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一：[托卡马克]"托卡马克“的前世今生
托卡马克 | Tokamakby 科普君大家好，好久不见！马上就是农历新年啦！科普君在此预祝大家春节快乐，阖家欢乐！科普君你终于来了，一直等着你讲”甜甜圈“呐！好的，那就赶紧进入正题，今天要讲的是“托卡马克”的过去、现在和未来。1英雄出世托卡马克的诞生说起托卡马克的诞生，就一定要提到一个人，那就是——苏联”氢弹之父“萨哈洛夫。或许托克马克的发明或许也只是他光辉履历上一份微小的工作，但这份微小的工作却为人类开发未来新能源提供了一个非常有希望的途径。苏联“氢弹之父” ——萨哈洛夫关于 萨哈洛夫1921年5月21日萨哈洛夫出生在俄国一个相当殷实的知识分子家庭。1947年，他在26岁时获得了数学物理科学博士学位。1948年萨哈洛夫被吸收为研究制造核武器的成员。虽然他仅仅是一个普通的研究人员，但是在氢弹的整个研制过程中，他的思路起到了决定作用。1953年8月12日苏联的第一枚氢弹试验成功。这种氢弹比美国研制的氢弹更具实战价值，氢弹结构更为轻巧简单，而且更加有效。萨哈洛夫毫无争议地被选为苏联科学院院士，并被誉为“苏联氢弹之父”。当氢弹研究出来之后，前苏联和美、英等各国就投入到可控核聚变的开发当中。初期出于军事上的考虑，各国一直在互相保密的情况下开展对核聚变的研究。然而对于几千万、几亿摄氏度高温的聚变物质装在什么容器里一直是困扰人们的难题。各自“奇奇怪怪”的的装置，例如磁镜，直线箍缩，角向箍缩，仿星器等等纷纷被开发出来，但它们在约束等离子体方面都存在着这样那样的问题。1954年，萨哈洛夫在西伯利亚库尔恰托夫原子能研究所，研制出第一个外形像甜甜圈一样的环形磁约束容器，并把这种装置命名为托卡马克（tokamak）。托卡马克（TOKAMAK）在俄语中是由“环形”（toroidal）、真空室（kamera）、磁（magnit）、线圈（kotushka）几个词组合而成。托卡马克位形托卡马克的腾空出世，注定是不平凡的。1968年8月，在苏联新西伯利亚召开的第三届等离子体物理和受控核聚变研究国际会议上，阿齐莫维齐宣布在苏联的T-3托卡马克上产生了1千万度等离子体。这远远超过其他各种装置上的参数。其他国家对这一结果表示了怀疑。英国科学家团队居然携带装置亲自测量T-3，结果居然发现苏联人果然测“错”了，测出的温度竟然更高。这个消息不胫而走，一时间托卡马克炙手可热，成了“国际巨星”。各个国家纷纷跟进研究，托卡马克的研究进入了急速发展时代。2各领风骚托卡马克的发展T-3托卡马克的巨大成功，在国际上掀起了一股托卡马克的热潮，各国相继建造或改建了一批大型托卡马克装置。随着托卡马克的装置越建越大，产生的等离子体温度也越来越高。20世纪80年代比较著名的托卡马克有：美国的TFTR，欧盟的JET，日本的JT60和苏联的T-15。以上四个装置有“四大金刚”之威名。它们之中，除了T-15由于苏联解体的特殊原因没有成功运行之外，其他装置陆续取得了许多重要成果。TFTRJET1993年12月9日和10日，美国在TFTR装置上使用氘、氚各50%的混合燃料，使温度达到3亿至4亿摄氏度，两次实验释放的聚变能分别为0.3万千瓦和0.56万千瓦，大约为JET输出功率的2倍和4倍，能量增益因子Q值达0.28。与JET相比，Q值又得到很大提高。1997年9月22日，联合欧洲环JET又创造输出功率为1.29万千瓦的世界纪录，能量增益因子Q值达0.60，持续时间2秒。仅过了39天，输出功率又提高到1.61万千瓦，Q值达到0.65。1997年12月，日本方面宣布，在JT－60上成功进行了氘－氘反应实验，换算到氘－氚反应，Q值可以达到1.00。后来，Q值又超过了1.25。在JT－60U上，还达到了更高的等效能量增益因子，大于1.3,它也是从氘－氘实验得出的结果外推后算出的。托卡马克具有科学可行性等离子体温度达4亿度，这一温度不仅大大超过氘氚反应点火的要求，而且已接近了氘氦-3聚变反应堆点火温度， 脉冲聚变输出功率超过16兆瓦，聚变输出功率与外部输入功率之比Q等效值超过1.25。这表明，托卡马克可以实现可控核聚变的科学可行性已经被验证。经过数十年国际磁约束聚变界的共同努力，托卡马克作为受控磁约束核聚变反应堆的科学可行性已得到初步验证。然而，要实现聚变能商业化，仅有科学可行性是不够的，还需要有工程可行性和商用可行性。下一步必须解决的关键问题和托卡马克聚变反应堆工程可行性与商用可行性密切相关，它涉及到稳态先进托卡马克运行模式以及燃烧等离子体物理这两大科学问题。前面说的这些结果仅仅持续数秒钟，这么短的时间是不能用于建造电站的。未来的聚变电站要求数亿度的等离子体必须实现稳态运行。然而常规的托卡马克却很难做到这一点，这是因为用来产生磁场的电流非常大，常规托卡马的磁场线圈不能长时间负荷，无法实现连续运行。于是，科学家将超导技术引入到托卡马克的线圈上。并将这一类托卡马克称为：超导托卡马克。【关于“超导”将在以后的专题中进行介绍】超导托卡的建立是是可控热核聚变能研究的一项重大突破，它使托卡马克的稳态运行变成可能。托卡马克的研究由此进入了“超导”时代。3超导时代超导托卡马克的兴起世界第一个超导托卡马克 T-7苏联于上世纪70年代末建造的T-7装置是世界上第一个超导托卡马克装置，它在工程上验证了超导磁体能够在托卡马克上实现连续稳态运行。T-7建成后成功运行了五年，之后停止运行，俄罗斯将人力投入到更大规模的超导托卡马克装置T-15运行上。此后，法国和日本也建起了自己的超导托卡马克装置。（法国的Tore-Supra，日本的JT-60U）1990年1月，等离子体所收到库尔恰托夫原子能研究所所长卡托姆采夫院士的来信，信中表示愿将T-7装置赠送给中国。我国由此开始了超导托卡马克的研究发展计划。中国第一个超导托卡马克 HT-7 1991年-1994年，T-7装置及其配套的低温、电源灯系统陆续运到安徽合肥。在俄罗斯专家的帮助下，中科院等离子体对T-7进行了根本性的改造，大大提升了其研究性能。并将装置更名为HT-7。