(57)【要約】      （修正有）【課題】大量の放射能汚染水に含まれるトリチウムを分離する方法を提供する。【解決手段】掘削により地下3〜10kmの大深度まで掘削して水を輸送して、マントルから地殻に伝熱された地熱と水の熱交換を行い、汚染水は蒸気として地上に回収され、温度フィルター１３で軽水とトリチウムおよび不純物に分離したのち、加熱ドラム１８で塩・不純物２２を分離し、さらにトリチウムを含む軽水はトラップ２４で温度フィルタによりトリチウムを分離する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
延性帯の大深度まで掘削した輸送管を備えて、全坑加圧することにより，水圧破砕現象による人口亀裂を生成させた地熱貯留層を備えて、前記地熱貯留層の末端には二相流体輸送管を備えて、前記輸送管に軽水を連続的に注入して、前記地熱貯留層はマントルから延性帯層に伝熱された地熱と前記軽水は熱交換されて、前記二相流体輸送管に蒸気として地上に導かれることを特長とする汚染水のトリチウム分離方法
【請求項２】
請求項1記載の二相流体輸送管に導かれた蒸気は地上出口に圧力制御弁を備えて蒸気を一定圧力および流速として、気液分離装置を具えて分離された蒸気は放射能汚染水と熱交換を行い、100℃以下に加温されて密閉して減圧された容器に導かれることを特長とするトリチウム分離方法。
【請求項３】
請求項2記載の密閉して減圧された容器内に複数の厚さ0.1ｍｍ以下の扁平形状の中空管を均等な間隔で配置して温度フィルターとして作用して、前記中空管は外部恒温装置より軽水の沸点と同じ温度とする不凍液を循環させて、前記温度フィルターを通過する気体は中空管温度と等しく、前記複数の温度フィルターの中空管は交差する配置として重ね合わせて温度壁を具えたことを特長とする汚染水のトリチウム分離方法。
【請求項４】
請求項3記載の容器内に螺旋状の配管を配して気液分離装置からの熱水を循環させて軽水の沸点温度として気化した蒸気は前記容器内上部に具えた温度フィルターを通過して容器外部に放出するを具えたことを特長とする汚染水のトリチウム分離方法
【請求項５】
縦型の円筒状容器は密閉されて、前記円筒上容器内部に密閉された横型の円筒状ドラムを配して、長手方向の一端に請求項２記載の気液分離装置より供給される熱水の入口を具えて、前記熱水を前記入口より導き、円筒状ドラム内を加熱して、端部側に熱水出口と動力伝達軸を具えて回転機構として、前記円筒状ドラム外周部水平方向に近接してカキトリ板を具えて、請求項2記載の容器底部の液体はスラリーポンプにより移送されて前記横型の円筒状ドラム外周上面に具えた複数のスプレーノズルより、前記液体を前記スプレーノズルより噴射して、トリチウムを含む軽水は蒸発して前記縦型の円筒状容器外に具えたトラップに導かれて、前記円筒状ドラム外周部は塩類や不純物が壁面付近に付着して薄膜となり、カキトリ板により剥離されて密閉容器底部に落下することを具えたことを特長とする汚染水のトリチウム分離方法。
【請求項６】
前記円筒上容器で気化されて蒸発した物質は真空ポンプにより減圧されてトラップに移動して、前記トラップの高さ方向の中間は中板で仕切られて中央に前記温度フィルター貫通孔と複数の前記温度フィルターを具えて、前記トラップの中板下方向に前記円筒上容器より蒸気として流入した軽水は温度フィルターを通過してトラップ外に導かれて、トリチウムは容器底に蓄積することを具えた汚染水のトリチウム分離方法
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、汚染水に含まれる放射性物質のトリチウムを除去するための汚染水処理方法で原子力発電システムの崩壊などにより、発生する大量の放射能汚染水に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電システムの崩壊などにより、発生する大量の放射能汚染水のトリチウムを分離・除去はするのは困難であり、処理過程は複雑で高コストを要し、濃縮されたトリチウム物質の管理も重要となる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００３】
