(57)【要約】      （修正有）【課題】処理水の一部のトリチウム濃度を放流基準値を満たす濃度にまで低減することを容易とするとともに、貯留処理する処理水を減容する放射性物質処理装置を提供する。【解決手段】原子炉２で熱交換されたトリチウム含有排出水Ｃ１を逆浸透圧により濃縮水Ｂ１と低濃度透過水Ｐとに分離する第一の処理部５と、第一の処理部５から排出された濃縮水Ｂ１から放射性物質を吸着処理して吸着処理水Ｂ２を排出する第二の処理部６と、第一の処理部５から排出された低濃度透過水Ｐを高濃度処理水Ｔと低濃度処理水Ｗとに分離する第三の処理部７と、第二の処理部６で処理された吸着処理水Ｂ２を原子炉２へ循環させる循環路１０とからなる。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉で熱交換されたトリチウム含有排出水を逆浸透圧により濃縮水と低濃度透過水とに分離する第一の処理部と、
前記第一の処理部から排出された前記濃縮水から放射性物質を吸着処理して吸着処理水を排出するする第二の処理部と、
前記第一の処理部から排出された前記低濃度透過水を高濃度処理水と低濃度処理水とに分離する第三の処理部と、
前記第二の処理部で処理された吸着処理水を前記原子炉へ循環させる循環路と、を有することを特徴とする放射性物質処理装置。
【請求項２】
前記第三の処理部は、少なくとも上流側処理段と下流側処理段を有する複数のトリチウム濃縮段からなり、
前記トリチウム濃縮段は、前記低濃度透過水を電気分解する電解装置と、電気分解により発生する酸素と水素とを反応させる反応装置とを有し、
前記上流側処理段の反応装置にて発生した水を前記下流側処理段へ供給して再度電気分解することを特徴とする請求項１に記載の放射性物質処理装置。
【請求項３】
各々の前記トリチウム濃縮段は、複数の前記電解装置と、各々の前記電解装置に接続された複数の前記反応装置とを有することを特徴とする請求項２に記載の放射性物質処理装置。
【請求項４】
各々の前記電解装置は、電気分解する前記低濃度透過水を一時的に貯留する貯留槽を有することを特徴とする請求項３に記載の放射性物質処理装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉から排出される高濃度汚染水に含まれるトリチウムなどの放射性物質を処理する放射性物質処理装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所では、運転に伴う原子核反応により放射性物質であるトリチウム（三重水素）が発生する。トリチウムは化学的性質が水素とほぼ同じであるため、水素から分離して回収することは非常に困難な物質として知られている。
【０００３】
例えば地震の影響により原子炉事故が発生した場合、トリチウムを含む高濃度汚染水の処理が問題となる場合がある。図４に、このような場合を想定した従来の放射性物質処理装置１０１の概要を示す。この放射性物質処理装置１０１は、地下水Ｇとともに原子炉建屋３から排出される高濃度汚染水Ｃ１に含まれる放射性物質を処理する装置である。
図４に示すように、従来の放射性物質処理装置１０１は、原子炉２が格納された原子炉建屋３から排出される高濃度汚染水Ｃ１に前処理を行う前処理装置４と、逆浸透膜装置５（淡水化装置）と、多核種除去装置６（ＡＬＰＳ，Advanced Liquid Processing System）と、貯留タンク８と、を有している。
【０００４】
この従来の放射性物質処理装置１０１では、逆浸透膜装置５から排出される透過水Ｐを循環ライン１０を介して原子炉２に返送して原子炉２を冷却している。そして、放射性物質処理装置１０１では、逆浸透膜装置５から排出される濃縮水Ｂ１を多核種除去装置６に供給してトリチウム以外の各種放射性物質を吸着し、貯留タンク８に保管している。
【０００５】
