JT-60SA

JT-60SA 是位于日本茨城县那珂市的世界最大级超导托卡马克型核聚变实验装置。它由日本和欧洲共同建造，并于 2023 年 10 月实现了首次等离子体（首次点燃等离子体）。本页将从高中水平的直观印象出发，依次介绍这台装置究竟是什么样的，讲解它的物理与工程，以及它在 ITER 支援与 DEMO 反应堆开发中所承担的作用。

一句话认识这台装置（高中水平）

核聚变是指较轻的原子核相互结合形成较重的原子核，并在这一过程中释放出巨大能量的反应。太阳之所以能够发光发热，也是因为其中心正在发生核聚变。要在地面上实现同样的反应，就必须把燃料加热到超过 1 亿度的超高温，形成原子核四处飞散的状态，也就是等离子体（plasma）。

问题在于，如此高温的物质无法装进任何容器。一接触到容器，容器就会在瞬间熔化。于是磁场就登场了。等离子体是带电粒子的集合，因此可以用磁铁的力量（磁场）来约束它。人们把制作出甜甜圈形的磁场笼子、让等离子体悬浮起来、在不接触器壁的情况下加以约束的装置称为托卡马克（tokamak）。关于托卡马克的原理，我们在托卡马克型页面中做了详细说明。

JT-60SA 就是这种托卡马克的一种。名字中的“SA”是 Super Advanced（超先进）的缩写，寓意为使用了超导（superconductivity）的先进装置。所谓超导，是指把金属冷却到极低温度后电阻变为零的现象。只要电阻为零，即使持续通电，导线也不会发热。普通的电磁铁在持续通电时会发热，无法长时间使用。JT-60SA 通过使用超导电磁铁，能够长时间地施加强磁场。

让我们来想象一下它的尺寸。JT-60SA 高度约为 15 m，总重量约为 2,600 吨，是一台有好几层楼那么高的巨型装置。用这台装置可以进行长达 100 秒之久地维持等离子体的实验。要实现核聚变发电，稳定而长时间地维持等离子体的技术是不可或缺的。如果把 JT-60SA 理解为为此而设的“练习与研究的场所”，就比较容易明白了。

装置的物理与工程（本科至研究生水平）

从这里开始，我们将更深入一些地看看 JT-60SA 是由怎样的物理与工程构成的。

装置的基本参数

托卡马克的等离子体呈甜甜圈形。从甜甜圈的中心到等离子体截面中心的距离称为大半径（major radius） $R$ ，等离子体截面的半径称为小半径（minor radius） $a$ 。在 JT-60SA 中 $R \approx 2.96$ m， $a \approx 1.18$ m。两者之比 $A = R/a$ 称为环径比（aspect ratio），在 JT-60SA 中 $A \approx 2.5$ 。这个数值比标准的托卡马克略小，呈较粗的甜甜圈形。较粗的形状具有更易于提升等离子体性能的优点。

在等离子体内部流动的电流称为等离子体电流（plasma current） $I_p$ 。在 JT-60SA 中 $I_p$ 最大为 5.5 MA（兆安）。这个电流会产生磁场，有助于约束等离子体自身。沿甜甜圈绕行方向施加的磁场称为环向磁场（toroidal field） $B_t$ ，在 JT-60SA 中 $B_t \approx 2.25$ T（特斯拉）。地磁场约为 $5 \times 10^{-5}$ T，因此这是约 4 万倍之强的磁场。

超导磁体与长时间运行

为了长时间施加强磁场，JT-60SA 使用超导电磁铁。磁体系统由产生环向磁场的 TF 线圈（toroidal field coil） 18 台、控制等离子体形状与位置的 EF 线圈（equilibrium field coil） 6 台，以及诱导等离子体电流的中心螺线管（central solenoid） 4 个模块构成。TF 线圈继承了来自前身 JT-60U 的设计思想，由欧洲负责制作。

为什么超导能够带来长时间运行呢，我们稍微用公式来思考一下。在普通的铜制电磁铁中，把电流 $I$ 通入电阻为 $Rn$ 的导体时，单位时间内会产生

P = Rn I^2

这么多的热量。这里 $P$ 是发热量（瓦）， $Rn$ 是电阻。要产生强磁场就需要大电流，而发热量与 $I^2$ 成正比地增加，因此线圈会过热，很快就不得不停止运行。前身 JT-60U 采用的是铜线圈，因此一次运行的极限大约为 65 秒。

在超导状态下 $Rn = 0$ ，因此原理上 $P = 0$ ，也就是不发热。JT-60SA 通过把超导线材（如铌钛 NbTi 等）冷却到接近液氦温度来使用，从而回避了这一发热问题，实现了长达 100 秒的长时间运行。在核聚变发电中，要求尽可能长时间地稳态维持等离子体，因此这种长时间运行能力具有决定性的重要意义。

