束聚变和惯性约束聚变。

（二）磁约束：磁镜、仿星器和托卡马克多种技术路线

磁约束方案是一种利用强磁场对其内部带电粒子进行运动约束的聚变形式。在磁场中，带电粒子会在洛伦兹力的作用下被束缚于磁场线上，围绕磁场线做螺旋运动，其中既包含了垂直磁场方向的圆周运动，也包括了沿磁场方向的直线运动。目前磁约束方案装置类型主要有磁镜、仿星器和托卡马克。这3种装置分别基于不同的设计理念与方案来实现对带电粒子的运动约束，并在各自领域中取得了不同程度的进展。

磁镜主要利用了“磁镜”效应。在弱磁场区域沿磁力线做螺旋运动的带电粒子往往会在强磁场区域被反射，这种现象被称为磁镜效应。磁镜作为一种开放式约束系统，整体形状呈圆柱形，两端通过额外线圈提高磁场强度，以实现粒子反射、限制逃逸的作用。然而，实际中磁镜只能反射垂直速度分量较大的粒子，而沿磁场线方向速度分量较大的粒子则难以被磁镜端部反射，从而逃脱约束，引发终端损失，在粒子约束上并未取得显著成效。但由于磁镜装置具有β（等离子体压力与磁压力之比）值高，等离子体温度高及构造简单等优势，在过去几十年中，关于磁镜的改进工作仍在推进。

仿星器的装置加工难度较大。仿星器最早由Spitzer于1958年提出，是聚变研究初期最主要的等离子体装置之一。该装置整体呈环状，由一系列线圈环向排列而成，基于完全闭合的环向磁场线来消除因终端损失带来的粒子逃逸问题，并通过外加螺旋绕组产生极向磁场以平衡环向场不均匀性引起的粒子偏移现象。最终，由极向场（poloidal field，PF）与环向场（toroidal field，TF）叠加形成一个完全包含在环形约束室中的螺旋磁场，实现对其内部带电粒子的运动约束。然而，在实际开发中，仿星器的复杂线圈结构对于加工精度有着极高要求，这也成为制约其发展的重要因素。

托卡马克是当下研究最为广泛、也是未来最有可能实现可控核聚变的聚变装置。其名称Tokamak由俄语单词“环形、真空室、磁、线圈”的词头组成，由前苏联科学家阿齐莫维齐等人于20世纪50年代提出。与仿星器类似，托卡马克装置同样由一系列环向场线圈周向排列而成，用于生成闭合的环向约束磁场。放电时，由中央螺线管欧姆加热线圈（central solenoid/ohmi cheating，CS/OH）的变化磁通激励等离子体产生环向电流，该环向电流产生的极向磁场分量与环向磁场耦合，形成约束等离子体的磁场构型，并保障磁面闭合态。此外，其还需要极向场线圈来抵消等离子体电流回路及等离子体压力所引起的膨胀力，并保持等离子体形状与稳定性。

托卡马克是最接近劳森判据的装置。外表像“甜甜圈”的环形结构是托卡马克装置的基础，越靠近内部磁体靠的越紧，磁感线密集，磁场强，因此存在磁场强度梯度，使得正负离子分别收到垂直于梯度的方向，等离子体会受力作用散掉。因此托卡马克在环形结构中间加了柱状电磁体，通过快速改变通过柱状磁体的电流大小生成快速变化的磁场，进而在等离子体中诱导出感应电流，形成环绕等离子体的感应磁场，和环形结构原本的磁场相叠加，形成麻花状磁场，使离子达到动态平衡，力被中和。装置的最外圈还有几个大的环状电磁体，控制等离子体的大小和形状。在具体实践中，聚变发电利用反应产生的中子，在装置内壁上减速并释放动能，转化为热能。热能通过冷却水传递到热交换器（蒸汽发生器），进而驱动汽轮发电机组进行发电。

在托克马克中，磁场线圈一般包括环向场线圈（Toroidal Field Coil, TF线圈）、极向场线圈（Poloidal Field Coil, PF线圈）、校正场线圈（Correction Coil, CC线圈）、中心螺线管线圈（Central Solenoid, CS线圈）。

