5热交换器设计(论文+DWG图纸+外文翻译+文献综述+开题报告)机械设计带图纸文档
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5热交换器设计(论文+DWG图纸+外文翻译+文献综述+开题报告)机械设计带图纸文档,热交换器,设计,论文,DWG,图纸,外文,翻译,文献,综述,开题,报告,机械设计,文档
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一、引言 自上世纪五十年代以来，美苏等工业发达国家在进行核军备竞赛的同时，也竞相发展核电站，至七十年代进入发展高潮。那时，核电增长的速度远大于火电和水电。虽然从几十年的经验看来核电是一种安全、清洁的能源，但是，1979年发生的三里岛严重事故特别是1986年发生的切尔诺贝利严重事故给社会公众和电业投资者（用户）带来相当大的负自影响，以致使核电在上世纪八十年代、九十年代在国际上处于低潮。尽管如此，以美国为首的工业发达国家仍对核电的前景进行了认真的研究。美国能源部和电力研究院的研究结果认为，根据核电已有的经验和技术水平是能设计出新一代核电机组，使其安全性和经济性都显著提高，其安全性能为公众和用户（指电业投资业主，下同）所信任，其经济性具有参与电力市场竞争的能力。于是美国电力研究院于九十年代出台了先进轻水反应堆用户要求文件（即URD文件）1对安全性和经济性提出了一系列定量指标要求。之后，欧洲各国电力界也相继提出了欧洲用户对轻水堆核电站的要求（即EUR文件）2，表达了与URD文件相同和相似的看法和要求。与此同时， 3国际原子能机构（ IAEA）也对其推荐的核安全法规（NUSS系列）和安全专家组建议（INSAG文件）进行了修订补充，已出了NUSS第二次修订版，进一步充实、明确了对防范和缓解严重事故，提高安全可靠性和改善人因工程等要求。事实上，从切尔诺贝利事故后至今已16年，世界核电机组又累计了约6000堆年的经验而没有发生重大事故，这就说明，近20年来各拥有核电站国家所采取的改进措施，包括机组性能的改进和提高安全文化等措施，实际上已使现在正在运行（国际上称为第二代的）核电站的安全运行性达到了可以接受的水平。但是，仍有一些问题是社会公众和用户关心的重点，需要继续寻求更佳的解决，如：1、如何进一步减低堆芯熔化和放射性往环境大量释放这类严重事故的概率，使其减至极小，以消除社会公众的顾虑；2、如何进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的产量和更佳妥善的处理方案；如何减少对人员和环境的剂量影响； 3、如何降低核电站每单位千瓦的造价和缩短建设工期，提高机组热效率和可利用率，加长寿期，以进一步改善其经济性。美国URD文件、欧价EUR文件和国际原子能机构的NUSS建议法规第二版，主要就是从这些目标出发而提出的要求。九十年代以来美国、欧洲联盟日本、加拿大、俄罗斯、韩国等正在针对这些要求，结合已取得的研究开发成果，进行第三代核电站的设计，已提出了多种不同深度的设计方案（型号）。与此同时，为了从更长远着想，力图从根本上确定核能利用的必要性、可行性和可持续性，以美国为首的一些工业发达国家已经联合起来进行第四代核能利用系统的概念设计和研究开发工作。这里简要说明一下第一、二、三、四代核电机组及其反应堆的含义：第一代是指在上世纪5060年代建成的试验堆和原型堆核电站，如苏联的第一原子能电站，美国的希平港压水法核电站等；第二代是指从60年代末以来陆续投产至今还正在商业运行的核电机组及其反应堆，如 PWR， BWR， CANDU， WWER等；第三代是指以满足用户要求文件（URD）为设计要求的，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争的核电机组及其反应堆如AP1000、EPR、SBWR等；第四代是指目前正进行概念设计和研究开发的，可望约在2030年建成经济性和安全性均更加优越，废物量少，无需厂外应急并具有防核扩散能力的核能利用系统。二、第三代核电机组发展趋势 第三代核电机组的设计原则，是在采用第二代核电机组已积累的技术储备和运行经验的基础上，针对其不足之处，进一步采用经过开发验证可行的新技术，以显著改善其安全 性和经济性，满足URD文件或 EUR文件和 NUSS建议法规的要求；同时，应能在 2010年前后进行商用核电站的建造。