【特許文献１】放射能汚染水処理システムおよび放射能汚染水処理方法   特許公開２０１３−４０８６８放射能汚染水処理システムは、汚染水を減圧雰囲気下で気化させて蒸発水と濃縮汚染水とに分離する蒸発処理装置と、蒸発処理装置で分離された蒸発水が供給され、当該蒸発水に残存する放射性物質を除去する逆浸透膜装置とを備える。蒸発処理装置は、汚染水が供給される蒸発器と、蒸発器内を減圧して、放射性物質の融点よりも低い温度で汚染水を気化させる圧縮機と、圧縮機から排出される圧縮蒸気が供給され、当該圧縮蒸気の有する熱を蒸発器内の汚染水に与える蒸気移送兼伝熱管とを有する。特許文献１によれば汚染水を減圧雰囲気化で気化させて蒸発水と濃縮汚染水に分離する蒸発処理装置と分離された蒸発水が供給され蒸発器内を減圧して、汚染水を減圧雰囲気化で気化させても水とトリチウムの分離は困難である。
【特許文献２】特許公開２００５−２１１７５７水素同位体の分離方法、及び水素同位体の分離装置水素同位体を含む水素ガス，水及び水蒸気を含む雰囲気を分離カラム１１及び１２内所定の減圧下に配置する。次いで、前記雰囲気内の圧力に応じて前記雰囲気に対するプロセス温度を制御し、前記雰囲気内における前記水素ガスの分圧及び前記水蒸気の分圧を制御し、水素−水化学交換反応を通じた前記水素ガスからの前記水素同位体の分離性能を制御する。特許文献2によれば水素同位体・水素ガス・水・水蒸気の雰囲気の減圧下で水素ガスの分圧及び前記水蒸気の分圧を制御方法によれば塩および不純物の分離は考慮されておらず大量のトリチウム分離には不利である
【非特許文献】
【０００４】
【非特許文献１】延性帯地熱系の把握と涵養地熱系発電利用への展望  村岡洋文＊ 浅沼宏＊＊ 伊藤久男＊    Journal of Geography（Chigaku Zasshi） 122（2）343362 2013
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
原子力発電システムの崩壊による放射能汚染は除染された汚染土、焼却灰などを水などを使用して洗浄されて汚染水が発生したり、崩壊した原子炉本体内に残った核燃料棒の冷却や崩壊して、汚染された施設などの汚染洗浄水は放射線量が高く大量の放射線汚染水が発生するが62種類の核種が存在するために高度で複雑な処理を必要として汚染水処理が困難になる。
【０００６】
多核種においては多核種処理装置で分離可能だがトリチウムは水分子と構造が似通っており、分離が困難であり、格納容器内の燃料棒冷却のために海水を使用しており、塩分濃度も高くトリチウムと塩の分離も必要になる。
【０００７】
多核種の処理方法として特願2003−1で大深度で汚染水と地下熱の熱交換する提案をしたが、大量の塩分に付いては考慮されておらず汚染水総量に対し3.5％の塩を含んでいるので大量の汚染水処理をした時には貯熱層が機能しなくなる事が予測される。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
大量の汚染水を処理するには非参考文献（延性帯地熱系の把握と涵養地熱系発電利用への展望  村岡洋文＊ 浅沼宏＊＊ 伊藤久男＊ ）にある地熱発電の手法及びニューサンシャイン計画の熱水利用発電プラント等開発・深部地熱資源採取技術の開発を用いることにより、地熱の熱エネルギーを利用して水を蒸気として利用するのが最適である。
【０００９】
短期間でトリチウム汚染水処理を必要する時には、熱源として地下熱利用期間を短縮するには一時的に蒸気熱源として電気や石油を熱源としてトリチウム水の処理を行い、並行して掘削作業を行い、短期間で稼動可能である。
【００１０】
地熱発電と異なり設置場所や設備、稼動期間、稼動条件などの条件は地熱発電よりも緩和されて、放射能汚染水を送り込む輸送管と熱交換をする地熱貯留層と熱交換して発生した蒸気を取り出す二相流体輸送管で構成されて、送水された水は地下熱貯留層で蒸気として回収されて地上で蒸留法として温度フィルターによりトリチウムおよび塩類に分離する。
【００１１】
分離された塩とトリチウムは減圧された密封容器内で回転するドラム上に吹きつけてドラム内は高温に保持されて、固形物はドラムに付着してトリチウムは蒸発して外部容器に蓄積される。
【発明の効果】
【００１２】
大量の汚染水のトリチウム処理において有効な処理方法は望めなかったが、塩類を含むトリチウム処理を精密蒸留で水とトリチウムの分離を可能として、ランニングコストを安価にして処理することが出来る。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】トリチウム分離工程を説明するフローチャートである
