The experimental qualification of the tritium extraction unit (TEU) from the LiPb eutectic alloy (15.7 at. % Li), the breeder material of the water-cooled lithium–lead breeding blanket concept, is one of the fundamental items for the demonstration of tritium balance sustainability for ITER and DEMO fusion reactors. Several technologies have been proposed as TEU, but the selection of the reference technology can be carried out only after the experimental measurement of the tritium extraction efficiency. For this purpose, a dedicated facility, called TRIEX-II, was designed and installed at ENEA Brasimone Research Centre, Italy. The facility is able to qualify gas–liquid contactor (GLC), permeator against vacuum and liquid-vacuum contactor technologies at different temperatures, lithium–lead mass flow rates and hydrogen isotopes concentrations. In TRIEX-II, the hydrogen or deuterium, used to simulate tritium, are solubilised inside the LiPb with a dedicated saturator and are then extracted from the liquid metal in the GLC mock-up, which uses pure helium or a mixture constituted by helium and hydrogen as stripping gas and works in the temperature range between 300 and 500 °C.
実験的検証として、トリチウム抽出ユニット（TEU）の定量的評価は、水冷鉛リチウム（WCLL）ブランケット概念の増殖材であるLiPb共晶合金（15.7 at. % Li）からのトリチウム抽出に関わる主要な技術的課題の一つである。ITERおよびDEMO核融合炉におけるトリチウム収支の持続可能性を実証するためには、このユニットの性能評価が不可欠である。TEUの候補技術は複数提案されているが、参照技術の選定は、トリチウム抽出効率の実験的測定に基づいてのみ行うことができる。この目的のため、イタリアのENEAブラシモーネ研究センターに専用施設「TRIEX-II」が設計・設置された。本施設は、ガス-液体接触器（GLC）、真空透過器、液体-真空接触器の各技術を、異なる温度、LiPb質量流量、水素同位体濃度条件下で評価する能力を有する。TRIEX-IIでは、トリチウムの代替として水素または重水素を用い、専用の飽和器によりLiPb中に溶解させた後、GLCモックアップ内で液体金属から抽出する。抽出には、純ヘリウムまたは水素-ヘリウム混合ガスをストリッピングガスとして使用し、作動温度範囲は300～500 °Cである。