De acordo com pt.wedoany.com-Recentemente, uma equipa composta pelo Centro Helmholtz de Dresden-Rossendorf, pela Universidade de Leipzig e pelo Instituto Max Planck, entre outras instituições, divulgou os resultados de experiências de separação de isótopos de hidrogénio. Os investigadores introduziram uma mistura gasosa equimolar de protão, deutério e trítio numa zeólita Y de troca iónica com iões de prata a cerca de 83 kelvin, utilizando adsorção seletiva para enriquecer trítio, oferecendo uma nova solução material para a recuperação de combustível nos gases de escape de dispositivos de fusão.

A experiência utilizou uma amostra de zeólita de 1,7 miligramas, com uma pressão total do gás misto de 1 quilopascal e um tempo de adsorção de 10 minutos. A proporção dos três isótopos no gás original era de 1∶1∶1, e após a adsorção, a razão molar de protão, deutério e trítio atingiu 1∶41∶175. Em experiências de mistura binária, a seletividade do trítio em relação ao protão foi de 244, enquanto as seletividades do deutério em relação ao protão e do trítio em relação ao deutério foram de 29 e 4,2, respetivamente.

O processo de separação aproveita a diferença na energia de adsorção entre os locais de iões de prata e os isótopos de hidrogénio de diferentes massas. O trítio, mais pesado, liga-se mais fortemente aos iões de prata, podendo ser separado do protão e do deutério durante a dessorção por aumento de temperatura. A faixa de temperatura de operação pode ser coberta por refrigeração com azoto líquido. Em comparação com a destilação criogénica profunda, que requer temperaturas mais baixas, esta abordagem tem potencial para reduzir a carga de refrigeração no ciclo de combustível de fusão.

Após a amostra ter estado em contacto com trítio durante 4 horas, os investigadores não observaram alterações no desempenho de dessorção, mas os resultados atuais provêm ainda de experiências intermitentes de baixa pressão à escala de miligramas. A capacidade de separação em fluxo contínuo, a vida útil em ciclos, a escala de enchimento do material e o design de segurança de sistemas contendo trítio ainda estão por validar. Portanto, este resultado representa, nesta fase, uma validação laboratorial de materiais de separação de trítio, não constituindo ainda um equipamento de ciclo de combustível de fusão.