HT-7的”H“来源于合肥的首字母。因此，HT-7在后来还取了个“合肥超环”的中文名。1993年HT－7建成，使中国成为世界上继俄、法、日之后第四个拥有超导托卡马克的国家。HT-7HT－7的建成和成功运行使中国在托卡马克相关的超导、低温制冷、强磁场等研究都登上新的台阶。2008年，HT-7实现了长达400s的等离子体放电，这是当时国际同类装置中时间最长的等离子体放电。2012年，HT-7在全面完成预定科学技术目标的背景下，正式退役。注意，我们讨论到目前，说的超导托卡马克都只是“半超导”。半超导？什么意思？就是说，它们基本都只在纵场线圈部分实行了超导，而其他线圈还是用的普通导体材料。啊？为什么不都做成超导的呀？一是因为超导的使用工程难度极大，二是因为超导的引入会大大增加投入成本。但是如果不是全部超导的话，应该会有问题吧？你说的很对！尽管超导又难又贵，但却是不得不做的。因为未来的聚变堆必须是长时间运行的，这就需要所有的线圈都是超导的。在1990年之前，由于全超导托卡马克工程难度高、投入资金大，国际上尚无建造全超导托卡马克的先例。而此时的中国，由于国民经济快速发展，已经具备建造这种大科学装置的经济实力，因此在成功建设HT-7超导托卡马克的基础上，中国决心抓住机遇，首开先河，第一个开展全超导托卡马克的建设和研究。托卡马克的研究也由此进入全超导时代。4中国崛起全超导托卡马克的开创世界第一个全超导托卡马克 EAST1994年，等离子体物理研究所正式提出建设HT-7U全超导托卡马克的计划方案。项目于1997年6月3日被中央科技领导小组批准，1998年7月8日国家计委批准立项， 2000年10月国家发改委正式批准开工建设。它的设计、研制、加工和安装主要由等离子体所科技人员承担。为使国内外专家易于发音、便于记忆同时又有确切的科学含义，项目的名称在2003年10月正式由HT-7U改为EAST。2006年，世界上第一个全超导托卡马克EAST成功建成。它的成功建设使中国一跃进入国际核聚变研究领域第一梯队。EASTEAST建成之后，运行情况良好，并连创佳绩。更于2012年创造了两项托卡马克运行世界纪录。EAST名字的由来EAST由下面四个英文单词首字母拼写而成： E → Experimental，实验 A → Advanced，先进 S → Superconducting，超导 T → Tokamak，托卡马克翻译成中文就是“实验先进超导托卡马克”的意思。EAST同时还是英语单词“东方”的意思。因此它的中文名叫——“东方超环”。寓意希望未来的人造太阳可以从东方冉冉升起。这个名字取得好，我给99分！少一分是怕你们骄傲！哈哈，谢谢鼓励！后来，法国人借用了这个创意，给他们的装置取名叫WEST（西方）。一东一西，互相呼应！哈哈，真有意思，这个WEST也是全超导托卡马克吧？是的，但是目前它还没有完成建设，真正实现运行的全超导托卡马克只有两个。目前世界上在运行的全超导托卡马克只有两个。一个是中国的EAST，一个是韩国的KSTAR。法国的全超导托卡马克WEST是由原来的“半超导”托卡马克Tore-Supra改造而来。日本也正在着手将原来的“半超导”托卡马克JT-60U升级为“全超导”的JT-60SA。韩国 KSTAR日本 JT-60SA法国WEST经过数代托卡马克的研究，科学家发现：装置越大，磁场越强，越容易实现聚变反应和获得聚变能源。这给聚变研究指引了一个方向，人类需要建造更大的托卡马克。因此托卡马克的研究也由此进入“实验堆”时代。5齐心共力托卡马克实验堆的建造根据研究结果，科学家决定建造更大托卡马克，我们称之为“托卡马克实验堆”。然而，建造一个小型的托卡马克装置就需要花费不少的资金（数亿-数十亿人民币），建造一个“实验堆”的投入更是惊人（数百亿-千亿人民币），这对于任何一个国家来说都是不小的投入。为了减少资金投入，世界各国决定联合起来，共同投资建造一个实验堆，以期在收获同样的研究成果的同时，减少单个国家的资金投入。于是，一个大规模的国际合作项目就这样被提出来了。这就是ITER计划。国际热核试验堆——ITER计划ITER由以下四个英文单词首字母缩写而成。中文叫做“国际热核聚变实验堆”。 I → International，国际 T → Thermonuclear，热核 E → Experimental，实验 R → Reactor，堆ITERITER是全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一。缔约国包括欧盟、美国、俄罗斯、中国、日本、韩国、印度七个国家和地区。ITER计划倡议于1985年，并于1988年开始设计工作。经过十三年努力，耗资15亿美元，于2001年完成工程设计。此后经过五年谈判，ITER计划七方于2006年正式签署联合实施协定，启动实施ITER计划。ITER签约仪式在ITER建设总投资的50亿美元（1998年值）中，欧盟贡献46%，美、日、俄、中、韩、印各贡献约9%。根据协议，中国贡献中的70%以上由我国制造所约定的ITER部件折算，10%由我国委派的合作人员折算，需支付国际组织的外汇不到20%。经过各成员国的协商，ITER最终建在法国的卡达拉什（Cadarache）。ITER建设场地然而，合作的项目由于牵涉各国各方利益，所以建造的进度并没有预期的那么顺利，目前，ITER的建设完成时间由原定的2016年延迟至2029年，项目资金也已追加至100亿美元。中国聚变工程实验堆——CFETR中国在参与建设ITER的同时，也在策划建造自己的聚变工程实验堆，一方面可以减小ITER建设延迟对我国聚变研究进度的影响，一方面可以全面消化吸收ITER的技术，达到真正掌握聚变堆相关的物理工程相关技术的目的。目前，中国的聚变堆还在前期预研阶段，名称暂定为“中国聚变工程实验堆”，英文称为CFETR，来源于以下五个单词的首字母缩写。C → China，中国F → Fusion，聚变E → Engineering，工程T → Test，实验R → Reactor，堆CFETR截至目前，CFETR已确立了装置的科学和工程目标；确定了装置的总体布局和关键参数；在计算和核实工程可行性基础上完成了超导主机详细工程概念设计完成氚工厂，电源等分系统的初步概念设计；一些重要的R&D项目已经启动和取得进展。