多技术路线并行。
高温和高压是实现核聚变的关键条件。在核聚变过程中，发生合并后形成的重原子 核质量会小于反应前两个轻原子核质量，因此发生质量亏损。根据著名的质能公式 E=mc²，反应过程中出现的质量亏损转化为巨大的能量释放出来。为了让合并发生， 需要克服同性相斥的电磁力屏障，即将两个带正电的原子核靠得足够近，使其进入 强相互作用力的作用范围。这可以通过让原子核运动速度足够快以使其相互碰撞， 或者将原子核压得足够近来实现。在宏观尺度上，粒子的无规则运动表现为温度， 因此高温和高压是实现核聚变的关键条件。可控核聚变的目标就是利用高温和高压 促使轻原子核合并成重原子核，并通过精确控制实现能量的稳定输出。 实现核聚变的方法包括引力约束聚变、磁约束聚变和惯性约束聚变。引力约束是通 过物质质量的引力作用将燃料约束在其中，例如太阳。然而，目前我们无法在地球 上实现这种约束方式。磁约束利用磁场约束等离子体实现聚变，通过电磁加热等离 子体并隔离其与容器壁。在加热至一定程度后，电阻迅速下降，并注入高能中性粒 子束以进一步加热至点火条件，从而实现聚变。惯性约束则将氘氚气体装入小球， 通过激光或粒子束射入球面，使内层压缩，将气体推向高温高压状态，并在点火后 释放大量热能。目前两种主流的核聚变技术研究路径为磁约束聚变和惯性约束聚变。
磁约束方案是一种利用强磁场对其内部带电粒子进行运动约束的聚变形式。在磁场 中，带电粒子会在洛伦兹力的作用下被束缚于磁场线上，围绕磁场线做螺旋运动， 其中既包含了垂直磁场方向的圆周运动，也包括了沿磁场方向的直线运动。目前磁 约束方案装置类型主要有磁镜、仿星器和托卡马克。这3种装置分别基于不同的设计 理念与方案来实现对带电粒子的运动约束，并在各自领域中取得了不同程度的进展。
磁镜主要利用了“磁镜”效应。在弱磁场区域沿磁力线做螺旋运动的带电粒子往往 会在强磁场区域被反射，这种现象被称为磁镜效应。磁镜作为一种开放式约束系统， 整体形状呈圆柱形，两端通过额外线圈提高磁场强度，以实现粒子反射、限制逃逸 的作用。然而，实际中磁镜只能反射垂直速度分量较大的粒子，而沿磁场线方向速 度分量较大的粒子则难以被磁镜端部反射，从而逃脱约束，引发终端损失，在粒子 约束上并未取得显著成效。但由于磁镜装置具有β（等离子体压力与磁压力之比）值 高，等离子体温度高及构造简单等优势，在过去几十年中，关于磁镜的改进工作仍 在推进。
仿星器的装置加工难度较大。仿星器最早由Spitzer于1958年提出，是聚变研究初期 最主要的等离子体装置之一。该装置整体呈环状，由一系列线圈环向排列而成，基 于完全闭合的环向磁场线来消除因终端损失带来的粒子逃逸问题，并通过外加螺旋 绕组产生极向磁场以平衡环向场不均匀性引起的粒子偏移现象。最终，由极向场 （poloidal field，PF）与环向场（toroidal field，TF）叠加形成一个完全包含在环形 约束室中的螺旋磁场，实现对其内部带电粒子的运动约束。然而，在实际开发中，仿 星器的复杂线圈结构对于加工精度有着极高要求，这也成为制约其发展的重要因素。
托卡马克是当下研究最为广泛、也是未来最有可能实现可控核聚变的聚变装置。其 名称Tokamak由俄语单词“环形、真空室、磁、线圈”的词头组成，由前苏联科学 家阿齐莫维齐等人于20世纪50年代提出。与仿星器类似，托卡马克装置同样由一系 列环向场线圈周向排列而成，用于生成闭合的环向约束磁场。放电时，由中央螺线 管欧姆加热线圈（central solenoid/ohmi cheating，CS/OH）的变化磁通激励等离子 体产生环向电流，该环向电流产生的极向磁场分量与环向磁场耦合，形成约束等离 子体的磁场构型，并保障磁面闭合态。此外，其还需要极向场线圈来抵消等离子体 电流回路及等离子体压力所引起的膨胀力，并保持等离子体形状与稳定性。