统观各国己提出的设计方案，有下列特点：1、在安全性上，满足URD文件的要求，主要是： 堆芯熔化事故概率1.0 105堆年； 大量放射性释放到环境的事故概率1.0 106堆年； 因此，应有预防和缓解严事故的设施 核燃料热工安全余量15。 2、在经济性上，要求能与联合循环的天然气电厂相竞争；机组可利用率 87%； 设计寿命为60年建设周期不大于54个月。3、采用非能动安全系统。即利用物质的重力，流体的对流，扩散等天然原理，设计不需要专设动力源驱动的安全系统，以适应在应急情况下冷却和带走堆芯余热的需要。这样，既使系统简化，设备减少，又提高了安全度和经济性。以AP1000为例，示意如图1。4、单机容量进一步大型化。研究和工程建造经验表明，轻水堆核电站的单位千瓦比投资是随单机容量（千瓦数）的加大而减少的（在单机容量为150万170万千瓦前均如此）。回此，欧洲法马通、德国电站联盟联合设计的EPR机组的额定电功率为 150万170万千瓦，日本三菱提出的 NP21型压水堆核电机组的电功率为 170万千瓦，俄罗斯也正在设计单机电功率为 150万千瓦的 WWER型第三代核电机组，日本东芝和日立提出了建 170万千瓦沸水堆 ABWR的概念设计，美国西屋公司和燃烧公司也将原单机容量60万千瓦的AP600型机组发展为 100万千瓦的AP1000型机组。5、压水堆一回路都采用偶数环路第三代压水难设计一回路均采用偶数环路，即两环或四环，例如，美国的AP 1000是两环路，但每环含一台蒸汽发生器和两台主泵，韩国的 CP 1300也是两环路，每环含一台蒸汽发生器和两台主泵，日本三菱的 NP21，欧洲的 ERP和俄罗斯的WWER1500都是四环路，每环山一台蒸汽发生器和一台主泵组成。采用偶数环路的主要原因是使安全系统的布置合理，容易实现其冗余系统的相互隔离和独立性。6、用整体数字化控制系统国外近年来新建成投产的核电机组，如法国的N4、英国的 S izewe 11、捷克的 Temelin、日本的 ABWR均采用了数字化仪控系统。经验证明，采用数字化仪表控制系统可显著提高可靠性，改善人因工程，避免误操作。世界各国核电设计和机组供应商提出的第三代核电机组无一例外地均采用整体数字化仪表控制系统。我国10MW高温气冷试验堆和田湾核电站均已采用整体数字化控制系统。7、施工建设模块化以缩短工期核电建设工期的长短对其经济性有显著影响。因此，新的核电机组从设计开始就考虑如何缩短工期。有效办法之一就是改变传统的把单项设备逐一运往工地安装方式，向模块化方问发展：以设计标准化和设备制造模块化的方式尽可能在制造厂内（条件较工地好）组装好，减少现场施工量以缩短工期。美国和日本联合建设的ABWR机组已成功地采用了这种技术。美国 AP 1000也将采用模块化设计、建造技术，据称其工期可缩短为48个月。德国、美国、南非正在研究设计的高温气冷堆，也是往模块化方向发展。为了顺利实现从第二代核电机组到第三代的过渡，在美国能源部的倡议下，美国组建了一个审计各种新型号的核电机组能否在 2 010年前实施建造的工作小组，称为“近期项目实施组”（ NearTermDeploement Group，NTDG组），广泛收集了电站用户和反应堆设计制造厂家等对已经出笼的反应堆新型号的意见，（包括对其设计完成的深度，获得核安全当局批准的能力，与现有基础设施的匹配性、安全性和经济性指标的可信程度等），根据意见反馈结果，NTDG组提出了对8个型号的堆型在2010年能否实施建造的结论性看法，分为：能（can），大概能（probably can），有可能（possibly can）和不能（can not）四个等级，列表如下。