关于CFETRCFETR的实际上填补了ITER和聚变示范堆（DEMO，下节将介绍）之间的科学技术差距，演示连续大规模聚变能安全、稳定发电的工程可行性，因此称之为“工程实验堆”。与ITER相比它具有以下两点先进性：1、实现稳态或长脉冲“燃烧”等离子体，在其生命周期中要求有效运行时间达到30%-50%（ITER 为4%-5%）；2、在包层中实现氚自持，也就是说未来CFETR能够实现核聚变反应原料“氚”的自给自足，相比于ITER需要人为加入氚向实用化更进一步。到这里，大家应该对托卡马克的历史和研究进展有了一个初步的了解，接下来，科普君想和大家一起展望一下托卡马克的未来会怎么发展。6终极梦想托卡马克的未来展望自从诞生之日起，托卡马克就成为核聚变界备受关注的“宠儿”，从某种程度上说它已成为磁约束受控核聚变的代名词。经过几代科研人员的不懈努力，托卡马克的研究经历了从分散到合作、从常规到超导、从小型实验装置到大型实验堆的演化。当然人类对它寄托的期望也是厚重的，希望未来人类的某盏等会被托卡马克发出的“神之火”点亮。为了和平利用聚变能的早日到来，ITER七方都公开或半公开地公布了各自的核聚变发展路线图。基于现役的托卡马克装置和在建的ITER实验堆，各规划一致认为在聚变实验堆之后并不会立即建造商业聚变电站。而是还需要经历一个聚变示范堆（DEMO）阶段。DEMO示意图建造DEMO的目的是作为一道最后的验证环节，确保所有的问题都得到解决，确保所有的流程都合乎规范，然后才能建造真正的商业聚变电站。DEMO在英语中是演示的意思，这里代指介于ITER与商业聚变堆之间的验证聚变电站可行性的装置，中文名字为聚变示范堆。它的实施将建立在ITER成功运行的基础上，主要用以实现三大目标：1、大功率净电力输出；2、实现核聚变原料氚的增殖；3、验证建造商业聚变电站所需要的所有技术可以通过工业生产实现。DEMO是实现磁约束核聚变技术向工业生产过渡的必要阶段。这一阶段仍需要一些时间，所以大家对核聚变的和平利用要有耐心哦！在ITER之后托卡马克的发展将以稳态运行、氚自持、能量交换和大功率净电力输出为重点。同时，托卡马克将走出实验室，并以大型聚变堆的形式向工业化和商用化方向发展。以中国为例，我国政府和科研工作者已经初步勾勒出我国未来开发聚变能源可能的路线图。前文中提到的CFETR就是其中关键一步，我们将以EAST等现有托卡马克装置为基础，学习ITER的建造和运行经验，来设计和建造自己的工程实验堆、DEMO和商业堆。中国开发聚变能源可能的线路图和时间表（2012）结束语在科研工作者的不断努力下，托卡马克也在不断的升级、不断的发展、不断的突破自我。也许在本世纪下半叶我们就能用上来自于聚变电站的能源，而聚变电站心脏正是我们本期的主角——托卡马克。那时我们将彻底告别能源危机和环境污染，那时托卡马克的名字将更加响亮。本文供稿：等离子所科普志愿者小组如有错误，敬请指正！邮箱：[email protected]
文章转自中科院等离子体所微信公众号
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二：[托卡马克]托卡马克研究的现状及发展
1引言
托卡马克，是一种利用磁约束来实现受控核聚变的环形容器。它的名字Tokamak 来源于俄语“环形、真空室、磁、线圈”的词头组成。它是由位于苏联莫斯科的库尔恰托夫研究所的阿齐莫维齐等人在20 世纪50 年代发明的。托卡马克的中央是一个环形的真空室，外面缠绕着线圈。在通电的时候，托卡马克的内部会产生巨大的螺旋型磁场，将其中的等离子体加热到很高的温度，以达到核聚变的目的。
到了上世纪80 年代，托卡马克实验研究取得了较大突破。1982 年，在德国ASDEX 装置上首次发现高约束放电模式。1984 年，欧洲JET 装置上等离子体电流达到3.7 MA，并能够维持数秒。1986 年，美国普林斯顿的TFTR利用16 MW大功率氘中性束注入，获得了中心离子温度2 亿度的等离子体，同时产生了10 kW的聚变功率，其中子产额达到1016 cm-3s-1。
这些显著进展，使得人们开始尝试获取D-T 聚变能。1997 年，JET 利用25 MW辅助加热手段，获得了聚变功率16.1 MW，即聚变能21.7 MJ的世界最高纪录，由于当时密度太低，能量尚不能得失相当，能量增益因子Q 小于1。同年12月， 日本在JT-60 上利用氘—氘放电实验，折算到氘—氚反应，能量增益因子Q 值超过了1.25，即有正能量输出。到目前为止，日本JT-60U装置获得了最高的聚变反应堆级的等离子体参数：峰值离子温度～45 keV，电子温度～10 keV，等离子体密度～1020 m-3，标志聚变等离子体综合参数的聚变三乘积～1.5×1021 keV·s·m-3；聚变能输出与输入之比Q值大于1.25。
2国外大装置的主要进展与贡献
2.1 美国TFTR 托卡马克装置
TFTR 是美国于1982 年建成并投入运行的大型托卡马克装置。该装置造价3.14 亿美元。TFTR装置的主要参数如下：大半径3.1 m，小半径0.96 m，磁场强度6 T，总加热功率50 MW，等离子体电流3 MA。
TFTR 的物理目标是探索并理解聚变堆氘氚(D-T)等离子体芯部等离子体行为特性。就燃料密度、温度和聚变功率密度而言，芯部D-T等离子体性能和预测的D-T聚变堆等离子体性能接近，有助于研究与D-T聚变堆等离子体芯部相关的等离子体输运、磁流体(MHD)不稳定性和α粒子物理。
TFTR 的主要研究成果：获得了相关聚变堆规模的D-T等离子体的约束、加热及α粒子物理的特有信息，以及在实验环境中氚处理和D-T中子活化的经验。D-T等离子体的峰值聚变功率达到10.7MW，中心聚变功率密度为2.8MW·m-3，与ITER相应设计的1500MW聚变功率和1.7MW·m-3聚变功率密度相近。TFTR在D-T运行的三年期间，D-T等离子体相关研究获得了重大的发展。