【図２】坑井の堀削説明図
【図３】地熱貯槽層を説明する図である
【図４】地熱貯留層による蒸気発生工程の説明図
【図５】温度フィルターの説明図
【図６】温度フィルターチューブの説明図
【図７】温度フィルターの配置説明図
【発明を実施するための形態】
【００１４】
原発敷地内は地熱発電と異なり、掘削井としての最適地を選択する事は望めないので地熱発電に要する深度よりも深い延性帯まで掘削する必要がある。
【００１５】
図1は軽水とトリチウム分離工程のフローで図2は堀削装置による地下熱貯留層までの堀削工程の概略図で図3は貯留層の図として図4は地下熱による蒸気発生を備えることを説明する概略図で、図5は温度フィルターを示し図6は温度フィルターを構成するチューブの説明図で図7は複数の温度フィルターの交差する説明図である。                                                        
【００１６】
地下を掘削する距離は地上で蒸気化するのに必要な温度で概ね150℃〜300℃の範囲が得られる深さとして概ね1000〜10000ｍの範囲とする。
【００１７】
堀削装置4により、高温の岩盤に1本の坑井1を掘削して延性帯2まで堀削する。機器、機材はサンシャイン計画の熱水利用発電プラント等開発および深部地熱資源採取技術の開発により、耐熱耐久性ビットの開発 、高温掘削泥水の開発、高温用セメントスラリの開発、高温用ダウンホールモータの開発、高温用高強度セメントスラリの開発は実用化されており、生産技術もPTSD 検層技術、PTC モニタリング技術、高温トレーサモニタリング技術、スケールモニタリング技術、スケール防止・除去技術を応用できる。
【００１８】
掘削時には坑内を泥水によって，200℃未満に冷却し続ける事として，この冷却効果によって，坑内に設置された孔明管のまわりの坑壁には小さな脆性帯が生じ，小さな亀裂が生じこの局部的な脆性帯は，注水を続け低温域を広げることによって，成長していく。この局部的な脆性帯の周囲は，延性帯2で囲まれているため，逸水もなく，効果的に局部を冷却し続けているため，この冷却効果によって坑井のごく周辺は延性から脆性領域まで冷却されることが期待され，この領域はきわめて狭い領域に限定される。これを経済的熱回収が可能な範囲に拡大するため，圧入ポンプ5による加圧、送水をすることにより延性帯層2は水圧破砕により亀裂を生成させ，地熱貯留層3を形成する。
【００１９】
図3によれば地熱貯留層3を形成後に前記地熱貯留層3をPTC モニタリング技術などにより、2相流体移送用の坑井を亀裂の端部に掘削して貫通させて2相流体輸送管8として、前記地熱貯留層3と接続する。
【００２０】
前記地熱貯留層3と接続している輸送管端面7は送液ポンプを介して水を地熱貯留層3に輸送され、前記地熱貯留層3でマグマの熱源より供給されて高温度になっている延性帯と送水液体は熱交換されて地上に蒸気として噴出して、前記蒸気は気液分離器9で蒸気と熱水に分離されて熱水は密封された容器11内の螺旋状のパイプ15と容器16に送液されて冷却後の冷却水は送水ポンプにより、地熱貯留層3に循環される。
【００２１】
蒸気輸送は高温トレーサモニタリング技術、スケールモニタリング技術などにより常に監視されてスケール防止・除去技術などにより最良の稼動を保ち5年〜10年間程度の稼動年数を10年程度として、熱交換効率が落ちてきた時には新たな貯留層を設ける
【００２２】
そして2相流体輸送管8の蒸気排出口には圧力調整弁により、一定の蒸気圧として制御されて排出される。
【００２３】
蒸気流速は5ｍ前後の範囲が望ましく、過熱蒸気と減温水を混合させて蒸気の減温をすることにより、流速を制御する。
【００２４】
汚染タンク8に貯槽されている汚染水は気液分離装置9より分離された蒸気と熱交換機10で加温して100℃以下として密閉された容器11に輸送されて真空ポンプ12により減圧環境として真空ポンプ側には気化したトリチウムも吸入されることを防ぐため排気側に冷却トラップを設けて外部流出を防ぐ構造とする、
【００２５】
そして、気液分離装置9において分離された熱水を螺旋状の配管15で汚染水と熱交換して汚染水は気化して、容器11内に設けた温度フィルター13により軽水の沸点の蒸気として容器外14に排出される。
