核聚变技术重大突破，反应堆将小到能装进车后箱 (ZT) 多图

barackobama

郑丽颜 发表于 19-10-2014 20:32
我的目的达到了，所以就删了咯！怎么心痒痒的？哈哈哈

你达到什么目的了？脸都快被大家抽肿了，还在这儿嘴硬，服了你这妖孽。。从其他论坛上把别人照片偷过来说是你的，很有意思？连水印也不知道PS掉，逗比

郑丽颜

barackobama 发表于 19-10-2014 19:51
装X什么的最无耻了。。另外你不是刚刚贴了一套图上来么，怎么又自己删掉啦？
来得晚的童鞋们自己看下面这 ...

我贴的图，我有版权，您盗的有吗？难乖怪俺大天朝不遭人待见。都这德行！还自以为得意。不以为耻，反以为荣。姐心痛啊！

郑丽颜

acer23 发表于 19-10-2014 20:38
大姐，你还真搞错了。避孕环这东西还真是我专长。

其他的也说错了。

我说的是中国环流器，那是中国的骄傲，扯什么避孕环，扯JB蛋。你

acer23

郑丽颜 发表于 19-10-2014 20:43
我说的是中国环流器，那是中国的骄傲，扯什么避孕环，扯JB蛋。你

避孕环也是全人类发展的一个骄傲。大姐，论坛上注意一下言语。

barackobama

郑丽颜 发表于 19-10-2014 20:42
我贴的图，我有版权，您盗的有吗？难乖怪俺大天朝不遭人待见。都这德行！还自以为得意。不以为耻，反以为 ...