上記従来の放射性物質処理装置１０１では、流入する地下水Ｇの流量が４００ｍ３／日とすると、４００ｍ３／日のトリチウム含有排出水を貯留する必要がある。しかしながら、貯留タンク８の容量には限界があるため、トリチウムを濃縮、減容する技術が各種開発されている。
トリチウムを濃縮する従来技術としては、複数の固体高分子電解質膜を用いた電解装置を直列に接続した濃縮方法が知られている（特許文献１参照）。このトリチウムの濃縮方法は、電解装置の陽極側にトリチウム含有排出水を供給することによって、陰極側に水素とその水和水が移動し、結果としてトリチウム濃縮水と、トリチウムを含む水素ガスを得るものである。電解装置が直列に複数接続されていることによって、高度濃縮を可能としている。
【０００６】
また、トリチウムを濃縮する別の従来技術としては、電解濃縮とトリチウムを含む水素ガスからのトリチウム置換を組み合わせ、さらに水素ガスを燃料電池に供給して電力回収を行う装置が知られている（特許文献２参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２０１０−６６３７号公報
【特許文献２】特開２００１−２８６７３７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかしながら、特許文献１に記載された方法では、トリチウム濃縮水は製造できるが、生成される水素ガスにもトリチウムが含まれる。よって、この水素ガスから水を生成しても、放流基準値（例えば６×１０４ベクレル／リットル）を満たすことはできない。
また、特許文献２に記載された装置の燃料電池で生成された水は、上記放流基準値を満たすことができると考えられるが、処理対象となる高濃度汚染水のトリチウム濃度が非常に低いため、同位体置換部の装置構成が大掛かりとなるという課題がある。
【０００９】
この発明は、処理水の一部のトリチウム濃度を放流基準値を満たす濃度にまで低減することを容易とするとともに、貯留処理する処理水を減容することができる放射性物質処理装置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】
【００１０】
本発明の第一の態様によれば、放射性物質処理装置は、原子炉で熱交換されたトリチウム含有排出水を逆浸透圧により濃縮水と低濃度透過水とに分離する第一の処理部と、前記第一の処理部から排出された前記濃縮水から放射性物質を吸着処理して吸着処理水を排出するする第二の処理部と、前記第一の処理部から排出された前記低濃度透過水を高濃度処理水と低濃度処理水とに分離する第三の処理部と、前記第二の処理部で処理された吸着処理水を前記原子炉へ循環させる循環路と、を有する。
【００１１】
このような構成によれば、第一の処理部から排出された濃縮水が第二の処理部を介して吸着処理水として循環する一方、第一の処理部から排出された低濃度透過水が第三の処理部によって高濃度処理水と低濃度処理水とに分離される。ここで、第三の処理部にて処理される処理水がトリチウム含有量の少ない低濃度透過水となるため、第三の処理部から排出される低濃度処理水のトリチウム濃度を放流基準値を満たす濃度にまで低減することが容易となる。即ち、放射性物質処理装置の系内の処理水の一部を放流することによって、貯留処理する処理水を減容することができる。
【００１２】
また、第三の処理部には、低濃度の透過水が導入されるため、第三の処理部にて分離される高濃度処理水の排出量を低減することができる。即ち、貯留処理する処理水を減容することができる。
また、第二の処理部から排出される吸着処理水は、冷却水として原子炉で使用されるため、トリチウム濃度の高い処理水が系外に排出されることがない。
【００１３】
上記放射性物質処理装置において、前記第三の処理部は、少なくとも上流側処理段と下流側処理段を有する複数のトリチウム濃縮段からなり、前記濃縮処理段は、前記低濃度透過水を電気分解する電解装置と、電気分解により発生する酸素と水素とを反応させる反応装置とを有し、前記上流側処理段の反応装置にて発生した水を前記下流側処理段へ供給して再度電気分解する構成としてもよい。
