MIT将核聚变装置成本压缩数十倍？真的吗？

采用高温超导磁体真的可以将装置尺寸和成本降低数十倍吗？要回答这些问题，首先我们得搞清楚MIT团队在高温超导磁体方面究竟取得了什么进展。

撰文 | 史善爽

最近，可控核聚变领域有一个大新闻。有些媒体的报道标题是《MIT团队证明高温超导体可用于核聚变，将核聚变装置成本压缩数十倍》。

这是真的吗？其实稍微想想就会发现，“成本压缩数十倍”是个很奇怪的说法，因为高温超导体只占核聚变装置的一部分，即使这部分的成本降到原来的几十分之一甚至降到0，也不可能把整个装置的成本降到原来的几十分之一。这就好比有人说把汽车发动机的成本压缩了几十倍，这固然很好，但这绝不等于整台汽车的成本压缩了几十倍。因此，这个报道至少是有点标题党的嫌疑。

不过抛开标题党问题，这个成果究竟是什么呢？实际上是，麻省理工学院等离子体科学与聚变中心（Plasma Science and Fusion Center，PFSC）及其衍生公司Commenwealth Fusion System(CFS)团队在 IEEE Transactions on Applied Superconductivity 以3月特刊的形式，集中发表了 6 篇论文，系统介绍了MIT在大型高温超导磁体（high-temperature superconductor，简称HTS）设计制造和性能评估等相关成果，宣称该磁体可应用于未来聚变堆中，并成功通过了严格的性能测试。

PFSC原主任 Dennis Whyte表示：“高温超导磁体的成功测试，是过去 30 年聚变研究中最重要的事情。”

图1：IEEE TAS上关于MIT团队高温超导磁体的文章

核聚变已经进入高温超导时代了吗？采用高温超导磁体真的可以将装置尺寸和成本降低数十倍吗？要回答这些问题，首先我们得搞清楚MIT团队在高温超导磁体方面究竟取得了什么进展。

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从模型线圈TFMC到紧凑型聚变装置SPARC

2018年，在意大利石油公司ENI的资助下，MIT PSFC团队开始研制纵场磁体模型线圈（Toroidal Field Model Coil，简称TFMC），项目经费约5000万美元，旨在验证将大型高温超导磁体应用在其自主设计的紧凑型聚变堆SPARC中的可行性。TFMC线圈总重约10吨，采用稀土氧化铜钡（Rare Earth Barium Copper Oxide，简称REBCO）高温超导材料，运行电流40 kA，磁场强度可达20.1 T，磁体运行温度20 K，采用超临界氦冷却。

该模型线圈在2021年建成，并成功完成相关性能测试。随后，2021年11月，MIT及其衍生公司CFS宣布已完成超过18亿美元的B轮融资，主要用于建造和运营SPARC装置。这是迄今为止核聚变领域最大的单笔融资，投资人包括比尔·盖茨、谷歌以及当初资助TFMC项目的意大利公司ENI等。在CFS创纪录的融资刺激下，一度引领了对核聚变领域的投资热，短时间内诞生了多家核聚变初创公司，包括中国的能量奇点、星环聚能等。

图2：MIT 研制的纵场磁体模型线圈TFMC实图

前文提到的在IEEE TAS上以特刊形式发布的那6篇论文，其实是关于MIT在2018-2021年期间关于TFMC模型线圈的相关研究成果的介绍，并不是最新的研究进展，也不是针对于其在建的SPARC装置。划重点，这6篇论文说的是到2021年为止的成果，所以说如果有什么“突破”，那也是几年前的“突破”了，完全不是最新突破。

不过无论它是什么时间的研究，MIT的TFMC确实是全球首个基于高温超导的大口径高场强的聚变堆量级的磁体线圈。因此，人们才会产生无限遐想：高温超导全面应用于聚变堆，是不是指日可待？