为啥不招人待见你造吗？就是因为你这样的装比犯太多，惹人烦

acer23

想不到一个转贴帖可以盖到这么高楼。

郑丽颜

中国环流器二号

随着世界人口、经济和工业技术的迅速发展，能源需求几乎成指数增长。有限的化石燃料（煤炭、石油、天然气等非再生能源）和人们对环境质量的日益关注，都迫使人类不断探索和开发新能源。
　　20世纪在核弹成功爆炸以后，人类开始进入了和平利用核能的研究历程。核能释放主要有两种形式，一种是重核裂变，即一个重原子核（如铀）分裂成两个或多个中等质量的原子核，从而释放出巨大能量；另一种是轻核聚变，即两个轻原子核（如氢及其同位素）聚合成一个较重的原子核，从而释放出巨大能量。目前人类已经成功建造了基于重核裂变原理的核电站。理论和实验证明，轻核聚变比重核裂变释放的能量要大得多，并且聚变的放射性产物比裂变的放射性产物（核废料）少得多，聚变所需的主要氢同位素氘储藏在海水中，资源远富于裂变燃料（铀或钚）。可以说，核聚变是目前已知的能够一劳永逸解决人类巨大能源消耗问题的最具可能性的途径，同时核聚变能源开发也是人类科技史上遇到的最具挑战性的课题之一。
磁约束聚变研究历程
　　轻核聚变的产生条件非常苛刻。为了使两个轻原子核发生聚变反应，必须使它们接近到核力起作用的范围（小于10-13厘米），并且其碰撞截面足以维持持续聚变反应。氢弹爆炸是以原子弹爆炸产生高温和高压为聚变反应条件的，是一种瞬态核聚变反应，能量不可控。从1950年代起，人类就已开始从磁约束核聚变和惯性约束核聚变两个方向入手研究受控核聚変。所谓磁约束核聚变，就是用特殊形态的磁场把氘、氚等原子核和自由电子组成的处于热核反应状态的超高温等离子体约束在有限的体积内，使其发生大量的可控的氘-氚或氘-氘聚变反应，释放出原子核所蕴藏的能量。要使轻核聚变反应受控进行，等离子体参数必须满足劳森判据和聚变三乘积（等离子体温度×等离子体密度×等离子体能量约束时间）判据。
　　国际上磁约束核聚变的研究发展大体上可分为六个阶段：小规模原理性研究探索阶段、大规模装置实验研究阶段、科学可行性验证阶段、工程可行性验证阶段、经济可行性验证阶段，以及聚变能电站建造阶段。
　　磁约束受控聚变研究已经历了半个多世纪，探索性地研制了多种磁约束聚变实验装置，等离子体参数不断提高，目前主要的磁约束聚变装置为托卡马克和仿星器，其中托卡马克装置的综合等离子体参数最高。1990年代中期，日本JT-60U装置等离子体的聚变增益因子Q（Q＝聚变三乘积/聚变点火参数）超过了1，欧盟的JET装置和美国的TFTR装置开展了氘-氚聚变等离子体实验，聚变功率超过10兆瓦。国际热核聚变实验堆（ITER）的建造标志着磁约束受控聚变研究已经进入工程可行性验证阶段，提高聚变堆的经济性和验证其工程可行性将逐步成为聚变研究的重心。
　　我国磁约束受控核聚变研究始于1950年代末，当时主要分散在几个单位的研究室，对压缩磁镜、仿星器、角向箍缩等途径进行了原理性探索研究，先后建成了核工业西南物理研究院（核西物院）和中科院等离子体物理研究所两个专业的磁约束热核聚变研究院所。
　　1984年核工业西南物理研究院在四川乐山建成了完全由我国自行设计和制造、当时国内规模最大的具有中等规模的托卡马克装置——中国环流器一号（HL-1），标志着我国在受控核聚变研究的艰巨道路上又迈出了重要一步。1995年，HL-1装置去掉了厚铜壳和内垂直场线圈，改造成为HL-1M装置，其等离子体主要参数有了明显提高。
　　1999年1月16日，中国环流器二号A（HL-2A）研制工程正式启动，装置采用了德国原轴对称偏滤器实验装置（ASDEX）的真空室和线圈。2002年，HL-2A——我国第一个具有偏滤器位形的大型托卡马克实验装置成功建成。这一代表中国受控核聚变研究里程碑的装置已经成功运行近十年：2003年在国内首次实现偏滤器位形放电；2006年在接近2兆瓦的电子回旋共振加热条件下，等离子体电子温度达到4.9千电子伏（约5500万℃），2009年首次实现边缘局域型高约束模式放电，标志着辅助加热技术和托卡马克实验控制技术接近国际先进水平。
