fr.wedoany.com Rapport : Récemment, une équipe composée du Centre Helmholtz de Dresde-Rossendorf, de l’Université de Leipzig et de l’Institut Max-Planck, entre autres, a publié les résultats d’expériences de séparation des isotopes de l’hydrogène. Les chercheurs ont fait passer un mélange gazeux équimolaire de protium, de deutérium et de tritium à travers une zéolithe de type Y échangée avec des ions argent à environ 83 kelvins, en exploitant l’adsorption sélective pour enrichir le tritium, offrant ainsi une nouvelle solution matérielle pour la récupération du combustible dans les effluents des installations de fusion.

L’expérience a utilisé un échantillon de zéolithe de 1,7 milligramme, avec une pression totale du mélange gazeux de 1 kilopascal et un temps d’adsorption de 10 minutes. Le rapport des trois isotopes dans le gaz initial était de 1∶1∶1 ; après adsorption, le rapport molaire du protium, du deutérium et du tritium a atteint 1∶41∶175. Les expériences binaires ont mesuré une sélectivité de 244 pour le tritium par rapport au protium, et des sélectivités de 29 et 4,2 pour le deutérium par rapport au protium et pour le tritium par rapport au deutérium, respectivement.

Le processus de séparation exploite la différence d’énergie d’adsorption entre les sites d’ions argent et les isotopes de l’hydrogène de masses différentes ; le tritium, plus lourd, se lie plus fortement aux ions argent et peut être séparé du protium et du deutérium lors de la désorption par élévation de température. La plage de température de fonctionnement peut être couverte par un refroidissement à l’azote liquide ; par rapport à la distillation cryogénique profonde, qui nécessite des températures plus basses, cette voie pourrait réduire la charge de refroidissement dans le cycle du combustible de fusion.

Après 4 heures de contact de l’échantillon avec le tritium, les chercheurs n’ont observé aucun changement dans les performances de désorption, mais les résultats actuels proviennent encore d’expériences discontinues à l’échelle du milligramme et à basse pression. La capacité de séparation en flux continu, la durée de vie en cyclage, l’échelle de remplissage du matériau et la conception de sécurité des systèmes contenant du tritium restent à valider ; par conséquent, ces résultats constituent à ce stade une validation en laboratoire du matériau de séparation du tritium et ne représentent pas encore un équipement de cycle du combustible de fusion.