氚悬崖三笔账与单位口径

先给答案，再解释

这件事有一半是会计问题，一半是物理约束，而两半卡在不同的年份上，这一点大多数报道都没说清。

会计问题说的是:同一桶氚，不同机构报出来的存量能从 20 公斤一路报到 40 公斤，差一倍。而"一座电站一年吃多少氚"这句话更乱，有人把它写成"1 GWe 堆年耗 55.6 公斤"，有人写成"年产 10 公斤"，这两个数都错了，而且错的方向还不一样——一个把功率单位看漏了，一个把产量放大了五倍。

物理约束说的是:每烧掉一个氚核，包层里最多长回一个多一点。这"多一点"要同时养活三个吃氚的口子——自己衰变、被材料截留、还要替下一座堆攒启动库存。这个账在纸上就容易算不平，而且它不是靠把回收率从 95% 提到 99% 就能翻盘的。

两半卡在不同的年份。会计那一半现在就能查清，一个下午的事。物理那一半要等真实数据，而真实数据最早出现在 2039 年——那才是 ITER 四个氚增殖模块真正开始跑的年份。中间这些年，没有任何一台装置能给出"真实 TBR"。

知识库里已经有三篇跟氚沾边的文章，各有各的活。九月三日那篇讲的是设备和工艺——氚工厂三大件、包层方案、ZrCo 储氚床、阻氚涂层。九月六日那篇讲的是家底和地外资源——氘、氚、锂-6、氦-3 各有多少，月球挖不挖得动。九月十三日那篇讲的是自持闭环本身——燃耗分数这个天花板、DIR 直接内部回收、锂-6 浓缩的技术门槛。

这一篇的主角是数字。同样一件事，二十份材料给出二十个数字，其中至少一半的差额不是物理造成的，是单位、时点和边界条件造成的。本文只做一件事:把存量、流量、TBR 三组数字全部换算到同一把尺子上，然后把换算过程摊开给人看。换算完了，你会知道哪几个说法可以直接扔掉，哪几个数字才是真正卡时间表的那个。

一、为什么必须把三笔账分开

大多数人讨论氚够不够，是把三件事混在一起说的。

第一笔是存量——此刻世界上有多少公斤氚，装在罐子里、可以随时提走。第二笔是流量——每年能新增多少、消耗多少、自己衰变掉多少，这是"进水管和出水管"的问题。第三笔是增殖比——每烧一个氚核能长回多少个，这是个无量纲的数，它本身不是"有多少氚"，它决定的是"流量能不能变成正的"。

这三笔账的量纲完全不同，混着说必然谈不拢。举例:有人拿"全球 25 公斤"去对"一座堆一年 160 公斤"，得出"半年就烧光"的结论。这个结论的算术是对的，但它答的是错的问题——因为一座真实的聚变堆从第一天起就自己造氚，不需要从罐子里搬走一年的量。真正需要从罐子里搬的，是启动库存，也就是"第一炉点火之前必须先垫进去的那部分"，以及维持库存，也就是"万一处理系统出故障，手里要留几天的量"。

反过来，也有人拿"TBR 做到 1.05 就行"来回答"氚够不够"。这也不对，因为 TBR 是流量比，它说的是长期上能不能自持；它不回答"今天这一个启动库存从哪来"。Kovari 等人在 2018 年那篇《Tritium resources available for fusion reactors》里把这件事说得很直白:理论上可以用很少甚至不用氚来启动一座堆，代价是每省下 1 公斤氚要花约 20 亿美元，所以经济上不成立 [3]。

所以本文的顺序是:存量、流量、增殖比，一笔一笔换单位，最后再并到一张表上。

二、第一笔账:存量

六个数字，从 20 公斤到 40 公斤

我把公开材料里出现过的存量口径都列出来，一个不漏:

口径	数值	谁给的	这句话的确切边界
最紧	约 20 公斤	ITER 组织官网"Fuelling"页	"Global inventory for tritium is presently around twenty kilos"，指的是 ITER 提款时能依赖的那一部分
偏紧	约 20 公斤	英国原子能管理局口径，2026 年经媒体转述	与上一条同量级，强调"军用储备不会被拿出来卖"
中位	约 25 公斤	Clery 2022 年 6 月《Science》报道	"thought to be about 25 kilograms today"，并注明按 ITER 2018 年研究计划的投影，这个库存会在本十年内见顶
区间	25 到 30 公斤	SCSP《U.S. Fusion Supply Chain Report》，2025 年 12 月 3 日发布	明确写 "only 25-30 kg available worldwide"
中位偏上	约 30 公斤	2026 年一篇聚变综述预印本	写的是"量级在 30 公斤"，O(30 kg)
中位偏上	约 30 公斤	普林斯顿等离子体物理实验室 2025 年暑期课程讲义（讲者来自 Tokamak Energy）	写 "\~30 kg total global inventory"
最松	约 40 公斤	美国国家科学院《Bringing Fusion to the U.S. Grid》，2021 年	原话是"present world inventory of commercially available tritium is highly limited"，括号里给约 40 公斤

出处分别是 [21]、[8]、[9]、[22]、[24]、[7]。

也就是说，最紧和最松差了整整一倍。这个差额跟物理一点关系都没有。

差额的一半来自"算谁的"

氚有三个来源，性质完全不同。

一是民用商业库存:从加拿大、韩国、罗马尼亚的重水堆里提出来、可以挂牌出售的那部分。加拿大安大略电力公司是唯一一家真正在做商业销售的，韩国的月城有提取厂但不卖，罗马尼亚的设施还在建 [8]。

二是军用储备。美国在萨凡纳河场址有一套完整的提氚链条，靠田纳西河谷管理局的瓦茨巴核电站辐照含锂控制棒，取出来再提纯。俄罗斯、印度、巴基斯坦、以色列也有各自的储备，量不公开 [8]。这类储备"存在"但不"商业可得"，算不算进"全球库存"直接决定数字是 25 还是 40。

三是还没提出来的那部分。坎杜堆的重水里，氚是逐年累积的。重水里的氚一旦浓度太高就有辐射风险，所以运营方定期把重水送到除氚厂"降级"。在送进去之前，那些氚在物理上存在，在会计上不算库存。Kovari 等人算的那条曲线之所以峰值高得多（2020 到 2040 年间在 35 到 39 公斤一带），就是因为他们算的是"可交付量"而不是"已交付量" [3]。

另一半来自"算到哪一天"

同一批物理量，换个年份就能差出一倍。

ITER 2018 年研究计划的投影是这样的:2020 年 25.5 公斤，2025 年 27 公斤，2030 年 26.5 公斤，2035 年 22 公斤，2040 年 14 公斤，2045 年 8 公斤，2050 年 4 公斤，2055 年 1.5 公斤 [22]。

Kovari 等人的同期投影则是:2020 年 37 公斤，2025 年 36.5 公斤，2030 年 35 公斤，2035 年 36 公斤，2040 年 31 公斤，2045 年 27.5 公斤，2050 年 29.5 公斤，2055 年 26 公斤 [22]。

两条曲线在 2025 年差 9.5 公斤，到 2055 年差 24.5 公斤。差别不在物理，在于对三件事的假设不同:坎杜堆延寿多少、ITER 消耗多少、私营公司买走多少。SCSP 给的"25 到 30 公斤"是 2025 年这一个时点的快照，而新闻稿在转述时经常把它当成一个永久事实——这就是"氚只有 25 公斤"这句话到处流传的来路。