　　中国科学院合肥等离子体研究所先后建造了小型托卡马克装置HT-6B和HT-6M，随后又从俄罗斯引进超导托卡马克T-7，并于1994年改建成国内第一个超导托卡马克HT-7。2006年该所又建造了与HL-2A装置同规模的全超导托卡马克，即东方超导环EAST装置。EAST装置的建造，标志着我国的超导托卡马克研制技术达到了国际先进水平。
中国环流器二号A装置概况
　　托卡马克是环形磁约束核聚变实验研究装置，它的主体主要由一个汽车轮胎形的真空室和若干组磁场线圈组成。磁场线圈分为纵向场和极向场线圈,它们的作用是维持等离子体的平衡和稳定,提供等离子体约束和加热所需要的等离子体电流及形成控制等离子体能量和粒子流所需要的偏滤器位形。
　　HL-2A装置的核心系统是装置主机，由16个大型的纵向场线圈和若干极向场线圈及环形真空室组成。
　　HL-2A装置等离子体大半径1.65米，等离子体小半径0.4米，电流设计值为500千安，纵向磁场设计值为2.8特［斯拉］。HL-2A装置主机真空室用特殊的无磁不锈钢制作，其上布置了200多个大小不同的窗口,分别用于等离子体加热、加料和诊断等。环形真空室由8台涡轮分子泵抽到超高真空状态，极限真空约为5×10-6帕，在真空室的四组极向固定孔栏、活动孔栏、上下偏滤器的外侧喉道处的表面覆盖了石墨瓦,在偏滤器线圈的上、下保护板上铺设了碳纤维板,真空室内第一壁的石墨材料表面覆盖率达到30%[1]。
　　HL-2A装置除主机外，还包括长脉冲供电系统，辅助加热系统，加料系统，等离子体诊断系统，水冷系统和真空抽气系统。
　　经过近十年的运行，与HL-1M装置相比，HL-2A装置的等离子体聚变三乘积提高约10倍，最高运行参数为：等离子体电流450千安，纵向磁场2.77特，等离子体密度8.0×1019/米3，等离子体电子温度5千电子伏，等离子体离子温度2.5千电子伏。具备了开展近堆芯等离子体物理实验的能力。
　　HL-2A装置即将完成其历史使命，核西物院正在对装置进行全面的升级改造，预计在2015年初建成全新的HL-2M装置。
工程技术研究进展
　　托卡马克工程学是一项交*应用学科，学科涉及面广，包括等离子体物理、电磁、机械、流体力学和热交换物理等学科。对于HL-2A装置这样一个复杂、庞大的电磁等离子体系统，需要一系列关键技术来支撑。如需研发高功率辅助加热，等离子体加料，等离子体诊断，等离子体位形、剖面控制等技术，以提高等离子体运行参数，有效控制等离子体各种磁流体（MHD）不稳定性，改善等离子体约束性能。
　　高功率辅助加热系统
　　单独依靠托卡马克装置的欧姆线圈产生的等离子体感应电流加热不可能将等离子体温度加热到聚变点火温度。等离子体的电导率与等离子体电子温度成3/2幂指数关系，欧姆加热效率随等离子体温度增加而迅速下降。对于托卡马克位形的聚变实验装置，通常欧姆加热获得的最高等离子体电子温度小于2千电子伏，因此辅助加热（也称二级加热）是获得高温等离子体必不可少的加热手段。HL-2A装置目前已经拥有5兆瓦的辅助加热和电流驱动系统，包括3兆瓦的电子回旋共振加热（ECRH），1兆瓦的中性束注入加热（NBIH），1兆瓦的低混杂波电流驱动（LHCD）。正在建造2兆瓦的二次电子回旋谐波加热系统和另一条中性束注入（NBI）功率2兆瓦的加热束线。
　　电子回旋共振加热是HL-2A装置的主要加热手段，系统规模达到3兆瓦/秒，加热原理是让高功率毫米波在托卡马克等离子体回旋共振层发生谐振，从而将波的能量传递给等离子体电子，电子回旋波不仅可以加热等离子体，还可以用于控制等离子体电流剖面。
　　2011年度HL-2A装置物理实验中实现了6套回旋管同步运行，6套回旋管光学匹配单元最大输出功率达到2.5兆瓦，入射到等离子体中的最大波功率达到 2.3兆瓦，常规加热功率超过2兆瓦，入射功率效率超过80%。
　　根据等离子体ECRH理论和实验，电子回旋共振二次谐波加热较一次谐波加热更有效，其加热等离子体密度参数范围宽。目前核西物院正在研制两套频率为140吉赫，单管输出功率1兆瓦，脉冲宽度超过2秒的电子回旋二次谐波加热系统，预计2012年完成系统调试。
