Trattamento delle acque con trizio proveniente da reattori in centrali nucleari

SEZIONI

• Introduzione
• Proprietà del trizio
• Complessità del trizio e delle sue specie nell’industria nucleare
• Problematiche nel trattamento del trizio
• Processi di separazione del trizio e dell’acqua triziata
• Conclusioni

Introduzione

Il presente articolo tratterà del trizio, delle sue diverse forme di presentazione negli effluenti radioattivi e della presentazione di diverse tecnologie per il suo possibile trattamento. Trattamento che oggi è particolarmente complesso nell’industria nucleare. Il trizio si produce nelle reazioni di fissione di un reattore nucleare e può diffondersi come gas, come molecole di acqua triziata e come gli stessi ioni [³₁H]⁺ e [O³₁H]^–. Un caso concreto è il trattamento del problema del trizio nell’incidente di Fukushima. L’azienda che gestisce il trattamento degli effluenti liquidi di Fukushima ha utilizzato un sistema di filtrazione per pulire le migliaia di tonnellate di acqua radioattiva che ogni giorno la centrale produce a seguito dell’incidente causato dal terremoto e tsunami del marzo 2011.

Tuttavia, il trizio è l’unico degli isotopi radioattivi che il sistema di filtrazione non è in grado di eliminare. L’Organismo Internazionale per l’Energia Atomica (OIEA) considera questa pratica accettabile in un contesto come questo. Il Ministero dell’Economia, Commercio e Industria giapponese ha richiesto idee per il trattamento di quest’acqua contenente trizio e ha ricevuto proposte da diverse aziende e un’università. Infine, il comitato ha stabilito che lo scarico controllato del trizio in mare costerà circa 3,4 miliardi di yen (27,5 milioni di euro) e richiederà quasi sette anni e mezzo. Quali sono le caratteristiche del trizio che hanno portato ad adottare come soluzione più plausibile la sua evacuazione graduale in mare? Perché è estremamente complessa la sua separazione tramite filtrazione? Perché si trova abitualmente nelle acque del circuito primario di un reattore nucleare? In quali punti del processo nucleare emerge la problematica del trizio?

Nel settembre 1976 l’OIEA organizzò una riunione di un Comitato tecnico sulla separazione, stoccaggio ed evacuazione di radionuclidi gassosi provenienti da effluenti atmosferici. La riunione passò in rassegna la tecnologia e le pratiche attuali di controllo delle emissioni gassose derivanti dalle attività di ritrattamento del combustibile, pubblicando successivamente un rapporto, IAEA-209. Il Comitato evidenziò la necessità di cooperazione nell’ambito della gestione dei rifiuti gassosi e raccomandò di studiare approfonditamente le tecnologie e le tecniche esistenti di separazione e stoccaggio di tutti gli isotopi a lungo periodo, prestando particolare attenzione allo iodio, ai gas nobili e al trizio.

Al fine di adempiere a questa raccomandazione, l’OIEA ha tenuto riunioni di esperti incaricati di esaminare le problematiche in questione. In questo articolo verranno esposti diversi tipi di interventi proposti per il trattamento in particolare del trizio come gas e nella sua forma di acqua triziata.

Proprietà del trizio

Il trizio è un isotopo dell’idrogeno con una massa di 3,01605 g/mol e, tra i tre isotopi, è l’unico radioattivo. La sua vita media è di 12,33 anni, un grammo di trizio presenta un’attività di 9619 Ci e si disintegra secondo;

₁³H        →        ₂³He + e^– + ν + 18.6 KeV

Il trizio ha lo stesso comportamento chimico del deuterio e del protio, dato che le proprietà chimiche dipendono dagli elettroni di valenza ed è questa la ragione della difficoltà a separarlo chimicamente da altre forme isotopiche. D’altra parte è un emettitore netto beta, e da questo punto di vista facilita i sistemi di protezione. Bisogna sempre tenere presente che il rischio delle sostanze radioattive non risiede solo nella capacità di irradiazione esterna alla persona, ma soprattutto nel momento in cui una persona ingerisce un prodotto radioattivo. Questo diventa un emettitore all’interno del corpo con la conseguente irradiazione al sistema cellulare, linfatico osseo e in generale a tutto l’organismo interno. Da questo punto di vista, l’introduzione di trizio nell’organismo per contaminazione è un problema grave.

