JP2016008878A - 放射能汚染水の処理方法及び処理システム - Google Patents

Abstract

【課題】トリチュウム汚染水のトリチュウムを無害化する方法を提供する。
【解決手段】オーステナイト系ステンレス製のケーシング１Ａ内に反応剤としての水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）又は水酸化カリウム（ＫＯＨ）を収納し、前記ケーシング１Ａを面状ヒータ４で４００〜６００℃に加熱して溶融塩とし、この溶融塩から微細粒子をケーシング１Ａ内の上部の反応空間Ｓに飛散せしめ、前記微細粒子をケーシング内壁に接触させて特殊酸化膜を形成し、前記反応空間Ｓ内にトリチュウム水（ＨＴＯ、Ｔ₂Ｏ）を注入し、トリチュウム水中の中性子を特殊酸化膜及び炉壁に吸収せしめ、その大部分をＨ₂に核変換せしめて無害化させる。
【選択図】図１

Description

本発明は放射能で汚染されたトリチュウム汚染水を処理して無害化する放射能汚染水の処理方法及び処理システムに関する。

一般に、原子炉においては、熱媒体として軽水を使用しており、この軽水は原子炉内において放射性のトリチュウム水となり、このトリチュウム水を無害化する技術が期待され、最近、原子炉内での事故により大量のトリチュウム汚染水が蓄積され、その処理に困難を極めている。

特開２０１３−０４０８６８号公報 特開２０１３−０３３０１９号公報

トリチュウム水の成分はＨＴＯ、Ｔ₂Ｏ等であるが、その処理方法としてはこれらの水
を電気分解してＨＴ、Ｔ₂と酸素を分けて、ＨＴ、Ｔ₂を大気中に放出する手段、トリチュウム水を加熱して水蒸気とし、酸化反応により酸素を切離してＨＴ、Ｔ₂を大気中に放出する手段等、考えられるが、いずれの手段においても大量の処理が不可能であり、また、ＨＴ、Ｔ₂を大気中に放出すれば、放出されたＨＴ、Ｔ₂が雲に吸収されて大気を汚染するおそれもある。

本発明はかかる点に鑑み、大量のトリチュウム水を短時間で無害化できる放射能汚染水の処理方法及び処理システムを提供する。

本発明の放射能汚染水の処理方法は、ステンレス製の反応炉内に反応剤としてのアルカリ金属水酸化物をその上部に反応空間を形成するように収納し、前記反応剤をその融点以上に加熱して溶融塩とし、この溶融塩から微細粒子を反応空間内に飛散せしめ、前記微細粒子と反応炉内壁との反応により内壁表面に導電性の特殊酸化膜を形成し、前記反応空間にトリチュウム汚染水を供給するようにし、トリチュウム原子から中性子を切離し、この中性子を特殊酸化膜内及び炉壁内に吸収せしめるようにした。

前記反応炉内にオーステナイト系のステンレスからなるフィン状、筒状、板状、樋状、塊状、又は粉状の金属元素供給体を収納し、この金属元素供給体表面と前記微細粒子との反応により、その表面に特殊酸化膜を形成することが好ましい。

セラミック又はニッケルからなる反応炉内に筒状、樋状、板状、塊状、又は粉状のステンレスからなる金属元素供給体を収納し、更に反応剤としてのアルカリ金属水酸化物をその上部に反応空間を形成するように収納し、前記反応剤をその融点以上に加熱して溶融塩とし、この溶融塩から微細粒子を反応空間内に飛散せしめ、前記微細粒子と金属元素供給体との反応によりその表面に導電性の特殊酸化膜を形成し、前記反応空間にトリチュウム汚染水を供給するようにし、トリチュウム原子から中性子を切離し、この中性子を特殊酸化膜内及び炉壁内に吸収せしめるようにした。

前記ステンレスはオーステナイト系のＳＵＳ３０４またはＳＵＳ３１６であることが好ましい。

前記アルカリ金属水酸化物は、水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）又は水酸化カリウム（ＫＯＨ）であることが好ましい。