Pearson、Antoniazzi 与 Nuttall 在 2018 年用更新过的坎杜堆延寿不确定性把这笔账重算了一遍。结论分两半:即使 ITER 的进度推迟，坎杜产的氚仍然足够支撑 ITER 走完全程；但 ITER 之后还有没有氚留给示范堆，则高度不确定，取决于几个完全不受任何人控制的外部因素 [4]。这句话可以当作存量这笔账的收尾——够不够用，取决于问的是哪一台装置。

还有一条最容易忽略的:美国国家科学院给的那个 40 公斤，是 2021 年的数字 [7]。五年过去了，这条曲线只降不升。

三、第二笔账:流量

存量是静态的。真正决定"能不能撑住"的是流量——每年进多少、出多少。

产量:一年两公斤上下

民用氚的产量全部来自重水堆的副产品。2025 年前后的实际口径是:

产地	年产量	备注
加拿大安大略电力公司（达灵顿、皮克灵、布鲁斯）	1.5 到 2.0 公斤	唯一真正做商业销售的
韩国月城	0.2 到 0.3 公斤	有提取厂，不商业出售
罗马尼亚切尔纳沃德	约 0.05 公斤	提取设施在建
合计	约 1.8 到 2.3 公斤	2025 年估计

把这些换算到单台机器:加拿大一座 650 MWe 级的坎杜机组，从重水慢化剂里一年能提出约 150 克；换成强度口径，是每 GWe 每满功率年约 130 克（Abdou 等 2021 年那篇综述 [1] 给的就是这个数，美国国家科学院 2021 年那篇给的是 150 克 [7]，两者口径略有差异但同量级）。

这里有一个必须点出来的陷阱。《Science》2022 年那篇报道的中文版写的是"十九座坎杜反应堆，每座每年产生约 0.5 公斤氚" [8]。按每 GWe 130 克去算，一座 650 MWe 机组只有约 85 克一年。0.5 公斤这个数更接近一座四机组电站（约 3.5 GWe）的总量——美国国家科学院那份报告给的口径是，安大略 12 GWe 的坎杜全队一年产 约 2.5 公斤 [7]。所以"每座 0.5 公斤"这句话要么是把"电站"说成了"堆"，要么是拿了最松的口径。用它去乘十九座堆，产量会被高估好几倍。

衰变:一年吃掉一个半公斤

氚的半衰期是 12.32 年，也就是 4500 天。换算成每年损失的比例是 5.47%。这个数不需要任何设计假设，它是原子核的性质。

于是有一个很简单但很少被认真对待的等式:库存 27 公斤，一年自己就掉 1.5 公斤。而全世界的年产量是 1.8 到 2.3 公斤。衰变一项就吃掉年产量的三分之二到八成。

这句话的推论很强:即使未来二十年一座新的聚变堆都不建、ITER 也完全不烧氚，全球的氚库存也只能做到勉强持平，还是建立在一批已经跑了五十年的坎杜堆全部延寿的前提下。

安大略电力公司现在的实际出货量更说明问题:每年大约 100 克，主要卖给医疗放射性同位素、夜光表盘和应急指示牌。公司副总裁 Jason Van Wart 预计到 2030 年代、等 ITER 和一批私营堆开始烧氚之后，年出货量能升到约 2 公斤 [8]。也就是说,现在全球的"氚市场"其实是个百克级的小生意，两公斤是它未来的目标而不是现状。

消耗:55.8 是"每 GW 聚变功率"，不是"每 GW 电"

这是本篇最要紧的一条单位纠正。

Abdou 等 2021 年在《Nuclear Fusion》上写的是:

a fusion reactor consumes about 55.8 kg of tritium per 1000 MW of fusion power per year

注意最后两个词:fusion power，聚变功率。不是电功率 [1]。

聚变堆的热效率和电效率加起来，1 GWe 对应的聚变功率大约是 2.5 到 2.8 GW。所以:

原始口径	换算	结果
每 1000 MW 聚变功率每年 55.8 公斤	直接引用	55.8 公斤每年
同上，折算到 1 GWe	乘 2.8	约 160 公斤每年
3 GW 聚变功率的商业电站	乘 3	167 公斤每年
500 MW 聚变功率	除 2	28 公斤每满功率年，即每天 75 克
ITER 全寿命	累计	耗 12 公斤，其中储存在设施内的上限 4 公斤

前两行把差额摆出来了:同一件事，"每 GW 聚变功率 55.8 公斤"和"1 GWe 每年 160 公斤"是两个不同量纲的说法，差 2.8 倍。2026 年那篇聚变综述预印本把这一条写得最清楚:一座 1 GW 电的堆，对应约 2.8 GW 热功率，每年约 160 公斤氚 [22]。

第三行的 167 公斤值得单独说。Abdou 的原话是"一座 3 GW 的商业聚变电站每年烧 167 公斤氚"，这个 3 GW 指的是聚变功率（55.8 乘 3 正好 167.4，能对上）。中文译本把它写成"年产 3 吉瓦电力的商业核聚变工厂"，一个词之差，读者会以为 1 GWe 该烧 55.6 公斤。这一条是"1 GWe 堆年耗 55.6 公斤"这个说法的最可能来源。

顺便把价格也放在同一把尺子上:国际上的成交价在每克 3 万到 4 万美元之间（《Science》2022 年报的是 3 万，英国原子能管理局 2026 年给的是 3 万到 4 万，SCSP 报的是 3 万到 5 万）[8][9]。按 160 公斤一年算，一座 1 GWe 堆的年燃料账单是 48 亿到 64 亿美元。人工造氚的成本更高:Abdou 等给的是每公斤 8000 万到 1.3 亿美元 [1]，Kovari 等给的氘-氘增殖路线是每公斤 20 亿美元 [3]。

四、第三笔账:TBR 的敏感性

TBR 等于 1 为什么不够

增殖比 TBR 的定义很干净:等离子体里每烧掉一个氚核，包层里长出几个。TBR 等于 1 意味着收支相抵。但收支相抵在这里不够，因为有三个口子要另外掏钱。

第一个口子是衰变。氚在管道里、在储氚床里、在包层里待着的时候一直在掉，掉的速度是每年 5.47%。库存越大，这个口子越大。

第二个口子是截留。氚会钻进材料里不出来——被不锈钢壁吃掉一点、被偏滤器里的碳共沉积锁住一点、被包层陶瓷的晶粒内部困住一点。这部分在核安全账上叫"滞留库存"，在燃料账上就是纯损失。Abdou 等的分析里假设非放射性损失 0.01%，放射性损失 0.00064% [10]；而普林斯顿那位长期批评氘氚路线的等离子体物理学家 Daniel Jassby 认为这个假设不现实，因为"你要想清楚它会经过哪些地方" [8]。分歧就在这里。

第三个口子是储备和倍增。处理系统会故障，故障期间增殖停摆但衰变不停，所以手里必须留几天到几年的库存。另外，如果聚变要真的变成产业，建成一座堆得为下一座堆攒出启动库存，这个攒的过程叫"倍增时间"。成熟电力工业的倍增时间是五到七年；氚这么稀缺，要求聚变把倍增时间压到 一到三年 [1]。

三个口子加起来，就得到那句被反复引用、也反复被读错的话:当前技术条件下，增殖包层最多只能比消耗多出约 15%，更可能是 5% [8]。15% 对应 TBR 约 1.15。

1.15 是天花板，不是门槛

现在说关键的一步。

"1.15" 这个数字在中文材料里几乎一律被写成"TBR 必须达到 1.15 才能自持"。这是读反了。Abdou 等的原意是:在计入系统定义、建模和核数据的各种不确定度之后，可实现的 TBR 上界大约在 1.15。它是"你能做到多少"，不是"你必须做到多少"——是天花板，不是门槛。

而"需要多少"是另一个数，它随设计条件变。Abdou 等给出的函数关系是这样的（24 小时处理时间，可用率 30%）:

燃耗分数 × 加料效率 fb·ηf	所需 TBR	说明
0（完全不烧就排掉）	1.30	极端情形，等于全靠包层填窟窿
0.5%	1.24	已经超出可实现上限，无解
1.0%	1.15	恰好压在可实现上限上，无余量
2.0%	1.08	进入可行区，但余量很薄
3.0%	1.05	这是"及格线"说法的真正来路
5.0%	1.03	只有燃耗分数过 5% 才真正宽松

数据来自 [1]。把这张表和"可实现上限约 1.15"放在一起看，结论就出来了:要让所需 TBR 落进可实现区间，燃耗分数必须超过 5%，而且储备时间要给到 4 年左右。 Abdou 等自己写的判据是"燃耗分数大于 5%、储备时间 4 年"才落在所需 TBR 低于约 1.15 的窗口内；此外，倍增时间远短于 5 年会把所需 TBR 再推高 [1]。

另一份 2025 年 6 月提交给国际原子能机构的燃料循环报告给出的数略低一些:燃耗效率 1% 时所需 TBR 为 1.06，2% 时 1.04，5% 时 1.023 [10]。两个数不一样，是因为这份报告假设了 DIR（直接内部回收）比例 85%，也就是把从偏滤器抽出来的氘氚混合气不分离就直接打回等离子体。DIR 比例越高，所需 TBR 越低，启动库存也越低——这是这篇报告自己强调的结论 [10]。

还有一条关于停机的事实:只有运行时间超过一半，可持续才谈得上。而 Abdou 说，照现有托卡马克的表现外推，未来堆的运行时间可能很难超过 5% [8]。

启动库存:真正要掏钱的那一笔

把 TBR 放一边，回到"从罐子里搬多少"这个问题。

Abdou 等算出来的欧盟示范堆启动库存是 5 到 14 公斤 [8]。Kovari 等的结论更紧:安大略也许能在 2050 年代中期凑出 8 公斤给一座示范堆，但任何现实时点都拿不出 10 公斤；2055 年能给示范堆的量，从 0 到 30 公斤都有可能，取决于坎杜堆延不延寿、ITER 烧多少、私营公司拿走多少 [3]。

这两个数字要跟本文第二笔账的结论连起来读:全球民用存量 25 到 30 公斤，年产量 2 公斤出头。也就是说，一座示范堆的启动库存相当于全球存量的四分之一到一半，或者说不吃不喝攒五到七年。这才是"氚悬崖"这个词真正的意思，而不是"半年烧光 25 公斤"。

激光惯性聚变那条线给的数更松一些:劳伦斯利弗莫尔等五家美国实验室在 2013 年那篇 LIFE 燃料循环综述里写的是"每 GW 电站需要 8 到 60 公斤启动库存"这个区间 [23]。区间这么宽，本身就是一个信号——这条账目远没有收敛。

五、把三笔账并到一张表上

现在做本文真正想做的事:把三组数字折算到同样的时间坐标上，看哪一年开始出问题。

年份	存量（ITER 2018 口径，公斤）	存量（Kovari 口径，公斤）	民用年产量（公斤）	一座 1 GWe 堆年耗（公斤）	年衰变（公斤，按 5.47%）	衰变占产量比
2020	25.5	37.0	约 2	160	1.4 到 2.0	70% 到 100%
2025	27.0	36.5	约 2	160	1.5 到 2.0	75% 到 100%
2030	26.5	35.0	约 2 到 2.3	160	1.5 到 1.9	65% 到 95%
2035	22.0	36.0	约 2 到 2.3	160	1.2 到 2.0	50% 到 100%
2040	14.0	31.0	2 到 2.3（坎杜退役中）	160	0.8 到 1.7	35% 到 85%
2045	8.0	27.5	下降	160	0.4 到 1.5	20% 到 75%
2050	4.0	29.5	下降	160	0.2 到 1.6	10% 到 80%

存量两列取自 [22] 转录的 ITER 2018 与 Kovari 2018 两条投影；年产量取 [8] 和 [24]；年耗取 [1] 与 [22]；衰变按 12.32 年半衰期直接算。

这张表能读出三件事。

一是存量曲线见顶的时刻在两个模型里差了十年。ITER 2018 说 2025 年见顶（27 公斤），Kovari 说 2020 到 2040 年是平台期（35 到 39 公斤）。这不影响定性的结论，但直接影响"什么时候必须动手"的判断。

二是衰变吃掉产量这条线是硬的，任何模型都改不了。它意味着整个 2020 年代到 2030 年代，氚经济处在"零和"状态:新增的产量基本被自己掉掉的吃掉，能挪给新用户的余量极其有限。

三是真正的拐点在 2035 到 2045 之间，也就是 ITER 开始大规模烧氚、同时坎杜堆陆续退役的那一段。两个模型在 2040 年都给出了明显下滑（14 和 31），在 2045 到 2050 年给的分歧最大（8 对 29.5）。这个分歧不是噪声，是对"坎杜堆延不延寿"这个纯政策问题的不同假设。

六、三句流行话，全部要改口径

第一句:"1 GWe 的堆一年烧 55.6 公斤氚。" 错。55.6 到 55.8 公斤是每 1000 MW 聚变功率。换成电功率得乘 2.5 到 2.8，是约 160 公斤。这句话的源头很可能是上面提到的那次翻译:Abdou 说"3 GW 电站烧 167 公斤"，被译成"3 吉瓦电力"，于是读者自己除出 55.6 [1][8][22]。

第二句:"全球氚年产约 10 公斤。" 错。2025 年前后的实际口径是 1.8 到 2.3 公斤，其中加拿大占 1.5 到 2.0 公斤 [8][24]。10 公斤这个量级不属于产量，属于某些文献讨论的"未来需求"。要说 10 公斤，得说清是需求还是供给。

第三句:"2028 年前后 BCTF 与 ITER 氚增殖模块的试验数据能给出真实 TBR 是否大于 1.15。" 时间点错了，而且 1.15 的用法也错了。下面单独讲。

七、判定点到底落在哪一年

BCTF:第一阶段明确不给 TBR

通用原子公司在 2026 年 6 月 11 日宣布与能源部合作开展全尺寸聚变包层试验设施（Blanket Component Test Facility，BCTF）的设计概念开发。合作方包括爱达荷国家实验室、加州大学圣地亚哥分校、日本京都 Fusioneering 等。厂址打算用通用原子在圣迭戈的磁体技术中心——也就是去年完成 ITER 中心螺管的那块地方。2026 年 6 月 22 日，公司拿到加州 2000 万美元的 Competes 税收抵免 [18]。

关键在这句官方措辞:工程师用这个设施"确认循环的包层流体能有效排热、承受机械应力、并在电站水平上安全提取燃料"——这是"在推进到更复杂的中子与氚测试之前"的步骤 [18]。

也就是说，BCTF 第一阶段的产物是热工与结构数据，不是核数据。它不给 TBR。这与能源部 2026 年 6 月 9 日发布的《聚变科学与技术路线图》的三步走是自洽的:近中期两到三年做"中子源替代与非核包层试验台"，中期三到五年建"聚变原型中子源"，长期五到十年才与私营中试堆整合 [19]。

ITER 氚增殖模块:2039 才开跑，而且美国不参加

这是最需要纠正的一条。

按 2025 年 11 月 12 日一份提交给国际原子能机构的技术报告，ITER 氚增殖模块（Test Blanket Module，TBM）的官方节奏是:2029 年完成最终设计评审，2030 到 2035 年制造并向 ITER 现场交付，2036 到 2038 年安装调试，2039 年开始第一轮氘氚运行期间的 TBM 实验 [20]。