环向场线圈（Toroidal Field Coil, TF线圈）：产生沿环形真空室方向的环向磁场，用于约束等离子体沿环形轨道运动，防止其与装置内壁接触，维持等离子体宏观稳定性的基础磁场。

极向场线圈（Poloidal Field Coil, PF线圈）：产生垂直于环向的极向磁场，与环向磁场共同形成螺旋形磁力线，控制等离子体的形状、位置和平衡。例如，通过调节PF线圈电流，可实现等离子体截面的压缩或扩张。

校正场线圈（Correction Coil, CC线圈）：补偿因制造误差、热形变或等离子体扰动导致的磁场畸变，确保磁场位形精确，避免等离子体破裂。

中心螺线管线圈（Central Solenoid, CS线圈）：位于装置中心，通过快速变化的电流诱导等离子体电流（类似变压器原理），并参与极向磁场的形成，是启动和维持等离子体电流的关键组件。

（三）托克马克：最有可能实现可控核聚变的聚变装置

磁体系统是托克马克装置的重要组成部分。在磁约束可控核聚变装置中，产生约束磁场的磁体系统扮演着核心角色，其磁场强度与均匀性对于整个装置的性能与效率均有着重要影响。

1. 铜基托卡马克磁体系统

1968年，前苏联研究团队在新西伯利亚召开的第三届核聚变国际会议上，汇报了基于铜基磁体的T-3托卡马克装置在等离子体温度、密度以及约束时间等方面取得的重要进展。表中为典型的铜基托克马克装置磁体系统的部分性能参数。包括了美国、欧盟、日本、中国的部分项目。

美国TFTR装置（Tokamak fusion test reactor）于1982年开始运行，其磁体系统均采用水冷式无氧铜导体制造，其环向场磁体由20个圆形线圈周向均匀排列而成，可在等离子体中心处产生5.2T的环向磁场；极向场磁体由4组独立线圈组成，包含超过860匝水冷铜导体，总重约80t。TFTR于1997年4月进行了最后一次运行，其服役期间完成了近8万次等离子体放电。

欧洲联合环（joint European torus，JET）是一座建设在英国卡勒姆核聚变中心的磁约束聚变反应堆，由欧洲多国共同合作完成。该项目始建于1970年，并于1983年如期运行，成功产生等离子体。在1997年，JET又利用氘和氚燃料混合物创造了最接近科学盈亏平衡的世界纪录，产生了16MW的聚变功率，同时注入了24MW的热能来加热燃料，能量增益Q值达到0.67。

JT-60（Japan Torus-60）与欧洲的JET、美国的TFTR齐名，被誉为世界三大托卡马克，其主要目的是为了实现等离子体临界条件。JT-60于1978年4月开启实际建设工作，并最终于1985年4月得以完成，总共耗资约2300亿日元。截至2018年，JT-60仍然保持着聚变三重积以及等离子体温度最高值的世界纪录。目前其已被拆解并改进为世界上最大的超导托卡马克装置JT-60SA，由日本和欧盟联合运营。

Alcator C-Mod是Alcator系列的第三座托卡马克装置，作为一台紧凑型托卡马克，其曾凭借着极高的环向约束磁场而闻名。AlcatorC-Mod装置的概念于1985年被提出，后经美国能源部批准，由美国麻省理工学院等离子体科学与聚变中心开启建设，并于1992年实现首次放电。

Alcator C-Mod的环向场线圈总共包含120匝矩形导体，被均匀排列成20束子单元，所有导体均采用C-10700含银无氧铜制成，并基于液氮实现低温冷却，能够承载高达250kA的电流并产生8T的标称磁场。Alcator的极向场线圈系统包含3个OH线圈以及5对PF平衡线圈，用于提供欧姆驱动、平衡场和等离子体形状控制。

AlcatorC-Mod服役期间（1992-2016年），总共完成了超过35000次等离子体放电，启动可靠率达到80%，并保持着磁约束聚变装置体积平均等离子体压力的世界纪录。

核工业585所（现核工业西南物理研究院）自建立以来，先后研发了20多种不同类型的聚变研究装置，其中包括中国环流器一号装置（HL-1，1984）、中国环流器新一号装置（HL-1M，1995）、中国环流器二号A装置（HL-2A，2002）以及中国环流器三号装置（HL-3，2020）等。

