WO2015037734A1 - トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法 - Google Patents

トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法 Download PDF

Info

Publication number
WO2015037734A1
WO2015037734A1 PCT/JP2014/074334 JP2014074334W WO2015037734A1 WO 2015037734 A1 WO2015037734 A1 WO 2015037734A1 JP 2014074334 W JP2014074334 W JP 2014074334W WO 2015037734 A1 WO2015037734 A1 WO 2015037734A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
tritium
adsorbent
water
manganese oxide
lithium
Prior art date
Application number
PCT/JP2014/074334
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
古屋仲 秀樹
Original Assignee
Koyanaka Hideki
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Koyanaka Hideki filed Critical Koyanaka Hideki
Priority to EP14844629.7A priority Critical patent/EP3045223B1/en
Priority to US15/021,448 priority patent/US9922742B2/en
Priority to JP2015536659A priority patent/JP6371936B2/ja
Publication of WO2015037734A1 publication Critical patent/WO2015037734A1/ja

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/12Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D15/00Separating processes involving the treatment of liquids with solid sorbents; Apparatus therefor
    • B01D15/08Selective adsorption, e.g. chromatography
    • B01D15/42Selective adsorption, e.g. chromatography characterised by the development mode, e.g. by displacement or by elution
    • B01D15/424Elution mode
    • B01D15/426Specific type of solvent
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D59/00Separation of different isotopes of the same chemical element
    • B01D59/22Separation by extracting
    • B01D59/26Separation by extracting by sorption, i.e. absorption, adsorption, persorption
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01JCHEMICAL OR PHYSICAL PROCESSES, e.g. CATALYSIS OR COLLOID CHEMISTRY; THEIR RELEVANT APPARATUS
    • B01J20/00Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof
    • B01J20/02Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof comprising inorganic material
    • B01J20/06Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof comprising inorganic material comprising oxides or hydroxides of metals not provided for in group B01J20/04
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01JCHEMICAL OR PHYSICAL PROCESSES, e.g. CATALYSIS OR COLLOID CHEMISTRY; THEIR RELEVANT APPARATUS
    • B01J20/00Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof
    • B01J20/28Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof characterised by their form or physical properties
    • B01J20/28014Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof characterised by their form or physical properties characterised by their form
    • B01J20/28033Membrane, sheet, cloth, pad, lamellar or mat
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01JCHEMICAL OR PHYSICAL PROCESSES, e.g. CATALYSIS OR COLLOID CHEMISTRY; THEIR RELEVANT APPARATUS
    • B01J20/00Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof
    • B01J20/30Processes for preparing, regenerating, or reactivating
    • B01J20/34Regenerating or reactivating
    • B01J20/3433Regenerating or reactivating of sorbents or filter aids other than those covered by B01J20/3408 - B01J20/3425
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01JCHEMICAL OR PHYSICAL PROCESSES, e.g. CATALYSIS OR COLLOID CHEMISTRY; THEIR RELEVANT APPARATUS
    • B01J20/00Solid sorbent compositions or filter aid compositions; Sorbents for chromatography; Processes for preparing, regenerating or reactivating thereof
    • B01J20/30Processes for preparing, regenerating, or reactivating
    • B01J20/34Regenerating or reactivating
    • B01J20/345Regenerating or reactivating using a particular desorbing compound or mixture
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01BNON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
    • C01B4/00Hydrogen isotopes; Inorganic compounds thereof prepared by isotope exchange, e.g. NH3 + D2 → NH2D + HD
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C02TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02FTREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F1/00Treatment of water, waste water, or sewage
    • C02F1/28Treatment of water, waste water, or sewage by sorption
    • C02F1/281Treatment of water, waste water, or sewage by sorption using inorganic sorbents
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C02TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02FTREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F2101/00Nature of the contaminant
    • C02F2101/006Radioactive compounds
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C02TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02FTREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F2103/00Nature of the water, waste water, sewage or sludge to be treated
    • C02F2103/06Contaminated groundwater or leachate
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C02TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02FTREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F2103/00Nature of the water, waste water, sewage or sludge to be treated
    • C02F2103/34Nature of the water, waste water, sewage or sludge to be treated from industrial activities not provided for in groups C02F2103/12 - C02F2103/32
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C02TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02FTREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F2303/00Specific treatment goals
    • C02F2303/16Regeneration of sorbents, filters