托卡马克是最接近劳森判据的装置。外表像“甜甜圈”的环形结构是托卡马克装置的 基础，越靠近内部磁体靠的越紧，磁感线密集，磁场强，因此存在磁场强度梯度，使 得正负离子分别收到垂直于梯度的方向，等离子体会受力作用散掉。因此托卡马克 在环形结构中间加了柱状电磁体，通过快速改变通过柱状磁体的电流大小生成快速 变化的磁场，进而在等离子体中诱导出感应电流，形成环绕等离子体的感应磁场， 和环形结构原本的磁场相叠加，形成麻花状磁场，使离子达到动态平衡，力被中和。 装置的最外圈还有几个大的环状电磁体，控制等离子体的大小和形状。在具体实践 中，聚变发电利用反应产生的中子，在装置内壁上减速并释放动能，转化为热能。热 能通过冷却水传递到热交换器（蒸汽发生器），进而驱动汽轮发电机组进行发电。 在托克马克中，磁场线圈一般包括环向场线圈（Toroidal Field Coil, TF线圈）、极向 场线圈（Poloidal Field Coil, PF线圈）、校正场线圈（Correction Coil, CC线圈）、 中心螺线管线圈（Central Solenoid, CS线圈）。 环向场线圈（Toroidal Field Coil, TF线圈）：产生沿环形真空室方向的环向磁场， 用于约束等离子体沿环形轨道运动，防止其与装置内壁接触，维持等离子体宏观稳 定性的基础磁场。 极向场线圈（Poloidal Field Coil, PF线圈）：产生垂直于环向的极向磁场，与环向 磁场共同形成螺旋形磁力线，控制等离子体的形状、位置和平衡。例如，通过调节 PF线圈电流，可实现等离子体截面的压缩或扩张。 校正场线圈（Correction Coil, CC线圈）：补偿因制造误差、热形变或等离子体扰 动导致的磁场畸变，确保磁场位形精确，避免等离子体破裂。 中心螺线管线圈（Central Solenoid, CS线圈）：位于装置中心，通过快速变化的电 流诱导等离子体电流（类似变压器原理），并参与极向磁场的形成，是启动和维持等 离子体电流的关键组件。
磁体系统是托克马克装置的重要组成部分。在磁约束可控核聚变装置中，产生约束 磁场的磁体系统扮演着核心角色，其磁场强度与均匀性对于整个装置的性能与效率 均有着重要影响。
1. 铜基托卡马克磁体系统。1968年，前苏联研究团队在新西伯利亚召开的第三届核聚变国际会议上，汇报了基 于铜基磁体的T-3托卡马克装置在等离子体温度、密度以及约束时间等方面取得的重 要进展。表中为典型的铜基托克马克装置磁体系统的部分性能参数。包括了美国、 欧盟、日本、中国的部分项目。 美国TFTR装置（Tokamak fusion test reactor）于1982年开始运行，其磁体系统 均采用水冷式无氧铜导体制造，其环向场磁体由20个圆形线圈周向均匀排列而成， 可在等离子体中心处产生5.2T的环向磁场；极向场磁体由4组独立线圈组成，包含超 过860匝水冷铜导体，总重约80t。TFTR于1997年4月进行了最后一次运行，其服役 期间完成了近8万次等离子体放电。 欧洲联合环（joint European torus，JET）是一座建设在英国卡勒姆核聚变中心的 磁约束聚变反应堆，由欧洲多国共同合作完成。该项目始建于1970年，并于1983年 如期运行，成功产生等离子体。在1997年，JET又利用氘和氚燃料混合物创造了最 接近科学盈亏平衡的世界纪录，产生了16MW的聚变功率，同时注入了24MW的热能 来加热燃料，能量增益Q值达到0.67。 JT-60（Japan Torus-60）与欧洲的JET、美国的TFTR齐名，被誉为世界三大托卡 马克，其主要目的是为了实现等离子体临界条件。JT-60于1978年4月开启实际建设工作，并最终于1985年4月得以完成，总共耗资约2300亿日元。截至2018年，JT-60 仍然保持着聚变三重积以及等离子体温度最高值的世界纪录。目前其已被拆解并改 进为世界上最大的超导托卡马克装置JT-60SA，由日本和欧盟联合运营。
