JP2017020964A - Radioactive waste liquid processing apparatus - Google Patents

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誠 岡田
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a processing apparatus for radioactive waste liquid that can sufficiently process a radioactive waste liquid including cobalt 60 etc., or a radioactive waste liquid including tritium, and is adapted to dilution processing by an auxiliary machine sea water system.SOLUTION: A processing apparatus for radioactive waste liquid comprises: heating means 3 of heating a radioactive waste liquid 15 to generate steam; a condenser 7 which condenses the steam to generate a steam condensate; reverse permeation means 9 of supplying the steam condensate to a reverse permeable film 43 for film separation into a membrane-impermeable concentrated liquid and a membrane-permeable liquid; diluting and discharging means 10 of diluting the permeating liquid with sea water and discharging it to the outside; a recirculation line 11 circulating the concentrated liquid to the heating means 3; and exhaust means 13 provided for a line 31 different from a line 29 for supplying the steam from the heating means 3 to the condenser 7 and discharging the steam generated in the heating means 3 to the atmosphere.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、原子力発電所から廃棄される汚染水に含まれる放射性物質の除去に好適な放射性廃液処理装置に関する。   The present invention relates to a radioactive liquid waste treatment apparatus suitable for removing radioactive substances contained in contaminated water discarded from nuclear power plants.

従来、原子力発電所では、通常運転中にランドリードレンなどの液体廃棄物が発生している。この液体廃棄物は６０Ｃｏ（以下、コバルト−６０）やトリチウム等の放射性物質を含んでいる。この液体廃棄物の処理においては、一般に、循環水系統による希釈によって放出基準濃度（３．７Ｅ−０７Ｂｑ／ｃｍ３）以下の濃度として系外へ放出しているが、循環水系統では、ポンプを稼働するための電力が大容量必要となっている。 Conventionally, in nuclear power plants, liquid waste such as land reedren has been generated during normal operation. This liquid waste contains radioactive materials such as 60 Co (hereinafter, cobalt-60) and tritium. In the treatment of this liquid waste, in general, it is discharged out of the system as a concentration below the reference release concentration (3.7E-07Bq / cm 3 ) by dilution with the circulating water system. A large amount of power is required for operation.

一方、点検作業等によるプラント停止中においても、洗濯廃液等が日常的に発生しており、プラント停止中でも循環水系統による処理を行っているため、大容量の電力を消費している。これに対し、補機海水系による希釈処理は、ポンプの消費電力が少ない利点がある。この処理に好適に用いることができる方法として、特許文献１及び２には、逆浸透膜処理を行うことが開示されている。   On the other hand, even when the plant is stopped due to inspection work or the like, washing waste liquid or the like is generated on a daily basis, and since the processing is performed by the circulating water system even when the plant is stopped, a large amount of power is consumed. On the other hand, the dilution process by the auxiliary seawater system has an advantage that the power consumption of the pump is small. As a method that can be suitably used for this treatment, Patent Documents 1 and 2 disclose performing a reverse osmosis membrane treatment.

すなわち、特許文献１には、汚染水を減圧雰囲気下で気化させて濃縮汚染水と蒸発水とに分離し、蒸発水に残存する放射性物質を逆浸透膜によって除去する処理が開示されている。特許文献２には、汚染水を逆浸透膜によって濃縮水と透過水とに膜分離した後、濃縮水を吸着材に吸着させて放射性物質を除去する処理が開示されている。逆浸透膜では、透過水の放射能を高効率で減衰させることができることから、補機海水系による希釈処理に適合させることができる。   That is, Patent Document 1 discloses a process in which contaminated water is vaporized in a reduced pressure atmosphere to separate concentrated contaminated water and evaporated water, and a radioactive substance remaining in the evaporated water is removed by a reverse osmosis membrane. Patent Document 2 discloses a process in which contaminated water is separated into concentrated water and permeated water by a reverse osmosis membrane, and then the concentrated water is adsorbed on an adsorbent to remove radioactive substances. In the reverse osmosis membrane, the radioactivity of the permeated water can be attenuated with high efficiency, so that the reverse osmosis membrane can be adapted to the dilution treatment by the auxiliary seawater system.

以上のような特許文献１及び２による逆浸透膜処理では、コバルト−６０等の放射性物質を含む放射性廃液の処理に適合しているが、トリチウム等を含んだ放射性廃液の場合には、処理が不十分となる問題があった。トリチウムは酸素と結合したトリチウム水として水に混在しており、水と共に逆浸透膜を透過する性質を有しているためである。なお、これに加えて、特許文献２では、放射性物質を取り除くために吸着材を用いており、吸着材の分だけ放射性廃棄物が増え、その処理が必要となる問題も有している。   The reverse osmosis membrane treatment according to Patent Documents 1 and 2 as described above is suitable for the treatment of a radioactive waste liquid containing a radioactive substance such as cobalt-60, but in the case of a radioactive waste liquid containing tritium or the like, the treatment is performed. There was an inadequate problem. This is because tritium is mixed in water as tritium water combined with oxygen and has a property of permeating through a reverse osmosis membrane together with water. In addition to this, in Patent Document 2, an adsorbent is used to remove radioactive substances, and there is a problem that the amount of radioactive waste increases by the amount of the adsorbent and the treatment is required.

これに対し、放射性廃液からトリチウム等を除去する従来の方法としては、特許文献３に開示されている。この特許文献３には、放射性汚染水を加熱してトリチウムを含む廃蒸気として気化させて被加熱残渣から分離する加熱工程と、被加熱残渣をさらに加熱して固形物とすると共に廃蒸気を気化させる乾燥工程と、加熱工程及び乾燥工程により気化した廃蒸気をまとめて再加熱し廃蒸気と同一体積中に希釈された濃度のトリチウムを含む排ガスを生成する再加熱工程とを備え、再加熱工程で生成した排ガスを大気中に放出して処理することが開示されている。しかしながら、この特許文献３では、コバルト−６０等の放射性物質の除去を行うことが難しく、処理が不十分となる問題があった。   On the other hand, Patent Document 3 discloses a conventional method for removing tritium and the like from a radioactive liquid waste. This Patent Document 3 discloses a heating process in which radioactive polluted water is heated and vaporized as waste vapor containing tritium and separated from the residue to be heated, and the residue to be heated is further heated to form a solid and vaporize the waste vapor. A reheating step, and a reheating step that generates a waste gas containing tritium diluted in the same volume as the waste steam by reheating the waste steam vaporized in the heating step and the drying step. It is disclosed that the exhaust gas generated in the above is discharged into the atmosphere for treatment. However, in this patent document 3, there is a problem that it is difficult to remove radioactive materials such as cobalt-60, and the treatment becomes insufficient.

特開２０１３−４０８６８公報JP2013-40868A 特開２０１３−９６７０１公報JP2013-96701A 特開２０１５−４５９９公報Japanese Patent Laid-Open No. 2015-4599

以上のように、逆浸透膜処理を行う特許文献１及び２では、トリチウム等を含んだ放射性廃液の処理が不十分であり、加熱処理を行う特許文献３では、コバルト−６０等を含む放射性廃液の処理が不十分である問題があった。
本発明は、上記に鑑みてされたもので、その目的としては、コバルト−６０等を含む放射性廃液、又はトリチウム等を含む放射性廃液の処理を十分に行うことができ、補機海水系や大気排気による希釈処理に適合させることにある。 As described above, in Patent Documents 1 and 2 that perform reverse osmosis membrane treatment, the treatment of radioactive waste liquid containing tritium or the like is insufficient, and in Patent Document 3 that performs heat treatment, radioactive waste liquid containing cobalt-60 or the like. There was a problem that the processing of was insufficient.
The present invention has been made in view of the above, and as its purpose, it can sufficiently perform the treatment of radioactive liquid waste containing cobalt-60 or the like, or radioactive liquid waste containing tritium or the like, and the auxiliary seawater system or the atmosphere. The purpose is to adapt to the dilution process by exhaust.

上記課題を解決するために、請求項１記載の発明は、放射性廃液を加熱して蒸気を発生させる加熱手段と、前記蒸気を冷却して凝縮することにより復水を生成する復水器と、前記復水を逆浸透膜に供給して膜非透過の濃縮液と膜透過の透過液とに膜分離する逆浸透膜手段と、前記透過液を海水に希釈して外部に排出する希釈排出手段と、前記濃縮液を前記加熱手段に循環させる再循環ラインと、前記加熱手段から前記復水器へ蒸気を供給するラインとは異なるラインに設けられ、前記加熱手段で発生した蒸気を大気へ放出する排気手段と、を備えることを特徴とする。   In order to solve the above-mentioned problem, the invention according to claim 1 is a heating means for generating a steam by heating radioactive waste liquid, a condenser for generating condensate by cooling and condensing the steam, Reverse osmosis membrane means for supplying the condensate to a reverse osmosis membrane and separating the membrane into a membrane non-permeate concentrate and a membrane permeate permeate, and a dilution discharge means for diluting the permeate into seawater and discharging it to the outside And a recirculation line that circulates the concentrated liquid to the heating means and a line that supplies steam from the heating means to the condenser, and releases the steam generated by the heating means to the atmosphere. And an exhaust means.

本発明によれば、コバルト−６０等を含む放射性廃液、又はトリチウム等を含む放射性廃液の処理を十分に行うことができ、補機海水系による希釈処理に適合させることができる。   According to the present invention, the radioactive waste liquid containing cobalt-60 or the like, or the radioactive waste liquid containing tritium or the like can be sufficiently processed, and can be adapted to the dilution treatment by the auxiliary seawater system.

本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置の基本的な構成を示す配管図である。It is a piping diagram which shows the basic composition of the radioactive waste liquid processing apparatus which concerns on 1st Embodiment of this invention. 本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置の制御系を示すブロック図である。It is a block diagram which shows the control system of the radioactive waste liquid processing apparatus which concerns on 1st Embodiment of this invention. 本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置の制御動作を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the control operation | movement of the radioactive liquid waste processing apparatus which concerns on 1st Embodiment of this invention. 本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置によるコバルト−６０を含む廃液の処理を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the process of the waste liquid containing cobalt-60 by the radioactive waste liquid processing apparatus which concerns on 1st Embodiment of this invention. 本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置によるトリチウムを含む廃液の処理を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the process of the waste liquid containing a tritium by the radioactive waste liquid processing apparatus which concerns on 1st Embodiment of this invention. 本発明の第２実施形態に係る放射性廃液処理装置を示す配管図である。It is a piping diagram which shows the radioactive waste liquid processing apparatus which concerns on 2nd Embodiment of this invention. 本発明の第２実施形態に係る放射性廃液処理装置によってトリチウムを含む廃液の処理を行う処理槽の斜視図である。It is a perspective view of the processing tank which processes the waste liquid containing a tritium with the radioactive waste liquid processing apparatus which concerns on 2nd Embodiment of this invention.

