JP2020076650A - Radioactive waste liquid processing method and radioactive waste liquid processing system - Google Patents

Radioactive waste liquid processing method and radioactive waste liquid processing system Download PDF

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Abstract

To provide a radioactive waste liquid processing method capable of reducing a radiological concentration contained in radioactive organic waste, and capable of reducing a generation rate of the radioactive waste containing α nuclear species of super half life.SOLUTION: An organic acid water solution is brought into contact with radioactive organic waste containing cation-exchange resin, and the cladding contained in the radioactive organic waste is dissolved (S1). Ozone is aerated in an organic acid water solution containing the dissolved component of the cladding, and the organic acid is decomposed (S4). The organic acid salt water solution is brought into contact with the radioactive organic waste where the cladding is dissolved, and the α nuclear species adsorbed in the radioactive organic waste is eluted (S2). The ozone is aerated in the organic acid salt water solution containing the α nuclear species, and the organic acid salt is decomposed (S4). A reducing agent is injected in the radioactive waste liquid containing the α nuclear species generated in S4 (S5). The radioactive waste liquid containing the α nuclear species where pH is adjusted in a range of 4-11 by injecting the reducing agent is supplied to the α nuclear species removal apparatus, and the α nuclear species is removed by the α nuclear species removal apparatus (S6).SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理システムに係り、特に、原子力プラントから発生した廃樹脂の洗浄で発生した放射性廃液、及び核燃料再処理で発生した放射性廃液の処理に適用するのに好適な放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理システムに関する。   The present invention relates to a radioactive waste liquid treatment method and a radioactive waste liquid treatment system, and in particular, to be applied to treatment of a radioactive waste liquid generated by washing of a waste resin generated from a nuclear power plant, and a radioactive waste liquid generated in nuclear fuel reprocessing. The present invention relates to a preferable radioactive waste liquid treatment method and radioactive waste liquid treatment system.

原子力プラントの原子炉冷却材浄化系、燃料プール冷却材浄化系等から発生するセルロース系のろ過助材、イオン交換樹脂等を含むフィルタスラッジその他の放射性有機廃棄物は、貯蔵タンクに長期間貯蔵保管されている。これらの放射性有機廃棄物は、原子力プラントの運転に伴って定常的に発生する。放射性有機廃棄物の保管スペースを確保するためには、現在貯蔵中の放射性有機廃棄物の体積を効率的に減らす減容処理技術が必要となる。   Cellulose-based filter aids generated from the nuclear reactor coolant purification system, fuel pool coolant purification system, etc., filter sludge including ion exchange resins, and other radioactive organic wastes are stored and stored in storage tanks for a long time. Has been done. These radioactive organic wastes are constantly generated with the operation of the nuclear power plant. In order to secure a storage space for radioactive organic waste, volume reduction processing technology that efficiently reduces the volume of radioactive organic waste currently being stored is required.

イオン交換樹脂は、スチレン・ジビニルベンゼンを基材としており、化学的に安定であるため、長期間安全に貯蔵することが可能である。しかしながら、その安定性のために分解処理が難しく、イオン交換樹脂を減容する場合には、通常、高温での熱分解処理が必要となる。   Since the ion exchange resin is based on styrene / divinylbenzene and is chemically stable, it can be safely stored for a long period of time. However, the decomposition treatment is difficult due to its stability, and when the volume of the ion exchange resin is reduced, the thermal decomposition treatment at high temperature is usually required.

熱分解処理、及び熱分解処理以外の方法で放射性有機廃棄物を減容する方法が知られており、それらの減容方法の一部が、特開２０１５−６４３３４号公報に記載されている。この特開２０１５−６４３３４号公報は、放射性有機廃棄物の減容方法以外に、有機酸水溶液によって、放射性有機廃棄物に含まれているクラッド（コバルト６０等の放射性核種を含む）をコバルト６０等の放射性核種と共に溶解し、有機酸塩水溶液によって、放射性有機廃棄物、例えば、廃樹脂であるイオン交換樹脂に吸着されている放射性核種（コバルト６０、セシウム１３７等）をイオン交換樹脂から溶離させ、クラッド（酸化鉄）の溶解に用いられた有機酸水溶液に含まれる有機酸、及び放射性核種を溶離する際に用いられた有機酸塩水溶液に含まれる有機酸塩のそれぞれをオゾン等により分解し、有機酸及び有機酸塩の分解後に残留する、放射性核種を含む廃液を、乾燥粉体化し、得られた放射性核種を含む粉体を固形化剤（セメント等）により固化処理することを記載する。   Thermal decomposition treatments and methods for reducing the volume of radioactive organic wastes by methods other than thermal decomposition treatments are known, and some of these volume reduction methods are described in JP-A-2015-64334. In this JP-A-2015-64334, in addition to the method for reducing the volume of radioactive organic waste, a clad (including a radioactive nuclide such as cobalt 60) contained in the radioactive organic waste is treated with an aqueous organic acid solution such as cobalt 60. Dissolved with the radionuclide of, and the radioactive organic waste, for example, the radionuclide (cobalt 60, cesium 137, etc.) adsorbed to the ion exchange resin which is the waste resin, is eluted from the ion exchange resin, Each of the organic acid contained in the organic acid aqueous solution used to dissolve the clad (iron oxide) and the organic acid salt contained in the organic acid salt aqueous solution used to elute the radionuclide is decomposed by ozone or the like, The waste liquid containing the radionuclide remaining after the decomposition of the organic acid and the organic acid salt is dried and powdered, and the obtained powder containing the radionuclide is solidified with a solidifying agent (sem To describe the solidification by preparative etc.).

特開２００２−２５７９８０号公報は、核燃料の再処理方法を記載する。この核燃料の再処理方法は、フッ化処理工程及び溶媒抽出工程を含んでいる。フッ化処理工程では、原子炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれる核燃料物質にフッ素を接触させ、核燃料物質に含まれるウランを、フッ素と反応させて揮発性のＵＦ6に変換させる。核燃料物質に含まれるウランの一部もしくは大部分をＵＦ6として揮発除去した後、残ったウラン、及びプルトニウムを、溶媒抽出工程において回収する。溶媒抽出工程は、硝酸を含む溶解液によって残留する核燃料物質を溶解する溶解工程、トリブチルリン酸（ＴＢＰ）を含む抽出液を溶解された核燃料物質を含む溶解液に接触させ、溶解液に含まれるウラン及びプルトニウムを抽出液側に移行させる共除染工程、及び抽出されたウラン及びプルトニウムを含む抽出液を硝酸の度が低い硝酸水溶液と接触させ、抽出液に含まれるウラン及びプルトニウムを硝酸水溶液側に移行させる逆抽出工程を含んでいる。 Japanese Unexamined Patent Publication No. 2002-257980 describes a method for reprocessing nuclear fuel. This nuclear fuel reprocessing method includes a fluorination process and a solvent extraction process. In the fluorination process, fluorine is brought into contact with the nuclear fuel material contained in the spent fuel assembly taken out of the nuclear reactor, and uranium contained in the nuclear fuel material is reacted with fluorine to be converted into volatile UF 6 . After part or most of the uranium contained in the nuclear fuel material is volatilized and removed as UF 6 , the remaining uranium and plutonium are recovered in the solvent extraction step. The solvent extraction step includes a dissolution step in which the remaining nuclear fuel material is dissolved by a dissolution solution containing nitric acid, and an extraction solution containing tributylphosphoric acid (TBP) is brought into contact with a dissolution solution containing the dissolved nuclear fuel material to be included in the dissolution solution. A co-decontamination step of transferring uranium and plutonium to the extract side, and bringing the extracted uranium and plutonium-containing extract into contact with an aqueous nitric acid solution having a low nitric acid content, and removing the uranium and plutonium contained in the extract from the nitric acid solution side. It includes a back-extraction step of shifting to.

特開２０１５−６４３３４号公報JP, 2005-64334, A 特開２００２−２５７９８０号公報JP 2002-257980 A 特開２０１８−４８８３１号公報JP, 2018-48831, A 特開２００２−２５７９８０号公報JP 2002-257980 A

原子力プラントの原子炉の炉心には、多数の燃料集合体が装荷されている。各燃料集合体は、被覆管内に核燃料物質を充填した複数の燃料棒を有する。炉心には、冷却材、具体的には冷却水が供給され、この冷却水は燃料集合体内の燃料棒内の核燃料物質の核***によって発生する熱で加熱される。原子炉内を流れる冷却水の一部は、原子炉冷却材浄化系に設けられる浄化装置に供給され、冷却水に含まれる放射性核種が浄化装置によって除去される。沸騰水型原子力プラントにおいては、原子炉内の冷却水を供給する原子炉冷却材浄化系の浄化系配管に設けられた浄化装置で冷却水の浄化が行われる（特開２０１８−４８８３１号参照）。その浄化装置の内部には、冷却水を浄化するイオン交換樹脂が存在する。加圧水型原子力プラントにおいても、原子炉内の冷却水を浄化する原子炉冷却材浄化系が設けられ、この原子炉冷却材浄化系にはイオン交換樹脂が内部に存在する浄化装置が設けられる。   A large number of fuel assemblies are loaded in the core of a nuclear reactor of a nuclear power plant. Each fuel assembly has a plurality of fuel rods filled with nuclear fuel material within a cladding tube. A coolant, specifically cooling water, is supplied to the core, and the cooling water is heated by heat generated by fission of nuclear fuel material in fuel rods in a fuel assembly. A part of the cooling water flowing in the reactor is supplied to a purification device provided in the reactor coolant purification system, and the radionuclide contained in the cooling water is removed by the purification device. In a boiling water nuclear power plant, cooling water is purified by a purification device provided in a purification system pipe of a reactor coolant purification system that supplies cooling water in a nuclear reactor (see JP-A-2018-48831). .. An ion exchange resin for purifying the cooling water exists inside the purifying device. Also in a pressurized water nuclear power plant, a reactor coolant purification system for purifying the cooling water in the reactor is provided, and this reactor coolant purification system is provided with a purification device in which an ion exchange resin is present.