【００１４】
このような構成によれば、電解装置によってトリチウムを濃縮するとともに、反応装置によってトリチウムを含む水を生成した後、下流側処理段にトリチウムを含む水を供給することによって、下流側処理段の反応装置から排出される水に含まれるトリチウム濃度を低減することができる。したがって、第三の処理部に導入される処理水のトリチウム濃度に応じて必要段数を決定すれば、最終段の処理装置から排出される排水のトリチウム濃度を放流基準値を満たすものとすることができる。
【００１５】
また、トリチウム濃縮段を複数備えることによって、トリチウム濃度の高い濃縮液と、放流基準値を満たす水を得ることができる。
また、電解装置には、逆浸透圧により分離された低濃度透過水が導入されるため、電解装置内のスケーリングや、電気分解により生じるガス中にＣｌ２等の不純物が混入することを抑制することができ、反応装置における反応に支障をきたすことがない。
【００１６】
上記放射性物質処理装置において、各々の前記トリチウム濃縮段は、複数の前記電解装置と、各々の前記電解装置に接続された複数の前記反応装置とを有する構成としてもよい。
【００１７】
上記放射性物質処理装置において各々の前記電解装置は、電気分解する前記低濃度透過水を一時的に貯留する貯留槽を有する構成としてもよい。
このような構成によれば、電解装置の電極面積を各々の電解装置で同等にすることができ、第三の処理部を半連続的に運転させる方式にすることができる。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、処理水の一部のトリチウム濃度を放流基準値を満たす濃度にまで低減することを容易とするとともに、貯留処理する処理水を減容することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の第一実施形態の放射性物質処理装置の概略構成図である。
【図２】本発明の第二実施形態の放射性物質処理装置のトリチウム濃縮装置の概略構成図である。
【図３】本発明の第三実施形態のトリチウム濃縮段の概略構成図である。
【図４】従来の放射性物質処理装置の概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
（第一実施形態）
以下、本発明の第一実施形態の放射性物質処理装置１について図面を参照して詳細に説明する。
図１は、本実施形態の原子炉冷却水の放射性物質処理装置１の概略構成図である。本実施形態の放射性物質処理装置１は、例えば、地震などによって原子力発電所において事故が発生し、原子炉建屋３に地下水Ｇが流入するとともに、原子炉建屋３からトリチウムを含む高濃度汚染水Ｃ１が排出されることを想定した装置である。
放射性物質処理装置１は、地下水Ｇの流入に伴って増加する高濃度汚染水Ｃ１から放射性物質を濃縮・除去することで、貯留する濃縮液を減容するとともに、処理水の一部を海洋に放流する装置である。
【００２１】
図１に示すように、本実施形態の放射性物質処理装置１は、原子炉２が格納された原子炉建屋３から排出されるトリチウム含有排出水の前処理を行う前処理装置４と、前処理装置４の下流に設けられた逆浸透膜装置５（淡水化装置、第一の処理部）と、多核種除去装置６（第二の処理部）と、トリチウム濃縮装置７（第三の処理部）と、を主な構成要素として備えている。
原子炉建屋３内には、原子炉格納容器や原子炉圧力容器などから構成される原子炉２が格納されている。
【００２２】
原子炉建屋３には、例えば、一日４００ｍ３（４００トン）の地下水Ｇが流入すると想定されている。