Alcator C-Mod是Alcator系列的第三座托卡马克装置，作为一台紧凑型托卡马克， 其曾凭借着极高的环向约束磁场而闻名。AlcatorC-Mod装置的概念于1985年被提出， 后经美国能源部批准，由美国麻省理工学院等离子体科学与聚变中心开启建设，并 于1992年实现首次放电。 Alcator C-Mod的环向场线圈总共包含120匝矩形导体，被均匀排列成20束子单元， 所有导体均采用C-10700含银无氧铜制成，并基于液氮实现低温冷却，能够承载高达 250kA的电流并产生8T的标称磁场。Alcator的极向场线圈系统包含3个OH线圈以及 5对PF平衡线圈，用于提供欧姆驱动、平衡场和等离子体形状控制。 AlcatorC-Mod服役期间（1992-2016年），总共完成了超过35000次等离子体放电， 启动可靠率达到80%，并保持着磁约束聚变装置体积平均等离子体压力的世界纪录。
核工业585所（现核工业西南物理研究院）自建立以来，先后研发了20多种不同类型的聚变研究装置，其中包括中国环流器一号装置（HL-1，1984）、中国环流器新一 号装置（HL-1M，1995）、中国环流器二号A装置（HL-2A，2002）以及中国环流器 三号装置（HL-3，2020）等。 HL-3（前称HL-2M）装置作为HL-2A的改造升级装置，是我国自主研发的新一代先 进磁约束核聚变实验研究装置。该装置线圈系统均采用铜导体水冷线圈绕制而成， 其中，TF线圈由20个具有D型轮廓的比特板式结构线圈串联组成，采用可拆卸结构， 能承载最高191kA电流，对应产生的最大环向场为3.0T。HL-3的极向场线圈系统由8 个CS线圈和8对上下对称的PF线圈组成，均放置于TF线圈与真空室之间。CS线圈和 PF线圈合计可提供14V⋅s的最大极向磁通变化量。 HL-3装置于2023年首次实现了等离子体电流为1MA的高约束模式运行，刷新了中国 磁约束聚变装置的运行纪录，并在2024年的首轮国际联合试验中首次发现并实现了 一种特殊的先进磁场结构，对提升核聚变装置的控制运行能力具有重要意义。
2. 低温超导托卡马克磁体系统。1979年，苏联建造了世界上第一台低温超导托卡马克T-7装置，将超导磁体技术引入 聚变领域，为聚变装置的设计和运行提供了重要支持和创新。 超导磁体不仅能产生较高的约束磁场，还能在长时间运行下节省大量电力，有效改 善长脉冲稳态运行，大大提升聚变能源的转化效率与能源输出，进一步加速全人类 对于聚变领域的探索进度。低温超导托卡马克均为明星项目，包括国际合作的ITER （国际热核聚变实验堆，international thermonuclear experimental reactor）、中国 的EAST（experimental advanced superconducting Tokamak，东方超环）与CFETR （中国聚变工程试验反应堆，China fusion engineering test reactor），以及韩国的 KSTAR（韩国超导托卡马克先进研究装置，Korea superconducting Tokamak advanced research）。 ITER是一项国际合作项目，最早由美苏首脑提议，并最终于2006年正式启动，由包 括中、美、俄在内的7方成员联合资助与推进，建设成本超过150亿欧元，该项目计划建造一个可自持燃烧的托卡马克聚变实验堆，目标聚变功率达到500 MW，能量增 益Q突破10。
ITER的基础建设开始于2013年，原计划于2025年完成建设并正式开始等离子体试验， 而根据 ITER 理事会最新版项目时间表， ITER装置建设将推迟，计划于2033年实 现全等离子体电流，并在2034年开始开展完整研究活动。 ITER计划建设全超导磁体系统，预计能够产生15MA等离子体电流及11.8T峰值磁场。 TF线圈与CS线圈在高场环境下使用Nb3Sn超导体，其余线圈则使用NbTi超导体。