四个模块的分配是:16 号窗口放欧盟的水冷锂铅和韩国与欧盟联合的氦冷陶瓷球；18 号窗口放日本的水冷陶瓷增殖剂和中国的氦冷陶瓷增殖剂。TBM 计划本身设立于 2008 年 [20][25]。

顺带说明一点:美国不参加 TBM 计划。美国在 ITER 氚工厂里承担的是托卡马克排气处理系统（Tokamak Exhaust Processing，TEP），由萨凡纳河国家实验室主导设计，美国 ITER 项目由橡树岭国家实验室管理 [21]。这条信息在中文材料里几乎从不出现，但它意味着"等美国来测 TBR"这句话在机构层面上就不成立。

还要注意一个更早、更乐观的中文口径。2022 年《核技术》上那篇 TBM 综述写的是"各参与方需在 2025 年底完成最终设计评审，2029 年完成电磁模块及辅助系统交付，实验运行计划从非核阶段 PFPO-2（2032 年左右）开始"。到了 2025 年 11 月的 IAEA 材料，最终设计评审推到了 2029 年、实验启动推到了 2039 年 [20]。引用 TBM 时间表时要说清是哪一年的版本。

另外一个背景事实:ITER 自己的氘氚运行时间表在 2024 年的基线更新中从 2035 年推到了 2039 年。所以 2039 这个数字在 TBM 和主机上是同一个年份，不是巧合。

至于 ITER 氚工厂本身，2026 年 9 月 25 日的报道说六个子系统已经全部达到最终设计状态，正在制造和安装第一批部件（水箱、管路）；项目负责人是 Ian Bonnett，2025 年那届氚工厂峰会有 70 人参加 [25]。这些是工程进度，不是 TBR 数据。

BEST 的 110 克:那是许可存量，不是自持量

中国紧凑型聚变能实验装置 BEST 的《研究计划》第 1 版由欧洲聚变能源联合体与中国科学院等离子体物理研究所在 2025 年 11 月 24 日联合发布。主要参数是:大半径 3.6 米、小半径 1.1 米、拉长比 1.88、三角度 0.49、等离子体体积 142 立方米、环向磁场 6.15 特斯拉、等离子体电流上限 7 兆安、辅助加热功率约 50 兆瓦；氚库存 110 克 [17]。

中文材料里写的是"以初始许可的 110 克氚库存运行"。这个措辞很重要:110 克是安全许可的持有量上限，不是"自持量"，更不是"产氚量"。它的用途是撑起氚衡算、除氚系统和多重包容屏障的验证平台；装置另设三个专用端口安装实验包层模块，目标是在真实托卡马克条件下验证增殖概念，目标是 TBR 大于 1 [17]。

把 110 克放进本文的坐标系里看:它相当于全球民用存量（25 到 30 公斤）的三十万分之一，一座 1 GWe 电站日耗（约 440 克）的四分之一。所以 BEST 的 110 克不回答"氚够不够"，它回答的是"安全许可和衡算系统能不能跑通"。

还有一条不在 ITER 体系里的路线

上面三条都长在政府大科学工程的体系里。2026 年冒出一条体系外的路线，而且它可能是最快拿到真实包层数据的那一条:英国原子能管理局的锂增殖氚创新计划（Lithium Breeding Tritium Innovation，LIBRTI），由英国政府支持 2.2 亿英镑，在卡勒姆场址建一台高流强中子源，用接近堆芯条件的中子去打包层样品。2026 年 7 月 1 日，美国的 Commonwealth Fusion Systems 成为这个计划的第一个国际伙伴，并负责制造首批试验件 [26]。

这条路线的意义在时间尺度。一台专用的高流强中子源不必等托卡马克主机完成氘氚运行，可以独立排期；而私营公司有商业压力，排期通常比政府项目紧。但也要说清它的边界:中子源打样品和自己烧氘氚是两回事——前者给的是材料与包层的核数据，后者才给整堆的氚衡算。所以 LIBRTI 能把"增殖比能不能做到"这个问题答掉一半，另一半仍然要等 2039 年。

顺带说一句 Commonwealth Fusion Systems 自己的口径:公司在 2022 年表示已经为原型堆和早期示范堆锁定了氚供应，整个开发过程需要的氚总量不到 1 公斤 [8]。这个数字之所以能这么小，是因为其原型装置功率比商用堆低、氘氚运行时间也短——它说明的是"私营小堆能绕开启动库存这道坎"，而不是"启动库存这道坎不存在"。

八、2025 到 2026 年真正新增的实验证据

这一部分才是"为什么现在写这篇"的理由。过去十二个月里，真正新增的一手数据有四条。

MIT 的 BABY 1L:台架放大一个数量级

Rémi Delaporte-Mathurin 等 11 人（麻省理工学院等离子体科学与聚变中心，合作单位含英国原子能管理局和都灵理工大学）在《Nuclear Fusion》66 卷 7 期 076046 上发表了 BABY 1L 的首次结果，预印本编号 arXiv:2509.26174 [15]。

做法是把熔盐增殖剂从 100 毫升放大到 1 升，用密封管式氘氚中子发生器做四次辐照，氚用水泡捕集、液体闪烁计数测量。结果:1 升实验测得的 TBR 比 100 毫升实验提高了六倍（100 毫升那轮测得 3.61 乘 10 的负 4 次方，模拟值 4.71 乘 10 的负 4 次方）；温度区间 630 到 750 摄氏度；在氦载气里加入氢会显著加快氚释放，机制是同位素交换 [15]。

但必须说清一件事:这里的 TBR 是台架尺度的"每个源中子产生多少氚"，不是反应堆的增殖比。 两个数不能直接对话。这条数据的价值在于:它把模拟和测量放在同一个台架上做了闭环校验，而不是给出了一个可以直接搬进电站设计的 TBR。

中国的 COOL 包层:第一次把仿真和实测并排

邵乾坤、朱庆军、刘佐聪、刘天毅、包杰、刘松林（中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所与中国科学技术大学）在《Nuclear Fusion》上发表了中国聚变工程实验堆超临界二氧化碳冷却锂铅（简称 COOL）包层的缩比样机中子学实验，DOI 是 10.1088/1741-4326/ae5d54 [14]。

样机尺寸 500 乘 500 乘 330 毫米，径向从内到外是 2 毫米钨、20 毫米带冷却通道的 CLAM 钢、5 毫米锂铅板、5 毫米碳化硅、188 毫米增殖区、再一层 5 毫米碳化硅、5 毫米锂铅、100 毫米 316 不锈钢。辐照在中国原子能科学研究院的氘氚中子发生器上做 [14]。

结果用三种技术交叉验证:微型锂玻璃闪烁体在线测产氚率，计算与实验之比 0.96 到 1.11；碳酸锂片积分测量，0.90 到 1.09；活化箔测反应率，0.84 到 1.13 [14]。

注意这里有个容易被引错的细节:有些报道把这段写成"计算与实验之比在 0.84 到 1.13 之间"。那个区间只是活化箔那一项的，三种技术各有各的区间，不能合并成一句。还有一个更要紧的限制:这个实验测的是产氚率，不是增殖比，它验证的是中子学设计工具和核数据库的可靠性，本身不给 TBR。

中物院在绵阳堆里做到了 100 居里

赵林杰、岳磊、李佳懋、肖成建等 20 人（中国工程物理研究院）在《Fusion Engineering and Design》194 卷 113732 上报告了中国聚变工程实验堆包层氚提取系统的预设计，以及在绵阳研究堆里搭的堆内产氚与回收验证平台。2022 年初做了在堆实验，总活度约 100 居里，拿到了氚释放形态、高锂-6 丰度硅酸锂的释放比例、提取率、全系统回收率和 316L 不锈钢的氚渗透等参数 [13]。