2.2 日本JT-60装置
JT-60 是以实现临界等离子体条件(能量增益因子超过1.0)为目的的大型托卡马克实验装置，与TFTR，JET 列为世界三大托卡马克。该装置1985年4月8日运行，共耗资2300亿日元(约153亿人民币)。它的主要目标是：达到临界等离子体条件；确认在此条件下的约束定标律、二级加热及杂质控制。JT-60 在1989—1991 年改造成JT-60U，之后围绕约束性能的改善和稳态运行开展了实验。其目的是通过改善等离子体约束性能，来研究托卡马克装置稳态运行。JT-60 为ITER 的主要物理研究做出贡献，同时推进和实施对未来聚变堆设计不可缺少的前期科学研究。
JT-60 投入运行及改造升级成JT-60U 以来，在能量增益因子、等离子体温度以及核聚变三乘积等方面均获得了国际最高数值。其主要科学上的贡献为：
(1)高约束长脉冲混杂模式放电维持了28 s。实验中发现，当密度达到0.55 倍密度极限值时，温度和密度都出现了峰化分布。虽然放电中具有强烈峰化的压强分布。
(2)实现了托卡马克稳态运行所必需的非感应电流驱动的高性能化。通过低混杂波电流驱动(LHCD)及世界上JT-60唯一拥有的高能量(500 kV)负离子源中性粒子束(NNB)，验证了包括非感应驱动电流(3.6 MA(LHCD)和1 MA(NNB))，电流驱动效率(3.5×1019A/W/cm2 (LHCD))和1.6×1019A/W/cm2(NNB))等参数，确认了对聚变堆区域的外推有效性。
2.3 欧洲联合环(JET)
上世纪80 年代，欧盟的目标是建造一个用于研究D-T 燃料聚变物理的大型实验装置，并可以通过遥控技术来完成维护和修复工作。于是欧洲联合环(JET)装置诞生了。欧洲联合环(JET)装置是整个欧洲聚变规划的一艘旗舰，其概念和关键的特点大大不同于上世纪70 年代和80 年代初期设计的其他大托卡马克的概念和特点。D形环向场线圈和真空容器以及大体积强电流等离子体是JET装置独特之处。
无论从科学技术和科学管理上讲，JET 装置无疑是成功的。JET 装置的科学技术成果和管理经验都值得世人敬佩，这是一项集欧盟最顶级的科学家、工业技术人员和有创新意识的管理团队共同完成的大科学项目，对ITER 装置的设计和建造有很大的帮助。JET 装置在科学技术的主要成果如下：
(1)在对托卡马克边缘等离子体和偏滤器物理的理解方面取得了很大进展。在JET 装置上逐步使用更封闭的偏滤器的3 个阶段的实验证明所预计的偏滤器封闭的有益效应，特别是偏滤器的较高的中性气体压强能减少堆中的氦清除以及等离子体中的固有杂质。在JET 装置上成功试验了辐射偏滤器概念，并且已证明该方法可以使得ITER的偏滤器靶板上的平均功率负荷降低到一个可接受的水平。同样，在有关氦灰排除的研究方面，JET 装置上的实验证实了以往在小型托卡马克上获得的结果，并证明，确定氦积累的氦粒子与能量约束时间之比对稳态聚变堆是足够低的(需要氦浓度低于≈10%)。然而，仍然存在两个重要问题：一个是在I 型ELM期间，偏滤器靶上有极高的瞬态功率沉积(这是具有最佳约束特性的H模等离子体的一个本质特征)，并且是按大型装置定标的；另一个是选择适合下一步装置的靶板材料。
(2)1997 年， JET 装置D-T 聚变反应实验(DTE1)创造了聚变性能新的世界纪录：在能量增益因子为0.62时，瞬态聚变功率为16MW，在能量增益因子为0.18 时，稳态聚变反应功率为5 MW，长达约4 s(仅受到对中子产生限制的影响)。同时，在JET装置上成功试验了可应用于ITER和聚变堆的各种ICRF 加热方法的物理机制和性能。大多数ICRF 加热结果与程序计算结果相一致，为未来托卡马克装置预测的ICRF 加热所使用的模型提供了可靠的实验验证。最重要的是，D-T实验论证了α粒子加热与经典预计是一致的，并且具有类似于H 少数类粒子ICRF 加热的加热效应(具有类似本体等离子体加热特性)。这些结果让人们相信，在燃烧等离子体装置(例如ITER)中，α粒子不会产生意想不到的负效应。
近年来，JET 采取和ITER 同样的第一壁材料结构，即第一壁用铍，偏滤器用钨，以便能在此条件下评价以前获得的各种运行模式的可靠性，从而为ITER 未来科学实验提供参考和借鉴。实验结果表明，在全金属壁条件下，燃料再循环大大降低，放电过程中积累的灰尘大大减少，钨杂质并没有对等离子体性能造成严重破坏，这些无疑都是极为重要的结论，增加了人们对未来ITER钨偏滤器运行的信心。
3ITER 计划及其进展
近50 年的世界性研究和探索使托卡马克途径的热核聚变研究已基本趋于成熟，但是，在达到商用目标之前，基于托卡马克的聚变能研究和开发计划还有一些科学和技术问题需要进一步探索。随着国际上众多大中型托卡马克的巨大进展，为了验证托卡马克能够实现长时间的聚变能输出，解决聚变堆最重要、最关键的工程技术问题以及适应未来高效、紧凑和稳态运行的商业堆的要求，国际热核聚变实验堆(ITER)应运而生。
1985 年，前苏联领导人戈尔巴乔夫和美国总统里根在日内瓦峰会上倡议，由美、苏、欧、日共同启动“国际热核聚变实验堆(ITER)”计划。ITER计划的目标是要建造一个可自持燃烧的托卡马克核聚变实验堆，以便对未来聚变示范堆及商用聚变堆的物理和工程问题做深入探索。
ITER计划将集成当今国际受控磁约束核聚变研究的主要科学和技术成果，第一次在地球上实现能与未来实用聚变堆规模相比拟的受控热核聚变实验堆，解决通向聚变电站的关键问题，其目标是全面验证聚变能源和平利用的科学可行性和工程可行性。更为重要的是，利用在ITER 取得的研究成果和经验，将有助于建造一个用聚变发电的示范反应堆，示范堆的顺利运行将有可能使核聚变能商业化，因此ITER 计划是人类研究和利用聚变能的一个重要转折，是人类受控热核聚变研究走向实用的关键一步。
参加ITER 计划的七方总人口大约占世界的一半以上，并几乎囊括了所有的核大国。ITER计划是一次人类共同的科学探险。各国共同出资参与ITER 计划，不仅是共同承担风险，而且集中了全球顶尖科学家的智慧，同时在政治上体现了各国在开发未来能源上的坚定立场，使其成为一个大的国际科学工程。因此ITER 计划绝对不仅仅是各国共同出资建一个装置的事情，它的成功实施具有重大的政治意义和深远的战略意义。
