Energía de fusión: obtención de combustible. Caracterización del blanket en un reactor de fusión.

[ES]El objetivo de éste trabajo de fin de grado es el cálculo de la cantidad de combustible necesaria para abastecer una posible futura planta de fusión nuclear para la generación de energía eléctrica en Euskadi (con la cual se podría evitar la dependencia de energía eléctrica externa), así como el estudio de su proceso de obtención. La planta constará de un reactor Tokamak de Deuterio-Tritio de 2GW de potencia instalada con el objetivo de satisfacer la demanda energética de Euskadi. En primer lugar, se ha dimensionado el plasma del reactor mediante una comparativa con el proyecto ITER. A continuación se ha decidido instalar un breeding-blanket de berilio y litio que genere tritio gracias a los neutrones provenientes de la fusión. Por último se han analizado las posibles alternativas para la obtención de los combustibles y se ha realizado un presupuesto aproximado del abastecimiento del reactor.[EU]Gradu amaierako lan honen helburua etorkizunean Euskadin kokatutako energia elektrikoa ekoitziko lukeen fusio planta posible bat hornitzeko beharrezko erregaiaren kalkulua egitea eta erregai hori lortzeko bideak aztertzea izan da. Plantak 2GW-ko potentziadun deuterio-tritio Tokamak erreaktorea izango du, Euskadiko eskari energetikoa asetzeko gai izango dena. Lehenik eta behin plasma dimentsionatu egin da ITER proiektuarekin konparaketa bat eginez. Ondoren berilio eta litiozko breeding blanket bat instalatzea erabaki da, fusioan sortutako neutroiei esker tritioa ekoitziko duena. Azkenik erregaiak lortzeko bide ezberdinak aztertu egin dira eta haien lorpenerako aurrekontu hurbila garatu egin da.[EN]The aim of this final grade project is to estimate the amount of fuel necessary to supply a possible future nuclear fusion power plant in Euskadi and to study the process of obtaining this fuel. The plant will have a 2GW power deuterium-tritium Tokamak reactor that will satisfy the electrical energy demand in Euskadi. Firstly, the plasma has been sized by comparing it to the ITER project. Secondly it has been decided to install a breeding-blanket of beryllium and lithium that will produce tritium from the neutrons produced in the fusion reaction. Finally, different procedures have been analyzed in order to obtain the fuel and an indicative fuelling budget has been carried out