以下、本発明を図面に示した実施の形態により詳細に説明する。
本発明は、コバルト−６０等を含む放射性廃液、又はトリチウム等を含む放射性廃液の処理を十分に行うことができ、補機海水系や大気排気による希釈処理に適合させるために、以下の構成を有する。
すなわち、本発明の放射性廃液処理装置は、放射性廃液を加熱して蒸気を発生させる加熱手段と、前記蒸気を冷却して凝縮することにより復水を生成する復水器と、前記復水を逆浸透膜に供給して膜非透過の濃縮液と膜透過の透過液とに膜分離する逆浸透膜手段と、前記透過液を海水に希釈して外部に排出する希釈排出手段と、前記濃縮液を前記加熱手段に循環させる再循環ラインと、前記加熱手段から前記復水器へ蒸気を供給するラインとは異なるラインに設けられ、前記加熱手段で発生した蒸気を大気へ放出する排気手段と、を備えることを特徴とする。
以上の構成を備えることにより、コバルト−６０等を含む放射性廃液、又はトリチウム等を含む放射性廃液の処理を十分に行うことができ、補機海水系や大気排気による希釈処理に適合させることができる。 Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to embodiments shown in the drawings.
The present invention can sufficiently treat radioactive waste liquid containing cobalt-60 or the like, or radioactive waste liquid containing tritium or the like, and has the following configuration in order to adapt to dilution treatment by auxiliary seawater system or air exhaust. Have.
That is, the radioactive waste liquid treatment apparatus of the present invention comprises a heating means for heating the radioactive waste liquid to generate steam, a condenser for generating condensate by cooling and condensing the steam, and reversing the condensate. A reverse osmosis membrane means for supplying the osmosis membrane and separating the membrane into a membrane-impermeable concentrate and a membrane-permeable permeate; a dilution discharge means for diluting the permeate into seawater and discharging it outside; and the concentrate A recirculation line that circulates the heating means and a line that is different from a line that supplies steam from the heating means to the condenser, and an exhaust means that discharges the steam generated by the heating means to the atmosphere; It is characterized by providing.
By providing the above configuration, the radioactive waste liquid containing cobalt-60 or the like, or the radioactive waste liquid containing tritium or the like can be sufficiently processed, and can be adapted to dilution treatment by an auxiliary seawater system or air exhaust. .

＜第１実施形態＞
図１は本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置１の基本的な構成を示す配管図である。
図１に示すように、放射性廃液処理装置１は、加熱手段３と、復水器７と、逆浸透膜手段９と、希釈排出手段１０と、再循環ライン１１と、排気手段１３とを備えている。この放射性廃液処理装置１は、加熱手段３によって放射性廃液を蒸気とし、この蒸気を復水器７及び逆浸透膜手段９に供給してコバルト−６０を含む低導電率廃液を処理する一方、加熱手段３で発生した蒸気を排気手段１３に供給してトリチウムを含む高伝導率廃液を処理するものである。 <First Embodiment>
FIG. 1 is a piping diagram showing a basic configuration of a radioactive liquid waste treatment apparatus 1 according to the first embodiment of the present invention.
As shown in FIG. 1, the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 includes a heating means 3, a condenser 7, a reverse osmosis membrane means 9, a dilution discharge means 10, a recirculation line 11, and an exhaust means 13. ing. The radioactive waste liquid treatment apparatus 1 converts the radioactive waste liquid into steam by the heating means 3 and supplies the steam to the condenser 7 and the reverse osmosis membrane means 9 to treat the low conductivity waste liquid containing cobalt-60, while heating The vapor generated by the means 3 is supplied to the exhaust means 13 to treat the high conductivity waste liquid containing tritium.

加熱手段３は廃液（放射性廃液）１５を加熱して蒸気を発生させるものであり、廃液１５を供給するための廃液配管１７に接続された廃液供給ライン１９を有している。廃液供給ライン１９には、加熱手段３を構成する循環ポンプ２１、加熱器２３及び濃縮器２５が配置される。循環ポンプ２１は加熱器２３に廃液を送り込み、加熱器２３は内部のヒーター２７に供給された加熱用蒸気によって廃液を加熱して蒸発させる。濃縮器２５には加熱器２３で加熱されることにより蒸発した廃液の蒸気が導入される。濃縮器２５内では、廃液の蒸気の一部が液化することにより液相となって下部に溜まり、液化しない蒸気は濃縮器２５の上部から排出される。このとき放射性物質やスラッジ分は濃縮器２５の下部の液相に残るため、蒸気の放射能が減衰される。   The heating means 3 heats the waste liquid (radioactive waste liquid) 15 to generate steam, and has a waste liquid supply line 19 connected to a waste liquid pipe 17 for supplying the waste liquid 15. In the waste liquid supply line 19, a circulation pump 21, a heater 23, and a concentrator 25 that constitute the heating unit 3 are arranged. The circulation pump 21 sends waste liquid to the heater 23, and the heater 23 heats and evaporates the waste liquid with the heating steam supplied to the internal heater 27. The vapor of the waste liquid evaporated by being heated by the heater 23 is introduced into the concentrator 25. In the concentrator 25, a part of the vapor of the waste liquid is liquefied and becomes a liquid phase and accumulates in the lower part, and the steam that is not liquefied is discharged from the upper part of the concentrator 25. At this time, radioactive substances and sludge components remain in the liquid phase below the concentrator 25, so that the radioactivity of the vapor is attenuated.

濃縮器２５から蒸気を復水器７側に供給するため、濃縮器２５の上部には、濃縮蒸気ライン２９が接続されている。これに加えて、濃縮器２５の上部には蒸気を排気手段１３側に供給する排気ライン３１が接続されている。これらの排気ライン３１及び濃縮蒸気ライン２９はそれぞれ異なるラインとなるように設けられるものである。そして、コバルト−６０を含む放射性廃液の場合には、濃縮蒸気ライン２９に蒸気を供給し、トリチウムを含む放射性廃液の場合には、排気ライン３１に蒸気を供給して処理を行う。このため本実施形態では、放射性廃液に含まれる放射性物質の種類によって濃縮蒸気ライン２９と排気ライン３１とを切り換える制御を行うように構成している。なお、切り換え制御については、後述する。   In order to supply steam from the concentrator 25 to the condenser 7 side, a concentrated steam line 29 is connected to the upper portion of the concentrator 25. In addition, an exhaust line 31 for supplying steam to the exhaust means 13 side is connected to the upper portion of the concentrator 25. The exhaust line 31 and the concentrated steam line 29 are provided so as to be different from each other. In the case of a radioactive liquid waste containing cobalt-60, steam is supplied to the concentrated vapor line 29, and in the case of a radioactive liquid waste containing tritium, the vapor is supplied to the exhaust line 31 for processing. For this reason, in this embodiment, it is configured to perform control to switch between the concentrated vapor line 29 and the exhaust line 31 depending on the type of radioactive substance contained in the radioactive liquid waste. The switching control will be described later.

コバルト−６０を含む放射性廃液の処理のため、濃縮蒸気ライン２９には、デミスタ５、復水器７及び逆浸透膜手段９が上流側から下流側に向かって順に配置される。デミスタ５は濃縮器２５からの蒸気内に混入しているゴミ、ミスト等の不純物を除去する。復水器７は蒸気を冷却によって凝縮して復水を生成するものであり、冷却水が循環供給される冷却管３３が内部に配管されている。復水器７の下流側のラインには、エネルギー回収タービン３５を備えた高圧ポンプ３７が設けられ、復水器７からの復水を加圧するようになっている。逆浸透膜手段９はこの高圧ポンプ３７の下流側に配置される。エネルギー回収タービン３５を備えた高圧ポンプ３７は、逆浸透膜手段９に供給された高圧廃液のエネルギーを、タービン３５を用いて回収してその駆動力に用いるものである。   In order to process the radioactive liquid waste containing cobalt-60, the demister 5, the condenser 7 and the reverse osmosis membrane means 9 are arranged in order from the upstream side to the downstream side in the concentrated steam line 29. The demister 5 removes impurities such as dust and mist mixed in the vapor from the concentrator 25. The condenser 7 condenses steam by cooling to generate condensate, and a cooling pipe 33 to which cooling water is circulated is supplied. A high-pressure pump 37 having an energy recovery turbine 35 is provided on the downstream line of the condenser 7 so as to pressurize the condensate from the condenser 7. The reverse osmosis membrane means 9 is disposed on the downstream side of the high pressure pump 37. The high-pressure pump 37 provided with the energy recovery turbine 35 recovers the energy of the high-pressure waste liquid supplied to the reverse osmosis membrane means 9 using the turbine 35 and uses it for the driving force.

高圧ポンプ３７の出口側のラインには、２つに分岐したラインが接続される。逆浸透膜手段９は分岐した２つのラインのそれぞれに接続された第１逆浸透膜モジュール３９及び第２逆浸透膜モジュール４１を備えている。それぞれの逆浸透膜モジュール３９、４１の内部には逆浸透膜４３が設けられている。高圧ポンプ３７で加圧された復水がそれぞれのモジュール３９、４１内の逆浸透膜４３に供給される。加圧状態の復水が逆浸透膜４３に供給されると、放射性物質は逆浸透膜４３を透過することがなく放射性廃液が濃縮されて一次側の濃縮水となる一方、水分子は逆浸透膜４３を透過して二次側の透過液（二次水）となる。この膜分離により、逆浸透膜４３を透過した二次水は放射性物質濃度が大幅に減衰する。このように放射能が減衰した二次水（透過液）では、循環水系統による希釈が必要なくなり、下流側に設けた排水用タンク４５に貯留させ、希釈排出手段１０によって海水に希釈した後、系外４７に排出することができる。   A line branched into two is connected to the line on the outlet side of the high-pressure pump 37. The reverse osmosis membrane means 9 includes a first reverse osmosis membrane module 39 and a second reverse osmosis membrane module 41 connected to each of two branched lines. A reverse osmosis membrane 43 is provided inside each reverse osmosis membrane module 39, 41. Condensate pressurized by the high-pressure pump 37 is supplied to the reverse osmosis membrane 43 in each of the modules 39 and 41. When the condensate in a pressurized state is supplied to the reverse osmosis membrane 43, the radioactive substance does not permeate the reverse osmosis membrane 43 and the radioactive waste liquid is concentrated to become concentrated water on the primary side, while water molecules are reverse osmosis. It permeates through the membrane 43 to become a secondary side permeate (secondary water). By this membrane separation, the concentration of radioactive substances in the secondary water that has passed through the reverse osmosis membrane 43 is greatly attenuated. In the secondary water (permeate) in which the radioactivity is attenuated in this way, dilution by the circulating water system is not necessary, and it is stored in the drainage tank 45 provided on the downstream side and diluted to seawater by the dilution discharge means 10, It can be discharged out of the system 47.

逆浸透膜４３の材質としては、酢酸セルロース、芳香族ポリアミド、ポリビニルアルコール、ポリスルホン等のうち一種を選択することができる。逆浸透膜４３として酢酸セルロース膜を用いた場合、逆浸透膜４３を透過した二次水の放射能を１／１００程度まで減衰させることができる。この二次水を循環水系統による希釈を行うことなく、補機海水系（中型ポンプ）のみで希釈する場合、希釈水量は約１／１３となる。この場合における放射性物質量は約１／１００であるため、その濃度は管理目標値３．７Ｅ−０７Ｂｑ／ｃｍ３を下回り、系外４７への排出が可能となる。 As the material of the reverse osmosis membrane 43, one of cellulose acetate, aromatic polyamide, polyvinyl alcohol, polysulfone and the like can be selected. When a cellulose acetate membrane is used as the reverse osmosis membrane 43, the radioactivity of the secondary water that has passed through the reverse osmosis membrane 43 can be attenuated to about 1/100. When this secondary water is diluted only by the auxiliary seawater system (medium-sized pump) without being diluted by the circulating water system, the amount of diluted water is about 1/13. In this case, since the amount of radioactive material is about 1/100, the concentration is lower than the control target value 3.7E-07Bq / cm 3 and can be discharged out of the system 47.

