国家磁约束核聚变能发展研究专项2019年指南征求意见稿.pdf

国家磁约束核聚变能发展研究专项 2019 年度项目申报指南 （征求意见稿） 聚变能源由于资源丰富和近无污染，成为人类社会未来 的理想能源，是最有希望彻底解决能源问题的根本出路之一， 对于我国经济、社会的可持续发展具有重要的战略意义，是 关系长远发展的基础前沿领域。 本专项总体目标是：在“十三五”期间，以未来建堆所 涉及的国际前沿科学和技术目标为努力方向，加强国内与 “国际热核聚变实验堆” （ITER）计划相关的聚变能源技术研 究和创新，发展聚变能源开发和应用的关键技术，以参加 ITER 计划为契机，全面消化吸收关键技术；加快国内聚变 发展，开展高水平的科学研究；以我为主开展中国聚变工程 试验堆（CFETR）的详细工程设计，并结合以往的物理设计 数据库在我国的“东方超环” （EAST）、 “中国环流器 2 号改 进型” （HL-2M）托卡马克装置上开展与 CFETR 物理相关的 验证性实验，为 CFETR 的建设奠定坚实科学基础。加大聚 变技术在国民经济中的应用，大力提升我国聚变能发展研究 的自主创新能力，培养并形成一支稳定的高水平聚变研发队 伍。 1 2019 年，本专项将以聚变堆未来科学研究为目标，加快 国内聚变发展，重点支持高水平的科学研究、理论与数值模 拟研究、CFETR 关键技术预研及聚变堆材料研发等工作，继 续推动我国磁约束核聚变能的基础与应用研究。 按照分步实施、重点突出原则，2019 年拟优先支持 14 个方向，国拨总经费 4.0 亿元。指南方向 1~10，每个指南方 向拟支持 1~2 个项目。指南方向 11~14 支持 35 岁以下青年 科学家开展相关研究，每个指南方向拟支持 5 个项目。 本专项的项目执行期一般为 5 年。原则上所有项目应整 体申报。指南方向 1~10 项目须覆盖相应指南研究方向的全 部考核指标，下设课题数不超过 4 个，每个项目所含单位数 不超过 6 个。指南方向 11~14 的项目下不设课题。 对于指南方向 1~10，原则上只立 1 项，仅在申报项目评 审结果相近、技术路线明显不同的情况下，可同时支持 2 个 项目，并建立动态调整机制，根据中期评估结果确定后续支 持方式。 申报单位根据指南支持方向，面向解决重大科学问题、 突破关键技术及建立规模化资源共享平台进行整体设计、合 理安排课题；项目负责人应具备较强的组织管理能力。 1. 面向聚变堆高比压放电破裂预警、控制与缓解研究 研究内容：针对未来 ITER、CFETR 运行模式，依托 HL-2A/M 和 EAST 装置，在高性能等离子体（N > 2.8）和 2 低动量注入条件下，研究磁流体不稳定性特别是多磁岛非线 性演化及其控制手段的物理基础，深入理解等离子体破裂与 逃逸电子的产生机理，特别是芯部与边界模式耦合在破裂中 的作用。发展与破裂预警、缓解密切相关的高时空分辨诊断 技术，结合智能算法对各种破裂事件进行预测；发展控制等 离子体破裂和逃逸电子的有效快速响应技术。提高实时破裂 缓解技术的可靠性和效率，实现高效的破裂控制和缓解。 考核指标：（1）在归一化比压N > 2.8 条件下，磁岛测 量精度< 1 cm；建立准确率大于 90%、预警时间 3~10 ms 的 破裂预警系统； （2）实现破裂期间瞬态热负荷、晕电流和逃 逸电流等幅度降低到未控制情况下的 50%，破裂控制和缓解 成功率> 95%；（3）新经典撕裂模实时控制时间小于 50 ms， 百千安培级逃逸电流的主动耗散时间< 10 ms。 2. 面向聚变堆高性能等离子体中快粒子物理实验研究 研究内容：针对 ITER 和 CFETR 高性能稳态运行，依托 HL-2A/M 和 EAST 装置，在高约束模（βN > 2.5，H98 > 1.1） 等离子体中，实验研究快粒子的动力学行为；发展与快粒子 物理相关的诊断技术，探索快粒子损失的机理。