Helical Fusion完成关键测试，推动聚变发电商业化进程

一、事件概述：关键磁体测试过关，转入集成装置建设

10月27日，日本初创企业Helical Fusion宣布，其用于稳态聚变反应堆的高温超导（HTS）线圈在模拟真实反应堆磁环境下完成性能测试：导体在15 K低温、7特斯拉外加磁场条件下实现40 kA的稳定超导电流。测试由日本国立核融合科学研究所（NIFS）的大口径强磁场平台完成。公司据此启动面向“集成演示装置”Helix HARUKA的制造与施工，称该结果满足进入系统集成阶段的技术门槛。Helical Fusion表示，此次为“全球首次在反应堆等效磁环境下验证面向电厂尺度的HTS线圈”，意在确立其在商业化竞赛中的位置。

Helical Fusion同时披露融资与公共扶持情况：公司累计融资约52亿日元，并获得日本文科省主导的SBIR Phase 3项目20亿日元支持，用于HTS磁体与包层/偏滤器（blanket/divertor）两大关键系统的工程化验证。企业路线图显示，上述两项核心技术力争在2020年代完成测试，随后以Helix HARUKA做整机集成验证，并在2030年代推动“稳态发电的先导电厂”Helix KANATA的建设。

二、技术路径：螺旋式稳态磁约束的“日本系”传承

Helical Fusion选择的并非托卡马克，而是以螺旋型（Stellarator/Heliotron）为核心的稳态磁约束技术谱系。这一路线在日本由NIFS的大型螺旋装置LHD长期深耕，其目标就是围绕“稳态/高温等离子体的约束”开展基础与工程研究。在欧洲，德国马普等离子体所的Wendelstein 7-X（W7-X）已在长脉冲与三乘积等指标上持续刷纪录，验证了在长时间尺度实现优质约束的潜力。相较托卡马克依赖强驱动电流维持等离子体，螺旋式装置在本征稳态与对扰动的被动稳定性方面更接近商业电站需求，这也是Helical Fusion把“稳态可发电”作为差异化卖点的原因。

围绕“从材料到系统”的工程化落点，此次HTS线圈测试的看点在于导体规格与磁环境均按电厂尺度设定，而非仅做材料样条或小线圈实验。这意味着线圈制造、弯折成形、接头电阻、绝缘与冷却、励磁控制等环节必须作为成套系统过关。若与W7-X的超导非平面线圈经验相互参照，可以看到复杂三维线圈在制造与装配的可重复性正在上升，这将直接影响后续原型电站的交付风险与全寿命成本。

三、产业定位：与全球商用化竞赛的呼应与分野

在全球“2030年代上网”的竞赛中，螺旋式与托卡马克均有冲刺者。美国的Commonwealth Fusion Systems（CFS）正推动弗吉尼亚ARC电厂，已获科技公司与能源企业的长期购电承诺与地方许可推进，目标在2030年代初并网。Helical Fusion的节奏与之并行但分属不同技术学派：前者以高场托卡马克配合REBCO磁体，后者以螺旋式稳态装置为纲，二者在工艺路径、供应链伙伴与项目治理上互为参照。对行业而言，多路线并进提升了“十年视野内见到首批电网级装置”的概率。

需要指出的是，Helical Fusion的商业化叙事还包括原型电厂造价与可利用率等工程假设。例如首座原型电厂约50亿美元的建设量级、投运后“一年运行、三个月维护”的节奏与超过80%的可用率，均已在公开材料中出现。这些数字有助于外界理解其与天然气机组、核裂变与可再生能源在度电成本与供电稳定性上的对比，但仍需在后续整机集成与长期运行中接受验证。

四、结语

Helical Fusion此次等效工况下的高温超导线圈测试，把“电厂尺度”的关键部件从实验室推到工程门槛内侧，直接缩短了全机演示装置建设的不确定性。对Helical Fusion而言，未来两年的关键里程碑将是：在NIFS体系内完成包层与偏滤器的工程化验证，确保热通量、氚增殖与可维护性达到电站级要求；在Helix HARUKA上实现等离子体的长时间稳态控制并验证主要部件的协同；持续放大SBIR与股权资金的撬动效应，完成原型电站的前期选址、许可路径与长周期部件锁定。若技术、资金与许可形成正向迭代，2030年代出现首批稳态螺旋式装置接近并网的图景将具备现实基础。

总的来看，这次测试是螺旋式稳态聚变从“可研—试制”迈向“可建—可管”的信号。商业化仍面临诸多关口，但随着磁体、包层与远程维护等核心问题逐步解决，聚变电力迈向“可预期、可融资、可并网”的时间表会愈发清晰。

参考文献：

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