原子炉建屋３においては、地下水Ｇ及び多核種除去装置６から排出される処理水（吸着処理水Ｂ２）を用いて原子炉２の冷却が行われる。即ち、原子炉２と、地下水Ｇ及び処理水との間で熱交換が行われる。
【００２３】
前処理装置４は、原子炉建屋３の下流側に配置されており、原子炉建屋３から排出される高濃度汚染水Ｃ１のセシウムなどを除去する装置、油分分離装置などによって構成されている。
【００２４】
逆浸透膜装置５は、前処理装置４の下流側に配置されており、逆浸透膜に圧力をかけて浸透作用によって前処理装置４から排出される高濃度汚染水Ｃ２を透過水（低濃度透過水Ｐ）と濃縮水Ｂ１（濃塩水）とに分離する装置である。本実施形態の逆浸透膜装置５の淡水化率は５０％である。
逆浸透膜装置５には、逆浸透膜装置５の逆浸透膜を透過した低濃度透過水Ｐを排出するための透過水ライン１１と、濃縮水Ｂ１を排出するための濃縮水ライン１２と、を有している。
【００２５】
多核種除去装置６は、逆浸透膜装置５の濃縮水ライン１２の下流側に配置されている。即ち、多核種除去装置６には、逆浸透膜装置５から濃縮水Ｂ１が導入される。
多核種除去装置６は、鉄共沈処理設備や炭酸塩沈殿処理設備などからなる前処理設備と、チタン酸塩などを吸着材とし放射性物質を吸着処理する吸着塔からなり、高濃度汚染水Ｃ２から分離された濃縮水Ｂ１に溶け込んだ放射性物質など、様々な物質を取り除く設備である。多核種除去装置６としては、トリチウムを除く６２種類の放射性物質の除去（基準値以下に減らす）ことを可能としたＡＬＰＳ（Advanced Liquid Processing System）が知られている。
多核種除去装置６と原子炉建屋３とは、循環ライン１０（循環路）によって接続されている。即ち、逆浸透膜装置５から排出された濃縮水Ｂ１は、多核種除去装置６にて放射性物質の除去処理が施された後、原子炉建屋３に導入されて原子炉冷却水として使用される。
【００２６】
トリチウム濃縮装置７は、逆浸透膜装置５の透過水ライン１１の下流側に配置されている。即ち、トリチウム濃縮装置７には、逆浸透膜装置５にて分離される低濃度透過水Ｐが導入される。トリチウム濃縮装置７は、低濃度透過水Ｐを、トリチウム濃度が高い少量の濃縮液（高濃度処理水Ｔ）と、放流基準値である６×１０４ベクレル／リットルを満足する水（低濃度処理水Ｗ）とに分離する装置である。
【００２７】
トリチウム濃縮装置７としては、例えば、蒸発濃縮装置を用いることができる。例えば、蒸発濃縮装置を用いる場合、上記仕様を満足するために、複数の蒸発濃縮装置を多段に設置してもよい。複数の蒸発濃縮装置の段数は問わないが、トリチウム濃縮装置７としては、４００ｍ３／日の低濃度透過水Ｐを３４０ｍ３／日の放流基準値を満足する低濃度処理水Ｗと、６０ｍ３／日のトリチウム濃度が高い高濃度処理水Ｔとに分離可能な段数とすることが好ましい。
【００２８】
次に、上記実施形態の放射性物質処理装置１の作用について説明する。
原子炉建屋３には、例えば、４００ｍ３／日の地下水Ｇが流入している。原子炉２は、原子炉冷却水として機能する吸着処理水Ｂ２によって循環冷却されている。
地下水Ｇ及び原子炉２の冷却に使用された吸着処理水Ｂ２からなる高濃度汚染水Ｃ１は、前処理装置４に導入され、セシウムなどが除去される。前処理装置４から排出された高濃度汚染水Ｃ２は、逆浸透膜装置５に導入され、低濃度透過水Ｐと、濃縮水Ｂ１とに分離される。逆浸透膜装置５の淡水化率は５０％であるから、８００ｍ３／日の高濃度汚染水Ｃ２が逆浸透膜装置５に導入された場合、４００ｍ３／日の濃縮水Ｂ１と、４００ｍ３／日３の低濃度透過水Ｐとに分離される。
低濃度透過水Ｐは、トリチウム濃度が低減された処理水である。濃縮水Ｂ１は、トリチウム、及び、他の放射性物質を含んだ処理水である。
【００２９】
逆浸透膜装置５にて分離された濃縮水Ｂ１は、多核種除去装置６を介して原子炉建屋３に循環・導入され、原子炉冷却水として使用される。