Definitions

  • the present invention relates to a tritium adsorbent, a method for separating tritium from water, and a method for regenerating the tritium adsorbent.
  • Tritium (T) dissolves in normal water (H 2 O) as tritium ions ( 3 T + ) or isotope water (T 2 O, THO).
  • Tritium ion is an isotope of hydrogen ion ( 1 H + ), and is a radioactive element that emits ⁇ rays (electron beams) and has a half-life of 12.3 years.
  • Tritium ions ( 3 T + ) are similar in chemical properties to hydrogen ions ( 1 H + ), and therefore have the property of remaining in the body by ion exchange with the hydrogen ions that constitute DNA in the living body. . For this reason, it can be a causative substance of internal exposure and is harmful.
  • the natural abundance ratio of tritium is extremely small (a ratio of 1 in 1 ⁇ 10 18 hydrogen atoms), but is artificially generated in a nuclear fission nuclear power generation facility or a fusion reaction facility.
  • the wastewater concentration limit in accordance with Japanese laws and regulations is based on the notification that establishes the dose limit based on the regulations on the installation, operation, etc. of practical power reactors, and the radioactivity derived from tritium from sample water per liter
  • the limit value of the concentration is defined as 60,000 Bq / L (60 Bq / mL).
  • the existing tritium separation technology utilizing the difference in physical properties is a technology for separating extremely high concentration tritium from water.
  • this technology separates high-concentration tritium generated from the operation of the Canadian heavy water reactor "CANDU furnace” and the domestic new-type conversion furnace “Fugen” from water. This is nearly a million times higher than the tritium concentration of 500,000 to 5 million Bq / L, which is the concentration of tritium in radioactively contaminated water at the accident site of the Fukushima Daiichi nuclear power plant in question.
  • the existing tritium separation technology has a slow processing speed, and a small amount of tritium-containing water (tritium-contaminated water) is targeted for processing.
  • tritium is removed at a low concentration of 500,000 to 5 million Bq / L (0.14 to 1.4 ng / L) after removing multi-nuclides such as cesium and strontium.
  • the tritium concentration in the contaminated water is 0.14 to 1.4 ng / L as described above, which is a low substance concentration, but the tritium concentration (100 Bq / L) allowed by the drinking water standards in Europe. ) Is as high as 1 to 50,000 times higher. In the future, it is estimated that at least 40 years will be required until the recovery of molten core debris is completed, and during that time, a huge amount of contaminated water continues to be generated. For this reason, it is difficult to obtain an international understanding of the process of diluting the contaminated water with the water concentration limit value and releasing it to the ocean.
  • Tritium can be separated from water at low cost in the treatment of washing water generated by dismantling operations in the decommissioning process of many nuclear power plants around the world, including treatment of a large amount of contaminated water at the Fukushima Daiichi NPS. In fact, there is a growing demand for the realization of adsorbents that can be used.
  • the present invention has been made in view of the circumstances as described above, and provides a tritium adsorbent capable of separating tritium from water at low cost, a method for separating tritium from water, and a method for regenerating a tritium adsorbent.
  • the issue is to provide.
  • the tritium adsorbent of the present invention is a tritium adsorbent that separates tritium from tritium-containing water, and is composed of hydrogen having a spinel crystal structure or lithium-containing manganese oxide. It is characterized by.
  • the tritium adsorbent may be composed of an electrode having hydrogen or lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure on the surface of a conductive metal.
  • the electrode having hydrogen or lithium-containing manganese oxide having the spinel crystal structure on the surface of the conductive metal may be configured as a tritium separation membrane.
  • tritium-containing water is adsorbed with the tritium-adsorbing material by bringing acidic tritium-containing water into contact with the tritium-adsorbing material, and tritium is removed from the tritium-containing water. It is characterized by separating.
  • the tritium-containing water brought into contact with the tritium adsorbent is circulated so as to come into contact with the tritium adsorbent again, and the tritium-containing water is circulated in the tritium-containing water. You may carry out until the density
  • the tritium adsorbent adsorbing tritium may be acid-treated, and the tritium adsorbent may be eluted and recovered.
  • the method for regenerating a tritium adsorbent of the present invention regenerates the tritium adsorbent so that it can be adsorbed again by replenishing the tritium adsorbent adsorbed with tritium with hydrogen ions or lithium ions. It is characterized by that.
  • the hydrogen-containing manganese oxide adsorbent is subjected to an acid treatment, and the lithium-containing manganese oxide adsorbent is weakly alkaline lithium. It is carried out by performing treatment with ion-containing water.
  • tritium can be separated from water at low cost.
  • the tritium adsorbent of the present invention has a hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure (theoretical composition ratio based on crystallography: H x Mn 2 O 4 ; 0 ⁇ x ⁇ 1) or a spinel crystal structure.
  • Lithium-containing manganese oxide (theoretical composition ratio based on crystallography: Li x Mn 2 O 4 ; 0 ⁇ x ⁇ 1).
  • Hydrogen or lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure is, for example, J. C. Hunter, Preparation of a new crystal structure of manganese dioxide: lambda-MnO 2 , Journal of Solid State Chemistry 39 (1981) 142-147.
  • the conditions for optimizing the hydrogenation are as follows: H. Koyanaka, O. Matsubaya, Y. Koyanaka, and N. Hatta, Quantitative correlation between Li absorption and H content in Manganese Oxide Spinel ⁇ -MnO 2 , Journal of Electroanalytical Chemistry 559 (2003) 77-81.
  • Hydrogen or lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure can be synthesized, for example, by the following method.
  • the lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure is, for example, a process of mixing, firing, and refining using chemicals such as manganese carbonate such as manganese carbonate and manganese carbonate hydrate, lithium hydroxide, and the like as raw materials. Can be obtained through The hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure can be obtained through an acid treatment step in addition to the steps described above.
  • the above raw materials are mixed at room temperature. At this time, the mixture is mixed until it becomes black. As a result, crystal nuclei of lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure are generated.
  • the firing step the nuclei generated in the mixing step are grown. For example, the mixture is heated in the atmosphere at a temperature of 200 ° C. to 1000 ° C., preferably 300 ° C. to 500 ° C., more preferably 350 ° C. to 450 ° C. for about 1 hour to 10 hours.
  • the fired product obtained in the firing step is suspended in weakly alkaline pure water, and then allowed to stand for a certain time to collect the precipitate.
  • This precipitate is lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure.
  • the precipitate collected by filtration or the like may be stored in a cool and dark place in a wet state. Further, when the lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure needs to be dried, it can be dried at about 120 to 150 ° C. in the atmosphere.
  • lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure is suspended in an acidic solution such as dilute hydrochloric acid aqueous solution, and then solid-liquid separation is performed. A manganese oxide powder is obtained.
  • the hydrogen-containing manganese oxide powder having a spinel crystal structure is stored in a cool and dark place in a wet state.
  • the powder should not be dried.
  • the reason for this is that when the reaction that causes the hydrogen ions in the crystal structure to evaporate from the crystal as a result of drying treatment, the crystal structure of the adsorbent changes to the crystal structure of lambda-type manganese dioxide that does not contain ion-exchangeable hydrogen ions. As a result, the adsorptivity to tritium ions in water indicated by the adsorbent is reduced.
  • the hydrogen or lithium-containing manganese oxide having the spinel crystal structure obtained from the series of steps described above constitutes a tritium adsorbent.
  • hydrogen or lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure synthesized by a method other than that described above also constitutes a tritium adsorbent.
  • the hydrogen or lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure preferably has a primary particle size in the range of 20 to 70 nm from the viewpoint of tritium adsorption ability.
  • the firing temperature may be set in the range of 350 ° C. to 450 ° C. in the above-described firing step.
  • the tritium adsorbent may be used as hydrogen or lithium-containing manganese oxide powder having the spinel crystal structure described above, or may be used as a film structure formed of a powder and a resin binder, or as an electrode structure. .
  • a membrane structure for example, a porous membrane may be used.
  • an electrode structure it can also be comprised with the electrode which had on the surface of the electroconductive metal, for example.
  • the tritium adsorbent composed of such an electrode is configured as an electrode having a conductive metal such as platinum and lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure.
  • the lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure can be fixed on the surface of the conductive metal using a conductive paint or the like.
  • a conductive paint mixed with lithium-containing manganese oxide powder having a spinel crystal structure is applied to the surface of the conductive metal mesh and dried to make the lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure conductive. It can be fixed to the surface of the metal mesh.
  • This tritium adsorbent is composed of electrodes with hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure on the surface of the conductive metal by immersing this tritium adsorbent in a dilute acid with the conductive paint fixed to the surface of the conductive metal mesh. Can be obtained.
  • tritium adsorption / separation from tritium-containing water using tritium adsorbent powder composed of hydrogen having a spinel crystal structure or lithium-containing manganese oxide in Examples 1 and 2 described later tritium adsorption
  • a phenomenon in which manganese constituting the tritium adsorbent was eluted into the tritium-containing water was observed.
  • Such a phenomenon is considered to be due to reduction of manganese constituting the tritium adsorbent by ⁇ rays from tritium adsorbed on the spinel crystal structure.
  • the tritium adsorbent comprising the above electrode collects ⁇ -ray-derived electrons emitted from the adsorbed tritium into a conductive paint and a conductive metal, and comprises the same electrode. Therefore, the reduction of manganese constituting the adsorbent can be suppressed.
  • the tritium adsorbent composed of electrodes can reduce the elution of manganese from the adsorbent by being connected to the ground, so that it can be expected to have a long life as a tritium adsorbent.
  • the tritium adsorbent composed of electrodes was brought into contact with tritium-containing water by soaking it in tritium-containing water, and after adsorbing tritium, the same electrode was obtained by pulling up from the tritium-containing water.
  • the adsorbent can be easily recovered from the tritium-containing water.
  • the adsorbent composed of electrodes allows for easy separation of tritium-containing water and tritium adsorbent, so that the powder-like adsorbent is separated from tritium-containing water by solid-liquid separation using a centrifugal method or the like.
  • the solid-liquid separation can be performed easily and quickly without missing the timing when the tritium concentration of the tritium-containing water to be treated is reduced. Further, the tritium adsorbent after adsorbing tritium is brought into contact with dilute acid, and the tritium adsorbed on the adsorbent is replenished with hydrogen ions while eluting the dilute acid. By repeating the contacting operation, it is possible to perform a treatment for adsorbing and removing tritium from the tritium-containing water stepwise in a short time.
  • the tritium adsorbent composed of the same electrode is placed as an electrode film that separates the tritium-containing water tank from the dilute acid aqueous solution tank, so that tritium is transferred and separated from the tritium-containing water into the dilute acid aqueous solution through the electrode film. It is also possible to do.
  • the tritium adsorbent of this embodiment is used as a conventional means for separating tritium from water using the slight difference in boiling point and mass between water (H 2 O) and isotope water (T 2 O, THO).
  • H 2 O water
  • T 2 O, THO isotope water
  • it is a chemical adsorption means that does not require a complicated reaction apparatus and does not require addition of energy such as heat and electricity, and is inexpensive. Therefore, it is simple and inexpensive to separate tritium from a large amount of contaminated water containing tritium at a concentration of about 10 6 Bq / L, which is difficult to realize by the conventional method for treating high concentration tritium. Can be realized.
  • the tritium adsorption mechanism by the tritium adsorbent of the present embodiment includes an adsorption reaction of tritium ions ( 3 T + ) on the adsorbent and tritium generated on the surface of the adsorbent mainly composed of manganese oxide having high oxidizing power. This is considered to be based on the adsorption of tritium ions ( 3 T + ) generated from the oxidation reaction (OT ⁇ ⁇ 3 T + + 2e ⁇ + (1/2) O 2 ) of the hydroxide ions (OT ⁇ ). Generally, since the ionization degree of water molecules is extremely low, tritium in water is not ions but most of them exist as water molecules (T 2 O, THO).
  • This adsorbent promotes the dissociation reaction of tritium water molecules (T 2 O, THO) by adsorbing both 3 T + and OT ⁇ in tritium-containing water (for example, T 2 O ⁇ 3 T + + OT -, THO ⁇ H + + OT -, THO ⁇ 3 T + + OH -).
  • T 2 O ⁇ 3 T + + OT -, THO ⁇ H + + + OT -, THO ⁇ 3 T + + + OH - tritium-containing water
  • the present invention supports the adsorption mechanism in which the dissociation reaction of water molecules containing tritium is promoted by the present adsorbent and the tritium in water is captured as tritium ions by the present adsorbent. ing.
  • the spinel crystal structure constituting the tritium adsorbent has hydrogen ions (H + ) and deuterium having a smaller ion radius than other component ions. Since only ions (D + ), lithium ions (Li + ), and tritium ions ( 3 T + ) can enter, tritium ions ( 3 T + ) are selectively adsorbed from water in which other components coexist. It can be expected that it can be separated.
  • tritium adsorbent it is considered that tritium ions in water are adsorbed based on the ion exchange reaction described in the following chemical formulas (1), (2), and (3).
  • Chemical formulas (1) and (2) represent hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure (H x Mn 2 O 4 ). Is a reaction using lithium-containing manganese oxide (Li x Mn 2 O 4 ) having a spinel crystal structure as a tritium adsorbent.
  • the symbol x represents the molar ratio of hydrogen ions or lithium ions contained in the adsorbent to other components
  • y represents the molar ratio of tritium adsorbed on the adsorbent to other components.
  • This extra electron that prevents charge neutrality is the cause of reducing dissolution of manganese in the adsorbent together with beta ray-derived electrons generated from tritium when adsorbent is applied as powder to tritium-containing water. Conceivable.
  • These extra electrons are discharged to ground by configuring the present adsorbent as an electrode. For this reason, when this adsorbent is comprised as an electrode, melt
  • the above-described tritium adsorbent is brought into contact with tritium-containing water.
  • the pH of the tritium-containing water is then adjusted to acidic as described below.
  • tritium in the tritium-containing water can be adsorbed by the adsorbent, and the tritium concentration in the tritium-containing water can be reduced.
  • the pH of the tritium-containing water is preferably 4.0 or more and less than 7.0. This is because when the pH of the tritium-containing water is strong acidity of 1 to 2, the hydrogen ion (H + ) concentration on the right side in the chemical formula (1) is high, so the tritium adsorption reaction proceeds according to the chemical formula (1). Hateful.
  • the pH of the tritium-containing water is 4.0 or more and less than 7.0. It is preferable to adjust to. More preferably, it is desirable to adjust to 5.5 or more and 6.5 or less.
  • lithium ions (Li + ) contained in the adsorbent and tritium ions in water are used.
  • the ion exchange of ( 3 T + ) decreases the tritium concentration in the tritium-containing water.
  • the pH of the tritium-containing water is strongly acidic of 1 to 2
  • lithium ions contained in the adsorbent (Li x Mn 2 O 4 ) are immediately replaced with hydrogen ions (H + ).
  • the chemical composition of the adsorbent changes to a hydrogen-containing manganese tritium oxide adsorbent (H x Mn 2 O 4 ). Therefore, in order to promote ion exchange between lithium ions in the adsorbent and tritium ions in the water based on the chemical formula (3), the adsorbent (pH) is weakly acidic under 4.0 to less than 7.0. by applying a Li x Mn 2 O 4), while suppressing the change to the hydrogen-containing manganese oxide (H x Mn 2 O 4) a lithium-containing manganese oxide (Li x Mn 2 O 4), the above formula ( The reaction 3) is preferably the main reaction for tritium adsorption.
  • the lithium-containing manganese tritium oxide adsorbent (Li x Mn 2 O 4 ) contains lithium at a high concentration of about 30 mg / g or more in the solid phase. Since ions are included, the ion exchange reaction for tritium ions proceeds with the elution of lithium from the adsorbent. At that time, since lithium ions do not move to the solid phase of the adsorbent from the liquid phase, selective adsorption to tritium ions occurs rather than lithium ions.
  • tritium-containing water which is the water to be treated
  • contains lithium ions higher adsorption of tritium can be expected compared to a tritium adsorbent having hydrogen-containing manganese oxide.
  • the pH of tritium-containing water is 7.0 or more
  • the pH of the tritium-containing water is 4.0 or more and less than 7.0. It is preferable to adjust to. More preferably, it is desirable to adjust to 4.0 or more and 6.0 or less.
  • tritium ions when tritium ions are adsorbed using the tritium adsorbent (H x Mn 2 O 4 or Li x Mn 2 O 4 ) of the present invention, hydrogen contained in the solid phase of the tritium adsorbent is used. Reaction in which tritium moves and adsorbs from the liquid phase to the solid phase by chemical ion exchange of ions (H + ) or lithium ions (Li + ) with tritium ions ( 3 T + ) in tritium-containing water. Is used. For this reason, as the adsorption of tritium ions proceeds, the amount of hydrogen ions or lithium ions contained in the solid phase of the adsorbent gradually decreases while leaching into the water.
  • the adsorbent H x Mn 2 O 4 , or Li x Mn 2 O 4
  • the adsorptivity of tritium ions is recovered by replenishing the adsorbent with hydrogen ions or lithium ions from the outside.
  • Adsorption of tritium in water by using an electroded tritium adsorbent (H x Mn 2 O 4 ) as an ion exchange membrane and always replenishing hydrogen ions by placing it between tritium-containing water and dilute acid aqueous solution A method for maintaining the above is preferably considered.
  • the acid treatment for example, a small amount of dilute acid such as dilute hydrochloric acid, dilute sulfuric acid, dilute nitric acid is added to the tritium adsorbent.
  • dilute acid such as dilute hydrochloric acid, dilute sulfuric acid, dilute nitric acid
  • tritium ions are eluted from the tritium adsorbent, and the used tritium adsorbent (that is, the adsorbent with a reduced content of hydrogen ions) is resupplemented with hydrogen ions, and the tritium adsorbent (H x Mn 2 O 4 ) can be played as.
  • tritium adsorbent having adsorbed tritium a (Li xy T y Mn 2 O 4), is contacted with an aqueous solution containing weakly alkaline lithium ion.
  • tritium ions are eluted from the tritium adsorbent adsorbed with tritium into the same aqueous solution containing lithium ions, and lithium ions are added to the used tritium adsorbent (that is, the adsorbent with reduced lithium ion content). It can be replenished and regenerated as a tritium adsorbent (Li x Mn 2 O 4 ).
  • a tritium adsorbent composed of lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure and a tritium adsorbent composed of hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure were synthesized.
  • ⁇ Baking> The mixed powder is heated in the atmosphere at 390 ° C. for 6 hours using an electric furnace (FO-410 manufactured by YAMATO), and then cooled to room temperature.