100 居里对应的氚质量是约 1 克量级。这个量级说明的是:提取工艺可以在真堆里跑通，而不是说工程上已经能处理公斤级。把它和本文第二笔账放一起看，就知道"实验室已经验证"和"电站规模可用"之间还有多少距离。

ST-E1:一句话把主次说反了

Tokamak Energy 公司牵头、联合爱达荷国家实验室、萨凡纳河国家实验室和橡树岭国家实验室共 20 位作者，在《Nuclear Fusion》66 卷 8 期 086004 上发表了 ST-E1 的集成氚燃料循环设计，DOI 是 10.1088/1741-4326/ae773a [16]。

这篇的结论值得逐字读。它说:集成评估表明包层加处理这套架构能在可信的运行边界内满足启动和稳态的氚需求，库存低、倍增时间可接受；而主导库存表现的是氚提取的灵敏度和加料效率，不是增殖比的边际改善 [16]。

这句话把很多讨论的主次颠倒过来了。业界花了大量篇幅争论"TBR 能不能做到 1.1"，而这篇文章的建模结论说:同一座堆，把提取环节的滞留时间和加料效率改好一点，比把 TBR 从 1.05 抬到 1.08 更有用。

不过也要把它的边界说清:这是 Tokamak Energy 为自家 ST-E1 方案做的建模评估，不是运行数据，而且作者单位里有三成是国家实验室的燃料循环专业团队。它的价值在于给出了一个可以被后续实验推翻的判据，而不是证明了氚自持已经可行。

九、中国这一侧，三条可核实的线

把中国侧的材料筛一遍，能站住的是三条，其余多数是二手转述。

第一条是账。冉光明、肖成建、王和义、汪小琳（中国工程物理研究院核物理与化学研究所）在《核化学与放射化学》43 卷 3 期 257 到 262 页上给出中国聚变工程实验堆的氚自持分析，DOI 是 10.7538/hhx.2021.43.03.0257。结论是 500 MW 运行阶段所需的最小增殖比为 1.098，小于包层可达到的增殖比，理论上满足自持条件；在氚存量测量精度 1% 的限制下，氚自持验证实验的运行周期需要大于 22 天（氦冷包层）或 87 天（水冷包层）[11]。

后面那半句是全文最有分量的部分。它说清了一件事:验证自持不是"跑一次就完"，而是一个按天计的定量实验，而且精度卡在 1% 的库存测量上。这与本文第四笔账（衡算精度决定验证周期）是同一个道理。

第二条是厂。冉光明、蔡金光、王和义、张智、肖成建、汪小琳在《Fusion Engineering and Design》159 卷 111930 上给出了中国聚变工程实验堆氚工厂的需求与设计进展，明确氚工厂由三条回路组成——内循环、外循环、包容与安全回路；外循环的任务是让包层增殖、提取分离增殖出的氚并连续供给 [12]。

第三条是实验，就是上面 COOL 包层和绵阳堆那两条 [13][14]。

至于中文媒体上流传的"中科院已投入超过 13 亿元招标氚提取、燃料循环、安全防护四大平台""喷淋洗脱处理规模提升到约 1500 立方米每小时""含氚水精馏去污因子最高约 2.6 万"这类数字，在本轮的公开可查范围内没有找到对应的官方文件或同行评议来源。这类数字的方向大概率不假，但没有坐标就不该被当成事实引用。

中国侧还有一个容易混淆的点:文章里说的"中国聚变工程实验堆"（CFETR）与后来规划中的"中国聚变工程示范堆"（CFEDR）是两个阶段的装置，燃料循环设计参数不能互相套用。

十、两条查无出处的关键词

这一节是核实记录，两条都来自用户提供的线索。

第一条:"Nelson/Zucchino 模型"

检索了六个角度:英文人名加主题词、人名加年份、机构加人名、美国能源部科技信息办公室文献库、美国核学会期刊目次、CrossRef 书目检索。结论是:公开可查范围内，找不到任何由 Nelson 与 Zucchino 联合署名的氚库存或聚变燃料循环模型文献。

顺带把容易混的两个名字分开:Zucchino 在公开文献里主要指 Paul Zucchino，1976 到 1982 年间在普林斯顿大学天文台和德州仪器做电荷耦合器件与像增强器，方向是天文学探测器，与核聚变无关。名字相近的还有 Massimo Zucchetti（都灵理工大学），做聚变放射性废物与氘-氦三路线，是另一个人。

那么真正能溯源的"氚库存动态模型"祖先有哪几条?四条:

模型	作者与机构	出处	方法要点
JET-I 程序	J. Jung，阿贡国家实验室聚变能源计划	《Fusion Technology》9 卷 2 期 308 到 319 页（1986），DOI 10.13182/FST86-A24717	时变氚库存，稳态与脉冲堆都适用；以 UWMAK-I 设计为例，算出的启动库存与此前方法差很多；程序跑在阿贡的 IBM-3033 上
燃料循环系统程序	S. J. Brereton	《Fusion Technology》21 卷 2 期 926 到 931 页（1992），DOI 10.13182/FST92-A29869	时变模型，既做独立版也做 SUPERCODE 的模块
解析动态模型	Kuan 与 Abdou，加州大学洛杉矶分校	见 Sawan 与 Abdou 2006 综述	区分短期库存、长期库存和废料损失，用来反推所需增殖比
TRIMO	欧洲团队	见《ITER Dynamic Tritium Inventory Modeling Code》	在 2000 到 2001 年前逐步建成的动态燃料循环模型基础上重写，专门给 ITER 做氚库存评估

前两条的完整书目是 [5] 和 [6]，第三条见 [2]，第四条没有独立的期刊条目，只能按会议报告处理。

值得一提:J. Jung 那篇的期刊版本 1986 年才出，但 1984 年的美国核学会年会摘要已经先发了，内容里已经包含了 JET-I 的方程组。这类"会议先行、期刊后到"的情形在本领域很常见，引用时要说清版本。

第二条:"橡树岭的 TEPS 每年回收 100 公斤"

这条要分两半说:系统名和承担方是错的，"100 公斤"这个数却是真的。

ITER 氚工厂里负责从排气里回收氢同位素的系统叫 TEP，全称 Tokamak Exhaust Processing，也就是托卡马克排气处理。它由美国承担，萨凡纳河国家实验室主导设计（不是橡树岭），项目经理是 Robert Allgood；橡树岭国家实验室管理的是美国 ITER 项目的采购。所以"橡树岭的 TEPS"这个写法，名字与主体都错。公开指标是:Q2 处理速率大于每小时 3 立方米，从杂质中回收氚的速率大于每小时 0.2 立方米，氘氚"周转时间"小于 2 小时，整体去污因子不低于 10 的 8 次方，换算成浓度就是从每立方米 130 克降到每立方米 10 的负 4 克 [21][28]。

但"每年回收 100 公斤氚"不是编的。美国 ITER 项目办公室 2025 年 9 月的 TEP 参数表原文写着 "Tritium recycled per year: ~100 kg"；同一页还给了六个充氮手套箱（各 35 立方米，合计 210 立方米）、约 3 公里管道、通量 220 帕斯卡立方米每秒、送同位素分离系统的杂质低于百万分之一、送除氚系统低于每天 240 居里 [27]。

容易出错的地方在口径:这是一个循环累计量，不是"ITER 一年烧掉 100 公斤氚"。 设施内的氚持有上限是 4 公斤，氘氚阶段的在线库存是 2 到 3 公斤；TEP 是连续把排灰气里的氢同位素捞回来再送回去，同一批氚一年里会反复经过它，累计起来才上百公斤 [21]。把它读成"年消耗"或"库存"，量纲和概念就都错了。

