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聚变-裂变混合堆：用聚变当火种，让裂变把能量放大

2026-09-06

物理深度研究 · 核聚变系列 / 混合堆 / 燃料增殖 / 核废料嬗变 / 产氚 / 次临界包层 成文时间：2026 年 9 月 6 日

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一、开场先讲人话：混合堆到底是个什么玩意儿

核聚变的处境其实挺尴尬的。

从物理上讲，氘氚聚变的能量密度高得离谱：一克燃料顶八吨石油。但从工程上讲，人类为了把两个原子核摁到一起，得先把燃料加热到上亿度、还得用磁场或者惯性把它约束住足够长时间——这套设备的钱、复杂度、材料要求，全都堆在"为了让聚变自己把能量赚回来"这一个目标上。

混合堆的想法很朴素：既然聚变这么难，那就别指望它自己赚回本了，让它专职干一件最简单的事——当中子源。

氘氚聚变每次反应放出一个 14.1 MeV 的中子。这个中子如果直接被锂吸收，能生产氚（这是聚变堆本来就要干的事）。但如果把它扔进一堆铀-238 或者钍-232 里，情况就完全不同了——它会引发裂变、放出更多中子、释放两百 MeV 量级的能量。

于是就有了混合堆：中间一个聚变芯，外面裹一层"永远不会自己烧起来"的裂变包层。聚变芯提供中子"火种"，包层负责把能量放大、把燃料增殖出来、把核废料烧掉、把氚生产出来。聚变芯自己可以是相当平庸的——甚至能量增益 Q 只要到 1 左右就够用——因为放大这件事交给裂变去做。

这个想法一点都不新。1950 年代就被提出来了，1973 年巴特尔西北实验室的 B.R. Leonard 在《核技术》（*Nuclear Technology*）上发表了一篇综述，把当时已有的混合堆概念捋了一遍——那篇综述的标题就叫《聚变-裂变（混合）概念综述》（"A review of fusion–fission (hybrid) concepts"）。到 2026 年的今天，这个领域又热起来了，而且热的理由和五十年代不完全一样：五十年代是怕铀不够烧，今天是氚不够用——全球民用氚库存只有二十几到三十公斤，而一座百万千瓦级聚变电站一年要吃掉五十多公斤。

换句话说，混合堆在二十一世纪的卖点，正在从"帮裂变堆找燃料"转向"帮聚变堆找氚"。

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二、三个物理支点：能量放大、中子放大、深次临界

混合堆的所有论证，最后都归结到三个数字上。

支点一：一次裂变比一次聚变"重"十几倍

一次氘氚聚变放出 17.6 MeV。一次铀或钚的裂变放出约 200 MeV。

如果一个 14.1 MeV 的聚变中子进入天然铀或者乏燃料组成的包层，能在里面引发一次以上的裂变，那么能量就被放大了十倍以上。彭先觉在 2026 年 1 月 15 日深圳"科技创新院士报告厅"的演讲里就是这么算的（该演讲记录经本人审订后公开发表）。

这个"十倍"非常关键，它同时解决了三个问题：

  • 经济性：聚变芯可以做得小、做得便宜，因为功率主要来自包层。
  • 材料寿命：聚变中子通量可以降一个量级，第一壁的辐照损伤（DPA）从纯聚变堆要求的 200–300 dpa 降到 20–30 dpa，一下子就落回现有材料能扛的范围。
  • 氚自持：裂变一次能放出好几个中子，多出来的中子拿去和锂-6 反应产氚，账就好算多了。彭先觉给的数字是：一个 14.1 MeV 中子打在铀-238 上引发裂变，能释放出 4.5 个以上的中子。

支点二：次临界系统的中子放大公式

包层是"次临界"的，也就是它的有效增殖因数 $k_{eff} < 1$——自己维持不了链式反应，必须靠外部中子源不断"点火"。

次临界系统的中子放大倍数是

$$M = \frac{1}{1 - k_{eff}}$$

$k_{eff} = 0.95$ 时，$M = 20$；$k_{eff} = 0.97$ 时，$M \approx 33$；$k_{eff} = 0.98$ 时，$M = 50$。

意思是：外面送进去一个中子，在包层里经过一代一代的裂变倍增，最终总共产生大约 M 个中子。这些中子一部分维持倍增，一部分被结构材料寄生吸收，一部分泄漏，剩下的才拿去做正事（增殖、嬗变、产氚）。

这里有个经常被搞错的地方：M 不是"一个源中子产生 M 次有用的核反应"，而是"总共产生 M 个中子"。真正能被有效利用的通常只占百分之十到三十，取决于包层设计和中子能谱。

$k_{eff}$ 越接近 1，放大倍数越高，但越危险——万一局部熔化重组导致 $k_{eff}$ 意外升到 1 以上，就出临界事故了。所以工程上要在"放大倍数"和"安全裕度"之间找平衡。彭先觉给 Z-FFR 定的指标是 $k_{eff} < 0.8$，属于"深次临界"，代价是放大倍数低（实测设计值 15 倍，优化后预期 20 倍）。

支点三：深次临界带来的是"物理上的不可能出事"

传统裂变堆靠控制棒把 $k_{eff}$ 压在 1 附近，出过切尔诺贝利这种事故。次临界系统的逻辑完全相反：它的 $k_{eff}$ 本来就小于 1，一旦外部中子源停掉，裂变立刻衰减到只剩衰变热。

这不是"控制系统做得好所以安全"，而是"物理上就没法自持"。这是混合堆和加速器驱动次临界系统（ADS）共享的最大卖点。

不过要泼一盆冷水：次临界不等于不需要余热排出。裂变产物停堆后照样释放衰变热，福岛事故的直接原因就是失去余热排出能力，而不是临界失控。所以混合堆照样需要非能动余热排出系统——彭先觉在报告里也明确说 Z-FFR 配了完全非能动的余热排出系统。

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三、四种用途，四本不同的账

混合堆不是一种堆，是一类堆。按包层里装什么、想干什么，可以分成四种典型用途。

用途一：发电（能量放大器）

包层装天然铀、贫铀或者压水堆乏燃料，目的就是放大能量。

中国在 2008 年前后由吴宜灿团队（中国科学院等离子体物理研究所 + 中国科学技术大学核科学技术学院，FDS 团队）提出的 FDS-EM（Energy Multiplier）就是这一类：用约 50 MW 的聚变功率驱动一个次临界包层，发出约 1.2 GW 电功率，同时氚自持。

用途二：增殖核燃料（把贫矿变富矿）

包层装铀-238 或钍-232，目的不是马上发电，而是生产钚-239 或铀-233，供一堆普通裂变堆去烧。

衡量指标叫支持比（support ratio）：一台混合堆生产的易裂变燃料，能养活多少台同功率的裂变堆。

历史上美国在这上面做过非常系统的研究。劳伦斯利弗莫尔国家实验室的 R.W. Moir、J.D. Lee、W.S. Neef 等人做的"裂变抑制托卡马克聚变增殖堆"方案（LLNL 报告 UCID-20154）：用铍球床做中子倍增、钍金属元件产铀-233，3000 MW 聚变功率下年产 4900 kg 铀-233，净增殖比约 0.54 个原子/每次聚变反应，能供 12 台同热功率压水堆（或约 18 台 1 GWe 压水堆）的换料需求。

更一般的结论是：铀快裂变增殖包层（产钚）支持比低一些，大约 4–6；钍"裂变抑制"增殖包层（产铀-233）支持比能到 30–50。对比一下，液态金属快增殖堆（LMFBR）只能养活 0.7–1.4 台同功率压水堆。混合堆的产燃料效率比裂变增殖堆高一个数量级以上，原因很简单：聚变每次反应只放 30 MeV 左右有用的能量（中子带走的 14.1 MeV 加上沉积的 α 粒子能量），而裂变放 190 MeV——所以同样发一度电，聚变驱动的系统"剩下来可以用来增殖的中子"多得多。

劳伦斯利弗莫尔的另一个工作给的数字更直观：聚变增殖堆每次反应净产约 0.6 个易裂变原子，裂变增殖堆约 0.3 个，但前者的能量基数只有后者的六分之一左右，所以单位能量的产燃料能力是后者的十余倍。

不过要注意：这个"高支持比"是建立在持续后处理基础上的。Fratoni、Moir、Kramer、Latkowski、Meier、Powers 几个人（LLNL）在 2011 年算过一笔账：如果要走"完全不后处理"的钍燃料循环（增殖完直接送进球床堆烧，燃料形式保持一致），支持比会从大约 20 掉到大约 2。换来的是防扩散性能大幅提升——因为易裂变材料从来没有被单独分离出来过。

用途三：嬗变核废料（把万年毒药变百年）

包层装分离出来的次锕系元素（镎、镅、锔）和长寿命裂变产物（锝-99、碘-129），目的是把它们烧掉。

这里 14.1 MeV 的高能中子是刚需。次锕系元素里最难啃的那几个（比如镅-241、锔-244），在热中子谱里裂变截面小得可怜，快堆能烧但速度有限。14.1 MeV 中子不仅能量高，还能打出 (n,2n)、(n,3n) 反应，等于自带中子倍增。

得克萨斯大学奥斯汀分校聚变研究所（IFS）的 Mike Kotschenreuther、Prashant Valanju、Swadesh Mahajan 和核与辐射工程系的 Erich Schneider 在 2009 年提出了一套"聚变-裂变嬗变方案"（FFTS），发在《聚变工程与设计》上。他们的核心卖点是：用高功率密度紧凑聚变中子源（CFNS，100 MW 聚变功率、外半径小于 3 米）驱动次临界包层，先让便宜的轻水堆烧掉 75% 的易裂变成分，剩下那 25% 最难烧的"渣滓"交给混合堆。结果是：烧掉给定量超铀废物所需的混合堆数量，比用临界快堆少一个数量级；99% 超铀废物销毁所需的时间从几百年缩短到几十年。他们给的支持比是"一台混合堆伺候 10 到 15 台轻水堆"。