逆浸透膜装置５にて分離された低濃度透過水Ｐは、トリチウム濃縮装置７に導入される。トリチウム濃縮装置７に導入された低濃度透過水Ｐ（４００ｍ３／日）は、トリチウム濃度が高い高濃度処理水Ｔ（６０ｍ３／日）と、放流基準値である６×１０４ベクレル／リットルを満足する低濃度処理水Ｗ（３４０ｍ３／日）とに分離される。
トリチウム濃縮装置７から排出される高濃度処理水Ｔは、貯留タンク８に貯留される。
トリチウム濃縮装置７から排出される、放流基準値を満足する低濃度処理水Ｗは、例えば海洋に放流される。
【００３０】
上記実施形態によれば、逆浸透膜装置５から排出された濃縮水Ｂ１が多核種除去装置６を介して原子炉冷却水として循環する一方、逆浸透膜装置５から排出された低濃度透過水Ｐがトリチウム濃縮装置７によって高濃度処理水Ｔと低濃度処理水Ｗとに分離される。
ここで、トリチウム濃縮装置７にて処理される処理水がトリチウム含有量の少ない低濃度透過水Ｐとなるため、トリチウム濃縮装置７から排出される低濃度処理水Ｗのトリチウム濃度を放流基準値を満たす濃度にまで低減することが容易となる。即ち、放射性物質処理装置１の系内の処理水の一部を放流することによって、貯留処理する処理水を減容することができる。
【００３１】
また、トリチウム濃縮装置７には、低濃度の透過水Ｐが導入されるため、トリチウム濃縮装置７にて分離される高濃度処理水Ｔの排出量を低減することができる。即ち、貯留処理する処理水を減容することができる。
また、多核種除去装置６から排出される吸着処理水Ｂ２は、冷却水として原子炉２で使用されるため、トリチウム濃度の高い処理水が系外に排出されることがない。
【００３２】
（第二実施形態）
以下、本発明の第二実施形態の放射性物質処理装置を図面に基づいて説明する。なお、本実施形態では、上述した第一実施形態との相違点を中心に述べ、同様の部分についてはその説明を省略する。
図２に示すように、本実施形態の放射性物質処理装置に設けられているトリチウム濃縮装置７は、複数の電解装置１４と、複数の燃料電池１５と、を有している。具体的には、本実施形態のトリチウム濃縮装置７は、１０個の電解装置１４（図２には３個のみ示す）と１０個の燃料電池１５（図２には３個のみ示す）とからなるトリチウム濃縮段１６を３段配置した装置である。
【００３３】
まず、トリチウム濃縮段１６を構成する構成要素について説明する。
電解装置１４は、イオン交換膜法を用いて逆浸透膜装置５から排出される透過水Ｐを電気分解する装置であり、電解槽１７と、直流電源装置（図示せず）と、を有している。電解装置１４は、透過水Ｐを電気分解することによって、酸素ガスと、トリチウムを含む水素ガスを発生させるとともに、トリチウム濃縮水を生成する。
【００３４】
電解槽１７は、中心部に設けられた膜状のイオン交換膜２０（固体高分子電解質膜）と、イオン交換膜２０の両面に対向配置された、イオン交換膜２０よりも小径の円板状の陽極１８及び陰極１９と、を有している。イオン交換膜２０としては、Ｎａｆｉｏｎ１１７（登録商標、ＤｕＰｏｎｔ社製）の使用が好ましい。
イオン交換膜２０はイオン交換樹脂を膜状にしたもので、異符号のイオンの通過を阻止し、同符号のイオンのみを通過させる性質を持つ膜である。
【００３５】
電解槽１７は、イオン交換膜２０により陽極室２９と、陰極室３０とに区画されている。陽極１８及び陰極１９は、それぞれ、陽極室２９と陰極室３０内において、イオン交換膜２０に密着した状態にされている。
また、電解槽１７は、電解槽１７の陽極室２９に透過水Ｐを導入する流入口２１と、電解槽１７の内部からトリチウム濃縮水を排出する流出口２２と、を有している。さらに、電解槽１７は、酸素ガスを排出する酸素ライン２３と、水素ガスを排出する水素ライン２４と、を有している。
【００３６】
燃料電池１５は、板状のセルが積層された所定の燃料電池であり、電解装置１４から供給される酸素ガス及び水素ガスを利用して電気を作り出す電池である。具体的には、本実施形態の燃料電池１５には、電解装置１４の酸素ライン２３と水素ライン２４とが接続され、発電に伴い発生する水（以下、電池排水Ｗと呼ぶ）を排出する電池排水ライン２５を有している。