HL-3（前称HL-2M）装置作为HL-2A的改造升级装置，是我国自主研发的新一代先进磁约束核聚变实验研究装置。该装置线圈系统均采用铜导体水冷线圈绕制而成，其中，TF线圈由20个具有D型轮廓的比特板式结构线圈串联组成，采用可拆卸结构，能承载最高191kA电流，对应产生的最大环向场为3.0T。HL-3的极向场线圈系统由8个CS线圈和8对上下对称的PF线圈组成，均放置于TF线圈与真空室之间。CS线圈和PF线圈合计可提供14V⋅s的最大极向磁通变化量。

HL-3装置于2023年首次实现了等离子体电流为1MA的高约束模式运行，刷新了中国磁约束聚变装置的运行纪录，并在2024年的首轮国际联合试验中首次发现并实现了一种特殊的先进磁场结构，对提升核聚变装置的控制运行能力具有重要意义。

2. 低温超导托卡马克磁体系统

1979年，苏联建造了世界上第一台低温超导托卡马克T-7装置，将超导磁体技术引入聚变领域，为聚变装置的设计和运行提供了重要支持和创新。

超导磁体不仅能产生较高的约束磁场，还能在长时间运行下节省大量电力，有效改善长脉冲稳态运行，大大提升聚变能源的转化效率与能源输出，进一步加速全人类对于聚变领域的探索进度。低温超导托卡马克均为明星项目，包括国际合作的ITER（国际热核聚变实验堆，international thermonuclear experimental reactor）、中国的EAST（experimental advanced superconducting Tokamak，东方超环）与CFETR（中国聚变工程试验反应堆，China fusion engineering test reactor），以及韩国的KSTAR（韩国超导托卡马克先进研究装置，Korea superconducting Tokamak advanced research）。

ITER是一项国际合作项目，最早由美苏首脑提议，并最终于2006年正式启动，由包括中、美、俄在内的7方成员联合资助与推进，建设成本超过150亿欧元，该项目计划建造一个可自持燃烧的托卡马克聚变实验堆，目标聚变功率达到500 MW，能量增益Q突破10。

ITER的基础建设开始于2013年，原计划于2025年完成建设并正式开始等离子体试验，而根据 ITER 理事会最新版项目时间表， ITER装置建设将推迟，计划于2033年实现全等离子体电流，并在2034年开始开展完整研究活动。

ITER计划建设全超导磁体系统，预计能够产生15MA等离子体电流及11.8T峰值磁场。TF线圈与CS线圈在高场环境下使用Nb3Sn超导体，其余线圈则使用NbTi超导体。

CFETR是我国自主设计研制并联合国际合作的重大科学工程，旨在验证聚变的可行性，并为未来商业化聚变堆的建设提供基础。其概念设计已于2014年完成，过程设计于2017—2020年由CFETR设计团队开展，计划于2035年前完成建设，并于2050年开展试验。CFETR作为从ITER到演示聚变动力反应堆（demonstration power plant，DEMO）的关键一步，是连接当前核聚变研究与未来能源应用的桥梁。 

CFETR采用全超导磁体设计，所有线圈导体均采用多级电缆模式，内部包含独立中央冷却管道，基于超临界氦强制流方式进行冷却。该装置计划能够产生13.78MA的等离子体电流，并提供6.5T中心磁场。TF线圈绕组根据所处场强大小划分了3个区域，并计划采用不同的导体材料，由低场到高场分别采用NbTi型、ITER级Nb3Sn以及高性能Nb3Sn超导体进行绕制；CFETR的外部PF磁体包含7个超导线圈，各线圈将根据其所处场强用不同性能超导体绕制，其中PF1和PF7线圈所处场强相对较高，将采用Nb3Sn型超导体，而其余PF线圈计划采用NbTi型超导体；CS磁体模块由8个独立线圈组成，其底部由TF线圈组件支撑，各独立线圈均采用Nb3Sn型CICC导体绕制，工作电流为40kA，共可产生最高14.6T的磁场，诱导产生等离子体电流。

EAST项目于1998年获我国政府批准，由中国科学院等离子体物理研究所承担研究建设工作，并在2005年底完成装置组装，最终于2006年9月开始测试并获得等离子体。EAST的环向场磁体由16个超导线圈组成，能够在等离子体中心处产生3.5T环向约束磁场，还包含了14个极向场超导线圈，其中6个CS线圈安装于托卡马克中轴处。