  • the powder after natural cooling is suspended in an appropriate amount of ion-exchanged pure water in a container such as a beaker, and the powder is aggregated by applying ultrasonic waves through the wall of the container such as a beaker. Since unreacted manganese carbonate has a low specific gravity, it remains turbid in the supernatant of ion-exchanged pure water, and lithium-containing manganese oxide having a high specific gravity and a spinel crystal structure precipitates at the bottom of the container. After standing for a certain period of time, the supernatant manganese carbonate is removed using an aspirator or the like, and a lithium-containing manganese oxide powder having a precipitated spinel crystal structure is recovered.
  • ⁇ Storage> Store lithium-containing manganese oxide powder having a spinel crystal structure recovered by filtration or the like in a cool and dark place in a wet state. When the drying process is necessary, the drying process is performed at about 120 ° C. for 12 hours.
  • the chemical composition of lithium-containing manganese oxide and hydrogen-containing manganese oxide obtained by this synthesis method is as follows: H. Koyanaka, O. Matsubaya, Y. Koyanaka, and N.
  • a tritium adsorbent composed of hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure with a primary particle size of 20 to 70 nm and a tritium adsorbent composed of lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure were obtained.
  • X-ray diffraction patterns of the obtained hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure and lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure are shown in the upper and lower parts of FIG. 1, respectively.
  • the diffraction pattern for the hydrogen-containing manganese oxide shown in the upper part is slightly shifted to the high angle side compared to the diffraction pattern for the lithium-containing manganese oxide shown in the lower part.
  • FIG. 2 shows a transmission electron micrograph of lithium-containing manganese oxide having the above.
  • the difference in the primary particle diameter obtained by changing the firing temperature can be compared.
  • “RT” in FIG. 2 indicates room temperature.
  • FIG. 3 shows an X-ray diffraction pattern of each lithium-containing manganese oxide shown in FIG.
  • FIG. 3 shows an X-ray diffraction pattern of each lithium-containing manganese oxide shown in FIG.
  • the size of the primary particles obtained becomes smaller as the firing temperature is lower.
  • the specific surface area value increases, and thus chemical reactivity increases.
  • fine primary particles are obtained compared to the adsorbent baked at 390 ° C. when the calcination temperature is 200 ° C. or in the case of room temperature synthesis in which baking is not performed only by mixing raw materials.
  • the proportion of the surface of the primary particles which are too fine is higher than the proportion of the bulk, the influence of the amorphous structure on the surface where the crystal structure is disturbed increases. For this reason, the adsorbent baked at 390 ° C. has better tritium adsorption ability derived from the spinel crystal structure.
  • the specific surface area of the adsorbent calcined at 390 ° C. was measured to be about 33 m 2 / g by the nitrogen gas adsorption method.
  • lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure obtained by firing at 1000 ° C. not only has a small specific surface area, but also has a remarkable ion exchange reactivity between lithium ions in the crystal and hydrogen ions in the liquid phase. descend.
  • a liquid scintillation counter Liquid Scintillation Analyzer TRI-CARB 2100TR PACKARD (USA) was used.
  • a surfactant Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS
  • a fluorescent agent that emits ⁇ -rays as a scintillator
  • concentration was measured.
  • 1 mL of distilled water used in the experiment was pretreated in the same manner to measure the radioactivity derived from tritium, and 1.1 Bq / mL was detected.
  • Hydrogen-containing manganese oxide (H 1.35 Mn 2 O 4.1 ) having a spinel crystal structure in a wet state was recovered (120 ° C.) on glass fiber filter paper (GS-25 manufactured by ADVANTEC) by filtration under reduced pressure from 0.5 M dilute hydrochloric acid. And 0.5 g when dried for 5 hours).
  • This hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure in a wet state was suspended in 100 mL of the above-described experimental tritium-containing water having a radioactivity concentration of 5606.87 Bq / mL and kept for 10 minutes while stirring with a magnetic stirrer. .
  • the pH of the experimental tritium-containing water was changed from the initial value pH 5.61 before the adsorbent suspension to 2.96 immediately after the suspension.
  • dropwise addition of the aqueous sodium hydroxide solution was started, and while maintaining the pH of the experimental tritium-containing water between 5.75 and 5.91, the pH was 5.8 after 10 minutes from the start of the dropwise addition of sodium hydroxide.
  • a sample of tritium-containing water containing 2 mL of laboratory water was filtered from the suspension using an ADVANTEC filtration instrument (DISMIC-25AS) equipped with a glass fiber filter of the type that is attached to a lock syringe syringe.
  • the reduced concentration of radioactivity for 1 mL of sample was obtained as 1745.75 Bq / mL. Therefore, in 100 mL of the experimental tritium-containing water, the tritium having a radioactivity of 174575 Bq is absorbed from the liquid phase of the experimental tritium-containing water by the adsorption effect of the hydrogen-containing manganese oxide adsorbent having a spinel crystal structure. Moved to. Therefore, it was found that 174575 Bq was adsorbed in about 20 minutes per 0.5 g of the dry weight of the adsorbent.
  • the maximum adsorption rate of tritium radioactivity per gram dry weight of the adsorbent reached 349150 Bq / g, confirming the high tritium adsorption ability of the adsorbent.
  • the radioactivity value reduced by adsorption is converted to the number of moles of tritium by the following formula (4), it is 0.325 ⁇ 10 ⁇ 9 moL. Therefore, the mass of adsorbed tritium was obtained as 0.975 ng by multiplying the number of moles of tritium by the same number of moles.
  • -dN / dt is the number of decays per second of tritium (Bq); ln is the natural logarithm symbol; T is the tritium half-life 12.32 (years); and N is the tritium Represents the number of atoms.
  • the tritium-containing water for the experiment was kept at a pH of 5.70 to 5.92 and stirred for 100 minutes after the initial addition of sodium hydroxide.
  • the water containing experimental tritium was sampled in the same manner as described above, and the radioactivity concentration was measured.
  • the change in radioactivity concentration for each 1 mL sample shown in FIG. Obtained.
  • FIG. 4 suggests that the adsorbed tritium elutes again in the experimental tritium-containing water after the lapse of 20 minutes, compared to the decreasing tendency of the radioactivity concentration until the lapse of 20 minutes.
  • the reason for this is that tritium ions adsorbed in the crystal structure emit ⁇ -rays (electron beams) while reducing manganese to highly divalent manganese ions, and the ion-exchangeable hydrogen ions contained in the adsorbent. Is considered to be due to the lack of tritium ions to move from the liquid phase to the solid phase of the adsorbent after 20 minutes.
  • a liquid scintillation counter Liquid Scintillation Analyzer TRI-CARB 2100TR PACKARD (USA) was used.
  • a surfactant Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS
  • a fluorescent agent that emits ⁇ -rays as a scintillator
  • reagents 0.01M, 0.1M, 0.5M, 1M dilute hydrochloric acid aqueous solution, and reagents 0.01M, 0.1M, 0.5M, 1M sodium hydroxide aqueous solution were used.
  • a pH meter (HORIBA pH / DO meter, D-55 glass electrode type 9678) and pH test paper were used for measurement of pH and water temperature.
  • a loaded ADVANTEC filtration instrument (DISMIC-25AS)
  • 2 mL of a sample of water containing experimental tritium was filtered, and 10 mL of the above surfactant was added to 1 mL precisely weighed and separated from 2 mL of the sample.
  • the radioactivity concentration was measured with a liquid scintillation counter. The results obtained from the above experiment are shown in FIG. In FIG.
  • FIG. 6 shows the result of experimentally confirming the effect of the drying treatment on the hydrogen-containing manganese oxide adsorbent before adding to the tritium-containing water on the tritium adsorption by comparing the reduction rate of the tritium concentration. That is, three types of powder samples were prepared for the hydrogen-containing manganese oxide adsorbent powder (0.5 g) with no drying treatment, drying at 100 ° C. for 4 hours, and drying treatment at 100 ° C. for 16 hours. The change in the decrease rate of tritium concentration when applied to tritium-containing water under the conditions was compared. As is apparent from the results shown in FIG. 6, the hydrogen-containing manganese oxide samples dried at 100 ° C.
  • Example 1 In order to confirm that the tritium adsorption effect described in Example 1 above is a function unique to hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure and lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure. Manganese oxide having a crystal structure other than the spinel crystal structure was tested as a tritium adsorbent.
  • FIG. 1 In order to confirm that the tritium adsorption effect described in Example 1 above is a function unique to hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure and lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure.
  • Manganese oxide having a crystal structure other than the spinel crystal structure was tested as a tritium adsorbent.
  • Example 7 shows an X-ray diffraction pattern
  • a tritium adsorption experiment similar to that in Example 1 was performed using 0.5 g of each of the above as comparison targets.
  • Tritium-containing water (initial pH 5.68, water temperature 24.5 ° C., initial radioactivity concentration 5509 Bq / mL), and (initial pH 5.63, 25.5 ° C., initial radioactivity concentration 5644 Bq / mL) were prepared, Manganese dioxide having a ramsdelite type crystal structure and commercially available manganese dioxide in which many crystal structures were mixed were tested.
  • beta-type manganese dioxide the experiment was performed under the conditions of an initial radioactivity concentration of 2510 Bq / mL, an initial pH of 5.85, and a water temperature of 25.0 ° C.
  • the pH of the experimental tritium-containing water was maintained at pH 5.50 to 5.98 by dropwise addition of an aqueous sodium hydroxide solution while stirring with a magnetic stirrer as in Example 1.
  • Tritium-containing water for experimental use was filtered and sampled at the time when 10 minutes, 20 minutes, and 30 minutes passed from the start of pH adjustment, and the change in radioactivity concentration was examined in the same manner as in Example 1.
  • the experimental results are shown in FIG.
  • Manganese oxides tested as comparative objects show only a decrease of about 66 Bq / mL from the initial radioactivity concentration.
  • the adsorptivity to tritium is strongly dependent on the crystal structure, and is based on the characteristics unique to the hydrogen-containing manganese oxide having the spinel crystal structure described in Example 1 and the lithium-containing manganese oxide having the spinel crystal structure. It was confirmed.
  • a lithium-containing manganese oxide powder (chemical composition: Li 1.15 Mn 2 O 4.6 ) having a spinel crystal structure showing an X-ray diffraction pattern in the lower part of FIG. 1 is dried in an air dryer (WFO-401 manufactured by EYELA) in the atmosphere. The inside was kept at 120 ° C. and dried for 12 hours. As shown in FIG. 9A, 0.1 g of the dried adsorbent powder is mixed with a conductive paint on a surface of platinum mesh (size 5 cm ⁇ 2 cm ⁇ 0.16 mm, 100 mesh) A 4 cm ⁇ 2 cm. And kept at 150 ° C. in the air in a drier for 3 hours.
  • a platinum electrode B carrying a lithium-containing manganese oxide powder (PMOS) having a spinel crystal structure on the surface with a thickness of 0.3 mm could be produced.
  • the electrode is shown in FIG. 9 (a).
  • the conductive paint used was paint XC-12 in which a carbon filler was mixed with an epoxy resin manufactured by Fujikura Kasei.
  • a surfactant Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS
  • a fluorescent agent that emits light with ⁇ rays as a scintillator was added.
  • the sample to which the scintillator was added was measured for the radioactivity concentration derived from tritium contained in 1 mL of the sample using a liquid scintillation counter.
  • Reagents 0.01 M, 0.1 M, and 0.5 M sodium hydroxide aqueous solution were used for pH adjustment of 100 mL of experimental tritium-containing water.
  • a pH meter HORIBA pH / DO meter, D-55 glass electrode type 9678
  • pH test paper were used for measurement of pH and water temperature.
  • a platinum mesh electrode in which 0.1 g of dry treatment powder of lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure was fixed to the surface with a conductive paint was prepared, and 40 mL was prepared.
  • This acid treatment removes lithium ions from lithium-containing manganese oxide having a spinel crystal structure, and platinum carrying a hydrogen-containing manganese oxide having a spinel crystal structure (chemical composition: H 1.35 Mn 2 O 4.1 ) on the surface.
  • a mesh electrode was obtained. As shown in FIG.
  • the platinum mesh electrode carrying the hydrogen-containing manganese oxide on the surface was immersed in 100 mL of tritium-containing water. While maintaining the pH of the tritium-containing water at 5.5 to 6.0 by dropwise addition of the reagent sodium hydroxide aqueous solution, the tritium-containing water is stirred with a magnetic stirrer using a Teflon-coated stir bar. Each time, a 1.2 mL sample was collected from the tritium-containing water, and the change in radioactivity concentration in 1.0 mL collected from the collected sample was measured. In this experiment, as shown in FIG. 9C, the electrode was electrically grounded through a copper wire throughout the experiment. Further, the value of a minute current flowing from the electrode to the ground was measured with a minute current meter DSM-8104 manufactured by Hioki Electric.
  • Example 2 in which about 0.1 g of the adsorbent was applied as an electrode, the maximum tritium adsorption amount per unit weight of the adsorbent was Example 1 using 0.5 g of the powder adsorbent. The result was maintained at the same level as in the case of. Furthermore, in the experiment of Example 1, the coloring of the test water due to the elution of manganese observed at pH 6 or higher was not observed in this Example 2 in which the adsorbent was applied after forming an electrode. This was considered to be the effect of preventing reduction and elution of manganese constituting the adsorbent by letting the ⁇ -ray-derived electrons emitted from the adsorbed tritium escape to the ground.
  • the lifetime of the adsorbent can be extended as compared with the case where the adsorbent is applied as a powder.
  • a current of minus several hundred picoamperes (a negative value is displayed because of a current value based on the flow of electrons toward the ground) was intermittently observed before the tritium concentration decreased.
  • This current is considered to have captured the discharge from the tritium adsorption electrode composed of this adsorbent, conductive paint and platinum mesh to earth.
  • the electrode on which tritium was adsorbed by the above experiment was immersed in 40 mL of dilute hydrochloric acid having a concentration of 0.5 M shown in FIG. 9B for 10 minutes to adsorb the adsorbent, so that tritium was eluted into the dilute acid. It was confirmed by measurement with a scintillation counter that the amount of tritium eluted in the diluted hydrochloric acid corresponds to about 10% of the amount of adsorption.
  • the electrode in which tritium was desorbed by immersion in the above diluted hydrochloric acid for 10 minutes was again brought into contact with the residual liquid after the end of the experiment in the experimental system of FIG.
  • immersion in tritium-containing water (10 minutes) tritium desorption by acid treatment and replenishment of hydrogen ions (10 minutes)
  • immersion again in tritium-containing water (10 minutes) The results shown in 2nd and 3rd in FIG. 10 were obtained.
  • the tritium concentration was reduced from the initial concentration of 3575 Bq / mL to 3043 Bq / mL by 532 Bq / mL by repeating the adsorption treatment for 10 minutes three times for the same tritium-containing water.
  • FIG. An acrylic wall having an area (1 cm ⁇ 1 cm) in which a hydrogen-containing manganese oxide adsorbent (chemical composition: H 1.35 Mn 2 O 4.1 ) having a spinel crystal structure that is an electrode of a transparent acrylic water tank is in contact with tritium-containing water
  • a hydrogen-containing manganese oxide adsorbent chemical composition: H 1.35 Mn 2 O 4.1
  • the left tank was filled with 100 mL of tritium-containing water
  • the right tank was filled with 40 mL of diluted hydrochloric acid (manufactured by Wako Pure Chemical Industries).
  • the time-dependent changes in the radioactivity concentration of tritium in tritium-containing water and dilute hydrochloric acid filled in these two tanks were examined.
  • a liquid scintillation counter Liquid Scintillation Analyzer TRI-CARB 2100TR PACKARD (USA) was used. 10 mL of a surfactant (Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS) containing a fluorescent agent that emits light with ⁇ rays as a scintillator is added to 1 mL of a sample containing water for experimental tritium and dilute hydrochloric acid. The radioactivity concentration was measured. To adjust the pH of the tritium-containing water for the experiment, a reagent 0.1M sodium hydroxide aqueous solution was used.
  • a pH meter HORIBA pH / DO meter, D-55 glass electrode type 9678
  • pH test paper were used for measurement of pH and water temperature.
  • 1 mL of distilled water used in the experiment was pretreated in the same manner to measure the radioactivity derived from tritium, and 1.0 Bq / mL was detected. For this reason, in this radioactivity measurement method, it was confirmed that 1.0 Bq / mL is the lower limit of detection of radioactivity derived from tritium added for experiments.
  • lithium-containing manganese oxide (chemical composition: Li 1.15 Mn 2 O 4.6 ) having a spinel crystal structure whose X-ray diffraction pattern is shown in the lower part of FIG. 1 was dried with a dryer (WFO-401 manufactured by EYELA). ) And kept at 120 ° C. in the atmosphere for 12 hours.
  • 0.1 g of the dried adsorbent powder (Li 1.15 Mn 2 O 4.6 ) was applied to a surface of a platinum mesh (size 5 cm ⁇ 2 cm ⁇ 0.16 mm, 100 mesh) 4 cm ⁇ 2 cm with a conductive paint. It mixed and apply
  • a platinum electrode carrying a lithium-containing manganese oxide powder having a spinel crystal structure on the surface with a thickness of 0.3 mm was produced (FIG. 9A).
  • the paint XC-12 in which the carbon filler was mixed with the epoxy resin made from Fujikura Kasei Co., Ltd. was used for the conductive paint.
  • the surface of the electrode is exposed to 1 cm 2 , sandwiched between a waterproof seal made of a silicon rubber film having a thickness of 0.5 mm and an acrylic plate, and this is adhered and fixed to an acrylic wall, whereby the experimental acrylic tank shown in FIG. An acrylic wall was constructed that separated the two layers. In order to prevent water leakage, each seam of the acrylic tank was coated with a silicon sealer and dried for 2 days.
  • the adsorbent made into an electrode was grounded to the earth through a copper wire. 24 hours before the start of the experiment, two acrylic tanks were filled with 0.5 M dilute hydrochloric acid, and lithium was eluted from the lithium-containing manganese oxide on the electrode surface separating the two layers to obtain hydrogen-containing manganese oxide (chemical composition: changing the composition H 1.35 Mn 2 O 4.1).
  • FIG. 12 shows the experimental results.
  • FIG. 12 (a) shows the change in tritium concentration of tritium-containing water
  • FIG. 12 (b) shows the change in tritium concentration in 0.5M dilute hydrochloric acid.
  • FIG. 12A shows that the tritium concentration in the tritium-containing water decreased by 480.3 Bq / mL from the initial concentration of 4396.4 Bq / mL to 3916.1 Bq / mL after 60 minutes. Since 100 mL of tritium-containing water was used in the experiment, it was found that 48030 Bq of tritium was adsorbed on the electrode film tested in this experiment.
  • the tritium concentration in 0.5 M dilute hydrochloric acid separated by the electrode film was different from the tritium-containing water side and increased without increasing or decreasing.
  • This increase in the tritium concentration in 0.5 M dilute hydrochloric acid is considered to be a result of the tritium absorbed in the electrode film moving to the dilute hydrochloric acid side through the electrode film.
  • hydrogen ions are supplied from the dilute hydrochloric acid tank side to the hydrogen-containing manganese oxide electrode film installed between the two tanks, and according to the concentration gradient of hydrogen ions formed in the electrode film. It is considered that hydrogen ions are supplied to the electrode film surface on the tritium-containing water tank side.

