與裂變能相比，聚變能具有燃料豐富、燃料價格低廉、環境污染小、運行安全可靠、反應釋放的能量大等突出優點。受控核聚變主要為T-D（氘-氚）反應，要求聚變粒子有上億度的溫度、較高密度和足夠長的約束時間。
聚變堆中主要的核反應為：D+T→α+n+17.59MeV，其中D、T分別為氖核和氖核，在聚變過程中放出約17.59MeV的能量，反應生成的Q粒子(氦核)的能量約為3.5MeV。
聚變反應堆能夠持續維持聚變反應並能利用聚變能和中子的裝置， 簡稱聚變堆。現時，聚變堆已經進入工程研究設計階段。第一個聚變堆將是實驗性聚變堆，可望在2010～2020年建成。
基本介紹
- 中文名：聚變反應堆理論
- 外文名：Fusion reactor theory
- 簡稱：聚變堆
- 反應類型：核聚變；T-D（氘-氚）反應
- 研製難點：高溫電漿控制、材料等
- 可利用產物：聚變能和中子
基本組成,研製難點,主要材料,研究進程,
基本組成
聚變堆是由聚變實驗裝置的基本組成加上堆的包層/禁止部件構成的。包裹著環形堆芯電漿的是關鍵的核島部件；包層和偏濾器，它們處在環形真空室內。套在真空室外面的是多個產生環向磁場約束電漿的環向場線圈(TFC)。TFC外面圍著若干個同軸心的線圈環，它們產生約束電漿的極向磁場，稱為極向場線圈 (PFC)。
為了便於維修和更換，包層和偏濾器是由多個模件組成的。包層模件通過真空室上端的垂直通道進出，偏濾器模件則經下端的偏濾器抽氣通道更換。它們的冷卻劑管道主要也要從這些通道進入。磁場線圈採用超導體，需要足夠的禁止以避免受到來自堆芯過量的輻射損傷，為此設定了TFC的禁止層。在聚變堆的周圍，布置有電漿工程系統以維持持續的聚變反應。這些系統包括真空、電漿加熱、電流驅動、聚變燃料添加、燃料余灰排出以及電漿測量和控制等。今天的聚變電漿實驗裝置已經具備這些系統，只是由於聚變堆的電漿參數更高，需要更強大的電漿工程系統。
包層
這是聚變堆的關鍵部件，其有效厚度一般約為半米。聚變中子攜帶的能量在這裡沉積，由冷卻劑帶到堆外。通過中子與氚增殖劑的核反應產生氚以補給聚變燃料。在包層中還可以進行聚變中子的各種套用：放置轉換原料U-238或Th-232，可以生產易裂變燃料;放置長壽命放射性核廢物，可以嬗變處置這些核廢物等。包層的材料組成主要是結構材料、氚增殖劑和冷卻劑。結構材料有不鏽鋼、鐵素體鋼、釩基合金和陶瓷纖維複合材料等;氚增殖劑有液態金屬鋰、鋰鉛共熔體和各種含鋰的固態氚增殖劑如Li2O，LiAlO2等;冷卻劑可用水、氦氣、液態金屬鋰和鋰鉛共熔體等。這些材料的組合加上結構形式不同，形成了各式各樣的包層設計。包層模件的前端是面向電漿的第一壁。通過第一壁的聚變中子能流密度(MW/m)稱為中子壁負荷，它與包層的結構材料和工程技術要求密切相關，是聚變堆的一個重要參數。
高熱負荷部件
指直接面對電漿的部件。主要有包層的第一壁和收集電漿燃料余灰的偏濾器。運行中的高溫電漿包含巨大的熱能和大量帶電粒子。電漿處在動態平衡中。一方面需要注入新的燃料粒子以及在電漿中沉積的一部分聚變反應能量加以補充。另一方面逸出的能量散布到面對電漿部件的表面上，而逸出的粒子則主要沿著電漿外邊界的磁力線收集到偏濾器靶板上，經由真空室下部的通道抽出。由於電漿中的能量和粒子數量很大，約束時間短，打到部件表面上的能流和粒子流密度十分可觀。一般第一壁上的能流密度約為MW/m量級，偏濾器靶板上峰值可達20MW/m以上。因此稱為高熱負荷部件。粒子流轟擊這些部件表面產生嚴重的濺射損傷，加上高能中子的轟擊，排熱和材料對第一壁是高難度的工程技術問題，對偏濾器則是挑戰性的工程技術問題。