对8个型号的核电机组能否在2010年前实施建造的评估意见序号型号名称设计单位堆型电功率MW技术特点和设计深度能否在2010年前实施建造1ABWRGeneralElectric沸水堆1350改进型沸水堆，已于1997年在日本投产能2AP600Westing-House压水堆610具有非能动安全系统，设计已获得NRC批准大概能3AP1000Westing-House压水堆1090具有非能动安全系统，正在申请NRC批准大概能4PBMRExelin高温气冷堆110球型耐高温燃料组建模式反应堆大概能5SWR1000Framatpme ANP沸水堆1013满足EUR文件要求有可能6ESBWRGeneral Electric高温气冷堆1380无再循环泵，自然循环，具有非能动系统有可能7GTBHR美General Atomic及俄库尔恰托夫院压水堆288使用武器钚为著作核燃料，模块式反应堆有可能8IRISWesting-House300模块式、一体化反应堆不能这里认为在2010年前尚不能实施建造的堆型为序号8的IRIS堆型，即“国际创新保安反应堆”（International Reactor Innovative and secure）它是由美国、英国、日本、意大利等的工业界，研究院所和高等院校共同推出的一种模块式一体化压水反应堆，其特点是将反应堆堆芯和蒸汽发生器、主泵等一并放置于一个压力容器内，这些设备之间没有管道联接（图2），从而消灭了传统压水堆由于主管道破裂而发生“失水事故”的可能，再加上它设有高度非能动热输出能力的安全系统，又有能耐严重事故下压力值的压力容器和球 形安全壳，因而使大量放射性释放环境几乎不可能，可能不需厂外应急。堆芯核燃料一次装料可连续运行4年乃至8年而不需换料，这就有利于防止核扩散，且高放射性废物量也大大减少。这些实际上己符合第四代核电机组的要求，故有的专家认为，IRTS堆是属于第四代的，或是介于第三代与第四代之间的。由于一体化，整个核蒸汽供应系统均在一个压力容器内，故可以在设备制造厂内把它作为一个模块制造完成后运往工地安装就位，显著缩短工期。但由于压力容器不能过大，故每个模块的功率也不宜过大，一般为电功率300MW左右，但据称在经济上仍有优势，能与天然气机组相竞争。这种创新型的反应堆必有一系列的技术难点需要解决，故有必要建原型难考验。中国核动力研究设计院已对一体化核蒸汽供应系统长期进行过研究并取得大量成果，为我国研究设计IRIS型堆打下了良好基础。现在，美国工业界在能源部的支持下，正在对上述八种堆型进行研究工发，打算在2005年至少选定一种，作为第三代核电的系列发展的堆型。尽管2001年4月，美国总统布什在其能源政策报告中再次表明了美国政府支持发展核电的决心。指出：发展核电是美国能源政策的重要组成部分（而从环境角度出发，布什总统也曾提出要争取到 2012年将温室气体排放量比现在降低 12，这对核电发展也是促进），但电力投资业主对第三代选用什么样的核电型号仍持谨慎态度，一定要看到在确保安全的前提下经济上也确实是有优势时才选定下来开工建设。三、对第二代核电机组的改进 上世纪八十、九十年代以来，各国对现正运行的核电站为提高安全性和经济性而进行的技术改进取得了显著成效。以美国为例，他们在研究开发新型核电机组的同时，毫不放松对现在正在运行的第二代核电机组的改进和提高效益，并已取得显著成绩。美国现在有104套核电机组在运工发电，对这些机组的改进是从下面几个方面着手的：l、改进机组运行性能通过优化堆芯核燃料换料方案等以降低运行成本；通过改进安全系统，加强运行管理，提高安全文化等以减少停堆次数和异常事件出现次数；采用“风险信息已知的在役检育方式”（ Risk informed inservece inspection RIISI ）等完善核电维修技术。通过这些改进使核电机组的可利用率从70年代初的60左右提高到了现在的约90。实践证明，机组安全性的提高和经济性的提高是可以相辅相成的；安全系统的改善和人员安全文化的提高必然促进机组的稳定连续运行，从而提高有效利用率，在经济上也得到好处。2、发挥机组设计裕量，提高额定功率在核电机组设计时，由于考虑一些不确定性，都留有相当的裕量，在对运行经验数据进行仔细分析后，这些不确定性就可相对确定，裕量就可发挥出来；此外，在采用更高精度的检测仪表后，由于考虑仪表误差而留的安全裕量也可发挥出来。因此，可以在保证安全指标的前提下提高机组额定功率。美国己有五十多座机组都通过这些改进使额定功率得到不同程度的提高。3、延长机组寿期 核电机组一般设计寿命是40年，现在各国都认为这个寿期是可以延长的，都在考虑延寿的问题。美国核管理委员会己为此制定了管理导则，并已审批通过了六个核电站的机组寿命由40年延至60年，而现在申请延期者仍络绎绝，出现了排队等候的现象。