CN103765999A - 高效紧凑型聚变反应堆 - Google Patents

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阿兰·赛克斯
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Abstract

描述了一种用作中子源或能量源的高效紧凑型核聚变反应堆。该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1.5m或更少。该反应堆构建为使用高温超导环形磁体，该高温超导环形磁体能在低温(77K或更少)下工作并使性能增强。环形磁场可以增至5T或更多，使聚变输出显著增加，因而中子输出非常有效并且该反应堆能够产生能量的净输出。

Description

高效紧凑型聚变反应堆
技术领域
本发明涉及一种在强环形场中操作的紧凑型聚变反应堆。特别地，但非排他地，本发明涉及一种适合用作能量源或用作高效中子源的球形托卡马克反应堆。
背景技术
生产聚变能的挑战是非常复杂的。目前已经提出除托卡马克之外的许多可选设备，尽管还没有一个能够产生任何与现有运行的最好的托卡马克(如JET)可比的结果。
在开始建造有史以来最大及最昂贵(c15bn欧元)的托卡马克ITER之后，世界核聚变的研究已经进入了新的阶段。到达商业核聚变反应堆的成功路线要求长脉冲、使得发电具有经济效益的高效率和稳定运行。这三个条件特别难以同时达到，并且计划中的方案将需要对ITER和其他核聚变设施进行多年的实验研究，以及理论和技术研究。通过这一路线发展的商业核聚变反应堆预料不会在2050年之前建成。
为了获得使发电具有经济效益(即功率输出比功率输入更多)的核聚变反应堆，传统的托卡马克必须是巨大的(如ITER)，从而可以有足够多的能量约束时间(该时间大约与等离子体体积成比例)，以致等离子体足够热以发生热聚变。
发明内容
根据本发明的第一方面，提供了一种用作能量源或高效中子源的紧凑型核聚变反应堆。该反应堆包括环形等离子体室和等离子体约束系统，该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1.5m或更少，优选为1.0m或更少，更优选为0.5m或更少。该反应堆可以为球形托卡马克。
所述等离子体约束系统包括高温超导体(HTS)线圈，该线圈能产生环形磁场，该环形磁场在主要半径处的测量值为3T或更多，优选为5T或更多，优选为10T或更多，更优选为15T或更多。在使用中，所述HTS线圈可冷却至77K，或者可选地冷却至30K或更低，或者甚至4K或更低。
小型核聚变装置的先前的设计通常具有壁负载的问题，即通过等离子体室壁的中子通量或分散的等离子体热。可选择使用输入到等离子体的低的功率，该功率小于10MW，优选为小于6MW，更优选为小于1MW，能使该装置利用现有材料和技术变得可行。
即使在具有传统的铜磁铁的情况下，来自这样的反应堆的功率输出也可以至少为1MW。当使用HTS环形磁场磁铁时，就有可能在相当高的环形磁场中运行反应堆，并使聚变功率输出大大增加。
通过引导一个或多个中性射束进入等离子体可以增强中子生产。一个或多个中性射束可以具有至少200keV、优选至少100keV、更优选地至少130keV、更优选地至少80keV、更优选至少40keV的能量。可以从选定方向引导多个中子射束进入等离子体，以优化射束中的粒子与热的等离子体间的聚变反应，该多个中子射束可以包括碰撞束(colliding beams)。
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，更优选地多于10000秒。事实上，等离子体可以在持续维持在稳定状态高达几年。由于发射的总中子数量和能量的因为使用长脉冲而增加，这将大大增加中子生产或能量的有用性。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，例如通过使用中性射束或RF电流驱动。RF电流驱动包括驱动电流的任意电磁波技术，包括电子伯恩斯坦波、低杂波、电子回旋共振及其任意组合。低能中性射束可以更有效地(每单位能量输入)传递动力以驱动电流。HTS磁铁的使用有助于将等离子体保持在稳定状态，因为，作为超导体，在磁铁中没有来自电阻的热效应，并且HTS磁铁的电流供应比电阻磁铁的功率供应更稳定。
等离子体可以使用融合-压缩、或磁场泵送来启动，其中振荡电流产生加强等离子体电流的等离子体环，或者激活位于环形室中心部分中的一个或多个螺线管，和／或通过回旋振荡管或其他适当的高频发生器产生RF电流启动。等离子体电流可以激活一个或多个螺线管、RF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。如果使用可收缩的螺线管，它们可以可选地为被预冷却的高温超导螺线管。可以使用RF电流驱动和／或中性射束注射来保持等离子体电流。
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(通常假设在相同的环形磁场、等离子体电流和等离子体加热条件下，D-D聚变能产生的中子为通过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。
在某些情况下D-D核聚变可以得到高得惊人的中子通量。这可以通过增加环形磁场、明智地使用中性射束和优化等离子体的加热方法、以及／或者通过ICRH(离子回旋共振加热)的应用来实现，应用ICRH已经被证实能够使中子生产增加超过十倍。
为了减少或消除来由中子引起的损伤，中心柱周围可以设置有屏蔽物。可以配置HTS制造材料以提供增强的对由中子引起的损伤的抵抗力，例如通过增加HTS制造材料内的HTS层的厚度。
HTS制造材料可以配置为提供增加的电流密度，例如，在HTS制造材料中，通过减少非HTS层的厚度或者增加HTS层的厚度，以允许更多空间用于屏蔽。
中心柱可以包括铍、铝或其他非HTS材料，从而尽管有中子通量，仍能将结构完整性和电导率保持在可接受的水平。铍、铝或其他非HTS材料被低温冷却以减小其电阻，并且任选地加入到HTS材料中，形成中心柱之外的环形场磁体的剩余部分。
中心柱的内部由HTS制成，而，中心柱的外部由用于屏蔽对HTS造成损伤的中子的铍、铝或其他非HTS材料制成。铍、铝或其他非HTS材料被低温冷却以减小其电阻，并且任选地加入到HTS材料中，形成中心柱之外的环形场磁体的剩余部分。HTS材料任选地配置以提供增强的对由中子引起的损伤的抵抗力和／或增强的电流密度。
反应堆射出的中子可以用于下面的一个或多个，其中包括，发电、产生热量、医疗和其它用途的同位素的形成、癌症治疗、氢的产生(例如通过高温电解作用)，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。