KSTAR是一台全超导磁体聚变反应堆，由位于韩国大田的韩国国家核聚变研究所（National Fusion Research Institute，NFRI）开发运行。该项目于1995年获批，但受东亚金融危机影响而推迟建设。最终，该项目的建设阶段于2007年完成，并在2008年6月成功产生等离子体。

KSTAR具备全超导磁体系统，包含16个环向场D型线圈和14个极向场线圈，能够产生2MA的等离子体电流，并在等离子体中心处提供3.5 T的约束磁场。

3. 高温超导托卡马克磁体系统

近年来，以稀土钡铜氧（rare earth barium copper oxide，REBCO）为代表的高温超导（high temperature superconductor，HTS）材料，在工业化生产能力和性能方面均获得显著提升，推动了其在磁体领域的应用。

与传统低温超导材料相比，REBCO材料具有更高的临界温度和热稳定性，并且在高磁场下仍能保持出色的载流能力，使得其在聚变领域中具有巨大的应用潜力。将REBCO材料引入聚变装置中，不仅能够显著提升其磁场强度和聚变性能，还能大幅缩减磁体尺寸，降低托卡马克装置的研发成本和技术难度，进而使聚变装置在设计上更加紧凑和高效，推动其商业化进程。

当前，关于高温超导托卡马克装置的研发工作主要由国内外领先的商业公司驱动。美国的联邦聚变系统（Commonwealth Fusion Systems，CFS）、英国的托卡马克能源（Tokamak Energy， TE），以及国内的星环聚能与能量奇点等公司，均开启了相关磁约束可控核聚变装置的设计、建造与磁体测试工作，致力于将高温超导磁体技术应 用于未来商用可控聚变示范堆。

早在2010年，MIT便提出了基于REBCO二代高温超导材料完成聚变磁体迭代的想法，致力于建造更小且聚变增益更高的托卡马克聚变装置，并给出了ARC(affordable robust compact)装置的初步概念设计[81-82] 。

2021年MIT联合CFS合作完成了第一代聚变验证装置SPARC（smallest possible ARC）的首个环向场磁体模型线（toroidal field model coil，TFMC）的研制工作，并在20 K低温环境下达到了20.1T的峰值磁场。TFMC主要由绕组、结构外壳以及气室（腔体）3部分组成，总重约10 t。线圈所采用导体均为REBCO二代高温超导带材，总匝数为256，耗线总量达270 km。TFMC首次向人们展示了一种结构紧凑、 性能卓越的大口径高温超导磁体，并为下一代高温超导聚变磁体的研制与发展奠定了重要的科学与工程基础。

（四）惯性约束：核聚变的另外一条途径

惯性约束聚变（Inertial Confinement Fusion，ICF）是另一种核聚变技术，它通过使用激光或粒子束等能量输入装置，在非常短的时间内将氢同位素压缩和加热，形成高密度和高温的等离子体。这种压缩和加热的方式类似于核武器中的物理原理。在惯性约束聚变中，氢同位素通常以固态或液态的微小球形靶点的形式存在，激光或粒子束能量输入装置会同时照射靶点的表面，使其快速受热膨胀并产生等离子体。由于等离子体密度的瞬时增加，内部氢同位素核之间的距离变得足够近，从而实现核聚变反应。惯性约束聚变需要非常高的能量输入和精密的激光或粒子束控制，目前仍面临许多技术挑战。

（五）其他方式：混合约束方式

1. 聚变-裂变混合堆（Z-FFR）

聚变-裂变混合堆（Z-FFR）的创新。裂变能利用中子与铀、钚、钍等重核发生裂变反应而释放能量，聚变能主要利用氢同位素氘、氚发生热核聚变反应而释放能量。聚变－裂变混合能则利用热核聚变产生的大量中子驱动次临界裂变堆而释放能量，热核聚变提供强中子源，功率一般大于100MW，次临界裂变堆承担主要的放能任务，裂变和聚变放能的比值（M值）一般大于10。