佐治亚理工的 Weston M. Stacey 团队做的 SABR（次临界先进燃烧堆）给的支持比更具体：烧轻水堆排出物里的全部超铀元素，支持比是 3:1；如果只烧分离出钚之后剩下的次锕系元素，支持比是 25:1。

用途四：产氚（给聚变堆自己供燃料）

这是最近两年最热的方向，理由是氚的账实在太紧。

一座 100 万千瓦级聚变堆，氚消耗量大约是每天 152 克、每年 55.5 公斤（彭先觉等人在《中国工程科学》2024 年第 4 期《聚变能源研究态势及展望》里给的是这个数），而全球现存氚总量不足 30 公斤。纯聚变堆必须靠自己的包层实现 TBR > 1，而且还要留出余量给启动下一台堆——这件事从未被实验验证过，ITER 的氘氚运行总时间也短到不足以做材料考核。

混合堆的 TBR 可以高得离谱。意大利 RFP 混合堆方案算出来 TBR 在 30 量级（后面细讲），威斯康星大学的氯化盐方案也能到 30 以上。原因就是裂变本身就是最强的中子倍增器——比铍的 (n,2n) 强得多。

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四、历史：三轮热潮，三个不同的动机

混合堆不是新概念，它有过三轮明显的升温。

第一轮（1950s–1970s）：概念提出期。动机是担心铀资源不够，用聚变中子把铀-238 和钍-232 变成燃料。1973 年 Leonard 的那篇综述是这个时期的收尾之作。

第二轮（1980s）：美国搞了一批系统性的聚变增殖堆研究，主要是洛斯阿拉莫斯和劳伦斯利弗莫尔在做，产生了 Moir 那套"裂变抑制"设计和一大批支持比、经济性的计算结果。后来因为聚变本身迟迟达不到工程指标，加上铀价长期低迷、快堆路线还有希望，这一轮在 1990 年代初降温。

第三轮（2000s 至今）：动机变了。这一轮的驱动力是核废料和氚，资源问题反而退居次要。代表性工作包括：

  • 美国 LLNL 的 LIFE（激光惯性聚变能量）：用 NIF 类型的间接驱动靶，13 Hz 重复频率，500 MW 聚变源，外面套贫铀裂变包层，用 flibe（氟锂铍熔盐）冷却兼产氚，燃料是 TRISO 类包覆颗粒弥散在碳基体里做成 2 厘米直径的球。Kramer、Meier、Latkowski、Abbott 四个人 2010 年发在《能源转换与管理》上的参数研究给出：包层厚 80 厘米、铍倍增层 16 厘米、TRISO 填充率 20%，热功率维持 2000 MW，靠调节冷却剂里的锂-6 富集度来控制。Fratoni、Kramer、Latkowski 在 PHYSOR 2010 上给的燃耗结果是：单批装料连续倒料可到约 85% FIMA（初始金属原子裂变份额），多段包层加"中心推进"倒料方案能到约 90% FIMA——这个数字高得惊人，是因为贫铀在次临界包层里可以被"烧"到极深而不用担心反应性失控。
  • 美国佐治亚理工的 SABR：3000 MWth 环形钠冷快堆，TRU-Zr 金属燃料，装在 ITER 级别托卡马克的环向场线圈里面。2008 年首篇概念设计发在《核技术》162 卷 53–79 页，作者阵容二十人，Stacey 领衔。2014 年 Stacey 等人发表了升级版（同样是《核技术》187 卷），处理了"在强磁场里给钠冷堆换料""磁流体动力学效应""氚自持"等一堆聚变-裂变技术整合的硬问题。同年 Stewart 和 Stacey 又发表了 SABrR（次临界先进增殖堆）概念，把 SABR 反过来用：不烧废料，改产钚，给出的数是易裂变增殖比约 1.3，同时 TBR > 1.15。
  • 美国得克萨斯大学奥斯汀分校的 FFTS/CFNS（前面讲过）。
  • 中国 FDS 团队（吴宜灿等）的 FDS-EM / FDS-MF：从 2000 年代初开始，基于 EAST 的等离子体参数和压水堆的成熟包层技术，走"可行技术"路线。2010 年 IAEA 聚变能大会上他们提出了 FDS-MF 多功能混合堆概念，一次把增殖、嬗变、发电三件事打包。
  • 中国工程物理研究院的 Z-FFR（彭先觉，2008 年秋提出概念）——这条路走得最远，后面单独讲。

第三轮和前两轮最大的区别在于：这一轮有真实的机器正在建。中国的"电磁驱动聚变大科学装置"已经在 2026 年 1 月拿到国家发改委可研批复，意大利的 CREF-ENEA 联合项目 TRHYB 在 2026 年 3 月开了启动会。

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五、俄罗斯：NIKIET 的固体包层，一条被低估的线

5.1 这家机构是什么来头

先说清楚单位。

JSC "NIKIET"（俄语全称 АО «НИКИЭТ»）是以 N.A. 多列扎利命名的动力工程科学研究与设计院股份公司，英文全称 *N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering*，位于莫斯科（小克拉斯诺谢利斯卡娅街 28 号 / 多列扎利院士广场），母公司是俄罗斯国家原子能公司（Rosatom）。

它的历史可以追溯到 1952 年（前身 НИИ-8），首任院长和学术带头人是 N.A. 多列扎利——苏联第一艘核潜艇 К-3"列宁共青团号"的动力装置就是他主持设计的，后来大名鼎鼎的 RBMK（切尔诺贝利那个堆型）也出自这个院。今天它是俄罗斯最大的核反应堆设计研究院之一，同时也承担航天核动力（兆瓦级"运输-能源模块"核动力装置）等任务。

需要说明一点：NIKIET 因为俄乌冲突被欧盟、美国、英国、加拿大、日本、乌克兰列入制裁名单。这一点在做文献调研和合作判断时要知道。

5.2 2025 年那篇《原子能》论文

论文的完整信息是：

I. V. Danilov, I. A. Larionov, A. Yu. Leshukov, A. V. Lopatkin, I. B. Lukasevich, A. V. Razmerov, M. N. Sviridenko, Yu. S. Strebkov, A. G. Sysoev（全部来自 JSC "NIKIET"，莫斯科） 《用于生产核燃料的聚变-裂变混合堆装置的固体包层概念》 *Atomic Energy* 138, 254–264 (2025)，DOI: 10.1007/s10512-025-01254-4 （译自 *Атомная энергия*（原子能）第 138 卷第 4 期，211–220 页，2025 年 4 月；收稿 2024 年 11 月 19 日，接受 2025 年 4 月 15 日，英文版 2025 年 8 月 28 日上线）

九位作者，全部同一个单位，通讯作者是 I. B. Lukasevich。

论文做的事：为一个用聚变中子辐照铀-238 和钍-232、把它们嬗变成工业上要用的钚-239 和铀-233的混合堆装置，设计"固体"（也就是非液态、非熔盐）包层。具体工作包括挑选最佳的源材料成分、冷却剂、结构材料，比较了若干种包层模块的设计方案，并给出了最有前途的发展方向。

最有意思的是他们选的对标物：把算出来的钚-239 和铀-233 产额，拿去评估"要让总产量达到与一台 VVER-1000 的燃料同位素消耗量相当，聚变装置需要多大功率"。

这个对标选得很聪明。VVER-1000 是俄罗斯的主力压水堆，也是它的出口拳头产品。用"一台混合堆能养活几台 VVER-1000"来衡量，既是技术指标，也是产业政策语言——这跟美国当年用"支持比能养活多少台轻水堆"是同一个思路。

5.3 俄罗斯的这条线不是从 2025 年才开始的

从这篇论文的参考文献里能清楚看到俄方的技术谱系：

  • E.A. Azizov、G.G. Gladush、A.V. Lopatkin，2011 年，《基于托卡马克的混合系统用于燃料生产与乏燃料处置》，*Atomic Energy* 110(2), 84–88。Azizov 当时是库尔恰托夫研究所的核心人物（曾长期担任俄联邦核中心/库尔恰托夫研究院的领导职务），Gladush 和 Lopatkin 是俄方混合堆概念的主要推手。
  • G.G. Gladush、S.V. Mirnov、A.V. Lopatkin，2022 年，《锂-铀和锂-钍包层用于聚变装置的中子物理效率评估》，*Atomic Energy* 132(5), 282–286。
  • Yu.S. Strebkov、D.A. Afremov、O.P. Arkhipov，2023 年，《混合堆装置固体包层概念的开发与计算论证》，*Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез*（核科学与技术问题·热核合成辑）46(1), 29–40。
  • A.Yu. Leshukov、A.V. Lopatkin、I.B. Lukasevich，2023 年，《铀与钍两种混合堆核燃料生产效率的比较评估》，同上 46(1), 41–48。

注意：上面这几篇都是俄文文献，英文版《Atomic Energy》是 Springer 翻译出版的。引用时要注意版本和卷期——英文版和俄文原版的卷号页码不一样，比如 2025 年这篇俄文原版是 138 卷 4 期 211–220 页，英译版是 138 卷 254–264 页。

这条线的一个特点是：俄罗斯的方案和它的热核武器物理传统、以及 VVER 工业体系深度绑定，走的是"用聚变中子给现有裂变工业供燃料"的路线，而不是"用混合堆发电"。这和中国的 Z-FFR（目标是发电 + 供热）、意大利的 RFP 方案（目标是产氚）形成了有意思的分工。

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六、意大利：反场箍缩芯 + 产氚包层，以及 TRHYB 项目