据美国核管理委员会的信息，美国80的机组都要申请延寿，这是因为延寿的利益是十分显著的：据测算机组延寿每千瓦的代价为250美元到750美元，而目前新建机组的造价为每千瓦1500美元至2000美元；何况如果机组不延寿，到期就要退役，而退役拆除费不低于每千瓦400美元。据称，延寿后的发电成本可降低到 1 8 8美分 KWh。四、第四代核能系统的开发近年来，世界各国提出了许多新概念的反应堆设计和燃料循环方案。2000年1月，在美国能源部的倡议下，十个有意发展核能利用的国家派专家联合组成了“第四代国际核能论坛”（Generation IV Nuclear Energy Intertional Forum，简称GIF），于2001年7月签署了合约（Charter），约定其间合作研究开发第四代核能系统（Gen IV）。这十个国家是：美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西和阿根廷。国际原子能机构和国际经济合作与开发组织（OECD）原子能机构也派了观察员参加。第四代核能系统开发的目标是要在2030年或更早一些时间创新地开发出新一代核能系统，使其在安全性、经济性、可持续发展性、防核扩散、防恐怖袭击等方面都有显著的先进性和竞争能力；它不仅要考虑用于发电或制氢等的核反应堆装置，还应把包含核燃料循环在内，组成完整的核能利用系统。GIF协会主要是由各国政府部门支持的科研院所、高等院校和工业界的专家所组成，自2000年至2002年三年中，先后有100多名专家开过八次研讨会，提出了第四代核能系统的具体技术目标，主要是：l、核电机组比投资不大于1000美元KW，发电成本不大于3美分KWh，建设周期不超过三年；2、非常低的堆芯熔化概率和燃料破损率，人为错误不会导致严重事故，不需要厂外应急措施；3、尽可能减少核从业人员的职业剂量，尽可能减少核废物产生量，对核废物要有一个完整的处理和处置方案，其安全性要能为公众所接受；4、核电站本身要有很强的防核扩散能力，核电和核燃料技术难于被恐怖主义组织所利用，这些措施要能用科学方法进行评估；、要有全寿期和全环节的管理系统；、要有国际合作的开发机制。GIF在2002年5月在巴黎举行的研讨会上，选定了六种反应堆型的概念设计，作为第四代核能系统的优先研究开发对象。这六种堆型中，有三种是热中子堆，有三种是快中子堆。属于热中子堆的是：超临界水冷堆（ SCWR， Supercritlcal watercooled Reactor上）很高温气冷堆（VHTR，Veryhightemperature gascooled reactor）熔盐堆（MSR， Molten salt reactor）属于快中于堆的是：带有先进燃料循环的纳冷快堆（SFR， Sodiumcooled fast reactor）铅冷快堆（LFR， Leadcooled fast reactor）气冷快堆（GFR， Gascooled fast reactor）现简要介绍这六种堆型的主要特点。l、超临界水冷堆（SCWR）超临界水冷堆的工作介质水是在超过水的热力学临界点的温度压力（ 3 7 4C， 2 2. 1M Pa）的状况下工作，这样可使电站的热效率高达4445，并简化了配套系统和设施，反应堆的冷却剂也就是汽轮机的工作介质，不改变相状，故也无“压水堆”、“沸水堆”之分，（图3）水的压力约25MPa，过培堆的温度约280C，出堆时510C以上，可高达550C，单机组电功率可达170万千瓦。堆芯核燃料为氧化铀芯块，包壳采用耐高温的高强度镍合金或不锈钢。堆芯设计有两种方案：热中子谱方案和快中子谱方案，相应的也有两种燃料循环方案，即：（1）在热中子谱反应堆上的开式循环，一次通过方案； （2）在快中子谱反应堆上的闭式循环方案，即设置以先进湿法处理为基础，对锕系元素实施完全再循环的方案。据估算，由于系统显著简化和热效率显著提高，使电站造价和发电成本大大降低，每千瓦造价约为900美元，每KWh电价约2.9美分。这种创新的设计仍可大量利用压水堆和沸水堆己积累的技术储备，并可利用超临界火电站的技术，但仍有大量的研究开发工作要取得结果后才能落实设计。主要是：在堆芯设计方面，核燃料、慢化剂（冷却剂），控制棒，结构材料等在堆芯中的布局均要有崭新的设计结构，以及如何避免出现反应性正温度系数等，都要研究。