然而现实远远没有想象中丰满。首先，从单个HTS线圈的成功测试到可以在复杂等离子体工况下稳定运行，有相当大的距离。现在是单个10吨体量的TFMC单独测试，而将来需要的是SPARC装置18个20吨体量的正式TF磁体联合运行，这两者之间相差甚远。尤其在真正运行时，还需要考虑等离子体破裂（MDE）、垂直位移（VDE）等极端工况。

简言之，目前大尺寸高温超导磁体技术还远不够成熟。正因为如此，欧盟自主设计的下一代核聚变示范堆EU-DEMO，仍然采用的是目前相对成熟的低温超导（LTS）磁体方案。

图3：SPARC的模型线圈及正式件与ITER模型线圈及正式件的参数对比[1, 2]

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高温超导磁体与紧凑型聚变堆

MIT的TFMC模型线圈测试完成之后，为聚变堆小型化提供了一个重要可能。显然，在聚变功率不变的前提下，为装置瘦身，是压缩成本最直接有效的方式。从经济效益上讲，核聚变建造成本与产出比只有与目前的风光电等相当或更优的情况下，才会有商业化价值。因此，高温超导磁体技术一旦成熟，确实可以加速推动聚变堆的商业化进程。

那么问题来了，为什么高温超导磁体有望显著缩小聚变堆尺寸呢？

回答这个问题，首先得引入两个概念，能量增益因子Q（Energy Gain）和聚变功率密度（Fusion Power Density）。前者指的是能量产出与输入的比值Q，通常认为Q值要大于10甚至20，才有商用的价值。后者指的是在面向等离子体的单位面积上，产生的聚变功率。

图4：聚变堆能量增益与功率密度数学模型

可以看到，能量增益和聚变功率密度分别与磁场强度的3次方和4次方成正比。因此，提高磁场强度可以显著提升聚变堆能量增益和功率密度。

举个简单例子，国际热核聚变实验堆（ITER）目前的设计Q值为10，聚变功率为500MW。如果ITER采用高温超导磁体，将磁场强度提高到现有的2倍，而Q值仍然保持在10，那么理论上，装置等离子体半径大约可以缩小到现有的1/5，同时功率密度提高到现有的3倍。这样算下来，是不是很诱人？

但是这里要注意，在尺寸缩小的同时，面向等离子体的有效面积也缩小了，由此会导致总功率下降。还是前面的例子，表面积与半径的平方成正比，所以会缩小为原有的1/25。虽然功率密度提高到3倍，但最终的聚变功率却会降到原来的3/25，只剩下60 MW了。

理解了这些原理，我们再来回顾一下MIT的SPARC装置设计参数。它与ITER装置的参数对比，基本也符合前述的例子，只是参数上略有调整。

这里需要注意：SPARC对外宣称的Q = 11，功率140 MW，是在12.2 T的高约束模式（H mode）的条件下的理论值，而在12.2 T的低约束模式（L mode）条件下，Q值只有2.2, 功率只有55 MW。此外，SPARC还考虑了8 T低场运行模式，该模式在H mode下运行时，Q值为1.6，聚变功率仅为17 MW，略高于欧洲联合环（JET）在1997年达到的16.1 MW。

图5：SPARC与ITER参数对比[8-10]

综上所述，由于高温超导磁体高场强的特点，在同等参数条件下，采用高温超导磁体确实可以将聚变堆的尺寸显著缩小。但是聚变堆的尺寸也不是越小越好，由于聚变功率主要是通过面向等离子体第一壁的热交换实现，另外考虑到未来氚燃料的增殖也是通过第一壁，这就必然要求装置内部表面积要达到一定的规模。

这一点，从MIT及CFS在SPARC之后，规划的下一代高温超导聚变堆ARC装置的参数也可以得到印证。ARC装置聚变功率500 MW，与ITER相同，大半径3.3 m，约为ITER的一半，磁场强度9.2 T，不到ITER的2倍。这应该算是比较合理的紧凑型聚变堆的规模，建造成本每瓦5-10美元，与目前核裂变电站的建造成本相当。