各参与方通过参加ITER 计划， 承担制造ITER 装置部件，可同时享受ITER 计划所有的知识产权，在为ITER 计划做出相应贡献的同时，并有可能在合作过程中全面掌握聚变实验堆的技术，达到其参加ITER 计划总的目的。各国尤其是包括中国在内的参与方中的发展中国家，通过派出科学家到ITER 工作，可以学到包括大型科研的组织管理等很多有益的经验，并有可能用比较短的时间使得所在国聚变研究的整体知识水平、技术能力得到一个大的提高，从而拉近与其他先进国家的距离。同时，再配合独自进行的必要的基础研究、聚变反应堆材料研究、聚变堆某些必要技术的研究等，则有可能在较短时间内，用较小投资使所在国的核聚变能源研究在整体上进入世界前沿，为各国自主开展核聚变示范电站的研发奠定基础，确保20 或30 年后，拥有独立的设计、建造聚变示范堆的技术力量和独立的聚变工业发展体系，聚变研究能力和水平与先进国家不相上下。这也是各参与方参加ITER 计划的最主要目标之一。
ITER 的总体科学目标是：以稳态为最终目标，证明受控点火和氘—氚等离子体的持续燃烧；在核聚变综合系统中验证反应堆相关的重要技术；对聚变能和平利用所需要的高热通量和核辐照部件进行综合试验。图1为ITER装置示意图。
图1 ITER装置示意图
ITER计划分三个阶段进行：第一阶段为实验堆建设阶段，从2007 年到2021 年；第二阶段为热核聚变运行实验阶段，持续20 年，其间将验证核聚变燃料的性能、实验堆所使用材料的可靠性、核聚变堆的可开发性等，为大规模商业开发聚变能进行科学和技术认证；第三阶段为实验堆退役阶段，历时5年。
ITER具体的科学计划是：在为期十年的第一阶段，通过感应驱动获得聚变功率500 MW、Q 大于10、脉冲时间500 s 的燃烧等离子体；第二阶段，通过非感应驱动等离子体电流，产生聚变功率大于350MW、Q大于5、燃烧时间持续3000 s的等离子体，研究燃烧等离子体的稳态运行，这种高性能的“先进燃烧等离子体”是建造托卡马克型商用聚变堆所必需的。如果约束条件允许，将探索Q大于30 的稳态临界点火的燃烧等离子体(不排除点火)。ITER 计划科学目标的实现将为商用聚变堆的建造奠定可靠的科学和工程技术基础。
ITER计划的另一重要目标是通过建立和维持氘—氚燃烧等离子体，检验和实现各种聚变工程技术的集成，并进一步研究和发展能直接用于商用聚变堆的相关技术。因此，ITER也是磁约束聚变技术发展的重要阶段。在过去十余年中，与建设ITER 有关的技术研发已经基本完成，目前建造ITER 的技术基础已经基本具备。ITER 计划在技术上的其他重要任务包括：检验各个部件在聚变环境下的性能，包括辐照损伤、高热负荷、大电动力的冲击等，以及发展实时、本地的大规模制氚技术等。上述工作是设计与建造商用聚变堆之前所必须完成的，而且只能在ITER 上开展。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；再经过示范堆、原型堆核电站阶段，聚变能商业化应用可在本世纪中叶实现。
ITER计划是目前为止全球规模最大、影响最深远的国际合作项目之一。随着ITER 计划的顺利实施，在过去的几年里，国际磁约束聚变主要围绕未来ITER 科学实验所可能涉及的重大科学问题开展理论和试验研究，同时继续开发建设ITER所需的重大技术，开展大规模的装置建设等工作。
ITER装置不仅集成了国际聚变能源研究的最新成果，而且综合了当今世界相关领域的一些顶尖技术，例如大型超导磁体技术、中能高流强加速器技术、连续大功率微波技术、复杂的远程控制技术、反应堆材料、实验包层、大型低温技术、氚工艺、先进诊断技术、大型电源技术及核聚变安全等。这些技术不但是未来聚变电站所必须的，而且能对世界各国工业、社会经济发展起到重大推进作用。
ITER的建设、运行和实验研究是人类发展聚变能源的必要环节，有可能将直接决定聚变示范电站(DEMO)的设计和建设，并推进商用聚变电站实现的进程。
随着ITER 计划的启动，国际聚变界的普遍共识是：由于对ITER 七大部件已在过去的十多年中做了大量的研发，成功建设ITER 已无工程上的障碍，但是能否顺利实现ITER 的科学目标依然有一定的风险和不确定性，需要在未来ITER科学实验中开展研究。
4中国托卡马克研究的主要进展
我国核聚变能研究开始于上世纪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、渐进的发展，建成了两个发展中国家最大的、理工结合的大型现代化专业研究院所，即核工业集团公司所属的核工业西南物理研究院及中国科学院所属的等离子体物理研究所。为了培养专业人才，还在中国科学技术大学、华中科技大学、大连理工大学、清华大学等高等院校设立了核聚变及等离子体物理专业或研究室。
中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70 年代开始，集中选择了托卡马克为主要研究途径，先后建成并运行了小型装置CT-6(中国科学院物理研究所)、KT-5(中国科学技术大学)、HT-6B(中国科学院等离子体物理研究所)、HL-1(核工业西南物理研究院)、HT-6M(中国科学院等离子体物理研究所)。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。中国科学家在这些托卡马克装置上开展了一系列重要研究工作。
自上世纪90 年代以来，我国开展了中型托卡马克发展计划，探索先进托卡马克经济运行模式和托卡马克稳态运行等问题。1994 年，核工业西南物理研究院建成了HL-1M装置，用反馈控制取代了原来的厚铜壳，进行了弹丸注入和高功率辅助加热以及高功率非感应电流驱动下的等离子体研究。HL-1M装置综合性能指标达到了国际同类型同规模装置的先进水平，其实验研究数据列入ITER实验数据库。中国科学院等离子体物理研究所同时建成并运行了世界上超导装置中第二大的HT-7 装置，在围绕长脉冲和稳态等离子体物理实验方面做了大量的工作，已经获得400 s、1000 万度等离子体。2002 年，核工业西南物理研究院在ASDEX 装置基础上，建成了HL-2A 常规磁体托卡马克，开始一系列物理实验并取得丰硕的科研成果。