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Hydrology & Water Resources (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Water Supply & Treatment (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

 トリチウム吸着材を提供する。 スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンを、トリチウム含有水からトリチウムを捕集するトリチウム吸着材とし、トリチウムを水から安価に分離することを可能とする。

Description

トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法
 本発明は、トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法に関する。
 トリチウム(T)は、トリチウムイオン()や同位体水(TO、THO)として通常の水(HO)の中に溶解する。トリチウムイオンは水素イオン()の同位体であり、β線(電子線)を発する半減期12.3年の放射性元素である。また、トリチウムイオン()は、水素イオン()と化学的な性質が類似するため、生物の体内においてDNAを構成する水素イオンとイオン交換することで体内に留まる性質を有する。このため、内部被曝の原因物質と成り得、有害である。
 トリチウムの天然存在比は、極めて微量(水素原子1×1018個に一個の割合)であるが、人工的には核分裂型原子力発電施設や、核融合反応施設において生成される。このため、日本の法規制による排水濃度限度は実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示おいて、1リットルあたりのサンプル水からのトリチウム由来の放射能濃度の限度値として6万Bq/L(60Bq/mL)と定められている。
 通常、水中からトリチウムを分離するためには、水(HO)とは異なる同位体水(TO、THO)の沸点や質量など物理的性質の違いを利用する。これら従来の手法は、例えば、 Vasaru, G. Tritium Isotope Separation 1993, CRC Press, Chap. 4-5、Villani, S. Isotope Separation 1976, Am. Nuclear Soc., Chap. 9、Gould, R.F. Separation of Hydrogen Isotopes 1978, Am. Nuclear Soc., Chap. 9等に解説されている。
 しかしながら、物理的な性質の違いを利用した既存のトリチウム分離技術は極めて高濃度のトリチウムを水中から分離する技術である。例えば、カナダ型重水炉「CANDU炉」や国内の新型転換炉「ふげん」の運転に伴って生成された高濃度のトリチウムを水中から分離する技術であり、そのトリチウム濃度は、現在その処理が問題になっている福島第一原子力発電所の事故現場における放射性汚染水中のトリチウム濃度である50万~500万Bq/Lに比べて百万倍近く高い。しかも、既存のトリチウム分離技術は処理速度が遅く、少量のトリチウム含有水(トリチウム汚染水)を処理対象としている。
 福島第一原子力発電所の事故現場では、セシウムやストロンチウムなどをはじめとする多核種を除去した後に50万~500万Bq/L(0.14~1.4ng/L)の低濃度でトリチウムを含む40万トン以上にもおよぶ膨大な量の放射性汚染水が現時点で発生しており、高濃度かつ少量のトリチウム汚染水を処理対象としている従来の手法を用いて同汚染水からトリチウムを除去することは、処理効率の点で技術的にも経済的にも極めて困難な状況にある。また、同汚染水中のトリチウム濃度は、上述の様に0.14~1.4ng/Lと物質濃度としては低濃度であるが、欧州における飲料水基準で許容されているトリチウム濃度(100Bq/L)の1~5万倍にも達する高濃度である。今後、溶融した炉心のデブリの回収が終わるまでに少なくとも40年が必要と見積もられており、その間、新たに膨大な汚染水が発生し続けるとされている。このため、同汚染水を排水濃度規制値まで水で希釈して海洋に放流する処理に対して国際的な理解を得る事が困難である。
 福島第一原子力発電所における大量の汚染水処理をはじめとして、世界中で多くの原子力発電所における廃炉工程においても解体作業に伴って発生する洗浄水の処理において、トリチウムを水から安価に分離することを可能とする吸着材の実現に対する要請が高まりつつあるのが実情である。
 本発明は、以上のとおりの事情に鑑みてなされたものであり、トリチウムを水から安価に分離することを可能とするトリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法を提供することを課題としている。
 上記の課題を解決するために、本発明のトリチウム吸着材は、トリチウム含有水からトリチウムを分離するトリチウム吸着材であって、スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンで構成されることを特徴とする。
 このトリチウム吸着材においては、前記スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンを導電性金属の表面に有した電極で構成されていてもよい。
 このトリチウム吸着材においては、前記スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンを導電性金属の表面に有した電極を、トリチウムの分離膜として構成されていてもよい。
 また、本発明のトリチウムの分離方法は、前記トリチウム吸着材に酸性のトリチウム含有水を接触させることによって、前記トリチウム含有水中のトリチウムを前記トリチウム吸着材で吸着して、前記トリチウム含有水からトリチウムを分離することを特徴とする。
 この水中からのトリチウムの分離方法において、前記トリチウム吸着材に接触させたトリチウム含有水を再び前記トリチウム吸着材に接触させるように循環させ、前記トリチウム含有水の循環は前記トリチウム含有水に含まれるトリチウム由来の放射能の濃度が基準値以下になるまで行ってもよい。
 この水中からのトリチウムの分離方法において、トリチウムを吸着した前記トリチウム吸着材を酸処理して、前記トリチウム吸着材からトリチウムを溶出させて回収してもよい。
 また、本発明のトリチウム吸着材の再生方法は、トリチウムを吸着した前記トリチウム吸着材に水素イオンまたはリチウムイオンを補充することによって、再びトリチウムの吸着が可能な状態に、前記トリチウム吸着材を再生することを特徴とする。
 前記トリチウム吸着材に水素イオンまたはリチウムイオンを補充する方法としては、水素含有酸化マンガン吸着材に対しては酸処理を施すことによって実施され、リチウム含有酸化マンガン吸着材に対しては弱アルカリ性のリチウムイオン含有水によって処理を施すことによって実施されることを特徴とする。
 本発明によれば、トリチウムを水から安価に分離することができる。
トリチウム吸着材のX線回折パターンである。 リチウム含有トリチウム吸着材の透過型電子顕微鏡写真である。 焼成温度が異なるリチウム含有トリチウム吸着材のX線回折パターンである。 水素含有酸化マンガン吸着材粉末によるトリチウム濃度変化である。 リチウム含有酸化マンガン吸着材粉末によるトリチウム濃度変化である。 水素含有酸化マンガン吸着材粉末に対する乾燥処理がトリチウムの吸着に与える影響である。 スピネル型以外の結晶構造をもつ酸化マンガンのX線回折パターンである。 スピネル型以外の結晶構造をもつ酸化マンガン粉末によるトリチウム濃度変化である。 電極で構成されるトリチウム吸着材の一実施形態を示した模式図である。 水素含有酸化マンガン電極による水中のトリチウム濃度変化である。 電極膜で構成されるトリチウム吸着材の一実施形態を示した模式図である。 水素含有酸化マンガン電極膜による水中のトリチウム濃度変化である。
 本発明のトリチウム吸着材は、スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン(結晶学に基づく理論組成比:HMn;0<x≦1である)、又は、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン(結晶学に基づく理論組成比:LiMn;0<x≦1である)で構成される。
 スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンは、例えば、J. C. Hunter, Preparation of a new crystal structure of manganese dioxide: lambda-MnO2, Journal of Solid State Chemistry 39 (1981) 142-147.や、その水素化を最適にするための条件が、H. Koyanaka, O.Matsubaya, Y.Koyanaka, and N.Hatta, Quantitative correlation between Li absorption and H content in Manganese Oxide Spinel λ-MnO2, Journal of Electroanalytical Chemistry 559 (2003) 77-81.などで報告されている。スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンは、例えば、次の方法で合成することができる。
 スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンは、例えば、炭酸マンガンや炭酸マンガンの水和物等のマンガンの炭酸塩、リチウムの水酸化物、等の薬品を原料として、混合、焼成、精製の工程を経て得ることができる。スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガンは、前記した工程に加えて、さらに酸処理の工程を経て得ることができる。
 混合工程では、例えば、上記した原料を室温下で混合する。このとき黒色化するまで混合する。これによって、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンの結晶核を生成する。焼成工程では、混合工程で生成した核を成長させる。例えば、混合物を、大気中で200℃~1000℃、好ましくは300℃~500℃の温度、より好ましくは350℃~450℃で、1時間~10時間程度加熱する。精製工程では、焼成工程で得た焼成物を弱アルカリ性の純水に懸濁した後、一定時間静置し、沈殿物を回収する。この沈殿物が、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンである。スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンを保管する場合には、濾過処理等で回収した沈殿物を湿潤した状態で冷暗所に保管すればよい。また、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンの乾燥処理が必要な際には、大気中120~150℃程度で乾燥処理することができる。また、酸処理の工程を経て水素含有酸化マンガンを合成する際には、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンを希塩酸水溶液等の酸性溶液中に懸濁させ、次いで固液分離して、水素含有酸化マンガン粉末を得る。スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン粉末は、湿潤した状態で冷暗所に保管する。同粉末に対して乾燥処理を施してはならない。この理由は、乾燥処理によって同結晶構造内の水素イオンが水として結晶から蒸散する反応が進むと吸着材の結晶構造がイオン交換性の水素イオンを含まないラムダ型の二酸化マンガンの結晶構造に変化して、結果的に同吸着材が示す水中のトリチウムイオンに対する吸着性を減じてしまうからである。
 上記した一連の工程から得られたスピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンは、トリチウム吸着材を構成する。もちろん、上記した以外の方法で合成されたスピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンについても、トリチウム吸着材を構成する。
 スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンは、トリチウムの吸着能の観点から、その一次粒子の粒子径が20~70nmの範囲内であることが好ましい。かかる範囲内の粒子径を得るには、上記した焼成工程において、焼成温度を350℃~450℃の範囲に設定すればよい。
 トリチウム吸着材は、上記したスピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガン粉末として使用してもよいし、粉末と樹脂バインダーとによる膜構成体、さらには電極構成体として使用してもよい。膜構成体の場合には、例えば多孔質膜としてもよい。
 また、電極構成体の場合には、例えば、導電性金属の表面に有した電極で構成することもできる。このような電極で構成されるトリチウム吸着材は、白金等の導電性金属と、スピネル結晶構造を有したリチウム含有の酸化マンガンとを有した電極として構成される。スピネル結晶構造を有したリチウム含有の酸化マンガンは、導電性塗料等を用いて導電性金属の表面に固定することができる。例えば、スピネル結晶構造を有したリチウム含有の酸化マンガン粉末を混合した導電性塗料を導電性金属メッシュの表面に塗布し、乾燥させることで、スピネル結晶構造を有したリチウム含有の酸化マンガンを導電性金属メッシュの表面に固定することができる。このトリチウム吸着材を導電性塗料で導電性金属メッシュの表面に固定した状態で希酸に浸すことで、スピネル結晶構造を有した水素含有の酸化マンガンを導電性金属の表面に有した電極で構成されるトリチウム吸着材を得ることができる。
 後述の実施例1及び2での、スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンで構成されるトリチウム吸着材粉末を用いたトリチウム含有水からのトリチウムの吸着・分離においては、トリチウムの吸着が進むにつれて、トリチウム吸着材を構成するマンガンがトリチウム含有水に溶出する現象が観られた。このような現象は、スピネル結晶構造に吸着したトリチウムからのβ線によってトリチウム吸着材を構成するマンガンが還元されたことによるものと考えられる。これに対して、上記の電極で構成されるトリチウム吸着材は、吸着したトリチウムが発するβ線由来の電子を導電性塗料及び導電性金属に集電して、同電極で構成されるトリチウム吸着材から銅線等の導線を通じてアースに放電させることが可能であるため、同吸着材を構成するマンガンの還元を抑えることができる。このように、電極で構成されるトリチウム吸着材は、アースに接続することで同吸着材からのマンガンの溶出を低減できるため、トリチウム吸着材としての利用の長寿命化が期待できる。また、電極で構成されるトリチウム吸着材は、トリチウム含有水に浸漬するなどしてトリチウム含有水と接触させ、トリチウムを吸着させた後は、トリチウム含有水から引き上げるなどの操作によって、同電極化した吸着材をトリチウム含有水から容易に回収することができる。このように、電極で構成された同吸着材は、トリチウム含有水とトリチウム吸着材との簡易な分離を可能とするため、遠心分離法等によって粉末状の吸着材をトリチウム含有水から固液分離する方法と比べて、処理対象であるトリチウム含有水のトリチウム濃度が低下したタイミングを逃がすことなく、簡易かつ素早く固液分離することを可能とする。また、トリチウムを吸着後のトリチウム吸着材を希酸と接触させて、同吸着材に吸着しているトリチウムを希酸に溶離させながら同吸着材に水素イオンを補充した後、再びトリチウム含有水と接触させる操作を繰り返すことで、トリチウム含有水からトリチウムを段階的に短時間で吸着除去する処理が可能となる。さらに、同電極で構成されるトリチウム吸着材を、トリチウム含有水槽と希酸水溶液槽との間を仕切る電極膜として配置することで、トリチウム含有水から電極膜を通じてトリチウムを希酸水溶液に移動・分離することも可能である。
 本実施形態のトリチウム吸着材は、水(HO)と同位体水(TO、THO)における沸点や質量の僅かな違いを利用する従来の物理的な水中からのトリチウムの分離手段に比べて、複雑な反応装置を必要とせず、熱や電気等のエネルギー付加も必要としない化学的な吸着手段であって、安価である。したがって、高濃度のトリチウムを処理対象とする従来の手法では実現が困難な、106 Bq/L程度の濃度でトリチウムを含む大量の汚染水中からトリチウムを分離することが、本手法によって簡易かつ安価に実現できる。例えば、サージタンクに貯留されたトリチウムを含む処理水を、本吸着材と接触させる吸着槽との間で循環させながら、リアルタイムで放射能濃度をモニタリングできる既存のフロータイプの液体シンチレーションカウンターを用いてトリチウム濃度を監視することによって、処理水中のトリチウム濃度が公共用水域に法規上排出できる濃度に下がった時点で処理水を排出し、濃度が充分下がらない内は処理水をサージタンクに戻す循環システムを構築することで、安価で高効率な水中のトリチウムの分離及び除去が可能になる。
 本実施形態のトリチウム吸着材によるトリチウムの吸着機構は、本吸着材に対するトリチウムイオン()の吸着反応、および酸化力が高い酸化マンガンを主成分とする本吸着材表面で生じるトリチウムを含んだ水酸化物イオン(OT)の酸化反応(OT → + + 2e + (1/2)O)から発生するトリチウムイオン()の吸着に基づくものと考えられる。一般に、水分子の電離度は極めて低いために、水中のトリチウムはイオンではなく、ほとんどが水分子(TO、THO)として存在する。本吸着材は、トリチウム含有水中において、とOTの両方を吸着することで、トリチウム水分子(TO、THO)の解離反応を促進する(例えば、TO →  + OT、THO → H + OT、THO →  + OH)。この結果、水中に存在するトリチウムの全化学種(、OT、TO、THO)が、水中から本吸着材の固相へと吸着・分離される効果が得られているものと考えられる。実際に、下記実施例1~3に記載の結果(図4、5、10、および12)においては、各吸着実験に供したトリチウム含有水中のトリチウム総量の12~45%が本吸着材によって水中から吸着除去されている。これらの高いトリチウム吸着率は、実験に供したトリチウム含有水が吸着材添加前に初期状態で含むおよびOTの存在量に基づいた吸着率を大きく上回る。このため、上記したトリチウムを含む水分子の解離反応が本吸着材によって促進されて、水中のトリチウムが本吸着材にトリチウムイオンとして捕捉されるという吸着機構は、本発明によって実験的にも裏付けられている。また、トリチウム含有水にトリチウムイオン以外の成分が含まれる場合においても、本トリチウム吸着材を構成するスピネル結晶構造には、他成分イオンに比べてイオン半径が小さい水素イオン(H)、重水素イオン(D)、リチウムイオン(Li)、およびトリチウムイオン()しか侵入することができないことから、他成分が共存する水中からトリチウムイオン()を選択的に吸着・分離することが可能であると期待できる。
 本トリチウム吸着材においては、以下に示した化学式(1)、(2)、および(3)に記述のイオン交換反応に基づいて、水中のトリチウムイオンを吸着すると考えられる。化学式(1)と(2)は、スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン(HxMn2O4) をトリチウム吸着材として用いた反応であり、化学式(3)は、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン(LixMn2O4)をトリチウム吸着材として用いた反応である。
Figure JPOXMLDOC01-appb-C000001
上記の化学式(1)、(2)、および(3)の反応は、いずれも酸化マンガンのスピネル結晶構造に含有されている水素イオン又はリチウムイオンが、水中のトリチウムイオンとイオン交換することで、水中のトリチウムイオンがスピネル結晶構造内に移動し、さらに結晶内の酸素原子との弱い共有結合(強い水素結合)によって固相内に捕捉され、結果として水中のトリチウム濃度が減じることを示している。スピネル型酸化マンガンの結晶内部において、水素イオン(H)が結晶を構成する酸素原子と弱い共有結合(強い水素結合とも言える)で結合し、結晶内部における水素イオンの濃度勾配に応じて水素イオン導伝性を示すことに関しては、つぎの文献で指摘されている。Koyanaka, H.; Ueda, Y.; Takeuchi, K.; Kolesnikov, A. I. Effect of crystal structure of manganese dioxide on response for electrolyte of a hydrogen sensor operative at room temperature, Sens. Act. B 2013, 183, 641-647。このため、本明細書においては、スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン、およびリチウム含有酸化マンガンによるトリチウムの「吸着」という表現を用いているが、同表現にはスピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン、およびリチウム含有酸化マンガンによるトリチウムイオンの「吸収」および「導伝体」としての定義が含まれる。上記の化学式(1)~(3)中、記号xは吸着材に含まれる水素イオンまたはリチウムイオンの他成分に対するモル比を示し、yは吸着材に吸着したトリチウムの他成分に対するモル比を示す。特に、化学式(2)の右辺には同左辺との間に電荷中性を構成しない余分な電子が存在する。この電荷中性を妨げる余分な電子が吸着材を粉末としてトリチウム含有水に適用した際に、トリチウムから発生するベータ線由来の電子と共に吸着材のマンガンを還元して溶解を助長する原因であると考えられる。これらの余分な電子は、本吸着材を電極として構成することでアースに放電される。このため、電極として本吸着材を構成した場合には吸着材からのマンガンの溶解を抑えることができる。
