nnica燃料循环系统
核聚变堆并不是把燃料一次性用完就扔掉。送入等离子体的燃料中，实际燃烧的只有百分之几，绝大部分作为未烧尽的燃料排出。回收这些未烧尽的燃料，把它净化后再次送入。这种循环机制就是燃料循环系统（fuel cycle system）。本文将从让燃料循环使用这一直觉，一直讲到氚的获取与自给能否成立这一研究前沿，循序渐进地进行解说。
先建立直觉（高中水平）
Section titled “先建立直觉（高中水平）”核聚变堆的燃料是氢的同类，即氘（deuterium，符号 D）和氚（tritium，符号 T）两种。这两者碰撞并聚变时，会产生巨大的能量、氦以及中子。这就是 D-T 反应。
这里重要的是，送入的燃料并非全部都会燃烧。打个比方，往篝火里添柴，也不会一次就全部化为灰烬，而是会剩下没烧完的柴。核聚变堆的情况是，在等离子体中实际发生反应的燃料只有百分之几，剩下九成以上都没有燃烧就排到炉外去了。
如果把未烧尽的燃料丢弃，那实在太浪费了，而且燃料本身也不够用。于是，人们从排出的废气中把燃料单独分离出来，再送回炉里。把燃料按照「送入、燃烧、回收、再送入」不断循环使用，这就是燃料循环这个词的含义。
另一个直觉上的问题是，氚在这个世界上几乎不存在。氘在海水中含量丰富，只要打上海水就能取之不尽。可是氚具有放射性，大约每 12.3 年减少一半，因此远古时代自然生成的那些早就消失殆尽了。整个地球上也只有几千克。也就是说，燃料的其中一半实际上是「买不到的」。
那该怎么办呢。核聚变堆利用反应中飞出的中子，在炉壁（增殖包层）里自己制造氚。一边燃烧一边同时制造，可以说是「让燃料自给自足」的思路。这种自给能否顺利运转，是核聚变堆能否实用化的一大关键。
用物理来理解（本科水平）
Section titled “用物理来理解（本科水平）”D-T 反应可以写成如下形式。
一次反应总共放出 的能量。其中 由氦（阿尔法粒子）带走， 由中子带走。为了直观感受能量的规模，我们来估算一下燃料消耗量：对于聚变功率（不是电功率）为 的堆，消耗的氚大约为 56 kg/年。想到地球上的库存只有几千克，就能明白炉内生产是多么不可或缺。
燃料循环系统大致可分为内部循环和外部循环来考虑。内部循环是把燃料送入、把未烧尽部分排出、精制后再次送入的高速路径，滞留时间为几分钟到几十分钟。外部循环是把增殖包层中生成的氚取出、精制后送去储存的路径，这一路径需要几小时到几天。
把燃料送入等离子体的方法（燃料注入）主要有两种。
气体充注（gas puffing）是从真空容器壁边直接吹入燃料气体的方法。机制简单、响应也快，但气体在等离子体外侧几乎就电离掉了，很难到达中心，这是它的弱点。供给效率大致只停留在几十个百分点。
弹丸注入（pellet injection）是把燃料冷却凝固成直径几毫米的冰粒（弹丸），再以每秒几百米到 1 km 以上的速度射入的方法。固体粒子会从表面一点点熔化，同时飞向深处，因此能把燃料送到等离子体中心附近。它的优点是供给效率高，且容易控制把燃料放在哪里。
燃烧率（burn-up fraction）是实际发生反应的燃料占送入燃料的比例。在目前的设计中，预计约为百分之几。反过来说，送入的燃料大部分都没燃烧就被排出，因此回收再利用这些燃料的处理量，就决定了燃料循环系统的规模。
深入理论（研究生水平）
Section titled “深入理论（研究生水平）”排出的未烧尽燃料中，除了燃料 D 和 T 之外，还混有反应生成的氦（灰烬，ash）以及从壁面产生的杂质。需要从中只取出燃料，而且还要按同位素分别分离。