我国高校的磁约束核聚变研究已经有近半个世纪的历史。随着我国开始谈判加入ITER 计划，高校的磁约束核聚变等离子体物理研究开始陆续恢复和发展，最有代表性的是中国科学技术大学和华中科技大学。中国科学技术大学是我国最早开展等离子体物理本科教育的大学，有近30年教学和研究历史，为国内外聚变研究机构培养了大批人才。华中科技大学通过国际合作，于2008 年完成了TEXT-U 托卡马克装置(现更名为J-TEXT)的重建工作，近年来，在该装置上探索各种新思想、新诊断、新技术，培养聚变人才。北京大学、清华大学、上海交通大学、浙江大学、大连理工大学、四川大学、东华大学、北京科技大学、北京航空航天大学等学校的研究人员开展了托卡马克等离子体湍流与输运过程、磁流体不稳定性、快粒子物理、波与等离子体相互作用、等离子体与壁相互作用、聚变堆材料和聚变工程技术等方面的研究，培养了一批研究生和年轻研究人员，并取得了一些很好的成果。
中国科学技术大学是承担的ITER 计划专项国内研究最重要的高校之一，承担了“托卡马克等离子体基本理论与数值模拟研究”、“托卡马克等离子体诊断技术研究”、“反场箍缩磁约束聚变位形研究”、“聚变堆燃烧等离子体诊断关键技术研究”等项目。目前，中国科学技术大学在国家磁约束聚变能源专项的支持下，正在设计建造科大反场箍缩(KTX)装置，其主要的科学目标之一就是从实验上进一步检验这个磁约束等离子体演化的新理论。KTX 设计目标为：半径比3.625 (R/r=1.45 m/0.4 m)，最大等离子体电流1MA，无反馈时放电时间10—30 ms，主动反馈控制时间100 ms。
J-TEXT托卡马克是华中科技大学引进德克萨斯大学(奥斯丁)的聚变实验装置TEXT-U 建造的。从2003 年开始在国内恢复重建工作，到2007 年9月实现了第一次等离子体放电。该装置具有偏滤器位形和电子回旋共振加热系统，运行区间从欧姆加热模式、低约束模式和限制器下高约束模式扩展到了偏滤器运行模式、射频加热下的高约束模式等。该装置的主要参数为：大环半径105 cm，等离子体截面半径30 cm，环向场磁感应强度3.0 T，环向等离子体电流300 kA。J-TEXT托卡马克是目前国内高校中唯一的中型托卡马克聚变实验装置，专门用于培养核聚变技术人才和进行基础性前沿性的物理实验研究，成为ITER 的人才培养、培训和磁约束聚变基础研究的主要实验平台。
我国磁约束聚变理论和模拟的研究和国际领先水平还有一定的差距。近年来在国家磁约束聚变能源发展计划的大力支持下，我们在一些领域已经赶上或者超过国际领先水平。
4.1 中国环流器二号A(HL-2A)
中国环流器二号A(HL-2A)是核工业西南物理研究院利用德国ASDEX装置主机3 大部件配套改建而成。1999 年正式动工建设，2002 年11 月中旬获得初始等离子体。HL-2A装置的使命是研究具有偏滤器位形的托卡马克物理，包括高参数等离子体的不稳定性、输运和约束，探索等离子体加热、边缘能量和粒子流控制机理，发展各种大功率加热技术、加料技术和等离子体控制技术等，通过对核聚变前沿物理课题的深入研究和相关工程技术发展，全面提高我国核聚变科学技术水平，为中国下一步研究与发展打好坚实的基础。
图2 是HL-2A装置照片。与HL-1M以及当时的国内其他装置不同，该装置具有由相应的线圈和靶板组成的偏滤器，可以运行在双零或单零偏滤器位形。这对开展高约束模(H 模)物理和边缘物理研究及提高等离子体参数是非常关键的。HL-2A装置大功率加热系统包括电子回旋加热、低杂波和中性束注入系统。电子回旋共振系统用6 个回旋管作为微波源，最大功率为3 MW，频率分别为68 GHz、140 GHz。中性粒子束系统的注入功率为3MW，中性粒子能量为30—50 keV。
图2 中国环流器二号A(HL-2A)
超声分子束注入(SMBI)是中国的一项重要原创技术，自1992 年在中国环流器一号(HL-1)装置上成功开发以来，在HL-2A装置得到了改进和发展，技术指标大为提高。经拉瓦尔(Laval)口喷出的准直的脉冲超声射流的粒子流量达到5×1021/s以上，加料效率为35% — 55%。为了进一步提高透入深度和加料效率，在HL-2A装置的实验中发展了液氮温度下的超声分子束注入，大大地提高了注入深度和加料效率，提高了放电品质，改善了等离子体约束性能。
HL-2A装置自运行以来，取得了很多新的研究成果。除了在电子回旋加热实验中获得了4.9 keV的电子温度，在中性束加热条件下得到了2.5 keV的离子温度等高参数外，成功实现了高约束模(H模)放电(图3)，能量约束时间达到150 ms，等离子体总储能大于78 kJ，在H模物理研究中，观测到在L—H转换过程中存在两种不同的极限环振荡，分别称为原(Y)型、进(J)型和完整的动态演化过程。这为L—H模转换的理论和实验研究提供了新的思路。首次观测到测地声模和低频带状流的三维结构；利用超声分子束调制技术发现了自发的粒子内部输运垒，为等离子体输运研究提出了新的课题，在湍流、带状流和输运研究中，观测到在强加热L 模放电中高频湍流能量向低频带状流传输，为理解功率阈值提供了新的思路。
图3 HL-2A装置的H模典型放电波形
HL-2A装置近年来产生的突出成果为：利用三台阶结构探针阵列，测量结果显示了测地声模带状流的电位扰动和密度扰动的三维结构、径向传播特征及其背景湍流，有助于更好地理解测地声模带状流的形成机制。同时证明了低频带状流的三维结构、形成机制以及与背景湍流的作用。由于湍流是造成等离子体输运的主要原因，研究带状流与湍流的相互作用对于理解等离子体约束和输运行为是很重要的。利用弹丸注入、超声分子束注入、强辅助加热等多种实现高约束的运行方式，采用新方法和先进诊断技术，深入研究自发的粒子内部输运垒和用超声分子束注入激发非局域输运。深入开展强辅助加热条件下，高能粒子激发的鱼骨模、阿尔芬本征模等不稳定性与磁流体不稳定性以及等离子体湍流相互作用的研究。运用电子回旋波加热方式主动控制撕裂膜，改善等离子体约束。HL-2A 上开展的一系列前沿性实验研究对于中国核聚变事业做出了创新性的贡献。
