(57)【要約】【課題】水蒸気改質反応を通じて水素を製造し、併せてトリチウムを処理する。【解決手段】トリチウム汚染水ｔｗを昇圧し、加熱し、絶対圧３ＭＰａ、２５０℃の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］と過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］に状態変化させ、水蒸気改質・ＣＯ2除去装置４での炭酸カリウムを触媒及び二酸化炭素吸収剤として用いる水蒸気改質反応により、二酸化炭素（ＣＯ2）と分離した状態で水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）の混合気体を生成し、これを第２分離部５で分離し、それぞれ分離されたトリチウムガス（ＨＴ）をトリチウムガス保管部６で保管し、分離された水素（Ｈ2）を例えば、燃料電池７の燃料として用いる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とトリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］とトリチウムを除いた放射性物質
とからなるトリチウム汚染水を加熱し、
それぞれ前記トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］を過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］に、前記水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］を過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］にして過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）］とし、
この過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）］に対し、固気分離
により前記トリチウムを除いた放射性物質を分離した上で、水蒸気改質反応により水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を製造し、
その後、製造した前記水素（Ｈ2）及び前記トリチウムガス（ＨＴ）を分離する、
ことを特徴とするトリチウム汚染水処理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）］を原料にし
て、水蒸気改質反応により水素を得ることができると同時に、放射能汚染水に対して既存の設備で取り除くことのできないトリチウムを処理することができるトリチウム汚染水処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
東日本大震災に伴う福島第一原子力発電所の事故において、燃料の緊急冷却から発生した高線量の放射性物質を大量に含む放射能汚染水に対し、仏国ＡＲＥＶＡ及び米国Ｋｕｒｉｏｎのプロセスが導入されて処理が進められている。これらの水処理設備は、主にセシウムを除去するが、その他の核種についても実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規制の規定に基づく線量限度を定める告示濃度限度を下回る値にまで除去する必要がある。この要請に対応するため、６２種の放射性物質を除去できるとされる多核種除去設備（Advanced Liquid Processing System：ＡＬＰＳ）の導入が予定されている。また、下記特
許文献１には、液中からの放射性元素の分離・除去方法に関する発明が提案されている。
【０００３】
しかしながら、多核種除去設備を通じて放射能汚染水を処理してもトリチウムは除去されないことが分かっている。ベータ線を放出するトリチウムは、そのエネルギーがセシウムなどに比べて低いとされるが、ほとんどが地球上でトリチウム水として存在することになるため、内部被曝の観点から懸念事項として挙げられている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１３−１４２５７３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
したがって、放射能汚染水から既存の設備で取り除くことができないトリチウムを除去することのできる技術が求められている。さらに、トリチウムを除去した後の水等を原料に、例えば、水蒸気改質反応を利用して水素というエネルギーを得ることができれば、事故により停止している原子力発電所の敷地内で、原子力の代わりに電力を生産する新たな手段を手に入れることができるようになると期待される。
【０００６】
本発明は、上記実情に鑑み提案され、過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2Ｏ（ｇ）＋ｙ
ＨＴＯ（ｇ）］を原料にして、水蒸気改質反応により水素を得ることができると同時に、放射能汚染水に対して既存の設備で取り除くことのできないトリチウムを処理することができるトリチウム汚染水処理方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
上記目的を達成するために、本発明は、水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とトリチウム水［ＨＴＯ（