同时也要说清楚:百公斤量级对电站级设计是正常的——一座 1 GWe 的堆一年要吞吐约 160 公斤氚——但那是被设计处理的量，不是已建成系统的回收能力。目前全世界没有任何一台已建成的系统具备这个吞吐量，TEP 自己到 2026 年也还在制造阶段。作为对照，ITER 自身全寿命的氚消耗是累计约 12 公斤、设施内储存上限约 4 公斤 [7]。

橡树岭国家实验室在氚燃料循环上真正可查的工作是另外几件:管理美国 ITER 项目采购、以及 2026 年把四项低温弹丸加料技术授权给 Type One Energy 公司。后者涉及的是加料而不是回收。

十一、那到底是会计问题还是物理约束

回到最初的问题。答案是:这不是二选一，它是三段不同的时间。

第一段是现在到 2030 年前后。这一段纯粹是会计问题。 存量到底是 25 还是 40 公斤、年产量到底是 2 还是 10 公斤、1 GWe 一年到底烧 55.6 还是 160 公斤——这些全部可以查清，而且查清之后会发现:真实情况比流行说法更紧，而不是更松。年产量被高估了五倍，单位被看漏了 2.8 倍，这两个错误方向相反，恰好互相掩盖了一部分，所以很多报道看上去"大致对得上"。这一段该做的是停止引用没有坐标的数字。

第二段是 2030 到 2039 年。这一段是工程问题，而且没有旁路。 ITER 要到 2039 年才开始跑氚增殖模块；BCTF 的第一阶段明确只做热工和结构；BEST 的 110 克是许可存量。这段时间里能做的只有把提取环节的滞留时间和加料效率做上去——也就是 ST-E1 那篇建模得出的判据:提取灵敏度和加料效率才是主导项，不是增殖比的边际改善 [16]。中国的 COOL 包层、绵阳堆的 100 居里实验、MIT 的 BABY 1L 都落在这一段里，它们的共同特征是验证工具链（中子学工具、核数据库、测量方法、提取工艺），而不是给出电站指标。

第三段是 2039 年之后。这一段才是物理约束真正摊牌的时候。 那时才有真实的中子谱、真实的氚滞留数据、真实的包层在线提取数据。而按本文的账，到 2040 年存量无论按哪个模型都已经在下滑（14 或 31 公斤），坎杜堆在陆续退役，衰变仍在按 5.47% 扣款。如果那时候拿到的可实现 TBR 落在 1.05 到 1.15 之间，而实测燃耗分数上不到 5%，那么"靠提高 TBR 和改善回收率把物理无解变成工程可解"这条路就走不通——不是因为技术不够聪明，而是因为方程右边的三个口子（衰变、截留、储备倍增）加起来吃掉了全部余量。

反过来说，如果 2039 年之后实测燃耗分数能稳定超过 5%、提取环节的滞留时间压到天量级、并且运行时间占比过一半，那这条路就是通的。这三个条件都是可测的，而且都不是 TBR 本身。 这就是为什么把"判定点"设在"TBR 是否大于 1.15"上会误事:1.15 是可实现上限，不是判定门槛;真正该盯的是燃耗分数、提取滞留时间和运行占比这三个可以直接量出来的数。

最后把一句话说完整:"氚悬崖"不是一堵墙，是一段坡。 会计问题决定了你现在站在坡的哪一段上，物理约束决定了坡有多长。两件事都还没到最后结算的时候，但把所有数字换到同一把尺子之后，至少有一件事是确定的——商业化时间表的可信度，取决于它有没有把 "1 GW 聚变功率" 和 "1 GWe" 这两个词分清楚。

参考文献

正文中的引用标注与下列条目一一对应。条目按主题分组，组内按作者首字母或时间排序。

聚变燃料循环与增殖比的总账

M. Abdou, M. Riva, A. Ying, C. Day, A. Loarte, L. R. Baylor, P. Humrickhouse, T. F. Fuerst, S. Cho, "Physics and technology considerations for the deuterium-tritium fuel cycle and conditions for tritium fuel self sufficiency", *Nuclear Fusion* 61(1), 013001 (2021), DOI 10.1088/1741-4326/abbf35。第一作者单位加州大学洛杉矶分校。本文中 55.8 公斤每 GW 聚变功率、每 GWe 满功率年 130 克、所需增殖比与燃耗分数的对应表、倍增时间一到三年的要求、可实现增殖比上界约 1.15、启动库存 5 到 14 公斤、人工造氚每公斤 8000 万到 1.3 亿美元的出处。
M. E. Sawan, M. A. Abdou, "Physics and technology conditions for attaining tritium self-sufficiency for the DT fuel cycle", *Fusion Engineering and Design* 81(8-14), 1131-1144 (2006), DOI 10.1016/j.fusengdes.2005.07.035。第一作者单位威斯康星大学麦迪逊分校聚变技术研究所，第二作者单位加州大学洛杉矶分校。文中提到的 Kuan 与 Abdou 解析动态模型、参考参数（聚变功率 1.5 GW、长期库存 9 公斤、短期库存 2 公斤、储备时间 5 天）的出处。
M. Kovari, M. Coleman, I. Cristescu, R. Smith, "Tritium resources available for fusion reactors", *Nuclear Fusion* 58(2), 026010 (2018), DOI 10.1088/1741-4326/aa9d25。作者单位依次为英国卡勒姆聚变能源中心、欧洲聚变联合体加兴分部、卡尔斯鲁厄理工学院氚实验室、卡勒姆聚变能源中心。本文中坎杜增产方案（锂调节棒每堆每年 0.13 公斤、慢化剂掺锂-6 每堆每年 0.05 公斤）、2030 年代中期给示范堆 8 公斤而拿不出 10 公斤、2055 年 0 到 30 公斤、每省一公斤氚花 20 亿美元的出处。
R. J. Pearson, A. B. Antoniazzi, W. J. Nuttall, "Tritium supply and use: a key issue for the development of nuclear fusion energy", *Fusion Engineering and Design* 136, 1140-1148 (2018), DOI 10.1016/j.fusengdes.2018.04.090。第三作者单位英国开放大学。
J. Jung, "An Assessment of Tritium Breeding Requirements Based on the Tritium Fuel Cycle", *Fusion Technology* 9(2), 308-319 (1986), DOI 10.13182/FST86-A24717。作者单位阿贡国家实验室聚变能源计划。该刊现名《Fusion Science and Technology》。同名 1984 年美国核学会年会摘要已先行发布。
S. J. Brereton, "Development of a Fusion Fuel Cycle Systems Code", *Fusion Technology* 21(2), 926-931 (1992), DOI 10.13182/FST92-A29869。该程序同时支持独立版与 SUPERCODE 模块。

机构报告与权威综述

National Academies of Sciences, Engineering, and Medicine, *Bringing Fusion to the U.S. Grid*, The National Academies Press (2021), DOI 10.17226/25991。本文中约 40 公斤存量、ITER 储存约 4 公斤并消耗约 12 公斤、500 MW 聚变功率每天 75 克即每满功率年 28 公斤、650 MWe 坎杜机组每年 150 克、安大略 12 GWe 全队每年 2.5 公斤并对应约 30 公斤稳态库存的出处。
D. Clery, "Fusion power may run out of fuel before it even gets started", *Science* 376(6600) (2022), DOI 10.1126/science.add5098。本文中约 25 公斤存量、每座坎杜每年约 0.5 公斤的说法、安大略电力公司每年出货约 100 克及 2030 年代目标 2 公斤、每克 3 万美元、运行时间占比可能难过 5%、15% 与 5% 两个盈余数、3 GW 电站烧 167 公斤的出处。
Special Competitive Studies Project（SCSP），Commission on the Scaling of Fusion Energy, *U.S. Fusion Supply Chain Report*, 2025 年 12 月 3 日发布。本文中全球 25 到 30 公斤、每克 3 万到 5 万美元、锂-6 富集被列为唯一高风险项、氚被列为中等风险项的出处。
提交给国际原子能机构的燃料循环技术报告《Neutronics and tritium fuel cycle R&D activities for fusion development》，2025 年 6 月 12 日，报告人姓氏 Zheng。会议报告，未经同行评议。本文中直接内部回收比例 85%、燃耗效率 1% 对应所需增殖比 1.06、5% 对应 1.023、非放射性损失 0.01% 与放射性损失 0.00064% 的出处。