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。尽管此处描述的发明比传统的聚变反应堆小得多，但由于高磁场，α粒子将仍被约束，并对等离子体加热起显著的作用。
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。
本发明的一个特征在于，在主要环形场磁体(和任选地，在其他磁体)中使用了高温超导体(HTS)，使在紧凑型ST中以低运行成本获得高磁场。高磁场、小尺寸和低的宽高比的结合(这改善了稳定性并改善了能量约束)使聚变功率在比先前的设计小得多的规模中得以实现。
高温超导低温恒温器可以被设计为具有或不具有液态制冷剂，该制冷剂可以为一系列分子或化合物，包括He、H2、Ne或N2，取决于要求的温度和冷却功率。所述低温恒温器也可以设计为对托卡马克和环形场线圈增加结构强度和刚度。
HTS可以由一系列材料以带或线的形式制成，其具有一系列基板、稳定剂、缓冲区及覆盖层，所述一系列材料包括YBCO或(Re)BCO(其中Re为稀土元素)，以达到要求的结构特性和工程电流密度。
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。真空腔的壁也可以被液体锂覆盖。
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)。可以提供反射器再生区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。
该反应堆还可以包括裂变的次临界再生区或能产生裂变物质的(如钍)材料，形成聚变-裂变混合反应堆。在这种设置中，由聚变产生的大量中子将启动并维持裂变反应和／或将能产生裂变物质的同位素转换为裂变同位素。这样的设置可以用于生产新的核燃料、破坏核废料和／或产生能量。
本发明还提供一种包括多个上述聚变反应堆的发电站。
根据本发明的另一发面，提供了一种产生中子或能量的方法，该方法其通过运行包括环形等离子体室的核聚变反应堆。该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3T或更多，优选的5T或更多，优选的10T或更多，更优选的15T或更多的环形分量，等离子体具有1.5m或更少的主要半径，并且射出中子和其他高能粒子。
附图说明
现在将通过示例并参照附图对本发明的一些优选实施方式进行描述，其中：
图1示出低温超导体(LTS)(左侧)与第一代和第二代高温超导体(HTS)的对照。HTS材料在给定磁场中具有类似的性能，但温度较高且较适宜；而如果冷却至低温时(如用于LTS的4K)，HTS能承载的电流大大高于LTS能承载的电流。
图2示出HTS样品在不同温度下作为磁场的函数的临界电流；
图3示出在传统托卡马克和球形托卡马克中磁场线的形态；
图4为具有传统的铜磁铁的球形托卡马克的半个截面的示意图；
图5示出一种示例的HTS材料的结构；以及
图6A至6C示出球形托卡马克的四分之一个截面，该托卡马克具有带有有限中子屏蔽的HTS环形磁场和不同结构的中心柱，以对中子轰击提供更多抵抗。
具体实施方式
本申请基于一种非常紧凑形式的托卡马克，并采用了一系列的创新特征，包括高温超导磁体的使用。所述“高效紧凑型聚变反应堆”(ECFR)的目的是提供一种紧凑型聚变发电站。
当氘-氚(D-T)或氘-氘(D-D)等离子体变得很热时，原子核聚合在一起，产生聚变中子，并释放高能量中子。到目前为止，实现这一目标最有前景的方法是使用托卡马克；在利用传统的托卡马克的方法进行聚合(就像ITER实施的)中，等离子体需要具有高的约束时间、高温以及高密度以优化这一过程。
托卡马克是以强环形磁场BT和高的等离子体电流IP的结合为特征的，并且通常具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(例如通过注入几十兆瓦高能氢H、氘D或氚T的中性射束)以使温度增加到足够高的值以允许核聚变发生，并且／或者保持等离子体电流。
问题在于，由于通常要求大尺寸、大磁场和高的等离子体电流，因此建造成本和运行成本较高，并且工程必须坚固以应对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，即在剧烈的不稳定情况下，百万安培的电流在千分之几秒钟内降到零。
这种情况可以通过缩回传统托卡马克的环形环面到其极限，使得其具有空芯苹果形的外观，即“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，即用来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的一个缺点是中心柱内的有限的空间阻止了必需的实质的屏蔽物的安装，这些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)并不实用。尽管基于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，每一年左右当柱子被中子破坏时都需要更换柱子)，但是由于暖的铜的电阻相对较高，这些发电厂在中心柱中会有较高的能量消耗，因此需要一个的大型装置以使得电力生产变得更具经济效益。
环形磁场BT的强度是一个重要的因素。由托卡马克内的热聚变产生的聚变功率与BT的四次幂成比例，因此托卡马克设计为使用最大的可能的BT，并与其施加的显著应力和驱动这些磁铁所需的显著成本相一致。为了使这些成本最小化，长脉冲的现代化设备(如ITER)具有以液态氦冷却的LTS磁铁。
目前，强磁场方法的限制在于，以中型的IGNITOR项目为例，该项目目前作为俄罗斯-意大利联合开发项目：IGNITOR被预计为通过其强磁场BT的作用(等离子体主半径(1.43m)处13T，中心堆边缘处20T)来实现短脉冲点燃而不需要使用大量的辅助加热，所述强磁场BT由传统的带有钢支撑结构的铜磁铁获得。
ST方法的缺点在于，由于减小了中心柱内的空间，其中的环形磁场磁铁的尺寸有限，并因此目前在ST中仅实现了小于1T的相对低的环形磁场。在ECFR中，通过使用高温超导磁铁克服了该问题。
进行聚合的一种规模较小的方法是利用由Jassby[1]首次提出的效应，即将高能中性射束注入到小的、仅仅“温暖的”等离子体中也可以产生显著的聚变功率。该效应与ST结合为我们设计的“超紧凑型中子源”(SCFNS)的基础，该SCFNS具有BT=1.5T[2]。