结合理论与 模拟，开展快粒子及其驱动的不稳定模式对本底等离子体输 运过程影响的实验研究；运用局域加热或电流驱动等手段缓 解快粒子损失，为聚变堆中快粒子的约束、输运和损失研究 与控制提供重要数据和参考。 3 考核指标： （1）在快粒子比压βf > 1%的条件下，确定快 粒子驱动的不稳定性所导致的快粒子损失份额；所发展的快 粒子损失诊断系统能量分辨率∆E 小于 5 keV，螺距角分辨率 小于 3°，快粒子通量时间分辨率小于 2 微秒，中子扰动时间 分辨率小于 10 微秒;（2）成功实施对快粒子驱动多模不稳定 性的控制，实现快粒子损失份额相比无控制减少 70%以上。 3. 聚变堆高性能稳态脱靶运行模式与小幅度边缘局域 模（ELM）的兼容性研究 研究内容：依托 EAST 和 HL-2A/M 装置，在大功率加 热、低动量注入和金属壁条件下，探索具有稳态高约束性能 芯部等离子体且与偏滤器脱靶相兼容的小幅度或无 ELM 运 行模式；开展其形成条件和芯部高约束模式（H 模）与边缘 输运垒/偏滤器脱靶相兼容的机理研究；为具有小幅度或无 ELM 的 CFETR 稳态脱靶高性能运行模式提供物理基础。 考核指标：（1）获得偏滤器部分脱靶条件下的自发小 ELM 稳态等离子体，ELM 对内能扰动幅度小于 2%，约束性 能 H98 > 1.1；（2）在大于粒子平衡时间的尺度上，重复实现 考核指标（1）的稳态运行； （3）无 ELM 的 H 模运行时间大 于 5 倍电流扩散时间。 4. 聚变堆等离子体无量纲归一化参数区稳态运行模式 实验验证研究 研究内容：针对 ITER/CFETR 集成运行条件和无量纲归 4 一化参数目标，依托 EAST 和 HL-2A/M 装置，集成相关加 热/加料组合、等离子体控制方法，在类 ITER/CFETR 运行条 件下，获得 ITER/CFETR 稳态运行模式归一化参数范围的等 离子体；并在远大于等离子体电流扩散时间尺度上，验证 ITER/CFETR 稳 态 运 行 模 式 的 物 理 可 行 性 ， 并 为 ITER/CFETR 加热组合方式的选择提供参考。 考核指标： （1）获得 ITER/CFETR 稳态运行模式主要无 量纲归一化参数范围的等离子体：q95 =5~6.5，ne/nG=0.5~0.85， *=0.02~0.05，Te/Ti=1~1.5，H98=1.0~1.3； （2）在考核指标（1） 条件下，等离子体维持时间大于 20 倍电流扩散时间；（3） 获得聚变堆高比压运行模式主要无量纲参数范围的等离子 体：βN > 2.5，归一化回旋半径*=0.005~0.01。 5. 氘氚聚变等离子体中磁流体过程的理论和模拟研究 研究内容：针对未来聚变堆氘氚运行和燃烧等离子体物 理设计需要，开发用于模拟 alpha 粒子与磁流体模式相互作 用过程的数值模拟程序，开展高能量增益氘氚聚变条件下 alpha 粒子物理过程和燃烧等离子体韧致/回旋辐射对磁流体 平衡和稳定性的影响、alpha 粒子输运和排灰过程研究。 考核指标： （1）开发出拥有完全独立自主知识产权、用 于模拟未来聚变堆氘氚运行等离子体的大规模磁流体+alpha 粒子数值模拟程序；（2）计算、模拟 alpha 粒子及韧致/回旋 辐射效应与各种磁流体模式（包括各种本征模）相互作用过 5 程，给出 CFETR 主要运行模式下平衡剖面和磁流体稳定性 分析，并评估 alpha 粒子输运和排灰对平衡和粒子控制的影 响。 6. 基于非线性回旋动理学的氘氚聚变等离子体约束改 善理论和模拟研究 研究内容：针对 ITER 运行和 CFETR 设计需要，依托国 内现有大型托卡马克装置，开展氘氚聚变等离子体约束改善 的理论和数值模拟研究。开发用于模拟氘氚聚变等离子体输 运过程的非线性回旋动理学程序，并完成验证；模拟研究聚 变等离子体湍流非线性演化和输运；研究内部输运垒的形成 机制、边缘局域模的稳定性和非线性演化及其对输运垒性能 的影响。 