6.1 为什么要选反场箍缩（RFP）

意大利这条线最有意思的地方是它的聚变芯选型：反场箍缩（Reversed Field Pinch，RFP），不是托卡马克。

理由很实际：既然包层要干所有的重活，聚变芯就不需要有多强的约束性能。RFP 相比托卡马克有两个巨大优势：

  1. 环向场线圈只需要几十毫特斯拉，比托卡马克低两个数量级。线圈可以做得很轻、很便宜，省下的空间和钱都留给裂变包层。
  2. 主要靠欧姆加热，不需要昂贵的中性束和射频加热系统。

代价是约束性能差，Q 值只能到 1 左右——但对混合堆来说，Q≈1 完全够用。

6.2 2025 年的 RFP 混合堆产氚论文

R. Piovan, P. Agostinetti, S. Murgo, G. Palumbo, F. Panza, S.K.M. Balgehshiri, C. Bustreo, R. Cavazzana, M. Ciotti, D.F. Escande, S. Gabriellini, E. Gaio, R. Gatto, G. Lomonaco, A. Maistrello, L. Marrelli, P. Martin, F.P. Orsitto, L. Piron, N. Pompeo, M.E. Puiatti, M. Ripani, M. Valisa, G. Zollino, V.K. Zotta, M. Zuin 《用混合堆大量产氚，为采用简化包层的聚变电站供氚》 *Fusion Engineering and Design* 217, 115138 (2025)，DOI: 10.1016/j.fusengdes.2025.115138

二十六位作者，横跨意大利几个主要机构：帕多瓦的 RFX 联合体（Consorzio RFX）、ENEA（意大利国家新技术能源与可持续发展署，弗拉斯卡蒂等）、热那亚大学（Lomonaco）、CREF（恩里科·费米研究中心）、罗马一大等。第一作者 Roberto Piovan 来自 Consorzio RFX / 帕多瓦，通讯方面的工作由 Piovan 统筹（他是"概念化 + 监督"）。致谢里特别提到了 ENEA 的 Alessia Santucci 和 Vincenzo Narcisi。

他们的基本思路：

  • 聚变芯：D-T，RFP 构型，大半径 R = 6 米、小半径 a = 0.8 米，等离子体电流 12.4 MA，重复感应脉冲运行模式。
  • 中子输出：14.1 MeV 中子通量约 2×10¹³ n/s/cm²。
  • 包层：十二个模块环绕，每个模块分"快区"和"热区"两个裂变区。快区用 MOX（混合氧化物陶瓷燃料）做中子倍增，把聚变中子放大；热区是锂箱，用慢化后的热中子高效产氚。
  • 锂箱里装的是 FLiBe 熔盐，锂-6 富集度 40%。

结果：TBR 在 30 量级，年产氚约 150 公斤。按 50% 的提取效率算，净产量仍然非常可观——足以供应好几座纯聚变堆的启动和运行。

TBR = 30 是什么概念？ITER 和 DEMO 的包层费尽心思追求 TBR 略大于 1（比如 EU-DEMO 的设计值在 1.1 上下），而混合堆轻轻松松就到几十。差距就在于裂变这个中子倍增器比铍的 (n,2n) 强太多了。

这个思路的战略含义很值得琢磨：如果有一两台专门的混合堆"氚工厂"在那里产氚，那么未来的纯聚变电站就可以用不需要增殖氚的简化包层——直接买氚就行。这等于把"氚自持"这个最难的约束从聚变堆设计里拆出去，交给一个专门的、次临界的、可以造得很大的装置去做。

6.3 TRHYB：ENEA 与 CREF 的联合项目（注意时间）

这里需要纠正一个常见的时间错误。

TRHYB 是 CREF（恩里科·费米研究中心）和 ENEA 的联合研究项目，主题是聚变-裂变混合堆，特别是用新一代产氚包层生产氚。

根据 CREF 官网的公告，TRHYB 项目的启动会（Kickoff Meeting）于 2026 年 3 月 12 日在罗马的恩里科·费米研究中心举行，不是 2025 年 10 月。

启动会上确定的第一年里程碑有三个：

  1. 完成"源实验室"（Source Laboratory）的配置；
  2. 制作第一个用于中子测试的包层mock-up（模拟件）；
  3. 启动 ENEA–CREF 参考构型的 MCNP 模拟，并在 2026 年底做出第一批"实验—模拟"对比。

项目的双方负责人是：ENEA 方面 Fabio Panza，CREF 方面 Giovanni De Angelis。参会人员：ENEA 有 Fabio Panza、Mauro Cappelli、Francesco Cordella、Gerardo Claps、Francesco Paolo Orsitto；CREF 有 Giovanni De Angelis、Giulia Festa。

注意 Fabio Panza 和 Francesco Paolo Orsitto 同时也是前面那篇 FED 论文的作者——TRHYB 这篇论文和这个项目是同一批人在做，论文在前（2025 年 8 月），项目正式启动在后（2026 年 3 月）。更准确的表述应该是：先有 RFP 混合堆产氚的概念研究论文（2025 年 8 月发表），后有 ENEA–CREF 的 TRHYB 联合实验/模拟项目（2026 年 3 月启动）。

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七、巴西 UFMG：在 ARC 紧凑托卡马克里插一层钍嬗变层

7.1 这个思路的巧妙之处

巴西米纳斯吉拉斯联邦大学（Universidade Federal de Minas Gerais, UFMG）核工程系（Departamento de Engenharia Nuclear, DEN）的团队做了一件很聪明的事：在 MIT 的 ARC 紧凑托卡马克里，往 FLiBe 包层后面塞一层"嬗变层"。

ARC（Affordable, Robust, Compact，经济、稳健、紧凑反应堆）是 MIT 等离子体科学与聚变中心（PSFC）2015 年提出的紧凑高场托卡马克概念，靠高温超导磁体把装置做小（大半径约 3.3 米、小半径约 1.1 米，环向场 9.2 T 量级，聚变功率约 500 MW）。ARC 的标志性设计是可拆卸高温超导磁体 + FLiBe 液态沉浸包层。

巴西团队的想法是：既然 ARC 本来就有厚厚的 FLiBe 包层，那就在 FLiBe 后面（径向更外侧）再放一层装着乏燃料超铀元素和钍的"嬗变层"，让穿透过来的、已经被硬化（能谱变硬）的中子去烧这些超铀元素。

7.2 三份工作，一个梯队

这个团队的核心成员是：Karytha Merie Silva Corrêa（博士生/青年研究者）、Claubia Pereira（教授，经费与指导）、Carlos E. Velasquez（共同指导，通讯作者），以及 Natália G.P.L. Oliveira。全部来自 UFMG 核工程系。

期刊论文一（2025 年 8 月）：

Karytha Merie Silva Corrêa, Claubia Pereira, Carlos E. Velasquez 《ARC 堆混合聚变-裂变系统中裂变嬗变层的性能评估》 *Brazilian Journal of Physics* 55, 244 (2025)，DOI: 10.1007/s13538-025-01865-z （收稿 2024 年 4 月 29 日，接受 2025 年 7 月 21 日，2025 年 8 月 23 日上线）

工作分两步：第一步确定嬗变层应该放在铍包层之外的哪个径向位置最优；第二步比较五种构型——从"一层均匀嬗变层"（HF）到"十二层非均匀嬗变层"（H12），中间还有 H4、H6、H9。主要变量是冷却剂与燃料的体积比。

结论：

  • 冷却剂/燃料体积比取 2.2 时性能最好。
  • 增加燃料层数会同时影响各层的俘获率和裂变率，以及燃耗演化。
  • H4 和 H6 表现最好——它们充分利用了从聚变区过来的硬化中子能谱，有利于超铀元素的裂变式嬗变。

期刊论文二（2025 年 6 月）：

Karytha M.S. Corrêa, Natália G.P.L. Oliveira, Claubia Pereira, Carlos Eduardo Velasquez Cabrera 《插入 ARC 反应堆混合聚变-裂变系统的后处理燃料分析》 *Annals of Nuclear Energy* 216, 111291 (2025)，DOI: 10.1016/j.anucene.2025.111291

这篇比较两种后处理燃料：氧化物 (TRU,Th)O₂ 和氮化物 (TRU,Th)N。用 MCNP 做输运，MONTEBURNS 耦合 ORIGEN2.1 做燃耗。结论是：氮化物 (TRU,Th)N 在燃耗过程中对次锕系元素的嬗变效率可能优于氧化物。

学位论文（2025 年，UFMG 核科学与技术研究生项目，作者 Karytha Merie Silva Corrêa，导师 Claubia Pereira / Carlos E. Velasquez）：

《ARC 反应堆聚变-裂变混合系统中裂变层的评估与燃料比较研究》

这份论文把上面两项工作串了起来，并给出了那个被广泛引用的数字：

  • 把嬗变层战略性地放在铍包层的下游，可以使中子能谱硬化，并实现 TBR ≈ 1.85，从而保证氚自持。
  • 用 (TRU,Th)O₂ 时，H4 的有效增殖因数和嬗变率最高，H6 次之。
  • 换成 (TRU,Th)N 时，H6 的嬗变率最好（尽管它的 $k_{eff}$ 比 H4 低）。
  • 网格分得更细的模型（H9、H12）反而更有利于中子俘获和镅-241 的积累，给燃料循环管理带来额外麻烦。

7.3 一个必须说清楚的措辞问题

用户给的概括是"基于 ARC 的钍嬗变包层"。这句话方向对，但不够准确，需要修正：

  1. 嬗变层的主要载荷是超铀元素（TRU），不是钍。燃料形式是 (TRU,Th)O₂ 或 (TRU,Th)N，也就是"超铀元素 + 钍"的混合氧化物/氮化物。钍在里面是基体/稀释剂兼可增殖材料，真正要"嬗变"的目标是镎、镅、锔这些次锕系元素。
  2. TBR ≈ 1.85 是"嬗变层放在铍包层下游"这个特定布置下的结果，不是 ARC 混合堆的固有属性。换布置、换燃料，这个数字会变。
  3. 这些工作全部是 MCNP + MONTEBURNS/ORIGEN2.1 的中子学模拟，没有任何实验验证。而且 ARC 本身到现在（2026 年 9 月）还没建成——SPARC 的首等离子体目标已经从 2025 年推到了 2026 年底。

