JP2015187552A - Radioactive matter treatment system - Google Patents
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Abstract
Description
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。 The present invention relates to a radioactive material processing apparatus for processing a radioactive material such as tritium contained in highly concentrated contaminated water discharged from a nuclear reactor.
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。 In a nuclear power plant, tritium (tritium), which is a radioactive substance, is generated by a nuclear reaction associated with operation. Tritium is known as a very difficult substance to separate and recover from hydrogen because it has almost the same chemical properties as hydrogen.
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。
For example, when a nuclear reactor accident occurs due to the effects of an earthquake, the treatment of highly concentrated contaminated water containing tritium may be a problem. In FIG. 4, the outline | summary of the conventional radioactive
As shown in FIG. 4, the conventional radioactive
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。
In this conventional radioactive
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。
In the conventional radioactive
As a conventional technique for concentrating tritium, a concentrating method in which electrolyzers using a plurality of solid polymer electrolyte membranes are connected in series is known (see Patent Document 1). In this tritium concentration method, by supplying tritium-containing discharge water to the anode side of the electrolysis apparatus, hydrogen and its hydrated water move to the cathode side, and as a result, tritium-enriched water and hydrogen gas containing tritium are obtained. Is. High concentration is enabled by connecting a plurality of electrolyzers in series.
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)。 As another conventional technique for concentrating tritium, there is known an apparatus that combines electrolytic concentration and substitution of tritium from hydrogen gas containing tritium, and further supplies hydrogen gas to the fuel cell to recover power (patent) Reference 2).
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。
However, in the method described in
Moreover, although it is thought that the water produced | generated with the fuel cell of the apparatus described in
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。 The present invention provides a radioactive substance treatment apparatus that makes it easy to reduce the tritium concentration of a portion of treated water to a concentration that satisfies the discharge standard value and that can reduce the volume of treated water to be stored. With the goal.
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。 According to the first aspect of the present invention, the radioactive substance treatment apparatus includes a first treatment unit that separates the tritium-containing discharged water heat-exchanged in the nuclear reactor into concentrated water and low-concentrated permeated water by reverse osmosis pressure. A second treatment unit that adsorbs a radioactive substance from the concentrated water discharged from the first treatment unit and discharges the adsorption treated water; and the low-concentration permeation discharged from the first treatment unit. A third treatment unit that separates water into high-concentration treated water and low-concentration treated water; and a circulation path that circulates the adsorption treated water treated in the second treatment unit to the nuclear reactor.
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。 According to such a configuration, the concentrated water discharged from the first processing unit circulates as adsorbed processing water through the second processing unit, while the low-concentration permeated water discharged from the first processing unit is It is separated into high-concentration treated water and low-concentration treated water by the third treatment unit. Here, since the treated water treated in the third treatment unit becomes a low-concentration permeated water with a low tritium content, the tritium concentration of the low-concentration treated water discharged from the third treatment unit is set to the discharge standard value. It is easy to reduce the concentration to a level that satisfies the requirement. That is, the treated water to be stored can be reduced by discharging a part of the treated water in the system of the radioactive substance treatment apparatus.
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。
Moreover, since the low concentration permeated water is introduced into the third treatment unit, the discharge amount of the high concentration treated water separated in the third treatment unit can be reduced. That is, the volume of treated water to be stored can be reduced.
Further, since the adsorption treated water discharged from the second treatment unit is used in the nuclear reactor as cooling water, treated water having a high tritium concentration is not discharged out of the system.
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。 In the radioactive substance processing apparatus, the third processing unit includes a plurality of tritium concentration stages having at least an upstream processing stage and a downstream processing stage, and the concentration processing stage electrolyzes the low-concentration permeated water. An electrolysis apparatus and a reaction apparatus for reacting oxygen and hydrogen generated by electrolysis, and water generated in the reaction apparatus of the upstream processing stage is supplied to the downstream processing stage and electrolyzed again. It is good also as a structure.
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。 According to such a configuration, the tritium is concentrated by the electrolytic device, and after the water containing tritium is generated by the reaction device, the water in the downstream processing stage is supplied to the downstream processing stage by supplying water containing tritium. The tritium concentration contained in the water discharged from the apparatus can be reduced. Therefore, if the required number of stages is determined in accordance with the tritium concentration of the treated water introduced into the third treatment unit, the tritium concentration of the waste water discharged from the final stage treatment apparatus may satisfy the discharge standard value. it can.
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。
Further, by providing a plurality of tritium concentration stages, it is possible to obtain a concentrated liquid having a high tritium concentration and water satisfying the discharge standard value.
Further, since low concentration permeated water separated by reverse osmosis pressure is introduced into the electrolyzer, it is possible to prevent impurities such as Cl 2 from being mixed in gas generated by scaling or electrolysis in the electrolyzer. It is possible to prevent the reaction in the reaction apparatus from being hindered.
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。 In the radioactive substance processing apparatus, each of the tritium concentration stages may include a plurality of the electrolysis devices and a plurality of the reaction devices connected to the electrolysis devices.
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。
In the radioactive substance processing apparatus, each of the electrolysis apparatuses may include a storage tank that temporarily stores the low-concentration permeated water to be electrolyzed.
According to such a configuration, the electrode area of the electrolysis device can be made equal in each electrolysis device, and the third processing unit can be operated semi-continuously.
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。 ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, while making it easy to reduce the tritium density | concentration of a part of treated water to the density | concentration which satisfy | fills discharge | release reference value, the volume of treated water to be stored can be reduced.
(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。
(First embodiment)
Hereinafter, the radioactive
FIG. 1 is a schematic configuration diagram of a radioactive
The radioactive
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。
As shown in FIG. 1, the radioactive
The reactor building 3 stores a
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。
For example, 400 m 3 (400 tons) of groundwater G is assumed to flow into the reactor building 3 per day.