この実施形態では、逆浸透膜手段９を２つの逆浸透膜モジュール３９、４１によって形成しており、一方の逆浸透膜モジュールが故障した場合やメンテナンス時に停止した場合であっても、他方の逆浸透膜モジュールによる処理が可能となっている。逆浸透膜モジュールの数は２つに限定されるものではなく、１つの逆浸透膜モジュールであっても、３つ以上の逆浸透膜モジュールであっても良い。   In this embodiment, the reverse osmosis membrane means 9 is formed by two reverse osmosis membrane modules 39 and 41, and even if one reverse osmosis membrane module fails or is stopped during maintenance, Processing by the osmotic membrane module is possible. The number of reverse osmosis membrane modules is not limited to two, and may be one reverse osmosis membrane module or three or more reverse osmosis membrane modules.

希釈排出手段１０は、逆浸透膜手段９の下流側に配置され、逆浸透膜手段９の逆浸透膜４３を透過した透過液（二次水）を系外４７に排出する。この希釈排出手段１０は、逆浸透膜手段９からの透過液を貯留する排水用タンク４５から系外４７に向かうラインに接続された希釈手段８９を備えている。希釈手段８９はポンプ駆動によって排水用タンク４５から排出される透過液を海水に希釈する。このような希釈排出手段１０は、循環水によって透過液を希釈するものではなく、海水によって透過液を希釈するものである。   The dilution discharge means 10 is disposed on the downstream side of the reverse osmosis membrane means 9 and discharges the permeate (secondary water) that has passed through the reverse osmosis membrane 43 of the reverse osmosis membrane means 9 to the outside of the system 47. The dilution discharge means 10 includes a dilution means 89 connected to a line from the drainage tank 45 storing the permeate from the reverse osmosis membrane means 9 to the outside of the system 47. The diluting means 89 dilutes the permeate discharged from the drain tank 45 by driving the pump into seawater. Such dilution discharge means 10 does not dilute the permeate with circulating water, but dilutes the permeate with seawater.

逆浸透膜モジュール３９、４１の一次側には、再循環ライン１１が接続されている。再循環ライン１１は高圧ポンプ３７のエネルギー回収タービン３５を通過した後、加熱手段３の廃液供給ライン１９に連結されている。逆浸透膜モジュール３９、４１の一次側で濃縮された濃縮液は、高圧ポンプ３７によって加圧されているため、エネルギー回収タービン３５を介して再循環ライン１１から加熱手段３の加熱器２３に再循環され、加熱器２３において再度、加熱処理された後、濃縮器２５に導入される。濃縮器２５の下方には廃液タンク４９が接続されており、濃縮器２５に導入された濃縮液は最終的にバンプ処理により廃液タンク４９に貯留される。   The recirculation line 11 is connected to the primary side of the reverse osmosis membrane modules 39 and 41. The recirculation line 11 is connected to the waste liquid supply line 19 of the heating means 3 after passing through the energy recovery turbine 35 of the high-pressure pump 37. Since the concentrated liquid concentrated on the primary side of the reverse osmosis membrane modules 39 and 41 is pressurized by the high-pressure pump 37, it is recirculated from the recirculation line 11 to the heater 23 of the heating means 3 via the energy recovery turbine 35. After being circulated and heated again in the heater 23, it is introduced into the concentrator 25. A waste liquid tank 49 is connected below the concentrator 25, and the concentrated liquid introduced into the concentrator 25 is finally stored in the waste liquid tank 49 by a bump process.

排気手段１３は排気筒５１によって形成されており、濃縮器２５の上部に接続された排気ライン３１が最終的に排気筒５１に接続される。すなわち排気ライン３１は排気ファン５３を備えた放出ライン５５に接続され、この放出ライン５５が排気筒５１に接続されることにより排気ライン３１が放出ライン５５を介して排気筒５１に接続される。排気ファン５３としては原子力発電所の建屋に設けられた空調用のファンが用いられる。   The exhaust means 13 is formed by an exhaust cylinder 51, and an exhaust line 31 connected to the upper part of the concentrator 25 is finally connected to the exhaust cylinder 51. That is, the exhaust line 31 is connected to a discharge line 55 having an exhaust fan 53, and the discharge line 55 is connected to the exhaust cylinder 51 by connecting the discharge line 55 to the exhaust cylinder 51. As the exhaust fan 53, an air-conditioning fan provided in a building of a nuclear power plant is used.

排気ライン３１及び排気筒５１はトリチウムを含む蒸気を大気に放出するものである。トリチウムは逆浸透膜による除去が不可能である。このため、トリチウムを含む放射性廃液の場合には、加熱手段３の加熱器２３で加熱して蒸気とした後、逆浸透膜手段９側の濃縮蒸気ライン２９に供給することなく、蒸気を濃縮器２５から排気ライン３１に供給する。そして、排気ファン５３からの空調エアにより希釈した後、排気筒５１から大気に放出する処理を行う。   The exhaust line 31 and the exhaust cylinder 51 are for releasing vapor containing tritium into the atmosphere. Tritium cannot be removed by a reverse osmosis membrane. For this reason, in the case of radioactive liquid waste containing tritium, the vapor is heated by the heater 23 of the heating means 3 to form vapor, and then the vapor is concentrated without being supplied to the concentrated vapor line 29 on the reverse osmosis membrane means 9 side. 25 to the exhaust line 31. And after diluting with the air-conditioning air from the exhaust fan 53, the process which discharge | releases to the atmosphere from the exhaust pipe 51 is performed.

以上の処理により、日常的に発生するトリチウムを希釈法により簡単で安価に処理することができる。具体的な数値で示すと、床ドレン廃液の発生量が５ｔ／ｄａｙの場合、１００００ｍ３／ｈの排気ファン５３による希釈で管理目標の５．０Ｅ−０３Ｂｑ／ｃｍ３を下回ることができる。又、プラント停止中であっても、作業等のために空調は稼働しており、各建屋の排気量の合計６１００００ｍ３／ｈで希釈することにより検出下限値付近にまで低減させることができる。この際、５ｔ／ｄａｙの処理量では、希釈後の湿度の上昇が約７％であるため（外気温１０℃での計算）、ドレンは生成されにくいものとすることができる。 Through the above treatment, tritium generated on a daily basis can be treated easily and inexpensively by a dilution method. Specifically, when the generation amount of the floor drain waste liquid is 5 t / day, it can be less than the management target of 5.0E-03Bq / cm 3 by dilution with the exhaust fan 53 of 10,000 m 3 / h. Further, even when the plant is stopped, the air conditioning is in operation for work and the like, and it can be reduced to near the detection lower limit by diluting the total displacement of each building at 610000 m 3 / h. At this time, at a treatment amount of 5 t / day, the increase in humidity after dilution is about 7% (calculation at an outside air temperature of 10 ° C.), so that drain can be hardly generated.

トリチウムを含む放射性廃液は高導電率であるのに対し、コバルト−６０を含む放射性廃液は低導電率であり、本実施形態では、放射性廃液の導電率を監視して逆浸透膜による処理又は大気放出による処理を切り換えるように制御する。 The radioactive waste liquid containing tritium has a high conductivity, whereas the radioactive waste liquid containing cobalt-60 has a low conductivity. In this embodiment, the conductivity of the radioactive waste liquid is monitored and treated with a reverse osmosis membrane or the atmosphere. Control is performed to switch processing by discharge.

＜制御系＞
次に、導電率を監視することによる切り換え制御系について説明する。
図１に示すように、廃液１５が供給される廃液配管１７には導電率センサ５７が設けられ、加熱手段３の濃縮器２５の内部には水位レベル計５９が設けられている。排気筒５１にはトリチウムモニタ６１が接続され、排出用タンク４５から系外４７に向かうラインには放射線測定センサ６３が設けられている。 <Control system>
Next, a switching control system by monitoring conductivity will be described.
As shown in FIG. 1, a conductivity sensor 57 is provided in the waste liquid pipe 17 to which the waste liquid 15 is supplied, and a water level meter 59 is provided in the concentrator 25 of the heating means 3. A tritium monitor 61 is connected to the exhaust cylinder 51, and a radiation measurement sensor 63 is provided on a line from the discharge tank 45 to the outside of the system 47.

導電センサ５７は廃液配管１７を通過する廃液１５の導電率を検出する。水位レベル計５９は濃縮器２５の内部の液相の水位を検出する。トリチウムモニタ６１には、排気筒５１に導入された蒸気の一部が取り出され、取り出した蒸気に含まれているトリチウムの濃度を検出する。放射線測定センサ６３は排出用タンク４５から取り出され、希釈排出手段１０によって希釈された二次水の放射線量を検出する。   The conductive sensor 57 detects the conductivity of the waste liquid 15 passing through the waste liquid pipe 17. The water level meter 59 detects the water level of the liquid phase inside the concentrator 25. A part of the steam introduced into the exhaust pipe 51 is taken out from the tritium monitor 61, and the concentration of tritium contained in the taken out steam is detected. The radiation measurement sensor 63 detects the radiation dose of the secondary water taken out from the discharge tank 45 and diluted by the dilution discharge means 10.

制御系は上述した検出手段に加えて、廃液や蒸気が通過するラインに設けた電磁弁を複数備えている。すなわち、濃縮器２５の上部に接続された濃縮蒸気ライン２９には循環側電磁弁６５が設けられ、排気ライン３１には排気側電磁弁６７が設けられている。又、逆浸透膜手段９の逆浸透膜モジュール３９、４１の上流側の各ラインには、一次側電磁弁６９、７１が各モジュール３９、４１に対応するように設けられ、下流側の各ラインには、二次側電磁弁７３、７５が各モジュール３９、４１に対応するように設けられている。さらに、廃液タンク４９の上流側のラインには、廃液タンク用電磁弁７７が設けられている。これらの電磁弁は図２に示す制御手段７９によって開閉動作が制御される。   In addition to the detection means described above, the control system includes a plurality of solenoid valves provided in a line through which waste liquid and steam pass. In other words, the concentrated steam line 29 connected to the upper part of the concentrator 25 is provided with a circulation side electromagnetic valve 65, and the exhaust line 31 is provided with an exhaust side electromagnetic valve 67. Further, on the upstream side of the reverse osmosis membrane modules 39, 41 of the reverse osmosis membrane means 9, primary side solenoid valves 69, 71 are provided so as to correspond to the modules 39, 41, and the downstream lines. The secondary side solenoid valves 73 and 75 are provided so as to correspond to the modules 39 and 41, respectively. Further, a waste tank electromagnetic valve 77 is provided on the upstream line of the waste tank 49. The opening / closing operation of these solenoid valves is controlled by the control means 79 shown in FIG.

図２は本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置１の制御系統を示すブロック図である。制御手段７９はＡ／Ｄ変換部８１、制御手段７９の本体となる制御部８３、電磁弁駆動部８５、ポンプ駆動部８７を備えている。電磁弁駆動部８５は各電磁弁６５、６７、６９、７１、７３、７５、７７の開閉を制御し、ポンプ駆動部８７は高圧ポンプ３７及び循環ポンプ２１の駆動を制御する。Ａ／Ｄ変換部８１は導電率センサ５７、放射線測定センサ６３、トリチウムモニタ６１及び水位レベル計５９の検出信号を夫々にＡ／Ｄ変換して検出値として制御部８３に出力する。これに基づいて制御部８３は電磁弁駆動部８５及びポンプ駆動部８７に制御信号を出力する。   FIG. 2 is a block diagram showing a control system of the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 according to the first embodiment of the present invention. The control unit 79 includes an A / D conversion unit 81, a control unit 83 serving as a main body of the control unit 79, an electromagnetic valve driving unit 85, and a pump driving unit 87. The electromagnetic valve driving unit 85 controls the opening and closing of the electromagnetic valves 65, 67, 69, 71, 73, 75, and 77, and the pump driving unit 87 controls the driving of the high-pressure pump 37 and the circulation pump 21. The A / D conversion unit 81 performs A / D conversion on detection signals from the conductivity sensor 57, the radiation measurement sensor 63, the tritium monitor 61, and the water level meter 59, and outputs them to the control unit 83 as detection values. Based on this, the control unit 83 outputs a control signal to the electromagnetic valve drive unit 85 and the pump drive unit 87.

