Fabricación y pruebas experimentales de un demostrador tecnológico de extracción de tritio para los sistemas de lazo de Pb(15,7)Li de los TBM de ITER mediante permeación contra vacío

• Autores: Ma Rosa Sacristán, Ignasi Bonjoch, Gerardo Veredas, Ángel Ibarra
• Localización: Nuclear España: Revista de la Sociedad Nuclear española, ISSN 1137-2885, Nº. 338, 2013, págs. 54-59
• Idioma: español
• Enlaces
  • Texto Completo Ejemplar
• Resumen
  • español

    La recuperación rápida de tritio supone un hito clave para el desarrollo de tecnologías eficientes capaces de recuperar el tritio generado en los lazos de metal líquido de los “blankets” HCLL en los reactores de fusión para volver a reutilizarlo como combustible.

    Siendo la utilización de permeadores contra vacío la tecnología actualmente más prometedora, el objetivo de este trabajo es el desarrollo y construcción de un demostrador que maximice la extracción de H2 de un lazo de Pb(15,7)Li, cualificando en términos de eficiencia, la posible aplicación para la extracción de T/D2 en los lazos de futuros reactores de fusión.

  • English

    Fast tritium recovery is a key milestone for the development of efficient technologies to recover the tritium generated in liquid metal loops of HCLL blankets in fusion reactors to reuse it as fuel again. As the use of permeators against vacuum is currently the most promising technology, the aim of this work is to develop and construct a demonstrator that maximizes the H2 extraction of a Pb(15.7)Li loop, qualifying in terms of efficiency the possible application to extract T/D2 in future fusion reactors loops.