中国侧的一手文献

冉光明, 肖成建, 王和义, 汪小琳, "CFETR 氚自持分析评估与验证策略", 《核化学与放射化学》43(3), 257-262 (2021), DOI 10.7538/hhx.2021.43.03.0257。作者单位中国工程物理研究院核物理与化学研究所与中国工程物理研究院。本文中 500 MW 阶段所需最小增殖比 1.098、氚存量测量精度限制 1%、验证周期大于 22 天（氦冷包层）或 87 天（水冷包层）的出处。
G. Ran, J. Cai, H. Wang, Z. Zhang, C. Xiao, X. Wang, "The CFETR tritium plant: Requirements and design progress", *Fusion Engineering and Design* 159, 111930 (2020), DOI 10.1016/j.fusengdes.2020.111930。作者单位中国工程物理研究院。本文中氚工厂三条回路（内循环、外循环、包容与安全）与 CFETR 目标（聚变功率 200 到 1500 MW、占空比 0.3 到 0.5、增殖比大于 1.0）的出处。
L. Zhao, L. Yue, J. Li, C. Xiao, X. Yang, R. Li, G. Wang, X. Zhou, Y. Yang, Z. Chen, M. Yang, Y. Gong, G. Ran, X. Chen, C. Chen, J. Hou, H. Wang, D. Qian, S. Peng, X. Long（共 20 位）, "An in-pile demonstrated platform for the evaluation of tritium extraction technologies in China Mianyang Research Reactor", *Fusion Engineering and Design* 194, 113732 (2023), DOI 10.1016/j.fusengdes.2023.113732。作者单位中国工程物理研究院。本文中 CFETR 包层氚提取系统预设计、绵阳研究堆堆内平台、2022 年初在堆实验回收约 100 居里的出处。
Q. Shao, Q. Zhu, Z. Liu, T. Liu, J. Bao, S. Liu, "Neutronics experiment of tritium breeding in supercritical CO2 cooled lithium-lead blanket mock-up by D-T neutron irradiation", *Nuclear Fusion* (2026), DOI 10.1088/1741-4326/ae5d54。作者单位中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所与中国科学技术大学。辐照在中国原子能科学研究院的氘氚中子发生器完成。本文中样机尺寸与分层结构、三种技术各自的计算与实验之比的出处。

近一年新增的实验与设计证据

R. Delaporte-Mathurin, N. Goles, C. Dunn, E. Edwards, S. Ferry, R. MacDonald, E. Peterson, D. Pettinari, S. Segantin, W. Zhou, K. B. Woller（共 11 位）, "BABY 1L: first tritium breeding campaign results", *Nuclear Fusion* 66(7), 076046 (2026), DOI 10.1088/1741-4326/ae6f31，预印本 arXiv:2509.26174。第一作者单位麻省理工学院等离子体科学与聚变中心，合作单位含英国原子能管理局与都灵理工大学。本文中 100 毫升到 1 升的放大、六倍提升、630 到 750 摄氏度、氢载气加速释放的出处。
E. Yildirim, J. Naish, J. Trueba, S. Levine, A. Kumar, V. B. Gohani, M. K. E. Mohamed, A. Vorobev, L. Yang, P. C. Simon, A. Somers, C. Malone, H. Flynn, P. Rowell, T. Stahl, G. K. Larson, R. Barnett, L. R. Baylor, T. E. Gebhart, N. Adhikari（共 20 位）, "Tritium production and processing systems for ST-E1", *Nuclear Fusion* 66(8), 086004 (2026), DOI 10.1088/1741-4326/ae773a。前八位作者单位 Tokamak Energy 公司，其后依次为爱达荷国家实验室、萨凡纳河国家实验室、橡树岭国家实验室。本文中"提取灵敏度与加料效率才是主导项"这一结论的出处。
European Fusion Energy Consortium（EUROfusion）与中国科学院等离子体物理研究所联合发布, *BEST Research Plan, 1st Edition*, 2025 年 11 月 24 日。本文中 BEST 主要参数与 110 克氚库存、三个专用包层试验窗口、目标增殖比大于 1 的出处。
General Atomics, "General Atomics to Design First Full-Scale Fusion Blanket Test Facility"，公司新闻稿，2026 年 6 月 11 日；加州 Competes 税收抵免消息为 2026 年 6 月 22 日。未经同行评议。本文中 BCTF 的预概念设计定位、合作单位、厂址选择，以及"在推进到更复杂的中子与氚测试之前"这一措辞的出处。
U.S. Department of Energy, *Fusion Science and Technology Roadmap*, 2026 年 6 月 9 日发布，由能源部新设的聚变办公室编制。本文中"建设"支柱三步走时间跨度的出处。
提交给国际原子能机构的技术会议材料《Global approaches to tritium breeding for fusion materials: challenges and pathways》，2025 年 11 月 12 日。本文中氚增殖模块 2029 年最终设计评审、2030 到 2035 年制造交付、2036 到 2038 年安装调试、2039 年开始氘氚运行期实验，以及四个模块归属的出处。另有 2022 年《核技术》45 卷 070001 号文章给出更早的乐观版本（2032 年前后开跑），两版需分开引用。