【００２６】
前記容器11内は減圧としている事により沸点差は変化しないので螺旋状の配管15の温度コントロールによって適切な温度を維持できる構造である。
【００２７】
前記容器11内は放射性物質のセシウムやストロンチウム・塩なども不純物として底に濃縮されて蓄積する。
【００２８】
前記温度フィルター13は扁平型の熱交換チューブ13aで肉圧０．１ｍｍ以下とすることにより、内部循環する液体の温度と等しく幅0.5ｍｍ×内幅0.3ｍｍの中空13a内を恒温液が循環する構造のチューブ13bを1ｍｍピッチで複数配置した熱交換器13で網目状となる様に複数個組み合わせて配置して蒸気通過時に熱交換が行われる構造として精密な蒸気温度制御を可能として温度制御誤差を少なくする。
【００２９】
蒸気通過路に熱交換チューブ13bの幅や長さを選択したり温度フィルター13の段数により制御精度の向上が可能である。
ただし、蒸気温度が制御温度と著しく異なる時は送り出す蒸気側で±2℃程度に制御して置くのが望ましい。
【００３０】
前記熱交換チューブ13bは最大長さ300ｍｍ・高さ50ｍｍまで製作可能で材質として腐食を考慮してＳＵＳ316等が望ましい。
【００３１】
温度フィルター13の内部循環する液体として沸点の高いエチレングリコールなどを外部恒温槽24で温度制御して循環させる構造として循環する液体は温度フィルター13の複数のチューブ13cから13dを経由して前記恒温槽23と閉ループを形成して、前記減圧容器11内で温度フィルター13の複数のチューブ13bと接触して軽水の沸点となり、気化した軽水は温度フィルター13を通過して上部に放出されて沸点が異なるトリチウムや不純物は温度フィルターを通過できず減圧容器底部に不純物や塩と一緒にトリチウムは残留する。
【００３２】
容器11内部に残留したトリチウムと不純物を含む液体の体積を5％以下迄減量させてから、スラリーポンプで別に用意した密封容器16に移送されて真空ポンプ23によって減圧された密封容器内16で回転機構20により回転するドラム部18に上部よりスプレーノズル21で液体を吹きつけて、ドラム18内部は気液交換機9からの熱水を熱源として高温に保持されている事により、固形物はドラム18に付着して、トリチウムを含む軽水の蒸気は接続口17よりトラップ24に吸引されて、ドラム18に付着した固形物は前記ドラム18側面に具えたカキトリ装置19により、取り除かれる。
【００３３】
前記トラップ24の高さ方向の中間は中板で仕切られて中心に温度フィルター13と同じ径とした貫通孔を具えて複数の温度フィルター13を具えて、前記容器の上方で真空ポンプ23より減圧される。
【００３４】
トラップ24に気化した軽水を含むトリチウムは前記トラップを中板で仕切られた面より下方向から流入して、温度フィルター13は恒温装置23から一定温度とした液体を13aから13bに流通させて軽水の沸点と同じとして、軽水の蒸気は温度フィルター13を通過して真空ポンプ23側に吸引されて、外部に放出されて、トリチウムは温度フィルター13を通過できず液化してトラップ24底部に溜まる。
【００３５】
トラップ24に濃縮・蓄積された少量のトリチウムは、水-硫化水素交換法（GS法）水-水素液相交換法（LPCE法）化学交換電解セル複合法などやタンク保管により処理する。
【産業上の利用可能性】
【００３６】
本発明は、大量の放射性汚染水に含まれるトリチウムを濃縮して分離するための水処理に関して、ランニングコストを安く抑えて処理することを可能とする。
【符号の説明】
【００３７】
1   堀削装置
2  延性帯
3  抗井掘削
4  圧入ポンプ    
5  地熱貯槽      
6  送水輸送管    
7  二相流体輸送管    
8  汚染水貯槽    
9  気液分離装置      
10  熱交換機
11  容器
12  減圧ポンプ
13  温度フィルター
14  蒸気
15  螺旋状コイル
16  減圧容器
17  蒸気入り口
18  回転ドラム
19  カキトリ装置
20  回転機構
21  スプレーノズル
22  堆積物質
23  減圧ポンプ
24  トラップ
25  トリチウム排出口
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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