更新时间：2024-06-21 21:39
超导托卡马克装置是一种利用磁约束和真空绝热来实现受控核聚变的环形容器。它使得磁约束位形的连续稳态运行成为现实。超导托卡马克被公认为是探索、解决未来稳态聚变反应堆工程及物理问题的最有效的途径。
上世纪90年代，欧盟的JET、美国的TFTR和日本的JT-60这3个大型托卡马克装置在磁约束核聚变研究中获得许多重要成果:等离子体温度达4.4亿度，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。所有这些成就都表明:托卡马克是最有可能首先实现聚变能商业化的途径。但这些结果仅仅持续数秒钟，尚不能用于未来电站。未来电站要求数亿度的等离子体必须稳态运行。上述装置都是常规托卡马克，其磁场只能定短脉冲的方式，无法连续运行。
可控热核聚变能研究的一项重大突破，是将超导技术成功地应用于产生托卡马克强磁场的线圈上。原苏联于上世纪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，在库尔恰托夫原子能研究所运行了5年左右，虽然该装置仅开了12个小窗口，无法开展真正意义上的等离子体物理实验，但却将超导技术用于纵场磁体并调试成功，最大纵场励磁电流达4800A(对应等离子体中心磁场2.5T)。其重大意义在于在工程上验证了纵场磁体能够在这类磁容器上实现连续稳态运行。
国际上主要核国家的聚变界历时10多年，耗资近15亿美元启动的国际热核实验堆ITER项目，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，第一次在地球上建成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。这是人类受控热核聚变研究走向实用的关键一步，因此受到各国政府及科技界的高度重视和支持。欧盟、日本、美国都明确提出在未来35年内建立聚变示范堆，在本世纪中叶实现聚变能的商用目标。
我国核聚变能研究始于上世纪60年代初，尽管经历了长时间非常困难的时期，但始终能坚持稳定、逐步的发展，建成了两个在发展中国家最大的、理工结合的大型现代化专业研究所，即核工业总公司所属的西南物理研究院(SWIP)及中科院所属的合肥等离子体物理研究所(ASIPP)。为了培养专业人才，还在中国科技大学、大连理工大学、华中理工大学、清华大学等高等院校建立了核聚变及等离子体物理专业或研究室。
我国核聚变研究从起步之初，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。自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CT-6(中科院物理所)、KT-5(中国科技大学)、HT-6B(ASIPP)、HL-1A(SWIP)、HT-6M(ASIPP)及较大一些的HL-1M(SWIP)。最近SWIP建成的HL-2A经过进一步升级，有可能进入当前国际上正在运行的少数几个中型托卡马克之列。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。我国科学家在这些常规托卡马克装置上开展了一系列十分有意义的研究工作。
一个经济实用的商用堆必须是高效、紧凑和稳态运行的。未来商用堆必须是全超导，才能实现稳态运行。
2024年6月18日，位于上海的聚变能源商业公司能量奇点宣布，由能量奇点设计、研发和建造的洪荒70装置成功实现等离子体放电。这是全球首台全高温超导托卡马克装置，也是全球首台由商业公司研发建设的超导托卡马克装置。
中科院等离子体物理研究所是我国核聚变研究的重要基地。1994年通过国际合作成功研制出HT-7超导托卡马克装置，这是一个可产生长脉冲高温等离子体的中型聚变研究装置。它的研制成功，使我国成为继俄、日、法之后第四个拥有该类装置的国家，从此为中国的聚变事业全面走向国际舞台开拓了一条创新之路。经过十多年来科研和工程技术人员的不断改进，取得许多创新成果。
HT-7托卡马克装置工程始建于1991年初，1994年底建成并投入实验运行，工程总投资1500万元人民币，1997年11月通过中国科学院鉴定。可控热核聚变是最终解决人类能源问题的重要途径。热核聚变反应所需的原料在自然界中取之不尽，用之不竭。磁约束高温等离子体是实现这种聚变反应的极重要手段，与常规的托卡马克装置相比，超导托卡马克装置具有的最大特点是主磁场采用了超导磁体，这是建立稳态反应堆的必由之路。等离子体研究所在国家计委和中国科学院的支持下，瞄准世界聚变发展的前沿，抓住国际合作机遇，利用俄罗斯赠送的T-7装置主体和部分外部设备，主要依靠自己的力量，用较少的经费，经过重新设计、改造、加工和装配，在较短的时间内，成功地建成了中国第一台超导托卡马克装置(世界上只有俄罗斯、法国、日本和中国拥有超导托卡马克装置)。