以Livermore 实验室提出的激光惯性聚变能概念（简称 LIFE）为例。LIFE实际上是一个聚变裂变混合堆：其激光能量1.4MJ，G＝25-30，每秒打10-15发，聚变功率为300-500MW，裂变包层能量放大M＝4-10倍，最后实现系统总功率2000-3000MW。据分析，一个典型的3000MW纯聚变电站需要激光能量3MJ，G＝70，每秒打15发．混合堆的概念实际上降低了对激光功率和靶增益的要求。

聚变-裂变混合堆（Z-FFR）的创新在于：

（1）核心设计范式突破

局部整体点火靶（Partial Volume Ignition Target）。创新性采用"点火区-主燃区"分离结构：中央低密度氘氚点火区（质量<10mg）通过Z箍缩驱动实现超快压缩（峰值压力>300GPa），在重介质保护下实现局部整体点火（温度>10keV），突破传统中心点火对对称性的苛刻要求（允许径向压缩不对称性达20%）。  

先进次临界能源堆（Advanced Subcritical Energy Multiplier）。中子倍增与能量放大：利用聚变中子（14.1MeV）触发天然铀（铀-238占比>99%）次临界裂变（k_eff=0.95-0.98），实现能量放大系数M=10-20，单次聚变放能1GJ可驱动裂变释放10-20GJ能量。  

水慢化创新方案。采用轻水慢化+重水反射层设计，中子能谱优化使铀-238裂变份额提升至85%，铀资源利用率突破90%（对比快堆<60%）。  

（2）关键技术指标较为领先

和ITER对比，Z-FFR的指标领先优势较为明显。聚变能量增益有望达到30以上，远高于ITER的10，同时可以利用裂变的相关技术积累，换料周期3-5年。

（3） 经济性有望优于三代核电

建造成本优势。根据《Ｚ箍缩驱动聚变－裂变混合能源堆总体概念研究》（彭先觉等），Z-FFR主要包括60-70MA级驱动器、次临界能源堆、靶和负载工厂、氚工厂和燃料循环几大系统组成，各系统建造成本及总造价估算见下表。Z-FFR在经济性上具有明显的优势，比快堆便宜、安全、且后续运行费用较少；比热堆稍贵但能成为千年能源并具有多项优点；比纯聚变堆经济性更高，技术难度大为减小，且安全性与环境友好性可以比拟。

Z-FFR运行时物质消耗量小、废料少（每年仅消耗1t天然铀、产生约1t废料，处理废料消耗的资源少；快堆建造成本主要由大量的初始钚装料和燃料元件的制造成本构成；热堆尚未考虑乏燃料和废料处理成本。

2. Trenta−磁惯性聚变装置

根据《核能与聚变裂变混合能源堆》（彭先觉），美国Helion Energy公司正在开发一种同时结合磁约束和惯性约束原理的可控聚变装置，即Trenta−磁惯性聚变装置。其目标是通过磁场加速等离子体，然后在极短时间内对其进行压缩，完成无中子聚变并产生氦−3和聚变能，基于该项技术可以使用完全从水中提取的燃料生产较低成本的清洁电能。

根据Helion公司第六台原型机Trenta的运行结果，其反应堆温度已突破108℃，磁场强度超过8T，离子密度高达3×1022/m3，约束时间0.5ms，并宣称在预期燃料试验中，观察到了大规模氘−氦−3聚变的证据。目前其第七代装置Polaris已开启建造工作，并于2023年进入全面组装阶段。该装置将具有更为强大的磁体系统，峰值磁场可达15T，并采用与电动汽车制动相同的原理，无需蒸汽循环，能够实现电磁能的高效回收。

三、核聚变的进展：多国持续投入，已经成为国家竞争的重要方向

（一）各国争相投入聚变的研发

根据《聚变点火原理概述》（谢华生），当前聚变能源研究处于科学可行性验证向工程可行性验证发展阶段。磁约束聚变代表托卡马克装置在1998年左右通过JET、TFTR和JT60U的实验，成功实现了接近氘氚聚变能量得失相当的条件，验证了其科学可行性。而激光惯性约束以NIF为代表的实验，在2014年、2021年和2022年基本验证了能量增益的可行性，尤其是2022年首次实现了聚变能量的正增益。在这次实验中，2.05兆焦的激光能量产生了3.15兆焦的聚变能量，Q值约达到1.5。国际热核聚变实验堆ITER将进一步验证科学可行性，并在聚变堆条件下部分验证工程可行性，预计在2027年后进行第一次等离子体放电实验。