　　由于中性束注入（NBI）加热机制清楚、加热效率高以及适用的等离子体参数范围宽，成为磁约束聚变实验装置必不可少的辅助加热和电流驱动系统。其加热等离子体的原理是：不受磁场约束的快中性原子束注入到等离子体后，通过碰撞电离和电荷交换变为带电离子而被磁场捕获，被捕获的快离子通过与等离子体离子以及电子发生库仑碰撞等方式，将能量传递给本底等离子体离子和电子，从而使等离子体温度得到提高。另外，中性束切向注入还可以用来驱动等离子体电流以及控制等离子体性能。
　　与德国马克斯·普朗克等离子体物理研究所（IPP）合作，HL-2A装置于2007年底成功建造了基于4个桶式离子源的中性束加热束线，加热束线包括电源、控制、真空抽气、束诊断和数据获取系统。NBI加热功率1兆瓦。
　　自2008年来，1兆瓦NBI加热束线全面投入了每年的HL-2A装置的物理实验，运行参数、可靠性和运行效率不断提高[２]。为提高离子束中性化效率，2010年底，在注入器中性化室增加了补充送气，使得40千电子伏氘离子束的中性化效率达到80%。
　　目前HL-2A装置的1兆瓦NBI加热束线运行参数达到其设计指标。2011年年底，注入器量热靶上监测的NBI功率已经达到0.95兆瓦，单个离子源引出离子束功率超过700千瓦。在仅运行3个离子源的条件下，2011年年底在HL-2A装置上首次实现了单独NBI加热条件下的高约束模式（H模）放电。
　　射频电感驱动束粒子能量55千伏、引出束流26安、束脉冲宽度2秒的射频离子源技术研究，已经完成放电室研制，并正在开展另外一条NBI加热功率2兆瓦的加热束线建造，预计2013年完成。
　　受托卡马克欧姆场线圈磁通的限制，感应电流驱动远不能满足未来聚变堆的稳态运行需求。稳态无感驱动技术是托卡马克稳态运行的关键技术之一。通过低混杂波电流驱动，即让一定频段的波进入等离子体中，通过波与等离子体粒子相互作用（朗道阻尼），将波的能量交给定向流动的等离子体电子，从而实现无感电流驱动。
　　HL-2A装置的低混杂波电流驱动（LHCD）主要由两只频率2.45吉赫、输出功率500千瓦的速调管产生的两路大功率微波经高功率基模传输线送至耦合天线，由12×2相移阵列天线将微波发射并耦合到等离子体中，对于1兆瓦的LHCD，电源、控制以及微波测量系统同样必不可少。近年来，在HL-2A装置上利用LHCD和ECRH开展了双波等离子体电流驱动实验，取得较好的实验结果。
　　HL-2A装置的加料系统
　　HL-2A装置的加料系统是用来为主机真空室内等离子体加料或者补充加料的系统，是HL-2A装置的重要组成部分。HL-2A装置的加料系统主要采用了3种加料方式，即普通喷气方式、冷冻弹丸注入和超声分子束注入（SMBI）。
　　普通喷气方式是磁约束聚变实验装置通用的加料方式，由精密可控阀，如压电阀或电磁阀将气体形态的燃料（针对氘氚聚变等离子体）或杂质气体喷入真空室内。这是一种等离子体边缘加料方式，用于建立初始等离子体以及维持等离子体放电。
　　冷冻弹丸加料是一种高效率的中心加料方式，其基本原理是：将燃料冷冻到固态，然后挤压和切割成需要的尺寸，通过类似高压[关键词屏蔽]的方式将弹丸注入到等离子体中。弹丸加料系统，由超低温制冷循环回路、真空抽气机组、弹丸切割器和弹丸诊断部件等组成，研制技术难度高。
　　超声分子束注入（SMBI）首先由核西物院的姚良骅研究员提出并用于HL-1托卡马克[３]，后来用于国内HL-1M、HT-7，法国的超导线圈环流器（Tore Supra），德国的W7-AS、ASDEX-U等装置。SMBI属高于声速气流的定向注入，即将高压气体通过拉瓦尔喷嘴进入真空形成超声分子束，注入深度介于普通喷气方式和弹丸注入方式之间。在HL-2A上的强场侧和弱场侧配置了两套不同的SMBI加料系统，强场侧的SMBI系统采用高速气动阀控制流量，压力约９８牛，脉冲宽度约2毫秒，脉冲频率10赫。弱场侧的SMBI系统采用电磁阀和液氮低温冷却技术，压力５８８牛，脉冲宽度约0.5毫秒，脉冲频率70赫。