もし、炉心に装荷されている燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管が、万が一、破損した場合には、燃料棒内の核燃料物質、すなわち、ウラン（Ｕ）、プルトニウム（Ｐｕ）、ネプチニウム（Ｎｐ）及びキュリウム（Ｃｍ）等のα核種であるアクチノイドが冷却水中に漏洩する。それらのα核種を含む冷却水が原子炉冷却材浄化系の浄化装置に導かれ、それぞれのα核種がその浄化装置内のイオン交換樹脂によって除去される。α核種の半減期は、超半減期である。   If the cladding of the fuel rod contained in the fuel assembly loaded in the core should be damaged, the nuclear fuel materials in the fuel rod, namely uranium (U), plutonium (Pu), and neptinium ( Actinides, which are α nuclides such as Np) and curium (Cm), leak into the cooling water. The cooling water containing these α nuclides is guided to the purification device of the reactor coolant purification system, and each α nuclide is removed by the ion exchange resin in the purification device. The half-life of α-nuclide is a super half-life.

α核種を吸着している、廃樹脂であるイオン交換樹脂に、特開２０１５−６４３３４号公報に記載されているように、有機酸水溶液及び有機酸塩水溶液を順次接触させて、イオン交換樹脂に含まれているクラッドを溶解し、イオン交換樹脂に吸着されている放射性核種を溶離させる。このとき、そのイオン交換樹脂によって除去されたα核種も、溶離されて有機酸水溶液及び有機酸塩水溶液のそれぞれの中に移行する。α核種を含む有機酸水溶液に含まれる有機酸及びα核種を含む有機酸塩水溶液に含まれる有機酸塩を分解して除去し、その後、α核種が残留する水溶液を濃縮すると、超半減期のα核種を含む放射性廃棄物が多量に発生する。超半減期のα核種を含む放射性廃棄物の発生量は、低減することが望ましい。   As described in JP-A-2015-64334, an organic acid aqueous solution and an organic acid salt aqueous solution are sequentially brought into contact with an ion-exchange resin that is a waste resin that adsorbs α-nuclides, so that the ion-exchange resin is The contained clad is dissolved and the radionuclide adsorbed on the ion exchange resin is eluted. At this time, the α-nuclide removed by the ion exchange resin is also eluted and transferred into each of the organic acid aqueous solution and the organic acid salt aqueous solution. When the organic acid contained in the aqueous solution of organic acid containing α-nuclide and the organic acid salt contained in the aqueous solution of organic acid salt containing α-nuclide are decomposed and removed, and then the aqueous solution containing α-nuclide is concentrated, a super half-life of A large amount of radioactive waste containing α nuclide is generated. It is desirable to reduce the amount of radioactive waste that contains α-nuclide with a super half-life.

本発明の目的は、放射性有機廃棄物に含まれる放射性物質を低減でき、かつ、超半減期のα核種を含む放射性廃棄物の発生量を低減できる放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理システムを提供することにある。   An object of the present invention is to provide a radioactive waste liquid treatment method and a radioactive waste liquid treatment system capable of reducing radioactive substances contained in radioactive organic waste and reducing the amount of radioactive waste containing a super-half-life α-nuclide. To do.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂からα核種を含む放射性核種の脱離によって発生した、α核種を含む放射性廃液、及び核燃料再処理においてウラン及びプルトニウムの回収によって発生した、α核種を含む放射性廃液のいずれかの放射性廃液にｐＨ調整剤を注入し、α核種及びｐＨ調整剤を含む放射性廃液を、α核種吸着材を有するα核種除去装置に供給し、α核種吸着材によって、放射性廃液からα核種を除去することにある。   The feature of the present invention to achieve the above-mentioned object is a radioactive waste liquid containing an α-nuclide generated by desorption of a radioactive nuclide containing an α-nuclide from a cation exchange resin which is a radioactive organic waste, and uranium and A pH adjusting agent is injected into one of the radioactive waste liquids containing α nuclide generated by the recovery of plutonium, and the radioactive waste liquid containing the α nuclide and pH adjusting agent is transferred to an α nuclide removal device having an α nuclide adsorbent. The purpose is to remove the α-nuclide from the radioactive liquid waste by supplying the α-nuclide adsorbent.

α核種を含む放射性廃液にｐＨ調整剤を注入して放射性廃液のｐＨを調節するため、放射性廃液に含まれる超半減期のα核種がα核種除去装置内のα核種吸着材によって除去されやすくなり、α核種除去装置１４から流出する放射性廃液に含まれるα核種が著しく低減される。α核種除去装置から取り出されるα核種を吸着した使用済α核種吸着材の量が少なくなり、結果的に、α核種を含む放射性廃棄物の発生量を低減できる。   Since the pH of the radioactive waste liquid is adjusted by injecting a pH adjuster into the radioactive waste liquid containing α-nuclide, the α half-life nuclide contained in the radioactive waste liquid is easily removed by the α-nuclide adsorbent in the α-nuclide removal device. , The α-nuclide contained in the radioactive liquid waste flowing out from the α-nuclide removing device 14 is significantly reduced. The amount of the used α-nuclide adsorbent that adsorbs the α-nuclide extracted from the α-nuclide removal device is reduced, and as a result, the amount of radioactive waste containing the α-nuclide can be reduced.

上記した目的は、α核種を含む放射性廃液を導く放射性廃液供給管と、その放射性廃液供給管に接続される、α核種吸着材を有するα核種除去装置と、その放射性廃液供給管に接続されるｐＨ調整剤注入装置とを備えた放射性廃液処理システムによっても達成できる。   The above-mentioned object is to connect a radioactive waste liquid supply pipe for guiding a radioactive waste liquid containing α-nuclide, an α-nuclide removal device having an α-nuclide adsorbent connected to the radioactive waste liquid supply pipe, and a radioactive waste liquid supply pipe. It can also be achieved by a radioactive waste liquid treatment system provided with a pH adjusting agent injection device.

（Ａ１）放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂からα核種を含む放射性核種の脱離によって発生した、α核種を含む放射性廃液、及び核燃料再処理においてウラン及びプルトニウムの回収によって発生した、α核種を含む放射性廃液のいずれかの放射性廃液にｐＨ調整剤を注入し、α核種及びｐＨ調整剤を含む放射性廃液を、α核種吸着材を有するα核種除去装置に供給し、α核種吸着材によって、放射性廃液からα核種を除去する放射性廃液の処理方法において、さらに好ましい方法を以下に説明する。   (A1) Radioactive waste liquid containing α nuclide generated by desorption of radionuclide containing α nuclide from cation exchange resin which is radioactive organic waste, and α nuclide generated by recovery of uranium and plutonium in nuclear fuel reprocessing Injecting a pH adjusting agent into one of the radioactive waste liquids containing a, a radioactive waste liquid containing an α nuclide and a pH adjusting agent is supplied to an α nuclide removal device having an α nuclide adsorbent, and by an α nuclide adsorbent, A more preferable method for treating the radioactive waste liquid for removing α-nuclide from the radioactive waste liquid will be described below.

（Ａ２）好ましくは、上記の（Ａ１）において、ｐＨ調整剤の注入により、α核種除去装置に供給される、α核種を含む放射性廃液のｐＨを４以上１１以下の範囲内のｐＨに調節することが望ましい。   (A2) Preferably, in (A1) above, the pH of the radioactive waste liquid containing the α-nuclide supplied to the α-nuclide removing device is adjusted to a pH within the range of 4 or more and 11 or less by injecting the pH adjusting agent. Is desirable.

（Ａ３）好ましくは、上記の（Ａ２）において、α核種を含む放射性廃液のｐＨを、４以上１１以下の範囲内の４以上７以下の範囲内のｐＨに調節するとき、ｐＨ調整剤である酸を含む酸溶液を注入し、放射性廃液のｐＨを４以上１１以下の範囲内の７より大きく１１以下の範囲内のｐＨに調節するとき、放射性廃液にｐＨ調整剤である還元剤を含む還元剤溶液を注入することが望ましい。   (A3) Preferably, in (A2) above, it is a pH adjuster when the pH of the radioactive waste liquid containing the α-nuclide is adjusted to a pH in the range of 4 to 11 in the range of 4 to 7 inclusive. When injecting an acid solution containing an acid and adjusting the pH of the radioactive waste liquid to a pH in the range of 4 to 11 and in the range of 7 to 11 inclusive, the radioactive waste liquid contains a reducing agent, which is a pH adjuster. It is desirable to inject the agent solution.