次に、制御手段７９による制御について説明する。
導電率センサ５７は処理される廃液１５の導電率を検出し、検出した導電率は制御部８３に出力される。このときにおいては、循環ポンプ２１が駆動しており、加熱手段３の加熱器２３で加熱された廃液１５は蒸気となって濃縮器２５に導入されている。導電センサ５７が検出した導電率が所定の基準値（例えば、5×10−３Bq/cm3）を下回った場合、制御部８３は廃液１５が低電導率でありコバルト−６０が含まれていると判断する。なお、廃液がコバルト−６０に加えてセシウム、鉛、ビスマス等を含んでいても低電導率を示すものである。 Next, control by the control means 79 will be described.
The conductivity sensor 57 detects the conductivity of the waste liquid 15 to be processed, and the detected conductivity is output to the control unit 83. At this time, the circulation pump 21 is driven, and the waste liquid 15 heated by the heater 23 of the heating means 3 is introduced into the concentrator 25 as steam. When the conductivity detected by the conductivity sensor 57 falls below a predetermined reference value (for example, 5 × 10 −3 Bq / cm 3 ), the control unit 83 indicates that the waste liquid 15 has a low conductivity and contains cobalt-60. Judge that In addition, even if a waste liquid contains cesium, lead, bismuth, etc. in addition to cobalt-60, it shows a low electrical conductivity.

廃液１５を低電導率と判断した場合、制御部８３は濃縮器２５内の蒸気を逆浸透膜処理に供給する。このため制御部８３は電磁弁駆動部８５を駆動することにより循環側電磁弁６５を開いて濃縮蒸気２９への蒸気の導入を可能とする一方、排気側電磁弁６７を閉じて排気ライン３１への蒸気の供給を遮断する。これと共に制御部８３は電磁弁駆動部８５を駆動して逆浸透膜手段９の一次側電磁弁６９、７１及び二次側電磁弁７３、７５を開く。又、制御部８３はポンプ駆動部８７を駆動して高圧ポンプ３７を駆動する。これにより蒸気はデミスタ５、復水器７を通過して復水となった後、逆浸透膜手段９に供給されて逆浸透膜４３による膜分離が行われる。このような膜分離処理を行うことにより、二次水の放射性物質の濃度が管理目標値を下回るため、循環水系統による希釈が必要なくなり、希釈排出手段１０が海水によって希釈する補機海水系（中型ポンプ）での希釈処理を行って系外４７に放出することができる。   When the waste liquid 15 is determined to have a low conductivity, the control unit 83 supplies the vapor in the concentrator 25 to the reverse osmosis membrane treatment. For this reason, the control unit 83 drives the solenoid valve driving unit 85 to open the circulation side solenoid valve 65 and to introduce steam into the concentrated steam 29, while closing the exhaust side solenoid valve 67 to the exhaust line 31. Shut off the steam supply. At the same time, the control unit 83 drives the electromagnetic valve driving unit 85 to open the primary side electromagnetic valves 69 and 71 and the secondary side electromagnetic valves 73 and 75 of the reverse osmosis membrane means 9. The control unit 83 drives the pump drive unit 87 to drive the high-pressure pump 37. Thus, the steam passes through the demister 5 and the condenser 7 to become condensate, and is then supplied to the reverse osmosis membrane means 9 to perform membrane separation by the reverse osmosis membrane 43. By performing such a membrane separation process, the concentration of radioactive material in the secondary water is lower than the control target value, so that dilution by the circulating water system is not necessary, and the auxiliary seawater system in which the dilution discharge means 10 is diluted with seawater ( It can be discharged out of the system 47 by performing a dilution process with a medium-sized pump).

一方、廃液１５の導電率が所定の基準値を超えている場合、制御部８３は廃液１５が高導電率であり、トリチウムが含まれていると判断する。これにより制御部８３は濃縮器２５内の蒸気を排気筒５１に供給する。このため制御部８３は電磁弁駆動部８５を駆動することにより、排気側電磁弁６７を開いて排気ライン３１への蒸気の導入を可能とする一方、循環側電磁弁６５を閉じて濃縮蒸気ライン２９への蒸気の供給を遮断する。排気ライン３１へ導入された蒸気は、排気ファン５３からの空調エアによって希釈された後、排気筒５１から大気に放出される。   On the other hand, if the conductivity of the waste liquid 15 exceeds a predetermined reference value, the control unit 83 determines that the waste liquid 15 has a high conductivity and contains tritium. As a result, the control unit 83 supplies the steam in the concentrator 25 to the exhaust pipe 51. For this reason, the control unit 83 drives the solenoid valve driving unit 85 to open the exhaust side solenoid valve 67 and enable the introduction of steam into the exhaust line 31, while closing the circulation side solenoid valve 65 and close the concentrated steam line. The supply of steam to 29 is shut off. The steam introduced into the exhaust line 31 is diluted by the conditioned air from the exhaust fan 53 and then released from the exhaust cylinder 51 to the atmosphere.

以上のように、本実施形態では、廃液１５の電導率の大小に応じて逆浸透膜処理又は大気放出処理に切り換えるものであり、コバルト−６０を含む廃液又はトリチウムを含む廃液のいずれであっても良好に処理することができる。なお、原子力発電の実際では、機器から発生する廃液が低電導率であり、床面から発生する廃液が高電導率であることが明確に判っている場合がある。このように廃液発生源が明確となっている場合には、廃液の導電率を参考とすることなく、制御部８３は廃液の発生源に応じて逆浸透膜処理又は大気放出処理を切り換える制御を行うことができる。   As described above, in this embodiment, switching to reverse osmosis membrane treatment or atmospheric release treatment is performed according to the electrical conductivity of the waste liquid 15, which is either a waste liquid containing cobalt-60 or a waste liquid containing tritium. Can be processed well. In nuclear power generation, it may be clearly known that waste liquid generated from equipment has a low electrical conductivity and waste liquid generated from the floor surface has a high electrical conductivity. In this way, when the waste liquid generation source is clear, the control unit 83 performs control to switch the reverse osmosis membrane process or the atmospheric discharge process according to the waste liquid generation source without referring to the conductivity of the waste liquid. It can be carried out.

制御部８３は放射線測定センサ６３、トリチウムモニタ６１及び水位レベル計５９からの検出信号によって放射性廃液処理装置１を制御しており、以下、この制御について説明する。   The control unit 83 controls the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 by detection signals from the radiation measurement sensor 63, the tritium monitor 61, and the water level meter 59, and this control will be described below.

放射線測定センサ６３は排出用タンク４５から系外４７に排出される廃液（二次水）の放射量を検出しており、この検出値が所定の基準値（例えば、5×10−３Bq/cm3）を超えた場合、制御部８３は逆浸透膜手段９での膜分離に支障があると判断する。これにより制御部８３は電磁弁駆動部８５を駆動して逆浸透膜手段９の一次側電磁弁６９、７１及び二次側電磁弁７３、７５を閉じる。これにより逆浸透膜の膜分離による廃液の処理が中止される。 The radiation measurement sensor 63 detects the amount of waste liquid (secondary water) discharged from the discharge tank 45 to the outside of the system 47, and this detected value is a predetermined reference value (for example, 5 × 10 −3 Bq / If it exceeds cm 3 ), the controller 83 determines that there is a problem in membrane separation in the reverse osmosis membrane means 9. Thereby, the control unit 83 drives the electromagnetic valve driving unit 85 to close the primary side electromagnetic valves 69 and 71 and the secondary side electromagnetic valves 73 and 75 of the reverse osmosis membrane means 9. Thereby, the treatment of the waste liquid by the membrane separation of the reverse osmosis membrane is stopped.

トリチウムモニタ６１は排気筒５１に供給される蒸気のトリチウム濃度を検出する。検出値が所定の基準値（例えば、111Bq/cm3）を超えた場合、制御部８３は電磁弁駆動部８５を駆動して排気側電磁弁６７を閉じ、排気筒５１からの蒸気の大気放出を中止する。これによりトリチウムを高濃度に含む蒸気の大気放出が防止される。 The tritium monitor 61 detects the tritium concentration of the vapor supplied to the exhaust pipe 51. When the detected value exceeds a predetermined reference value (for example, 111 Bq / cm 3 ), the control unit 83 drives the electromagnetic valve driving unit 85 to close the exhaust side electromagnetic valve 67 and releases the vapor from the exhaust cylinder 51 to the atmosphere. Cancel. This prevents the release of vapor containing tritium at a high concentration into the atmosphere.

水位レベル計５９は濃縮器２５の内部の液相の水位を検出する。検出した水位が所定の基準値（例えば、濃縮器２５の高さに対して１０％の水位）を超えている場合、基準値以下となるまで制御部８３は廃液１５の処理を継続させる。一方、水位が基準値以下となったとき、処理を終了する。   The water level meter 59 detects the water level of the liquid phase inside the concentrator 25. When the detected water level exceeds a predetermined reference value (for example, a water level of 10% with respect to the height of the concentrator 25), the control unit 83 continues the processing of the waste liquid 15 until it becomes equal to or less than the reference value. On the other hand, when the water level falls below the reference value, the process is terminated.

＜放射性廃液処理装置の動作＞
図３〜図５は本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置１の動作を示すフローチャートである。以下、温度等の具体的数値と共に動作について説明する。 <Operation of radioactive liquid waste treatment equipment>
3-5 is a flowchart which shows operation | movement of the radioactive waste liquid processing apparatus 1 which concerns on 1st Embodiment of this invention. The operation will be described below together with specific numerical values such as temperature.

図３は本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置１の放射性廃液１５の導電率を検出する動作を示すフローチャートである。
ステップＳ１０では加熱器２３のヒーター２７に加熱用蒸気を供給して加熱器２３を約１５０℃に加熱して暖気状態とする。これにより加熱手段３に供給された放射性廃液１５が蒸発して約１５０℃の蒸気となる。これと並行して廃液タンク４９の入口側の廃液タンク用電磁弁７７を閉じ同タンク４９への放射性廃液の流入を防止する（ステップＳ２０）。その後、廃液配管１７から放射性廃液１５を導入する（ステップＳ３０）。廃液配管１７には導電率センサ５７が設けられており、導電率センサ５７による放射性廃液１５の導電率の検出が行われる。ステップＳ４０では、導電率センサ５７が検出した放射性廃液１５の導電率と、予め設定した基準値とを比較する。放射性廃液１５の導電率が基準値を下回っている場合、制御部８３（制御手段７９）はコバルト−６０を含む放射性廃液であると判断し、処理１を行う。導電率が基準値を超えている場合、制御部８３はトリチウムを含む放射性廃液であると判断し、処理２を行う。 FIG. 3 is a flowchart showing an operation of detecting the conductivity of the radioactive liquid waste 15 of the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 according to the first embodiment of the present invention.
In step S10, heating steam is supplied to the heater 27 of the heater 23, and the heater 23 is heated to about 150 ° C. to be in a warm air state. Thereby, the radioactive waste liquid 15 supplied to the heating means 3 evaporates and becomes a steam of about 150 ° C. At the same time, the waste tank electromagnetic valve 77 on the inlet side of the waste liquid tank 49 is closed to prevent the radioactive waste liquid from flowing into the tank 49 (step S20). Thereafter, radioactive waste liquid 15 is introduced from the waste liquid piping 17 (step S30). The waste liquid piping 17 is provided with a conductivity sensor 57, and the conductivity of the radioactive waste liquid 15 is detected by the conductivity sensor 57. In step S40, the conductivity of the radioactive liquid waste 15 detected by the conductivity sensor 57 is compared with a preset reference value. When the electrical conductivity of the radioactive liquid waste 15 is lower than the reference value, the control unit 83 (control unit 79) determines that the radioactive liquid waste contains cobalt-60 and performs the process 1. When the electrical conductivity exceeds the reference value, the control unit 83 determines that the radioactive waste liquid contains tritium and performs the process 2.