前記反応炉内を減圧しつつトリチュウム汚染水を供給することが好ましい。

前記特殊酸化物は、ＮａＦｅＯ₂、Ｎａ₃ＦｅＯ₃、Ｎａ₄ＦｅＯ₃、Ｎａ₅ＦｅＯ₄のうち、少なくとも一種であることが好ましい。

更に、前記トリチュウム汚染水から反応炉内で水蒸気のまま中性子を２４０ｅＶから４８０ｅＶのエネルギーで分離させるようにすることが好ましい。

前記反応炉の複数を直列に接続し、第１の反応炉で処理した処理ガスを次の第２、第３の反応炉で処理するようにすることが好ましい。
本発明の放射能汚染水の処理システムは、トリチウム汚染水を貯溜しておくための汚染水タンクと、汚染水タンクからの汚染水を加熱して水蒸気にする加熱釜と、前記水蒸気が供給される反応炉を複数組合せた処理ユニットと、この処理ユニットの反応炉を加熱するための加熱装置と、前記処理ユニットで発生した水素を貯溜しておく水素タンクとからなる。

前記加熱装置は過熱水蒸気発生装置であり、前記加熱釜は水素バーナにより加熱されることが好ましい。

反応炉の形成初期においては、反応剤の溶融塩表面から微細粒子が反応空間内に飛散して、この微細粒子が反応炉のケーシング内壁および／又は金属元素供給体の表面と反応してＮａ₄ＦｅＯ₃、Ｎａ₅ＦｅＯ₄等の特殊酸化膜が形成され、この特殊酸化膜からも微細粒子が反応空間内に飛散し、この反応空間内にトリチュウム水が供給されると、核反応が生じ、酸素はＨＴＯ、Ｔ₂Ｏから引離され逐次高次の酸化膜を形成していく。一方、気体としてのＨＴ、Ｔ₂内の核内の中性子は、核分裂して主としてＨ₂となり、若干、ＨＴとして残る。このＨＴは次の反応炉で分裂してＨ₂に変化して無害化される。
また、中性子はＨＴＯ、Ｔ₂Ｏから酸素を切離すことなく水蒸気の状態（酸素と結合したまま）のまま三重陽子から分離され得る。

本発明の基本構成を示す反応炉の縦断面図である。 反応炉の横断面図である。 筒形の金属元素供給体の反応炉の収納状態図である。 フィン状の金属元素供給体の反応炉の収納状態図である。 樋形の金属元素供給体の斜視図である。 塊状の金属元素供給体の反応炉の収納状態図である。 樋状の金属元素供給体を収納した場合の反応炉の横断面図である。 交換カセットを収納した反応炉の構成図である。 樋形の交換カセットの斜視図である。 反応炉を複数直列に接続した場合の処理方法システム構成図である。 縦形炉の構成図である。 本発明の処理システムの構造図である。 直径１０ｃｍの反応炉の輪切り状態斜視図である。 直径２０ｃｍの反応炉の輪切り状態斜視図である。

以下、図面を参照して本発明の放射能汚染水の処理方法及び処理システムについて説明する。

図１において、円筒形の反応炉１は、ケーシング１Ａを有し、ケーシング１Ａの左右端には、入口管２および排出管３を備え、ケーシング１Ａは面状ヒータ４によって４００〜６００℃に加熱される。前記ケーシング１Ａは、オーステナイト系ステンレス鋼からなり、ＳＵＳ３０４（１８％Ｃｒ−８％Ｎｉ−残Ｆｅ）、ＳＵＳ３１６（１８％Ｃｒ−１２％Ｎｉ−２．５％Ｍｏ−残Ｆｅ）等の一種から形成され、ニッケル（Ｎｉ）を含むものが好ましい。前記ケーシング１Ａ内には、ＮａＯＨ又はＫＯＨ等のアルカリ金属水酸化物からなる反応剤５が収納され、反応剤５の上部には反応空間Ｓが形成されている。この反応剤５はその融点（３００〜３５０℃）以上に加熱（４００〜６００℃）されて溶融塩となり、この溶融塩の表面からはナノオーダーの微細粒子６が飛散している。この微細粒子は、ＮａＯＨ又はＫＯＨを主成分とし、これに僅かなステンレス成分を含んでおり、前記微細粒子６は、加熱中にケーシング内壁に接触して特殊酸化膜７を形成し（図２）、加熱中に反応剤は次第に特殊酸化膜７に変化し、この特殊酸化膜７からも微細粒子６が反応空間Ｓ内に飛散する。この微細粒子６とトリチュウム水の水蒸気とが反応して無害化される。前記特殊酸化膜は、Ｘ線回析によれば反応剤としてＮａＯＨを使用した場合にＮａＦｅＯ₂、Ｎａ₃ＦｅＯ₃、Ｎａ₄ＦｅＯ₃、Ｎａ₅ＦｅＯ₄等が検出されている（軽水、重水を注入した場合も同様の酸化膜ができる）。軽水（Ｈ₂Ｏ）、重水（Ｄ₂Ｏ）を注入した場合に、未注入時よりも酸化膜の発達が著しく促進され、層状に発達し、酸素は確実にケーシング内に捕捉され、その捕捉酸素は特殊酸化膜７を発達せしめ反応空間Ｓは次第に特殊酸化膜で占められていく。トリチュウム水（Ｔ₂Ｏ、ＨＴＯ）の場合も同じように酸素は引抜かれて特殊酸化膜７が発達するものと予想される。酸素が分離された気体のＴ₂、ＨＴから中性子が飛び出してＨ₂ガスとなる。