由SCFNS操作D-T聚合产生的功率(Pfus)估计为1-2MW，而输入功率(PNBI)为～6MW NBI；因此Q(Pfus／PNBI)～0.25，尽管Qeng(Pfus／Ptotal)为～0.05，这是因为创造6MW NBI需要～18MW电力；并且大约超过10MW耗损于铜磁铁中。从聚变产生净额电功率要求Qeng>1。尽管如此，SCFNS为小型装置产生显著的聚变功率，并且14MeV中子可以有很多有价值的应用，这弥补了电功率输入与聚变功率输出间的低转换效率。
直到现在，人们都认为这种规模较小的方法不能导致具有经济效益的聚变能源发电站，这是因为注入中性射束(NBI)的输入功率相对较大，并且磁场不足以容纳在等离子体内的聚变反应所产生的热的和带电的阿尔法粒子，因此失去其能够提供的自加热，这是旨在产生聚变功率的传统托卡马克设计的关键特征。然而，如下所述，最近的技术进步可以使这些小型ST获得高磁场。
高温超导体
高温超导体(HTS)的最新的发展对聚变有深远的影响。虽然传统的低温超导体(LTS)磁铁在液态氦温度范围(～4K)内使用，但HTS可以在更方便、更容易达到的液氮温度77K甚至更高温度得到相似的结果，如图1所示。
但是，HTS的优点远不止成本和便利性。从图2可以看出，如果HTS实际上在低于77K的温度下工作，则载流能力会大幅提升(在图2中通过在任意给定施加的磁场下纵向移动观察)，并且该导体可以在更强的磁场中工作(在图2中横向移动观察)。事实上，牛津仪器(Oxford Instrument)最近已经证实一种产生接近23T的HTS磁铁，超出了由LTS获得的最大的20T(实际上为通过将HTS核插入LTS外皮内)。
较高的最大磁场、提升的载流能力以及复杂度降低的冷却装置的结合，意味着非常高的环形磁场HTS磁铁可以置入球形托卡马克核内的有限空间中。例如，如果在中心柱边缘处30T是可行的(如图2提出的)，这将在宽高比为1.66的ST(如SCFNS)的主要半径处得到12T。已观测到在束驱动装置(如SCFNS)中的聚变功率大约与BT的立方成比例[3]。这意味着，通过将BT从现有的SCFNS设计的1.5T增加到这里描述的强磁场版的12T，聚变功率可以增加大约12／1.5的立方，即512倍；从而Qfus～128，Qeng～38；并且全部在小型装置中!一个额外的益处在于，在这些强磁场中，聚变反应期间产生的带电的阿尔法粒子将保留在等离子体内，提供显著的自加热，并进一步增加反应堆的效率。Jassby[1]的工作显示，理想的束-等离子体聚合效率存在基本极限，该极限大约为Qfus～3。因此这虽然仍允许从小型装置提供高效中子源，但这不是用于能量生产的可行的方法。然而，在设想的强磁场中，我们获得更高的约束、更高的等离子体温度，并因此等离子束聚变与热聚变的结合、或者不需要中性射束加热的纯热聚变。
众所周知，可达到的最大的热聚变功率与环形磁场的四次幂成比例[5]。事实上其与β2BT 4V成比例，其中β为常态(normalized)等离子体压力，V为体积。在球形托卡马克，β界限为在传统的低宽高比托卡马克中的4到5倍。因此如果BT可以高达12T或更多，并且可以获得高的等离子体压力，那么尽管是从小的球形托卡马克也可以获得高的热聚变功率。例如，ITER预计可以利用5.5T环形磁场产生500MW聚变功率。具有高两倍的环形磁场和高4倍的β的球形托卡马克可以在其1／256的体积内产生同样的功率。
高温超导技术在不断快速进步。第一代HTS材料BSCCO很快被YBCO超越。具有根本上较高的临界磁场和临界电流的新的HTS材料的发现以及现有材料中如YBCO(或者，更一般的(Re)BCO，其中Re为稀土原子)的工程性能的迅速提高使得由HTS制成的磁铁可以从越来越小的导体获得越来越高的磁场。应当理解的是，在本说明书中，HTS材料包括在低磁场中、温度大约在30K以上具有超导属性的任意材料。
在强烈的高能中子轰击下的HTS的性能尚不得而知，然而有人担心需要多于10cm的屏蔽物以保持数月或数年的有效运行。如此数量的屏蔽物可能太大而不能容纳在小的球形托卡马克的中心柱内。可以利用几种可选的方法来使大电流通过中心柱。
图5是标准的HTS带500的部件的示意图。该带500通常约100微米厚，并包括约50微米厚的电解抛光的哈氏合金(hasteloy)基板501，该基板501上设置有通过离子束辅助沉积(IBAD)或磁控溅射一系列的缓冲堆叠层(buffer stack layers)502，每层约为0.2微米厚。外延的(RE)BCO-HTS层503(利用金属有机化学气相沉积法MOCD沉积的)覆盖在缓冲层，其厚度通常为1微米厚。通过溅射在该HTS层上沉积两毫米厚的银质层504，并且带的两侧均电镀有20微米厚的铜稳定剂层505。为了增加带中的电流，HTS层的厚度可以从约1微米增加到4微米至20微米之间。这使得可承载的电流增加2到5倍[20]，并使得中子耐受性增加4到20倍。如以上提到的，带的整体厚度通常为100微米，因此如果这是唯一的改变，则带的厚度将增加少于20％。
另一种方法是减少铜505和哈氏合金501(或带中其他导电／支撑的非HTS层)的厚度。将这些非HTS层的厚度减半能使带中的电流密度大约增加一倍，并允许更多的屏蔽空间。
第三种方法是在球形托卡马克内使用低温冷却的铍或铝的中心柱代替HTS，如图6B所示。在铍或铝中会有不希望的电阻损耗，但这可以通过冷却(理想为30K或更低)和通过将铍或铝中心柱连接至环形磁场线圈的HTS外臂来使其最小化。选择铍或铝是因为其在30K低温时具有低电阻率，并且因为其耐受来自高能中子的损伤。也可以使用具有这些属性或相似属性的其他元件或材料。
第四种方法是使用外侧的低温冷却的铍或铝的中心柱以及由HTS制成的内部的结合，如图6C所示。铍或铝外层提供了一些HTS屏蔽。仍有必要冷却(理想为30K或更低)并将铍或铝／HTS中心柱连接至环形磁场线圈的HTS外臂以使电阻损耗最小。
可以使用这些技术的组合，如第一、第二和第四种方法的结合。
为了使有效的ST聚变中子源或能量源实用，理想的是解决下列问题：
·在没有传统的中心螺线管的情况下发起等离子体电流。
·等离子体电流上升(斜坡上升)到要求的值。
·在低功率输入情况下长时间保持等离子体电流。
·在低功率输入情况下加热等离子体以产生中子。
·保证在偏滤器区域来自等离子体的热负载是可以忍受的。
·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能量生产或科学和其他应用的中子通量。
已经考虑了几个用于在高的环形磁场内运行的高效紧凑型聚变反应堆的选择，包括：
a.具有铜或超导磁铁和宽高比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；
b.具有超导磁铁和宽高比A=2的托卡马克；
c.具有铜磁铁和宽高比A=1.5-1.8的紧凑球形托卡马克；
d.具有LTS磁铁和A=1.5-1.8的紧凑球形托卡马克；
e.具有HTS磁铁和A=I.5-1.8的紧凑球形托卡马克；