郑丽颜

HL-2A装置的等离子体诊断系统
　　诊断一词沿用于临床医学，对于一个复杂生命体，很难通过简单的参数测量来获得确切的病理信息。高温等离子体同样很复杂，很难通过单一测量来准确了解其特征，需要采用特定的测量仪器、设备和分析方法来获得等离子体参数和等离子体特性。托卡马克装置的等离子体诊断方法有被动诊断和主动诊断两种。被动诊断是通过测量高温等离子体自发的不同频段电磁辐射特性来推测等离子体的主要特征量。如通过光谱测量可以获得等离子体的电离率、气壁再循环特性;电子回旋辐射（ECE）测量可以诊断出一定条件下的等离子体电子温度及其分布。主动诊断主要采用放置探针，发射电磁波、激光束以及中性粒子束，然后通过观察饱和离子流、反射或者散射电磁波相移及幅度、中性粒子碰撞辐射等来诊断其等离子体特征量。
　　HL-2A装置上的等离子体诊断系统是目前国内聚变等离子体研究装置中最完整、最先进的高温等离子体诊断系统。按诊断技术可分为：激光诊断系统、微波诊断系统、X射线诊断系统、光学诊断系统、中性粒子诊断系统、磁测量系统、静电探针系统、热辐射测量系统等。该系统共有约30种（50余套，500道信号）测量设备，构成一个有机的诊断整体[４-5]，其中部分诊断系统在技术和方法上有所突破。
　　HL-2A装置成功研制了6米腔长的HCN波导激光器（世界上同类激光器最长腔长为5米），激光器采用真空动密封进动调腔，使6米腔长激光器能够稳定输出，输出功率大于300毫瓦。激光汤姆孙散射是等离子体诊断中非常关键而且技术难度较高的诊断，该装置通过使用YAG激光器的基频激光，实现了近红外散射谱的探测技术，使散射系统能够常规运行。还发展了新的粒子扰动输运诊断方法，在国际上首先利用超声分子束主动注入粒子技术和微波反射、ECE等诊断测量技术，开展了一系列输运物理实验研究；自行设计的独特的三台阶结构探针阵列，可保证极向和环向的两组探针阵列探针处在同一磁面上，为大尺度的等离子体密度及温度扰动相关诊断提供了保障。
　　 “十二五”期间，HL-2A装置的诊断系统仍然在不断改进和完善之中：对原有的电子回旋辐射测量系统、微波多普勒反射仪进行了改进和完善；研制了电荷交换复合谱仪，并成功用于诊断等离子体离子温度分布。目前正在研制5项先进的等离子体诊断系统，即：远红外极化干涉仪（用于测量等离子体密度和电流分布）、基于动态斯达克效应（MSE）的安全因子q分布测量系统、等离子体微波反射成像系统、极紫外多道真空光谱仪（EUV），以及边缘多道汤姆孙激光散射系统。
　　近年来，围绕HL-2A装置的物理实验目标，建造了稳定大功率电源系统，研制了单次释能1300兆焦的国内最大的飞轮脉冲发电机组；掌握了托卡马克供电电源以及辅助加热系统高压电源研发技术；发展了先进的等离子体控制技术，还掌握了先进的装置器壁处理技术，等等。
物理实验进展
　　HL-2A装置已成为一个开放的聚变等离子体实验平台，每年实验前进行年度实验方案的征集工作，实验方案可以由国内外专家提出，经过方案论证后，由实验协调人员根据实验准备情况负责安排实验。近年来，物理实验的重心是瞄准ITER物理相关内容，针对HL-2A装置特点开展前沿的聚变等离子体物理实验，如H模、等离子体输运、高能粒子物理等研究。
　　HL-2A装置自建成以来有三个重大进展：（1）实现等离子体偏滤器位形放电；（2）等离子体电子温度达到4.9千电子伏；（3）实现高约束模放电。
　　偏滤器位形的实现和偏滤器物理研究
　　偏滤器是将来聚变反应堆的关键部件之一，它是主动控制反应堆能量流、粒子流和杂质流的主要手段，并能提高聚变氦灰的排除效率和降低靶板或第一壁腐蚀率，改善主等离子体的约束。偏滤器位形是由托卡马克极向场和多极场共同形成的，在等离子体控制技术上比孔栏位型更复杂。2003年11月5日，HL-2A装置首次实现单零位形偏滤器放电。
　　由于聚变堆实验装置（如ITER）上预计的条件与现有装置存在着较大的差异，若想将目前的研究结果外推到聚变堆实验装置，还需要对偏滤器运行机制进行更深入细致的研究和了解。为此在HL-2A托卡马克上开展了一系列偏滤器物理实验。
　　借助HL-2A装置的光谱诊断和靶板探针阵列、热辐射测量阵列、中性气体压强测量、光谱测量、微波干涉测量以及活动探针阵列等，成功地研究了偏滤器内外等离子体参数的非对称性，脱靶等离子体的形成和控制方法，以及对主等离子体性能的影响。
　　高辅助加热条件下的高温等离子体特性研究
　　在偏滤器位形建成后，HL-2A托卡马克装置的等离子体参数逐年提高，一个特别重要的标志性进展是HL-2A装置等离子体电子温度达到4.93千电子伏 （5500万℃），这主要归功于大功率长脉冲ECRH系统的成功建成。在高电子温度条件下，开展了一系列有关电子热输运的实验研究[6]。
　　电子热运输问题是未来的聚变反应堆的主要课题之一, 也是具有挑战性的问题，现在还有很多热输运现象不能用标准理论来解释。在聚变反应堆，比如ITER中等离子体要达到燃烧的状态，产生自持的热核反应，释放的热量由α粒子携带。α粒子首先和电子产生热交换，把热能交给电子，然后通过电子和离子的碰撞再将热能传给离子。所以电子的热输运决定着在反应堆中是否能进行自持的热核反应。