図４は本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置１において導電率が基準値を下回った場合の処理（処理１）を示すフローチャートである。この場合は放射性廃液１５にコバルト−６０が含まれているため、制御部８３は加熱手段３からの蒸気を逆浸透膜手段９に供給するように制御する。このため制御部８３は排気側電磁弁６７を閉じ（ステップＳ１００）、循環側電磁弁６５を開くように制御する（ステップＳ１０５）。ステップＳ１０５では、これと共に逆浸透膜手段９側の一次側電磁弁６９、７１及び二次側電磁弁７３、７５を開くように制御する。又、制御部８３は循環ポンプ２１を起動すると共に、高圧ポンプ３７を起動する（ステップＳ１１０及びステップＳ１１５）。以上の制御により加熱手段３からの蒸気が逆浸透膜手段９に供給されて廃液処理が行われる（ステップＳ１２０）。   FIG. 4 is a flowchart showing a process (process 1) in the case where the electrical conductivity falls below a reference value in the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 according to the first embodiment of the present invention. In this case, since the radioactive waste liquid 15 contains cobalt-60, the control unit 83 controls to supply the vapor from the heating means 3 to the reverse osmosis membrane means 9. Therefore, the control unit 83 controls the exhaust side electromagnetic valve 67 to be closed (step S100) and the circulation side electromagnetic valve 65 to be opened (step S105). In step S105, the primary side solenoid valves 69 and 71 and the secondary side solenoid valves 73 and 75 on the reverse osmosis membrane means 9 side are controlled to open together. Further, the control unit 83 activates the circulation pump 21 and activates the high-pressure pump 37 (steps S110 and S115). By the above control, the steam from the heating means 3 is supplied to the reverse osmosis membrane means 9 to perform waste liquid treatment (step S120).

廃液処理においては、加熱手段３からの蒸気は約１５０℃の状態でデミスタ５を通過した後、復水器７に供給される。復水器には約３０℃の冷却水が循環供給されており、蒸気が復水器７によって冷却されて凝縮することにより４０〜５０℃程度の復水が生成される。この復水は高圧ポンプ３７の駆動により加圧されて逆浸透膜手段９に供給され、逆浸透膜手段９の逆浸透膜モジュール３９、４１内に導入され、逆浸透膜４３による膜分離が行われる。この膜分離では放射性物質が逆浸透膜４３を透過することがなく、復水（放射性廃液）が濃縮されて一次側の濃縮水となる一方、水分子が逆浸透膜４３を透過して二次側の透過液（二次水）となる。この透過液（二次水）は、放射性物質濃度が大幅に減少しているため、循環水系統による希釈を行うことなく、希釈排出手段１０が海水によって希釈する補機海水系による希釈処理の後、系外４７に排出することができる。   In the waste liquid treatment, the steam from the heating means 3 is supplied to the condenser 7 after passing through the demister 5 in a state of about 150 ° C. Cooling water of about 30 ° C. is circulated and supplied to the condenser, and condensate of about 40 to 50 ° C. is generated when the steam is cooled and condensed by the condenser 7. This condensate is pressurized by driving the high pressure pump 37 and supplied to the reverse osmosis membrane means 9 and introduced into the reverse osmosis membrane modules 39 and 41 of the reverse osmosis membrane means 9, and membrane separation by the reverse osmosis membrane 43 is performed. Is called. In this membrane separation, the radioactive substance does not permeate the reverse osmosis membrane 43 and the condensate (radioactive waste liquid) is concentrated to become the concentrated water on the primary side, while water molecules permeate the reverse osmosis membrane 43 to obtain the secondary. Side permeate (secondary water). Since this permeate (secondary water) has a greatly reduced radioactive substance concentration, it is not diluted by the circulating water system, and after dilution processing by the auxiliary seawater system in which the dilution discharge means 10 is diluted by seawater. , It can be discharged out of the system 47.

この排出処理においては、放射性測定センサ６３が二次水の放射量を検出しており、検出した放射量の検出値が予め設定された基準値と比較される（ステップＳ１２５）。検出値が基準値を超えている場合には、逆浸透膜４３の不良等により逆浸透膜手段９での膜分離に支障があると判断し、制御部８３は一次側電磁弁６０、７１及び二次側電磁弁７３、７５を閉じる（ステップＳ１３０）。この放射性測定センサ６３の検出値と基準値との比較は、ステップＳ１３０に続くステップＳ１３５に示すように、再度行われる。ステップＳ１３５において放射量の検出値が基準値を超えている場合には、ステップＳ１４０に移行して廃液の処理が中止される。   In this discharge process, the radioactive measurement sensor 63 detects the radiation amount of the secondary water, and the detected value of the detected radiation amount is compared with a preset reference value (step S125). When the detected value exceeds the reference value, it is determined that the reverse osmosis membrane means 9 has a problem in membrane separation due to a defect in the reverse osmosis membrane 43 or the like, and the controller 83 controls the primary side solenoid valves 60, 71 and The secondary side solenoid valves 73 and 75 are closed (step S130). The comparison between the detection value of the radioactive measurement sensor 63 and the reference value is performed again as shown in step S135 following step S130. If the detected value of the radiation amount exceeds the reference value in step S135, the process proceeds to step S140 and the waste liquid processing is stopped.

ステップＳ１２５及びステップＳ１３５での比較において、放射量の検出値が基準値を下回っている場合、ステップＳ１４５に移行する。ステップＳ１４５では加熱手段３の濃縮器２５内に設けた水位レベル計５９が検出した水位と予め設定した基準値との比較を行う。検出した水位が基準値よりも下回っている場合には処理を中止し、検出した水位が基準値を超えている場合には、排出用タンク４５内の二次水を海水によって希釈して系外４７に放出する。ステップＳ１５０の処理の後はステップＳ１２０に移行する。   In the comparison in step S125 and step S135, when the detected value of the radiation amount is lower than the reference value, the process proceeds to step S145. In step S145, the water level detected by the water level meter 59 provided in the concentrator 25 of the heating means 3 is compared with a preset reference value. If the detected water level is lower than the reference value, the process is stopped. If the detected water level exceeds the reference value, the secondary water in the discharge tank 45 is diluted with seawater to To 47. After the process of step S150, the process proceeds to step S120.

図５は本発明の第１実施形態に係る放射性廃液処理装置１において導電率が基準値を超えた場合の処理（処理２）を示すフローチャートである。この場合は放射性廃液１５にトリチウムが含まれているため、制御部８３は加熱手段３からの蒸気を排気手段１３に供給するように制御する。このため制御部８３は循環側電磁弁６５を閉じ、排気側電磁弁６７を閉じるように制御する（ステップＳ２００及びステップＳ２０５）。また、制御部８３は循環ポンプ２１を駆動し（ステップＳ２１０）、これにより加熱手段３からの蒸気が連続的に排気ライン３１に供給される。このとき、排気ファン５３から空調エアが供給されており、蒸気は空調エアで希釈された後、排気筒５１から大気放出される。   FIG. 5 is a flowchart showing a process (process 2) when the electrical conductivity exceeds the reference value in the radioactive liquid waste processing apparatus 1 according to the first embodiment of the present invention. In this case, since the radioactive waste liquid 15 contains tritium, the control unit 83 controls to supply the vapor from the heating unit 3 to the exhaust unit 13. For this reason, the control unit 83 controls to close the circulation side electromagnetic valve 65 and close the exhaust side electromagnetic valve 67 (step S200 and step S205). Further, the controller 83 drives the circulation pump 21 (step S210), whereby the steam from the heating means 3 is continuously supplied to the exhaust line 31. At this time, air-conditioning air is supplied from the exhaust fan 53, and the steam is diluted with the air-conditioning air and then discharged from the exhaust cylinder 51 to the atmosphere.

トリチウムモニタ６１は排気筒５１から放出される蒸気の一部をピックアップし、蒸気のトリチウム濃度を検出する。ステップＳ２１５では検出したトリチウム濃度を設定した基準値と比較し、検出濃度が基準値を超えた場合、ステップＳ２３０に移行し、検出濃度が基準値を下回った場合、ステップＳ２２０に移行する。   The tritium monitor 61 picks up a part of the vapor discharged from the exhaust pipe 51 and detects the tritium concentration of the vapor. In step S215, the detected tritium concentration is compared with the set reference value. If the detected concentration exceeds the reference value, the process proceeds to step S230. If the detected concentration is lower than the reference value, the process proceeds to step S220.

ステップＳ２２０では、濃縮器２５に設けた水位レベル計５９が濃縮器２５内の濃縮液の水位を検出して所定の基準値と比較する。検出した水位が基準値を超えている場合、排気ファン５３の運転を継続する。これにより、蒸気は空調エアによって希釈された後、排気筒５１から大気放出される。検出した水位が基準値を下回っている場合、ステップＳ２３０に移行する。ステップＳ２３０では、制御部８３が排気側電磁弁６７を閉じるように制御し、これにより廃液の処理を中止する（ステップＳ２３５）。   In step S220, the water level meter 59 provided in the concentrator 25 detects the water level of the concentrate in the concentrator 25 and compares it with a predetermined reference value. When the detected water level exceeds the reference value, the operation of the exhaust fan 53 is continued. As a result, the steam is diluted by the air-conditioning air and then released from the exhaust pipe 51 to the atmosphere. When the detected water level is below the reference value, the process proceeds to step S230. In step S230, the control unit 83 performs control so as to close the exhaust side electromagnetic valve 67, thereby stopping the processing of the waste liquid (step S235).

＜第１実施形態における効果＞
（１）本実施形態の放射性廃液処理装置１によれば、コバルト−６０を含む放射性廃液１５を加熱手段３による加熱によって蒸気とした後、復水とし、復水を逆浸透膜手段９の逆浸透膜を膜過させる。この膜透過した透過液の放射性物質濃度が目標基準値よりも下回るため、循環水系統による希釈を行うことなく補機海水系による希釈だけで系外４７に排出することができる。従って補機海水系による希釈処理に適合させることができる。又、トリチウムを含む放射性廃液１５を加熱手段３による加熱によって蒸気とした後、排気手段１３から大気へ放出する。このためコバルト−６０を含む放射性廃液、又はトリチウムを含む放射性廃液の処理を十分に行うことができる。 <Effect in the first embodiment>
(1) According to the radioactive liquid waste treatment apparatus 1 of the present embodiment, the radioactive liquid waste 15 containing cobalt-60 is converted into steam by heating by the heating means 3 and then condensate, and the condensate is the reverse of the reverse osmosis membrane means 9. The membrane is passed through the osmotic membrane. Since the radioactive substance concentration of the permeated liquid permeated through the membrane is lower than the target reference value, it can be discharged out of the system 47 only by dilution with the auxiliary seawater system without performing dilution with the circulating water system. Therefore, it can be adapted to the dilution process by the auxiliary seawater system. Further, the radioactive waste liquid 15 containing tritium is made into steam by heating by the heating means 3 and then discharged from the exhaust means 13 to the atmosphere. For this reason, the radioactive waste liquid containing cobalt-60 or the radioactive waste liquid containing tritium can be sufficiently processed.