CFETR是我国自主设计研制并联合国际合作的重大科学工程，旨在验证聚变的可行 性，并为未来商业化聚变堆的建设提供基础。其概念设计已于2014年完成，过程设 计于2017—2020年由CFETR设计团队开展，计划于2035年前完成建设，并于2050 年开展试验。CFETR作为从ITER到演示聚变动力反应堆（demonstration power plant，DEMO）的关键一步，是连接当前核聚变研究与未来能源应用的桥梁。 CFETR采用全超导磁体设计，所有线圈导体均采用多级电缆模式，内部包含独立中 央冷却管道，基于超临界氦强制流方式进行冷却。该装置计划能够产生13.78MA的 等离子体电流，并提供6.5T中心磁场。TF线圈绕组根据所处场强大小划分了3个区域， 并计划采用不同的导体材料，由低场到高场分别采用NbTi型、ITER级Nb3Sn以及高性能Nb3Sn超导体进行绕制；CFETR的外部PF磁体包含7个超导线圈，各线圈将根 据其所处场强用不同性能超导体绕制，其中PF1和PF7线圈所处场强相对较高，将采 用Nb3Sn型超导体，而其余PF线圈计划采用NbTi型超导体；CS磁体模块由8个独立 线圈组成，其底部由TF线圈组件支撑，各独立线圈均采用Nb3Sn型CICC导体绕制， 工作电流为40kA，共可产生最高14.6T的磁场，诱导产生等离子体电流。
EAST项目于1998年获我国政府批准，由中国科学院等离子体物理研究所承担研究 建设工作，并在2005年底完成装置组装，最终于2006年9月开始测试并获得等离子 体。EAST的环向场磁体由16个超导线圈组成，能够在等离子体中心处产生3.5T环向 约束磁场，还包含了14个极向场超导线圈，其中6个CS线圈安装于托卡马克中轴处。
KSTAR是一台全超导磁体聚变反应堆，由位于韩国大田的韩国国家核聚变研究所 （National Fusion Research Institute，NFRI）开发运行。该项目于1995年获批，但 受东亚金融危机影响而推迟建设。最终，该项目的建设阶段于2007年完成，并在2008 年6月成功产生等离子体。
KSTAR具备全超导磁体系统，包含16个环向场D型线圈和14个极向场线圈，能够产 生2MA的等离子体电流，并在等离子体中心处提供3.5 T的约束磁场。
3. 高温超导托卡马克磁体系统。近年来，以稀土钡铜氧（rare earth barium copper oxide，REBCO）为代表的高温 超导（high temperature superconductor，HTS）材料，在工业化生产能力和性能方 面均获得显著提升，推动了其在磁体领域的应用。 与传统低温超导材料相比，REBCO材料具有更高的临界温度和热稳定性，并且在高 磁场下仍能保持出色的载流能力，使得其在聚变领域中具有巨大的应用潜力。将 REBCO材料引入聚变装置中，不仅能够显著提升其磁场强度和聚变性能，还能大幅 缩减磁体尺寸，降低托卡马克装置的研发成本和技术难度，进而使聚变装置在设计 上更加紧凑和高效，推动其商业化进程。 当前，关于高温超导托卡马克装置的研发工作主要由国内外领先的商业公司驱动。 美国的联邦聚变系统（Commonwealth Fusion Systems，CFS）、英国的托卡马克 能源（Tokamak Energy， TE），以及国内的星环聚能与能量奇点等公司，均开启 了相关磁约束可控核聚变装置的设计、建造与磁体测试工作，致力于将高温超导磁 体技术应 用于未来商用可控聚变示范堆。