堆芯中既耐高温、耐腐蚀而又吸收中于少的材料等需要研制。在专设安全系统方面，原则上拟采用类似于先进沸水堆的非能动安全系统，但其可行性仍需研究证实。在如何保证运行稳定性，实现功率水平、温度、压力的可控性以及L动，停堆停机的可靠性等，均需研究。2、很高温气冷堆（V H T R）很高温气冷堆是在高温气冷堆（HTGR）的基础上发展起来的。在上世纪七十年代，美国、德国已建成电功率为200300MW的高温气冷堆核电站，但因经济上竞争不过压水堆和技术上还有些问题不成熟等原因，未能达到商业化应用。八十年代德国推出了模块式高温气冷堆的设计概念，以模块式小型化和具有固有安全性为特征，成为国际上高温气冷堆技术发展走向，美、德、日本、南非等和我国都在积极研究，我国在清华大学核能设计研究院已建成10MW的模块式高温气冷试验堆。VHTR为小型模块堆，单堆热功率600MW采用碳化锆覆盖的颗粒燃料做成块状、针状或球状组件。冷却堆芯的氦气出口温度达1000C，可用于制氢及石油、化工等工艺过程供热等，用于发电，效率可达50，在采用铀钚燃料循环改进后可使废物量显著减小，VHTR具有高度的非能动安全特点。3、熔盐堆（ M S R）熔盐堆的概念设计在上世纪六十年代末即己提出，它用铀、钚、钠、锆的氟化盐在高温熔融的液态下既做核燃料，又做载热剂，当熔盐核燃料流入堆芯时产生裂变反应释热，流出堆芯时载热出堆，经过热交换器传出使用，故不需要专门制作燃料组件。熔盐进、出堆的温度为600C800C，发电效率可达4550，可谓高效。但一系列与开放式熔盐核燃料相关的放射性隔离、保护问题以及熔盐在高温上与各种设备材料之间的相容性等问题的解决，难度甚大。4、钠冷快培（ SFR）第四代钠冷快培采用可有效控制锕系元素和可转换铀的闭式燃料循环，钠在接近大气压的压力下运行，在堆出口处温度约500C，沸腾裕度大。有两个工艺方案：（1）中等规模（电功率 15 05 0 0 MW）的纳冷堆，使用铀-钚一次锕系元素-锆合合燃料，并采用高温处理的金属燃料循环。 （2）大型规模（电功率 5 0 0 15 0 0 MW）的铀冷堆，使用铀-钚氧化物（MOX）燃料，以先进的湿法处理为基础的燃料循环。采用闭式燃料循环可将高放射性废物产量显著降低并提高铀资源的有效利用率。5、铅冷快堆（L F R）铅冷快培系统用在高温下的液态铅或铅-铋台金冷却，采用闭式燃料循环，以实施铀的有效转化利用并控制锕系元素。盒式（Cartridge）堆芯可实施燃料就地处理，堆芯寿命长达1530年，有利于防核扩散。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物燃料，液态金属靠自然循环对流冷却，在堆出口处温度为550C。若要用以制氢或为石油化工工艺，则应将出口温度提高到 8 0 0 C，本堆具有高度的非能动安全性能。铅冷快堆系统有两个方案：一是单堆系统电功率为300400MW的模块式方案，另一为电功率为 1200MW的大型机组系统方案。6、冷快堆（G F R）气冷快堆系统用氦气冷却，采用闭式燃料循环。高温（850C）氦气直接驱动氦气轮机发电，采用布雷顿循环。单堆热功率600MW，电功率288MW，热效率达48。也可用于制氢或其他工艺供热。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，可将长寿命高放射性废物的产量降至最低，并有利用提高铀资源的利用率。 参加GIF的十个国家的专家对上述六种核能利用系统的研究开发工作大纲和分工合作进行了研究协调，提出了初步的工作“路线图”（Roadmap），认为，从现在的概念设想转变成商业实施（产业化），需要经过四个步骤的工作：第一步：可存在性（生命力，Viability）研究 研究明确要使该方案切实可行的关键所在，并证明其原则可行。 第二步：性能研究 工程规模的研究开发和优化，使其性能达到期望的水平。 第三步：系统示范 建造中等或较大规模的示范系统以验证设计。 第四步：商用实施。 目前，GIF的十个国家的参加单位只对第一步和第二步做了初步安排和分工，尚未安排第三步和第四步。