（２）導電率センサ５７の検出値が基準値を超えている場合は、放射性廃液がトリチウムを含むものと判断して放射性廃液を排気手段１３から大気に放出し、導電率センサ５７の検出値が基準値を超えていない場合は、放射性廃液がコバルト−６０を含むものと判断して逆浸透膜手段９での処理を行う。このように放射性廃液の導電率を監視して処理を切り換えるため、コバルト−６０を含む放射性廃液、又はトリチウムを含む放射性廃液の導電率に応じて適切な処理を行うことができる。
（３）トリチウムセンサ６１が蒸気中のトリチウム濃度を検出し、トリチウム濃度が基準値を超えている場合は、排気手段１３への蒸気の供給を停止するため、高濃度のトリチウムを含む蒸気の大気放出を防止することができる。
（４）水位レベル計５９が検出した水位が基準値を超えている場合は、加熱手段３への放射性廃液１５の供給を継続するため、放射性廃液１５が連続的に処理され、迅速な処理を行うことができる。 (2) When the detected value of the conductivity sensor 57 exceeds the reference value, it is determined that the radioactive waste liquid contains tritium, and the radioactive waste liquid is discharged from the exhaust means 13 to the atmosphere, and the detected value of the conductivity sensor 57 If it does not exceed the reference value, it is determined that the radioactive liquid waste contains cobalt-60, and the treatment by the reverse osmosis membrane means 9 is performed. In this way, since the conductivity of the radioactive liquid waste is monitored and the process is switched, an appropriate process can be performed according to the electric conductivity of the radioactive liquid waste containing cobalt-60 or the radioactive liquid waste containing tritium.
(3) When the tritium sensor 61 detects the tritium concentration in the vapor and the tritium concentration exceeds the reference value, the supply of the vapor to the exhaust means 13 is stopped. Release can be prevented.
(4) When the water level detected by the water level meter 59 exceeds the reference value, the radioactive waste liquid 15 is continuously processed in order to continue the supply of the radioactive waste liquid 15 to the heating means 3, and the rapid processing is performed. It can be carried out.

＜第２実施形態＞
図６は本発明の第２実施形態に係る放射性廃液処理装置１００の配管図、図７はトリチウムを含む廃液の処理を行う処理槽９１の斜視図であり、第１実施形態と同一の部材には同一の符号を付して対応させてある。 Second Embodiment
FIG. 6 is a piping diagram of a radioactive liquid waste treatment apparatus 100 according to the second embodiment of the present invention, and FIG. 7 is a perspective view of a treatment tank 91 for treating waste liquid containing tritium, and the same members as those in the first embodiment are used. Are assigned the same reference numerals.

第２実施形態に係る放射性廃液処理装置１００は、廃液１５がトリチウムを含む場合に、この廃液１５をバブリング処理するものであり、図６に示すように廃液配管１７の下流側に三方電磁弁からなる切換電磁弁９３及びバブリング処理を行う処理槽９１が設けられる。切換電磁弁９３には第１配管９７及び第２配管９９が接続されており、第１配管９７が加熱手段３に接続され、第２配管９９が処理槽９１に接続されている。
従って処理槽９１は加熱手段３へのラインとは異なるラインに設けられる。廃液配管１７に供給された放射性廃液１５は切換電磁弁９３によって第１配管９７への供給又は第２配管９９への供給に切り換えられる。この切り換えは制御手段９５によって行われる。廃液配管１７には導電率センサ５７が設けられており、制御手段９５は導電率センサ５７が検出した導電率によって切換電磁弁９３の切り換え動作を制御する。 When the waste liquid 15 contains tritium, the radioactive waste liquid treatment apparatus 100 according to the second embodiment performs a bubbling process on the waste liquid 15, and a three-way solenoid valve is provided downstream of the waste liquid pipe 17 as shown in FIG. A switching electromagnetic valve 93 and a processing tank 91 for performing a bubbling process are provided. A first piping 97 and a second piping 99 are connected to the switching electromagnetic valve 93, the first piping 97 is connected to the heating means 3, and the second piping 99 is connected to the processing tank 91.
Therefore, the processing tank 91 is provided in a line different from the line to the heating means 3. The radioactive waste liquid 15 supplied to the waste liquid pipe 17 is switched to supply to the first pipe 97 or supply to the second pipe 99 by the switching electromagnetic valve 93. This switching is performed by the control means 95. The waste liquid pipe 17 is provided with a conductivity sensor 57, and the control means 95 controls the switching operation of the switching electromagnetic valve 93 according to the conductivity detected by the conductivity sensor 57.

処理槽９１は廃液１５が充填される槽本体９１ａを有し、この槽本体９１ａに第２配管９９が挿入されている。第２配管９９に加え、槽本体９１ａ２にはバブリング管１０３が挿入されている。バブリング管１０３は水素ボンベ等の水素源１０７に接続されており、ポンプ１０５が駆動することにより水素源１０７からの気体水素を槽本体９１ａに導入する。槽本体９１ａには、気体排出ライン１０１が接続され、この気体排出ライン１０１が排気手段１３としての排気筒５１に接続されている。   The processing tank 91 has a tank body 91a filled with the waste liquid 15, and a second pipe 99 is inserted into the tank body 91a. In addition to the second pipe 99, a bubbling pipe 103 is inserted into the tank body 91a2. The bubbling pipe 103 is connected to a hydrogen source 107 such as a hydrogen cylinder, and when the pump 105 is driven, gaseous hydrogen from the hydrogen source 107 is introduced into the tank body 91a. A gas discharge line 101 is connected to the tank body 91 a, and this gas discharge line 101 is connected to an exhaust cylinder 51 as the exhaust means 13.

制御手段９５による切り換え制御は、導電センサ５７が検出した廃液１５の導電率の検出値によってなされるものであり、第１実施形態と同様に、検出値が所定の基準値を超えた場合は、制御手段９５はトリチウムを含む高導電率の廃液であると判断して切換電磁弁９３によって廃液１５を処理槽９９側の第２配管９９に供給し、検出値が所定の基準値を下回った場合は、制御手段９５はコバルト−６０を含む低導電率の廃液であると判断して切換電磁弁９３によって廃液１５を加熱手段３に供給する。   The switching control by the control means 95 is performed by the detected value of the conductivity of the waste liquid 15 detected by the conductive sensor 57. As in the first embodiment, when the detected value exceeds a predetermined reference value, When the control means 95 determines that the waste liquid has a high conductivity containing tritium and supplies the waste liquid 15 to the second pipe 99 on the treatment tank 99 side by the switching electromagnetic valve 93, and the detected value falls below a predetermined reference value. The control means 95 determines that the waste liquid is low conductivity containing cobalt-60, and supplies the waste liquid 15 to the heating means 3 by the switching electromagnetic valve 93.

加熱手段３の詳細について図示することを省略するが、第１実施形態と同様に循環ポンプ２１、加熱器２３及び濃縮器２５を備えている（図１参照）。加熱手段３には、循環側電磁弁６５を設けた濃縮蒸気ライン２９が接続され、この濃縮蒸気ライン２９にデミスタ５、図示することを省略した復水器７、高圧ポンプ３７、逆浸透膜手段９が配置されると共に、逆浸透膜手段９の一次側の濃縮液を加熱手段３に再循環させる再循環ライン１１が接続されている。以上の構成部材は図１に示すものと同様であり、加熱手段３に供給された廃液を蒸気とした後、冷却によって凝縮させて復水を生成し、この復水に対して逆浸透膜による膜分離を行う。   Although illustration of the details of the heating means 3 is omitted, a circulation pump 21, a heater 23, and a concentrator 25 are provided as in the first embodiment (see FIG. 1). A condensing steam line 29 provided with a circulation side solenoid valve 65 is connected to the heating means 3, and a demister 5, a condenser 7 not shown in the figure, a high pressure pump 37, and a reverse osmosis membrane means are connected to the concentrating steam line 29. 9 and a recirculation line 11 for recirculating the concentrated solution on the primary side of the reverse osmosis membrane means 9 to the heating means 3 is connected. The above-described constituent members are the same as those shown in FIG. 1, and the waste liquid supplied to the heating means 3 is converted into steam, and then condensed by cooling to generate condensate. Perform membrane separation.

排気手段１３についても、第１実施形態と同様であり、気体排出ライン１０１からの気体を排気ファン５３からの空調エアで希釈した後、排気筒５１から大気に放出する処理を行う。   The exhaust means 13 is also the same as in the first embodiment, and after the gas from the gas exhaust line 101 is diluted with the air-conditioning air from the exhaust fan 53, a process of releasing the exhaust from the exhaust cylinder 51 to the atmosphere is performed.

図７は処理槽９１を示し、先端部分に小孔が形成された状態でバブリング管１０３が槽本体９１ａの底部に沿って配置されている。槽本体９１ａに充填された廃液１５にバブリング管１０３からの気体水素を吹き込むと、廃液１５中のトリチウムが気体となって分離される。すなわち、トリチウムは水素の同位体のため化学的性質は水素と同じであり、トリチウムを含む廃液１５に気体水素をバブリングさせると、水素とトリチウムが同位体交換を行うため（Ｈ２＋ＨＴＯ→ＨＴ＋Ｈ２Ｏ（Ｔはトリチウムである。））、廃液１５からトリチウムを気体として分離することができる。そして、気体として分離されたトリチウムを含むガスを排気ファン５３からの空調エアで希釈した後、排気筒５１から大気に放出して処理を行う。このような処理では、第１実施形態のようにトリチウムを含む蒸発させた蒸気とした後、大気排出することがないため、トリチウムを含む蒸気の結露を懸念する必要がなくなる。 FIG. 7 shows the processing tank 91, and a bubbling tube 103 is disposed along the bottom of the tank body 91a with a small hole formed at the tip. When gaseous hydrogen from the bubbling tube 103 is blown into the waste liquid 15 filled in the tank body 91a, tritium in the waste liquid 15 is separated as a gas. That is, since tritium is an isotope of hydrogen, the chemical property is the same as that of hydrogen. When gaseous hydrogen is bubbled into the waste liquid 15 containing tritium, hydrogen and tritium exchange isotopes (H 2 + HTO → HT + H 2). O (T is tritium)), tritium can be separated from the waste liquid 15 as a gas. A gas containing tritium separated as a gas is diluted with conditioned air from the exhaust fan 53, and then discharged from the exhaust cylinder 51 to the atmosphere for processing. In such a process, it is not necessary to be concerned about the condensation of the vapor containing tritium since it is not discharged into the atmosphere after being made into vaporized vapor containing tritium as in the first embodiment.

以上の第２実施形態によれば、廃液１５が高導電率の場合、廃液１５を処理槽９１に供給し、処理槽９１でバブリングして廃液１５からトリチウムを気体として分離して大気放出する一方、廃液１５が低電導率の場合、廃液１５を加熱手段３に供給し、逆浸透膜による膜分離を行って系外に排出する。このため、トリチウムを含む廃液、又はコバルト−６０を含む廃液に応じて適切に処理を行うことができる。   According to the second embodiment described above, when the waste liquid 15 has a high conductivity, the waste liquid 15 is supplied to the treatment tank 91 and is bubbled in the treatment tank 91 to separate the tritium from the waste liquid 15 as a gas and release it to the atmosphere. When the waste liquid 15 has a low electrical conductivity, the waste liquid 15 is supplied to the heating means 3 and subjected to membrane separation using a reverse osmosis membrane and discharged out of the system. For this reason, it can process appropriately according to the waste liquid containing tritium, or the waste liquid containing cobalt-60.