考核指标： （1）开发出拥有完全独立自主知识产权的回 旋动理学湍流大规模数值模拟程序，模拟氘氚聚变条件下等 离子体湍流非线性演化和输运，预测 ITER/CFETR 中等离子 体的反常输运； （2）通过理论和数值模拟预测内部输运垒的 形成和性能，并同实验进行比较验证。 7. CFETR 核设计与关键安全分析软件开发及数据库建 立和完善 研究内容：基于 CFETR 核设计与安全分析评价的需求 及关键软件自主可控的要求，在国内已有的自主研发核电软 件基础上，构建聚变堆中子物理、安全分析、粒子输运模拟 6 与活化计算、停堆剂量率计算等核心功能的自主化软件系统 研发、集成。开发聚变堆核截面、材料热物性、热工水力等 数据库。 考核指标： （1）完成具有自主知识产权的聚变堆中子输 运与活化计算集成、热工安全分析、事故工况仿真分析等软 件，与国际通行程序计算结果对比验证； （2）建立并完善上 述程序所需的核截面、材料热物性及热工水力等数据库； （3） 对考核指标（1）与（2）进行部分实验验证。 8. 面向 CFETR 偏滤器材料和模块的高热负荷等性能 的规范化测试与评价 研究内容：基于先进钨基材料的研究进展和 CFETR 偏 滤器的设计要求，特别是 20MW/m2 稳态热负荷的要求，建 立偏滤器面对等离子体材料和偏滤器模块的高热负荷测试 评价标准，并规范其它性能测试规范；研发满足 CFETR 要 求的先进钨基材料以及基于先进钨基和铜基材料的水冷偏 滤器模块。开展以高热负荷测试为主的综合性能评价，建立 包括材料热力学、高热负荷及其它服役性能评价的方法及验 收规范。优化后的钨基材料/模块在大型托卡马克装置上进行 测试。 考核指标： （1）规范用于高热负荷测试的水冷偏滤器模 块制备工艺和规格，获得适合于 CFETR 先进钨基材料及水 冷偏滤器模块的高热负荷测试和验收规范； （2）先进钨基材 7 料的单锭规模不小于 40 公斤；室温热导率150 W/mK；韧 脆转变温度 DBTT100℃；再结晶温度 RCT1500℃；室温 抗拉强度 UTS1 GPa，1000℃ UTS 500 MPa，1500℃ UTS  200 MPa；获得钨基材料在 1000~1500℃范围的蠕变和疲劳 （低周和高周）数据；获得先进钨基材料的高通量低能等离 子体辐照损伤、H/He 滞留和高能粒子辐照数据，数据指标均 需优于 ITER 级纯钨。 （3）先进钨基材料能够承受 20 MW/m2 稳态热负荷；水冷偏滤器模块能承受稳态 20 MW/m2、2000 次以上的循环热负荷。 （4）获得先进钨基材料/模块在大型托 卡马克装置上的测试数据。 9. 面向 CFETR 水冷包层模块的整体制造关键技术及 验证 研究内容：针对 CFETR 水冷包层防氚渗透和整体制造 等需求，开展包含钨第一壁、阻氚材料、结构材料、冷却流 道的水冷包层模块结构设计、中子学计算和安全评估；开发 与基材（RAFM/ODS 钢）结合良好、氚渗透率低的铁基阻氚 材料体系；研发水冷包层模块的结构及阻氚功能的整体制造 及相关检测技术；开展模块及材料的氢同位素渗透、高热负 荷试验、重离子辐照、大型托卡马克装置验证等工作。 考核指标：完成水冷包层模块的结构及阻氚功能整体设 计，实现“结构+流道+阻氚+钨第一壁”的整体制造；完成 1~2 种铁基阻氚材料体系筛选，阻氢因子>10000（500℃）， 8 并获得 10 dpa 重离子辐照下材料结构与阻氢性能变化特性； 掌握模块整体制造及无损检测技术，完成 1/5 缩比模块研制； 测试模块综合阻氢因子>1000（500℃），通过 5 MW/m2 热负 荷考核，并完成模块在大型托卡马克装置上的电磁力及热工 水力实验验证。 10. 长脉冲高功率射频四极管关键技术研究 研究内容：在消化吸收 ITER 1.5 MW 长脉冲四极管技术 的基础上，开展国产大功率射频四极管的设计与模拟计算、 关键技术预研，四极电子管研制，集成和整管调试；所研制 的长脉冲高功率射频四极管在相关发射机平台上进行实验。 