换句话说，这是一条很扎实但纯计算的工作线，值得关注，但不能当成"ARC 混合堆已经有 TBR 1.85 的设计"来传。

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八、紧凑中子源驱动亚临界包层：把驱动器做小

上一节的 ARC 是"紧凑托卡马克"路线。但还有一批人想得更激进：既然只需要中子，那干脆把聚变芯做成一个专门的中子发生器，小到能塞进一个大房间。

8.1 美国：紧凑聚变中子源（CFNS）

前面提到的 Kotschenreuther/Valanju/Mahajan/Schneider 方案（*Fusion Engineering and Design* 84, 83–88, 2009，DOI: 10.1016/j.fusengdes.2008.11.019）就是这条路线的代表。他们的 CFNS 参数：

  • 聚变功率 100 MW
  • 外半径小于 3 米
  • Q 值只要 1–2
  • 用常规铜线圈（不用超导），因为对约束性能要求不高
  • 关键是靠 Super-X 偏滤器（超级 X 点偏滤器）把排热能力提升五倍，才使得这么小的体积里塞进 100 MW 聚变功率成为可能

设计哲学写得很直白：做中子源比做经济可行的纯聚变电站，科学目标低得多。用他们自己的话说，"造核武器的路是'一次放很多'，做能源要反过来，得把单次放能缩小几个数量级、改成可重复、可控的释放。"

8.2 美国：佐治亚理工的 SABR 系列

SABR 的构型很特别：把环形次临界钠冷快堆放在托卡马克的环向场线圈里面（不是在真空室外面裹一层，而是真的塞进磁体系统内部）。十个模块化钠池，可以转到两个运输端口之一进行换料。

关键参数（2008 年首篇，*Nuclear Technology* 162(1), 53–79, 2008，DOI: 10.13182/NT08-A3933）：

  • 3000 MWth，TRU-Zr 金属燃料，钠冷
  • 918 个六角形燃料组件，四个同心环
  • 四批深燃耗燃料循环，8.2 年居留时间内烧掉 25% 的超铀元素，限制因素是包壳材料的辐照损伤（200 dpa）
  • 年超铀裂变率相当于 3–5 台 1000 MWe 轻水堆的年排放量

2014 年的升级版（*Nuclear Technology* 187, 15）解决了聚变-裂变技术整合的一堆硬问题：强磁场里钠流动的磁流体效应、在磁体线圈内部给钠池堆换料、长脉冲准稳态等离子体运行、给被钠池包围的环形等离子体输送加热和电流驱动功率、超导磁体的中子屏蔽、氚自持等等。

Stacey 在 2017 年的总结（*Nuclear Technology* 200(1), 15–26，DOI: 10.1080/00295450.2017.1345585）给了一条重要结论：按 1:3 的功率比配置 SABR 和轻水堆，可以让高放废物地质处置库所需容量（按衰变热定义）减少 10 到 100 倍。

8.3 美国：UW-Madison 的氯化盐方案（2025）

威斯康星大学麦迪逊分校 Matthew James Nyberg 的 2025 年博士论文（导师 Ben Lindley，系核工程与工程物理系）做到了这个领域少见的系统性，其核心结果 2026 年 2 月以同行评议论文形式与 Paul Wilson、Ben Lindley 联名发表在《核工程进展》上：

  • 用熔融氯化盐装载次锕系元素（选氯盐是因为氯的中子学性质更适合次锕系燃烧所需的能谱），次锕系成分取自轻水堆 UOX 乏燃料和 MOX 乏燃料两种
  • 驱动源选紧凑磁镜聚变装置，源强 5×10¹⁷ n/s
  • $k_{eff}$ = 0.98（显著次临界）
  • 结果：次临界功率 超过 500 MWth，氚产量远超自持需求
  • 放大到下一代磁镜的参数后：功率接近 1500 MWth，TBR 超过 30

论文里还有一个方法学贡献值得一提：作者定义了一个叫 源利用效率 η 的量，作为跨越不同 $k_{eff}$ 的功率预测指标。这个量能大幅降低对初始本征值计算不确定性的敏感度，并且在 $k_{eff}$ = 0.98 的固定源计算中让统计收敛快 2–3 个数量级。这类方法学工作对次临界系统的蒙特卡洛分析是实打实的基础设施。

8.4 中国：中子源侧的准备

中国在这条线上有两件值得注意的基础设施：

HINEG 系列强流稳态中子源（凤麟核团队 / 中子科学研究院（重庆）有限公司）。根据刘超博士的公开报告：

  • HINEG-I：大型强流氘氚中子源，已建成并稳定运行，氘氚中子源强达 6.4×10¹² n/s，已实现与铅基堆中子物理实验装置耦合运行。
  • HINEG-IIa / IIb：在建，源强 10¹³–10¹⁵ n/s，IIa 是超高流强稳态氘氚中子源，IIb 是回旋加速器调制谱稳态中子源。
  • HINEG-III：规划中的超高通量调制谱稳态中子源大科学装置，源强 10¹⁷–10¹⁸ n/s，明确用于"核材料全寿期辐照测试、先进核系统部件性能测试、部件可靠性数据验证、放射性废物嬗变技术验证"。

HINEG 目前主要用于聚变堆包层中子学设计验证、先进裂变核能系统堆芯物理、中子照相、抗辐照测试等，但 III 期的指标已经明确指向嬗变验证。

兰州大学的紧凑型中子发生器。兰州大学中子物理与中子技术团队研制的 ZF-300 是我国第一台源强达到 10¹² n/s 量级的强流中子发生器，入选 IAEA 技术名录（IAEA-TECDOC-913）。后来在科技部重大科学仪器专项支持下，又研制出我国首台高产额紧凑型 D-D/D-T 中子发生器（D-D 中子约 10⁹ n/s 量级、D-T 中子约 10¹¹ n/s 量级），技术成熟度被科技部验收专家评为 8 级。2025 年该团队的"紧凑型中子发生器及应用"获教育部科学研究优秀成果奖（工程技术研究成果奖）二等奖，2024 年 6 月已作价入股成立中陕核（西安）中子科技有限公司。

需要说明的是：中子发生器（加速器中子源）不是聚变中子源，它靠的是氘束打氘靶/氚靶，和"聚变堆芯"完全不是一回事。但它们在次临界系统物理实验、核数据测量、包层中子学验证这些环节上是不可替代的工具。

8.5 中国："金乌一号"——球形环混合堆方案（企业方案，未见同行评议）

2025 年底在深圳核博会上，燊聚（四川）核能源有限公司公布了"金乌一号"实验堆方案，走的是球形环聚变-裂变混合堆路线。公开方案给出的参数：

  • 聚变功率 50 MW 级（概念设计基线），聚变芯大半径约 1.5 米，高温超导磁体 + 可更换中心柱
  • 输出约 40 MW 的 14.1 MeV 聚变中子功率
  • 次临界裂变包层，核热功率倍增因子约 15（40 MW 聚变中子功率驱动约 600 MW 核热）
  • 加聚变 α 粒子沉积后全厂核热约 610 MWth，按 35–40% 热电效率对应毛发电 210–240 MWe
  • 次临界核能区分四大功能区：氚增殖（TBR 不低于 1.15）、核燃料增殖（U-238/Th-232 → Pu-239/U-233）、长寿命核素嬗变（镎-237、镅-241 等次锕系）、长寿命裂变产物管理（锝-99、碘-129）
  • 总投资约 66 亿元，规划用地 130 亩，计划 2030 年前后实现发电验证
  • 分四阶段：概念设计 → 关键验证 → 等离子体验证 → 综合示范

必须强调：这是一份企业公布的工程方案，目前没有看到同行评议的期刊论文。其中"倍增因子 15""TBR 1.15""610 MWth"这些数字都还没有经过独立复核，2026 年 9 月这个时间点上不具备和前面那些论文同等的证据等级。放在这里是因为它代表了国内产业界在这个方向上的活跃度，但不应该被当作已核实的技术指标引用。

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九、中国：三条腿走路

中国在混合堆上的投入是全球最成体系的，而且三条技术路线并行。

9.1 FDS 系列（中科院等离子体所 / 核能安全所，吴宜灿团队）

这是中国最早、最系统的混合堆研究线。起点是 1986 年前后，2000 年后进入快车道。

FDS（Fusion-Driven Sub-critical System，聚变驱动次临界系统）的核心设计哲学写在他们的论文标题里：基于"可行技术"（viable technologies）。也就是说，聚变芯的参数只从 EAST 的成功运行外推一点点，不赌未来；包层则用压水堆和其他成熟裂变技术。

主要构型：

  • FDS-EM（能量放大器）：约 50 MW 聚变功率驱动，发出约 1.2 GWe，氚自持（2008 年 IAEA 聚变能大会提出）。
  • FDS-FB（燃料增殖堆）、FDS-WT（废物嬗变堆）。
  • FDS-MF（多功能混合堆）：2010 年 IAEA 聚变能大会上提出，一次把增殖、嬗变、发电三件事打包，从实验阶段 FDS-MFX 到 DEMO 阶段 FDS-SFB 分级推进。作者阵容包括 Y. Wu（吴宜灿）、J. Jiang（蒋洁琼）、M. Wang、M. Jin（金鸣）、J. Liu、Z. Chen、Y. Chen、Y. Wang、Q. Zeng、Y. Bai（白云庆）、S. Liu、H. Chen、Q. Huang（黄群英）、Y. Song（宋云涛）、C. Li、L. Hu、P. Long 及 FDS Team，单位是中国科学院等离子体物理研究所（合肥）和中国科学技术大学核科学技术学院。
  • 早期还有吴宜灿、柯严、郑善良等 2004 年发在《核科学与工程》24(1), 72–80 的概念设计（DWTB 多功能包层）。