A livello di separazione industriale, i problemi di separazione delle diverse specie triziate sono determinati dalle vicine temperature di transizione liquido-gas, questione che obbliga a lunghe colonne di separazione e temperature criogeniche estreme (tabella 1).

          Tabella 1. Proprietà termo-isotopiche di base (CDTI)

Complessità del trizio e delle sue specie nell’industria nucleare

La problematica del trizio gassoso fa parte di una problematica più complessa che comprende diverse specie gassose come ⁸⁵Kr, ¹⁴C, ³H e ¹²⁹I. Nel ritrattamento del combustibile nucleare la pratica attuale è quella di scaricare nell’ambiente una parte significativa di ⁸⁵Kr, ¹⁴C e ³H, così come una frazione minore di ¹²⁹I, tutti prodotti di fissione contenuti nel combustibile. Fu fatta una stima annuale delle emissioni di questi tre nuclidi ⁸⁵Kr, ³H e ¹²⁹I calcolando 5.10⁸ Ci, 7.5.10⁷ Ci e 6000 Ci. Nel ciclo del combustibile nucleare, gli impianti di ritrattamento sono la principale causa delle emissioni di criptone-85 e iodio-129. Il carbonio-14 e il trizio possono essere emessi in quantità apprezzabili sia dai reattori sia dagli impianti di ritrattamento. Il metodo di emissione e diluizione seguito per l’evacuazione, attualmente adottato per il trizio, il criptone-85 e il carbonio-14, genera un’esposizione della popolazione che è una piccola frazione della variazione della radiazione naturale di fondo, chiaramente inferiore ai limiti prescritti dalle norme di protezione radiologica accettate a livello internazionale. Il criptone-85 (periodo di 10,76 anni) è un prodotto gassoso che si produce nella reazione di fissione. Inizialmente rimane confinato nelle barre di combustibile. Per fessure nella guaina o piccole crepe da corrosione il gas può liberarsi per l’1% e in parte raggiungere il circuito primario per dissoluzione nel refrigerante. Durante l’irradiazione, più del 99% rimane in tali elementi di combustibile fino a quando non vengono tagliati e dissolti durante il ritrattamento. Infine il gas si libera e deve essere trattato nei sistemi di trattamento gassosi. Passa quindi interamente al sistema di gas residui. Si emettono circa 330.000 Ci di criptone-85 per gigawatt elettrico-anno (GW(e).anno) generato, nel caso di combustibili di reattori ad acqua leggera (LWR), e 580.000 Ci/GW(e).anno, nel caso dei combustibili di reattori ad alta temperatura raffreddati a gas (HTGR).

La differenza tra le emissioni è dovuta alle diverse quantità di criptone-85 prodotto dalla fissione dell’uranio-235 e dell’uranio-233 utilizzati rispettivamente in questi due tipi di reattori. I reattori PWR come C.N. Ascó e C.N. Vandellós utilizzano una leggera proporzione di ²³⁵U, tra il 3-4%. Per i reattori riproduttori rapidi raffreddati a metallo liquido (LMFBR), si stima un’emissione di radioattività compresa tra 1,2 e 2,1 x 10⁵ Ci/GW(e).anno circa. Finora, praticamente tutto il criptone-85 proveniente dal ritrattamento del combustibile è stato scaricato nell’atmosfera.

Tabella 2. OIEA vol 21. Y.V.Zabaluev

Tutto lo iodio-129 (periodo di 1,7 x 10⁷ anni) è un prodotto di fissione che si produce all’interno della guaina di zircaloy e proviene direttamente dalla reazione di fissione. È trattenuto quasi interamente nel combustibile fino alla sua dissoluzione. Il tasso di formazione è approssimativamente 1,0 Ci/GW(e).anno per tutti i tipi di reattori (Tabella 1). Nei processi di ritrattamento del combustibile dove gli elementi sono tagliati meccanicamente, durante la dissoluzione del combustibile, più del 98% dello iodio passa al sistema di gas residui e si adottano solitamente misure per separarlo da tali gas al fine di limitare le emissioni di iodio-131. Per esempio, ritenzione con carbone attivo e successiva fissazione con nitrato d’argento in filtri specifici.