 次に、本発明の水中からのトリチウムの分離方法の実施形態について説明する。
 まず、トリチウム含有水に上記したトリチウム吸着材を接触させる。次いで、トリチウム含有水のpHを以下に記述の様に酸性に調整する。これによって、トリチウム含有水中のトリチウムが吸着材に吸着して、トリチウム含有水中のトリチウム濃度を減じることができる。
 本実施形態では、水素含有酸化マンガンを有したトリチウム吸着材(HxMn2O4)を用いる場合、酸性のトリチウム含有水をトリチウム吸着材に接触させている。その際、吸着材にトリチウム含有水中からトリチウムを効果的に吸着させるためには、トリチウム含有水のpHが4.0以上7.0未満であることが好ましい。なぜならば、トリチウム含有水のpHが1~2と強酸性の場合には、化学式(1)における右辺の水素イオン(H)濃度が高いため、化学式(1)によるトリチウムの吸着反応は進行しにくい。結果として強酸性の水溶液中では、吸着材(HxMn2O4)に対するトリチウムの安定した吸着がほとんど生じない。また、トリチウム含有水のpHが7.0以上の中性およびアルカリ性の場合には、化学式(2)による OTの起源のトリチウムの吸着は進行するが、化学式(2)の右辺における余分な電子発生の効果によって同吸着材の結晶を構成しているマンガンを水溶性の高い2価のマンガンイオン(Mn2+)に変化させる還元反応が進行する。このため、pHが7.0以上の条件下では、pHが7.0未満の条件下と比較して水素含有酸化マンガンの表面の溶解性が高まり、吸着したトリチウムイオンが水中に再溶解すると考えられ、結晶構造の溶解によって吸着材の寿命も短くなると考えられる。特に、水素含有酸化マンガン吸着材粉末を懸濁させたpH7以上のトリチウム含有水から採取されたサンプル水には、マンガンの溶解による黄茶色の着色が観察される。ただし、化学式(2)の余分な電子によるマンガンの溶解効果は、吸着材を電極化して余分な電子を放電させることで大幅に軽減できる。また、pH7以上の条件下では、処理対象水中にリチウムイオン(Li)がトリチウムイオン(3)と同時に溶解している場合、吸着材(HxMn2O4)に対するリチウムイオンとトリチウムイオンの吸着が競合する。このため、pH7以上の条件下では、トリチウムイオンの吸着性が低下する。したがって、本実施形態のトリチウムの分離方法において、水素含有酸化マンガンを有したトリチウム吸着材(HxMn2O4)を用いる場合には、トリチウム含有水のpHを4.0以上7.0未満に調整することが好ましい。より好ましくは、5.5以上6.5以下に調整することが望ましい。
 一方、リチウム含有酸化マンガンを有したトリチウム吸着材(LixMn2O4)を用いる場合には、上記の化学式(3)において、吸着材に含まれるリチウムイオン(Li)と水中のトリチウムイオン()がイオン交換することによって、トリチウム含有水中のトリチウム濃度が低下する。その際、トリチウム含有水のpHが1~2の強酸性である場合には、吸着材(LixMn2O4)に含まれるリチウムイオンが水素イオン(H)に直ちに置換されるため、吸着材の化学組成が水素含有酸化マンガントリチウム吸着材(HxMn2O4)に変化する。したがって、化学式(3)に基づいて吸着材中のリチウムイオンと水中のトリチウムイオンのイオン交換を促進するためには、pHが4.0以上7.0未満の弱酸性の条件下で吸着材(LixMn2O4) を適用することによって、リチウム含有酸化マンガン(LixMn2O4)から水素含有酸化マンガン(HxMn2O4)への変化を抑制しながら、上記の化学式(3)の反応をトリチウム吸着の主反応とすることが好ましい。特に、処理対象であるトリチウム含有水がリチウムイオンを含む場合には、リチウム含有酸化マンガントリチウム吸着材(LixMn2O4)が、その固相に約30mg/g以上の高濃度で含むリチウムイオンを含むため、吸着材からのリチウムの溶出にともなってトリチウムイオンに対するイオン交換反応が進む。その際、液相中からリチウムイオンは吸着材の固相には移動しないため、リチウムイオンよりもトリチウムイオンに対する選択的な吸着が生じる。したがって、処理対象水となるトリチウム含有水にリチウムイオンが含まれる場合には、水素含有酸化マンガンを有したトリチウム吸着材に比べて高いトリチウムの吸着が期待できる。一方、トリチウム含有水のpHが7.0以上の条件下においては、リチウム含有酸化マンガンの結晶中からリチウムイオンがほとんど溶出しないため、化学式(3)の反応においてトリチウムイオンがリチウム含有酸化マンガンに吸着される方向である右辺に進行しにくい。このため、pHが7.0以上の条件下では、リチウム含有酸化マンガントリチウム吸着材(LixMn2O4)に対するトリチウムイオンの吸着は生じにくい。したがって、本実施形態のトリチウムの分離方法において、リチウム含有酸化マンガンを有したトリチウム吸着材(LixMn2O4)を用いる場合には、トリチウム含有水のpHを4.0以上7.0未満に調整することが好ましい。より好ましくは、4.0以上6.0以下に調整することが望ましい。
 以上の様に、本発明のトリチウム吸着材(HxMn2O4、またはLixMn2O4)を用いてトリチウムイオンを吸着する際には、トリチウム吸着材の固相に含まれた水素イオン(H)またはリチウムイオン(Li)と、トリチウム含有水中のトリチウムイオン()とを、化学的にイオン交換させることによって、トリチウムが液相から固相に移動・吸着する反応を利用する。このため、トリチウムイオンの吸着が進行するにしたがって、本吸着材の固相に含まれる水素イオンまたはリチウムイオンの量は徐々に水中に溶出しながら減少し、その結果、本吸着材(HxMn2O4、またはLixMn2O4)が示すトリチウムイオンに対する吸着性も低下する。そこで、本発明では吸着材に対して水素イオンまたはリチウムイオンを外部から補充することで、トリチウムイオンの吸着性を回復させる。
 外部から本発明のトリチウム吸着材に水素イオンを補充する方法としては各種であってよい。リチウムイオンの補充も同様である。
 水素イオンの補充としては簡便には酸処理が考慮される。一般的には、例えば、pH1~2程度の希酸が好適に用いられる。具体的には、使用済みのトリチウム吸着材、または使用中のトリチウム吸着材に対して、例えば希酸を用いた酸処理を実施することで、水素イオンを補充し、トリチウムイオンに対する吸着性を回復させる。具体的には、例えば、使用済みの電極化したトリチウム吸着材(HxMn2O4)を希塩酸水溶液に10分程度浸して水素イオンを再補充した後、再びトリチウム含有水に適用する方法や、電極化したトリチウム吸着材(HxMn2O4)をイオン交換膜として、トリチウム含有水と希酸水溶液の間に設置することで常時水素イオンを補充することによって、水中のトリチウムに対する吸着性を維持する手法が好ましく考慮される。
 酸処理としては、例えば、希塩酸、希硫酸、希硝酸等の希酸をトリチウム吸着材に少量添加する。これによって、トリチウム吸着材からトリチウムイオンを溶出させ、使用後のトリチウム吸着材(つまり、水素イオンの含有量が低下した吸着材)に、水素イオンを再補充してトリチウム吸着材(HxMn2O4)として再生することができる。
 また、あるいは、トリチウムを吸着したトリチウム吸着材(Lix-yTyMn2O4)を、弱アルカリ性のリチウムイオンを含んだ水溶液と接触させる。これによって、トリチウムを吸着したトリチウム吸着材からリチウムイオンを含んだ同水溶液にトリチウムイオンを溶出させ、使用後のトリチウム吸着材(つまり、リチウムイオンの含有量が低下した吸着材)に、リチウムイオンを再補充してトリチウム吸着材(LixMn2O4)として再生することができる。
 また、本実施形態では、トリチウム吸着材に接触させたトリチウム含有水を再びトリチウム吸着材に接触させるように循環させてもよい。ここで、フロータイプの液体シンチレーションカウンターを用いるなどしてトリチウム含有水中のトリチウム由来の放射能の濃度を常時測定し、その放射能濃度が基準値(例えば、公共用水域に法規上排出できる濃度)に下がった時点でトリチウム含有水を排出し、基準値に達しない場合には基準値以下になるまでトリチウム吸着材に対してトリチウム含有水を繰り返し接触させるように、トリチウム含有水の循環を続ける。これによって、安価かつ高効率な水中のトリチウムの分離及び除去が可能になる。
 トリチウム吸着後の吸着材(Hx-yTyMn2O4)の取り扱いにおいては、吸着材に吸着したトリチウムが大気中の水分子に含まれる水素イオンとイオン交換反応することで、トリチウムが大気中に同位体水(HTO)として蒸散することを防止する必要がある。このため、本吸着材を用いたトリチウム回収施設においては、安全上の観点から除湿設備を設置して、回収施設内の大気中に蒸散したトリチウムを含んだ同位体水を除湿・回収するシステムを設置する。
 以下、実施例により本発明をさらに詳しく説明するが、本発明はこれらの実施例に何ら限定されるものではない。
<実施例1>
<トリチウム吸着材の合成>
 以下の手順に従って、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンで構成されるトリチウム吸着材、及びスピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガンで構成されるトリチウム吸着材を合成した。
<原料と混合> 和光純薬工業製の試薬炭酸マンガン水和物(MnCO・nHO)と水酸化リチウム水和物(LiOH・HO)の粉末を重量比2対1で混合し、室温下で黒色化するまでよく混合する。
<焼成> 電気炉(YAMATO製FO-410)を用いて同混合粉末を大気中390℃で6時間加熱した後、室温まで冷却する。
<精製> 自然冷却後の粉末をビーカー等の容器内の適量のイオン交換純水に懸濁させ、ビーカー等の容器の壁面を通じて超音波をあてて粉末の凝集をほぐす。未反応の炭酸マンガンは比重が軽いためイオン交換純水の上澄みに濁りとして残り、比重の重たいスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンは容器の底に沈殿する。一定時間静置した後に上澄みの炭酸マンガンを、アスピレーター等を利用して除去し、沈殿したスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン粉末を回収する。この時、粉末を懸濁させたイオン交換純水のpHを弱アルカリからアルカリ側に維持する。この一連の精製処理を3回繰り返すことで焼成の工程で未反応物として残留している炭酸マンガンを除去する。
<保管> 濾過処理等で回収されたスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン粉末を湿潤した状態で冷暗所に保管する。乾燥処理が必要な際には、120℃程度で12時間乾燥処理する。
<酸処理> スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン1gを例えば0.5M濃度の希塩酸水溶液1L中に懸濁させてマグネチックスタラーを用いて1時間程攪拌を続け、その後、減圧濾過を用いて固液分離することで、スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン粉末を得る。なお、本合成方法で得られるリチウム含有酸化マンガンおよび、水素含有酸化マンガンの化学組成は、H. Koyanaka, O.Matsubaya, Y.Koyanaka, and N.Hatta, Quantitative correlation between Li absorption and H content in Manganese Oxide Spinel λ-MnO2, Journal of Electroanalytical Chemistry 559 (2003) 77-81.において、それぞれ、(Li1.15Mn4.6)、(H1.35Mn4.1)と化学分析されている。
 以上の操作によって、一次粒子径が20~70nmのスピネル結晶構造を有する水素含有酸化マンガンで構成されるトリチウム吸着材、およびスピネル結晶構造を有するリチウム含有酸化マンガンで構成されるトリチウム吸着材を得た。得られたスピネル結晶構造を有する水素含有酸化マンガン、およびスピネル結晶構造を有するリチウム含有酸化マンガンのX線回折パターンを図1の上段および下段にそれぞれ示した。図1では、上段に示した水素含有酸化マンガンに関する回折パターンが下段に示したリチウム含有酸化マンガンの回折パターンに比べて高角側にわずかにシフトしており、リチウム含有酸化マンガンを酸処理することでリチウムイオンが溶出し、イオンサイズがリチウムイオンよりも小さい水素イオンに置き換わったことによる結晶サイズのわずかな縮小効果が現れている。また、これらの分析結果は、それぞれの吸着材が、J. C. Hunter, Preparation of a new crystal structure of manganese dioxide: lambda-MnO2, Journal of Solid State Chemistry 39 (1981) 142-147.で報告された、結晶性の高いスピネル結晶構造を有する酸化マンガンのX線回折パターンとピーク位置がほぼ一致していることを示している。また、焼成の工程において、焼成温度を本吸着材に適したイオン交換特性が得られる390℃に設定した場合のスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン、および異なる焼成温度によって得られるスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンの透過型電子顕微鏡写真を図2に示した。この図2においては焼成温度を変化させて得られる一次粒子径の違いが比較できる。なお、図2中の「RT」は室温を示す。また、図3に、図2に示した各リチウム含有酸化マンガンのX線回折パターンを示した。図3の各回折パターンを比較することで、図2に示した各リチウム含有酸化マンガンがスピネル結晶構造を有することがわかる。焼成温度が低いほど、図3のX線回折ピーク強度が低下してブロードになっており、図2からは焼成温度が低いほど得られる一次粒子のサイズが細かくなる様子がわかる。一般に、粒子径が細かいと比表面積値が大きくなるために化学的な反応性は高まる。図2では、焼成温度が200℃の場合や、原料の混合だけで焼成を実施しない室温合成の場合には、390℃で焼成した吸着材に比べて細かい一次粒子が得られている。しかしながら、細か過ぎる一次粒子では表面の割合がバルクの割合に比べて高まるために、結晶構造が乱れた表面におけるアモルファス構造の影響が増加する。このため、スピネル結晶構造に由来するトリチウム吸着能は390℃で焼成した吸着材の方が良好である。390℃で焼成した同吸着材の比表面積は、窒素ガス吸着法によって約33m2/gと測定された。また、1000℃の焼成によって得られるスピネル結晶構造を有するリチウム含有酸化マンガンは、単に比表面積が小さいだけではなく、結晶内のリチウムイオンと液相の水素イオンとの間でイオン交換反応性が著しく低下する。このため、390℃の焼成によって得られる20~70nmのスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン、又は390℃の焼成によって得られる20~70nmのスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン、および同リチウム含有酸化マンガンに対して上記の酸処理を実施して得られる水素含有酸化マンガンがトリチウム吸着材として好ましい。
<トリチウムの吸着試験>
 トリチウム水の標準試薬(DuPont 5 mCi, 5.0 g, 1.0Ci/g 4/25/1985)40μLを室温(23.6℃、pH5.61)の蒸留水100mLで希釈して放射能濃度5606.87Bq/mLの実験用トリチウム含有水をガラス製のビーカーに調合した。したがって、同実験用トリチウム含有水100mLからは560687Bqのトリチウム由来の放射能が総量として発生している計算になる。放射能濃度の測定には、液体シンチレーションカウンター(Liquid Scintillation Analyzer TRI-CARB 2100TR PACKARD (USA))をもちいた。実験用トリチウム含有水のサンプル1mLに対し、シンチレーターとしてβ線で発光する蛍光剤を含んだ界面活性剤(Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS)を10mL添加して、サンプル1mLあたりからのトリチウム由来の放射能濃度を測定した。ブランク試料として、実験に用いた蒸留水1mLを同様に前処理してトリチウム由来の放射能を計測し、1.1Bq/mLを検出した。このため、本放射能の計測法においては1.1Bq/mLが実験用に添加したトリチウム由来の放射能の検出下限値であることを確認した。実験用トリチウム含有水のpH調整には、試薬0.01M、0.1M、0.5M希塩酸水溶液、および試薬0.01M、0.5M、1M水酸化ナトリウム水溶液を用いた。pHおよび水温の確認には、pHメーター(HORIBA製pH/DOメーター、D-55ガラス電極型式9678)、およびpH試験紙を使用した。
<スピネル結晶構造を有する水素含有酸化マンガン吸着材を用いた吸着試験>
 次に、図1下段にX線回折パターンを示したスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン(Li1.15Mn4.6)0.73gを、室温の0.5M希塩酸1Lに添加し、テフロン(登録商標)樹脂でコーティングされた攪拌子とマグネチックスタラーをもちいて1時間攪拌した。この酸処理によって、同リチウム含有酸化マンガンに含まれるリチウムを溶出させて、スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン(H1.35Mn4.1)へと化学組成を変化させた。同0.5M希塩酸中から減圧濾過によってガラス繊維濾紙(ADVANTEC製GS-25)上に、湿潤状態のスピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン(H1.35Mn4.1)を回収した(120℃で5時間乾燥した際の重量としては0.5g)。この湿潤状態のスピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガンを、上記の放射能濃度5606.87Bq/mLの実験用トリチウム含有水100mLに懸濁させて、マグネチックスタラーで攪拌しながら10分間保った。その際、実験用トリチウム含有水のpHは、吸着材懸濁前の初期値pH5.61から懸濁直後に2.96に変化した。その時点で水酸化ナトリウム水溶液の滴下を開始して、実験用トリチウム含有水のpHを5.75~5.91の間で維持しながら、水酸化ナトリウム滴下開始から10分経過時点のpH5.8の際に、ロックシリンジ注射器に装着するタイプのガラス繊維製濾紙が内装されたアドバンテック製の濾過用器具(DISMIC-25AS)をもちいて実験用トリチウム含有水のサンプル2mLを懸濁液から濾取し、その2mLから精秤・分取した1mLに対して上記の界面活性剤10mLを加え、液体シンチレーションカウンターで放射能濃度を計測した結果、5177.58Bq/mLを得た。さらに、同様にpHを5.72~5.88に維持して10分経過した20分経過時点で同様に採取した実験用トリチウム含有水のサンプル1mLからの放射能を分析した結果、3861.12Bq/mLを得た。したがって、約20分で初期放射能濃度5606.87Bq/mLが3861.12Bq/mLに減少した。よって、サンプル1mLに関する放射能の減少濃度は、1745.75Bq/mLと得られた。したがって、100mLの同実験用トリチウム含有水中では、放射能174575Bqのトリチウムがスピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン吸着材の吸着効果によって、同実験用トリチウム含有水の液相から吸着材の固相に移動した。したがって、同吸着材の乾燥重量0.5gあたりに174575Bqが約20分間で吸着したことがわかった。以上の結果から、同吸着材の乾燥重量1gあたりのトリチウム放射能の最大吸着率は、349150Bq/gに達し、本吸着材の高いトリチウム吸着能力が確認された。吸着によって減少した放射能の値を以下の(4)式により、トリチウムのモル数に換算すると、0.325 × 10-9moLとなる。したがって、吸着したトリチウムの質量は、トリチウムの質量数3を同モル数に乗じて、0.975ngと得られた。
Figure JPOXMLDOC01-appb-C000002
ここで、(4)式において、-dN/dtはトリチウムの一秒間あたりの崩壊数(Bq); lnは自然対数記号; Tはトリチウムの半減期12.32(年); およびNはトリチウムの原子数を表す。
 さらに、同実験用トリチウム含有水のpHを5.70~5.92に保って、最初の水酸化ナトリウムの添加から100分間攪拌保持した。同100分の間で一定時間の経過時点において、上記と同様に実験用トリチウム含有水をサンプリングし、放射能濃度を計測した結果、図4に示した各1mLのサンプルに関する放射能濃度の変化を得た。
 図4から、20分経過時点までの放射能濃度の減少傾向に比べて、20分経過以降には吸着したトリチウムが再び実験用トリチウム含有水に溶出していることが示唆されている。この理由は、結晶構造内に吸着したトリチウムイオンがβ線(電子線)を発しながらマンガンを溶解性の高い+2価のマンガンイオンに還元する効果、および吸着材に含まれるイオン交換性の水素イオンが20分経過時点でトリチウムイオンを液相から吸着材の固相に移動させるために不足したことによるものと考えられる。また、吸着したトリチウムはβ崩壊することで希ガスのヘリウムHeに変化するため、吸着材の結晶構造内に発生したヘリウムが留まり、吸着材の結晶構造におけるトリチウムイオンの侵入経路の内圧が高まることで、新たにトリチウムイオンが結晶構造内に侵入することを阻害している可能性もある。上記の還元効果に関する考察を裏付ける現象として、同吸着材1gあたりのトリチウム吸着放射能が約10000~30000Bq/gを超えた状態でサンプリングされた実験トリチウム含有水にはマンガンの溶解を示す薄い黄茶系の着色が見られた。この様な着色は、同吸着材に対する同様なpH条件下におけるリチウムイオンの吸着に関する過去の研究報告(例えば、H. Koyanaka, O.Matsubaya, Y.Koyanaka, and N.Hatta, Quantitative correlation between Li absorption and H content in Manganese Oxide Spinel λ-MnO2, Journal of Electroanalytical Chemistry 559 (2003) 77-81.)では全く見られなかった現象であり、同吸着材へのトリチウムの吸着による影響と考えられた。