研製難點
研製聚變堆的難點主要集中在高溫電漿控制、材料等問題上。
堆芯電漿的控制
高溫電漿的控制是人類科學技術史上最具挑戰性的難題之一。這要求一系列難度很高的技術：電漿的穩定約束需要大體積強磁場、大體積超高真空和電漿雜質控制等技術；電漿密度的維持需要速度達10km/s氘氚燃料靶丸的連續注入以及聚變反應余灰的排出技術等。這些都是圍繞聚變電漿研究發展起來的全新技術。
聚變堆材料
堆材料問題是排在電漿控制之後的第二個高難度技術問題。高能中子對材料產生的體損傷和高能離子產生的表面損傷是對材料的新的挑戰。而由於聚變堆結構複雜，維修更換部件困難，故要求部件具有較長的壽命。為了提高聚變電站的熱效率，部件必需在高溫下工作。這些要求大大增加了解決材料問題的難度。
部件的維修和更換
氘-氚聚變堆是可接近性差的龐然大物。圓環形的電漿必需處在真空室中。為了形成所需的磁場位形，環形真空室外有多個TFC和PFC超導線圈。它們都包在低溫容器中。包層以及真空室、磁體禁止所需的大量冷卻管道，從四面八方通入真空室內。聚變堆四周還需要若干個規模龐大的設備以提供加熱、真空和添加燃料等。可見要對真空室內的部件進行維修和更換相當困難。由於停堆以後，堆內的放射性仍很強，維修需要遠距離操作技術，這是聚變堆要求發展的一項獨特技術，已經發展到相當高的水平。聚變電站必需達到高的負荷因子。複雜的維修過程要滿足這個要求，難度很大。
提高聚變電站的經濟競爭力
典型的托卡馬克聚變堆包層的平均功率密度低，又由於堆是環形結構，與同等功率規模的裂變堆相比，聚變堆需要大得多的材料用量，這導致建造投資大，經濟競爭力差，這些都有待大幅度地提高。
主要材料
建造聚變反應堆需要用到的材料包括堆的結構材料、氚增殖材料、冷卻劑、超導材料、電絕緣材料等。其中最關鍵的是結構材料，特別是構成面對電漿的部件即第一壁和偏濾器靶板材料。結構材料是聚變堆材料研究的重點。
對結構材料的要求
面對電漿的部件在高能(14MeV)聚變中子輻照、高能帶電粒子轟擊、高熱通量條件(可達20MW/m)下工作，由此對這些部件的結構材料產生了很高的要求：由於聚變堆結構複雜，維修困難，要求這些材料能耐長時間的高能中子輻照，以保證高的電站負荷因子；在高能帶電粒子轟擊下，濺射出的物質形成電漿雜質，為此要求材料的電荷數低，以保證電漿有良好的能量約束；具有高的導熱係數，以適應高熱通量的要求；與冷卻劑和氚要有良好的相容性等。此外，與核裂變反應不同，聚變反應本身不產生長壽命高放射性產物，聚變電站的放射性取決於聚變電漿周圍的結構材料。選擇感生放射性小、半衰期短的結構材料將使聚變能源更加安全潔淨。低感生放射性結構材料的研究是聚變堆材料工作的一個重要方面。
候選的結構材料
由於對結構材料要求很高，材料研製工作仍然任重而道遠。
(1)奧氏體不鏽鋼：具有廣泛的套用經驗和充足的數據基礎，但是耐聚變中子輻照性能差，限制了能套用的工作溫度，在300～400℃以下才能有較長的工作壽命，因而只適用於近期的實驗性聚變堆，不適用於聚變電站。
(2)陶瓷纖維複合材料(Ceramic Fiber Composite，CFC)：具有耐中子輻照，耐高能粒子濺射、感生放射性低、半衰期短，電荷數低等優點，但高溫下導熱係數不夠高，還不能滿足聚變電站的要求，套用前景不容樂觀。