4.2 东方超环(EAST)
在HT-7 成功运行的基础上，“九五”国家重大科学工程——大型非圆截面全超导托卡马克核聚变实验装置(Experimental Advanced Superconducting Tokamak，EAST)由中国科学院等离子体物理研究所于2000 年10 月开工建设。2006 年3月完成建造，并于2006年9月获得初始等离子体。
EAST 装置的目标是：研究托卡马克长脉冲稳态运行的聚变堆物理和工程技术，构筑今后建造全超导托卡马克反应堆的工程技术基础。瞄准核聚变能研究前沿，开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理和工程问题的国内外联合实验研究，为核聚变工程试验堆的设计建造提供科学依据，推动等离子体物理学科其他相关学科和技术的发展。
EAST的科学研究分3 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)：长脉冲近堆芯条件下的实验研究。
EAST 装置主机部分高11 m、直径8 m、重400 t，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6 大部件组成。EAST 装置真空室的形状为D形(非圆截面)。同国际上其他托卡马克装置相比，其独有的非圆截面、全超导及主动冷却内部结构3 大特性使其更有利于实现稳态长脉冲高参数运行。EAST位形与ITER 相似且更加灵活。EAST装置全貌如图4所示。
图4 EAST全超导托卡马克核聚变实验装置
在EAST 近年来的实验中，取得了多项重要成果，主要包括：获得了稳定重复的1 MA等离子体放电，实现了EAST 的第一个科学目标，这也是目前国际超导装置上所达到的最高参数，为开展高参数、高约束的等离子体物理研究创造了条件，标志着EAST 已进入了开展高参数等离子体物理实验阶段。
目前，国际上大部分托卡马克的偏滤器等离子体持续时间均在20 s 以下，欧盟和日本科学家曾获得最长为60 s 的高参数偏滤器等离子体。中国科学家针对未来ITER 400 s 高参数运行的一些关键科学技术问题，如等离子体精确控制、全超导磁体安全运行、有效加热与驱动、等离子体与壁材料相互作用等，开展了全面的实验研究，通过集成创新，成功实现了411s、中心等离子体密度约2×1019m-3、中心电子温度大于2000 万度的高温等离子体。
高约束等离子体放电是未来磁约束聚变堆首选的一种先进高效运行方式。从上世纪80 年代以来，世界上众多托卡马克都在探寻各种方式实现高约束放电，并不断尝试延长高约束放电时间。长期以来，实现长时间高约束放电一直是国际聚变界追求的目标和挑战性极大的前沿课题。目前正在运行的托卡马克的高约束放电时间大都在10 s以下，最长的是日本JT-60U装置(已退役)，曾在2003 年利用强流中性束加热，实现一次28 s 的高约束等离子体放电。在2012 年EAST实验中，成功实现了多种类型的ELMy H模放电，主要包括I类、复合型、III 类以及小ELMy特征的H模。目前，I 类ELMy H 模在有效加热功率约为1.5 倍L—H转换功率阈值时被观测到，为下单零(LSN)偏滤器位形，其弦平均密度约为Greenwald 极限的0.47 倍，三角度一般为0.4。复合型ELMy H模一般具有更高的密度(0.55 倍Greenwald 极限)，需要比I 类ELMy H 模略低的功率阈值。III 类ELMy H 模是到目前为止EAST 最常见的H 模放电，在双零(DN)与下单零偏滤器位形下均观测到，没有明显的等离子体形状依赖关系。
2012 年，EAST 实验中还观察到一类具有很弱ELMy的H模，其主要出现在较高形变、较高密度和较高输入功率条件下，且在三角度降低到0.4 以下消失。在EAST实验中，利用低杂波与射频波协同效应，在较低的边界燃料循环条件下实现了稳定重复的超过32 s 的高约束等离子体放电(图5)。
图5 EAST装置上的长脉冲H模放电
利用EAST 超导装置在多种器壁条件下开展了离子回旋清洗，独立发展了一系列离子回旋壁处理的研究，取得了一系列新的研究成果。离子回旋壁处理技术已经发展成为EAST 壁处理的最有效手段，对EAST 超导装置的准稳态高参数运行以及未来ITER 高效、安全运行有着现实而深远的意义。
随着实验能力的不断提高，EAST 也开始较为系统地对不同类型H模放电的实现、控制和机理等方面开展了研究；研究低杂波、射频波对驱动等离子体旋转的机理；利用中性束、低杂波和射频波实现多种模式的高约束等离子体；开展长脉冲高约束放电等研究。
目前EAST装置装备了30 MW以上的辅助加热和电流驱动系统以及近80 项诊断系统，绝大多数系统均具备高参数稳态运行的能力，可开展先进聚变反应堆的前沿性、探索性研究，为聚变能的前期应用提供重要的工程和物理基础。EAST装置不仅规模大，其具有的非圆截面、全超导及主动冷却内部结构等特性，将有利于探索稳态条件下近堆芯等离子体的科学和技术问题。EAST是达到国际先进水平的新一代磁约束核聚变实验装置。作为国家重大科学工程之一，EAST的成功建设和物理实验使中国在磁约束聚变研究领域进入世界前沿，使中国成为世界上重要的聚变研究中心之一。
5未来10年中国托卡马克发展的展望
我国未来聚变发展战略应瞄准国际前沿，广泛利用国际合作，夯实我国磁约束核聚变能源开发研究的坚实基础，加速人才培养，以现有中、大型托卡马克装置为依托，开展国际核聚变前沿课题研究，建成知名的磁约束聚变等离子体实验基地，探索未来稳定、高效、安全、实用的聚变工程堆的物理和工程技术基础问题。以建立近堆芯级稳态等离子体实验平台，吸收消化、发展与储备聚变工程实验堆关键技术，并设计、聚变工程实验堆关键部件预研等为近期目标(2015—2020 年)；以建设、运行聚变工程实验堆，开展稳态、高效、安全聚变堆科学研究为中期目标(2020—2040 年)；以发展聚变电站，探索聚变商用电站的工程、安全、经济性为长远目标(2050—2060 年)。