Il trizio (periodo di 12,3 anni ed emettitore specifico di radiazione solo β) si forma nei combustibili nucleari principalmente per fissione ternaria, a un ritmo di 200.000 a 400.000 Ci/GW(e).anno (Tabella 1). Si origina anche per attivazione neutronica di una serie di elementi leggeri presenti come impurità o come componenti del combustibile, refrigerante, moderatore, guaine e altri materiali nucleari. Attualmente è possibile ottenerlo da reattori di fissione già esistenti che usano acqua pesante (D₂O) come moderatore (CANDU, per esempio), poiché producono T (trizio) quando il deuterio (D) cattura un neutrone. L’acqua pesante di questi reattori deve essere “pulita” regolarmente, per cui rappresentano una fonte di trizio più o meno regolare, per esempio in Canada. Nei reattori PWR il trizio si produce per interazione del Litio-6 con i neutroni, secondo la reazione;

 

Il litio-6 si utilizza in forma di LiOH con capacità di regolazione del pH in soluzione. D’altra parte il boro-10, che si utilizza come assorbitore di neutroni in forma di H₃BO₃ e regola così la reattività del nocciolo. Il boro naturale contiene un 20% di boro-10 e circa l’80% di boro-11. Il boro-10 ha una alta sezione efficace di assorbimento di neutroni a bassa energia (termica). L’aggiunta di acido borico, oltre al refrigerante che circola attraverso il reattore, fa sì che si riduca la probabilità che un neutrone possa fissionare un atomo di uranio. Le variazioni nella concentrazione di acido borico regolano efficacemente il tasso di fissione che avviene nel reattore. Questo metodo si utilizza solo in reattori ad acqua pressurizzata (PWR). Il boro si dissolve anche nelle piscine di combustibile esaurito che contengono barre di uranio esaurito. La concentrazione è sufficientemente alta per mantenere il tasso di reattività dei neutroni al minimo. L’acido borico fu versato sul reattore 4 dell’impianto nucleare di Chernobyl dopo l’incidente, per evitare che si verificasse un’altra reazione. In generale il boro-10 assorbe il neutrone formando uno stato eccitato dell’atomo di boro-11, che evolve in litio (Li-7), questo stato è instabile e il litio-7 si decompone in trizio ed elio. Il litio-6, per assorbimento di neutroni, genera anch’esso Li-7, evolvendo in trizio. In generale i veleni neutronici più utilizzati sono parte delle fonti di trizio.

Nelle fissioni ternarie il trizio appare come conseguenza delle seguenti reazioni;

²³⁵U + n →  X₁ + X₂ + H₃

²³⁹Pu + n →  X₁ + X₂ + H₃

Nei reattori tipo PWR sia il moderatore sia il refrigerante operano a temperature e pressioni elevate, esistendo inoltre la possibilità di scambio di trizio tra entrambi per diffusione durante il normale funzionamento della centrale e per miscelazione durante le fermate. La Commissione Internazionale di Protezione Radiologica (ICRP) limita la dose per i lavoratori a una media, in cinque anni, di 20 mSv all’anno. L’elevato contributo del trizio alla dose totale ha incentivato lo studio, lo sviluppo e l’ottimizzazione delle tecnologie per il controllo del trizio per reattori in esercizio così come per progetti avanzati. I valori di trizio nell’acqua del reattore PWR sono intorno a 330 Bq/g e i valori di I-131 intorno a 9 Bq/g.

Il trizio che si genera nelle reazioni nucleari si trova nella forma di gas trizio [³₁H]₂ o maggiormente formando parte della molecola d’acqua nella forma;

³₁H-OH (T-OH) ;H-O³₁H (H-OT); [³₁H]₂O(T₂O)

La reazione del trizio con ossigeno origina acqua triziata; T₂O

2T₂ + O_{2   →}  2 T₂O

Aria + T₂ → T₂O + T₂O₂ + NO + NO₂

T₂ + CO₂ → T₂O + CO

Specie chimiche presenti nel mezzo acquoso;

H₂O ; T₂O ; HTO; T₂O⁺; T₃O⁺; OT^–; T₂O₂

Una caratteristica fondamentale del trizio è la facilità di scambio con il protio, lo stato di equilibrio dipende dalle reazioni acido-base con le altre specie chimiche in soluzione, essendo determinante il pH della soluzione acquosa.

Questa facilità del trizio di scambio con il protio genera un problema di particolare difficoltà nella rigenerazione dell’acido borico.