f.具有铍或铝以及HTS磁铁的结合和A=1.5-1.8的紧凑球形托卡马克；
选择(a)和(b)是众所周知的，但只有当它们是尺寸大时(尺寸与ITER相当)才可以达到高效率。在这种设备中，中性射束的注入对电流驱动较为重要，但对中子或功率生产并没有多大贡献。
选择(c)被载流能力和铜的强度限制。难以在具有低宽高比的小型装置中获得高磁场，因为托卡马克的中心空间有限。此外，为了使高电流通过铜，对电源和冷却的要求较高，这实际上阻止了长脉冲运行。
选择(d)是可行的，LTS(如MgB2，Nb3Sn and NbTi的材料)的性能令人满意，尽管设计使这些材料获得高磁场的低温恒温器具有挑战性。
选择(e)优于选择(d)，因为HTS的性能优于LTS的性能。在较高磁场和较高温度下，HTS可以比LTS维持较高的电流密度。这意味着HTS导体的尺寸和周围的低温恒温器可以比用于LTS的要小。反过来，这意味着，当在高磁场中运行时，整个装置可以更小、更便宜，并因此更有以及效率。
选择(f)可能优于选择(e)，因为铍或铝中心柱、或者部分中心柱可以克服快速中子对HTS的损伤问题。
本文件专注于选择(e)和(f)，一种基于紧凑球形托卡马克的高效紧凑型聚变反应堆(ECFR)，所述紧凑球形托卡马克具有HTS环形场线圈或具有铍或铝以及HTS环形场线圈的组合。这提供了在相对高的环形场(3T及更高)中运行小的球形托卡马克的机会，潜在地使产生的聚变功率大幅提升，因为在热聚变中，聚变功率能以环形场的四次幂增长。此外，如果使用HTS，可以显著减少耗散在磁铁中的能量损失。
基于ST聚变装置的先前研究
在详细描述装置之前，考虑基于球形托卡马克的聚变装置的先前的研究是有益的。
Stambaugh等[5]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)，其在乐观地高的H一因子(在传统托卡马克的比例定律上对于能量约束的增加)～7和βT(效率的测量：包含的等离子体压力和要求的磁场压力之比)～62％和8MW／m2的壁负载(假设壁在半径Ro+2a)时具有显著的输出(400MW)并且其被设计为经济地生产电力。
Hender等[6]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时核聚变输出为～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。
Wilson等[7]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)。
Voss等[8]发展了Wilson的设计，并将尺寸稍微增加到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。
Dnestrovkij等[9]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％)的较大的氚含量得到相同的核聚变输出(50MW)，但是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。
Peng等[10]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也可以培育氚。
Galvao等[12]研究了“Multi functional Compact Tokamak ReactorConcept”，一种具有主要半径Ro=1.2(比MAST和NSTX大大约50％)，A=1.6，Ip=5MA，BTo=3.5T的装置，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。
最近，Kotchenreuther等[11]提出了一个具有100MW核聚变输出(Ro=1.35m，宽高比1.8，BTo=3.1T，Ip=10-14MA)的更大的聚变中子源(FusionNeutron Source)，该装置使用他们自己的“超级X”偏滤器来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，或作为核聚变-裂变混合的基础。
所有上述研究均采用NBI来进行电流驱动和加热并结合α-粒子加热(注意，在上述研究中采用的高等离子体电流中α-粒子具有低的即时损失)。他们使用了公知技术(如铜绕组)和宽高比1.4～1.6(其中，不需要中心柱覆盖层即可培育充足的氚)。
最近，已经提出较小、较低功率的紧凑聚变中子源，它们具有中等的聚变输出1-2MW。他们的要求显著低于上述研究的要求，尤其是Stambaugh等的研究，其需要长脉冲在接近稳定极限下运行，并需要高的壁负载以保证电力生产的成本效益。此外，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在高等离子体电流下操作。在这些最新的建议中(较小、较低功率的紧凑聚变中子源)，对物理限制和对工程的要求都大大降低，因此应该能够获得一个有用的聚变功率。
两个最近的研究是特别相关的：
Kuteev等[13]特别地解决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)，但是在极度降低的条件下：Ip～3MA，具有对应于核聚变功率～1MW和中子负载0.1MW／m2的中子积分通量～3x1017n／s的BTo～1.35T。模型表明了通过射束等离子体效应(beam-on-plasma effect)可以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，建造成本估计少于￡200M。
因此，与其在高的等离子体电流下运行，倒不如可以采用显著的NBI辅助加热，并拥有从NBI射束等离子体反应中得到的显著的中子生产，这些在Jassby[1]中有记载。此效果在注入的射束在热托卡马克等离子体内减速时产生，并且对于在这里考虑的ST等离子体是有效的。
Sykes等[2]发展了等离子束融合概念，并提出具有1-2MW聚变功率(以等离子束融合为主)的小的球形托卡马克(SCFNS=Super CompactFNS)。SCFNS的参数为R～0.5m，Ip=1.5MA(Kuteev设计的一半)以及BT=1.5T。一束只有～6MW功率的中性射束足以维持等离子体电流，同时提供聚变功率；这种低输入功率使壁和偏滤器的负载减少到可接受的值，因而可以利用为ITER开发的技术。
球形托卡马克代表一种低的宽高比版的传统托卡马克，并且是本发明的一个重要组成部分。