至于前文提到的“成本和尺寸都能缩小40倍”，更多的是一种博人眼球的说法。

图6：MIT布局紧凑型聚变堆的路线图

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目前高温超导磁体在聚变堆应用的主要难点

聚变堆采用高温超导磁体，不仅可以对装置进行紧凑化设计，还在增强等离子体约束能力、提升运行参数等方面具有很大的潜力。不过，大口径的高温超导磁体在聚变装置上能否成功应用，还有很大的不确定性。要广泛应用到聚变堆上，从经济性和技术成熟度方面，均需要进一步提高。

I.结构强度问题

高温超导磁体采用的是，具有多层封装结构的涂层导体材料。涂层导体对横向拉应力有一定的抵抗力（10 - 100 MPa），但容易发生局部分层。这种情况在大口径跑道型超导线圈励磁过程中特别容易发生，当线圈部分地方出现过大的应力释放或洛伦兹力，会使线圈或部分带材出现撕裂或拱起变形现象。

足够的分层强度（delamination strength），是超导线圈能否扛得住一次次电磁循环、温度循环等严苛聚变堆磁体工况的关键。从MIT公布的TFMC相关论文来看，并没有充分体现。

为了提高导体强度，MIT采用了一种VIPER结构，类似于聚变堆导体的CICC（cable in conduit coil）结构。在直径约20 mm的铜芯上，挖出多条截面约4 mm ×4 mm螺旋状的槽，将HTS带材镶嵌其中。铜线中心再开有冷却通道，利用超临界氦进行导体降温。铜线外部再包覆不锈钢的外壳，增加结构强度。

图7：MIT布局紧凑型聚变堆的路线图

对于上述VIPER结构的强度，MIT近年来做了多次高场大电流载荷（high I × B load）下的性能实验。如在电磁载荷I × B = 382 kN/m(10.9T × 35.0 kA)循环500次后，导体载流能力Ic下降3.4%,，循环1550次后，下降3.8 - 4.1%。

MIT的测试载荷与ITER的电磁载荷是相当的，ITER值约为361 kN/m（5.3T × 68 kA），这主要由磁体线圈的机械强度决定的。由于磁体结构材料强度限制（SS316在低温条件下约为660 MPa），HTS磁体增高磁场的同时，需要降低运行电流。

II. 失超保护问题

当超导体的温度、磁场或电流中的任一参数超过临界值，超导磁体都会发生相变，成为常规导体，此过程称为失超。失超非常危险，此时大电流产生的电阻热将发生堆积，如果不能第一时间切断电源，将会造成线圈烧毁。

高温超导材料由于具有高的热容量和临界温度， HTS可以运行在比LTS更宽的温度区间，使得其失超传播速度（Quench Propagation Velocity，简称QPV）要低于低温超导材料两到三个数量级。这会使局部失超很难及时检测到，导致失超不断累积和放大，从而对线圈造成永久性的破坏。实际上，SPARC已经烧了两个线圈。这已成为制约高温超导磁体线圈发展的关键瓶颈问题。

图8：高温超导与低温超导磁体失超传播速度对比

目前ITER的超导磁体失超检测主要基于电压测量。为了检测到磁体系统任何部分可能发生的失超，总计有超过3000个电压测量传感器，以规则的距离集成到 ITER 的线圈和磁体馈线上，可以实现2 - 3秒内检测失超并执行失超保护措施。

而对于高温超导而言，由于QPV远低于ITER的低温超导，电压检测的灵敏度很难满足要求。利用光纤进行温度检测，进而实现对失超的预测，是目前高温超导失超保护的一个研究方向。MIT在其VIPER电流引线中也做过类似的探索，不过由于光纤的易碎性，将其集成到在大口径的磁体线圈中并稳定运行也是一个挑战。