早在2010年，MIT便提出了基于REBCO二代高温超导材料完成聚变磁体迭代的想法， 致力于建造更小且聚变增益更高的托卡马克聚变装置，并给出了ARC(affordable robust compact)装置的初步概念设计[81-82] 。 2021年MIT联合CFS合作完成了第一代聚变验证装置SPARC（smallest possible ARC）的首个环向场磁体模型线（toroidal field model coil，TFMC）的研制工作， 并在20 K低温环境下达到了20.1T的峰值磁场。TFMC主要由绕组、结构外壳以及气 室（腔体）3部分组成，总重约10 t。线圈所采用导体均为REBCO二代高温超导带材， 总匝数为256，耗线总量达270 km。TFMC首次向人们展示了一种结构紧凑、 性能 卓越的大口径高温超导磁体，并为下一代高温超导聚变磁体的研制与发展奠定了重 要的科学与工程基础。
能量奇点公司聚焦于高温超导托卡马克这一创新技术路线。其所研发制造的全高温 超导托卡马克装置——洪荒70，设计工作开始于2022年3月，并于2024年3月完成系 统总装。洪荒70装置的磁体系统共由26个超导磁体构成，其中包括12个TF磁体、6 个PF磁体以及8个CS磁体，均采用高温超导材料，该装置能够在0.75m的等离子体 半径下，产生0.6T的中心场强。 根据能量奇点25年3月10日的推送，能量奇点在高温超导磁体领域取得重大突破。公司自主研制的大孔径强场磁体——经天磁体成功完成了首轮通流实验，产生了高达 21.7特斯拉的磁场，创下大孔径高温超导D形磁体最高磁场纪录。这一场强超过了美 国麻省理工学院和CFS公司联合研制的SPARC TFMC磁体在2021年创造的20.1特 斯拉的纪录，标志着能量奇点在高温超导聚变磁体领域达到国际领先。 经天磁体长约3米，宽约1.4米，总重约7.5吨。磁体的绕组由32件单饼线圈堆叠而成， 绕组中心孔面积约0.5平方米。在首轮实验中，经天磁体通过高温超导电流引线通入 了24300安培（单匝）的电流，磁体总安匝数达到926万安匝，绕组工程电流密度达 到1.57亿安培每平方米。经天磁体的核心使命是对能量奇点下一代10倍能量增益性 能的托卡马克装置——洪荒170所需的环向场（TF）磁体关键技术和制造工艺进行研 发和验证。
根据《磁约束可控核聚变装置的磁体系统综述》（张家龙等），星环聚能公司成立于 2021年，依托于清华大学工程物理系聚变团队通过成果转化而孵化建立。 团队成员 运行国内首个球形托卡马克装置（sino UNIted spherical Tokamak，SUNIST）近20 年，在球形托卡马克及其技术等方面有深厚的积累。 2023年6月，星环聚能和清华大学合作完成了SUNIST-2的建设工作，如图19所示， 用以验证重复重联原理和1T磁场球形托卡马克的约束性能，并获得了第一等离子体。 在后续试验中，该装置等离子体温度将突破107℃，等离子体电流也将达到500kA。 目前，该团队正在设计并建设聚变技术验证装置CTRFR-1，即一台中型高温超导球 形托卡马克装置，其等离子体密度、温度和能量约束时间等核心参数将接近或超过 功率平衡条件。基于该装置，星环聚能将完成重复重联聚变堆技术可行性的验证工 作，并达到星环聚能第二阶段里程碑。
惯性约束聚变（Inertial Confinement Fusion，ICF）是另一种核聚变技术，它通过 使用激光或粒子束等能量输入装置，在非常短的时间内将氢同位素压缩和加热，形 成高密度和高温的等离子体。这种压缩和加热的方式类似于核武器中的物理原理。 在惯性约束聚变中，氢同位素通常以固态或液态的微小球形靶点的形式存在，激光 或粒子束能量输入装置会同时照射靶点的表面，使其快速受热膨胀并产生等离子体。 由于等离子体密度的瞬时增加，内部氢同位素核之间的距离变得足够近，从而实现 核聚变反应。惯性约束聚变需要非常高的能量输入和精密的激光或粒子束控制，目 前仍面临许多技术挑战。