FDS 团队后来把大量精力转到了 ADS（加速器驱动次临界系统）和铅基堆上——吴宜灿同时是国家自然科学基金重大研究计划"先进核裂变能的燃料增殖与嬗变"中 ADS 瞬态安全项目的负责人，参与撰写了第四代堆国际论坛（GIF）铅冷快堆安全白皮书。这条线的中子学工具（SuperMC）后来成了国际通用的软件。

9.2 Z-FFR（中国工程物理研究院，彭先觉团队）

这是目前走得最远、投入最大、也最有中国特色的一条线。

历史脉络（依据《中国工程科学》2024 年第 4 期彭先觉、高翔、李建刚、刘永、邓建军、李正宏、周良骥、师学明合著的《聚变能源研究态势及展望》，以及公开报道）：

  • 2008 年秋，中国工程院院士彭先觉正式提出 Z 箍缩驱动聚变-裂变混合堆（Z-FFR）概念。（注：另有资料把提出时间记为 2009 年，以《电力名词》和百度百科为代表；彭先觉本人团队与《中国工程科学》综述的口径是 2008 年。）
  • 2012 年 1 月，中国工程物理研究院核物理与化学研究所承担 Z-FFR 项目论证科研计划。
  • 2015 年，完成热功率 3000 MW 的 Z-FFR 概念设计。
  • 2017 年，完成混合堆总体概念设计及主要分系统概念设计并通过验收，进入关键技术研究阶段。
  • 2019 年，形成初步设计方案。
  • 2026 年 1 月，彭先觉在深圳"科技创新院士报告厅"报告：Z-FFR 已完成物理、技术、工程等层面的关键研究，无不可逾越的障碍，正进入工程验证阶段；2030 年以前为关键技术演示验证阶段。
  • 2026 年 7 月 15 日，Z 箍缩聚变-裂变混合堆供热示范堆工程规划专题研讨会在北京举行（主持人为天府创新能源研究院理事会理事长、中物院原副院长田东风）。与会专家认为"全链条核心技术已实现全面打通，具备启动示范堆工程实体建设的成熟条件"。

技术参数（2026 年 1 月 15 日彭先觉报告，记录经本人审订）：

  • 驱动器：60–70 MA，运行周期 10 秒一次
  • 负载套筒碰靶动能：预计 10 MJ 以上
  • 聚变靶丸放能：预计 2000 MJ 以上
  • 裂变包层：可从天然铀开始，更理想的是从热中子堆的乏燃料开始
  • 临界度：$k_{eff}$ 控制在 0.8 以下（深次临界）
  • 传热介质：水（高压下密度变化小，物理计算更接近实际，同时是良好的中子慢化剂，有助于提高能量增殖倍数）
  • 能量放大倍数：采用乏燃料时 15 倍，优化设计后预计 20 倍
  • 铀资源利用率：90% 以上，钍也能有效利用
  • 经济性：100 万千瓦 Z-FFR 电站约 30 亿美元（约 200 亿人民币）
  • 材料：聚变中子辐照强度可降低 10 倍以上，材料要求从 200–300 dpa 降到 20–30 dpa

时间节点（同一份报告）：

  • 国家 50 MA 大科学装置将于 2029 年前后建成
  • 2032 年计划建成实验供热堆，开展中子辐照、靶丸制备等实战验证
  • 更早期的规划（2010 年代）曾写"2025 年左右建成 50 MA 驱动器、2035 年左右建成百万千瓦级工程演示堆、2040 年后商业应用"——这个时间表已经整体后移，引用时要注意年份

产业化前提条件（彭先觉列出的四项）：

  1. 长寿命电容器、开关等驱动器组件需突破千万次使用寿命
  2. 聚变靶丸需低成本快速量产，未来单价控制在几百元以内
  3. 需发展乏燃料干法处理及金属铀包层制造产业
  4. 需推进锂、钍等资源开发

另一个视角（李正宏，中物院核物理与化学研究所科技委主任，2025 年 11 月 13 日深圳核博会核聚变论坛报告《聚变-裂变混合堆研究进展》）：

  • 驱动器瞬时脉冲电流 50–60 MA（与彭先觉报告的 60–70 MA 是同一量级的不同取值，需注意区分"国家大科学装置的 50 MA"和"工程堆设想的 60–70 MA"）
  • 换靶节拍目标 10 秒一次，设计评估可做到约 9 秒
  • 驱动器寿命已从百万次级验证推进，目标是 千万次级，支撑接近三年免维护连续运行
  • 氚系统：中子包覆率 > 97.5%，TBR 可稳定 > 1.24，高温氚回收实验验证可达约 99%，工程取值保守取 95%
  • 第一壁年 DPA 可控制在约 2.2（接近现有热堆量级），支撑 30 年以上寿命
  • 时间设想：2028 年前后建成实验堆（偏技术验证，未必点火），2030 年前后推进 D-T 点火验证，再用 3–4 年建百万千瓦级示范堆

"电磁驱动聚变大科学装置"（国家"十四五"重大科技基础设施）：

  • 承建单位：中国工程物理研究院流体物理研究所
  • 选址：四川成都，西部（成都）科学城 / 成渝（兴隆湖）综合性科学中心，总建筑面积 54200 平方米（地上 41200、地下 13000）
  • 核心指标：峰值驱动电流 50 MA，是目前全球规划中参数最高、规模最大的 Z 箍缩脉冲功率实验装置
  • 科学目标：验证 Z 箍缩聚变点火的科学可行性，开展 Z 箍缩聚变关键物理问题和重频驱动器关键技术研究
  • 进度：2025 年 9 月完成可行性研究报告评估；2026 年 1 月正式获得国家发展改革委可研批复，计划 2026 年开工建设

9.3 "星火一号"（江西联创超导 + 中核聚变（成都）设计研究院）

这是国内企业主导的混合堆项目，也是争议最大的一个。

事实部分：

  • 2023 年 11 月 12 日，江西电子集团和联创光电共同控股的江西联创光电超导应用有限公司（现更名"江西联创超导技术有限公司"）与中核聚变（成都）设计研究院有限公司签订协议，联合建设可控核聚变项目
  • 技术目标：Q > 30，连续发电功率 100 MW
  • 总投资预计 超过 200 亿元人民币
  • 选址：江西南昌瑶湖科学岛（一期）
  • 2025 年 8 月 8 日，"星火一号"项目由江西聚变新能源有限责任公司正式公布：采用基于高温超导技术的紧凑型托卡马克，设计总功率 300 MW，等效聚变功率大于 40 MW，运用"聚变-裂变"混合堆技术实现 100 MW 级并网发电
  • 联创光电承担超导磁体系统设计及导体技术验证，已完成 15 kA 大电流导体测试平台建设

需要谨慎对待的部分：

  • "2029 年底完成装置建设、2030 年实现演示发电"是项目方（江西聚变新能源）的公开目标，不是经过同行评议或独立评估的结论
  • 联创光电证券部在 2025 年 3 月 31 日对第一财经明确表示：联创超导计划在 2029 年底完成高温超导磁体交付，但"该项目何时建成并网发电，目前没有具体的时间节点"
  • 中核集团聚变领域首席科学家段旭如在全国两会期间表示，估计 2050 年前后实现聚变能商用，"20–30 年应该是一个比较合理的预期"
  • 英国《国际核工程》（*Nuclear Engineering International*）的报道把 Xinghuo 描述为"CNNC（中核集团）下属中国核工业第二三建设公司与联创超导的合资项目"，并称目标 Q > 30——这个 Q 值的口径（是科学 Q 还是工程 Q）在公开材料里没有明确定义

结论：星火一号是一个真实存在、有央企参与、有实体园区和磁体研发进度的项目，但"2030 年发电"属于企业目标而非已确认的工程节点，引用时务必带上这个限定。

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十、混合堆不是 ADS：一个必须分清的对照

很多人把聚变-裂变混合堆和加速器驱动次临界系统（ADS）混为一谈，因为两者都是"外中子源驱动次临界堆"。区别在驱动器和中子能谱：

聚变-裂变混合堆ADS
中子源D-T 聚变，14.1 MeV 单能中子高能质子打重金属靶的散裂中子，能谱很宽（从热中子到几百 MeV）
每单位驱动器功率的中子产额高（14.1 MeV 中子在铀里还能打出更多中子）取决于质子能量和靶，典型 20–30 n/proton
驱动器技术成熟度低（聚变点火/增益尚未工程化）相对较高（强流质子加速器已有工业级指标）
中子能量14.1 MeV，硬但不极端散裂中子有高能尾巴，对材料更狠、对散裂靶窗要求极高
结构耦合聚变芯和包层必须物理上紧邻，耦合复杂加速器和堆通过束流管线连接，空间上可以分开

ADS 的代表是中国的 CiADS（加速器驱动嬗变研究装置）：

  • 承建单位：中国科学院近代物理研究所（副所长何源任总工程师）
  • 选址：广东惠州惠东县黄埠镇，与强流重离子加速器装置 HIAF 毗邻
  • 技术路线：超导直线加速器 + 高功率散裂靶 + 铅铋冷却次临界反应堆
  • 参数：质子能量 500 MeV、束流强度 5 mA、束流功率 2.5 MW（直线加速段总长约 350 米）；次临界堆芯/包层热功率约 7.5 MW；全系统热功率 10 MW；目标是实现单次大于 24 小时满功率耦合运行
  • 进度：2011 年中科院启动"未来先进核裂变能——ADS 嬗变系统"战略性先导专项；2021 年成功研制 ADS 超导直线加速器样机，国际上首次实现 10 mA 连续波质子束加速和百千瓦、百小时稳定运行；2021 年 CiADS 在惠州开工；2022 年 9 月散裂靶热工样机研制成功；预计 2027 年建成
  • 定位：全球首个在建的兆瓦级 ADS 原理验证装置
  • 目标指标（ADANES 概念）：铀资源利用率从不到 1% 提升到 95% 以上，处理后核废料量不到乏燃料的 4%，放射寿命由数十万年缩短到约 500 年