III. 装置维护问题（可拆卸性）

在未来商业运行的聚变电站真空室内部，部件定期的维护和更换不可避免。而如前文所述，高温超导紧凑型堆具有更高的功率密度，这也意味着真空室内部面向等离子体的部件将面临更高的热载荷。目前ITER的方案是对内部440块包层以及54块偏滤器进行模块化设计，可通过远程操作的方式分别从中窗口和下窗口拆卸和更换，维护和更换周期长达数月之久。而高温超导聚变堆由于紧凑化的设计，各个磁场之间间隙很小，无法布置相对较大的维护窗口，通过小窗口进行维护的可行性及效率都有待商榷。

MIT 针对他们的下一代商用堆ARC装置，提出了可拆卸真空室的方案。需要注意的是，该方案是建立在TF磁体分段设计的前提下。由于 REBCO 高温超导带允许在超导线圈中使用电阻接头，因此 TF 线圈可以制成两部分。

图9：ARC装置可拆卸真空室及分段TF线圈设计

结束语

限于篇幅，本文还有很多技术问题没有探讨，例如SPARC去掉了超导带周围的绝缘层，这引起了很多质疑。不过总体而言，高温超导体在实现商用核聚变方面，有望发挥非凡的作用。对于ITER之后要建设的工程示范堆DEMO，这种材料并不是必需的。但对于将来希望用于商业发电的紧凑型聚变堆，它就有独特的优势。虽然还有诸多技术瓶颈需要突破，MIT及CFS亦或其他一些公司在紧凑堆上的探索可能不会一帆风顺，但值得所有人尊重。科学的进步、技术的迭代从来不是一蹴而就的，我们需要保持一定的耐心，静待花开。

参考文献

[1]Hartwig, Zachary S., et al. "The SPARC toroidal field model coil program." IEEE Transactions on Applied Superconductivity (2023).

[2]Ulbricht, Albert, et al. "The ITER toroidal field model coil project." Fusion Engineering and Design 73.2-4 (2005): 189-327.

[3]Golfinopoulos, T., et al. "Building the Runway: A New Superconducting Magnet Test Facility Made for the SPARC Toroidal Field Model Coil." IEEE Transactions on Applied Superconductivity (2024).

[4]Fry, Vincent, et al. "50 kA capacity, nitrogen-cooled, demountable current leads for the SPARC toroidal field model coil." IEEE Transactions on Applied Superconductivity (2024).

[5]Vieira, Rui F., et al. "Design, fabrication, and assembly of the SPARC Toroidal Field Model Coil." IEEE Transactions on Applied Superconductivity (2024).

[6]Whyte, D. G., et al. "Experimental assessment and model validation of the SPARC toroidal field model coil." IEEE Transactions on Applied Superconductivity 34.2 (2023): 1-18.

[7]Mitchell, Neil, et al. "Superconductors for fusion: a roadmap." Superconductor science and technology 34.10 (2021): 103001.

[8]Creely, A. J., et al. "Overview of the SPARC tokamak." Journal of Plasma Physics 86.5 (2020): 865860502.

[9]Rodriguez-Fernandez, P., et al. "Overview of the SPARC physics basis towards the exploration of burning-plasma regimes in high-field, compact tokamaks." Nuclear Fusion 62.4 (2022): 042003.

[10]Creely, A. J., et al. "SPARC as a platform to advance tokamak science." Physics of Plasmas 30.9 (2023).

[11]Sorbom, B. N., et al. "ARC: A compact, high-field, fusion nuclear science facility and demonstration power plant with demountable magnets." Fusion Engineering and Design 100 (2015): 378-405.

[12]Z. Hartwig, et al., An initial study of demountable high-temperature superconducting toroidal magnets for the Vulcan tokamak conceptual design, Fusion Eng. Des. 87 (3) (2012) 201.

本文经授权转载自微信公众号“风云之声”。

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