なお、反応炉の運転としては、排出管３に切換バルブ８を設け、この切換バルブ８にコールドラップ９及び真空ポンプ１０を接続して前記切換バルブ８を切換えることにより常圧で運転したり、減圧で運転したりすることができる。いずれにしても、空気中の酸素が炉内に入ると一般的な酸化鉄、酸化クロムが生じて反応剤の作用がすぐに劣化するので、反応炉内から空気を除去して加熱することが必要である。反応炉内を減圧しつつ処理水を注入すると常圧よりも反応が活発となる。

前記ケーシング１Ａ内には、特殊酸化膜の量を増大させるために、オーステナイト系のステンレスからなる金属元素供給体が収納される。金属元素供給体としては、図３に示すように、筒体１１の形態でケーシング内と流通するように多数の開孔１２を設けたものでよく、図４に示すように、板状のフィンを多数設けたフィン体１３の形態でもよく、更に、図５に示す樋状の反応剤収納体１４でもよく、図６に示す如く、塊状の供給体１５でも、粉状（図示なし）のものでもよい。

なお、ケーシング内壁が反応して特殊酸化膜の寿命が来た時に、ケーシングごと交換しなければならず、このように酸化膜を形成すると、ケーシングの寿命が短くなるので、反応しないニッケル製又はセラミック製のケーシングとし、その内部に前述の金属元素供給体を収納してもよい。例えば、図５の樋状の反応剤収納体１４を収納した場合には、収納体１４内に反応剤が保持され、この収納体１４の内壁および端板１４ａ上に特殊酸化膜７が形成され、ケーシング内壁１ａには特殊酸化膜７は形成されない（図７）。

図８、９はカセット交換方式の反応炉および交換カセットを示すものであり、図８において、カセットを収納する反応炉２０は、セラミック製又はニッケル製のケーシング２１を有し、このケーシング２１の左右端には、入口管２２と排出管２３を有している。また、ケーシング２１の外周面は面状ヒータ２４によって４００〜６００℃に加熱され、ケーシング２１の右端には開閉蓋２５が着脱具２６によってワンタッチで着脱自在となっており、ケーシング２１内には、オーステナイト系ステンレス製の樋状の交換カセット２７が収納され、この交換カセット２７は本体２８とこの両端に設けられた端板２９、２９とからなり、その中に反応剤５が収納されている。この交換カセットの内外壁には、前記特殊酸化膜が形成され、一定期間使用した後に交換する必要があるが、その時には、開閉蓋２５を開け、右側端板２９に設けたフック３０を工具で把持して引出して新しい交換カセット２７に交換する。前記ケーシング２１はニッケル又はセラミックで形成されているので反応剤とは反応せずそれらの内壁には特殊酸化膜も形成されないので長期間使用可能である。

図１０は、反応炉１を複数個直列に接続した場合のシステム図であり、第１の反応炉には、トリチュウム水タンク４０からのトリチュウム水がポンプ４０を介して注入され、ここでは、処理ガスの大部分は軽水素ガス（Ｈ₂）となり、一部は軽水素−トリチュウムガ
ス（ＨＴ）となるので、このＨＴガスの量を減少させるために第２の反応炉に第１の反応炉の排出ガスが注入され、このように、ＨＴガス減少のために所定数の反応炉が直列に接続される。