In soluzione acquosa l’H₃BO₃ forma il complesso tetraidrossiborato:

H₃(BO₃) + 2H₂O → [B(OH)₄]− + H₃O⁺ (1)

Secondo questa reazione, l’acido borico si comporterebbe allora non come un acido di Brønsted (donatore di protoni), ma come un acido di Lewis che interagisce con la molecola d’acqua come accettore di anioni idrossili. Alcuni autori (Perelygin e Chistyakov, 2006) postulano il comportamento dell’acido borico come un acido di Brønsted tribasico che reagisce con l’acqua in fasi successive:

H₃(BO₃) + H₂O → [BO(OH)₂]⁻ + H₃O⁺ (2)

[BO(OH)₂]⁻ + H₂O → [BO₂(OH)]²⁻ + H₃O⁺

[BO₂(OH)]²⁻ + H₂O → (BO₃)³⁻ + H₃O⁺

mentre altri descrivono la dissociazione nella forma usuale di anione acido e catione idronio, (Nakai et al., 1988):

H₃(BO₃) + H₂O → [H₂(BO₃)]⁻ + H₃O⁺

Per quanto sopra menzionato si osservano discrepanze nell’interpretazione dell’origine del comportamento acido delle soluzioni di H₃(BO₃). Studi di soluzioni fortemente alcaline tramite spettroscopia Raman hanno mostrato l’esistenza del complesso [B(OH)₄]⁻, (Jolly, 1984), che sostiene l’ipotesi della reazione (1), implicando che il comportamento acido è dovuto esclusivamente alla separazione dell’anione idrossile dall’acqua, (Housecroft e Sharpe, 2005). Per questa reazione (1) la costante acida è bassa, Ka = 7.3×10−10. Per la reazione (2) la costante acida ha il valore Ka = 5.98×10−10 in H₂O e Ka = 1.83 × 10−10 in D₂O, (Gold e Lowe, 1968).

In ogni caso la ricezione di trizio e di idrossile triziato è possibile nell’equilibrio dell’acido borico, con cui si hanno molecole di acido borico con trizio, generando una difficoltà aggiuntiva quando si intende separare per evaporazione l’acido borico così come problematiche nel trattamento di recupero dell’acido borico tramite resine a scambio ionico. Nell’evaporazione si può ottenere acido borico con contenuto di trizio incorporato nella sua molecola, con i problemi di gestione che questa situazione genera.

Tenendo conto che per azione del flusso neutronico l’atomo di protio può catturare un neutrone e trasformarsi in deuterio. Il deuterio e il trizio possono associarsi formando altre diverse strutture acquose. Tenendo conto che l’isotopo del trizio è un emettitore β netto con una vita di 12,3 anni, può presentarsi in qualunque delle strutture molecolari inclusa la specie gassosa e questo fatto rende estremamente difficile qualsiasi tentativo di separazione a livello industriale. Nel settembre 1976 l’OIEA organizzò una riunione di un Comitato tecnico sulla separazione, stoccaggio ed evacuazione di radionuclidi gassosi; in particolare furono proposti sistemi di trattamento per il trizio. I diversi studi tecnici proposti a livello mondiale per ottenere un trattamento efficace sulle emissioni di trizio, al fine di ridurre la dose occupazionale e le possibili contaminazioni ambientali dovute allo stesso, puntarono in generale, tra gli altri, ai seguenti obiettivi;

1. Minimizzare le perdite di acqua triziata, così come il recupero della stessa in stato liquido e vapore.

2. Sostituzione di acqua pesante altamente triziata con acqua pesante a basso contenuto di trizio.

Problematiche nel trattamento del trizio

Attualmente il trizio generato negli effluenti radioattivi delle centrali nucleari, previo trattamento degli effluenti con resine, per eliminare specie di bassa e media attività, viene stoccato ed è rilasciato secondo la normativa del regolatore. In Spagna questa normativa fissa l’attività dovuta al trizio a 100 Bq/l. Va tenuto presente che i valori di trizio nel refrigerante possono arrivare a ordini di 200.000 Bq/l. Ogni bacino idrografico limita lo scarico annuale di acqua sia di raffreddamento sia di tipo industriale. Questo fatto conduce alla disposizione di stoccaggio di acqua triziata nella stessa centrale in serbatoi di cemento e alla dosificazione dell’emissione.

L’evoluzione dell’attività del trizio negli effluenti gassosi è parallela a quella osservata nel refrigerante del reattore dove la generazione di questo isotopo nei reattori BWR è dovuta all’assorbimento neutronico (veleno neutronico delle barre di controllo), fissioni ternarie e attivazione del deuterio. Le fissioni ternarie e l’attivazione del deuterio sono praticamente costanti, quindi l’aumento della produzione di trizio è dovuto fondamentalmente alla generazione di trizio all’interno delle barre di controllo e alla sua diffusione.