球形托卡马克(ST)的概念首先在Jassby[14]中介绍并且随后在Peng[15]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。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一H模式)的第一实证为于1990-1998年间在Culham实验室运行的START装置[16]。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)。在ST中，等离子体柱体的宽高比相对于传统托卡马克的宽高比范围(A≈3-4)显著地减少，使等离子体的稳定特性显著增加。ST的简单的构造、优良的结果和高的可靠性的结合，在过去十年中，在多于15个小型和中型尺寸ST上运行得到验证。这对于ST作为核聚变研究的下一步产生了强烈的推动，而且ST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(如果需要D-T运行的话)。
附图3(承蒙Y-K M Peng)示出了宽高比减少的效果。附图3示出了在传统托卡马克31和球形托卡马克32中的外围磁场线。在传统托卡马克31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32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的中心，该中心的环形磁场最强。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；此特征已经在成功的ST试验中被应用，特别是在Culham的START中[16]。此附图示出了在START托卡马克中的等离子体33，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极好的约束属性(H一模式)。
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，低加热功率以及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，模型表明了即使可以采用D-T(氘一氚)混合，中子的产额也是很少的，这主要是因为低的环形磁场。
本发明提出的装置，高效紧凑型聚变反应堆(ECFR)，是第一个具有高磁场、高可用性、高中子积分通量、低运行成本并具有在长时间产生净能量的能力的ST。
ECFR的主要参数
ECFR装置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。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-氘、(然后，如有需要)氘-氚(D-T)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优化和进行任何需要的改进)。此设计包括为了测试目的而允许控制中子输出的可选特征(特别是屏蔽物／中子反射器以及再生区的重水)。
标准的运行对于燃烧长度长于1000秒会产生显著的D-T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”。能量为200keV以上的中性射束的射入提供了辅助功率的主要来源，并能辅助电流驱动。RF加热和电流驱动也被考虑。
启动和上升
在现有的托卡马克中，等离子体电流是使用大的中央螺线管通过变压作用来启动的。但在ECFR中，计划在不使用大的中心螺线管的情况下得到等离子体电流的启动和上升，这是因为在最终设计中，由于可能没有足够的空间提供给用于保护线圈的大量屏蔽物，大的中子积分通量可能阻止其(大的中心螺线管)使用。在本发明中可以使用更广范围的技术。
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，即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显著的[17]。
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)的启动[18]。安装到ECFR的回旋振荡管可具有～1MW的功率并且被预测为产生～700kA的启动电流。
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)；预期的是这样的线圈可以具有与在MAST或NSTX中使用的等同的螺旋管的大约25％的伏-秒输出。可以预期数量级为0.5MA的初始电流。两种方案的组合将会是非常有效的。
“可收缩螺线管”概念的新颖的发展是使用利用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，使其通过电流从而生产初始的等离子体，然后在D-T运行开始之前收缩螺线管。使用HTS的优点包括较低的电源要求以及通过被支撑的HTS线圈可以承受高的应力。
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使电流上升到工作水平。
加热和电流驱动
如上面所描述，理想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，从而最小化建造成本、运行成本以及将偏滤器的热负载保持在可以承受的水平内。
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ST中的能量约束具有与传统托卡马克的能量约束相比较高的磁场依赖性和较低的等离子体电流依赖性，并且能量约束因此在本设计的高磁场中有所改进。
各种加热(和电流驱动)方法，包括NBI和一系列的射频(RF)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。
NBI也是最经常被使用的电流驱动方法。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或更多。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。
偏滤器的热负载
泵入到等离子体以便用于将其加热或产生电流驱动的一些能量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或能量源中是不被接受的。然而，在本发明中，输入功率大大的降低(几MW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[19]提倡的)的结合；并可能如在由Kotchenreuther et al[11]提倡的“超级-X”偏滤器中的将覆盖区延伸到大的半径。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，由于这里要求等离子体电流适中，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。