次に、実際の放射能汚染水の処理システムについて説明する。
図１２において、処理システムＳは、トリチュウム水タンク６０を有し、このトリチュウム水タンク６０からのトリチュウム水は、ラインｌ₁を取り付けられたポンプ６１により、トリチュウム水を加熱して水蒸気にするための加熱釜６２に送られる。この加熱釜６２は、加熱容器６３を内蔵し、この加熱容器６３の底面は水素バーナ６４により加熱される。前記ラインｌ₁には、開閉弁６５が設けられ、この開閉弁６５はトリチュウム水の送りをコントロールするとともに、後述するように系内を真空にする際に使用する。

前記加熱容器６３で発生したトリチュウム水の水蒸気はラインｌ₂を介して処理ユニット６６に送られ、その送りはラインｌ₂に設けられた開閉弁６７によりコントロールされる。前記処理ユニット６６は複数の反応炉１、１…１が所定間隔で組合され各反応炉１には入口ヘッダ６８を介してトリチュウム水蒸気が供給され、このトリチュウム水蒸気（ＨＴＯ及びＴ₂Ｏ)は反応炉内で反応してＨＴＯ及びＴ₂Ｏは処理されてＨ₂ガスとされ、このＨ₂ガスは出口ヘッダ６９を経てラインｌ₃に入り、ラインｌ₃に設けた真空ポンプ７０及び真空ポンプ７０の下流に設けた切換バルブ７１を経て、水素タンク７２に貯溜される。水素タンク７２内の水素ガスはラインｌ₄を介して前記加熱釜６２の水素バーナ６４に送られる。

前記加熱ユニット６６内に過熱蒸気発生装置７３からの５００℃以上の過熱蒸気が送られ、各反応炉１が加熱されこの過熱蒸気は煙突Ｄから外部に排出される。
次に、処理システムＳの操作について説明する。

先ず、ラインｌ₁上の開閉弁６５を開いてポンプ６１を作動させて所定量のトリチュウム水を過熱釜６２の加熱容器６３内に送る。次に、開閉弁６５を閉じ、ラインｌ₂の開閉弁６７を開き、ラインｌ₃上の真空ポンプ７０を作動させ、系内の加熱容器６３及び処理ユニット６６内から空気を排除して真空とする。このとき、ラインｌ₃上の切換弁７１は、空気を大気に開放するように切換えられる。次いで、水素バーナ６４の加熱によりトリチュウム水蒸気が生成され、この水蒸気は順次処理ユニット６６の各反応炉１内に送られ処理される。具体的には、ＨＴＯ又はＴ₂Ｏの酸素（Ｏ）は反応炉１内で特殊酸化膜を形成し、Ｔ成分の一部は、中性子が一個又は二個分裂し、Ｄ（デュートロン）又はＨ（プロトン）となる。したがって、Ｈ₂ガス又はＨＤガスが排出され、もしこの中にＴ₂ガスが混入しても水素バーナ６４の燃料として利用可能である。

このようにして所定時間経過して加熱容器６３内のトリチュウム水が少なくなった場合には、開閉弁６７を閉じ、開閉弁６５を開いてトリチュウム水タンク６０内のトリチュウム水を加熱容器６３内に供給し、水蒸気が発生したら開閉弁６７を開いて水蒸気を処理ユニット６６に送給する。

なお、このような操作を繰り返した場合にトリチュウム水が固形放射能物質（セシュウム（Ｃｓ）、ストロンチュウム（Ｓｒ)、ヨウ素（Ｉ）等）を含んでいるときは、これら固形物質が加熱容器６３内に残渣として残るので、その残渣を取出してガラス化して地中に埋設する。

また、処理システムとしては、必ずしも加熱釜６２は必要でなく、バイパスラインｌ₅
を経てトリチュウム水タンクからのトリチュウム水を直接処理ユニット６６に送るようにしてもよい。

この場合には、固形放射性物資は各反応炉１内に滞溜するので、反応炉１内のカセット交換時に交換カセット２７（図９）内の特殊酸化膜を含んだ残渣はガラス化して地中に埋設する。