ADS 的另一个代表是韩国的 HYPER（Hybrid Power Extraction Reactor），由韩国原子力研究院（KAERI）自 1997 年起开发：1000 MWth，铅铋冷却兼散裂靶，$k_{eff}$ = 0.98，需要约 16 mA 质子束（寿期末），年嬗变超铀元素 282 kg，锝-99 约 27–28 kg/年，碘-129 约 7 kg/年。注意：HYPER 名字里带"hybrid"，但它是加速器驱动的，不是聚变驱动的。

有意思的是：在 ADS 这一侧，中国已经有一台在建的兆瓦级验证装置（CiADS）；而在聚变驱动这一侧，中国有 50 MA 级的电磁驱动大科学装置刚刚获批开工。两条次临界路线在中国是并行的，而且都投了真金白银。

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十一、增殖、嬗变、产氚：三本账怎么算

11.1 增殖：支持比是核心指标

前面已经说过支持比的定义。再补充几个关键数字和注意事项：

  • 铀快裂变增殖包层（产钚）：支持比 4–6
  • 钍"裂变抑制"增殖包层（产铀-233）：支持比 30–50（配高温气冷堆或 CANDU 这类先进转换堆）
  • LMFBR 对照：0.7–1.4
  • SABrR（Stacey 团队，2014）：易裂变增殖比约 1.3，同时保持 TBR > 1.15
  • Moir 的裂变抑制方案（LLNL）：净增殖比 0.54 ± 30% 原子/聚变反应，3000 MW 聚变功率年产 4900 kg 铀-233，供约 12 台同热功率压水堆
  • 不后处理的钍循环（Fratoni 等 2011）：支持比从约 20 跌到约 2

"后处理与否"是支持比的生死线。要后处理，数字漂亮但防扩散压力大；不后处理，防扩散好但经济性差。这个取舍是混合堆燃料循环设计里最核心的矛盾。

11.2 嬗变：快谱还是热谱，这是个问题

嬗变次锕系元素（镎、镅、锔）需要快中子谱——因为它们的裂变阈值高，热中子下主要是俘获而不是裂变，越俘获越往更重的核素走。

但嬗变某些长寿命裂变产物（锝-99、碘-129）反而需要热中子谱——它们主要是靠俘获来销毁的，热中子俘获截面大得多。

于是就出现了"一个包层里要两种谱"的需求。解决方案有几个：

  • 韩国 HYPER 的做法：堆芯主体是快谱烧超铀元素，中环装载六个含裂变产物的组件，用氢化钙（CaH₂）慢化棒和碘化钠/碘化钙棒交错布置，做局部热化区
  • 意大利 RFP 方案的做法：把包层明确分成快区裂变模块和热区产氚模块
  • 美国 FFTS 的做法：干脆分两步——轻水堆（热谱）烧掉 75%，混合堆（快谱）烧剩下的"渣滓"

"嬗变率"这个数字必须说清楚是"净销毁率"还是"裂变率"。很多论文给的是裂变率，但实际净销毁量还要扣除新生成的量（比如镅俘获中子变成锔）。这是引用时最容易踩的坑。

11.3 产氚：为什么混合堆的 TBR 能到几十

纯聚变堆的 TBR 必须大于 1，而且因为氚会衰变（半衰期 12.3 年）、会渗透损失、还要留出启动下一台堆的余量，工程上通常要求 TBR 在 1.1–1.15 以上。这件事极难，因为：

  • 每个 14.1 MeV 中子最多只能通过 ⁶Li(n,T)α 或 ⁷Li(n,n'T)α 产生一个氚
  • 铍或铅的 (n,2n) 倍增只能把中子数翻一倍多一点
  • 包层里还要留空间给结构材料、冷却剂、屏蔽层，锂的体积分数上不去

混合堆的账完全不同：一次裂变放出 2–4 个中子（快中子裂变，能量越高产额越高，14 MeV 诱发铀-238 裂变能放出 4.5 个以上中子）。这些中子再去产氚，TBR 自然就能到几十。

代价是：这些中子同时也被结构材料吸收、被裂变消耗、泄漏掉，而且包层里塞满了铀或钍，留给锂的空间反而不多。所以混合堆的 TBR 计算实际上是"中子产额 vs 锂装载量"的权衡，不是简单的线性放大。

具体数字：

  • 意大利 RFP 方案：TBR ≈ 30，年产氚约 150 kg（锂-6 富集 40% 的 FLiBe，提取效率按 50% 计）
  • UW-Madison 氯化盐方案：放大构型下 TBR > 30
  • 巴西 ARC 构型：TBR ≈ 1.85（注意：这个构型的主要目标是嬗变超铀元素，产氚只是顺带要保证自持，所以 TBR 不需要高）
  • 中国 Z-FFR：TBR 可稳定 > 1.24（同样是自持目标，不是"产氚工厂"定位）
  • "金乌一号"方案：TBR 不低于 1.15（企业方案）

这里有个反直觉的点值得说：TBR 高不等于设计先进，而是取决于定位。定位为"氚工厂"的混合堆追求 TBR 几十；定位为"发电 + 自持"的混合堆只要 TBR 略大于 1，多产的氚反而是负担——彭先觉在报告里就明确提到"将来氚生产太多也是一个问题，还是需解决氚的基本平衡问题"。

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十二、防扩散：混合堆甩不掉的那把刀

混合堆有一个绕不开的问题：它天生是一个大规模的易裂变材料生产设备。

这不是理论担忧。MIT 的四位研究者——John L. Ball、Ethan E. Peterson、R. Scott Kemp、Sara E. Ferry——在 2025 年把这件事算得清清楚楚：

《ARC 级聚变电站通过易裂变材料增殖带来的扩散风险评估》 *Nuclear Fusion* 65, 036038 (2025)，DOI: 10.1088/1741-4326/adb504 （2024 年 4 月 18 日收稿，2025 年 1 月 15 日修回，2 月 12 日接受，2 月 28 日发表）

作者单位：前两位和第四位是 MIT 等离子体科学与聚变中心（PSFC），第三位 R. Scott Kemp 是 MIT 核安全与政策实验室（Laboratory for Nuclear Security and Policy）的——这个组合本身就说明了问题导向。论文代码开源在 GitHub（jlball/arc-nonproliferation）。

他们的模型和结论：

  • 用 OpenMC 对一个代表性 ARC 级包层做自洽的时变模拟：大半径 4 米、小半径 1 米，FLiBe 液态沉浸包层体积 342 立方米，稳态聚变功率 500 MW，14.1 MeV 各向同性中子源
  • 往 FLiBe 里溶解 5–50 吨天然铀（以 UF₄ 形式）或钍（以 ThF₄ 形式）
  • 初始装载 5–50 吨时，产出 1 个"显著量"（SQ，IAEA 定义为 8 kg 钚-239 或铀-233）只需不到 6 个月满功率运行
  • 更细的拟合公式（t_SQ 单位天，M 单位吨）：
  • 铀-238 → 钚-239：t_SQ = 330/(M+0.12) + 15，50 吨时约 22 天，5 吨时约 79 天
  • 钍-232 → 铀-233：t_SQ = 420/(M+0.25) + 37，50 吨时约 45 天，5 吨时约 119 天
  • 其他后果都在可接受范围内：TBR 单调下降但在 5–50 吨范围内始终未跌破 1；包层内裂变附加热为聚变功率的 10–15%（铀路线）或 5–10%（钍路线）；衰变热约聚变功率的 1%；停堆后自防护时间（剂量率 > 1 Sv/h）≤ 1 天；增殖出的钚-239 或铀-233 同位素纯度 > 99%（远超武器级 93% 的要求）
  • 提高锂-6 富集度会显著降低增殖速率（最高可使 t_SQ 增加约 10 倍），因此可以被用作一种防扩散手段

作者自己的立场写得很明确：这不是反对聚变，也不是反对液态增殖包层，而是说对于某些 FPP 构型，"突破"（breakout）风险足够严重，应该在设计早期就纳入考虑。他们建议聚变界像裂变界那样（美国核管会 2008 年就要求裂变堆设计者在设计阶段考虑易裂变材料转移问题）主动和监管机构对接。

这篇论文对混合堆的意义是双重的：

  1. 它其实是混合堆物理的一个旁证——它证明了即便在一个"不打算增殖"的纯聚变电站里，只要往包层里加铀或钍，就能在月级时间尺度上产出武器级材料。混合堆做的事和这个物理上完全一样，只是规模更大、意图更明确。
  2. 它划出了监管的雷区——任何装载铀/钍包层的混合堆，都必须面对比纯聚变堆严格得多的保障监督（safeguards）要求。

中国方面在混合堆防扩散上的论证思路是另一套：彭先觉强调 Z-FFR 的燃料后处理只需要去除裂变产物，不涉及铀钚分离，因此防核扩散性能优于传统增殖堆。这个说法在燃料循环层面是对的——不分离就意味着没有纯钚流。但 MIT 那篇论文的提醒是：如果包层设计允许"整锅端走再分离"，那么流程上的不分离只是提高了门槛，没有消除物理可能性。

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十三、难在哪：六个真实的工程障碍

13.1 聚变芯本身还没搞定

所有混合堆方案都建立在一个前提上：有一个能稳定、可重复、经济地输出 14.1 MeV 中子的聚变源。

  • 托卡马克路线：ITER 要到 2039 年才开始氘氚运行（新基线），SPARC 首等离子体目标已推到 2026 年底
  • 激光惯性路线：NIF 实现了点火但单次、低重复频率、电光效率不足 1%
  • Z 箍缩路线：Z 装置至今（2026 年）没做过氘氚集成实验，50 MA 大科学装置 2026 年才开工
  • 紧凑磁镜、球形环、反场箍缩：都还在实验或概念阶段