装置的概要
适于用作中子源的具有传统铜磁铁的球形托卡马克的横截面在附图4中示出。托卡马克的主要部件是环形磁场磁铁(TF)41，可选的小型中心螺线管(CS)42和极向磁场(PF)线圈43，这些部件在环形真空容器44内对等离子体进行磁约束、成形和控制。作用在D-形TF线圈41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这些线圈作用。TF线圈41的外部部件和外部的PF线圈可以可选择地被再生区(该再生区可以为D2O)和屏蔽物45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只是通过屏蔽物受到保护。
真空容器44可以是双壁的，其具有包括面向等离子体的板的蜂巢状结构，并且可以直接由下部端口和其它结构支撑。与容器一体的是可选择的中子反射器46，其可提供快速中子的约束，快速中子能够通过端口提供高达10倍的中子通量倍增到外部再生区，其中中子可用于目标的辐射或其它的快速中子应用，或被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。外部容器可选地包括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。端口提供给中性射束注入47和访问48。
在外部容器内，内部部件(以及其冷却系统)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。沉积在容器中内部部件的热通过水冷系统排出到外部环境中。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清洁在容器内的面向等离子体的表面。
托卡马克的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，并且可能与来自小的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，达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很低的电感，并且因此(如果需要)很容易获得大的等离子体电流，即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显著的[18]。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。
在电流达到平项之后，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MW数量级核聚变功率的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1000秒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(氢H，氘D，氚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。
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。
上面概括给出的方法使得高效紧凑型核聚变反应堆(ECFR)的设计比先前的目的在于产生净功率的聚变反应堆的设计尺寸小很多，并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)。该ECFR是用来评价先前的未实验的领域的理想的第一个装置，这些未实验的领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。ECFR能够在长时间内产生净功率。这不仅是聚变技术的有用的示范，还是聚变发电站的第一个可行的示范。
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；等离子体电流的上升；在相对较低的电流、磁场和辅助加热的情况下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，其特点在于屏蔽物和可选择的反射器以保护线圈绕组并同时控制中子输出；以及HTS的使用以允许异常高的环形磁场应用于小的球形托卡马克中。
图6A所示为四分之一个球形托卡马克的剖视图，该球形托卡马克具有HTS磁体，并适合用作能量源或中子源。该托卡马克的重要特征，除了图4中所示的主要组件外，还有：中心柱61，该中心柱61可以为HTS或铍或铝；热绝缘或冷却通道62，以能使所述中心柱冷却；屏蔽物63，该屏蔽物63防止中子使由HTS制成的外侧线圈64损伤；低温恒温器65，该低温恒温器65冷却HTS；以及真空管66，该真空管66可以在屏蔽物63的内侧或外侧。
对于中心柱61有几个选择。其中一个选择包括具有或不具有中子屏蔽物的HTS。另一个选择由图6B示出，并包括铍、铝或其他非HTS材料的内部61a；冷却剂通道62a；真空绝缘体62b；和热绝缘体62c。再一个选择由图6C示出，并由内部61b和外部61c的结合形成，其中，内部61b由HTS制成，外部61c由铍、铝或其他非HTS材料形成，其提供了一些屏蔽以防止中子对HTS做成损伤。额外的中子屏蔽物可以增加到各选择中，但是会受球形托卡马克的空间限制。
等离子体的启动：方法包括融合-压缩；磁场泵送，其中振荡电流产生增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RF电流启动。
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；RF电流驱动；以及通过加热等离子体产生的有效的驱动，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。
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的聚变。相比之下，在SCFNS超小型中子源中，大部分的中子生产是来自一个或多个电子束与等离子体的相互作用。在提出的ECFR装置中，高的环形磁场值提供了高的等离子体温度，并且中子的输出是热聚变与束-热聚变的混合。新的模型表明了当在以最适宜的角度引导通过高度延伸的等离子体(ST的自然特征)时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。可以通过氘或氚中性射束的使用来优化氚的百分比，其中氘或氚中性射束的使用将提供燃料补给并提供加热和电流驱动。