＜本発明の実施形態の構成、作用、効果＞
＜第１態様＞
本発明の放射性廃液処理装置１は、放射性廃液１５を加熱して蒸気を発生させる加熱手段３と、蒸気を冷却して凝縮することにより復水を生成する復水器７と、復水を逆浸透膜４３に供給して膜非透過の濃縮液と膜透過の透過液とに膜分離する逆浸透膜手段９と、透過液を海水に希釈して外部に排出する希釈排水手段１０と、濃縮液を加熱手段３に循環させる再循環ライン１１と、加熱手段３から復水器７へ蒸気を供給するライン（濃縮蒸気ライン）２９とは別のライン（排気ライン）３１に設けられ、加熱手段３で発生した蒸気を大気へ放出する排気手段１３と、を備えることを特徴とする。
本態様によれば、放射性廃液１５を加熱手段３による加熱によって蒸気とした後、濃縮蒸気ライン２９に蒸気を供給し復水器７で復水を生成し、この復水を逆浸透膜手段９による膜分離することにより放射性物質の濃度が目標基準値を下回った透過液（二次水）とする。このため、循環水系統による希釈を行うことなく補機海水系による希釈だけで系外４７に排出することができる。従って補機海水系による希釈処理に適合させることができる。以上の処理によりコバルト−６０を含む放射性廃液を処理することができる。
又、濃縮蒸気ライン２９とは異なったライン（排気ライン）３１では、加熱手段３による加熱によって放射性廃液を蒸気とした後、排気ライン３１に蒸気を供給することにより排気手段１３から大気へ放出する。この処理によりトリチウムを含む放射性廃液を処理することができる。このように、コバルト−６０を含む放射性廃液、又はトリチウムを含む放射性廃液の処理を十分に行うことができる。 <Configuration, operation, and effect of embodiment of the present invention>
<First aspect>
The radioactive waste liquid treatment apparatus 1 according to the present invention includes a heating means 3 that heats the radioactive waste liquid 15 to generate steam, a condenser 7 that generates condensate by cooling and condensing the steam, and reverses the condensate. Reverse osmosis membrane means 9 for supplying the osmotic membrane 43 to separate the membrane into a membrane-impermeable concentrate and a membrane-permeable permeate, diluting drainage means 10 for diluting the permeate into seawater and discharging it outside, and concentration Provided in a recirculation line 11 for circulating the liquid to the heating means 3 and a line (exhaust line) 31 different from the line (concentrated steam line) 29 for supplying steam from the heating means 3 to the condenser 7, and for heating means And an exhaust means 13 for releasing the steam generated in 3 to the atmosphere.
According to this aspect, after the radioactive waste liquid 15 is converted into steam by heating by the heating means 3, steam is supplied to the concentrated steam line 29 to generate condensate in the condenser 7, and this condensate is converted into the reverse osmosis membrane means 9. The permeated liquid (secondary water) in which the concentration of radioactive material is lower than the target standard value is obtained by performing membrane separation. For this reason, it can discharge | emit outside the system 47 only by dilution by auxiliary seawater system, without performing dilution by a circulating water system. Therefore, it can be adapted to the dilution process by the auxiliary seawater system. The radioactive waste liquid containing cobalt-60 can be processed by the above process.
Further, in a line (exhaust line) 31 different from the concentrated vapor line 29, the radioactive waste liquid is converted into vapor by heating by the heating unit 3, and then discharged to the atmosphere from the exhaust unit 13 by supplying the vapor to the exhaust line 31. . By this treatment, radioactive waste liquid containing tritium can be treated. Thus, the radioactive waste liquid containing cobalt-60 or the radioactive waste liquid containing tritium can be sufficiently processed.

＜第２態様＞
本態様は、加熱手段３から復水器７への蒸気の供給及び加熱手段３から排気手段１３への蒸気の供給を制御する制御手段７９と、加熱手段３へ供給される放射性廃液１５の導電率を検出する導電率センサ５７と、をさらに備え、前記制御手段７９は、導電率センサ５７の検出値に応じて、加熱手段３から復水器７への蒸気の供給と加熱手段３から排気手段１３への蒸気の供給とを切り換えるように制御することを特徴とする。
本態様によれば、導電率センサ５７が放射性廃液１５の導電率を検出し、この検出値に基づいて制御手段７９が復水器７の蒸気の供給と排気手段１３への蒸気の供給とを切り換えるため、放射性廃液１５の導電率に応じた処理に切り換えることができる。このため、導電率が異なっているコバルト−６０を含む放射性廃液、又はトリチウムを含む放射性廃液に応じて適切な処理を行うことができる。 <Second aspect>
In this embodiment, the control means 79 for controlling the supply of steam from the heating means 3 to the condenser 7 and the supply of steam from the heating means 3 to the exhaust means 13, and the conductivity of the radioactive waste liquid 15 supplied to the heating means 3. And a control unit 79 for supplying steam from the heating unit 3 to the condenser 7 and exhausting from the heating unit 3 according to a detection value of the conductivity sensor 57. Control is made so as to switch the supply of steam to the means 13.
According to this aspect, the conductivity sensor 57 detects the conductivity of the radioactive waste liquid 15, and based on this detected value, the control means 79 supplies the steam from the condenser 7 and the steam to the exhaust means 13. In order to switch, it can switch to the process according to the electrical conductivity of the radioactive liquid waste 15. For this reason, a suitable process can be performed according to the radioactive waste liquid containing cobalt-60 from which electrical conductivity differs, or the radioactive waste liquid containing tritium.

＜第３態様＞
本態様の制御手段７９は、導電率センサ５７の検出値が基準値を超えている場合に、蒸気を加熱手段３から排気手段１３に供給し、導電率センサ５７の検出値が基準値を超えていない場合に、上記を加熱手段３から復水器７に供給するように制御することを特徴とする。
本態様によれば、導電率センサ５７の検出値が基準値を超えている場合、制御手段７９は放射性廃液がトリチウムを含むものと判断し、放射性廃液を排気手段１３に供給して大気放出し、導電率センサ５７の検出値が基準値を超えていない場合、制御手段７９は放射性廃液がコバルト−６０を含むものと判断し、放射性廃液を復水器７に供給して逆浸透膜手段９での処理を行う。このように放射性廃液の導電率を監視して処理を切り換えるため、コバルト−６０を含む放射性廃液、又はトリチウムを含む放射性廃液に応じて適切な処理を行うことができる。 <Third aspect>
When the detected value of the conductivity sensor 57 exceeds the reference value, the control means 79 of this aspect supplies the steam from the heating means 3 to the exhaust means 13, and the detected value of the conductivity sensor 57 exceeds the reference value. If not, control is performed so that the above is supplied from the heating means 3 to the condenser 7.
According to this aspect, when the detected value of the conductivity sensor 57 exceeds the reference value, the control means 79 determines that the radioactive waste liquid contains tritium, supplies the radioactive waste liquid to the exhaust means 13 and releases it to the atmosphere. If the detected value of the conductivity sensor 57 does not exceed the reference value, the control means 79 determines that the radioactive waste liquid contains cobalt-60, and supplies the radioactive waste liquid to the condenser 7 to supply the reverse osmosis membrane means 9. Perform the process in. In this way, since the electrical conductivity of the radioactive liquid waste is monitored and the process is switched, an appropriate process can be performed according to the radioactive liquid waste containing cobalt-60 or the radioactive liquid waste containing tritium.

＜第４態様＞
本態様は、排気手段１３から大気へ放出される蒸気に含まれるトリチウム濃度を検出するトリチウムセンサ６１をさらに備え、前記制御手段７９は、トリチウムセンサ６１が検出したトリチウム濃度が基準値を超えている場合に、加熱手段３から排気手段１３への蒸気の供給を停止するように制御することを特徴とする。
本態様によれば、トリチウムセンサ６１が排気手段１３における蒸気のトリチウム濃度を検出し、トリチウム濃度が基準値を超えている場合、制御手段７９が排気手段１３への蒸気の供給を停止するため、高濃度のトリチウムを含む蒸気の大気放出を防止することができる。 <4th aspect>
This aspect further includes a tritium sensor 61 that detects the tritium concentration contained in the vapor released from the exhaust unit 13 to the atmosphere, and the control unit 79 has the tritium concentration detected by the tritium sensor 61 exceeding a reference value. In this case, control is performed so as to stop the supply of steam from the heating means 3 to the exhaust means 13.
According to this aspect, when the tritium sensor 61 detects the tritium concentration of the vapor in the exhaust unit 13 and the tritium concentration exceeds the reference value, the control unit 79 stops supplying the vapor to the exhaust unit 13. It is possible to prevent the release of vapor containing a high concentration of tritium into the atmosphere.

＜第５態様＞
本態様は、加熱手段３内の放射性廃液の水位を検出する水位レベル計５９をさらに備え、前記制御手段７９は、水位レベル計５９が検出した水位が基準値を超えた場合に、加熱手段３への放射性廃液１５の供給を継続するように制御することを特徴とする。
本態様によれば、水位レベル計５９が検出した水位が基準値を超えている場合に制御手段７９が加熱手段３への放射性廃液１５の供給を継続するため、放射性廃液１５が連続的に処理され、迅速な処理を行うことができる。 <5th aspect>
This aspect further includes a water level meter 59 for detecting the water level of the radioactive waste liquid in the heating means 3, and the control means 79 is provided with the heating device 3 when the water level detected by the water level meter 59 exceeds a reference value. Control is performed so that the supply of the radioactive liquid waste 15 to the water is continued.
According to this aspect, since the control means 79 continues to supply the radioactive waste liquid 15 to the heating means 3 when the water level detected by the water level meter 59 exceeds the reference value, the radioactive waste liquid 15 is continuously treated. And can be processed quickly.

＜第６態様＞
本発明の放射性廃液処理装置１００は、放射性廃液を加熱して蒸気を発生させる加熱手段３と、蒸気を冷却して凝縮することにより復水を生成する復水器７と、復水を逆浸透膜４３に供給して膜非透過の濃縮液と膜透過の透過液とに膜分離する逆浸透膜手段９と、透過液を海水に希釈して外部に排出する希釈排出手段１０と、濃縮液を加熱手段３に循環させる再循環ライン１１と、加熱手段３へ放射性廃液を供給するライン９７とは異なるライン９９に設けられ、放射性廃液をバブリングすることにより放射性物質を気体として分離する処理槽９１と、処理槽９１で分離した気体を大気へ放出する排気手段１３と、を備えることを特徴とする。
本態様によれば、放射性廃液１５を処理槽９１に供給し、処理槽９１でバブリングして廃液１５から放射性物質を気体として分離して大気放出するため、トリチウムを含む放射性廃液を処理できる。一方、放射性廃液１５を加熱手段３に供給し、逆浸透膜による膜分離を行った後、希釈して放射性物質を系外に排出するため、コバルト−６０を含む放射性廃液を処理できる。このため、トリチウムを含む放射性廃液、又はコバルト−６０を含む放射性廃液に応じて適切に処理を行うことができる。 <Sixth aspect>
The radioactive waste liquid treatment apparatus 100 of the present invention includes a heating unit 3 that generates steam by heating radioactive waste liquid, a condenser 7 that generates condensate by cooling and condensing the steam, and reverse osmosis of condensate. Reverse osmosis membrane means 9 that supplies the membrane 43 to separate the membrane-permeable concentrate and membrane-permeate permeate, dilute discharge means 10 that dilutes the permeate into seawater and discharges it outside, and concentrate Is provided in a line 99 different from the recirculation line 11 that circulates the heating means 3 and the line 97 that supplies the radioactive waste liquid to the heating means 3, and a processing tank 91 that separates the radioactive substance as a gas by bubbling the radioactive waste liquid. And an exhaust means 13 for releasing the gas separated in the treatment tank 91 to the atmosphere.
According to this aspect, since the radioactive waste liquid 15 is supplied to the processing tank 91 and bubbled in the processing tank 91 to separate the radioactive substance from the waste liquid 15 as a gas and released into the atmosphere, the radioactive waste liquid containing tritium can be processed. On the other hand, the radioactive waste liquid 15 is supplied to the heating means 3 and subjected to membrane separation using a reverse osmosis membrane, and then diluted to discharge the radioactive substance out of the system, so that the radioactive waste liquid containing cobalt-60 can be treated. For this reason, it can process appropriately according to the radioactive waste liquid containing tritium, or the radioactive waste liquid containing cobalt-60.