＜実験＞
（Ｉ）軽水（Ｈ₂Ｏ）を反応炉に注入した場合
この場合には、９９％以上Ｈ₂ガスで酸素は殆ど排出されず、他に窒素が若干排出され
る。

（II）重水（Ｄ₂Ｏ １００％）を反応炉に注入した場合
この場合には、例えば表１のような結果となった。

すなわち、質量数２のＨ₂ガスが殆どで本来のＤ₂ガス（質量４）は０．０３％、Ｄ₂Ｏガス（質量２０）は０．０２％と殆ど観察されず、わずかに水素・重水素ガス（ＨＤ）が１．３６％であり、他のガスは無視できる程少量であった。このことは、重水素ガスの中性子の殆どは、陽子から分裂して飛散していることを意味する。ところが反応炉に隣接した中性子線量計１００（図１）を設置しても全く中性子を検出しなかった。分裂した中性子は炉内の特殊酸化膜及び炉壁に捕捉されたものと解釈せざるを得ない。
そこで、図１に示すように、反応炉１の端板を切抜いた切片１０１の内壁面（特殊酸化膜が形成されている）を電子顕微鏡１０２で膜及び内壁の同位体分析をしたところ、ステンレス成分のＣｒ、Ｆｅ、Ｎｉについては、表２、３、４に示すように中性子の多い同位体が増大する傾向にあることが判る（地球上に自然に存在する同位体比率を自然存在分布（％）と称し、切片１０１の元素の同位体比率を実験存在分布（％）と称する。）。

元々ステンレス材には存在しに元素であるが、Ｓｉ、Ｃａ元素も表５、６のように検出され、これらの元素の同位体比率もＣｒ、Ｆｅ、Ｎｉと同一傾向にあることが判る。

また、このような核分裂は、反応剤を反応炉内に注入しなくても生じることが判明しているが、核反応剤なしでは、分裂の効果はすぐに停止し、例えば、表７、８,９に示すように第３回目の実験で殆どが質量４の重水素ガス（Ｄ₂）のまま排出されることが判明した。

次に、図１における反応空間Ｓの単位体積当たりで中性子を重陽子から分離できるエネルギーについて検討する。図１の構造の反応炉１の寸法を図１３、１４に示すように、直径１０ｃｍ、２０ｃｍ厚さ６ｍｍとし、軸方法長さ５ｃｍで輪切りした２つの筒体について計算すると以下のようになる。
Ａ．内径１０ｃｍの場合
（ａ）反応剤を注入した場合
（１）円筒材重量 ９４．２ｃｍ³×７．９３（ＳＵS比重）→７４７ｇ
（２）円筒材の比熱 ０．５９
（３）円筒材を５００℃まで上昇させるためのエネルギー
７４７×０．５９×５００→２２０ｋＪ
（４）反応剤重量（筒材の１／２径迄反応剤を入れる）
３９２．５ｃｍ³×２．１３（比重）÷２→４１８ｇ
（５）反応剤の比熱 ２．５
（６）反応剤を５００℃まで上昇させるためのエネルギー
４１８ｇ×２．５×５００→５２２．５ｋＪ
（７）反応空間１ｃｍ³当たりのエネルギー
２２０ｋＪ＋５２２．５ｋＪ÷１９６．２５ｃｍ³→３．７８ｋＪ
（ｂ）反応剤なしの場合（筒体のみでも反応は起きる）
（１）円筒材を５００℃まで上昇させるためのエネルギー ２２０ｋＪ
（２）反応空間１ｃｍ³当たりのエネルギー
２２０ｋＪ÷１９６．２５ｃｍ³→１．１２ｋＪ
Ｂ．内径２０ｃｍの場合
（ａ）反応剤を注入した場合
（１）円筒材重量 １８８．４ｃｍ³×７．９３（ＳＵS比重）→１４９４ｇ
（２）円筒材の比熱 ０．５９
（３）円筒材を５００℃まで上昇させるためのエネルギー
１４９４ｇ×０．５９×５００→４４０ｋＪ
（４）反応剤重量（筒材の１／２径迄反応剤を入れる）
１５７０ｃｍ³×２．１３（比重）÷２→１６７２ｇ
（５）反応剤を５００℃まで上昇させるためのエネルギー
１６７２ｇ×２．５Ｊ×５００→２０９０ｋＪ
（６）反応空間１ｃｍ³当たりのエネルギー
４４０ｋＪ＋２０９０ｋＪ÷７８５ｃｍ³→３．２ｋＪ
（ｂ）反応剤なしの場合
（１）円筒材を５００℃まで上昇させるためのエネルギー ４４０ｋJ
（２）反応空間１ｃｍ³当たりのエネルギー
４４０ｋＪ÷７８５ｃｍ³→０．５６ｋＪ