ｌ）］とトリチウムを除いた放射性物質とからなるトリチウム汚染水を加熱し、それぞれ前記トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］を過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］に、前記水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］を過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］にして過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2
Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）］とし、この過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2Ｏ（ｇ）＋ｙ
ＨＴＯ（ｇ）］に対し、固気分離により前記トリチウムを除いた放射性物質を分離した上で、水蒸気改質反応により水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を製造し、その後、
製造した前記水素（Ｈ2）及び前記トリチウムガス（ＨＴ）を分離することを特徴とする
トリチウム汚染水処理方法である。なお、過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2Ｏ（ｇ）＋
ｙＨＴＯ（ｇ）］におけるｘ、ｙは任意のモル数を意味する。
【発明の効果】
【０００８】
本発明では、過熱蒸気化した過熱トリチウム汚染水蒸気［ｘＨ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（
ｇ）］に対し、固気分離によりトリチウムを除く放射性物質を分離した上で、水蒸気改質反応により水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を製造し、その後、製造した水素（
Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を分離している。したがって、水蒸気改質反応により
水素（Ｈ2）を得ることができると同時に、放射能汚染水に含まれるトリチウム水［ＨＴ
Ｏ（ｌ）］を、トリチウムガス（ＨＴ）として取り出すことを実現している。すなわち、多核種除去設備（ＡＬＰＳ）でも除けないトリチウムを取り除くことができ、かつ、水蒸気改質反応により水素（Ｈ2）を得ることができる。これにより、本発明は、事故により
停止している原子力発電所の敷地内において、放射能汚染水に対するトリチウムの処理と並行し、放射能汚染水を原料とした発電を進めることができる技術になり得ると期待される。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１】本発明に係るトリチウム汚染水処理方法の概略工程を示すフロー図である。
【図２】本発明における第２分離部での概略工程を示すフロー図である。
【図３】本発明における水蒸気改質・ＣＯ2除去装置で実行される概略工程を示すフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【００１０】
以下、本発明に係るトリチウム汚染水処理方法の一実施形態を、図面を参照しつつ説明する。この一実施形態は、本発明の例示に過ぎず、本発明は特許請求の範囲に記載された事項を逸脱することがなければ、種々の設計変更を行うことが可能である。なお、本文中又は化学式において、（ｇ）は蒸気（気体）状態を示し、（ｌ）は液体状態を示す。
【００１１】
（ステップ１）放射能汚染水の過熱蒸気化
【００１２】
図１に示すように、まず、放射性物質物理吸着部１としての例えば、多核種除去設備（Advanced Liquid Processing System：ＡＬＰＳ）により、多核種の放射性物質を含んだ
放射能汚染水からトリチウムを除いて６２種類あるとされる放射性物質（以下、「ＲＳ（Radioactive Substance）」という。）を除去し、トリチウム水［ｙＨＴＯ（ｌ）］を含
んだ水［１．００５Ｈ2Ｏ（ｌ）＋ｙＨＴＯ（ｌ）＋ｚＲＳ］（以下、「トリチウム汚染
水」という場合がある。）ｔｗにする。なお、ＡＰＬＳを通じた放射性物質の平均除去率は、９９．５％とされているので、トリチウム汚染水ｔｗには微量のＲＳが含まれている（図１中のｚが微量を意味する。ｚの値はＡＬＰＳの性能により変化する。）。
【００１３】
ここで、１グラムのトリチウムの放射能は凡そ、３．５８×１０14ベクレル（３５８兆ベクレル／ｇ）と算出される。福島第一原子力発電所のトリチウムの放射能は平成２５年１０月現在、１ｃｃの水に対して凡そ３０００ベクレルであると推定されている。したがって、福島第一原子力発電所におけるトリチウム汚染水の濃度は８．３８ｐｐｔ（ｗｔ）であると算出することができる。
【００１４】
トリチウム（Ｔ）は、水中でＨＴＯ（２つの水素原子のうち１つの水素原子が置換された構造）で表されるトリチウム水として存在している。そうすると、トリチウム水の分子量は２０となるので、１グラムの水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］中のＨＴＯは、５．５９×１０-11グラム（５５９０億分の１グラム）となる。以上より、トリチウム汚染水ｔｗは、下記［数１］のように表すことができる。
【００１５】
【数１】
2020003438.tif 000003
【００１６】
続いて、図１に示すように、トリチウム汚染水ｔｗをトリチウム汚染水タンク２に貯留し、又は、貯留したトリチウム汚染水タンク２から取り出して、若しくは、放射性物質物理吸着部１を通じて放射性物質を除去したトリチウム汚染水ｔｗをそのまま、昇圧し、加熱して、過熱蒸気化したトリチウム水［ｙＨＴＯ（ｇ）］を含んだ水である過熱トリチウム汚染水蒸気［１．００５Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）＋ｚＲＳ］にする。すなわち、