装置与工程现状

ITER Organization 官网，"Fuelling"页与"安全与环境"页及常见问题页。本文中约 20 公斤全球库存、设施内氚持有上限 4 公斤、氚工厂六个子系统与各自承担方、托卡马克排气处理系统的公开指标的出处。
*Science Of Nuclear Fusion: Insights and Ideas*，预印本 arXiv:2609.01366（2026）。本文中 ITER 2018 与 Kovari 2018 两条存量投影的逐年数值、商业库存量级 30 公斤、ITER 首次氚填充推迟到 2039 年、1 GW 电对应约 2.8 GW 热并年耗约 160 公斤、每克 3 万到 30 万美元、1 GW 年燃料账单 50 到 500 亿美元的出处。预印本，未经同行评议。
S. Reyes, D. Babineau, R. Davis, C. Taylor, T. Anklam, M. Dunne, D. Flowers, C. Gentile, J. Latkowski, V. Maroni, J. Martinez-Frias, R. Miles, S. Willms, "Overview of the LIFE fuel cycle", *EPJ Web of Conferences* 59, 11002 (2013), DOI 10.1051/epjconf/20135911002。作者单位含劳伦斯利弗莫尔国家实验室、萨凡纳河国家实验室、洛斯阿拉莫斯国家实验室、普林斯顿等离子体物理实验室、阿贡国家实验室。本文中每 GW 电站启动库存 8 到 60 公斤这一区间的出处。
E. Yildirim（Tokamak Energy 公司）, PPPL 暑期本科生实习项目课程讲义 *Fuel Cycle*, 2025 年。本文中约 30 公斤全球库存、民用年产量 1.8 到 2.3 公斤及其分解（加拿大 1.5 到 2.0、韩国 0.2 到 0.3、罗马尼亚 0.05）、氚衰变常数 0.05626 每年即每年损失 5.47% 的出处。
美国核学会新闻综述 "ITER breeding blanket and tritium plant plans advance", 2026 年 9 月 25 日；原始信息来自 ITER 组织新闻稿。本文中四个增殖包层概念通过初步设计评审、氚工厂六个子系统达到最终设计状态、氚工厂峰会 70 人规模、项目负责人 Ian Bonnett 的出处。
英国原子能管理局与 Commonwealth Fusion Systems 关于锂增殖氚创新计划（Lithium Breeding Tritium Innovation，LIBRTI）的合作公告，2026 年 7 月 1 日。未经同行评议。LIBRTI 是由英国政府支持的 2.2 亿英镑计划，本文中其卡拉姆场址高流强中子源与 CFS 作为首个国际伙伴的出处。
US ITER（橡树岭国家实验室代管），"Tokamak Exhaust Processing System" 参数表，2025 年 9 月（usiter.ornl.gov）. ——六个充氮手套箱各 35 立方米（合计 210 立方米）、约 3 公里管道、通量 220 帕斯卡立方米每秒、原文表述 "Tritium recycled per year: ~100 kg"、送同位素分离系统杂质低于百万分之一、送除氚系统低于每天 240 居里；联系人 Robert Allgood。本条为 2026-09-28 修订时补入。
B. Bornschein, M. Glugla, K. Günther, T. L. Le, K. H. Simon, S. Welte（共 6 位，均署卡尔斯鲁厄研究中心）, "Successful Experimental Verification of the Tokamak Exhaust Processing Concept of ITER with the CAPER Facility," *Fusion Science and Technology* 48(1) (2005). ——TEP 三步法即 CAPER；设计目标是不向正常排放除氚系统丢超 10 的负 5 次方克每小时；整体去污因子不低于 10 的 8 次方，对应浓度从每立方米 130 克降到每立方米 10 的负 4 克；PERMCAT 为第三步关键部件，实验室规模去污因子达 10 的 5 次方。本条为 2026-09-28 修订时补入。

附:本轮核查中发现的常见错误与纠正

#	常见说法	实际情况	依据
1	1 GWe 的聚变堆一年烧 55.6 公斤氚	55.8 公斤是每 1000 MW 聚变功率的数。换算到 1 GWe（约 2.8 GW 热）是约 160 公斤	Abdou 等 2021 原文措辞为 per 1000 MW of fusion power；arXiv:2609.01366 明确写 1 GW 电约 160 公斤
2	全球氚年产约 10 公斤	2025 年前后实际为 1.8 到 2.3 公斤（加拿大 1.5 到 2.0、韩国 0.2 到 0.3、罗马尼亚 0.05）。10 公斤量级属于未来需求而不是现状产量	多份 2025 年口径一致，见 PPPL 课程讲义与 Kovari 等
3	十九座坎杜堆每座每年产 0.5 公斤	每座 650 MWe 机组约 150 克。0.5 公斤更接近一座四机组电站的总量（安大略 12 GWe 全队约 2.5 公斤）	Science 2022 的中文转述口径最松；Abdou 等给每 GWe 满功率年 130 克
4	TBR 必须达到 1.15 才能自持	1.15 是计入不确定度后可实现增殖比的上界，是天花板不是门槛。所需增殖比随燃耗分数变化:燃耗 1% 时要 1.15，3% 时要 1.05，5% 时要 1.03	Abdou 等 2021 的所需增殖比表与可实现上限两处表述要分开读
5	2028 年前后 BCTF 与 ITER 增殖模块能给出真实 TBR	BCTF 第一阶段明确只做热工与结构，官方措辞是"在推进到更复杂的中子与氚测试之前"；ITER 增殖模块要到 2029 年完成最终设计评审、2039 年才开始氘氚运行期实验	General Atomics 2026 年 6 月 11 日新闻稿；2025 年 11 月 12 日 IAEA 会议材料
6	美国会参与 ITER 氚增殖模块测试	美国不参加增殖模块计划。美国在 ITER 氚工厂承担的是托卡马克排气处理系统，由萨凡纳河国家实验室主导设计、橡树岭国家实验室管理项目采购	ITER 组织官网氚工厂页面
7	BEST 用 110 克氚实现自持	110 克是安全许可的初始持有量上限，属于衡算与除氚系统的验证平台。自持是包层试验窗口的目标，两件事不是一回事	《BEST Research Plan》第 1 版
8	橡树岭的 TEPS 每年回收 100 公斤氚	分两半:名字与主体错——系统是 Tokamak Exhaust Processing (TEP)，萨凡纳河国家实验室主导设计，橡树岭国家实验室管理美国 ITER 采购；但"100 公斤"是真的，US ITER 2025 年 9 月 TEP 参数表原文 "Tritium recycled per year: ~100 kg"。这是循环累计量，不是年消耗（设施上限 4 公斤、在线库存 2 到 3 公斤）。另:整体去污因子是 10 的 8 次方，不是负 8 次方	US ITER TEP Fact Sheet (2025-09)；ITER 组织官网；Bornschein 等 2005, Fusion Science and Technology 48(1)
9	Nelson 与 Zucchino 提出过氚库存动态模型	公开可查范围内找不到二人联合署名的此类文献。Zucchino 在文献中主要指普林斯顿大学天文台的电荷耦合器件工程师 Paul Zucchino，与核聚变无关；可追溯的祖先另有 J. Jung 的 JET-I 程序、S. J. Brereton 的燃料循环系统程序、Kuan 与 Abdou 的解析动态模型、欧洲团队的 TRIMO 四条	美国核学会期刊目次、美国能源部科技信息办公室文献库、CrossRef 书目检索
10	中文报道称 3 吉瓦电力的聚变站每年烧 167 公斤氚	Abdou 原文中的 3 GW 指聚变功率（55.8 乘 3 约 167.4），不是电功率。这条翻译错误很可能是"1 GWe 年耗 55.6 公斤"的源头	Science 2022 英文原文与中文译本的对照
11	中国 COOL 包层实验的计算与实验之比是 0.84 到 1.13	0.84 到 1.13 只是活化箔测反应率那一项的区间。锂玻璃闪烁体测产氚率是 0.96 到 1.11，碳酸锂片积分测量是 0.90 到 1.09。三项各有区间，不能合并	Nuclear Fusion，DOI 10.1088/1741-4326/ae5d54
12	该实验直接测出了包层的增殖比	该实验测的是产氚率（每个源中子在测量点产生多少氚）与反应率，验证的是中子学工具与核数据库的可靠性。台架尺度的产氚率与反应堆增殖比是两个不同的量	同上；MIT 的 BABY 1L 同理
13	中物院已实现百公斤级氚提取	绵阳研究堆 2022 年初的在堆实验回收总活度约 100 居里，对应氚质量约 1 克量级。它证明的是工艺可在真堆里跑通，不是工程吞吐能力	Fusion Engineering and Design 194, 113732
14	中科院投入超 13 亿元建四大氚平台、喷淋洗脱约 1500 立方米每小时、含氚水精馏去污因子约 2.6 万	这些数字在公开可查范围内找不到官方文件或同行评议来源，不可直接引用。中国侧可靠的锚点是 CFETR 所需最小增殖比 1.098、验证周期 22 天或 87 天、以及 COOL 包层与绵阳堆两条实验	《核化学与放射化学》43(3), 257；Fusion Engineering and Design 194, 113732；Nuclear Fusion，DOI 10.1088/1741-4326/ae5d54
15	自持验证跑一次实验就能出结论	在 1% 的氚存量测量精度下，验证周期需要大于 22 天（氦冷包层）或 87 天（水冷包层）。这是个按天计的定量实验，精度卡在库存测量上	《核化学与放射化学》43(3), 257