In the reactor building 3, the
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。
The
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。
The reverse
The reverse
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。
The
The
The
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。
The tritium concentrator 7 is disposed on the downstream side of the
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。 As the tritium concentration device 7, for example, an evaporation concentration device can be used. For example, when using an evaporative concentration apparatus, a plurality of evaporative concentration apparatuses may be installed in multiple stages in order to satisfy the above specifications. Although no limitation on the number of the plurality of evaporative concentration apparatus, the tritium concentration device 7, and the low concentration treatment water W that satisfies the effluent standard value of 340m 3 / day low concentration permeate P of 400 meters 3 / day, 60 m 3 It is preferable that the number of stages is separable into high-concentration treated water T having a high tritium concentration per day.
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。
Next, the operation of the radioactive
For example, 400 m 3 / day of groundwater G flows into the reactor building 3. The
The high-concentration contaminated water C1 composed of the groundwater G and the adsorption treated water B2 used for cooling the
The low-concentration permeated water P is treated water with reduced tritium concentration. The concentrated water B1 is treated water containing tritium and other radioactive substances.
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。
The concentrated water B1 separated by the reverse
The low concentration permeated water P separated by the reverse
The high concentration treated water T discharged from the tritium concentrating device 7 is stored in the
The low-concentration treated water W that satisfies the discharge standard value discharged from the tritium concentrator 7 is discharged, for example, into the ocean.
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。
According to the above embodiment, the concentrated water B1 discharged from the reverse
Here, since the treated water treated by the tritium concentrating device 7 becomes the low-concentrated permeated water P having a low tritium content, the tritium concentration of the low-concentrated treated water W discharged from the tritium concentrating device 7 is set as the discharge reference value. It is easy to reduce the concentration to a level that satisfies the requirement. That is, the treated water to be stored can be reduced by discharging a part of the treated water in the system of the radioactive
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。
Moreover, since the low concentration permeated water P is introduced into the tritium concentrating device 7, the discharge amount of the high concentration treated water T separated by the tritium concentrating device 7 can be reduced. That is, the volume of treated water to be stored can be reduced.
Further, since the adsorption treated water B2 discharged from the multi-nuclide removing
(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。
(Second embodiment)
Hereinafter, the radioactive substance processing apparatus of 2nd embodiment of this invention is demonstrated based on drawing. In the present embodiment, differences from the first embodiment described above will be mainly described, and description of similar parts will be omitted.
As shown in FIG. 2, the tritium concentrating device 7 provided in the radioactive substance processing apparatus of the present embodiment includes a plurality of
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。
First, components constituting the
The
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。
The
The
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。
The
The
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。
The
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。
The
The
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。
Among the merging
The
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。
The configuration of the tritium concentrating device 7 (the number of installed
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。
The mass balance per cell of the
In addition, the electrode area of each
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。
Next, the operation of the tritium concentrator 7 of this embodiment will be described.
The low-concentration permeated water P discharged from the reverse osmosis membrane device 5 (see FIG. 1) is introduced into the
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。
Further, hydrogen ions accompanied with accompanying water pass through the
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。
Oxygen gas and hydrogen gas generated in each
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。
The battery waste water W containing tritium generated by power generation is introduced into the
Also in the final stage
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。
According to the above-described embodiment, tritium is concentrated by the
Therefore, if the required number of tritium concentration stages is determined according to the tritium concentration of the treated water introduced into the tritium concentrator 7, the tritium concentration of the battery waste water W discharged from the final
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。
Further, by providing a plurality of tritium concentration stages 16, a concentrated liquid (high concentration treated water T) having a high tritium concentration can be obtained.
Moreover, since the low concentration permeated water P separated by the reverse
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。
In the above embodiment, the
(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。
(Third embodiment)
Hereinafter, the radioactive substance processing apparatus of 3rd embodiment of this invention is demonstrated based on drawing. In the present embodiment, differences from the second embodiment described above will be mainly described, and description of similar parts will be omitted.
As shown in FIG. 3, a
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。
According to the above embodiment, the electrode area of the
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。 Although the embodiments of the present invention have been described in detail with reference to the drawings, the configurations and combinations of the embodiments in the embodiments are examples, and the addition and omission of configurations are within the scope not departing from the gist of the present invention. , Substitutions, and other changes are possible. Further, the present invention is not limited by the embodiments, and is limited only by the scope of the claims.
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
DESCRIPTION OF
6 Multi-nuclide removal equipment (second processing unit)
7 Tritium concentrator (third processing unit)
8
11 Permeated
16
G Groundwater P Low concentration permeated water T High concentration treated water W Low concentration treated water, battery drainage
Claims (4)
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。 A first treatment unit that separates the tritium-containing discharged water heat-exchanged in the nuclear reactor into concentrated water and low-concentrated permeated water by reverse osmosis pressure;
A second treatment unit for adsorbing radioactive material from the concentrated water discharged from the first treatment unit and discharging the adsorption treated water;
A third treatment unit that separates the low-concentration permeated water discharged from the first treatment unit into high-concentration treated water and low-concentration treated water;
And a circulation path for circulating the adsorption treated water treated in the second treatment section to the nuclear reactor.
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。 The third processing unit comprises a plurality of tritium concentration stages having at least an upstream processing stage and a downstream processing stage,
The tritium concentration stage has an electrolysis device that electrolyzes the low-concentration permeate, and a reaction device that reacts oxygen and hydrogen generated by electrolysis,
The radioactive substance processing apparatus according to claim 1, wherein water generated in the upstream processing stage reactor is supplied to the downstream processing stage and electrolyzed again.
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