 上記の結果を踏まえると、本吸着材を実際のトリチウム含有水に適用する際には、本吸着材とトリチウム含有水を接触させる処理槽において、既存のフロータイプの液体シンチレーションカウンターを設置し、リアルタイムで処理中のトリチウム含有水の放射能濃度をモニタリングすることによって、処理水のトリチウム放射能濃度が吸着材の添加によってトリチウムの吸着が最も進んだ時点で吸着材と処理水とを分離する必要がある。処理槽においてトリチウム濃度が充分下がらない内は処理水を処理槽内で循環処理するシステムを構築し、トリチウム濃度が公共用水域に法規上排出できる濃度に減少した時点で処理水を排出用タンクに移し、公共用水域に排出することによって、実質的な水中のトリチウムの吸着・分離が可能となる。
<スピネル結晶構造を有するリチウム含有酸化マンガン吸着材を用いた吸着試験>
 トリチウムの標準試薬(DuPont 5 mCi, 5.0 g, 1.0Ci/g 4/25/1985)40μLを室温(22.9℃)のイオン交換純水100mLで希釈して放射能濃度5718.13Bq/mLの実験用トリチウム含有水をガラス製のビーカーに調合した。したがって、同実験用トリチウム含有水100mLからは571813Bqのトリチウム由来の放射能が総量として発生している計算になる。放射能濃度の測定には、液体シンチレーションカウンター(Liquid Scintillation Analyzer TRI-CARB 2100TR PACKARD(USA))をもちいた。実験用トリチウム含有水のサンプル1mLに対し、シンチレーターとしてβ線で発光する蛍光剤を含んだ界面活性剤(Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS)を10mL添加して、サンプル1mLあたりからのトリチウム由来の放射能濃度を測定した。実験用トリチウム含有水のpH調整には、試薬0.01M、0.1M、0.5M、1M希塩酸水溶液、および試薬0.01M、0.1M、0.5M、1M水酸化ナトリウム水溶液をもちいた。pHおよび水温の計測には、pHメーター(HORIBA製pH/DOメーター、D-55ガラス電極型式9678)、およびpH試験紙を使用した。
 次に、図1中の下段にX線回折パターンを示したスピネル結晶構造を有するリチウム含有酸化マンガン約0.725g(乾燥重量としては約0.5g)を、上記の実験用トリチウム含有水に懸濁させた。同吸着材は上述の精製過程において弱アルカリ~アルカリ性の水溶液で湿潤しているために、実験用トリチウム含有水100mLに懸濁させた際に、実験用トリチウム含有水のpHは懸濁前のpH5.58からpH9.5程度まで吸着材の懸濁後、素早く上昇した。これに、0.01M、0.5M、または1Mの希塩酸水溶液を適量・適時に滴下することで、約5分程度の時間、pH3~4に調整した。その後、同実験用トリチウム含有水のpHを試薬0.01M、0.1M、0.5M、1M水酸化ナトリウム水溶液を適量・適時に滴下する事で、pH5.75~5.98に収束する様に調整しながら、テフロン(登録商標)樹脂コーティングされた攪拌子を用いてマグネチックスタラーで攪拌を続けた。上記の希塩酸水溶液の滴下によるpHの調整を開始した時点から、10分、20分、30分、40分、50分の各経過時点で、ロックシリンジ注射器に装着するタイプのガラス繊維製の濾紙が装填されたアドバンテック製の濾過用器具(DISMIC-25AS)をもちいて実験用トリチウム含有水のサンプル2mLを濾取し、その2mLから精秤・分取した1mLに対して上記の界面活性剤10mLを加え、液体シンチレーションカウンターで放射能濃度を計測した。以上の実験から得られた結果を、図5に示した。図5では30分経過後に採取された同実験用トリチウム含有水サンプルの放射能濃度が2971.28Bq/mLと最も低下したことがわかる。同実験用トリチウム含有水の初期放射能濃度は5718.13Bq/mLであることから、30分経過時点における同初期濃度からの減少濃度は2746.85Bq/mLに達した。したがって、同実験用トリチウム含有水100mL中の減少放射能は274685Bqとなった。すなわち、同実験で添加した吸着材の0.5g(乾燥重量)あたりのトリチウム吸着は、274685Bqに達し、吸着材1gあたりの放射能除去率に換算すると、549370Bq/gに相当する結果が得られた。
 また、pH6.5以上でサンプリングされた実験用トリチウム含有水、および同吸着材1gあたりのトリチウムの放射能除去率が約10000~30000Bq/gを超えた状態でサンプリングされた実験用トリチウム含有水にはマンガンの溶解を示す薄い黄茶系の着色が見られた。
<水素含有酸化マンガン吸着材に対する乾燥処理がトリチウム吸着に及ぼす影響>
 図6に、トリチウム含有水に添加する前の水素含有酸化マンガン吸着材に対する乾燥処理が、トリチウム吸着に及ぼす影響をトリチウム濃度の減少率を比較することで実験的に確認した結果を示した。すなわち、水素含有酸化マンガン吸着材粉末(0.5g)を、乾燥処理無し、100℃で4時間乾燥、および100℃で16時間乾燥処理と、3種類の各粉末サンプルを作成し、他は同一条件下でトリチウム含有水に適用した際のトリチウム濃度の減少率の変化を比較した。図6に示した結果で明らかな様に、100℃で乾燥処理した水素含有酸化マンガンのサンプルらは、乾燥処理無のサンプルに比べて、トリチウム濃度の減少率が10%以下であり、吸着能が乾燥処理無しのサンプルの結果に比べて明らかに低い。これは、乾燥処理によって水素含有酸化マンガン吸着材に含まれるイオン交換性の水素イオンが水として蒸発することで吸着材から失われ、結果としてトリチウム吸着能が劣化するためである。このためスピネル結晶構造を有する水素含有酸化マンガンは、乾燥処理せずに酸処理の工程後に得られる湿潤状態で保管されるべきである。
<比較例>
<他の酸化マンガンをトリチウム吸着材としてもちいた比較実験>
 上記の実施例1で述べたトリチウムの吸着効果が、スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン、およびスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンに特有な機能性であることを確認するために、スピネル結晶構造以外の結晶構造を有する酸化マンガンをトリチウム吸着材として試験した。図7にX線回折パターンを示した(a)ラムズデライト型(オルソロンビック構造)の結晶構造を有した二酸化マンガン(下段には理想的なラムズデライト型二酸化マンガンの理論ピークが示されている)、(b)多くの結晶構造が混晶している市販の二酸化マンガン(和光純薬工業製 酸化マンガンIV化学処理品)、および(c)ベータ型(ルチル構造)の結晶構造を有した二酸化マンガンの各々0.5gを比較対象として、実施例1と同様なトリチウム吸着実験を実施した。実験用トリチウム含有水(初期pH5.68、水温24.5℃、初期放射能濃度5509Bq/mL)、および(初期pH5.63、25.5℃、初期放射能濃度5644Bq/mL)を調合し、ラムズデライト型の結晶構造を有した二酸化マンガン、および多くの結晶構造が混晶している市販の二酸化マンガンを、それぞれ試験した。また、ベータ型の二酸化マンガンの実験では、初期放射能濃度2510Bq/mL、初期pH5.85、水温25.0℃の条件下で実験を実施した。実験用トリチウム含有水のpHは、いずれの実験においても、実施例1と同様に、マグネチックスタラーで攪拌しながら、水酸化ナトリウム水溶液を滴下することでpH5.50~5.98を維持した。pH調整を開始した時点から、10分、20分、30分経過時点で実験用トリチウム含有水を濾過サンプリングし、実施例1と同様に放射能濃度の変化を調べた。実験結果を、図8に示した。これらの比較対象として試験された酸化マンガンでは、初期放射能濃度から最大でも66Bq/mL程度の低下しか見られない。したがって、トリチウムに対する吸着性は結晶構造に強く依存しており、実施例1で記述したスピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン、およびスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンに特有な性質に基づくことを確認した。
<実施例2>
<スピネル結晶構造を有する水素含有酸化マンガン吸着材を電極化して用いたトリチウム吸着試験>
 図1の下段にX線回折パターンを示したスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン粉末(化学組成:Li1.15Mn4.6)を、乾燥機(EYELA製WFO-401)内で大気中120℃に保ち、12時間乾燥した。乾燥した吸着材粉末0.1gを、図9(a)に示したように、白金メッシュ(サイズ5cm×2cm×0.16mm、100メッシュ)Aの表面4cm×2cmに、導電性塗料と混合して塗布し、乾燥機内で大気中150℃に保ち、3時間乾燥した。この処理によって、スピネル結晶構造を有するリチウム含有酸化マンガンの粉末(PMOS)を、表面に厚さ0.3mmで担持した白金電極Bが作成できた。同電極を、図9(a)に示した。なお、導電性塗料には、藤倉化成製のエポキシ樹脂にカーボンフィラーが混合された塗料XC-12を使用した。
 トリチウムの標準試薬(DuPont 5 mCi, 5.0 g, 1.0Ci/g, 4/25/1985)40μLを、室温(20℃)の蒸留水100mLで希釈して、放射能濃度3574.73Bq/mLの実験用トリチウム含有水をガラス製のビーカーに調整した。したがって、同実験用トリチウム含有水100mLからは357473Bqのトリチウム由来の放射能が総量として発生している計算になる。放射能濃度の測定には、液体シンチレーションカウンター(Liquid Scintillation Analyzer TRI-CARB 2100TR PACKARD(USA))をもちいた。ブランク試料として、実験に用いた蒸留水1mLを同様に前処理してトリチウム由来の放射能を計測し、1.1Bq/mLを検出した。このため、本放射能の計測法においては1.1Bq/mLが実験用に添加したトリチウム由来の放射能の検出下限値であることを確認した。実験用トリチウム含有水からサンプル1.2mLを、0.2μmメッシュのフィルターユニット(DISMIC-25AS, ADVANTEC製) とディスポーザブル・シリンジ(テルモ SS-02Sz)を使って採取し、この内1mLを精秤・分取した。同サンプル1mLに対し、シンチレーターとしてβ線で発光する蛍光剤を含んだ界面活性剤(Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS)を10mL添加した。同シンチレーターを加えたサンプルを、液体シンチレーションカウンターをもちいて、サンプル1mLが含むトリチウム由来の放射能濃度を測定した。実験用トリチウム含有水100mLのpH調整には、試薬0.01M、0.1M、および0.5M水酸化ナトリウム水溶液をもちいた。pHおよび水温の計測には、pHメーター(HORIBA製pH/DOメーター、D-55ガラス電極型式9678)、およびpH試験紙を使用した。
 実験に当たっては、まず、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンの乾燥処理粉末0.1gを導電性塗料によって表面に固着させた白金メッシュ電極(図9(a))を作成し、それを40mLの0.5M 希塩酸に浸してマグネチックスタラーを用いて1時間攪拌した(図9(b))。この酸処理によって、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンからリチウムイオンを除去して、スピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン(化学組成:H1.35Mn4.1)を表面に担持した白金メッシュ電極を得た。図9(c)に示すように、この水素含有酸化マンガンを表面に担持した白金メッシュ電極をトリチウム含有水100mLに浸した。試薬水酸化ナトリウム水溶液の滴下によってトリチウム含有水のpHを5.5~6.0に保ちながら、トリチウム含有水をテフロン(登録商標)コートされた攪拌子を用いてマグネチックスタラーにより攪拌し、規定の時間経過毎にトリチウム含有水からサンプル1.2mLを採取し、採取したサンプルから分取した1.0mL中の放射能濃度の変化を計測した。本実験では、図9(c)に示したように同電極を実験の間中、銅線を通じて電気的にアースに接地した。また、同電極からアースに流れる微小電流値を、日置電気製の微小電流計DSM-8104で測定した。
 本実験結果を、図10においてInitialと記述した曲線に示した。各サンプル中の放射能濃度は、初期濃度である3575Bq/mLから15分経過時には、3257Bq/mLに低下し、その後、再上昇と再下降を示した。同15分経過時に試験水100mLから吸着材に吸着されたトリチウムの総量は、初期濃度からの減少値318Bq/mLを100倍することで、31800Bqと算出された。上記の実施例1において、0.5gのスピネル結晶構造を有した水素含有酸化マンガン粉末を吸着材としてもちいた際には、最大で174575Bqのトリチウムが20分かけて吸着された。これに対して、約0.1gの吸着材を電極化して適用した本実施例2では、吸着材の単位重量あたりの最大トリチウム吸着量は、0.5gの粉末吸着材を利用した実施例1の場合と同程度に維持された結果が得られた。さらに、実施例1の実験において、pH6以上で観られたマンガンの溶出による試験水の着色は、電極化して吸着材を適用した本実施例2では観察されなかった。これは吸着したトリチウムが発するβ線由来の電子をアースに逃がすことによって、吸着材を構成するマンガンの還元と溶出を防止した効果と考えられた。同効果によって、吸着材を粉末として適用する場合に比べて吸着材の寿命を延ばすことができると考えられる。また、微小電流測定によって、トリチウム濃度の低下前にはマイナス数百ピコアンペアレベルの電流(アースに向かう電子の流れに基づく電流値ためにマイナス表示となる)が、間欠的に観測された。同電流は、本吸着材と導電性塗料および白金メッシュから構成されたトリチウム吸着電極からのアースへの放電を捉えたものと考えられる。
 次に、上記の実験によってトリチウムを吸着した電極を、図9(b)に示した濃度0.5Mの希塩酸40mLに10分間浸して、吸着材に吸着したからトリチウムを希酸に溶出させた。同希塩酸へのトリチウムの溶出量は、吸着量の約10%相当することをシンチレーションカウンターによる計測によって確認した。
 さらに、上記の希塩酸に10分浸してトリチウムを脱着させた電極を、図9(c)の実験系において上記実験終了後の残液に再度接触させた。このように、本電極を用いて、トリチウム含有水に浸漬(10分)、酸処理によるトリチウム脱着と水素イオンの補充(10分)、トリチウム含有水に再度浸漬(10分)を繰り返すことで、図10の2nd、3rdに示した結果を得た。結果として、図10では、同一のトリチウム含有水に対して、10分間の吸着処理を3回繰り返すことで、トリチウム濃度を初期濃度3575Bq/mLから3043Bq/mLまで、532Bq/mL低下させた結果が得られた。本測定結果を、実験に用いたトリチウム含有水100mL中の低下量に換算すると、53200Bqとなる。したがって、本実施例の電極(4cm×2cm×0.3mm)を利用した3回の吸着処理によって、約50000Bqのトリチウムが除去された。したがって、吸着時間と酸処理時間を考慮したうえで、同電極の単位平方メートル当たりのトリチウム吸着効率は、3.3×10 Bq/m2 hと算出された。実施例1に記載の粉末吸着材としての適用に比較して、電極化することによって、固液分離が簡易となり、かつ吸着材の結晶内においてトリチウムイオンとイオン交換するための水素イオンの補充を簡易な酸処理で実施できることが利点である。
<実施例3>
<スピネル結晶構造を有する水素含有酸化マンガン吸着材を電極化してトリチウム分離膜として用いたトリチウム吸着試験>
 本実験系を、図11に示した。透明アクリル製の水槽を、電極化したスピネル結晶構造を有する水素含有酸化マンガン吸着材(化学組成:H1.35Mn4.1)が、トリチウム含有水と接触する面積(1cm×1cm)を有するアクリル壁によって二槽に仕切り、左側の槽には100mLのトリチウム含有水を満たし、右側の槽には濃度0.5Mの希塩酸(和光純薬工業製)40mLを満たした。実験では、これらの二槽に満たされたトリチウム含有水および希塩酸中のトリチウムの放射能濃度の経時変化を調べた。
 トリチウムの標準試薬(DuPont 5 mCi, 5.0 g, 1.0Ci/g 4/25/1985)40μLを室温(25.0℃)の蒸留水100mLで希釈して放射能濃度4396.4Bq/mLの実験用トリチウム含有水をガラス製のビーカーに調合した。したがって、同実験用トリチウム含有水100mLからは439640Bqのトリチウム由来の放射能が総量として発生している計算になる。放射能濃度の測定には、液体シンチレーションカウンター(Liquid Scintillation Analyzer TRI-CARB 2100TR PACKARD(USA))をもちいた。実験用トリチウム含有水および希塩酸のサンプル1mLに対し、シンチレーターとしてβ線で発光する蛍光剤を含んだ界面活性剤(Perkin Elmer PICO-FLUOR PLUS)を10mL添加して、サンプル1mLあたりからのトリチウム由来の放射能濃度を測定した。実験用トリチウム含有水のpH調整には、試薬0.1M水酸化ナトリウム水溶液をもちいた。pHおよび水温の計測には、pHメーター(HORIBA製pH/DOメーター、D-55ガラス電極型式9678)、およびpH試験紙を使用した。ブランク試料として、実験に用いた蒸留水1mLを同様に前処理してトリチウム由来の放射能を計測し、1.0Bq/mLを検出した。このため、本放射能の計測法においては1.0Bq/mLが実験用に添加したトリチウム由来の放射能の検出下限値であることを確認した。
 実験にあたっては、まず、図1下段にX線回折パターンを示したスピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガン(化学組成:Li1.15Mn4.6)を、乾燥機(EYELA製WFO-401)内で大気中120℃に保ち、12時間乾燥した。次に、乾燥した同吸着材粉末(Li1.15Mn4.6)0.1gを、白金メッシュ(サイズ5cm×2cm×0.16mm、100メッシュ)の表面4cm×2cmに、導電性塗料と混合して塗布し、乾燥機内で大気中150℃に保ち、3時間乾燥した。この処理によって、スピネル結晶構造を有したリチウム含有酸化マンガンの粉末を、表面に厚さ0.3mmで担持した白金電極を作成した(図9(a))。なお、導電性塗料には藤倉化成(株)製のエポキシ樹脂にカーボンフィラーが混合された塗料XC-12を使用した。この電極の表面を1cm露出させて、厚さ0.5mmのシリコンゴム膜の防水シールとアクリル板で挟み込み、これをアクリル壁に接着固定することによって、図11に示した実験用のアクリル槽を二層に隔てるアクリル壁を構成した。漏水防止のために、アクリル槽の各継ぎ目にはシリコンシーラを塗布して2日間乾燥した。また、電極化した吸着材は銅線を通じてアースに接地した。実験を開始する24時間前に、同アクリル槽の二槽に0.5Mの希塩酸を満たし、二層を隔てる電極面のリチウム含有酸化マンガンからリチウムを溶出させて、水素含有酸化マンガン(化学組成:H1.35Mn4.1)に組成を変化させた。
 実験開始直前に、0.5M希塩酸を二槽から除去して蒸留水で充分すすいだ後、トリチウム含有水100mLと0.5M希塩酸を二槽にそれぞれ満たした。次に、同トリチウム含有水をテフロン(登録商標)コートされた攪拌子とマグネチックスタラーで攪拌しながら、トリチウム含有水のpHをpH5.5~6.5に維持した。規定の時間が経過する毎にトリチウム含有水と0.5M希塩酸のサンプルを、それぞれの槽から1mLずつ精密マイクロピペットで採取し、上記の手法でサンプル中の放射能濃度を計測した。なお、トリチウム含有水のpHは、試薬水酸化ナトリウム水溶液の滴下によって調整した。
 図12に実験結果を示した。図12(a)はトリチウム含有水のトリチウム濃度変化を示し、図12(b)は0.5M希塩酸中のトリチウム濃度変化を示す。図12(a)から、60分経過時にトリチウム含有水中のトリチウム濃度が初期濃度の4396.4Bq/mLから3916.1Bq/mLへと、480.3Bq/mL減少したことがわかる。実験では100mLのトリチウム含有水を使用しているので、本実験で試験した電極膜に48030Bqのトリチウムが吸着したことがわかった。また、同電極膜で隔てられた0.5M希塩酸の中のトリチウム濃度が、トリチウム含有水側とは異なって増減変動せずに上昇している結果も得られた。この0.5M希塩酸の中のトリチウム濃度の上昇は、同電極膜に吸収されたトリチウムが電極膜を通じて希塩酸側に移動した結果であると考えられる。本実験系では、二槽の間に設置した水素含有酸化マンガン電極膜に対して希塩酸槽側から水素イオンが同電極膜に供給され、同電極膜内で形成される水素イオンの濃度勾配にしたがってトリチウム含有水槽側の電極膜表面に水素イオンが供給されているものと考えられる。このため、実施例2で連続的なトリチウムの吸着処理のために必須であった電極の酸処理を繰り返して水素イオンを電極に補充する操作が必要なくなるために、より実用的な手法であるといえる。本手法では、フロータイプのシンチレーションカウンターで処理対象水中のトリチウム濃度を常時モニタリングすることによって、約1時間程度で最大のトリチウム分離効果が得られている。同電極膜の面積を増すことによって、より高い分離効率が得られるものと期待できる。