（Ａ４）好ましくは、上記の（Ａ４）において、上記の酸溶液として分解できない酸（例えば、希硝酸）を含む酸溶液を用いることが望ましい。   (A4) Preferably, in (A4) above, it is desirable to use an acid solution containing an acid that cannot be decomposed (for example, dilute nitric acid) as the above acid solution.

（Ａ５）好ましくは、上記の（Ａ４）において、上記の酸溶液として分解可能な酸（例えば、シュウ酸）を含む酸溶液を用い、分解可能な酸及びα核種を含む放射性廃液のα核種がα核種除去装置で除去され、α核種が除去されたその放射性廃液がα核種除去装置から排出された後、その放射性廃液に含まれる分解可能な酸を分解することが望ましい。   (A5) Preferably, in the above (A4), an acid solution containing a decomposable acid (eg, oxalic acid) is used as the acid solution, and the α nuclide of the radioactive waste liquid containing the decomposable acid and the α nuclide is It is desirable that the decomposable acid contained in the radioactive waste liquid is decomposed after the radioactive waste liquid that has been removed by the α nuclide removal device and the α nuclide has been removed is discharged from the α nuclide removal device.

（Ａ６）好ましくは、上記の（Ａ１）において、α核種除去装置から取り出された、α核種を吸着している使用済のα核種吸着材を、固化容器内で固化することが望ましい。   (A6) Preferably, in (A1) above, it is desirable that the used α-nuclide adsorbent adsorbing the α-nuclide extracted from the α-nuclide removing device is solidified in a solidification container.

（Ａ７）好ましくは、上記の（Ａ１）において、核燃料再処理においてウラン及びプルトニウムの回収によって発生した、硝酸及びα核種を含む放射性廃液をα核種除去装置に供給するとき、ｐＨ調整剤である還元剤を放射性廃液に注入する前において、他のｐＨ調整剤である中和剤の放射性廃液への注入により放射性廃液のｐＨを増加させ、α核種除去装置に供給される、α核種を含む放射性廃液のｐＨを４以上１１以下の範囲内の４以上７以下の範囲内のｐＨにすることが望ましい。   (A7) Preferably, in (A1) above, when a radioactive waste liquid containing nitric acid and α nuclide generated by recovery of uranium and plutonium in the nuclear fuel reprocessing is supplied to the α nuclide removing device, a reduction that is a pH adjusting agent is performed. Before the agent is injected into the radioactive liquid waste, the pH of the radioactive liquid waste is increased by injecting the neutralizing agent, which is another pH adjusting agent, into the radioactive liquid waste, and the radioactive liquid waste containing the α nuclide is supplied to the α nuclide removal device. It is desirable to adjust the pH of the above to a pH within the range of 4 to 7 within the range of 4 to 11 inclusive.

（Ａ８）好ましくは、上記の（Ａ７）において、α核種を含む放射性廃液のｐＨを４以上１１以下の範囲内の７より大きく１１以下の範囲内のｐＨにするとき、中和剤の注入により放射性廃液のｐＨを７にし、その後、還元剤を、α核種及び中和剤を含む放射性廃液に注入することが望ましい。   (A8) Preferably, in (A7) above, when the pH of the radioactive waste liquid containing the α-nuclide is adjusted to a pH in the range of more than 7 and 11 or less within the range of 4 or more and 11 or less, by injection of a neutralizing agent. It is desirable to bring the pH of the radioactive liquid waste to 7 and then inject the reducing agent into the radioactive liquid waste containing the α-nuclide and the neutralizing agent.

本発明によれば、放射性有機廃棄物に含まれる放射性物質を低減でき、かつ、超半減期のα核種を含む放射性廃棄物の発生量を低減することができる。   ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, the radioactive substance contained in a radioactive organic waste can be reduced, and the generation amount of the radioactive waste containing an alpha nuclide with a super half life can be reduced.

本発明の好適な一実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例1の放射性廃液の処理方法の手順を示すフローチャートである。1 is a flow chart showing a procedure of a method for treating a radioactive waste liquid according to a first embodiment, which is a preferred embodiment of the present invention and applied to treatment of a radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant. 実施例1の放射性廃液の処理方法を実行する放射性廃液処理システムの構成図である。FIG. 1 is a configuration diagram of a radioactive liquid waste treatment system that executes the method for treating a radioactive liquid waste of Example 1. 図２に示すα核種除去装置の詳細構成図である。It is a detailed block diagram of the alpha nuclide removal apparatus shown in FIG. 放射性廃液に含まれるα核種の除去方法に対応した、放射性廃液内のα核種の残留率を示す説明図である。It is explanatory drawing which corresponds to the removal method of the (alpha) nuclide contained in radioactive waste liquid, and shows the residual rate of the (alpha) nuclide in a radioactive waste liquid. 本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例２の放射性廃液の処理方法を実行する放射性廃液処理システムの構成図である。FIG. 1 is a configuration diagram of a radioactive waste liquid treatment system for executing the method of treating a radioactive waste liquid according to a second embodiment, which is another preferred embodiment of the present invention, applied to the treatment of a radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant. is there. 本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例３の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理システムの化学洗浄部の詳細構成図である。Another preferred embodiment of the present invention, a chemical cleaning unit of a radioactive liquid waste treatment system used in the method for treating a radioactive liquid waste of Example 3 applied to the treatment of a radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant. 3 is a detailed configuration diagram of FIG. 本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例４の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理システムの化学洗浄部の詳細構成図である。Another preferred embodiment of the present invention, a chemical cleaning unit of a radioactive liquid waste treatment system used in the method for treating a radioactive liquid waste of Example 4 applied to the treatment of a radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant. 3 is a detailed configuration diagram of FIG. 本発明の好適な他の実施例である、核燃料再処理に適用される実施例５の放射性廃液の処理方法の手順を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the procedure of the processing method of the radioactive waste liquid of Example 5 applied to nuclear fuel reprocessing which is another suitable Example of this invention. 実施例３に用いられるα核種除去装置の詳細構成図である。7 is a detailed configuration diagram of an α-nuclide removing device used in Example 3. FIG.

本発明の実施例を以下に説明する。   Examples of the present invention will be described below.

本発明の好適な一実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例1の放射性廃液の処理方法を、図１、図２及び図３を用いて説明する。   1, 2, and 3 show a method for treating the radioactive liquid waste of Example 1 applied to the treatment of radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant, which is a preferred embodiment of the present invention. Explain.

まず、図１を用いて、本実施例の放射性廃液の処理方法の概要を説明する。原子力プラント、例えば、運転を経験している沸騰水型原子力プラントの原子炉圧力容器内の炉心に装荷された燃料集合体、または燃料貯蔵プールに保管された使用済燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管が、万が一、破損した場合には、燃料棒内の核燃料物質（α核種であるウラン、プルトニウム、ネプチニウム及びキュリウム等を含む）が、原子炉圧力容器内の冷却水中、または燃料貯蔵プール内の冷却水中に漏洩する。原子炉圧力容器内の冷却水中に漏洩したα核種は、原子炉冷却材浄化系の浄化装置内のイオン交換樹脂によって除去される。また、燃料貯蔵プール内の冷却水中に漏洩したα核種は、燃料プール冷却材浄化系の浄化装置内のイオン交換樹脂によって除去される。   First, with reference to FIG. 1, an outline of a method for treating a radioactive liquid waste according to this embodiment will be described. Fuel rods contained in a fuel assembly loaded into the core of a reactor pressure vessel of a nuclear power plant, for example, a boiling water nuclear power plant undergoing operation, or a spent fuel assembly stored in a fuel storage pool. In the unlikely event that the clad tube of No. 1 is damaged, the nuclear fuel material (including α nuclides such as uranium, plutonium, neptinium, and curium) in the fuel rod is cooled in the reactor pressure vessel in the cooling water or in the fuel storage pool. It leaks into the cooling water inside. The α-nuclide leaked into the cooling water in the reactor pressure vessel is removed by the ion exchange resin in the purification device of the reactor coolant purification system. Further, the α-nuclide leaked into the cooling water in the fuel storage pool is removed by the ion exchange resin in the purification device of the fuel pool coolant purification system.