混合堆"降低对聚变要求"的说法是对的，但只是从 Q≈30 降到 Q≈1–2，不是从"做不到"降到"做得到"。

13.2 重频驱动器：从"打一发"到"每秒打"

这是 Z 箍缩路线最要命的关卡。彭先觉和李正宏都把它列为产业化前提条件之首。

  • 需要的节拍：10 秒一次（Z-FFR 设想），激光惯性路线通常提的是每秒 10 次
  • 需要的寿命：千万次级（支撑三年免维护连续运行），当前验证水平是百万次级
  • 关键器件：长寿命电容器、开关

13.3 靶丸成本

彭先觉给的指标是聚变靶丸单价控制在几百元以内。按 10 秒一次、一年运行算，一年的靶丸消耗量是百万发量级——如果靶丸单价是几万元，光燃料费就吃掉全部收益。这是惯性约束路线独有的、磁约束路线不存在的问题。

13.4 氚自持不是"提高 TBR"一句话

李正宏在 2025 年 11 月的报告里点得很透：

  • 某些装置/循环中氚损失可达约 9%
  • 光靠提高 TBR 可能不足以弥补高温下的氚渗透和逸散
  • 必须同时解决高温环境下的氚回收与损失控制

彭先觉也从另一个角度说了同一件事：氚半衰期只有 12.3 年，渗漏进第一壁、偏滤器、包层的氚经过 20–30 年运行几乎全部衰变损失——这是一个和运行寿命同量级的时间常数，不是一个可以忽略的小修正。

13.5 次临界度的在线监测

次临界系统需要在运行中实时知道 $k_{eff}$ 是多少，才能知道安全裕度还剩多少。但 $k_{eff}$ 只能通过间接方法（中子噪声分析、源倍增法、脉冲源法）反推，精度有限，而且随燃耗、温度、氙毒等漂移。这是一个 ADS 和混合堆共享的、至今没有完美解决方案的难题。

13.6 监管分类：混合堆到底算什么

这是最容易被忽视、但可能最致命的问题。

  • 聚变装置在很多国家（比如美国）不被当作核反应堆监管——美国核管会 2026 年 2 月 26 日提出规则，把商业聚变纳入"伴生材料"（byproduct material）框架而不是传统核反应堆框架，最终规则目标 2026 年 10 月
  • 中国生态环境部 2025 年 4 月发布《关于聚变装置辐射安全管理有关事项的通知》，把聚变装置按风险分三类管理（等离子体物理实验装置参照Ⅲ类射线装置；氘氚聚变实验装置需Ⅰ类辐射安全许可证，生态环境部直接审批；聚变能应用装置按最高等级管理）
  • 但混合堆里有几吨甚至几十吨铀、钚、钍和大量裂变产物，它显然不能被当成"聚变装置"来监管

混合堆要落在哪个监管类别里，目前全球都不清楚。这不只是文书工作——它决定了选址、审批流程、建设周期、公众接受度，甚至能不能建在城市附近（彭先觉论证 Z-FFR 可以"靠近城市建造实现热电联供"）。

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十四、怎么读这个领域：一个冷静的判断

写到这里，可以给一个判断了。

技术上，混合堆的物理是干净的、自洽的，而且比纯聚变容易。能量放大、中子放大、深次临界这三件事都有明确的物理基础和大量计算验证。次临界带来的本质安全性是真实的。用混合堆产氚、增殖燃料、嬗变废料，这三件事在物理上都不存在问题。

工程上，混合堆没有绕过聚变的任何一个硬骨头，只是把它们换了位置。

  • 纯聚变要 Q≈30 才能发电，混合堆只要 Q≈1–2——但混合堆多了整个裂变包层、燃料循环、后处理、次临界监测这些纯聚变根本不需要的东西
  • 纯聚变愁材料 200 dpa，混合堆降到 20–30 dpa——但混合堆的包层要在高通量中子 + 裂变产物 + 高温的联合环境下长期工作，材料问题并没有消失，只是挪了位置
  • 纯聚变愁氚自持，混合堆 TBR 轻松到几十——但混合堆多了一个"往包层里放铀/钍"的扩散风险

最有价值的应用场景，我认为是"氚工厂"。

理由很简单：氚是纯聚变路线目前最无解的瓶颈（全球库存 20–30 kg，一座 1 GW 堆一年要 55 kg，年产量不足 4 kg）。而混合堆产氚的物理裕度极大（TBR 30 vs 需要的 1.1），技术难度远低于产电。意大利 RFP 方案的年产 150 kg 氚如果能实现，可以支撑好几座聚变电站的运行——而且这个混合堆自己可以是 Q≈1 的、很平庸的聚变装置。

最需要警惕的叙事是"混合堆是聚变商业化的捷径"。这句话在"物理要求更低"的意义上是对的，在"工程和监管更简单"的意义上是错的。混合堆不是聚变的简化版，它是聚变 + 裂变的加和，两家的难处它都要承担，只是换来了一个远为宽松的聚变指标。

中国在这个领域的投入是真实的、系统的、有工程实物的。50 MA 电磁驱动大科学装置获批开工，CiADS 2027 年建成，星火一号有实体园区和磁体研发进度，中物院在推供热示范堆。不管最终哪条路线走通，这些投入都会沉淀成脉冲功率、超导磁体、中子源、包层技术、燃料循环这些可复用的能力。

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十五、核实记录：十六条必须纠正的说法

这一节是给需要引用这些内容的人看的。以下每一条都是我在核实过程中发现的实际错误或者需要精确化的地方。

  1. TRHYB 的启动时间是 2026 年 3 月 12 日，不是 2025 年 10 月。依据：CREF 官网公告（Kickoff Meeting 于 2026 年 3 月 12 日在恩里科·费米研究中心举行）。相关的 RFP 混合堆产氚论文是 2025 年 8 月发表在 FED 217 卷——论文在前、项目启动在后，两者不能混为一谈。
  1. "基于 ARC 的钍嬗变包层"这个措辞需要修正。嬗变层的主要载荷是超铀元素（TRU），燃料形式是 (TRU,Th)O₂ 或 (TRU,Th)N。钍是基体兼可增殖材料，不是主要的嬗变目标。
  1. TBR ≈ 1.85 是特定构型的结果，不是 ARC 混合堆的固有属性。它来自"嬗变层放在铍包层下游、冷却剂/燃料体积比 2.2"这个特定布置。而且这个数字出自 UFMG 的学位论文，期刊论文（*Braz. J. Phys.* 55, 244）里并没有把 1.85 作为主打结论。
  1. NIKIET 的准确全称是"以 N.A. 多列扎利命名的动力工程科学研究与设计院股份公司"（JSC "N.A. Dollezhal Research and Development Institute of Power Engineering"），莫斯科，Rosatom 旗下。不能简写成"库尔恰托夫研究所"或"俄罗斯科学院"。
  1. NIKIET 2025 年那篇论文有两种卷期页码：俄文原版 *Атомная энергия* 138(4), 211–220（2025 年 4 月）；英译版 *Atomic Energy* 138, 254–264（2025 年 8 月 28 日上线）。引用时必须说清楚是哪个版本。
  1. NIKIET 论文的对标物是 VVER-1000，不是"压水堆"的泛称。论文明确用"与 VVER-1000 燃料同位素消耗量相当的积分产率所需的聚变功率"作为评估指标。
  1. 意大利 RFP 混合堆论文的 TBR 是"30 量级"，年产氚约 150 公斤。这个 150 kg 是产量不是净值，净值要乘以约 50% 的提取效率。另外该论文第一作者 Roberto Piovan 来自 Consorzio RFX（帕多瓦），不是 ENEA——虽然论文有多位 ENEA 作者（Panza、Orsitto、Ciotti 等）。
  1. 意大利方案用的是反场箍缩（RFP），不是托卡马克。环向场只有几十毫特斯拉，比托卡马克低两个数量级。这一点如果写错了，整个方案的立论基础就没了。
  1. HYPER（韩国）是加速器驱动系统，不是聚变-裂变混合堆。名字里带 "Hybrid"，但它是 KAERI 的 ADS 概念，1000 MWth、$k_{eff}$ = 0.98、铅铋冷却兼散裂靶。不要因为名字就把它归到聚变混合堆。
  1. 彭先觉提出 Z-FFR 概念的时间，主流口径是 2008 年秋（《中国工程科学》2024 年第 4 期彭先觉等合著的综述、多数公开报道）；另有资料记为 2009 年。引用时最好写"2008 年（另有资料记为 2009 年）"。
  1. Z-FFR 驱动器的电流有两套数字，不要混用：彭先觉 2026 年 1 月报告给的是 60–70 MA（工程堆设想，10 秒一次）；李正宏 2025 年 11 月报告给的是 50–60 MA；国家"电磁驱动聚变大科学装置"的指标是 50 MA。这三个是不同的东西。注意 60–70 MA、keff < 0.8、能量放大 15/20 倍这几个数只出现在经演讲人审订的演讲全文（新浪财经 2026-03-03 发布的整理稿）里，第一财经 1 月 16 日的当日报道和头条快讯都没有这些数——引用时务必用审订版全文。
  1. Z-FFR 的时间表已经整体后移。2010 年代的规划是"2025 年建成 50 MA 驱动器、2035 年建成百万千瓦级工程演示堆、2040 年商业应用"；2026 年的最新口径是"50 MA 大科学装置 2029 年前后建成、2032 年建成实验供热堆"。引用旧时间表必须标注年份。
  1. "星火一号 2030 年发电"是企业目标，不是已确认的工程节点。联创光电证券部 2025 年 3 月 31 日明确对第一财经表示"何时建成并网发电，目前没有具体的时间节点"。另外中核集团聚变领域首席科学家段旭如的公开判断是 2050 年前后实现聚变能商用。
  1. "金乌一号"是企业公布的工程方案，没有同行评议论文。倍增因子 15、TBR ≥ 1.15、610 MWth、210–240 MWe 这些数字都未经独立复核。
  1. M = 1/(1−k_eff) 是中子放大倍数，不是"有用的核反应数"。$k_{eff}$ = 0.97 时 M ≈ 33，意思是总共产生约 33 个中子，其中真正被铀-232/钍-232 吸收用于增殖的通常只占 10–30%。
  1. "混合堆不需要耐辐照材料"是错的。混合堆把第一壁的要求从 200–300 dpa 降到 20–30 dpa（Z-FFR 口径）或年 2.2 dpa（李正宏口径），这是降低不是消除。而且包层本身仍然要在高通量中子 + 裂变产物环境下长期工作。