全球可控核聚变技术竞争在2024年进入白热化阶段，磁约束与惯性约束两大技术路径分别在不同维度取得突破性进展。在磁约束领域，国际热核聚变实验堆（ITER）项目迎来关键转折点。2024年3月，ITER团队在法国卡达拉舍基地完成首个全尺寸超导环向场线圈（TF Coil）的极限测试，磁场强度达到13.5T，较原设计提升8%。这一突破得益于日本三菱重工研发的新型Nb3Sn超导线材，其临界电流密度在4.2K温度下提升至1500 A/mm²，同时采用分段焊接工艺将线圈接缝热损耗降低至0.3%。ITER计划于2026年启动首次氘氚等离子体放电实验，目标是在2030年前实现Q=10的能量增益，为后续DEMO示范堆建设奠定基础。

各国将进入建设示范核电厂（DEMO）的阶段，以验证核聚变发电的可行性。根据科技导报23年发布的《磁约束聚变能源的发展机遇与挑战》，中国、欧盟、韩国和日本等国已提出CFETR、EU DEMO、K-DEMO和JADEMO等概念设计，计划于2035年至2040年开始建设，并于2050年开始运营。随后，各国还将推进商业电站（PROTO）的发展。

（二）核聚变目前仍面临较多的挑战

不可否认的是，目前核聚变仍然面临较多问题。

1. 锂资源供需矛盾

氚燃料需求：1GW聚变堆年消耗氚量约50-100kg，需消耗锂-6约150-300kg（每kg氚需3kg锂-6）。全球锂-6储量少，陆基锂矿中锂-6丰度7.5%，可开采量约1500万吨（折合氚产能5万吨），仅能满足1000座1GW电站运行50年。

资源争夺风险：锂矿分布集中（智利、澳大利亚、中国占全球70%），地缘政治影响供应链安全。锂-6分离技术壁垒（同位素离心法能耗高，中国已掌握激光法分离技术，纯度99.9%）。

2. 氚自持技术挑战

氚增殖包层（TBR）瓶颈：当前实验值ITER的TBR=1.05（理论极限1.15），需通过中子倍增剂（铍/铅）优化提升至1.1以上；中科院合肥物质院在EAST上实现TBR=1.08，液态锂铅包层设计领先。

氚滞留与渗透损失：第一壁材料氚滞留率需<5%（目前钨基材料滞留率约10%）；氚回收技术突破（日本JAEA开发低温蒸馏法，回收率>95%）。

3. 海水提氚技术展望

技术现状：海水氚浓度极低（约0.001-0.1 Bq/L），提氚成本高达$3000万/kg（为锂提氚的100倍）；中国研发石墨烯/MOFs复合吸附剂，对氚吸附容量提升至5mg/g（传统材料<0.1mg/g）。

未来路径：一条路是高效吸附-催化分离一体化，日本京都大学开发光催化氚富集技术，海水处理成本有望降至$100万/kg。中国“海水提氚”专项规划，计划2035年建成千吨级海水提氚中试装置。另一条路是氚-氘同位素分离，低温精馏法能耗优化（清华大学实现能耗降低30%），激光同位素分离（美国LLNL实验室验证可行性，分离效率>90%）。

短期（2025-2035）：以ITER和SPARC验证氚增殖技术，推动锂-6提纯产能扩张（年产能达10吨级）。

中期（2035-2050）：通过海水提氚技术突破（成本<$500万/kg）和氚闭环循环（损失率<1%），支撑千座级电站部署。

长期（2050后）：向氘氘聚变过渡（需实现1亿度以上点火温度），彻底摆脱锂资源约束。

四、核聚变的构成及相关产业链

根据《Superconductors for fusion: a roadmap》（Neil Mitchell et al），ITER与DEMO项目的成本分布：  

ITER实验堆阶段：磁体系统（28%）是最大成本项，低温超导材料（Nb3Sn/NbTi）的高成本凸显了超导技术的关键地位，但其局限性（如液氦依赖、磁场强度上限）亟待突破；真空容器（8%）和土建厂房（14%）的高占比则反映了实验装置对极端工程条件（超高真空、抗辐照）的重度依赖，而分散的辅助系统（如功率供应8%、仪器控制6%）则揭示了复杂系统集成的技术挑战。

