AbstractThe future fusion reactor fuel will be a mixture of deuterium and tritium. Deuterium is produced using traditional separation technology. Tritium, on the contrary, must be produced by means of a nuclear reaction between neutrons and lithium atoms within the reactor breeder which could be a lithiated ceramic material or a liquid metal containing lithium. The tritium produced in the breeder needs a proper extraction process to reach the required purity level.A conceptual modified version of the tritium recovery plant for a solid ceramic breeder, working with two membranes reaction/separation units, is studied in this work. The first considered membrane unit is a catalytic ceramic membrane reactor to remove, via oxidation, the hydrogen isotopes from the purge gas (He); the second is a Pd/Ag membrane permeator to separate the hydrogen isotopes from the water shift reactor gaseus products.The modelling and the mass balances have been obtained either on the basis of data in the literature or on experimental results.
将来の核融合炉燃料は、重水素とトリチウムの混合物となる。重水素は従来の分離技術を用いて製造される。一方、トリチウムは、炉内増殖材（増殖ブランケット）内においてリチウム原子と中性子との核反応によって製造されなければならない。増殖材は、セラミック材料または液体金属リチウムを含む材料であり得る。増殖ブランケット内で製造されたトリチウムは、要求される純度レベルに達するために適切な回収プロセスを必要とする。本研究では、固体セラミック増殖材用トリチウム回収プラントの概念的な改良版を検討する。このプラントは、2つの膜反応・分離ユニットで構成される。最初の膜ユニットは、触媒セラミック膜リアクターであり、パージガス（He）から水素同位体を酸化によって除去する。2番目は、Pd/Ag膜透過器であり、水シフトリアクターのガス生成物から水素同位体を分離する。モデリングおよび物質収支は、文献データまたは実験結果のいずれかに基づいて得られた。