目前尚不能确定究竟那一种堆型系统能成功，但按照GIF对第四代的展望计划，将在2020年前后选定一种或几种堆型，2025年前后建成创新的原型机组系统示范，如果在原型机组、能成功地显示这种创新技术在安全性和经济性上的优越性，确实能与其他能源的发电机组竞争，那么大约从2030年起就可广泛地采用第四代核电机组系统，而在那时，现在正在运行的第二代核电机组均将达到60年寿期（批准延寿后）的退役年限。国际原子能机构除了赞同GIF的Gen IV倡议外，也在2001年倡议开始了“ IN P R 0”国际项目（ International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles-创新型反应堆和燃料循环国际项目），目前已参加 INPRO项目的国家有：中国、法国、俄罗斯、欧洲联盟、印度、西班牙、加拿大、荷兰、土耳其等。INPRO的工作不是具体设计某种型号的反应堆和燃料系统，其主要任务是：l、论证说明为了满足21世纪经济发展对电力的需求，必须发展核电；2、促进国际和各国的设计单位、制造单位和电站业主通力合作，以设计和建造具有竞争能力的创新型反应堆和核燃料系统，既具有固有安全性，又能防止核扩散和核材料丢失。五、可控热核聚变堆的前景展望 聚变核能的发现与裂变核能的发现都是伟大的物理学成就。1935年物理学家贝特（Bethe）提出了关于太阳和其他恒星上存在氢原子核聚变的假说，之后物理学家们很快就证实了：在极高的温度下，氢、氘、氚和氦-3等轻核确能发生聚变，而且聚变释放的能量约为同等质量铀、钚等重核裂变所释放能量的35倍。H然界的轻核资源可以说是取之不尽，用之不竭的。据估算，海水中总量达四十万亿吨的氘足以满足人类今后几十亿年对能源的需求。 但是，实现可控聚变热核反应堆的难度非常之大。试比较一下：1945年人类爆炸了第一颗原子弹，1954年就有了第一座和平利用裂变核能的核电站；而1952年第一颗氢弹爆炸试验成功后至今己五十年，可控热核反应堆至今尚未走出科学家的试验室。可以说，聚变能源的开发和和平利用是人类科学技术发展史上最具有挑战性的事件。根据劳逊（Lawson）于1957年提出的判据，轻核的聚变反应必须在所需的高温下等离子体以足够大的密度维持足够长的约束时间，才能使反应达到“临界”，此时反应系统产生的能量等于加热等离子体并维持其高温所需的能量，即两者的比值如（能量增益因子）Ql。科学家们五十多年来的研究表明，磁约束和惯性约束是满足劳逊判据、实现受控聚变的两种基本途径，多年来，各国已建成多种类型的试验装置200多台，向上述目标前进。八十年代以来，一些大型托卡马克（磁约束）装置如美国的TFTR，欧共体的 JET，日本的 IT-60U，前苏联的 T-15等相继建成，使等效氘氚聚变反应的Q值达到大于1，宣告了磁约束受控热核聚变的科学可行性已被证实。在此基础上，欧、美、日、俄四方联合（之后加拿大加入，美国退出后又拟再加入）开发的国际热核能试验反应堆ITER己于1998年完成了工程设计，期望在2020年建成，其设计功率为1000MW，等离子体持续时间大于1000秒。如果这样一座百万千瓦级的聚变核反应堆能如期建成运行，将使聚变发电的工程可行性得到证实。但要走向经济的商用化发电，仍还有一系列技术问题需要解决，仍有很长的道路要走。国际聚变界认为，从“聚变研究”到“聚变经济”，尚需要 5 0年以上的时间。但前景是光明的。我国早在50年代中期就己开始了可控热核聚变的研究，2002年 12月 2日，我国新一代受控核聚变研究装置中国环流二号A（HL2A）建成开机，这是继八十年代中型托卡马克 HL l和九十年代改进型 HL一 1M以及合肥超托卡马克- 7号（HT7）建成并取得重要研究成果之后我国在核聚变领域的新跨越。HL2A和己立项在建的HT7标志着我国聚变研究进入大规模装置试验阶段，具备了在更高层次上参与国际合作研究与竞争的基础。我国将在托卡马克长脉冲与稳态运行和燃烧等离子体物理等前沿领域承担一系列课题，为ITER所需数据率提供支持。随着激光技术的发展，惯性约束研究也有重大进展，各国科学家先后建立了一批几百焦耳至数千焦耳级的中小规模固体激光驱动器和Kr F准分子激光驱动器，包括我国的 SGII和HEAVEN-1在内。专家们认为
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