【００３７】
トリチウム濃縮段１６は、上流側の電解装置１４の流出口２２と下流側の電解装置１４の流入口２１とを互いに接続するとともに、各々の電解装置１４の酸素ライン２３及び水素ライン２４に燃料電池１５が接続されている構成である。
トリチウム濃縮段１６は、各々の燃料電池１５の電池排水ライン２５同士を接続して、燃料電池１５から排出される電池排水Ｗを下流側のトリチウム濃縮段１６に送る合流ライン２６を有している。
【００３８】
合流ライン２６のうち、最終段のトリチウム濃縮段１６ｃの電池排水Ｗを排出する合流ライン２６は、例えば海洋に放流可能である。
各々のトリチウム濃縮段１６の最も下流側の電解装置１４−１０の流出口２２は、濃縮液（高濃度処理水Ｔ）を回収する濃縮液ライン２７に接続されている。
【００３９】
トリチウム濃縮装置７の構成（トリチウム濃縮段１６、電解装置１４、燃料電池１５の設置数）は、供給される低濃度透過水Ｐの流量、トリチウム濃度、及び要求される放流基準値によって適宜決定される。本実施形態のトリチウム濃縮装置７は、４００ｍ３／日、５．０×１０６ベクレル／リットルの低濃度透過水Ｐのトリチウム濃度を、放流基準値である６．０×１０６ベクレル／リットルまで低下させる処理能力を有するように設計されている。
【００４０】
電解装置１４の１セル当たりのマスバランスは、文献（斎藤正明ら，固体高分子電解における陰極側と陽極側のトリチウム濃縮比較，電気化学および工業物理化学，370-372, Vol.77, No.5, 2009）を参考として計算している。即ち、水１ｇの分解に際して、２．９１ｇの随伴水が陽極室２９から陰極室３０へ浸出するものとした。また、実験データから、トリチウム分配係数（水素ガス側へのトリチウム移動量／供給水中トリチウム量）を０．０２０９とした。
また、各々の電解装置１４の電極面積は、供給される処理水（低濃度透過水Ｐ）の流量、トリチウム濃度などに応じた面積とされている。即ち、各々のトリチウム濃縮段１６において、電解装置１４の電極面積は徐々に小さくなるように設定されている。
【００４１】
次に、本実施形態のトリチウム濃縮装置７の作用について説明する。
逆浸透膜装置５（図１参照）から排出される低濃度透過水Ｐは、最も上流側のトリチウム濃縮段１６ａの電解装置１４−１の陽極室２９に導入される。直流電源装置により陽極１８及び陰極１９に電荷が供給されることにより、陽極１８近傍で酸素ガスが発生するとともに、水素イオンが生成される。
【００４２】
さらに、随伴水を伴った水素イオンが、イオン交換膜２０を通過して陽極室２９から陰極室３０に向けて浸出するとともに、陰極１９近傍で水素ガスが発生する。この電気分解の進行によって、トリチウムが濃縮された随伴水が貯留水として陰極室３０に徐々に貯留される。次いで、この貯留水は、下流側の電解装置１４−２の電解槽１７の陽極室２９に導入される。これが繰り返されることによって、低濃度透過水Ｐのトリチウムが濃縮されて、最も下流側の電解装置１４−１０より排出される。
【００４３】
各々の電解装置１４にて発生した酸素ガス及び水素ガスは、燃料電池１５に供給されて発電に使用される。ここで、水素ガスには、トリチウムが含まれている。即ち、酸素ガスと水素ガスにより生成される電池排水Ｗにはトリチウムが含まれる。
【００４４】
発電に伴い発生したトリチウムが含まれる電池排水Ｗは、電池排水ライン２５及び合流ライン２６を介して、下流側のトリチウム濃縮段１６ｂに導入され、第一段のトリチウム濃縮段１６ａと同様に、トリチウムが濃縮されて濃縮液ライン２７に導入されるとともに、電池排水Ｗが下流側（最終段）のトリチウム濃縮段１６ｃに導入される。