可变的中子能量：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。
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。由JET的数据[4]表明，对于D-D聚变，ICRH能够使中子产量增加14倍。
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。这一预测对ECFR的高磁场和相对低的等离子体电流是非常有前景的。
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；装置本身可以具有重水池和屏蔽物／反射器层(如Be或Pb)的结合的特征，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。
还可以通过将磁场屏蔽在外的铁管来将正离子射束直接射入到等离子体。
可以理解的是，与大型托卡马克相比，这里描述的紧凑型聚变反应堆具有大得多的每单位等离子体体积的表面积。通常，成本和实施难度与等离子体体积呈线性关系，而功率输出(可被认为是受可接受的损伤水平限制)与表面积呈线性关系。此外，众所周知“一种只有一个(或几个)”的装置的成本比“一种有许多个”的装置的成本高。因此，似乎有可能，对于每单位净功率输出，许多个较小的聚变反应堆有可能比一个大的聚变反应堆更便宜。
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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Claims (50)

1.一种紧凑型核聚变反应堆，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1.5m或更少； 
等离子体约束系统包括环形磁体，该环形磁体由具有高温超导体的材料制成，优选为在使用中被冷却至77K，更优选为冷却至30K或更少，更优选为冷却至4K或更少； 
磁场在使用中时包括3T或更多，优选的5T或更多，优选的10T或更多，更优选的15T或更多的环形分量。 
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1.0m，更优选的是小于0.5m。 
3.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：所述反应堆是球形托卡马克反应堆。 
4.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一个或多个中性射束进入等离子体从而增强中子和能量的生产。 
5.如权利要求4所述的核聚变反应堆，其特征在于：中性射束具有少于200keV、优选少于130keV、更优选地少于80keV、更优选地少于40keV的能量。 
6.如权利要求5所述的核聚变反应堆，其特征在于：中性射束包括氚原 子。 
7.如权利要求5或6所述的核聚变反应堆，其特征在于：等离子体包括氚离子。 
8.如权利要求5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。 
9.如前述任意一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：从选定的不同方向将中性射束引导进入等离子体，以优化射束中粒子间的聚变反应。 
10.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100MW，优选的小于10MW，更优选的小于6MW，更优选的小于3MW，更优选的小于1MW。 
11.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其被布置成以Qeng>1，更优选为Qeng>3，更优选为Qeng>10，更优选为Qeng>15，更优选为Qeng>20的聚变功率增益因子Qeng运行，并作为高效中子源或能量源运行。 
12.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，更优选地多于10000秒。 
13.如权利要求12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。 
14.如权利要求13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来启动等离子体： 
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 
通过回旋振荡管或其他RF源产生RF电流启动。 
15.如权利要求14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来上升等离子体电流： 
激活一个或多个可收缩的螺线管； 
RF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。 
16.如权利要求14或15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。 
17.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、更优选为至少10MW、更优选为至少100MW的中子输出。 
18.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其中，低温恒温器的外壳和／或用于构造环形磁场磁体的材料被配置为提供至少部分结构完整性。 
19.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其中，为了减少或消除来由中子引起的损伤，中心柱周围设置有屏蔽物。 
20.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其中，设置有对由中子引起的损伤有增强的抵抗力的用于构造环形场磁体的材料，例如通过在具有厚度大于约1毫米、优选为大于约2毫米的所述材料中使用HTS层。 
21.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其中，设置有增大的电流密度的用于构造环形场磁体的材料，可选地，通过在HTS制造的材料中包括结合厚度小于约90毫米的非HTS层或厚度大于约1毫米的HTS层，以允许更多空间可用于中子屏蔽。 
22.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，包括由铍、铝或其他非HTS材料制成的中心柱，从而尽管有中子通量，仍能将结构完整性和电导率保持在可接受的水平。 