考核指标：形成长脉冲兆瓦级射频四极管的生产工艺规 范，建立测试平台，提供满足以下参数的四极管样管:（1） 末级电子管 2 只, 工作频率为 50~150 MHz，射频输出功率为 1~1.5 MW，推动功率小于 100 kW，运行方式为连续波； （2） 陶瓷金属四级管 2 只，工作频率小于 150 MHz，射频输出功 率为 100 kW，推动功率小于 5 kW，运行方式为连续波。 11. 高参数托卡马克装置刮削层/偏滤器物理过程若干 关键问题研究 研究内容：针对 ITER 国际托卡马克物理活动（ITPA） 关注的刮削层/偏滤器物理问题，依托我国 EAST 和 HL-2A/M 托卡马克实验装置，通过实验、理论、数值模拟，针对刮削 层/偏滤器物理过程中若干关键科学问题开展研究。 9 考核指标（完成下列目标之一）： （1）在类 ITER 无量纲 参数条件下的刮削层/偏滤器物理实验或理论研究方面获得 重要进展；（2）在类 ITER 无量纲参数条件下的等离子体与 器壁相互作用实验或理论研究方面取得重要进展； （3）发展 出一种偏滤器靶板热负荷过程诊断的新方法或新技术； （4） 发展出一种偏滤器靶板热负荷缓解的新方法或新技术； （5） 建立刮削层/偏滤器区输运过程新模型并开发出相关的数值 模拟程序。 12. 聚变堆条件下台基物理的若干关键问题研究 研究内容：针对 ITER 国际托卡马克物理活动（ITPA） 关注的台基物理问题，依托我国 EAST 和 HL-2A/M 托卡马 克实验装置，通过实验、理论、模拟，针对边缘局域模及台 基的基本物理问题开展研究。 考核指标（完成下列目标之一）：（1）在托卡马克边缘 局域模控制机理实验或理论研究方面获得重要进展； （2）在 杂质对台基影响方面取得重要实验或理论研究成果； （3）在 改善约束模（I 模）台基结构和边界弛豫过程的实验或理论 研究方面取得重要进展； （4）在刮削层和偏滤器结构影响 L-H 转换功率阈值及台基形成的实验或理论研究方面取得新突 破； （5）在碰撞率对密度和温度台基结构的影响实验或理论 研究方面取得新进展。 13. 大尺寸光学级金刚石制备、封接相关技术研究 10 研究内容：为满足研制长脉冲大功率回旋管的需求，开 展大尺寸光学级金刚石厚膜制备技术和性能测试方法研究， 以及金刚石膜片金属化和金刚石微波窗封接技术研究。 考核指标（完成下列目标之一）： （1）研制出直径 100~120 毫米、厚度 1~2 毫米的光学级金刚石厚膜 2~5 片，形成金刚 石材料质量表征技术； （2）建立金刚石薄膜窗口金属化和焊 接的工艺和规范，研制出窗片直径 100 mm、厚度 1.36 mm、 通径 63.5 mm 的微波窗 2 件，微波窗驻波系数小于 2，真空 漏率小于 1×10-10 Pa m3/s。 14. 辐照损伤条件下聚变堆材料中氢同位素滞留/渗透 行为的研究 研究内容：针对未来聚变堆中各种材料（面向等离子体 材料、结构材料及涉氚材料等）的具体服役工况（等离子体 辐照、中子辐照，氢同位素环境等协同作用），研究辐照损 伤下聚变堆材料中氢同位素滞留/渗透等行为的演变规律；开 展辐照损伤下材料中氢同位素滞留/渗透性能的实验与测试； 探索研发既抗辐照又具有较强抑制氢同位素滞留/渗透的聚 变堆新材料。 考核指标（完成下列目标之一）：（1）在中子辐照损伤 条件下聚变堆材料中氢同位素滞留/渗透等行为的理论研究、 模拟计算方面取得重要进展； （2）在等离子体轰击下聚变堆 材料中氢同位素滞留/渗透等行为的理论研究、模拟计算方面 11 取得重要进展； （3）获得中子（或离子）辐照下离位损伤对 材料中氢同位素滞留/渗透性能影响的重要实验进展； （4）研 发出既抗辐照又具有较强抑制氢同位素滞留/渗透的面向等 离子体材料或聚变堆结构材料；（5）研发出具有低氚滞留、 良好氚相容性和抗辐照的聚变堆氚包容新材料。 12