最終段のトリチウム濃縮段１６ｃにおいても、トリチウムを含む電池排水Ｗの濃縮が行われるとともに、トリチウムが低減された電池排水Ｗが排出される。最終段のトリチウム濃縮段１６ｃから排出される電池排水Ｗは、トリチウム濃度が放流基準値である６．０×１０６ベクレル／リットルを満たす。
【００４５】
上記実施形態によれば、電解装置１４によってトリチウムを濃縮するとともに、燃料電池１５によってトリチウムを含む電池排水Ｗを生成した後、下流側のトリチウム濃縮段１６に電池排水Ｗを供給することによって、下流側のトリチウム濃縮段１６の燃料電池１５から排出される電池排水Ｗに含まれるトリチウム濃度を低減することができる。
したがって、トリチウム濃縮装置７に導入される処理水のトリチウム濃度に応じてトリチウム濃縮段の必要段数を決定すれば、最終段の燃料電池１５から排出される電池排水Ｗのトリチウム濃度を放流基準値を満たすものとすることができる。
【００４６】
また、トリチウム濃縮段１６を複数備えることによって、トリチウム濃度の高い濃縮液（高濃度処理水Ｔ）を得ることができる。
また、電解装置１４には、逆浸透膜装置５により分離された低濃度透過水Ｐが導入されるため、電解装置１４内のスケーリングや、電気分解により生じるガス中にＣｌ２等の不純物が混入することを抑制することができる。これにより、燃料電池１５における反応に支障をきたすことがない。
【００４７】
なお、上記実施形態では、電解装置１４から排出される酸素ガス及び水素ガスを反応させる装置として、燃料電池１５を採用したが、酸素ガス及び水素ガスから水を生成できればこれに限ることはない。例えば、酸素ガスと水素ガスとを反応させる反応装置としては、ボイラ発電装置を採用することもできる。
【００４８】
（第三実施形態）
以下、本発明の第三実施形態の放射性物質処理装置を図面に基づいて説明する。なお、本実施形態では、上述した第二実施形態との相違点を中心に述べ、同様の部分についてはその説明を省略する。
図３に示すように、本実施形態のトリチウム濃縮段１６の電解装置１４の上流側には、電気分解する低濃度透過水Ｐを一時的に貯留する貯留槽３１が設けられている。
【００４９】
上記実施形態によれば、電解装置１４の電極面積を各々の電解装置１４で同等にすることができ、トリチウム濃縮装置７を半連続的に運転させる方式にすることができる。即ち、トリチウム濃縮装置７をバッチ運転で運用することが可能となる。
【００５０】
以上、本発明の実施形態について図面を参照して詳述したが、各実施形態における各構成及びそれらの組み合わせ等は一例であり、本発明の趣旨から逸脱しない範囲内で、構成の付加、省略、置換、及びその他の変更が可能である。また、本発明は実施形態によって限定されることはなく、クレームの範囲によってのみ限定される。
【符号の説明】
【００５１】
１  放射性物質処理装置
２  原子炉
３  原子炉建屋
４  前処理装置
５  逆浸透膜装置（第一の処理部）
６  多核種除去装置（第二の処理部）
７  トリチウム濃縮装置（第三の処理部）
８  貯留タンク
１０  循環ライン（循環路）
１１  透過水ライン
１２  濃縮水ライン
１４  電解装置
１５  燃料電池（反応装置）
１６  トリチウム濃縮段
１７  電解槽
１８  陽極
１９  陰極
２０  イオン交換膜
２１  流入口
２２  流出口
２３  酸素ライン
２４  水素ライン
２５  電池排水ライン
２６  合流ライン
２７  濃縮液ライン
２９  陽極室
３０  陰極室
３１  貯留槽
Ｂ１  濃縮水
Ｂ２  吸着処理水
Ｃ１，Ｃ２  高濃度汚染水（トリチウム含有排出水）
Ｇ  地下水
Ｐ  低濃度透過水
Ｔ  高濃度処理水
Ｗ  低濃度処理水，電池排水
【図１】
2015187552.tif 000003
【図２】
2015187552.tif 000004
【図３】
2015187552.tif 000005
【図４】
2015187552.tif 000006