(3)釩基合金：具有耐中子輻照性能強，感生放射性低，半衰期短，工作溫度高等優點，它與液體鋰的相容性好，但其套用前景尚取決於鋰冷卻劑在強磁場下磁流體動力學阻力問題的解決。釩基合金與氦的相容性差，不適於氦冷卻的方案。
(4)鎢等難熔合金：作為面對電漿第一壁的材料有希望能在苛刻的工作環境下工作，缺點是濺射物質的電荷數高，對電漿能量約束有不利影響。
單一的材料難以滿足多方面的要求，往往需要將幾種材料複合起來。近年來，複合材料的連線工藝研究取得了長足的進展。梯度材料(gradient material)的研究也在進展中。除了固體材料外，人們在探索採用流動的液體材料如液體金屬構造面對電漿的第一壁。由於是流動的，這種材料可以承受很高的熱通量、強流高能中子和帶電粒子的轟擊等。
輻照損傷
耐高能中子輻照損傷是對聚變堆材料的首要要求。與裂變堆中子比較，聚變堆的高能中子對結構材料的級聯位移損傷要嚴重得多。位移損傷用材料中平均每個原子移動了若干次數dpa (displacementper atom)來度量。在裂變堆中dpa約達到10～20，而在聚變堆中會達到100～200。同時高能中子還與材料的原子核發生 (n，p)、(n，α)等閾能反應， 產生氫、氦等氣體，導致材料的腫脹和脆化。聚變電站要建立在可靠的材料輻照性能的數據基礎上。迄今，對聚變堆材料的輻照性能研究主要採用裂變中子、電子、重離子輻射等進行模擬。由於與聚變中子在反衝核的能譜和閾能反應上存在較大差異，不足以提供可靠的數據基礎。聚變能的實際套用迫切需要能考驗聚變堆部件的聚變材料輻照裝置，但由於建造費用很高，裝置的建成尚需時日。
研究進程
- 小規模多途徑原理性探索階段(1950一1970)
- 規模化實驗研究階段(1970一1990)
- 科學可行性驗證階段(氖和氖燃燒點火裝置試驗，1990一2005)
- 工程技術可行性驗證階段(反應堆工程物理實驗，2006一2025)
- 經濟可行性驗證階段(示範反應堆DEMO.2016一2035)
- 聚變能商用電站階段(2035一)
國際上代表性的磁約束聚變反應堆研究包括美國的ARIES系列、歐洲的PPCS系列、日本的SSTR系列、中國的聚變裂變次臨界堆研究以及國際合作的國際熱核聚變實驗堆ITER計畫等。這些研究涉及到聚變能科學技術發展的各個方面，包括實驗堆和商用演示堆的設計研究、相關物理和技術發展以及相關的能源技術與經濟戰略研究等。
國際受控核聚變研究進程
國際上核聚變研究已持續了60年左右。受控熱核聚變研究分為慣性約束和磁約束兩種途徑，磁約束的托卡馬克裝置成為唯一具有建造實驗堆條件的受控熱核聚變途徑。
國際熱核實驗堆ITER是一個大型的國際合作項目，它的啟動建造標誌著聚變研究進人了一個新的時代，即聚變研究已經進人聚變能研究，而不是電漿物理基礎研究；聚變工藝與材料開發研究已提高到與聚變電漿研究並行的水平，它用以驗證穩態燃燒電漿物理過程和部分驗證核聚變工程可行性。
我國受控核聚變研究進程
我國受控核聚變研究始於上世紀五十年代，進人規模化實驗研究成果階段，從裝置規模和達到的技術指標看，與國外先進水平相比有約10年左右的差距，聚變三乘積大約差1一2個數量級。西南物理研究院的環流器一號、2號裝置和中國科學院等離子所的TH一7裝置是我國進行受控核聚變規模化實驗研究的主要裝置。