＜第７態様＞
本態様は、放射性廃液１５の加熱手段３への供給及び処理槽９１への供給を制御する制御手段９５と、記放射性廃液の導電率を検出する導電率センサ５７とをさらに備え、制御手段９５は、導電率センサ５７の検出値が基準値を超えている場合に、放射性廃液１５を処理槽９１に供給し、検出値が基準値を超えていない場合に、放射性廃液１５を加熱手段３に供給するように制御することを特徴とする。
本態様によれば、放射性廃液１５が高導電率の場合、廃液１５を処理槽９１に供給した後、処理槽９１でバブリングして廃液１５から放射性物質を気体として分離して大気放出する一方、放射性廃液１５が低電導率の場合、廃液１５を加熱手段３に供給し、逆浸透膜による膜分離を行って系外に排出するため、放射性廃液の導電率によって処理を切り換える。このため導電率が異なるトリチウムを含む廃液、又はコバルト−６０を含む廃液に応じて適切に処理を行うことができる。 <Seventh aspect>
This aspect further includes a control means 95 for controlling the supply of the radioactive waste liquid 15 to the heating means 3 and the supply to the treatment tank 91, and a conductivity sensor 57 for detecting the conductivity of the radioactive waste liquid. When the detected value of the conductivity sensor 57 exceeds the reference value, the radioactive waste liquid 15 is supplied to the treatment tank 91, and when the detected value does not exceed the reference value, the radioactive waste liquid 15 is supplied to the heating means 3. It controls to supply.
According to this aspect, when the radioactive liquid waste 15 has high conductivity, after supplying the liquid waste 15 to the treatment tank 91, the radioactive liquid is separated from the waste liquid 15 as a gas by bubbling in the treatment tank 91 and released into the atmosphere. When the radioactive waste liquid 15 has a low electrical conductivity, the waste liquid 15 is supplied to the heating means 3, and membrane separation using a reverse osmosis membrane is performed and discharged out of the system. Therefore, the process is switched depending on the conductivity of the radioactive waste liquid. For this reason, it can process appropriately according to the waste liquid containing the tritium from which electrical conductivity differs, or the waste liquid containing cobalt-60.

＜第８態様＞
本態様は、処理槽９１は放射性廃液１５に気体水素を吹き込むことにより放射性廃液１５から放射性物質を気体として分離することを特徴とする。
本態様によれば、トリチウムを含む蒸気の結露を懸念する必要がなくなる。 <Eighth aspect>
This aspect is characterized in that the treatment tank 91 separates radioactive substances from the radioactive waste liquid 15 as gas by blowing gaseous hydrogen into the radioactive waste liquid 15.
According to this aspect, there is no need to worry about the condensation of the vapor containing tritium.

１、１００…放射性廃液処理装置、３…加熱手段、７…復水器、９…逆浸透膜手段、１０…希釈排出手段、１１…再循環ライン、１３…排気手段、１５…廃液、１９…廃液供給ライン、２１…循環ポンプ、２３…加熱器、２５…濃縮器、２９…濃縮蒸気ライン、３１…排気ライン、３７…高圧ポンプ、５３…排気ファン、５７…導電率センサ、５９…水位レベル計、６１…トリチウムモニタ、６３…放射線測定センサ、６５…循環側電磁弁、６７…排気側電磁弁、６９、７１…一次側電磁弁、７３、７５…二次側電磁弁、７９、９５…制御手段、９１…処理槽、９３…切換電磁弁、９７…第１配管、９９…第２配管、１０１…気体排出ライン、１０３…バブリング管 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1,100 ... Radioactive waste liquid processing apparatus, 3 ... Heating means, 7 ... Condenser, 9 ... Reverse osmosis membrane means, 10 ... Dilution discharge means, 11 ... Recirculation line, 13 ... Exhaust means, 15 ... Waste liquid, 19 ... Waste liquid supply line, 21 ... circulation pump, 23 ... heater, 25 ... concentrator, 29 ... concentrated vapor line, 31 ... exhaust line, 37 ... high pressure pump, 53 ... exhaust fan, 57 ... conductivity sensor, 59 ... water level 61 ... Tritium monitor, 63 ... Radiation measurement sensor, 65 ... Circulation side solenoid valve, 67 ... Exhaust side solenoid valve, 69, 71 ... Primary side solenoid valve, 73, 75 ... Secondary side solenoid valve, 79, 95 ... Control means, 91 ... treatment tank, 93 ... switching solenoid valve, 97 ... first piping, 99 ... second piping, 101 ... gas discharge line, 103 ... bubbling tube

Claims (8)

放射性廃液を加熱して蒸気を発生させる加熱手段と、
前記蒸気を冷却して凝縮することにより復水を生成する復水器と、
前記復水を逆浸透膜に供給して膜非透過の濃縮液と膜透過の透過液とに膜分離する逆浸透膜手段と、
前記透過液を海水に希釈して外部に排出する希釈排出手段と、
前記濃縮液を前記加熱手段に循環させる再循環ラインと、
前記加熱手段から前記復水器へ蒸気を供給するラインとは異なるラインに設けられ、前記加熱手段で発生した蒸気を大気へ放出する排気手段と、を備えることを特徴とする放射性廃液処理装置。 Heating means for heating the radioactive liquid waste to generate steam;
A condenser that produces condensate by cooling and condensing the steam; and
A reverse osmosis membrane means for supplying the condensate to a reverse osmosis membrane and separating the membrane into a membrane non-permeate concentrate and a membrane permeate permeate;
Dilution discharge means for diluting the permeate into seawater and discharging it outside,
A recirculation line for circulating the concentrate to the heating means;
A radioactive waste liquid treatment apparatus comprising: an exhaust unit that is provided in a line different from a line for supplying steam from the heating unit to the condenser, and discharges the steam generated by the heating unit to the atmosphere. 前記加熱手段から前記復水器への蒸気の供給及び前記加熱手段から前記排気手段への蒸気の供給を制御する制御手段と、
前記加熱手段へ供給される放射性廃液の導電率を検出する導電率センサと、をさらに備え、
前記制御手段は、前記導電率センサの検出値に応じて、前記加熱手段から前記復水器への蒸気の供給と前記加熱手段から前記排気手段への蒸気の供給とを切り換えるように制御することを特徴とする請求項１に記載の放射性廃液処理装置。 Control means for controlling supply of steam from the heating means to the condenser and supply of steam from the heating means to the exhaust means;
A conductivity sensor for detecting the conductivity of the radioactive liquid waste supplied to the heating means,
The control means performs control so as to switch between supply of steam from the heating means to the condenser and supply of steam from the heating means to the exhaust means according to a detection value of the conductivity sensor. The radioactive liquid waste treatment apparatus according to claim 1. 前記制御手段は、前記導電率センサの検出値が基準値を超えている場合に、前記蒸気を前記加熱手段から前記排気手段に供給し、前記検出値が基準値を超えていない場合に、前記蒸気を前記加熱手段から前記復水器に供給するように制御することを特徴とする請求項２に記載の放射性廃液処理装置。   The control means supplies the steam from the heating means to the exhaust means when the detected value of the conductivity sensor exceeds a reference value, and when the detected value does not exceed the reference value, The radioactive waste liquid treatment apparatus according to claim 2, wherein steam is controlled to be supplied from the heating means to the condenser. 前記排気手段から大気へ放出される蒸気に含まれるトリチウム濃度を検出するトリチウムセンサをさらに備え、
前記制御手段は、前記トリチウムセンサが検出したトリチウム濃度が基準値を超えている場合に、前記加熱手段から前記排気手段への蒸気の供給を停止するように制御することを特徴とする請求項２に記載の放射性廃液処理装置。 A tritium sensor for detecting a tritium concentration contained in the vapor discharged from the exhaust means to the atmosphere;
The control means controls the steam supply from the heating means to the exhaust means to be stopped when the tritium concentration detected by the tritium sensor exceeds a reference value. The radioactive liquid waste processing apparatus described in 1. 前記加熱手段内の放射性廃液の水位を検出する水位レベル計をさらに備え、
前記制御手段は、前記水位レベル計が検出した水位が基準値を超えた場合に、前記加熱手段への放射性廃液の供給を継続するように制御することを特徴とする請求項２に記載の放射性廃液処理装置。 A water level meter for detecting the level of radioactive liquid waste in the heating means,
The radioactivity according to claim 2, wherein the control means performs control so as to continue supplying radioactive waste liquid to the heating means when the water level detected by the water level meter exceeds a reference value. Waste liquid treatment equipment. 放射性廃液を加熱して蒸気を発生させる加熱手段と、
前記蒸気を冷却して凝縮することにより復水を生成する復水器と、
前記復水を逆浸透膜に供給して膜非透過の濃縮液と膜透過の透過液とに膜分離する逆浸透膜手段と、
前記透過液を海水に希釈して外部に排出する希釈排出手段と、
前記濃縮液を前記加熱手段に循環させる再循環ラインと、
前記加熱手段へ放射性廃液を供給するラインとは異なるラインに設けられ、前記放射性廃液をバブリングすることにより放射性物質を気体として分離する処理槽と、
前記処理槽で分離した気体を大気へ放出する排気手段と、を備えることを特徴とする放射性廃液処理装置。 Heating means for heating the radioactive liquid waste to generate steam;
A condenser that produces condensate by cooling and condensing the steam; and
A reverse osmosis membrane means for supplying the condensate to a reverse osmosis membrane and separating the membrane into a membrane non-permeate concentrate and a membrane permeate permeate;
Dilution discharge means for diluting the permeate into seawater and discharging it outside,
A recirculation line for circulating the concentrate to the heating means;
A treatment tank that is provided in a line different from the line for supplying the radioactive waste liquid to the heating means, and separates the radioactive substance as a gas by bubbling the radioactive waste liquid;
And an exhaust means for discharging the gas separated in the treatment tank to the atmosphere. 前記放射性廃液の前記加熱手段への供給及び前記処理槽への供給を制御する制御手段と、
前記放射性廃液の導電率を検出する導電率センサと、をさらに備え、
前記制御手段は、前記導電率センサの検出値が基準値を超えている場合に、前記放射性廃液を前記処理槽に供給し、検出値が基準値を超えていない場合に、前記放射性廃液を前記加熱手段に供給するように制御することを特徴とする請求項６に記載の放射性廃液処理装置。 Control means for controlling the supply of the radioactive liquid waste to the heating means and the supply to the treatment tank;
A conductivity sensor for detecting the conductivity of the radioactive liquid waste,
When the detected value of the conductivity sensor exceeds a reference value, the control means supplies the radioactive waste liquid to the treatment tank, and when the detected value does not exceed the reference value, the radioactive waste liquid is The radioactive waste liquid treatment apparatus according to claim 6, wherein the radioactive waste liquid treatment apparatus is controlled so as to be supplied to a heating unit. 前記処理槽は、前記放射性廃液に気体水素を吹き込むことにより放射性廃液から放射性物質を気体として分離することを特徴とする請求項６又は７に記載の放射性廃液処理装置。   The radioactive waste liquid treatment apparatus according to claim 6 or 7, wherein the treatment tank separates radioactive substances as gas from the radioactive waste liquid by blowing gaseous hydrogen into the radioactive waste liquid.
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