沸騰水型原子力プラントの原子炉冷却材浄化系及び燃料プール冷却浄化系等から発生するセルロース系のろ過助材、イオン交換樹脂等を含むフィルタスラッジ（放射性有機廃棄物）は、高線量貯蔵タンクに長期間に亘って貯蔵される。その高線量樹脂貯蔵タンク内に貯蔵されている放射性有機廃棄物は、所定の貯蔵期間が経過した後、高線量樹脂貯蔵タンクから取り出される。取り出された、陽イオン交換樹脂を含む放射性有機廃棄物に対して、第１洗浄工程（クラッド溶解工程）Ｓ１が実施される。この第一洗浄工程Ｓ１では、有機酸水溶液（例えば、シュウ酸水溶液）が放射性有機廃棄物に接触され、放射性有機廃棄物に含まれる鉄酸化物などのクラッドがその水溶液に含まれる有機酸によって溶解される。クラッドに含まれているコバルト６０等の放射性核種は、クラッドの溶解によって有機酸水溶液中に移行する。   Filter sludge (radioactive organic waste) containing cellulosic filter aids, ion exchange resins, etc. generated from the reactor coolant purification system and fuel pool cooling purification system of boiling water nuclear power plant, etc. is stored in the high dose storage tank. It is stored for a long time. The radioactive organic waste stored in the high dose resin storage tank is taken out from the high dose resin storage tank after a predetermined storage period has elapsed. The first cleaning step (clad dissolving step) S1 is performed on the extracted radioactive organic waste containing the cation exchange resin. In this first cleaning step S1, an organic acid aqueous solution (for example, an oxalic acid aqueous solution) is brought into contact with the radioactive organic waste, and a clad such as iron oxide contained in the radioactive organic waste is dissolved by the organic acid contained in the aqueous solution. To be done. The radionuclide such as cobalt 60 contained in the clad is transferred to the organic acid aqueous solution by dissolution of the clad.

第一洗浄工程Ｓ１において有機酸を用いる理由は、その主たる構成元素が炭素、水素、酸素及び窒素であるため、第一洗浄工程Ｓ１において発生する洗浄廃液である有機酸水溶液を、例えば、オゾンを用いて酸化処理（後述の廃液分解工程Ｓ４）をしたときに、廃液中に不揮発性の残渣を生じないからである。有機酸としては、例えば、ギ酸、シュウ酸、酢酸またはクエン酸を用いることが望ましい。   The reason why the organic acid is used in the first cleaning step S1 is that the main constituent elements are carbon, hydrogen, oxygen and nitrogen. Therefore, the organic acid aqueous solution which is the cleaning waste liquid generated in the first cleaning step S1 is, for example, ozone. This is because a non-volatile residue is not generated in the waste liquid when the oxidation treatment (waste liquid decomposition step S4, which will be described later) is performed. As the organic acid, it is desirable to use formic acid, oxalic acid, acetic acid or citric acid, for example.

第一洗浄工程Ｓ１において発生する、クラッドの溶解成分を含む、洗浄廃液である有機酸水溶液に対する廃液分解工程Ｓ４が実施される。廃液分解工程（有機酸及び有機酸塩のいずれかの分解工程）Ｓ４では、オゾンまたは過酸化水素等の酸化剤が有機酸水溶液中に曝気され、その酸化剤の酸化作用により有機酸が分解される。   A waste liquid decomposition step S4 is performed on the organic acid aqueous solution, which is the cleaning waste liquid, containing the clad dissolution component, which is generated in the first cleaning step S1. In the waste liquid decomposition step (decomposition step of either organic acid or organic acid salt) S4, an oxidizing agent such as ozone or hydrogen peroxide is aerated into the organic acid aqueous solution, and the organic acid is decomposed by the oxidizing action of the oxidizing agent. It

第一洗浄工程Ｓ１が施されてクラッドが溶解された放射性有機廃棄物に対して第２洗浄工程（放射性核種溶離工程）Ｓ２が実施される。この第二洗浄工程Ｓ２では、有機酸塩水溶液が、クラッドが溶解された放射性有機廃棄物に接触され、放射性有機廃棄物に吸着されたα核種等の放射性核種がその水溶液に含まれる有機酸塩によって溶離される。   The second washing step (radionuclide elution step) S2 is performed on the radioactive organic waste in which the first washing step S1 has been performed and the clad has been dissolved. In the second washing step S2, the aqueous solution of organic acid salt is brought into contact with the radioactive organic waste in which the clad is dissolved, and the aqueous solution of radioactive nuclide such as α nuclide adsorbed by the radioactive organic waste is contained in the aqueous solution. Is eluted by.

第二洗浄工程Ｓ２で使用される有機酸塩は、水溶液中で解離し、水素イオンよりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンを生じる有機酸塩であることが望ましい。すなわち、有機酸塩は、その主たる構成元素が炭素、水素、酸素及び窒素であって、第二洗浄工程Ｓ２の終了後において洗浄廃液である有機酸塩水溶液を、例えば、オゾンを用いて酸化処理（廃液分解工程Ｓ４）をしたときに、廃液中に不揮発性の残渣を生じないものであることが望ましい。有機酸塩としては、例えば、ギ酸、シュウ酸、酢酸またはクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩またはセシウム塩を用いることが望ましい。なお、有機酸塩として、ギ酸ヒドラジンを用いてもよい。   The organic acid salt used in the second washing step S2 is preferably an organic acid salt which dissociates in an aqueous solution and produces cations that are more easily adsorbed by the cation exchange resin than hydrogen ions. That is, in the organic acid salt, the main constituent elements are carbon, hydrogen, oxygen and nitrogen, and an organic acid salt aqueous solution which is a cleaning waste liquid after the end of the second cleaning step S2 is oxidized by using, for example, ozone. It is desirable that a non-volatile residue is not generated in the waste liquid when the (waste liquid decomposition step S4) is performed. As the organic acid salt, it is desirable to use, for example, ammonium salt, barium salt or cesium salt of formic acid, oxalic acid, acetic acid or citric acid. Note that hydrazine formate may be used as the organic acid salt.

アンモニウム塩は、酸化処理により、窒素ガス及び水に分解されるため、バリウム塩及びセシウム塩に比べて放射性廃棄物の発生量を低減することができる。ギ酸、シュウ酸、酢酸またはクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩またはセシウム塩は、水溶液中で解離して、ＮＨ４＋、Ｂａ２＋またはＣｓ＋になる。ＮＨ４＋、Ｂａ２＋またはＣｓ＋は、水素イオンよりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンである。 Since the ammonium salt is decomposed into nitrogen gas and water by the oxidation treatment, it is possible to reduce the amount of radioactive waste generated as compared with the barium salt and the cesium salt. Ammonium, barium or cesium salts of formic acid, oxalic acid, acetic acid or citric acid dissociate in aqueous solution to NH 4+ , Ba 2+ or Cs + . NH 4+ , Ba 2+ or Cs + is a cation that is more easily adsorbed to the cation exchange resin than a hydrogen ion.

第二洗浄工程Ｓ２において発生する、溶離されたα核種等の放射性核種を含む、洗浄廃液である有機酸塩水溶液に対する廃液分解工程Ｓ４が実施される。廃液分解工程（有機酸及び有機酸塩のいずれかの分解工程）Ｓ４では、オゾンまたは過酸化水素等の酸化剤が有機酸塩水溶液中に曝気され、その酸化剤により有機酸塩が分解される。   A waste solution decomposition step S4 is performed on the organic acid salt aqueous solution that is a cleaning waste solution and contains the radioactive nuclides such as the eluted α nuclide generated in the second cleaning step S2. In the waste liquid decomposition step (decomposition step of either organic acid or organic acid salt) S4, an oxidizing agent such as ozone or hydrogen peroxide is aerated into the organic acid salt aqueous solution, and the organic acid salt is decomposed by the oxidizing agent. ..

廃液分解工程Ｓ４で有機酸または有機酸塩が分解されて残った、放射性核種を含む残留水溶液（放射性廃液）に、ｐＨ調整剤が注入される（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。還元剤注入工程Ｓ５により、その残留水溶液、すなわち、放射性廃液は、ｐＨが４〜１１（４以上１１以下）の範囲内の、例えば、６に調節され、ｐＨ調整剤である還元剤（例えば、ヒドラジン）を含む還元性の放射性廃液内で前述のそれぞれのα核種（ウラン、プルトニウム、アメリシウム、ネプチニウム及びキュリウム等）の価数が「３」になる。   The pH adjusting agent is injected into the residual aqueous solution (radioactive waste solution) containing the radionuclide that remains after the organic acid or the organic acid salt is decomposed in the waste liquid decomposing step S4 (pH adjusting agent injecting step S5). By the reducing agent injection step S5, the residual aqueous solution, that is, the radioactive waste liquid is adjusted to have a pH within the range of 4 to 11 (4 or more and 11 or less), for example, 6, and a reducing agent that is a pH adjusting agent (for example, In the reducing radioactive liquid waste containing hydrazine), the valence of each of the above-mentioned α nuclides (uranium, plutonium, americium, neptinium, curium, etc.) becomes “3”.

α核種の除去工程Ｓ６では、価数が「３」に制御されたα核種を含む放射性廃液が、フェライト（Ｆｅ3Ｏ4）を充填したα核種除去装置に供給され、価数が「３」に制御されたα核種がα核種除去装置内のフェライト層によって除去される（α核種除去工程Ｓ６）。 In the α-nuclide removal step S6, the radioactive waste liquid containing the α-nuclide whose valence is controlled to “3” is supplied to the α-nuclide removal device filled with ferrite (Fe 3 O 4 ) and the valence is “3”. The α nuclide controlled in step 1 is removed by the ferrite layer in the α nuclide removing device (α nuclide removing step S6).