Claims (6)

  1.  トリチウム含有水からトリチウムを捕集するトリチウム吸着材であって、スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンで構成されることを特徴とするトリチウム吸着材。
  2.  前記スピネル結晶構造を有した水素又はリチウム含有の酸化マンガンが粉末であるか、膜構成体、もしくは電極構成体であることを特徴とする請求項1に記載のトリチウム吸着材。
  3.  請求項1または2に記載のトリチウム吸着材にトリチウム含有水を接触させてトリチウム含有水中のトリチウムを捕集して、分離することを特徴とする水中からのトリチウムの分離方法。
  4.  トリチウムを捕集した前記トリチウム吸着材を酸処理して、トリチウムを溶出させることを特徴とする請求項3に記載の水中からのトリチウムの分離方法。
  5.  請求項1又は2に記載のトリチウム吸着材に水素イオンまたはリチウムイオンを補充してトリチウムイオンに対する吸着性を回復させることを特徴とするトリチウム吸着材の再生方法。
  6.  酸処理により水素イオンを補充することを特徴とする請求項5に記載のトリチウム吸着材の再生方法。
PCT/JP2014/074334 2013-09-13 2014-09-12 トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法 WO2015037734A1 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP14844629.7A EP3045223B1 (en) 2013-09-13 2014-09-12 Use of a tritium adsorbent, method for separating tritium from within water, and method for regenerating tritium adsorbent
US15/021,448 US9922742B2 (en) 2013-09-13 2014-09-12 Tritium adsorbent, method for separating tritium in water, and method for regenerating tritium adsorbent
JP2015536659A JP6371936B2 (ja) 2013-09-13 2014-09-12 トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法