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参考文献

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  1. Karytha Merie Silva Corrêa（导师：Claubia Pereira、Carlos E. Velasquez）—《Avaliação da camada de fissão e estudo comparativo de combustíveis em um sistema híbrido de fusão-fissão baseado no reator ARC》，Universidade Federal de Minas Gerais，Programa de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares，2025。URI: https://hdl.handle.net/1843/1701（TBR ≈ 1.85 的结论出自此学位论文）
  1. M. Kotschenreuther, P.M. Valanju, S.M. Mahajan（Institute for Fusion Studies, University of Texas at Austin）, E.A. Schneider（Nuclear and Radiation Engineering, UT Austin）—《Fusion–Fission Transmutation Scheme—Efficient destruction of nuclear waste》，*Fusion Engineering and Design* 84(1), 83–88 (2009)。DOI: 10.1016/j.fusengdes.2008.11.019
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  1. M. Fratoni, K. J. Kramer, J. F. Latkowski（LLNL）—《Attainable Burnup in a LIFE Engine Loaded with Depleted Uranium》，PHYSOR 2010（Advances in Reactor Physics to Power the Nuclear Renaissance，匹兹堡，2010 年 5 月），LLNL-CONF-421077
  1. Massimiliano Fratoni, Ralph W. Moir, Kevin J. Kramer, Jeffery F. Latkowski, Wayne R. Meier, J. J. Powers（LLNL）—《Fusion-fission hybrid for fissile fuel production without processing》，LLNL-TR-522137，2011。DOI: 10.2172/1034500
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  1. Y. Wu, H. Chen, J. Jiang, S. Liu, Y. Bai, Y. Chen, M. Jin, Y. Liu, M. Wang, Y. Hu 及 FDS Team（中国科学院等离子体物理研究所）—《The Fusion-Fission Hybrid Reactor for Energy Production: A Practical Path to Fusion Application》，IAEA Fusion Energy Conference（FEC 2008）论文 FT/P3-21（FDS-EM：约 50 MW 聚变功率驱动，约 1.2 GWe 输出，氚自持）
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  1. 彭先觉—《核聚变与未来能源》主题演讲，深圳创新发展研究院"科技创新院士报告厅"第 17 期，2026 年 1 月 15 日（演讲记录经演讲人审订，澎湃新闻/新浪财经整理发布）。核心数据：Z-FFR 驱动器 60–70 MA、10 秒一次周期；套筒碰靶动能 > 10 MJ、靶丸放能 > 2000 MJ；包层 $k_{eff}$ < 0.8；能量放大 15 倍（乏燃料）/ 预期 20 倍；铀利用率 > 90%；100 万千瓦电站约 30 亿美元；50 MA 大科学装置 2029 年前后建成、2032 年建成实验供热堆
  1. 李正宏（中国工程物理研究院核物理与化学研究所科技委主任）—《聚变-裂变混合堆研究进展》，2025 年 11 月 13 日深圳核博会核聚变论坛主旨报告（驱动器 50–60 MA；换靶节拍目标 10 秒、设计 9 秒；驱动器寿命目标千万次级；中子包覆率 > 97.5%、TBR > 1.24、高温氚回收实验约 99%、工程取 95%；第一壁年 DPA 约 2.2；2028 年前后建实验堆、2030 年前后 D-T 点火验证、再 3–4 年建百万千瓦级示范堆）
  1. 中华人民共和国生态环境部—《关于聚变装置辐射安全管理有关事项的通知》，2025 年 4 月（聚变装置分三类管理）
  1. 《电磁驱动聚变大科学装置》：国家"十四五"重大科技基础设施，中国工程物理研究院流体物理研究所承建，选址四川成都西部（成都）科学城 / 成渝（兴隆湖）综合性科学中心；峰值驱动电流 50 MA；总建筑面积 54200 平方米；2025 年 9 月完成可研评估，2026 年 1 月获国家发改委可研批复，计划 2026 年开工建设
  1. 《加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）》：中国科学院近代物理研究所承建，广东惠州惠东县黄埠镇；超导直线加速器（质子 500 MeV、5 mA、2.5 MW，直线段长约 350 米）+ 高功率液态铅铋散裂靶 + 铅铋冷却次临界堆（堆芯/包层热功率约 7.5 MW）；全系统热功率 10 MW；目标单次 > 24 小时满功率耦合运行；2021 年开工，预计 2027 年建成；总工程师何源（中科院近代物理研究所副所长）
  1. "星火一号"项目公开信息：江西聚变新能源有限责任公司投资建设；2023 年 11 月 12 日江西联创超导技术有限公司与中核聚变（成都）设计研究院有限公司签约；技术目标 Q > 30、连续发电功率 100 MW；总投资预计超 200 亿元；选址南昌瑶湖科学岛；2025 年 8 月 8 日正式公布（高温超导紧凑型托卡马克，总功率 300 MW、等效聚变功率 > 40 MW）。时间节点为企业目标，联创光电证券部 2025 年 3 月 31 日对第一财经表示"何时建成并网发电目前没有具体时间节点"
  1. *Nuclear Engineering International*（NEI Magazine）—《China plans world's first fusion-fission power plant》（Xinghuo 项目报道：CNNC 下属中国核工业第二三建设公司与联创超导合资，南昌瑶湖科学岛，约 200 亿人民币，目标 Q > 30、2030 年向电网连续供电 100 MW）
  1. "金乌一号"实验堆方案（燊聚（四川）核能源有限公司，2025 年底深圳核博会公布）：球形环聚变-裂变混合堆；聚变功率 50 MW 级、大半径约 1.5 米；14.1 MeV 聚变中子功率约 40 MW；核热倍增因子约 15（约 600 MWth，加 α 沉积约 610 MWth）；毛发电 210–240 MWe（35–40% 效率）；TBR ≥ 1.15；总投资约 66 亿元；计划 2030 年前后发电验证。企业方案，未见同行评议论文
  1. 刘超（中子科学研究院（重庆）有限公司）—《HINEG 系列强流稳态中子源科学装置研发进展》公开报告（HINEG-I 氘氚中子源强 6.4×10¹² n/s 已建成运行并与铅基堆中子物理实验装置耦合；HINEG-IIa/IIb 在建，10¹³–10¹⁵ n/s；HINEG-III 规划 10¹⁷–10¹⁸ n/s，用于核材料辐照测试与放射性废物嬗变技术验证）
  1. 兰州大学中子物理与中子技术团队—《紧凑型中子发生器及应用》，获 2025 年度教育部科学研究优秀成果奖（工程技术研究成果奖）二等奖（ZF-300 强流中子发生器源强 10¹² n/s 量级，入选 IAEA-TECDOC-913；首台高产额紧凑型 D-D/D-T 中子发生器，D-D 约 10⁹ n/s、D-T 约 10¹¹ n/s；2024 年 6 月作价入股成立中陕核（西安）中子科技有限公司）
  1. 中国科学院合肥物质科学研究院—《先进核裂变能的燃料增殖与嬗变项目交流会召开》（吴宜灿负责"加速器驱动次临界堆瞬态安全过程与影响机理研究"重点项目结题；SuperMC 程序；吴宜灿为 GIF 铅冷快堆安全白皮书主要技术贡献者之一）
  1. 中核集团聚变领域首席科学家段旭如—2025 年全国两会期间公开表述：估计 2050 年前后实现聚变能商用，"20–30 年应该是一个比较合理的预期"
  1. 巴斯夫/英国《卫报》等媒体广泛引用的氚供应数据：全球民用氚库存约 20–30 kg；一座 1 GW 级聚变堆年需约 55 kg；CANDU 重水堆全球年产量不足 4 kg；氚半衰期 12.3 年。彭先觉等《中国工程科学》2024 年第 4 期给出的 100 万千瓦聚变堆氚消耗量为每天约 152 克、每年约 55.5 公斤
  1. *World Nuclear Association*—《Nuclear Fusion Power》（"Hybrid fusion"章节：混合堆与 ADS 的对比说明；混合堆包层可用钍或乏燃料中的长寿命重同位素）
  1. UK Government / Isle of Man 联合制裁名单文件—NIKIET 的法定名称与归属：*N.A. Dollezhal Order of Lenin Research and Design Institute of Power Engineering JSC*（a.k.a. NIKIET JSC），莫斯科小克拉斯诺谢利斯卡娅街 28 号，母公司 Rosatom，2022 年 5 月 4 日被列入英国制裁名单
  1. JSC "NIKIET" 第六届国际科技会议（ISTC NIKIET-2023）会议通知与组织委员会名单（院长 Andrey Kaplienko，学术指导 Evgeny Adamov，程序委员会副主席 Aleksander Lopatkin；会议议题第 6 项为"聚变技术"）
  1. 深圳创新发展研究院"科技创新院士报告厅"第 17 期—彭先觉《核聚变与未来能源》整理稿全文（澎湃新闻首发、新浪财经转载，2026 年 3 月 3 日），含 Z-FFR 完整参数、产业化前提条件、与磁约束/惯性约束路线的对比论证