ここで、α核種の除去に関する実験結果を、図４を用いて説明する。図４に示す「Ａ」は、陽イオン交換樹脂に吸着されたα核種、例えば、アメリシウムを有機酸塩水溶液であるシュウ酸アンモニア水溶液により溶離させ、シュウ酸アンモニア水溶液に含まれるシュウ酸アンモニアをオゾンで分解し、溶離したアメリシウム（濃度はｐｐｂオーダー）を除去しないで（未処理の状態で）アメリシウムを含む水をそのまま排出する場合である。このため、「Ａ」では、排出される水のウラン残留率（α核種残留率）は１００％である。   Here, the experimental results regarding the removal of the α nuclide will be described with reference to FIG. “A” shown in FIG. 4 indicates that α-nuclide adsorbed on the cation exchange resin, for example, americium, is eluted with an aqueous solution of an organic acid salt of ammonia oxalate and ammonia oxalate contained in the aqueous solution of ammonia oxalate is ozone. In this case, the water containing americium is discharged as it is without removing the eluted americium (concentration of ppb order) after decomposition. Therefore, in "A", the residual rate of uranium in the discharged water (alpha residual rate of nuclide) is 100%.

「Ｂ」は、溶離したウランを含むシュウ酸アンモニア水溶液のシュウ酸アンモニアをオゾンで分解し、この分解で生成されるアメリシウムを含む水を、フェライト（Ｆｅ3Ｏ4）層に通水させた場合である。フェライト層に流入する前におけるその水のアメリシウム濃度に対するそのフェライト層を通過した水のアメリシウム濃度の割合が、アメリシウム残留率、すなわち、α核種残留率である。フェライト層に流入する前の水のアメリシウム濃度は、「Ａ」における水のアメリシウム濃度と同じである。「Ｂ」では、ウラン残留率（α核種残留率）は、２５％となり、「Ａ」の１／４になる。 "B" is a case where ammonia oxalate in the eluted ammoniacal oxalate aqueous solution containing uranium is decomposed by ozone, and water containing americium produced by this decomposition is passed through the ferrite (Fe 3 O 4 ) layer. Is. The ratio of the americium concentration of the water passing through the ferrite layer to the americium concentration of the water before flowing into the ferrite layer is the americium residual rate, that is, the α nuclide residual rate. The americium concentration of water before flowing into the ferrite layer is the same as the americium concentration of water in “A”. In “B”, the uranium residual rate (α nuclide residual rate) is 25%, which is 1/4 of “A”.

「Ｃ」は、溶離したアメリシウムを含むシュウ酸アンモニア水溶液のシュウ酸アンモニアをオゾンで分解し、この分解で生成されるアメリシウムを含む水に還元剤であるヒドラジンを注入してその水のｐＨを４〜１１の範囲内の８に調節し、ｐＨが８である、アメリシウムを含む水をフェライト（Ｆｅ3Ｏ4）層に通水させた場合である。「Ｃ」におけるフェライト層の容積及びフェライト層の水の流れ方向における厚みは、「Ｃ」におけるフェライト層のそれらと同じである。また、「Ｃ」における、フェライト層に流入する前の水のアメリシウム濃度も、「Ａ」における水のアメリシウム濃度と同じである。「Ｃ」では、アメリシウム残留率（α核種残留率）は、約６．７％となり、「Ａ」の約１／１５になる。 "C" decomposes the ammonia oxalate ammonia in the eluted aqueous ammonia oxalate solution containing americium with ozone, and injects the reducing agent hydrazine into the water containing americium produced by this decomposition to adjust the pH of the water to 4 This is a case where water containing americium, having a pH of 8 and adjusted to 8 within the range of ˜11, is passed through the ferrite (Fe 3 O 4 ) layer. The volume of the ferrite layer in “C” and the thickness of the ferrite layer in the flow direction of water are the same as those of the ferrite layer in “C”. Further, the americium concentration of water before flowing into the ferrite layer in “C” is the same as the americium concentration of water in “A”. In “C”, the americium residual ratio (α nuclide residual ratio) is about 6.7%, which is about 1/15 of “A”.

したがって、有機酸塩分解後のα核種を含む水にｐＨ調整剤を注入してその水のｐＨを４〜１１の範囲に調節し、ｐＨが調節された、α核種を含む水を、フェライト層に通水することによって、その水に含まれるα核種を著しく除去できることが分かった。   Therefore, the pH adjusting agent is injected into the water containing the α-nuclide after the decomposition of the organic acid salt to adjust the pH of the water to the range of 4 to 11, and the pH-adjusted water containing the α-nuclide is added to the ferrite layer. It was found that the α-nuclide contained in the water can be remarkably removed by passing water through the water.

α核種の除去工程Ｓ６では、α核種吸着剤を有するα核種除去装置よりも上流で放射性廃液に注入されたｐＨ調整剤、例えば、還元剤は、放射性廃液に含まれた状態で、α核種除去装置から排出される。その放射性廃液に注入されたｐＨ調整剤が還元剤であるかを判定する（ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７）。ｐＨ調整剤が還元剤であるとき、その判定が「ＹＥＳ」となり、α核種除去装置から排出された、還元剤を含む放射性廃液は、触媒（例えば、貴金属）を有する分解装置に供給され、その還元剤は、分解装置内で、その触媒と分解装置に供給される酸化剤（例えば、過酸化水素）の作用によって分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。なお、ｐＨ調整剤として酸（例えば、希硝酸水溶液）を放射性廃液に注入した場合には、上記の判定が「Ｎｏ」となり、α核種の除去工程Ｓ６が実施されない。   In the α-nuclide removal step S6, the α-nuclide is removed while the pH adjusting agent, for example, the reducing agent, which has been injected into the radioactive waste liquid upstream of the α-nuclide removing device having the α-nuclide adsorbent is contained in the radioactive waste liquid. Ejected from the device. It is determined whether the pH adjusting agent injected into the radioactive waste liquid is a reducing agent (pH adjusting agent determining step S7). When the pH adjusting agent is a reducing agent, the determination is “YES”, and the radioactive waste liquid containing the reducing agent discharged from the α-nuclide removing apparatus is supplied to the decomposition apparatus having a catalyst (for example, a noble metal), The reducing agent is decomposed in the decomposition apparatus by the action of the catalyst and the oxidizing agent (for example, hydrogen peroxide) supplied to the decomposition apparatus (reducing agent decomposition step S8). Note that when an acid (for example, dilute nitric acid aqueous solution) is injected into the radioactive waste liquid as a pH adjuster, the above determination is “No”, and the α-nuclide removal step S6 is not performed.

減容工程Ｓ９では、還元剤を含まない放射性廃液（注入された酸を含む放射性廃液を含む）に対し、濃縮処理または乾燥粉体化処理が施される。容器充填または固化工程Ｓ１０では、濃縮処理により発生した濃縮廃液または乾燥粉体化処理によって発生した放射性廃棄物の粉体が容器内に充填されて保管され、またはセメント等の固形剤により容器内で固化される。   In the volume reducing step S9, the radioactive waste liquid containing no reducing agent (including the radioactive waste liquid containing the injected acid) is subjected to concentration treatment or dry powdering treatment. In the container filling or solidifying step S10, the concentrated waste liquid generated by the concentration treatment or the powder of the radioactive waste generated by the dry powderization treatment is filled in the container and stored, or the solid agent such as cement is used in the container. Solidified.

実施例１のステップＳ１〜Ｓ１０の各工程を含む放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理システムの構造の一例を、図２を用いて説明する。   An example of the structure of the radioactive waste liquid treatment system used in the method for treating a radioactive waste liquid including the steps S1 to S10 of the first embodiment will be described with reference to FIG.

この放射性廃液処理システム１は、放射性有機廃棄物を処理する化学洗浄部１０及び化学洗浄部１０から排出される洗浄廃液（放射性廃液）を処理する廃液処理部１９を備える。化学洗浄部１０では、クラッドを溶解する第一洗浄工程Ｓ１、及び放射性核種を放射性有機廃棄物から溶離させる第二洗浄工程Ｓ２が行われる。   The radioactive waste liquid treatment system 1 includes a chemical cleaning unit 10 that processes radioactive organic waste, and a waste liquid processing unit 19 that processes cleaning waste liquid (radioactive waste liquid) discharged from the chemical cleaning unit 10. In the chemical cleaning unit 10, a first cleaning step S1 of dissolving the clad and a second cleaning step S2 of eluting the radionuclide from the radioactive organic waste are performed.