加热系统

要把等离子体加热到发生核聚变的温度，就必须从外部强力地注入能量。JT-60SA 的加热系统合计拥有约 41 MW（兆瓦）的功率。其核心是中性粒子束注入（neutral beam injection, NBI）。这是一种把高速的中性原子束射入等离子体、通过碰撞来加热等离子体的方法。JT-60SA 拥有能量相对较低的正离子 NBI，以及能量高达 500 keV 的负离子 NBI。能量越高的束流越能深入等离子体内部、抵达中心部并高效地加热该处。这种负离子 NBI 技术是自 JT-60U 时代以来不断打磨、日本所擅长的领域。

在此之外，还会使用电子回旋加热（electron cyclotron heating, ECH）。这是一种把微波照射到等离子体上、配合电子绕磁场旋转运动的频率进行共振式地赋予能量的方法。由于能够精准地加热瞄准的位置，因此也可用于整理等离子体的形状，或抑制后面将提到的不稳定性。

衡量等离子体性能的指标

在谈论等离子体性能时，经常会使用比压值（beta） $\beta$ 这一指标。它是等离子体压力除以磁场压力之比，可写作

\beta = \frac{p}{B^2 / 2\mu_0}

这里 $p$ 是等离子体的压力， $B$ 是磁场的强度， $\mu_0$ 是真空磁导率。 $\beta$ 越大，意味着用同样的磁场约束住了压力更高的等离子体，表明核聚变输出的密度更高，也就是更接近经济可行的发电堆。不过如果把 $\beta$ 提得过高，等离子体就会变得不稳定、容易崩溃，因此能把多高的 $\beta$ 稳定地维持住，便成为研究课题。JT-60SA 把高比压运行的研究列为主要目标之一。

研究前沿（博士水平）

JT-60SA 并不是一台单独以发电为目标的装置，而是为贡献于以下两个重大目标而设计的。其一是支援目前正在法国建设的 ITER，其二是为其后的原型堆 DEMO 培养人才与积累知识。

高比压稳态运行的研究

要让核聚变发电在经济上得以成立，就必须把高性能的等离子体不是脉冲式地、而是稳态地（不间断地）持续维持下去。托卡马克的等离子体电流通常由中心螺线管的诱导（变压器原理）来驱动，但这种方法能够持续通电的时间是有限的。于是，非诱导电流驱动（non-inductive current drive）便成为关键。

非诱导电流的重要成分是自举电流（bootstrap current）。这是一种在等离子体存在压力梯度时自发流动的电流，即使不从外部注入能量也会产生。在高比压状态下自举电流的占比会升高，因此高比压运行与稳态运行密切相关。JT-60SA 把自举电流与 NBI 或 ECH 的电流驱动组合起来，正在开展在把归一化比压（normalized beta） $\beta_N$ 维持在 4 以上的高值的同时，力争实现 100 秒级完全非诱导运行的研究。

ITER 支援研究

JT-60SA 的等离子体尺寸约为 ITER 的一半，物理相似性很高，因此这里得到的结果可以直接用于 ITER。有几个应当提前研究的代表性课题。其一是向 H 模（high-confinement mode）过渡的条件。H 模是一种在超过某一加热功率时等离子体约束会突然变好的运行状态，被设想为 ITER 及发电堆的标准运行模式。研究在怎样的条件下进入 H 模，是一个重要课题。

其二是边缘局域模（edge localized mode, ELM）的控制。在 H 模等离子体的边缘，会发生压力周期性喷出的不稳定性，这会损伤装置的器壁。如何把这种 ELM 抑制得尽可能小，是长时间运行发电堆时无法回避的问题。此外，等离子体突然崩溃的破裂（disruption）的预测与缓解，也是一大研究课题。破裂是大电流的等离子体骤然消失，会对装置施加巨大的力，因此需要能够捕捉其前兆并减轻损害的技术。

通向 DEMO 的桥梁

这些研究是在日欧的广泛方针（Broader Approach, BA）这一合作框架之下推进的。BA 是 2005 年 ITER 的建设地点确定为法国时，参与 ITER 的日本与欧洲为了补充 ITER 并加快原型堆 DEMO 的实现而商定的合作活动。JT-60SA 是其核心装置，除了装置本身的成果之外，还承担着培养下一代核聚变研究者与技术人员的场所这一作用。作为连接 ITER 与 DEMO 的桥梁，JT-60SA 所积累的知识，将成为面向实现核聚变发电的基石。

理解自测

第 1 题 JT-60SA 使用超导电磁铁，是因为与普通的铜制电磁铁相比它具有怎样的优点？

第 2 题比压值 β 高，为什么对核聚变发电而言是理想的？

第 3 题 JT-60SA 为什么适合作为 ITER 的支援装置？

第 4 题在实现稳态运行方面，自举电流为什么重要？