首先在粗略分离氢同位素的阶段，会采用让钯合金膜只透过氢等方法，得到高纯度的氢同位素流。问题在于其后的处理：必须把化学行为几乎相同的 D 和 T，以及更轻的氢（protium，H）彼此分离开来。这里利用的是质量差这一微小的差异。
代表性的方法是低温蒸馏（cryogenic distillation）。氢同位素的沸点有极其微小的差别，因此冷却到液氢的温度区间（大约 前后）后送入蒸馏塔，越轻的成分越容易蒸发，越重的成分越留在液体中。在蒸馏塔内把这一差别叠加许多级，就能把 H、D、T 分离开来。由于差别很小，需要很多级数和时间，装置庞大，其内部保持的氚量（存量，inventory）也不容忽视。若希望以小规模且响应良好地进行分离，还会并用温度摆动吸附方式的 TCAP 等其他方式。
外部循环的核心，是把这些处理汇总起来处理的氚工厂（tritium plant）。它承担排气的回收、杂质的去除、同位素分离、氚的储存，以及被水等吸收进去的氚的回收（water detritiation）。储存使用金属氢化物，例如让 ZrCo 等合金吸收氢同位素并固定下来，加热时再释放取出。因为这比以气态高压储存更安全、更易于处理。不过氚本身会发生贝塔衰变，每年约有 变成氦 3，因此储存材料的性能下降和衰变产物的管理成为课题。
ITER 的燃料循环，是把这一系列处理在实机规模上加以实现的首次重大尝试。它用气体充注和弹丸注入供给燃料，用低温泵（把气体冻结在极低温面上抽走的泵）排气，再由氚工厂分离、精制后送回。氦的沸点低至 ，极难冻结，因此要结合活性炭等吸附材料来排气。作为安全上的关键，真空容器内所存在的氚量被设定了上限。氚有多少被壁面吸收（滞留，retention），又有多少能够回收，作为直接关系到整个循环能否成立的量，正被详细地加以研究。
研究前沿（博士水平）
Section titled “研究前沿（博士水平）”最大的研究课题是氚的自给究竟能否成立。核聚变堆无法从外部购买氚，所以必须在炉内持续生产出多于消耗的量，否则运行就会停止。表示这一收支的是氚增殖比（tritium breeding ratio，TBR），即相对于消耗 1 而言炉内生产的量之比。原理上需要 ，但实际上还要把燃料循环系统中的损失、衰变、储存，以及为启动新堆所需的余量都算进去，因此要求一个略高于 的有效值。
左右 TBR 的，是能否从 1 个中子确实制造出 1 个以上氚这一中子经济。铍或铅带来的中子倍增、锂 6 的浓缩、增殖包层的覆盖率、结构材料和管路对中子的消耗程度等都会起作用。这里是燃料循环与增殖包层密不可分的领域。增殖的物理会在 增殖包层 页面中详细讨论。
另一个焦点是初始装载氚（start-up inventory）。要启动堆并开始靠自己循环氚，最初必须从外部准备好相当数量的氚。目前的主要供给源是从用重水作减速剂的 CANDU 型反应堆中回收，其总量是有限的。因此，初始装载能压得多小，氚倍增时间（doubling time，即用余量氚能启动下一座堆所需的时间）能缩得多短，作为左右多堆推广的问题正被研究着。这些都与尽可能压缩整个燃料循环存量的设计一体地进行讨论。
燃烧率低这一点，也会直接影响到循环。燃烧率只有百分之几，意味着每天必须持续循环消耗量几十倍的燃料，与此相应，系统内保持的氚量就会增加，损失和辐照管理的负担也会增大。从安全性和经济性两方面出发，人们都在追求提高燃烧率，或者减少循环系统的存量和处理时间的办法。关于氚的安全处理与封闭，请参阅 氚管理；关于 D-T 反应本身的物理，请参阅 核聚变反应。
把这些课题综合起来加以验证的场所，是继 ITER 之后的原型堆（DEMO）。能否同时满足连续运行、实机规模的处理量、 的实证，以及在小初始装载下实现自给，将成为核聚变能否作为发电方式成立的分水岭。