化学洗浄部１０は、第一受入タンク３、化学反応槽（洗浄槽）４、洗浄液供給タンク６、有機酸槽７、有機酸塩槽８及び移送水槽９を有する。移送ポンプ２２を設けた有機廃棄物供給管２３が、第一受入タンク３及び高線量樹脂貯蔵タンク２を接続する。化学反応槽４が、移送ポンプ２４を設けた有機廃棄物移送管２５によって第一受入タンク３に接続される。加熱装置５が、化学反応槽４の周囲に配置される。洗浄液供給タンク６が、移送ポンプ７６を設けた洗浄液供給管３３によって化学反応槽４に接続される。化学反応槽４の底部に接続されて移送ポンプ７８を有する戻り配管３６が、洗浄液供給タンク６に接続される。有機酸水溶液、例えば、シュウ酸水溶液が充填された有機酸槽７に接続されて弁２６が設けられた配管２９が、洗浄液供給タンク６に接続される。有機酸槽７に充填されたシュウ酸水溶液は飽和水溶液であり、そのシュウ酸水溶液のシュウ酸濃度は０．８ｍｏｌ／Ｌである。有機酸塩水溶液、例えば、ギ酸ヒドラジン水溶液が充填された有機酸塩槽８に接続されて弁２７が設けられた配管３０が、弁２６よりも下流で配管２９に接続される。移送水となる水が充填された移送水槽９に接続されて弁２８が設けられた配管３１が、弁２７よりも下流で配管３０に接続される。   The chemical cleaning unit 10 includes a first receiving tank 3, a chemical reaction tank (cleaning tank) 4, a cleaning liquid supply tank 6, an organic acid tank 7, an organic acid salt tank 8 and a transfer water tank 9. An organic waste supply pipe 23 provided with a transfer pump 22 connects the first receiving tank 3 and the high dose resin storage tank 2. The chemical reaction tank 4 is connected to the first receiving tank 3 by an organic waste transfer pipe 25 provided with a transfer pump 24. A heating device 5 is arranged around the chemical reaction tank 4. The cleaning liquid supply tank 6 is connected to the chemical reaction tank 4 by a cleaning liquid supply pipe 33 provided with a transfer pump 76. A return pipe 36 connected to the bottom of the chemical reaction tank 4 and having a transfer pump 78 is connected to the cleaning liquid supply tank 6. A pipe 29, which is connected to the organic acid tank 7 filled with an organic acid aqueous solution, for example, an oxalic acid aqueous solution and is provided with a valve 26, is connected to the cleaning liquid supply tank 6. The oxalic acid aqueous solution filled in the organic acid tank 7 is a saturated aqueous solution, and the oxalic acid concentration of the oxalic acid aqueous solution is 0.8 mol / L. A pipe 30 connected to the organic acid salt tank 8 filled with an organic acid salt aqueous solution, for example, a hydrazine formate aqueous solution and provided with a valve 27 is connected to a pipe 29 downstream of the valve 26. The pipe 31 connected to the transfer water tank 9 filled with water to be the transfer water and provided with the valve 28 is connected to the pipe 30 downstream of the valve 27.

弁３７が設けられて化学反応槽４の底部に接続された配管３８が、第二受入タンク１１に接続される。第二受入タンク１１に接続された配管が、焼却設備（またはセメント固化設備）１２に接続される。   A pipe 38 provided with a valve 37 and connected to the bottom of the chemical reaction tank 4 is connected to the second receiving tank 11. The pipe connected to the second receiving tank 11 is connected to the incineration facility (or cement hardening facility) 12.

また、廃液処理部１９は、廃液分解装置１３、α核種除去装置１４、ｐＨ調整剤注入装置１１２、分解装置１０７、酸化剤供給装置１０８及び処理水回収タンク１８を有する。移送ポンプ７８と弁３５の間で戻り配管３６に接続されて弁３９が設けられた廃液供給管４０が、廃液分解装置１３に接続される。移送ポンプ４３及び弁４４が設けられた配管４５が、廃液分解装置１３及びα核種除去装置１４に接続される。ｐＨ調整剤注入装置１１２が、廃液分解装置１３と弁４４の間で配管４５に接続される。ｐＨ調整剤注入装置１１２は還元剤注入装置１７及び酸注入装置１１３を有する（図３参照）。還元剤注入装置１７は、還元剤槽１７Ａ、及び弁４１が設けられた注入配管４２を有する。還元剤槽１７Ａには、還元剤水溶液、例えば、ヒドラジン水溶液が充填される。注入配管４２が、還元剤槽１７Ａに接続され、さらに、廃液分解装置１３と弁４４の間で配管４５に接続される。酸注入装置１１３は、酸槽１１４、及び弁１１５が設けられた注入配管１１６を有する。酸槽１１４には、酸水溶液、例えば、希硝酸水溶液が充填される。注入配管１１６が、酸槽１１４に接続され、弁４１の下流で注入配管４２に接続される。配管４６が、α核種除去装置１４及び処理水回収タンク１８を接続する。   Further, the waste liquid treatment unit 19 includes a waste liquid decomposition device 13, an α-nuclide removal device 14, a pH adjusting agent injection device 112, a decomposition device 107, an oxidant supply device 108, and a treated water recovery tank 18. The waste liquid supply pipe 40, which is connected to the return pipe 36 between the transfer pump 78 and the valve 35 and provided with the valve 39, is connected to the waste liquid decomposing device 13. A pipe 45 provided with a transfer pump 43 and a valve 44 is connected to the waste liquid decomposing device 13 and the α-nuclide removing device 14. The pH adjusting agent injecting device 112 is connected to the pipe 45 between the waste liquid decomposing device 13 and the valve 44. The pH adjusting agent injecting device 112 has a reducing agent injecting device 17 and an acid injecting device 113 (see FIG. 3). The reducing agent injection device 17 includes a reducing agent tank 17A and an injection pipe 42 provided with a valve 41. The reducing agent tank 17A is filled with a reducing agent aqueous solution, for example, a hydrazine aqueous solution. The injection pipe 42 is connected to the reducing agent tank 17A, and further connected to the pipe 45 between the waste liquid decomposing device 13 and the valve 44. The acid injection device 113 has an acid tank 114 and an injection pipe 116 provided with a valve 115. The acid bath 114 is filled with an acid aqueous solution, for example, a dilute nitric acid aqueous solution. An injection pipe 116 is connected to the acid bath 114 and is connected to the injection pipe 42 downstream of the valve 41. The pipe 46 connects the α-nuclide removing device 14 and the treated water recovery tank 18.

α核種除去装置１４は、ケーシング（図示せず）内に、スペース領域１５及びフェライト充填領域１６を有する。フェライト充填領域１６は、スペース領域１５の下流に配置される。フェライト充填領域１６は、上流から下流に向かって、フェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃの３つのフェライト層が配置され、フェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃのそれぞれにはα核種を吸着するα核種吸着剤であるフェライト（Ｆｅ3Ｏ4）の粒子が充填されている。フェライト層１６Ａ内のフェライト粒子の粒径が最も大きく、フェライト層１６Ｂ及び１６Ｃと下流に向かうフェライト層ほど内部のフェライト粒子の粒径がより小さくなる。フェライト層１６Ｃ内のフェライト粒子の粒径が最も小さい。 The α-nuclide removing device 14 has a space region 15 and a ferrite filling region 16 in a casing (not shown). The ferrite filling region 16 is arranged downstream of the space region 15. In the ferrite-filled region 16, three ferrite layers 16A, 16B, and 16C are arranged from the upstream to the downstream, and each of the ferrite layers 16A, 16B, and 16C is an α-nuclide adsorbent that adsorbs an α-nuclide. It is filled with some ferrite (Fe 3 O 4 ) particles. The particle size of the ferrite particles in the ferrite layer 16A is the largest, and the particle size of the ferrite particles in the ferrite layers 16B and 16C is smaller toward the downstream. The ferrite particles in the ferrite layer 16C have the smallest particle size.

磁化率測定装置４９Ｂが、α核種除去装置１４のケーシングの外面に設置される。図３では、磁化率測定装置４９Ｂが、フェライト層１６Ｂに対向する位置に配置されているが、フェライト層１６Ａ及び１６Ｃのそれぞれと対向する位置に配置してもよい。配管４５がα核種除去装置１４のスペース領域１５に連絡される。ｐＨ計４９Ａが、還元剤注入装置１７の注入配管４２と配管４５の接続点とα核種除去装置１４の間で、配管４５に取り付けられる。   The magnetic susceptibility measuring device 49B is installed on the outer surface of the casing of the α-nuclide removing device 14. Although the magnetic susceptibility measuring device 49B is arranged at a position facing the ferrite layer 16B in FIG. 3, it may be arranged at a position facing each of the ferrite layers 16A and 16C. The pipe 45 is connected to the space region 15 of the α-nuclide removing device 14. The pH meter 49A is attached to the pipe 45 between the connection point between the injection pipe 42 and the pipe 45 of the reducing agent injection device 17 and the α-nuclide removing device 14.

