(57)【要約】【課題】トリチウム水の除去と並行して水素を製造する。【解決手段】トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｌ）＋ＨＴＯ（ｌ）］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、過熱蒸気化したトリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］を除去率９０％以上に高めて除去し、分離したトリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］を水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とともに凝縮部で冷却し、濃縮トリチウム汚染水として濃縮トリチウム汚染水保管部に保管し、過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］が分離された後の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］を、水蒸気改質プロセスの原料とし、過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とアルコール蒸気とを水蒸気改質反応させて、過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］１モルに対してメタノールの場合は３倍モルの、エタノールの場合は２倍モルの水素を製造する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］と水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とを過熱蒸気とする加熱工程及び、この加熱工程で得られた過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］と過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とを分離する分離工程を含む、ことを特徴とするトリチウム水除去方法。
【請求項２】
前記過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］が分離された後の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］を原料にし、水蒸気改質反応により水素を製造する水素製造工程を含む、ことを特徴とする請求項１に記載のトリチウム水除去方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、放射能汚染水から既存の設備で取り除くことのできないトリチウムを除去することができ、このトリチウムを除去した過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］を原料に、水蒸気改質反応により水素を得ることのできるトリチウム水除去方法に関する。
【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：ＡＰＬＳ）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、放射能汚染水から既存の設備で取り除くことのできないトリチウムをトリチウム水の状態で除去することができ、トリチウム水を除去した後の水を原料にし、水蒸気改質反応により水素を得ることのできるトリチウム水除去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、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］と水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とを過熱蒸気とする加熱工程及び、この加熱工程で得られた過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］と過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とを分離する分離工程を含む、ことを特徴とするトリチウム水除去方法である。
【０００８】
さらに、上記過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］が分離された後の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］を原料にし、水蒸気改質反応により水素を製造する水素製造工程を含む、ことを特徴とするトリチウム水除去方法である。
【発明の効果】
【０００９】
本発明に係るトリチウム水除去方法は、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］と水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とを過熱蒸気とする加熱工程及び、この加熱工程で得られた過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］と過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とを分離する分離工程を含む。これにより、トリチウム水を含む水から、分離工程を通じてトリチウム水を回収（分離）することが実現する。液体の状態で水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とトリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］とが分離困難であっても、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］と水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とを過熱蒸気化することにより、その質量差を利用して比較的容易にこれらを分離することができる。分離工程に用いる分離器としては、例えば、公知の遠心分離器を使うことができる。また、ガス拡散分離器等を使用することができる可能性がある。
【００１０】
さらに、本発明は、過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］が分離された後の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］を原料にし、水蒸気改質反応により水素を製造する水素製造工程を含む。このような水素製造工程を含む構成を付加することにより、トリチウム水を除去した過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］を原料にして、所定条件下、アルコール等の炭素源を加えることで水蒸気改質反応により水素を得ることができる。これは、事故により停止している原子力発電所の敷地内で、電力を生み出す代替燃料として放射能汚染水を使うことができる可能性を示している。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】本発明に係るトリチウム水除去方法の工程の概略を示すフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
以下、本発明に係るトリチウム水除去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、（ｇ）は気体状態を表し、（ｌ）は液体状態を表す。
【００１３】
（ステップ１）放射能汚染水の過熱蒸気化
【００１４】
図１に示すように、まず、多核種除去設備（Advanced Liquid Processing System：ＡＬＰＳ）１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く６２種類の放射性物質（以下、「ＲＳ（Radioactive Substance）」という。）を除去し、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｌ）＋ＨＴＯ（ｌ）］（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。）。
【００１５】
さらに、トリチウム汚染水ｔｗをサブタンク２に貯留し、又は、貯留したサブタンク２から取り出して、若しくは、ＡＬＰＳを通じて放射成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［ＨＴＯ（ｇ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ＨＴＯ（ｇ）］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３ＭＰａ、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。
【００１６】
（ステップ２）過熱蒸気化したトリチウム汚染水からの微量ＲＳの分離
【００１７】
次に、過熱蒸気化したトリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ＨＴＯ（ｇ）］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、公知の遠心分離器を採用することができる。遠心分離器の段数を適宜調整することにより、第１分離部３で、過熱蒸気化したトリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ＨＴＯ（ｇ）］から微量ＲＳとともに、その０．５％の水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｎｗが分離される。