更に、Ｄ₂Ｏを注入した場合に、核分裂反応は、入口管２（図１）の近傍約１０ｃｍの範囲の反応空間で起きるので、この反応空間に１ｃｃの重水を注入した場合の核分裂エネルギー（重陽子の結合エネルギー）を計算すると、
（１）直径１０ｃｍ、長さ１０ｃｍの輪切りの円筒材を５００℃まで上昇させるため
のエネルギー→４４０ｋＪ
（２）Ｄ₂Ｏ１ｃｃ内の重陽子の数
６×１０²³（アボガドロ数）×１／１８→３．３×１０²²
（３）重陽子の分裂可能エネルギー
４．４×１０⁵／３．３×１０²²→１．３×１０^-17Ｊ
１ｅＶは１．６×１０^-19Ｊであるから
１．３×１０^-17／１．６×１０^-19→０．８×１０²→８０ｅＶ

すなわち、直径１０ｃｍの反応炉で約８０ｅＶ、直径２０ｃｍの反応炉では１６０ｅＶで核分裂が生じることとなり、従来重陽子の結合エネルギーは約１ＭｅＶ、三重陽子の結合エネルギーは３ＭｅＶ（重陽子のそれの３倍）と言われており、従来のエネルギーよりも著しく低いエネルギーで重水、トリチュウム水の陽子から中性子が分離することとなる。

なお、実用的装置は、熱伝導の関係から直径が１０ｃｍから２０ｃｍの範囲に限定されてくるので、分裂エネルギーとしては、重水の場合に８０ｅＶ〜１６０ｅＶのエネルギーが投入されればよいこととなり、トリチュウム水の場合には、この３倍の結合エネルギーを持っているので、２４０ｅＶ〜４８０ｅＶのエネルギーが投入されればよいことになる。

更に、図１において、反応炉を１日稼働させた後に、コールドトラップ９で捕捉された水をリガク製のThermo Mass Photoでイオン化法により質量分析したところ、表１０のようになった。

すなわち、Ｄ₂Ｏの酸素と分離したＤはＨに変換されるのみならず、酸素と分離しないＤ₂Ｏ水蒸気そのものが、Ｈ₂ＯとＤＨＯとに変換することとなる。言い換えれば前述の反応炉は水蒸気（Ｄ₂Ｏ）の状態のまま、中性子を分離することができる。

（III）ヘリウムガス（⁴Ｈ_e）を反応炉に注入した場合
炉を５２０℃程度に加熱し、炉内のガスを真空ポンプで完全に排出し、マイナス１気圧程度にした後に、ヘリウムガスを注入してプラス０．７気圧程度になるようにし、一時間炉内にＨｅガスを保持したところ、プラス０．８気圧程度に増圧したので、ガスを排気して質量分析器で測定したら表１１のような結果となった。

すなわち、Ｈ₂が約５１％で、⁴Ｈ_eが約４３％となり、⁴Ｈｅの半分以上のＨ₂が発生し、これに加えて質量３のガスが２．８１％採集された。なお、（II）の重水の場合も、⁴Ｈｅの場合も、炉内に収納されたＮａＯＨのＨ成分を全て排出した後に、各ガスを炉内に注入しているので、ＮａＯＨのＨが収集されているということはない。また、炉内に収納されたＮａＯＨのＨを完全に排出するには、図１に示した横型の炉よりも図１１に示すように、縦形炉５０（ＳＵＳ３０４製）とし、炉の下半分をマントルヒータ５１で被い、上半分を冷却して冷やしながら１５時間程度ヒータ５１の設定温度を６００℃にして真空ポンプ１０で真空引きしながら処理するのが好ましい。

このように完全にＮａＯＨのＨ成分を抜いた後にＨ₂ガスが採集できるのは、⁴Ｈｅの原子核が一部核分裂してるとしか考えようがなく、しかも質量３の存在が認められるが、これはヘリウム３（³Ｈｅ）と思われる。

トリチュウム（Ｔ）の原子核の結合エネルギーは、⁴Ｈｅの原子核の結合エネルギーの
３分の１程度であり、重水の場合には、殆ど核分裂され、更に、トリチュウムの原子核の結合エネルギーは²Ｄと⁴Ｈｅの中間にあることからすると、トリチュウム（Ｔ）は、上述の炉内で容易に核分裂して中性子を放出するものと思われる。