DEMO示范堆阶段：产业链重心显著向商业化落地倾斜，高温超导（如REBCO）的紧凑化设计有望大幅降低磁体成本，真空容器成本锐减至2%（得益于3D打印钨基复合材料和模块化工艺），而核聚变电站的平衡系统跃升为最大成本项（25%）。这一成本结构变化揭示技术迭代主线——高温超导降本是商业化核心引擎，第一壁与真空设备的耐极端环境能力是运行保障，系统集成与工程配套是规模化落地的关键支撑。

1. 超导材料尤其是高温超导有望成为核聚变的重要组成部分

如前文所述，近年采用低温超导和高温超导的核聚变装置越来越多。自1911年超导电性发现以来，已发现的超导材料有上千种，但基于载流性能、热稳定性、成材能

力等综合性能的筛选，具有实用化前景的超导材料并不是很多。通常根据各种材料超导临界转变温度（Tc）以及超导电性的形成机理，将现有的几种实用化超导材料分为低温超导材料和高温超导材料两大类。

一般将Tc<25K的超导材料称为低温超导材料，目前已实现商业化的主要为NbTi（Tc=9.5K）和Nb3Sn（Tc=18K）这两种典型的实用化低温超导材料；Tc≥25K的超导材料称为高温超导材料，目前具有实用价值的高温超导材料有：铋系超导体（Bi2Sr2CaCu2O8和Bi2Sr2Ca2Cu3O10）、REBa2Cu3O7-x超导体（RE=Y，Gd等稀土元素）、二硼化镁(MgB2）和铁基超导体等。

高温超导材料能够提供更强的磁场，使得聚变装置尺寸减小，降低聚变堆的成本。首先，超导体具有零电阻效应，能够减少电流传输过程中的能量损耗，从而解决电阻和损耗的问题。其次，超导线圈的载流能力强，能够提供更强的磁场强度。这对于磁约束可控核聚变非常重要，因为高温超导线圈可以提供足够强的磁场来约束等离子体，提升等离子体的约束时间。此外，高磁场强度也有助于降低聚变堆的成本，因为聚变功率与磁场强度的4次方成正比，而装置半径的3次方成反比。因此，高温超导材料能够提供更强的磁场，使得聚变装置尺寸减小，进而降低聚变堆的成本。

在国际上，美国麻省理工学院的高温超导紧凑型托卡马克SPARC装置以及英国卡拉姆聚变能源中心负责的STEP装置成为代表性项目。使用新型高温超导材料后，SPARC反应堆的性能指标将与国际热核聚变实验堆（ITER）相当，但其体积仅为ITER的2%。SPARC装置中高温超导磁体成本占比达50%。目前，这些项目都处于概念设计阶段。

稀土钡铜氧化物 （rare earth barium copper oxide，REBCO）带材，即第二代高温超导带材（简称二代带材）经过 30 几年的技术发展形成了一种典型的多层复合结构。二代带材拥有高超导转变温度、高载流能力、高不可逆场以及廉价的生产原料等优势，是产生强磁场或应用在强磁场环境中的关键材料之一。

REBCO带材一般由金属基带（Substrate）、缓冲层（Buffer Layer）、超导层、保护层等构成。金属基带用来作为超导层的机械支撑基底，一般用镍及其合金、铜等；缓冲层由多层氧化物构成，如下图中的Al2O3、Y2O3等，用来防止金属基带与超导层之间的元素扩散，避免超导性能退化；REBCO超导层，承载超导电流的核心层；保护层，用银（Ag）或银合金，部分带材在银层外加覆铜（Cu）以增强机械强度，防止REBCO层在空气中吸湿或氧化导致性能退化。

2. 偏滤器和包层系统

根据国光电气的招股说明书，偏滤器和包层系统是 ITER 项目的关键部件。偏滤器是托卡马克装置的关键组成部分，它是构成高温等离子体与材料直接接触的过渡区域：一面是温度高达几亿度的等离子体，另一面是通常的固体材料。