HT-7装置建成几年来，装置运行稳定可靠，使整体装置在超导托卡马克领域进入国际先进水平，为中国深入开展长脉冲准稳态等离子体物理研究提供了条件，使等离子体研究所成为中国热核聚变研究的重要基地， HT-7装置在等离子体控制技术、低杂波驱动电流实验、壁处理技术、等离子体诊断等几个方面取得了重大进展。
东方超环(Experimental Advanced Superconduct-ing Tokamak，EAST)坐落于合肥市西郊的科学岛上， 是我国设计建造的国际上第一个建成并投入运行的全超导托卡马克核聚变实验装置。EAST的建成填补了从短脉冲中型常规托卡马克向长脉冲大型超导托卡马克过渡过程中“中型超导托卡马克”的空缺。EAST具有国际热核聚变实验堆(ITER)类似先进技术，具有与ITER类似的超过1000s的长脉冲高参数运行能力，是未来10年国际上极少数有能力在高参数条件下开展长脉冲聚变等离子体物理和工程技术研究的实验平台。EAST已经取得了超过400s的偏滤器位形等离子体以及稳定重复的超过30s的长脉冲“高约束模”等离子体，创造了新纪录。EAST致力于解决ITER及未来聚变堆高性能稳态运行相关的关键物理和工程问题。这些研究将为中国未来聚变实验堆的设计和运行提供重要的依据，并为未来建造稳态、高效、安全的托卡马克类型的聚变反应堆提供重要的工程技术和物理基础。
为了在近堆芯的高参数条件下研究等离子体的稳态和先进运行，深入探索实现聚变能源的工程、物理问题，等离子体所在成功建设中国第一个超导托卡马克HT-7的基础上，提出了“HT-7U全超导非圆截面托卡马克装置建设”计划。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。EAST由实验“Experimental”、先进“Advanced”、超导“Superconducting”、托卡马克“Tokamak”四个单词首字母拼写而成，它的中文意思是“先进实验超导托卡马克”，同时具有“东方”的含意。EAST装置是我国自行设计研制的国际首个全超导托卡马克装置，其主要技术特点和指标是：16个大型“D”形超导纵场磁体将产生纵场强度BT=3.5T；12个大型极向场超导磁体可以提供磁通变化ΔФ≥10伏秒；通过这些极向场超导磁体，将能产生≥100万安培的等离子体电流；持续时间将达到1000秒，在高功率加热下温度将超过一亿度。
EAST装置的主机部分高11米，直径8米，重400吨，由超高真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、外真空杜瓦、支撑系统等六大部件组成。其实验运行需要有大规模低温氦制冷、大型高功率脉冲电源及其回路、大型超导体测试、大型计算机控制和数据采集处理、兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热、大型超高真空、以及多种先进诊断测量等系统支撑。学科涉及面广，技术难度大，许多关键技术在国际上尚无经验借鉴。特别是EAST运行需要超大电流、超强磁场、超高温、超低温、超高真空等极限环境，从芯部上亿度高温到线圈中零下269度低温，给装置的设计、制造工艺和材料方面提出了超乎寻常的要求。EAST的建造具有十分重大的科学意义，它不仅是一个全超导托卡马克，而且具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截面的等离子体位形，它的建成将使我国成为世界上少数几个拥有这种类型超导托卡马克装置的国家，使我国磁约束核聚变研究进入世界前沿。在装置建成后的10-15年期间，能在装置上对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性的实验研究，并使中国在人类开发清洁而又无限的核聚变能的领域内做出自己应有的重大贡献。
EAST的大小半径虽然只有国际热核聚变试验堆（即ITER）的1/3和1/4，但位形与ITER相似且更加灵活 ，而且将比ITER早10-15年投入运行。EAST是一个近堆芯高参数和稳态先进等离子体运行科学问题的重要实验平台，它将是在ITER之前国际上最重要的稳态偏滤器托卡马克物理实验基地。