水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とトリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］とをそれぞれ、例えば、絶対圧３Ｍ
Ｐａ、２５０℃の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］と過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］
とに状態変化させる。過熱水蒸気及び過熱トリチウム水蒸気は、過熱蒸気化されていればよく、その圧力や温度は所定値（例えば、３ＭＰａ、２５０℃）であることに限定されない。
【００１７】
（ステップ２）過熱トリチウム汚染水蒸気からの微量ＲＳの分離
【００１８】
過熱トリチウム汚染水蒸気［１．００５Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）＋ｚＲＳ］には
微量のＲＳが含まれるので、このＲＳを第１分離部３で分離して除く。第１分離部３を構成する装置として、公知の遠心分離機を採用することができる。遠心分離機の段数を適宜調整することにより、第１分離部３で、その０．５％の水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｎｗとともに
微量ＲＳが分離され、過熱トリチウム汚染水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）］とな
る。
【００１９】
第１分離部３で分離された微量ＲＳを含んだ０．５％の水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｎｗは、凝
縮器で冷却されて液体の水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］に状態変化させられ、放射性物質物理吸着部
１の入口配管部に戻される。微量ＲＳは、放射性物質物理吸着部１で除去される機会を再び得ることができるようになる。微量ＲＳを含んだ０．５％の水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｎｗの
放射能濃度は、放射能汚染水のそれとほぼ一致する。
【００２０】
（ステップ３）過熱トリチウム汚染水蒸気からのトリチウムの分離
（ステップ３−１）水蒸気改質反応による二酸化炭素（ＣＯ2）と、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）との分離
【００２１】
微量ＲＳを除いた過熱トリチウム汚染水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）］を水蒸
気改質・ＣＯ2除去装置４に導入し、これをメタノールやエタノール等のアルコール、糖
などの炭素化合物とで、炭酸カリウムを触媒とした環境下において水蒸気改質反応させて、二酸化炭素（ＣＯ2）、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を生成する。二酸化炭素（ＣＯ2）、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を生成するに際し、炭酸カリウムによる二酸化炭素吸収が起こることにより、二酸化炭素（ＣＯ2）と、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）とを分離することができる。
【００２２】
（ステップ３−２）分離機による水素（Ｈ2）とトリチウムガス（ＨＴ）との分離
【００２３】
続いて、水蒸気改質・ＣＯ2除去装置４から二酸化炭素（ＣＯ2）と分離されて排出された水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）の混合気体を第２分離部５で分離し、それぞ
れ分離されたトリチウムガス（ＨＴ）をトリチウムガス保管部６で保管し、分離された水
素（Ｈ2）を例えば、燃料電池７の燃料として用いる。分離された水素（Ｈ2）は、圧縮して貯蔵する等してもよい。なお、第２分離部５を構成する装置として、公知の遠心分離機を採用することができる。
【００２４】
第２分離部５では、遠心分離機の段数を適宜調整し、トリチウムガス（ＨＴ）の濃縮率を、９９．９％以上に高めることが好ましい。例えば、図２に示すように、水素（Ｈ2）
及びトリチウムガス（ＨＴ）の混合気体を、内径側と外径側とで９：１で分離し、濃縮することができる遠心分離機を採用すれば、この遠心分離機を５段設置することにより、混合気体中のトリチウムガス（ＨＴ）の濃度を９９．９９９％濃縮することができる。具体的には、例えば、［３Ｈ2＋ｙＨＴ］の混合気体を遠心分離機の第一段目に導入すると、
外径側に［０．３Ｈ2＋ｙＨＴ］の混合気体が、内径側に［２．７Ｈ2］の水素が分離される。続けて、その分離された［０．３Ｈ2＋ｙＨＴ］の混合気体を遠心分離機の第二段目
に導入すると、外径側に［０．０３Ｈ2＋ｙＨＴ］の混合気体が、内径側に［０．２７Ｈ2］の水素が分離される。このような操作を第五段目まで進めると、［２．９９９９７Ｈ2
］の水素と［３×１０-5Ｈ2＋ｙＨＴ］の混合気体とに分離することができる。その結果
、［３Ｈ2＋ｙＨＴ］の混合気体が第２分離部５を通じて、［３×１０-5Ｈ2＋ｙＨＴ］の混合気体となるのであるから、トリチウムガス（ＨＴ）の濃縮率は９９．９９９％となる。なお、本実施形態において、トリチウムガス（ＨＴ）における［ｙ］は上述のとおり、５．０３×１０-11という値である。
【００２５】
一方、分離された水素（Ｈ2）を燃料電池７の燃料として用いた後に生成される水は、