1. 聚变-裂变混合堆（Z-FFR）。聚变-裂变混合堆（Z-FFR）的创新。裂变能利用中子与铀、钚、钍等重核发生裂变 反应而释放能量，聚变能主要利用氢同位素氘、氚发生热核聚变反应而释放能量。 聚变－裂变混合能则利用热核聚变产生的大量中子驱动次临界裂变堆而释放能量， 热核聚变提供强中子源，功率一般大于100MW，次临界裂变堆承担主要的放能任务， 裂变和聚变放能的比值（M值）一般大于10。 以Livermore 实验室提出的激光惯性聚变能概念（简称 LIFE）为例。LIFE实际上 是一个聚变裂变混合堆：其激光能量1.4MJ，G＝25-30，每秒打10-15发，聚变功率 为300-500MW，裂变包层能量放大M＝4-10倍，最后实现系统总功率2000-3000MW。 据分析，一个典型的3000MW纯聚变电站需要激光能量3MJ，G＝70，每秒打15发．混 合堆的概念实际上降低了对激光功率和靶增益的要求。
聚变-裂变混合堆（Z-FFR）的创新在于：（1）核心设计范式突破。局部整体点火靶（Partial Volume Ignition Target）。 创新性采用"点火区-主燃区 "分离结构：中央低密度氘氚点火区（质量<10mg）通过Z箍缩驱动实现超快压缩（峰 值压力>300GPa），在重介质保护下实现局部整体点火（温度>10keV），突破传统 中心点火对对称性的苛刻要求（允许径向压缩不对称性达20%）。 先进次临界能源堆（Advanced Subcritical Energy Multiplier）。 中子倍增与能 量放大：利用聚变中子（14.1MeV）触发天然铀（铀-238占比>99%）次临界裂变 （k_eff=0.95-0.98），实现能量放大系数M=10-20，单次聚变放能1GJ可驱动裂变释 放10-20GJ能量。 水慢化创新方案。采用轻水慢化+重水反射层设计，中子能谱优化使铀-238裂变份额 提升至85%，铀资源利用率突破90%（对比快堆<60%）。
（2）关键技术指标较为领先。和ITER对比，Z-FFR的指标领先优势较为明显。聚变能量增益有望达到30以上，远 高于ITER的10，同时可以利用裂变的相关技术积累，换料周期3-5年。
（3） 经济性有望优于三代核电。建造成本优势。根据《Ｚ箍缩驱动聚变－裂变混合能源堆总体概念研究》（彭先觉 等），Z-FFR主要包括60-70MA级驱动器、次临界能源堆、靶和负载工厂、氚工厂和 燃料循环几大系统组成，各系统建造成本及总造价估算见下表。Z-FFR在经济性上具 有明显的优势，比快堆便宜、安全、且后续运行费用较少；比热堆稍贵但能成为千年 能源并具有多项优点；比纯聚变堆经济性更高，技术难度大为减小，且安全性与环 境友好性可以比拟。 Z-FFR运行时物质消耗量小、废料少（每年仅消耗1t天然铀、产生约1t废料，处理废 料消耗的资源少；快堆建造成本主要由大量的初始钚装料和燃料元件的制造成本构 成；热堆尚未考虑乏燃料和废料处理成本。
2. Trenta−磁惯性聚变装置。根据《核能与聚变裂变混合能源堆》（彭先觉），美国Helion Energy公司正在开发 一种同时结合磁约束和惯性约束原理的可控聚变装置，即Trenta−磁惯性聚变装置。 其目标是通过磁场加速等离子体，然后在极短时间内对其进行压缩，完成无中子聚 变并产生氦−3和聚变能，基于该项技术可以使用完全从水中提取的燃料生产较低成本的清洁电能。 根据Helion公司第六台原型机Trenta的运行结果，其反应堆温度已突破108℃，磁场 强度超过8T，离子密度高达3×1022/m3，约束时间0.5ms，并宣称在预期燃料试验中， 观察到了大规模氘−氦−3聚变的证据。目前其第七代装置Polaris已开启建造工作，并 于2023年进入全面组装阶段。该装置将具有更为强大的磁体系统，峰值磁场可达15T， 并采用与电动汽车制动相同的原理，无需蒸汽循环，能够实现电磁能的高效回收。