【００１８】
なお、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、多核種除去設備１に戻される。微量ＲＳは、多核種除去設備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。
【００１９】
（ステップ３）過熱蒸気化したトリチウム汚染水からのトリチウム水の分離
【００２０】
次に、過熱蒸気化したトリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ＨＴＯ（ｇ）］から過熱トリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］を、第２分離部４で分離して除く。第２分離部４を構成する装置として、公知の遠心分離器を採用することができる。遠心分離器の段数を適宜調整し、過熱トリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］の除去率を、例えば、除去率９０％以上まで高めることが好ましい。また、第２分離部４として遠心分離器のほか、ガス拡散分離器等を使用することができる可能性がある。
【００２１】
第２分離部４では、２００〜２５０℃、１〜３ＭＰａ（絶対圧）の過熱蒸気化したトリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｇ）＋ＨＴＯ（ｇ）］から、ＨＴＯとＨ2Ｏとの質量比１．１１：１を利用して遠心分離法により分離する。
【００２２】
第２分離部４で分離されたトリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］は、水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とともに凝縮部で冷却されて液体のトリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］に状態変化させられ、濃縮トリチウム汚染水ｃｔｗとして濃縮トリチウム汚染水保管部５に保管される。例えば、第２分離部４において除去率９０％以上で分離することにより、トリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］に対し、水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］が百万倍量程度となるまで濃縮することができる。この場合、トリチウム汚染水ｔｗの容量を約二万分の一にし、減容化した濃縮トリチウム汚染水ｃｔｗにすることができる。
【００２３】
また、第２分離部４において遠心分離器の段数を適宜調整し、減容化よりもトリチウム水の処理を優先する場合、トリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］に対し、水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］が一千万倍量程度又は一億倍量程度となる濃縮率で済ますこともできる。この場合、トリチウム汚染水ｔｗの容量はそれぞれ、約二千分の一又は二百分の一に減容化される。なお、図１中のａは、トリチウム水［ＨＴＯ（ｇ）］に対し、水［Ｈ2Ｏ（ｇ）］が百万倍量程度となるまで濃縮した場合に、９００，０００（９０万）という値となる変数である。図１中のａは、遠心分離器の段数を適宜調整すること等により変化する。また、図１中のｙは本実施形態において、下記に説明するとおり［ｙ＝５．０３×１０-11］という値となる。
【００２４】
（ステップ４）トリチウム水が分離された後の過熱水蒸気による水素製造
【００２５】
図１に示すように、過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］が分離された後の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｂｗは、分離されなかった過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］とともに、水蒸気改質装置６に導入され、水蒸気改質プロセスの原料として利用される。水蒸気改質装置６では、過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］が分離された後の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｂｗに、過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］のモル数と等モルのメタノールを加え（エタノールの場合は１／３倍モル）、水蒸気改質プロセスにより過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｂｗのモル数の３倍の水素（エタノールの場合は２倍の水素）を得ることができる。具体的な水蒸気改質プロセスは、特許第５２７０７９３号公報を参照すればよい。
【００２６】
なお、水蒸気改質プロセスでは、循環する水のトリチウム水濃度を一定に保つため、（１／ｘ）モルの純水を水蒸気改質装置６に供給するが、この供給した分量［（１／ｘ）モル］だけ、循環水をトリチウム汚染水ｔｗが貯留されているサブタンク２へ抜き出す。これにより、第２分離部４で分離されなかったトリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］を循環させて再度、第２分離部４を通じたトリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］の除去が可能となる。
【００２７】
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。
【００２８】
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は微量ＲＳを無視すれば、下記［数１］のように表すことができる。
【００２９】
【数１】
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【００３０】
また、本発明により、トリチウム汚染水を１日当たり５００トン処理しようとしたときの、図１中のＡ〜Ｈ地点での水、トリチウム水の流量等のプロセスデータを、下記［表１］に示す。下記［表１］におけるＡ〜Ｈは、図１中のＡ〜Ｈ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、除去率９０％の場合に、１日当たり、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］０．０２３グラムを含んだ２３キログラムの濃縮トリチウム汚染水ｃｔｗが発生することが理解される。
【００３１】
【表１】
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【００３２】
したがって、本発明に係るトリチウム水除去方法では、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］と水［Ｈ2Ｏ（ｌ）］とを過熱蒸気とする加熱工程及び、この加熱工程で得られた過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］と過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］とを分離する分離工程とを経ることにより、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］を含んだ水［Ｈ2Ｏ（ｌ）＋ＨＴＯ（ｌ）］（トリチウム汚染水ｔｗ）から、トリチウム水［ＨＴＯ（ｌ）］を濃縮し、濃縮トリチウム汚染水ｃｔｗとして回収することが実現される。具体的には、トリチウム汚染水ｔｗの容量を二万分の一程度にまで減らし、濃縮トリチウム汚染水ｃｔｗとして保管することができる。第２分離部４の工程を繰り返すことにより、さらなる減容化も可能である。さらに、過熱トリチウム水蒸気［ＨＴＯ（ｇ）］が分離された後の過熱水蒸気［Ｈ2Ｏ（ｇ）］ｂｗを水蒸気改質プロセスの原料とし、所定条件下、アルコール等の炭素源を加えることで、水蒸気改質反応により水素を得ることができる。これにより放射能汚染水が、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。
【００３３】
また、第１分離部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。
【００３４】
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も実現される。
【符号の説明】
【００３５】
１      多核種除去設備
２      サブタンク
３      第１分離部
４      第２分離部
５      濃縮トリチウム汚染水保管部
６      水蒸気改質装置
ｔｗ    トリチウム汚染水
ｎｗ    第１分離部で分離され、微量ＲＳを含んだ０．５％の水
ｃｔｗ  濃縮トリチウム汚染水
ｂｗ    過熱トリチウム水蒸気が分離された後の過熱水蒸気
【図１】
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