23.如权利要求1至21所述的核聚变反应堆，其中，中心柱的内部由HTS制成而中心柱的外部由用于屏蔽对HTS造成损伤的中子的铍、铝或其他非HTS材料制成。 
24.如权利要求22或23所述的核聚变反应堆，其中，铍、铝或其他非HTS材料被低温冷却以减小其电阻，并且任选地加入到HTS材料中，形成中心柱之外的环形场磁体的剩余部分，并且其中，HTS材料任选地配置以提供增强的对由中子引起的损伤的抵抗力和／或增强的电流密度。 
25.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，该反应堆具有包括高温超导材料的极向场线圈。 
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：输出的中子可以用于下面的一个或多个： 
电能的生产； 
用于医疗和其它用途的同位素的形成； 
氢的产生； 
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； 
在聚变-裂变混合体中驱动次临界裂变或能产生裂变物质的再生区； 
材料分析，包括中子光谱和／或中子造影层析成像和／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。 
27.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粒子受约束。 
28.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。 
29.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。 
30.如权利要求29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／或扫过偏滤器上的接触区域。 
31.如权利要求29或30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锂覆盖。 
32.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：面向等离子体的壁的部分或全部表面被锂覆盖。 
33.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并且以可控制和可协调的方式增加发射的中子的能量。 
34.如前述任一项权利要求所述的核聚变反应堆，其特征在于：被约束的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。 
35.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。 
36.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局部的通量密度上增加。 
37.一种发电站，其中，该发电站包括前述任意一项权利要求所述的核聚变反应堆。 
38.一种产生中子或能源的方法，该方法通过运行包括环形等离子体室的核聚变反应堆，该方法包括： 
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3T或更多，优选的5T或更多，优选的10T或更多，更优选的15T或更多的环形分量，等离子体具有1.5m或更少的主要半径； 
射出中子或其他高能粒子。 
39.如权利要求38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1.0m，更优选的是小于0.5m。
40.如权利要求38或39所述的方法，进一步包括：输入少于100MW，优选地少于10MW，更优选少于6MW，更优选少于3MW，更优选少于1MW的能量到等离子体。 
41.如权利要求38至40中任意一项所述的方法，其中，等离子体以Qeng>1，更优选为Qeng>3，更优选为Qeng>10，更优选为Qeng>15，更优选为Qeng>20的聚变功率增益因子Qeng运行。 
42.如权利要求38至41中任一项所述的方法，进一步包括：将等离子体保持在稳定状态至少10秒，优选地至少100秒，更优选地至少1000秒，更优选地至少10000秒。 
43.如权利要求38至42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来启动等离子体： 
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 
通过回旋振荡管或其他RF源产生RF电流启动。 
44.如权利要求38至43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来上升等离子体电流： 
激活一个或多个可收缩的螺线管； 
RF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。 
45.如权利要求43或44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。 
46.如权利要求38至45中任一项所述的方法，进一步包括引导一个或多个中性射束进入等离子体从而增强中子生产，该中性射束具有至少200keV、优选为至少130keV、更优选为至少80keV、更优选为至少40keV的能量。 
47.如权利要求38至46中任一项所述的方法，其特征在于：中子以至少每秒3x1017粒的速率产生，优选为以每秒1018粒的速率产生，更优选为以每秒1019粒的速率产生，更优选为以每秒1020粒的速率产生。 
48.如权利要求38至47中任一项所述的方法，其特征在于：中性射束和等离子体的至少一个包括氚。 
49.如权利要求38至47中任一项所述的方法，其特征在于：中性射束和等离子体各仅仅具有氘，以使得核聚变以氘一氘相互反应的方式运行。 
50.如权利要求38至49中任一项所述的方法，进一步包括在以下的一个或多个中使用中子： 
电能的生产； 
用于医疗和其它用途的同位素的形成； 
氢的产生； 
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； 
在聚变-裂变混合体中驱动次临界裂变或能产生裂变物质的再生区； 
材料分析，包括中子光谱和／或中子造影层析成像和／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。 
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