JP6620441B2

JP6620441B2 - 放射性廃液処理装置

Info

Publication number: JP6620441B2
Application number: JP2015140420A
Authority: JP
Inventors: 岡田　誠; 誠岡田; 彰馬島
Original assignee: Chugoku Electric Power Co Inc
Current assignee: Chugoku Electric Power Co Inc
Priority date: 2015-07-14
Filing date: 2015-07-14
Publication date: 2019-12-18
Anticipated expiration: 2035-07-14
Also published as: JP2017020964A

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。

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／ｃｍ^３）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。

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。

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。

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。

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。

特開２０１３−４０８６８公報特開２０１３−９６７０１公報特開２０１５−４５９９公報

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。

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、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。

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。

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。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。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。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。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。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。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。

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。

＜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。

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。

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。

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。

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。

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／ｃｍ^３を下回り、系外４７への排出が可能となる。

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。

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。

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。

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。

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。

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、１００００ｍ^３／ｈの排気ファン５３による希釈で管理目標の５．０Ｅ−０３Ｂｑ／ｃｍ^３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６１００００ｍ^３／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。

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。

＜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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

＜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。

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。

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）。

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。

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。

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。

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。

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。

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）。

＜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。

（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。

＜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。

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。

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。

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。

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。

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。

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（Ｈ_２＋ＨＴＯ→ＨＴ＋Ｈ_２Ｏ（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。

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。

＜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。

＜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。

＜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。

＜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。

＜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。

＜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。

＜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。

＜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。

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

Claims

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、
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放射性廃液処理装置。
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１に記載の放射性廃液処理装置。
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１に記載の放射性廃液処理装置。
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１に記載の放射性廃液処理装置。
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、
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放射性廃液処理装置。
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５に記載の放射性廃液処理装置。