（IV）トリチュウム水は市販されておらず手に入らないが、重水及びヘリウムの実験結果からすると以下のようになることが推測される。

現実の放射能汚染水は、主として水素・トリチュウム・酸素（ＨＴＯ）であり、トリチュウム・酸素（Ｔ₂Ｏ）がわずかに含まれている。ＨＴＯ、Ｔ₂Ｏから中性子が分裂して殆どがＨ₂となるか、又は水のまま（酸素と結合したまま）Ｔから中性子が分裂する。このとき、僅かにＨＴが残る可能性があるが、このＨＴも直列の複数の反応炉を通せば、殆どがＨ₂として排出されるものと思われ、このようにしてトリチュウム水は無害化される。

１…反応炉
１Ａ…ケーシング
４…面状ヒータ
５…反応剤
６…微細粒子
７…特殊酸化膜
１０…真空ポンプ
２７…交換カセット
６０…トリチュウム水タンク
６２…加熱釜
６６…処理ユニット
７２…水タンク

Claims (11)

1. ステンレス製の反応炉内に反応剤としてのアルカリ金属水酸化物をその上部に反応空間を形成するように収納し、前記反応剤をその融点以上に加熱して溶融塩とし、この溶融塩から微細粒子を反応空間内に飛散せしめ、前記微細粒子と反応炉内壁との反応により内壁表面に導電性の特殊酸化膜を形成し、前記反応空間にトリチュウム汚染水を供給するようにし、トリチュウム原子から中性子を切離し、この中性子を特殊酸化膜及び炉壁内に吸収せしめるようにした放射能汚染水の処理方法。
2. 前記反応炉内にオーステナイト系のステンレスからなるフィン状、筒状、板状、樋状、塊状、又は粉状の金属元素供給体を収納し、この金属元素供給体表面と前記微細粒子との反応により、その表面に特殊酸化膜を形成してなる請求項１記載の放射能汚染水の処理方法。
3. セラミック又はニッケルからなる反応炉内に筒状、樋状、板状、塊状、又は粉状のステンレスからなる金属元素供給体を収納し、更に反応剤としてのアルカリ金属水酸化物をその上部に反応空間を形成するように収納し、前記反応剤をその融点以上に加熱して溶融塩とし、この溶融塩から微細粒子を反応空間内に飛散せしめ、前記微細粒子と金属元素供給体との反応によりその表面に導電性の特殊酸化膜を形成し、前記反応空間にトリチュウム汚染水を供給するようにし、トリチュウム原子から中性子を切離し、この中性子を特殊酸化膜及び炉壁内に吸収せしめるようにした放射能汚染水の処理方法。
4. 前記ステンレスはＳＵＳ３０４又はＳＵＳ３１６である請求項１又は３記載の放射能汚染水の処理方法。
5. 前記アルカリ金属水酸化物は、水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）又は水酸化カリウム（ＫＯＨ）である請求項１又は３記載の放射能汚染水の処理方法。
6. 前記反応炉内を減圧しつつトリチュウム汚染水を供給するようにした請求項１又は３記載の放射能汚染水の処理方法。
7. 前記特殊酸化膜は、ＮａＦｅＯ₂、Ｎａ₃ＦｅＯ₃、Ｎａ₄ＦｅＯ₃、Ｎａ₅ＦｅＯ₄のうち、少なくとも一種である請求項１又は３記載の放射能汚染水の処理方法。
8. 前記反応炉の複数を直列に接続し、第１の反応炉で処理した処理ガスを次の第２、第３の反応炉で処理するようにした請求項１又は３記載の放射能汚染水の処理方法。
9. 前記トリチュウム汚染水から反応炉内で水蒸気のまま中性子を２４０ｅＶから４８０ｅＶのエネルギーで分離させるようにした請求項１又は３記載の放射能汚染水の処理方法。
10. トリチウム汚染水を貯溜しておくための汚染水タンクと、汚染水タンクからの汚染水を加熱して水蒸気にする加熱釜と、前記水蒸気が供給される反応炉を複数組合せた処理ユニットと、この処理ユニットの反応炉を加熱するための加熱装置と、前記処理ユニットで発生した水素を貯溜しておく水素タンクとからなる放射能汚染水の処理システム。
11. 前記加熱装置は過熱水蒸気発生装置であり、前記加熱釜は水素バーナにより加熱される請求項９記載の放射能汚染水の処理システム。

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