分解装置１０７が、α核種除去装置１４と処理水回収タンク１８を連絡する配管４６に設けられる。分解装置１０７は、内部に、例えば、ルテニウムを活性炭の表面に添着した活性炭触媒を充填している。酸化剤供給装置１０８が、薬液タンク１０９及び供給配管１１０を有する。薬液タンク１０９は、弁１１１を有する供給配管１１０によって分解装置１０７に接続される。酸化剤である過酸化水素が薬液タンク１０９内に充填される。酸化剤としては、オゾン、または酸素を溶解した水を用いてもよい。   The decomposing device 107 is provided in the pipe 46 that connects the α-nuclide removing device 14 and the treated water recovery tank 18. The decomposition device 107 is filled with, for example, an activated carbon catalyst in which ruthenium is attached to the surface of activated carbon. The oxidant supply device 108 has a chemical liquid tank 109 and a supply pipe 110. The chemical liquid tank 109 is connected to the decomposition device 107 by a supply pipe 110 having a valve 111. Hydrogen peroxide, which is an oxidizing agent, is filled in the chemical liquid tank 109. As the oxidant, ozone or water in which oxygen is dissolved may be used.

移送ポンプ４７を設けた配管４８が、処理水回収タンク１８と乾燥粉体化装置２０を接続する。乾燥粉体化装置２０に接続された配管４９が、固化設備２１に接続される。乾燥粉体化装置２０の替りに、放射性廃液の濃縮装置を用いてもよい。   A pipe 48 provided with a transfer pump 47 connects the treated water recovery tank 18 and the dry powderizing apparatus 20. The pipe 49 connected to the dry powdering apparatus 20 is connected to the solidification equipment 21. Instead of the dry powderizing device 20, a device for concentrating radioactive waste liquid may be used.

放射性廃液処理システム１を用いた本実施例の放射性廃液の処理方法を、詳細に説明する。   The method for treating the radioactive liquid waste of the present embodiment using the radioactive liquid waste treatment system 1 will be described in detail.

沸騰水型原子力プラントの原子炉冷却材浄化系及び燃料プール冷却浄化系等から排出されて高線量樹脂貯蔵タンク２に所定の長期間貯蔵されたセルロース系のろ過助材、イオン交換樹脂等を含む放射性有機廃棄物は、移送水槽５６内の水の、移送水供給管５７による高線量樹脂貯蔵タンク２内への供給により（図５参照）、移送し易いスラリーの状態になる。貯蔵されている放射性有機廃棄物には原子炉冷却材浄化系及び燃料プール冷却浄化系等で冷却水から除去されたクラッドが含まれており、クラッドにはコバルト６０等の放射性核種が含まれている。また、高線量樹脂貯蔵タンク２に貯蔵されたイオン交換樹脂には、コバルト６０、セシウム１３７、炭素１４、塩素３６等のα核種以外の放射性核種のイオンが吸着されている。さらに、そのイオン交換樹脂には、前述したようにα核種（ウラン、プルトニウム、アメリシウム、ネプチニウム及びキュリウム等）が吸着されている。   Includes cellulosic filter aid, ion exchange resin, etc. discharged from the reactor coolant purification system and fuel pool cooling purification system of the boiling water nuclear power plant and stored in the high-dose resin storage tank 2 for a predetermined period of time. The radioactive organic waste is in a slurry state that is easily transferred by supplying the water in the transfer water tank 56 into the high-dose resin storage tank 2 through the transfer water supply pipe 57 (see FIG. 5). The stored radioactive organic waste contains the clad removed from the cooling water by the reactor coolant purification system and the fuel pool cooling purification system, and the clad contains radioactive nuclides such as cobalt 60. There is. Further, the ion exchange resin stored in the high dose resin storage tank 2 adsorbs ions of radioactive nuclides other than α nuclides such as cobalt 60, cesium 137, carbon 14 and chlorine 36. Further, as described above, the α-nuclide (uranium, plutonium, americium, neptinium, curium, etc.) is adsorbed on the ion exchange resin.

移送ポンプ２２を駆動することにより、放射性有機廃棄物を約１０ｗｔ％含むスラリーが、所定量、高線量樹脂貯蔵タンク２から、有機廃棄物供給管２３を通して第一受入タンク３に移送される。第一受入タンク３内の放射性有機廃棄物のスラリーは、移送ポンプ２４の駆動により、有機廃棄物移送管２５を通して化学反応槽４に供給される。化学反応槽４内で、放射性有機廃棄物スラリーの水位が所定レベルに達したとき、移送ポンプ２４が停止され、そのスラリーの化学反応槽４への供給が停止される。その後、移送ポンプ３４が駆動され、化学反応槽４内のスラリーに含まれる水が、放射性廃液（以下、第三放射性廃液という）として、配管３６及び４０を通して廃液分解装置１３の廃液貯槽（図示せず）に導かれる。このとき、弁３５は閉じており、弁３９が開いている。廃液貯槽に導かれた第三放射性廃液は、移送ポンプ４３の駆動により配管４５を通してα核種除去装置１４に導かれる。弁４４は開いている。化学反応槽４内で、放射性有機廃棄物スラリーに含まれる水分はα核種を含んでいないので、廃液貯槽内の第三放射性廃液は、α核種を含んでいなく、α核種以外の放射性核種を含んでいる。   By driving the transfer pump 22, a predetermined amount of a slurry containing about 10 wt% of radioactive organic waste is transferred from the high dose resin storage tank 2 to the first receiving tank 3 through the organic waste supply pipe 23. The slurry of the radioactive organic waste in the first receiving tank 3 is supplied to the chemical reaction tank 4 through the organic waste transfer pipe 25 by driving the transfer pump 24. When the water level of the radioactive organic waste slurry reaches a predetermined level in the chemical reaction tank 4, the transfer pump 24 is stopped and the supply of the slurry to the chemical reaction tank 4 is stopped. After that, the transfer pump 34 is driven, and the water contained in the slurry in the chemical reaction tank 4 is discharged as a radioactive waste liquid (hereinafter, referred to as a third radioactive waste liquid) through the pipes 36 and 40 to the waste liquid storage tank (not shown) of the waste liquid decomposition apparatus 13. No)). At this time, the valve 35 is closed and the valve 39 is open. The third radioactive waste liquid guided to the waste liquid storage tank is guided to the α-nuclide removing device 14 through the pipe 45 by driving the transfer pump 43. The valve 44 is open. In the chemical reaction tank 4, since the water contained in the radioactive organic waste slurry does not contain α nuclides, the third radioactive waste liquid in the waste liquid storage tank does not contain α nuclides and contains radioactive nuclides other than α nuclides. Contains.

第三放射性廃液が、α核種除去装置１４内を通過し、配管４６に排出されて処理水回収タンク１８に導かれる。その第三放射性廃液がα核種除去装置１４を通過する間、α核種除去装置１４内のフェライト充填領域１６に存在するフェライト（Ｆｅ3Ｏ4）粒子は、α核種、及びα核種以外の放射性核種を吸着しない。なお、第三放射性廃液に含まれるコロイド性の物質及び固形分は、フェライト充填領域１６の各フェライト層のフィルタ効果によって除去される。第三放射性廃液がα核種を含んでいないため、弁４１が閉まったままであり、ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５におけるｐＨ調整剤注入装置１１２から配管４５へのｐＨ調整剤水溶液（ヒドラジン水溶液または希硝酸水溶液）の注入が行われなく、還元剤の分解工程Ｓ８における還元剤（例えば、ヒドラジン）の分解も行われない。 The third radioactive waste liquid passes through the α-nuclide removing device 14, is discharged to the pipe 46, and is guided to the treated water recovery tank 18. While the third radioactive waste liquid passes through the α-nuclide removing device 14, the ferrite (Fe 3 O 4 ) particles present in the ferrite-filled region 16 in the α-nuclide removing device 14 are α nuclides and radioactive nuclides other than α nuclides. Does not adsorb. The colloidal substance and solid content contained in the third radioactive waste liquid are removed by the filter effect of each ferrite layer in the ferrite filling region 16. Since the third radioactive waste liquid does not contain the α-nuclide, the valve 41 remains closed, and the pH adjusting agent aqueous solution (hydrazine aqueous solution or dilute nitric acid aqueous solution) from the pH adjusting agent injecting device 112 to the pipe 45 in the pH adjusting agent injecting step S5. ) Is not injected, and the reducing agent (for example, hydrazine) is not decomposed in the reducing agent decomposition step S8.

廃液貯槽内の第三放射性廃液のα核種除去装置１４への移送が終了したとき、移送ポンプ４３が停止される。処理水回収タンク１８内の第三放射性廃液は、所定量、移送ポンプ４７を駆動することにより、配管４８を通して乾燥粉体化装置２０に供給される。α核種以外の放射性核種を含む第三放射性廃液は、乾燥粉体化装置２０で紛体化される（減容工程Ｓ９）。   When the transfer of the third radioactive waste liquid in the waste liquid storage tank to the α-nuclide removal device 14 is completed, the transfer pump 43 is stopped. The third radioactive waste liquid in the treated water recovery tank 18 is supplied to the dry powderizing apparatus 20 through the pipe 48 by driving the transfer pump 47 by a predetermined amount. The third radioactive waste liquid containing the radionuclide other than the α nuclide is powdered by the dry powderizing device 20 (volume reduction step S9).