Le caratteristiche chimiche e fisiche del trizio così come le diverse opzioni di combinazione nella formazione di molecole d’acqua, rendono difficili, allo stato dell’arte attuale, sistemi di separazione industriali su larga scala. Tuttavia, questa situazione non implica che non si stiano sviluppando sistemi di trattamento del trizio. Al contrario. Il numero di articoli e processi sperimentali per il trattamento, la captazione e lo stoccaggio di specie triziate è in aumento. Questo fatto è anche catalizzato dalla costruzione di prototipi di reattori a fusione.

Processi di separazione del trizio e dell’acqua triziata

Separazione del trizio, tenendo conto che gli articoli e le prove di laboratorio su questo tema stanno crescendo continuamente a causa della gestione del trizio nei reattori a fusione e della gestione delle acque triziate nei processi convenzionali e di smantellamento delle Centrali Nucleari.

a. Formazione di idruri

L’idrogeno gassoso e quindi il T₂, reagiscono ad alta temperatura con metalli di transizione formando idruri; scandio, ittrio, lantanio, attinidi e in particolare gli elementi del gruppo del titanio e vanadio.

Tabella 3. Isoterme di idrurazione pressione-composizione

Il modo più efficiente di catturare l’idrogeno per formare idruri è con l’uranio, ma per motivi legati all’utilizzo dell’uranio si utilizza la lega ZrCo in modo reversibile secondo;

Adsorbimento: 2ZrCo + 3T₂ →  2ZrCoT₃ + Q

Desorbimento:   2ZrCoT₃ + Q   →  2 ZrCo +   3T₂

Il problema di questo composto è la mancanza di stabilità e la sua decomposizione termica secondo;

2ZrCoT₃ + Q  →  ZrCo₂ + ZrX₂ + + 2X₂

L’utilizzo di idruri offre una possibilità di contenimento del T₂. Esistono processi operativi sviluppati dal professor T. Motyka per il confinamento del trizio (T₂) con idruri.

b. L’azienda Molecular Separations, Inc (MSI) ha sviluppato il brevetto di un letto di particelle che carica in modo selettivo acqua triziata come acqua di idratazione a temperature vicine all’ambiente. Le prove sono state effettuate con una miscela standard di 126 μCi trizio/litro d’acqua. Sono state mostrate riduzioni a 25 μCi trizio/litro d’acqua utilizzando due colonne di 2 metri di lunghezza in serie. Sono stati utilizzati campioni di acque reflue di Hanford indicando una riduzione di trizio da 0,3 μCi trizio/litro d’acqua a 0,07 μCi trizio/litro d’acqua. Il trizio fissato nei letti può essere rilasciato con un aumento moderato di temperatura e i letti possono essere riutilizzati. È stato proposto un processo a letto mobile per trattare quantità rappresentative di acque reflue. È stato anche dimostrato che il sistema di separazione riduce le concentrazioni di trizio nell’acqua di raffreddamento a livelli che ne permettono il riutilizzo.

c. Da alcuni anni si stanno svolgendo studi relativi all’adsorbimento di trizio e al trattamento di effluenti liquidi triziati presso il Centro Belga di Ricerca Nucleare, SCK/CEN. Inizialmente gli studi si concentrarono sull’eliminazione del trizio dagli effluenti gassosi originati nei processi di ritrattamento. Se si può liberare trizio dal combustibile esaurito prima di qualsiasi operazione acquosa, il metodo di raccolta più pratico è l’adsorbimento su setacci molecolari, dopo una dissoluzione isotopica con idrogeno e successiva trasformazione completa in acqua triziata. È stata costruita un’unità da SCK/CEN di adsorbimento per ossidazione da 15 m³/h con un sistema di rigenerazione chiuso e con un fattore di decontaminazione di 1000 nelle concentrazioni totali di idrogeno triziato e di ingresso d’acqua fino a 1000 parti per milione per unità di volume. SCK/CEN sta sviluppando un processo di separazione degli isotopi denominato ELEX basato sulla combinazione dell’elettrolisi dell’acqua e dello scambio di trizio tra idrogeno e acqua, promosso dallo scambio da un catalizzatore idrofobico. Per l’elettrolisi in condizioni normali, si è ottenuto un fattore di separazione elementare del trizio di 11,6 con una deviazione standard del 6%. Per quanto riguarda la capacità di scambio, è stato sviluppato un catalizzatore idrofobico che rende per le portate utilizzate a pressione atmosferica e a 20ºC una costante di tasso di scambio globale di 9 mol/s.m³ in un reattore a letto a goccia a controcorrente. L’impianto pilota consta di due parti essenziali; un elettrolizzatore d’acqua da 80 kW e una colonna a letto a goccia di 10 cm di diametro. La velocità di alimentazione di acqua triziata è di 5 l/h, che contiene una fase acquosa triziata di 3,7 GBq/l di attività in trizio.