第２分離部５でトリチウムガス（ＨＴ）が除かれていることから、トリチウムをほとんど含んでおらず、そのまま海へ放出することができる。
【００２６】
以下、「（ステップ３−１）の水蒸気改質反応による二酸化炭素（ＣＯ2）と水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）との分離」について詳述する。図３に示すように、二酸化炭素（ＣＯ2）と水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）との分離は、水蒸気改質・ＣＯ2除去装置４内で起こる複数のステップを経て実行される。
【００２７】
図３に示すように、混合部１１に、飽和水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］、炭素化合物としての例え
ば、メタノール［ＣＨ3ＯＨ（ｌ）］及び炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）を導入し、加熱部１
２に送って加熱し、水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］を飽和水液［Ｈ2Ｏ（ｌ）］に、メタノール液［ＣＨ3ＯＨ（ｌ）］をメタノール蒸気［ＣＨ3ＯＨ（ｇ）］して、これらを反応部１３に投入する。その上で、この反応部１３に微量ＲＳを除いた過熱トリチウム汚染水蒸気［Ｈ2Ｏ
（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）］を投入する。  
【００２８】
この反応部１３では、２つの反応が起こる。炭酸カリウムを反応触媒とした二酸化炭素（ＣＯ2）、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）の生成及び、炭酸カリウム（Ｋ2Ｃ
Ｏ3）による二酸化炭素吸収である。
【００２９】
まず、炭酸カリウムを反応触媒とした二酸化炭素（ＣＯ2）、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）の生成に関し、過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とメタノール蒸気［ＣＨ3ＯＨ（ｇ）］とを反応物とし、生成物を水素（Ｈ2）、二酸化炭素（ＣＯ2）とし、触媒を炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）とする反応式は下記［化１］で表すことができる。
【００３０】
【化１】
2020003438.tif 000004
【００３１】
［化１］の反応において、より具体的には、メタノール蒸気［ＣＨ3ＯＨ（ｇ）］と炭
酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）とから、ＫＣＯ、水素（Ｈ2）及び炭酸イオン（ＣＯ32-）が生成され、このＫＣＯが過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］と反応し、二酸化炭素（ＣＯ2）、水素（Ｈ2）及びカリウムイオン（Ｋ+）が生成され、カリウムイオン（Ｋ+）及び炭酸イオン（
ＣＯ32-）が結合して炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）に戻ることとなる。
【００３２】
二酸化炭素（ＣＯ2）の吸収は、混合部１１で導入した飽和水液［Ｈ2Ｏ（ｌ）］と炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）とによる反応において二酸化炭素（ＣＯ2）を反応物とし、炭酸水
素カリウム（ＫＨＣＯ3）を生成することにより起こる。下記［化２］に示すとおりであ
る。
【００３３】
【化２】
2020003438.tif 000005
【００３４】
したがって、反応部１３では、下記［化３］で示す反応が起こる。なお、下記［化３］では、炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）及び炭酸水素カリウム（ＫＨＣＯ3）を溶解するために
必要な飽和水［２９Ｈ2Ｏ（ｌ）］が加えられている。
【００３５】
【化３】
2020003438.tif 000006
【００３６】
また、過熱トリチウム水蒸気［ｙＨＴＯ（ｇ）］とメタノール蒸気［ＣＨ3ＯＨ（ｇ）
］とを反応物とし、生成物をトリチウムガス（ＨＴ）、二酸化炭素（ＣＯ2）とし、触媒
を炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）とする反応式は、下記［化４］で表すことができる。
【００３７】
【化４】
2020003438.tif 000007
【００３８】
二酸化炭素（ＣＯ2）の吸収は、混合部１１で導入した飽和水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］と炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）とによる反応において二酸化炭素（ＣＯ2）を反応物とし、炭酸水素
カリウム（ＫＨＣＯ3）を生成することにより起こる。下記［化５］に示すとおりである
。
【００３９】
【化５】
2020003438.tif 000008
【００４０】
したがって、反応部１３では、下記［化６］で示す反応が起こっている。なお、下記［化６］においても、炭酸水素カリウム（ＫＨＣＯ3）を溶解するために必要な飽和水［２
９Ｈ2Ｏ（ｌ）］が加えられている。
【００４１】
【化６】
2020003438.tif 000009
【００４２】
したがって、反応部１３では、上記［化３］及び上記［化６］からなる下記［化７］で示す反応が起こっている。
【００４３】
【化７】
2020003438.tif 000010