郑丽颜

　借助于1兆瓦NBI系统的成功建造，在2008年度物理实验中开展了高参数注入实验，注入中性束功率超过0.6兆瓦，脉冲宽度达1秒，在国内首次实现等离子体离子温度超过2.0千电子伏,为实现高约束等离子体放电提供了必要手段。大功率的中性束加热使HL-2A托卡马克成为目前国内唯一可能进行高能离子不稳定性研究的装置，并且已经观察到许多重要的物理现象。
　　利用电子回旋加热和中性束注入加热激发鱼骨模不稳定性。所谓鱼骨模不稳定性是高能粒子和托卡马克内部的扭曲模不稳定性共振激发的一种现象。由于在受激过程中,这种不稳定性显示出周期突发特性，其时间演化非常像鱼类的骨头，因而称为鱼骨模不稳定性。在HL-2A 装置上，开展了鱼骨模不稳定性的研究，并且利用新的诊断系统获得了新的实验结果[7]，分析多种鱼骨模特性，在大功率辅助加热条件下观察到鱼骨模的频率跳变现象。
　　托卡马克等离子体理论预言,在托卡马克等离子体中，微观不稳定性湍流是引起反常输运的主要原因。同时湍流的非线性发展也会引起一种特殊的、环向和极向均匀的带状流。湍流和带状流不仅因为是磁约束等离子体输运研究的核心课题而受到国际聚变界的高度重视,还因为它对理解湍流自组织过程有重要意义，受到国际科学界的普遍重视,成为理论和实验研究的热门课题。从2005年起，在HL-2A装置上开展了湍流和带状流的实验研究[8]，用实验证明了测地声模带状流电位扰动的三维结构、形成机制及其径向传播特征，测地声模与背景湍流的相互作用；测地声模带状流密度扰动的结构；低频带状流的结构、形成机制， 低频带状流与背景湍流的作用；边界湍流的频率双区特性，尤其是低频湍流的三维特征以及它的形成机制。
　　高约束模实验及模特性研究
　　高约束模首先在德国的ASDEX上用中性束注入得到，当注入功率达到一定阈值，第一壁条件和位形控制合适时，放电会突然从低约束态转变成高约束态（L-H），典型的高约束态的能量约束时间是低约束态的两倍。后来根据大多数装置实验数据，得出L-H模转换的功率阈值定标。对于下一代托卡马克如ITER装置，H模已被确定为常规运行模式。
　　L-H模转换需要满足许多重要条件，最重要的是加热功率必须大于一定阈值。同时对于装置位形的控制,器壁条件,包括再循环和杂质的控制,等离子体参数的控制等都有严格要求。2009年4月18日，在0.6兆瓦NBI与1.2兆瓦ECRH联合作用下，HL-2A装置首次实现了高约束模放电。在2011年的HL-2A装置春季物理实验中，拓宽了H模的运行范围，在0.7兆瓦NBI和1.5兆瓦ECRH共同作用下，HL-2A装置实现了高参数运行下的H模放电。2011年年底，通过对NBI系统改进和完善，采用先进的锂化和硅化器壁处理技术，HL-2A装置在单独的0.8兆瓦NBI加热功率下实现了H模放电。高约束模的实现，标志着HL-2A装置的综合实验技术上了一个新台阶，在此装置上能够开展前沿的等离子体物理实验研究。
　　
　　磁约束受控核聚变研究是一项大科学工程，HL-2A装置的建造和物理实验带动了国内相关技术的发展。HL-2A装置作为一个开放的聚变等离子体实验平台，成功地开展了各种有特色的物理实验研究，逐步掌握了现代托卡马克的装置工程和实验运行、先进位形控制等关键技术，还在部分领域获得了世界领先的科研成果。
　　我国核聚变研究的总体水平与国际先进水平相比还有一定差距。2006年我国政府正式签署加入国际热核实验堆计划，这标志着中国在世界聚变研究领域占有重要一席。加入ITER计划，一方面通过承担ITER建造中的工程研制项目，促进我国聚变工程技术、材料、加工工艺的发展；另一方面消化吸收ITER先进的工程设计、实验控制、实验堆建造关键技术和工艺，使我国磁约束聚变研究更快发展。
　　目前的聚变研究还处于工程可行性验证阶段，还有很多目前难于解决的技术难题，如等离子体破裂及其控制，第一壁材料问题。乐观地看，21世纪中叶聚変能有可能投入商用。对于一个现代化社会，能源是支撑、是基础，未来的人类社会不能没有充足的能源，聚变研究的道路，艰难曲折，任重道远。

郑丽颜

所有把中国环流器，这个世界领先的核聚变实验装置，下流的扯到避孕环的童鞋， 自己应该感到羞耻，考虑自己还 是不是中国人！