ITER 包层系统的主要功能是吸收来自等离子体和中性束注入的辐射和粒子热通量、为真空室和外部容器组件提供热屏蔽等。包层系统由覆盖约 600 平方米的 440 块包层模块（BM）组成。一块 BM 主要分为两部分：一块面向等离子体的第一壁（FW）面板和一块屏蔽模块（SB）。

偏滤器是等离子体与器壁相互作用的主要区域，也是托卡马克装置的重要组成部分。偏滤器的设计、建造及运行也一直是核聚变研究领域中的核心问题之一，其主要功能是用来把放电的外壳层内的带电粒子偏滤到一个单独的室内，在此带电粒子轰击挡板，变为中性粒子被抽走，从而避免外壳层内的高能粒子轰击主放电室壁，排出来自中心等离子体的粒子流和热流以及核聚变反应过程中所产生的氦灰。 

ITER屏蔽模块热氦检漏设备是国际ITER项目采购包执行过程中最重要的环节之一。ITER包层屏蔽模块的高温氦检漏是模拟国际热核聚变试验堆运行状态下的密封性检测，主要的功能是对包层屏蔽模块氦气循环的检测，对检测设备的要求非常高，国际上没有可满足对屏蔽模块进行热氦检漏的设备。

第一壁板（FW）是ITER屏蔽包层的重要组成部分，是ITER的核心部件。其直接面向高温等离子体，在ITER中起到限制聚变等离子体、屏蔽高热负荷，从而保护外围设备和部件免受热辐射损伤的作用。ITER将在其运行的后10年实现氘氚核聚变反应，并产生500MW的聚变能输出。来自高温等离子体的高热负荷是ITER真空室内部件面临的主要挑战，为使它们具有足够长的使用寿命，必须屏蔽热负荷，使部件材料工作在允许的温度范围内。因此，第一壁技术是聚变反应堆的关键技术。

为满足ITER装置使用要求，实现其功能，ITER第一壁板由三种材料构成，分别为面对等离子体铍瓦材料、中间热沉CuCrZr合金材料和支撑背板316L（N）不锈钢材料，综合考虑了FW材料与聚变等离子体的相容性、导热性能和结构强度等。为实现良好的热传导以消耗热负荷，三种材料之间需冶金结合，连接技术成为ITER第一壁板制造的核心技术。

第一壁材料的选择面临着平衡等离子体对材料的影响和材料对等离子体的影响的挑战。通常选择铍作为第一壁的涂层材料，因为低原子量材料易于电离，但铍的高侵蚀率和毒性使其不太可能成为首选。相比之下，钨由于其高熔点和热导率可能是一个可行的选择。因此，在第一壁材料的选择中需要权衡各种因素，以保护设备并最大限度地减少对等离子体的影响。

钨基合金可能是未来聚变堆理想的第一壁材料。等离子体与第一壁的相互作用会导致带电粒子和中性粒子与装置第一壁发生相互作用，产生两个主要结果：杂质进入等离子体并影响约束和等离子体品质，以及第一壁材料的损伤，包括溅射腐蚀、热腐蚀和辐照损伤。为满足聚变装置的要求，第一壁材料需要具备良好的导热性、抗热冲击性和高熔点，低溅射产额，低氢再循环作用以减少氢对等离子体的负面影响，以及低放射性。在这方面，钨及钨基材料被认为是最有潜力的选择。ITER和EAST已确定向全钨过渡的路线，而在未来的ITER堆型设计中，全钨已成为共识。

（一）核聚变技术进展不及预期

目前核聚变发展仍然处于较为初级的阶段，技术路线还未明确，发展前景仍然有着巨大的不确定性，具体的进展节奏较难把握，可能会对产业链产生较大的不利影响。

（二）核聚变技术路线不确定

核聚变目前存在较多的技术路线，以磁约束为例，有高温超导路线、低温超导路线等，如果技术路线进步发生变化，可能对相关公司产生较大不利影响。

（三）政策支持力度不及预期

目前国内外的核聚变研究以及装置的建设，虽然不断有私人资本加入，但是还是以政府的支持为主，如果政策的推动不及预期，将对产业的发展构成较大的不利影响。

（四）国内外合作不稳定

以ITER为例，是一项国际合作项目，由包括中、美、俄在内的7方成员联合资助与推进，建设成本超过150亿欧元，如果国内外的政治环境发生较大不利变化，可能会对项目的合作产生较大的不利影响。