未来十年，重点在国内磁约束的两个主力装置EAST、HL-2A 上开展高水平的实验研究。EAST 目前基本完成了升级，研究能力和实验条件有了大幅度的提高，可以开展大量的针对未来ITER和下一代聚变工程堆稳态高性能等离子体研究，实现磁场稳定运行在3.5 T，等离子体电流1.0 MA，获得400 s 稳定、可重复的高参数近堆芯等离子体的科学目标，成为能为ITER 提供重要数据库的国际大规模先进试验平台。结合全超导托卡马克新的特性，探索和实现两到三种适合于稳态条件的先进托卡马克运行模式，稳态等离子体性能处于国际领先水平。在此阶段，将重点发展专门的物理诊断系统，特别是对深入理解等离子体稳定性、输运、快粒子等密切相关的物理诊断。在深入理解物理机制的基础上，发展对等离子体剖面参数和不稳定性的实时控制理论和技术，探索稳态条件下的先进托卡马克运行模式和手段。实现高功率密度下的适合未来反应堆运行的等离子体放电，为实现近堆芯稳态等离子体放电奠定科学和工程技术基础。同时需对装置内部结构进行升级改造，以满足稳态高功率下高参数等离子体放电的要求。
在未来几年内，HL-2M装置将完成升级，具有良好的灵活性和可近性的特点，进一步发展20—25 MW左右的总加热和电流驱动功率，着重发展高性能中性束注入NBI系统(8—10 MW)；增加电子回旋、低杂波的功率，新增2 MW电子回旋加热系统。利用独特的先进偏滤器位型，重点开展高功率条件下的边界等离子体物理，特别是探索未来示范堆高功率、高热负荷、强等离子体与材料相互作用条件下，粒子、热流、氦灰的有效排除方法和手段，与EAST形成互补。
未来五年(2016—2020 年)内，在全面消化、吸收国际热核聚变实验堆设计及工程建设技术的基础上，以我为主开展中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor，CFETR)的详细工程设计及必要的关键部件预研，并结合以往的物理设计数据库， 在我国的“ 东方超环”、“中国环流器2 号改进型”托卡马克装置上开展与CFETR 物理相关的验证性实验， 为CFETR 的建设奠定坚实基础。在“十三五”后期，开始独立建设20—100 万千瓦的聚变工程实验堆，在2030 年前后建成CFETR。CFETR 相较于目前在建的ITER，在科学问题上主要解决未来商用聚变示范堆必需的稳态燃烧等离子体的控制，氚的循环与自持，聚变能输出等ITER 未涵盖内容；在工程技术与工艺上，重点研究聚变堆材料、聚变堆包层及聚变能发电等ITER 上不能开展的工作；掌握并完善建设商用聚变示范堆所需的工程技术。CFETR 的建设不但能为我国进一步独立自主地开发和利用聚变能奠定坚实的科学技术与工程基础，而且使得我国率先利用聚变能发电、实现能源的跨越式发展成为可能。
致谢 中国托卡马克的研究得到国家发改委大科学工程、国家科技部磁约束专项、国家工信部民用核技术专项、中核总聚变专项等多方面的大力支持。
本文选自《物理》2016年第2期
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三：[托卡马克]中国首个超导托卡马克实验装置退役
见证中国磁约束聚变研究走向世界前沿、中国首个超导托卡马克实验装置“合肥超环”（HT-7）已正式获批退役。这是中国首个获批退役的大科学工程装置。图为HT-7超导托卡马克装置主机。中新社发 合肥研究院 供图
5月9日,从中科院合肥物质科学研究院获悉，见证中国磁约束聚变研究走向世界前沿、中国首个超导托卡马克实验装置“合肥超环”(HT-7)已正式获批退役。据悉，这也是中国首个获批退役的大科学工程装置。
HT-7主体来自前苏联的T-7，1991年底T-7及其配套的低温、电源等系统陆续运到合肥，结合俄罗斯科研人员的参与及帮助，中国科学院等离子体物理研究所依靠自己的力量，对T-7及其低温系统进行根本性的改造，装置改造后更名为“HT-7”。2010年，HT-7征得中文名为合肥超环。建成后的HT-7是一个可产生长脉冲高温等离子体的中型聚变研究装置，包括超导托卡马克装置本体、中国规模最大的低温氦制冷系统以及数十种复杂的诊断测量系统。
1993年，12位国际著名核聚变科学家组成的国际评估小组对HT-7进行评估，称HT-7是“发展中国家最先进的托卡马克装置，使中国核聚变研究接近世界核心聚变的前沿”。1995年，HT-7装置正式投入实验运行，其成功研制，使中国成为继俄、法、日之后第四个拥有超导托卡马克装置的国家，中国的聚变事业开始走向国际舞台。
据介绍，HT-7共进行了近20轮放电实验，总放电次数为118000次，探索实现了HT-7高参数、长脉冲运行模式等世界聚变前沿课题研究。2003年，HT-7获得可重复的大于60秒放电时、获得最高电子温度超过5000万度的等离子体等实验结果表明，HT-7成为继法国Toresupra装置之后，世界上仅有的两个可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的国际合作平台之一。2008年，HT-7连续重复实现长达400秒的等离子体放电，则创造了当时国际同类装置中时间最长的高温等离子体放电的新纪录。
截止目前，基于HT-7工程建设和实验运行，共获得中国国家自然科学基金共计61项，专利129项，发表论文561篇。并为大型非圆截面全超导托卡马克核聚变实验装置东方超环(EAST)的研制与运行探索了先进的运行模式和物理基础，乃至对中国参加国际热核聚变实验堆(ITER)计划产生了深远影响。
如今，功成名就的HT-7退出聚变历史舞台。后HT-7时代，中国聚变研究任重而道远。中科院等离子体所表示，将继承和发扬源自于HT-7的技术灵魂，投身于EAST、ITER乃至未来中国的聚变工程实验堆(CFETR)建设，继续追逐人类的能源之梦