【００４４】
続いて、反応部１３からの流体を、凝縮部１４で冷却し、第１気液分離部１５に導入し、炭酸水素カリウムを含む飽和水［２９Ｈ2Ｏ（ｌ）＋２（１＋ｙ）ＫＨＣＯ3］と、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）とに分離する。
【００４５】
分離した炭酸水素カリウムを含む飽和水［２９Ｈ2Ｏ（ｌ）＋２（１＋ｙ）ＫＨＣＯ3］を減圧し、溶液再生部１６に導入する。溶液再生部１６では、炭酸水素カリウムを含む飽和水を加熱沸騰させ、下記［化８］に示す反応により、第２気液分離機１７を通じて二酸化炭素［（１＋ｙ）ＣＯ2］を分離するとともに、炭酸カリウム（Ｋ2ＣＯ3）を再生する
。
【００４６】
【化８】
2020003438.tif 000011
【００４７】
そして、溶液再生部１６からの炭酸カリウム水溶液［Ｈ2Ｏ（ｌ）＋Ｋ2ＣＯ3］を炭酸
カリウム水溶液タンク１８に戻す。炭酸カリウム水溶液タンク１８の炭酸カリウム水溶液［Ｈ2Ｏ（ｌ）＋Ｋ2ＣＯ3］を、再び混合部１１に導入することで、一連の水蒸気改質反
応に循環使用することになる。
【実施例】
【００４８】
本発明により、トリチウム汚染水ｔｗを１日当たり５００トン処理しようとしたときの、図１中のＡ〜Ｍ地点での水素、トリチウムガス、水、トリチウム水の流量等のプロセスデータ、下記［表１］に示す。下記［表１］におけるＡ〜Ｍは、図１中のＡ〜Ｍ地点でのプロセスデータであることを意味する。下記［表１］から、８．３８ｐｐｔ（ｗｔ）の濃度のトリチウム汚染水ｔｗを１日当たり５００トン処理すれば、１日当たり、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］０．０２８グラムを処理することができ、０．０３１ノルマルリットル（０．００５５６グラム）のトリチウムガスを含む混合気体をトリチウムガス保管部６に保管することができる。
【００４９】
【表１】
2020003438.tif 000012
【００５０】
また、トリチウム汚染水ｔｗを１日当たり５００トン処理しようとしたときの、本発明における水蒸気改質・ＣＯ2除去装置４における図３中のＬ、Ｎ〜Ｗ地点でのメタノール
、水、炭酸カリウム、水素、トリチウムガスの流量等のプロセスデータ、下記［表２］に示す。下記［表２］におけるＬ、Ｎ〜Ｗは、図３中のＬ、Ｎ〜Ｗ地点でのプロセスデータである。下記［表２］から、８．３８ｐｐｔ（ｗｔ）の濃度のトリチウム汚染水ｔｗを１日当たり５００トン処理すれば、１日当たり、１８５７３８０ノルマルリットルの水素（Ｈ2）を得ることができ、燃料電池７により発電するための燃料として利用することがで
きる（図１参照）。
【００５１】
【表２】
2020003438.tif 000013
【００５２】
したがって、本発明に係るトリチウム汚染水処理方法では、水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とトリ
チウム水［ＨＴＯ（ｌ）］とトリチウムを除いた放射性物質とからなるトリチウム汚染水
を加熱し、過熱トリチウム汚染水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ＨＴＯ（ｇ）］とし、水蒸気改質
反応により水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を製造し、製造した水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を分離することにより、トリチウム汚染水ｔｗ［１．００５Ｈ2
Ｏ（ｇ）＋ｙＨＴＯ（ｇ）＋ｚＲＳ］から、水素（Ｈ2）及びトリチウムガス（ＨＴ）を
分離して、それぞれ製造することが実現される。トリチウムガス（ＨＴ）を含む混合気体は、トリチウム汚染水ｔｗから圧倒的に容積を減らしてトリチウムガス保管部６に保管することができる。また、水素（Ｈ2）が製造されるために電力を生み出す燃料として利用
できる。このため、放射能汚染水が、原子力発電の代わりに電力を生み出す代替燃料として扱われる可能性がある。
【００５３】
また、第１分離部３において分離された微量ＲＳを再度、ＡＬＰＳで処理させることも可能であり、図１に示すように、本発明に係るトリチウム水除去方法から、放射性物質がその系外に放出されることのないシステムを構築することができる。
【００５４】
以上、本発明について例示を挙げて説明したが、本発明は、上記の例示に限定されることなく、特許請求の範囲に記載された事項を逸脱することがなければ、種々の設計変更を行うことが可能である。例えば、本発明は、放射能汚染灰及び放射能汚染土壌等の放射能汚染物体を水洗した後の放射能汚染水の放射性物質完全除去に適用することも可能である。なお、本発明により得ることのできる水素を使って燃料電池で発電することにより、１モルのトリチウム汚染水から、メタノールの場合は純水３モル、エタノールの場合は２モルの純水を得るといったことが実現される。
【符号の説明】
【００５５】
１      放射性物質物理吸着部（多核種除去設備）
２      トリチウム汚染水タンク
３      第１分離部
４      水蒸気改質・ＣＯ2除去装置
５      第２分離部
６      トリチウムガス保管部
７      燃料電池
１１    混合部
１２    加熱部
１３    反応部
１４    凝縮部
１５    第１気液分離部
１６    溶液再生部
１７    第２気液分離部
１８    炭酸カリウム水溶液タンク
ｔｗ    トリチウム汚染水
ｎｗ    第１分離部で分離され、ｚＲＳを含んだトリチウム汚染水の０．５％量の水
【図１】
2020003438.tif 000014
【図２】
2020003438.tif 000015
【図３】
2020003438.tif 000016