Applications Claiming Priority (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2013191174 2013-09-13
JP2013-191174 2013-09-13
JP2013218747 2013-10-21
JP2013-218747 2013-10-21
JP2014069967 2014-03-28
JP2014-069967 2014-03-28

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2015037734A1 true WO2015037734A1 (ja) 2015-03-19

Family

ID=52665829

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/JP2014/074334 WO2015037734A1 (ja) 2013-09-13 2014-09-12 トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法

Country Status (4)

Country Link
US (1) US9922742B2 (ja)
EP (1) EP3045223B1 (ja)
JP (1) JP6371936B2 (ja)
WO (1) WO2015037734A1 (ja)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016178437A1 (ja) * 2015-05-07 2016-11-10 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収電極膜、およびトリチウムを回収する方法
WO2017006973A1 (ja) * 2015-07-06 2017-01-12 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収材からトリチウムを回収する方法、および吸収材として再利用する方法
WO2017026533A1 (ja) * 2015-08-11 2017-02-16 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ 三重水素吸収材、重水中からの三重水素の分離方法
JP2017051942A (ja) * 2015-05-07 2017-03-16 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収電極膜、およびトリチウムを回収する方法
JP2017072599A (ja) * 2015-10-09 2017-04-13 クリオン、インコーポレイテッド 放射性廃棄物からトリチウムを分離するための新型トリチウム・システム及び新型透過システム
WO2017086056A1 (ja) * 2015-11-18 2017-05-26 国立大学法人香川大学 ストロンチウムイオン吸着剤およびその製造方法
JP2018004588A (ja) * 2016-07-08 2018-01-11 国立研究開発法人物質・材料研究機構 トリチウムを含む放射能汚染水からのトリチウムの分離除去方法
WO2018110615A1 (ja) * 2016-12-13 2018-06-21 国立大学法人香川大学 ストロンチウムイオン吸着剤およびその製造方法
WO2018109823A1 (ja) * 2016-12-13 2018-06-21 国立大学法人香川大学 ストロンチウムイオン吸着剤およびその製造方法
RU2712541C1 (ru) * 2019-05-22 2020-01-29 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова" (МГУ) Способ концентрирования трития из загрязненных вод

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10940437B2 (en) 2010-04-02 2021-03-09 Veolia Nuclear Solutions, Inc. Advanced tritium system and advanced permeation system for separation of tritium from radioactive wastes
JP6371936B2 (ja) * 2013-09-13 2018-08-08 古屋仲 秀樹 トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法
US9682860B2 (en) * 2015-07-22 2017-06-20 Perkinelmer Health Sciences, Inc. Processes and apparatuses for reclamation and purification of tritium
KR102002088B1 (ko) * 2017-04-19 2019-07-23 한국원자력연구원 삼중수소수의 고형화 방법 및 이에 의해 제조된 고형체
RU2680507C1 (ru) * 2018-03-14 2019-02-21 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии твердого тела Уральского отделения Российской академии наук Способ очистки вод, загрязненных тритием
US11508490B2 (en) 2020-03-11 2022-11-22 Henry Crichlow Managing volatiles in nuclear waste vitrification
RU2767867C1 (ru) * 2020-12-29 2022-03-22 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования «Московский государственный университет имени М.В.Ломоносова» (МГУ) Способ выделения трития из загрязненных им вод
US20230415071A1 (en) * 2022-06-24 2023-12-28 Battelle Savannah River Alliance, Llc Low temperature decontamination of tritiated water

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5393294A (en) * 1977-01-26 1978-08-16 Showa Denko Kk Activation regeneration method of adsorbent used for the enrichment separation of hydrogen isotope
JP2003245542A (ja) * 2002-02-22 2003-09-02 Kitakyushu Foundation For The Advancement Of Industry Science & Technology リチウム吸着剤及びその製造方法ならびにリチウム採取方法
JP2007504075A (ja) * 2003-08-29 2007-03-01 コミツサリア タ レネルジー アトミーク 水素捕捉化合物、その製造方法および使用
JP2013011003A (ja) * 2011-06-30 2013-01-17 Sumitomo Electric Ind Ltd リチウムの回収方法及びこれに用いる電極

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3986835A (en) * 1971-11-27 1976-10-19 Sinloihi Company Limited Ventilation hood for use in the preparation of labelled compounds
GB1528942A (en) * 1974-11-07 1978-10-18 Aerojet General Co Tritiated water treatment process
US4964900A (en) * 1989-01-25 1990-10-23 Mine Safety Appliances Company Respirator filter means for removal of tritiated water
JPH0814633B2 (ja) * 1989-05-24 1996-02-14 株式会社日立製作所 核融合炉
US8741150B2 (en) * 2008-09-29 2014-06-03 Korea Institute Of Geosciences And Mineral Resources Lithium recovery device using separator reservoir, lithium recovery method and lithium adsorption/desorption system using the same
JP5871823B2 (ja) * 2010-03-09 2016-03-01 クリオン インコーポレイテッド 同位体特定分離及びイオン特定媒体を使用するガラス固化
KR101182271B1 (ko) * 2011-04-28 2012-09-12 한국지질자원연구원 스피넬형 구조를 갖는 다공성 망간산화물계 리튬 흡착제 및 그 제조방법
FR2984003B1 (fr) * 2011-12-12 2014-01-10 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de reduction du degazage de dechets trities issus de l'industrie nucleaire
US20140076734A1 (en) * 2012-09-19 2014-03-20 Consejo Nacional De Investigaciones Cientificas Y Tecnicas (Conicet) Method and electrochemical device for low environmental impact lithium recovery from aqueous solutions
WO2015016621A1 (ko) * 2013-07-31 2015-02-05 주식회사 엘지화학 리튬 이차전지용 양극 활물질의 제조방법
JP6371936B2 (ja) * 2013-09-13 2018-08-08 古屋仲 秀樹 トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法
WO2016178437A1 (ja) * 2015-05-07 2016-11-10 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収電極膜、およびトリチウムを回収する方法
JP2017015543A (ja) * 2015-06-30 2017-01-19 三菱重工業株式会社 トリチウム濃度計測装置及びトリチウム分離システム
JP2017015542A (ja) * 2015-06-30 2017-01-19 三菱重工業株式会社 トリチウム分離システム及びトリチウム分離方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5393294A (en) * 1977-01-26 1978-08-16 Showa Denko Kk Activation regeneration method of adsorbent used for the enrichment separation of hydrogen isotope
JP2003245542A (ja) * 2002-02-22 2003-09-02 Kitakyushu Foundation For The Advancement Of Industry Science & Technology リチウム吸着剤及びその製造方法ならびにリチウム採取方法
JP2007504075A (ja) * 2003-08-29 2007-03-01 コミツサリア タ レネルジー アトミーク 水素捕捉化合物、その製造方法および使用
JP2013011003A (ja) * 2011-06-30 2013-01-17 Sumitomo Electric Ind Ltd リチウムの回収方法及びこれに用いる電極

Non-Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
GOULD, RF: "Separation of Hydrogen Isotopes", 1978, AM. NUCLEAR SOC.
H. KOYANAKA; O. MATSUBAYA; Y. KOYANAKA; N. HATTA: "Quantitative correlation between Li absorption and H content in Manganese Oxide Spinel ?-M?0", JOURNAL OF ELECTROANALYTICAL CHEMISTRY, vol. 559, 2003, pages 77 - 81
J. C. HUNTER: "Preparation of a new crystal structure of manganese dioxide: Lambda-Mn0", JOURNAL OF SOLID STATE CHEMISTRY, vol. 39, 1981, pages 142 - 147
KEN'ICHI HASHIZUME ET AL.: "Sankabutsu Tankessho eno Tritium no Kyuchaku Oyobi Yokai", ATOMIC ENERGY SOCIETY OF JAPAN 2012 NEN HARU NO NENKAI YOKOSHU, 2 March 2012 (2012-03-02), pages A12, XP008182980 *
KOYANAKA, H.; UEDA, Y.; TAKEUCHI, K.; KOLESNIKOV, A. I.: "Effect of crystal structure of manganese dioxide on response for electrolyte of a hydrogen sensor operative at room temperature", SENS. ACT. B, vol. 183, 2013, pages 641 - 647, XP028549875, DOI: doi:10.1016/j.snb.2013.03.074
VASARU, G: "Tritium Isotope Separation", 1993, CRC PRESS
VILLANI, S.: "Isotope Separation", 1976, AM. NUCLEAR SOC.

Cited By (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10486106B2 (en) * 2015-05-07 2019-11-26 Forward Science Laboratory Co., Ltd. Membrane electrode for absorbing tritium and method for recovering tritium
JP2017051942A (ja) * 2015-05-07 2017-03-16 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収電極膜、およびトリチウムを回収する方法
WO2016178437A1 (ja) * 2015-05-07 2016-11-10 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収電極膜、およびトリチウムを回収する方法
JPWO2017006973A1 (ja) * 2015-07-06 2018-05-31 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収材からトリチウムを回収する方法、および吸収材として再利用する方法
WO2017006973A1 (ja) * 2015-07-06 2017-01-12 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ トリチウム吸収材からトリチウムを回収する方法、および吸収材として再利用する方法
EP3311906A4 (en) * 2015-08-11 2019-03-13 Forward Science Laboratory Co., Ltd. TRITIUM ABSORBER AND METHOD FOR SEPARATING TRITIUM FROM HEAVY WATER
JPWO2017026533A1 (ja) * 2015-08-11 2018-05-31 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ 三重水素吸収材、重水中からの三重水素の分離方法
US20180207583A1 (en) * 2015-08-11 2018-07-26 Forward Science Laboratory Co., Ltd. Tritium absorbing material, separation method of tritium from heavy water
WO2017026533A1 (ja) * 2015-08-11 2017-02-16 株式会社フォワードサイエンスラボラトリ 三重水素吸収材、重水中からの三重水素の分離方法
JP2017072599A (ja) * 2015-10-09 2017-04-13 クリオン、インコーポレイテッド 放射性廃棄物からトリチウムを分離するための新型トリチウム・システム及び新型透過システム
JP2022001887A (ja) * 2015-10-09 2022-01-06 ヴェオリア ニュークリア ソリューションズ インコーポレイテッドVeolia Nuclear Solutions Inc. 放射性廃棄物からトリチウムを分離するための新型トリチウム・システム及び新型透過システム
JP7181367B2 (ja) 2015-10-09 2022-11-30 ヴェオリア ニュークリア ソリューションズ インコーポレイテッド 放射性廃棄物からトリチウムを分離するための新型トリチウム・システム及び新型透過システム
WO2017086056A1 (ja) * 2015-11-18 2017-05-26 国立大学法人香川大学 ストロンチウムイオン吸着剤およびその製造方法
JP2018004588A (ja) * 2016-07-08 2018-01-11 国立研究開発法人物質・材料研究機構 トリチウムを含む放射能汚染水からのトリチウムの分離除去方法
WO2018110615A1 (ja) * 2016-12-13 2018-06-21 国立大学法人香川大学 ストロンチウムイオン吸着剤およびその製造方法
WO2018109823A1 (ja) * 2016-12-13 2018-06-21 国立大学法人香川大学 ストロンチウムイオン吸着剤およびその製造方法
RU2712541C1 (ru) * 2019-05-22 2020-01-29 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова" (МГУ) Способ концентрирования трития из загрязненных вод

Also Published As

Publication number Publication date
JP6371936B2 (ja) 2018-08-08
US20160233001A1 (en) 2016-08-11
EP3045223B1 (en) 2019-06-19
EP3045223A1 (en) 2016-07-20
JPWO2015037734A1 (ja) 2017-03-02
US9922742B2 (en) 2018-03-20
EP3045223A4 (en) 2017-05-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6371936B2 (ja) トリチウム吸着材、水中からのトリチウムの分離方法及びトリチウム吸着材の再生方法
JP6675562B2 (ja) 三重水素吸収材、重水中からの三重水素の分離方法
CN108160048B (zh) 高稳定性除铯吸附剂的规模化制备方法及其产品与应用
JP5922193B2 (ja) 新規吸着剤、その製造方法およびその使用
Wu et al. Synergistic adsorption behavior of a silica-based adsorbent toward palladium, molybdenum, and zirconium from simulated high-level liquid waste
Huang et al. Hydroxyapatite nanoparticle functionalized activated carbon particle electrode that removes strontium from spiked soils in a unipolar three-dimensional electrokinetic system
JP5967748B2 (ja) セシウムイオン吸着性化合物を担持したメソポーラスシリカおよびそれを用いたセシウムコレクター、セシウム回収方法、セシウムイオン収集剤、セシウムイオン濃度センサおよびセシウム除去フィルター
JP6666612B2 (ja) トリチウム吸収材からトリチウムを回収する方法
US10486106B2 (en) Membrane electrode for absorbing tritium and method for recovering tritium
JP2013088184A (ja) 放射性イオン吸脱着用アルカリ金属鉄酸化物及び放射性イオン吸脱着装置
WO2016178437A1 (ja) トリチウム吸収電極膜、およびトリチウムを回収する方法
JP2019005702A (ja) 三重水素吸収材及びその製造方法並びに軽水からの三重水素の分離方法
Cai et al. Efficient and selective removal of ReO 4− from highly acid solutions by SnS nanoflowers: implications for TcO 4− sequestration
JP5963230B2 (ja) ストロンチウムイオン吸着性化合物を担持したメソポーラスシリカおよびそれを用いたストロンチウムイオン収集剤およびストロンチウムイオン濃度センサおよびストロンチウム除去フィルターおよびストロンチウム回収方法
Maree et al. Equilibrium, Kinetic and Thermodynamic Studies for the Retention of Cesium-137 from Wastewater Using Low-Cost Sorbent
JP7159257B2 (ja) 放射性化学廃棄物処理装置及び放射性化学廃棄物の処理方法
Ahmad et al. Adsorption studies of radioactive cobalt on a minerals mixture
Nenoff et al. Nanoparticles and Zeolites for Environmental Applications.
Rosíková et al. Separation of radionuclides from chemical and electrochemical decontamination wastes
Bajo et al. Separation of plutonium on the anion exchanger BIO-RAD 1-X2 and its application to radiochemical analysis
Pénélope et al. Lead-vanadate sorbents for iodine trapping and their conversion into an iodoapatite-based conditioning matrix
CA3215782A1 (en) Titania based generators for ac-225 generation
Jan On the removal of silver and antimony radionuclides from radioactive liquid waste by some classical means
山下綾乃 Studies on electrochemical immobilization of Prussian blue on carbon fiber and the adsorption behavior of cesium ions on the adsorbent
Athon Chemisorption of Radionuclides on Commercial, Synthetic, and Biogenic Sorbents for Use In-Situ Gamma Spectrometry

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 14844629

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15021448

Country of ref document: US

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2015536659

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2014844629

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2014844629

Country of ref document: EP