d. Mediante la separazione elettrolitica bipolare multipla di isotopi di idrogeno tramite elettrodi di Pd/Ag (25% Pd), è stata dimostrata la possibilità di separare trizio e specie triziate di diversa tipologia di effluenti. I processi bipolari sono stati ottenuti sperimentalmente mediante celle a cascata individuali in cui ogni elettrodo bipolare aveva la stessa area degli altri, in una disposizione in serie. I fattori misurati per la separazione multibipolare H-D erano vicini ai valori misurati nelle misurazioni cellulari a singolo stadio; per la separazione H-T, la perdita tra stadi ha ridotto il fattore di separazione misurato. Tuttavia, in entrambi i casi si è ottenuta una separazione di entità sufficiente a dimostrare la fattibilità di un’applicazione reale nell’estrazione del trizio da sistemi di grande volume con alta densità di corrente.

e. Distillazione criogenica. In questa opzione deve esistere un passaggio preliminare alla distillazione, un processo elettrolitico che trasformi l’acqua triziata in molecole di gas H₂, T₂ e nel caso del deuterio, se presente. Questi gas possono essere immagazzinati in letti di titanio. Questo processo di distillazione si realizza a 24 K ed è uno dei metodi provati su scala industriale di arricchimento e separazione degli isotopi dell’idrogeno avendo un buon fattore di separazione a scala industriale. Gli svantaggi di questo tipo di impianto risiedono nell’alto costo energetico per mantenere le temperature criogeniche estreme e dall’altro nell’alto contenuto di inventario di trizio.

Conclusioni

Il trizio costituisce un problema nel trattamento degli effluenti provenienti dai reattori nucleari, indipendentemente dal tipo di reattore e in misura diversa. I reattori, successivamente al trattamento con resine delle diverse specie di bassa e media attività presenti nel refrigerante e alla separazione dell’acido borico, immagazzinano effluenti residui con attività di trizio. L’emissione nell’ambiente è fissata secondo il criterio del regolatore, in Spagna circa 100 Bq/l, generando sistemi di stoccaggio di acqua triziata nelle stesse centrali. Il volume totale di acqua di raffreddamento scaricato annualmente dalle centrali è fissato dai bacini idrografici, in funzione del tipo di bacino e delle sue caratteristiche idrologiche. Valori limitati dell’ordine di 50 m³ a settimana possono essere abituali. Tutto questo tema implica un problema di stoccaggio di acqua triziata nella stessa centrale. Nel caso dell’incidente di Fukushima è emersa la problematica del trattamento del trizio, optando il Ministero dell’Economia, Commercio e Industria del governo giapponese, dopo diversi studi tecnici, per l’opzione di scaricare in modo controllato e con il consenso delle industrie ittiche e artigianali della zona, una certa quantità di trizio ogni tanto in mare. Il trattamento del trizio è oggetto di studio e applicazione industriale non solo nell’industria nucleare convenzionale (fissione) ma anche nei nuovi progetti di reattori nucleari a fusione (ITER). Attualmente le distillazioni criogeniche, precedute da elettrolisi che trasformano l’acqua triziata in T₂ e negli altri isotopi di idrogeno, insieme allo stoccaggio dei gas generando idruri con matrici del tipo titanio, ZrCo e la più che probabile utilizzazione di nuove membrane di separazione a cascata specifiche per la separazione delle diverse specie triziate sono tecnologie scalabili industrialmente per affrontare il problema. In futuro saranno necessarie questo tipo di tecnologie per far fronte al compito di smantellamento e alla gestione del trizio nei reattori a fusione.

1.- M. Rodman, D Howard “Simulation Calculations for a Catalytic Exchange/Cryogenic Distillation Hydrogen Isotope Separation Process” E.I. du Pont de Nemours & Co. Savannah River Laboratory . DP-MS-84-100.

2.- R.