その後、乾燥粉体化装置２０で生成された紛体は、固化設備２１（または充填設備）に移送される。固化設備２１では、その粉体が固化容器内に充填され、その固化容器内に固化材（例えば、セメント）が注入される。固化容器内の紛体は、固化材によって固化される（容器充填または固化工程Ｓ１０）。固化された粉体が内部に存在し、密封された固化容器は、保管場所において保管される。保管されるこの固化容器内には、超半減期のα核種が存在していない。また、充填設備を用いる場合には、容器内に粉体を充填し、粉体を充填した容器を密封した後、その容器が保管場所に保管される。   Then, the powder generated by the dry powdering apparatus 20 is transferred to the solidification facility 21 (or the filling facility). In the solidification facility 21, the powder is filled in a solidification container, and a solidification material (for example, cement) is injected into the solidification container. The powder in the solidifying container is solidified by the solidifying material (container filling or solidifying step S10). The solidified container in which the solidified powder is present and which is sealed is stored in a storage place. No ultra-half-life α-nuclide is present in this solidified container that is stored. When a filling facility is used, the powder is filled in the container, the container filled with the powder is sealed, and then the container is stored in a storage place.

放射性有機廃棄物スラリーの水分が排出されて放射性有機廃棄物が残留している化学反応槽４には、移送ポンプ３２の駆動により、７２ｇ／Ｌ程度のシュウ酸水溶液（シュウ酸濃度が０．８ｍｏｌ／Ｌ）が、洗浄液供給タンク６から洗浄液供給管３３を通して供給される。洗浄液供給タンク６への、シュウ酸濃度０．８ｍｏｌ／Ｌのシュウ酸水溶液の供給は、弁２６を開くことによって、配管２９を通して有機酸槽７から行われる。このとき、弁２７及び２８は全閉になっている。シュウ酸水溶液の替りにクエン酸水溶液を用いてもよい。これらの有機酸は、還元性を有する。   In the chemical reaction tank 4 in which the water of the radioactive organic waste slurry is discharged and the radioactive organic waste remains, the transfer pump 32 is driven so that an aqueous solution of oxalic acid of about 72 g / L (the oxalic acid concentration is 0.8 mol). / L) is supplied from the cleaning liquid supply tank 6 through the cleaning liquid supply pipe 33. The supply of the oxalic acid aqueous solution having an oxalic acid concentration of 0.8 mol / L to the cleaning liquid supply tank 6 is performed from the organic acid tank 7 through the pipe 29 by opening the valve 26. At this time, the valves 27 and 28 are fully closed. An aqueous citric acid solution may be used instead of the oxalic acid aqueous solution. These organic acids have a reducing property.

加熱装置５によって、化学反応槽４内のシュウ酸水溶液が加熱される。シュウ酸水溶液の加熱温度は、１００℃未満とする。化学反応槽４内に供給されたシュウ酸水溶液に含まれるシュウ酸は、化学反応槽４内の放射性有機廃棄物に付着したクラッドを溶解する（第一洗浄工程Ｓ１）。このクラッドの溶解によって、クラッドに含まれた放射性核種、例えば、コバルト６０は、シュウ酸水溶液中に移行する。   The oxalic acid aqueous solution in the chemical reaction tank 4 is heated by the heating device 5. The heating temperature of the oxalic acid aqueous solution is less than 100 ° C. Oxalic acid contained in the aqueous oxalic acid solution supplied into the chemical reaction tank 4 dissolves the clad adhering to the radioactive organic waste in the chemical reaction tank 4 (first cleaning step S1). Due to the dissolution of the clad, the radionuclide contained in the clad, for example, cobalt 60, is transferred into the oxalic acid aqueous solution.

化学反応槽４内でのシュウ酸水溶液によるクラッドの溶解によって生じた、シュウ酸水溶液に含まれるクラッド成分を化学反応槽４で沈殿させる。クラッド溶解成分の沈殿によって生じた、化学反応槽４内の上澄み液であるシュウ酸水溶液のみを、移送ポンプ７８の駆動により、戻り配管３６を通して洗浄液供給タンク６に回収する。このとき、弁３９は閉じており、弁３５は開いている。洗浄液供給タンク６に回収されたシュウ酸水溶液は、化学反応槽４に供給され、化学反応槽４内でクラッドの溶解に再使用される。   The clad component contained in the oxalic acid aqueous solution generated by the dissolution of the clad with the oxalic acid aqueous solution in the chemical reaction vessel 4 is precipitated in the chemical reaction vessel 4. Only the oxalic acid aqueous solution, which is the supernatant liquid in the chemical reaction tank 4 generated by the precipitation of the clad dissolved component, is collected in the cleaning liquid supply tank 6 through the return pipe 36 by driving the transfer pump 78. At this time, the valve 39 is closed and the valve 35 is open. The oxalic acid aqueous solution recovered in the cleaning liquid supply tank 6 is supplied to the chemical reaction tank 4 and reused in the chemical reaction tank 4 to dissolve the clad.

第一洗浄工程Ｓ１では、放射性有機廃棄物の一部であるイオン交換樹脂が有機酸であるシュウ酸に浸漬されるため、イオン交換樹脂に吸着されている放射性核種の一部がイオン交換樹脂から脱離される。具体的には、シュウ酸が解離して生じる水素イオン及びシュウ酸イオンが、それぞれ陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂に吸着されている放射性核種とイオン交換されるため、一部の放射性核種（α核種、及びα核種以外の放射性核種）がイオン交換樹脂から脱離される。   In the first washing step S1, since the ion exchange resin which is a part of the radioactive organic waste is immersed in oxalic acid which is an organic acid, a part of the radionuclide adsorbed on the ion exchange resin is removed from the ion exchange resin. Be detached. Specifically, hydrogen ions and oxalate ions generated by the dissociation of oxalic acid are ion-exchanged with the radionuclide adsorbed on the cation exchange resin and the anion exchange resin, respectively, so that some radionuclides ( α nuclide and radionuclide other than α nuclide) are desorbed from the ion exchange resin.

化学反応槽４内でのクラッドの溶解が終了した後、弁３５が閉じられ、弁３９が開けられる。化学反応槽４内の、クラッドの溶解に供養され、クラッドに含まれていた放射性核種（例えば、コバルト６０等）、及びシュウ酸が解離して生じる前述の水素イオン及びシュウ酸イオンとのイオン交換により、放射性有機廃棄物の一部であるそれぞれ陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂から脱離された一部の放射性核種（α核種、及びα核種以外の放射性核種のそれぞれ）を含むシュウ酸水溶液（第一洗浄廃液）は、移送ポンプ３４の駆動により、配管３６及び４０を通して廃液分解装置１３の廃液貯槽（図示せず）に移送される。廃液分解装置１３は、廃液貯槽、及び図５に示されたオゾン供給装置８０、オゾン噴射管８１及びオゾン供給装置８０とオゾン噴射管８１を接続するオゾン供給管８２を有する。オゾン噴射管８１は、図５に示された洗浄廃液処理槽５５に相当する廃液貯槽内に配置される。   After the melting of the clad in the chemical reaction tank 4 is completed, the valve 35 is closed and the valve 39 is opened. Ion exchange with the above-mentioned hydrogen ion and oxalate ion generated by dissociation of the radionuclide (for example, cobalt 60 etc.) contained in the cladding and dissolved in the cladding in the chemical reaction tank 4 and oxalic acid. Oxalic acid aqueous solution containing some radionuclides (α nuclide and radionuclides other than α nuclide) desorbed from the cation exchange resin and the anion exchange resin, respectively, which are part of the radioactive organic waste by The (first cleaning waste liquid) is transferred to the waste liquid storage tank (not shown) of the waste liquid decomposing device 13 through the pipes 36 and 40 by driving the transfer pump 34. The waste liquid decomposing device 13 includes a waste liquid storage tank, an ozone supply device 80, an ozone injection pipe 81, and an ozone supply pipe 82 connecting the ozone supply device 80 and the ozone injection pipe 81 shown in FIG. The ozone injection pipe 81 is arranged in a waste liquid storage tank corresponding to the cleaning waste liquid processing tank 55 shown in FIG.

その廃液貯槽へのそのシュウ酸水溶液の移送が終了した後、廃液分解工程Ｓ４が実施される。廃液分解工程Ｓ４では、オゾンが、オゾン供給装置８０からオゾン供給管８２を通して、所定時間、廃液貯槽内のオゾン噴射管８１に供給され、オゾン噴射管８１に形成された多数の噴射孔から、廃液貯槽内のシュウ酸水溶液中に噴射される。シュウ酸水溶液に含まれる有機成分であるシュウ酸が、噴射されたオゾンにより分解される。シュウ酸はオゾンと反応して炭酸ガスと水に分解される。廃液貯槽内に噴射されたオゾンの残り、及び炭酸ガスが、廃液貯槽に接続されたガス排気管（図示せず）を通してオフガス処理装置（図示せず）に供給され、ガス排気管に排出されたガスに含まれる放射性ガスがオフガス処理装置で取り除かれる。   After the transfer of the oxalic acid aqueous solution to the waste liquid storage tank is completed, the waste liquid decomposition step S4 is performed. In the waste liquid decomposition step S4, ozone is supplied from the ozone supply device 80 through the ozone supply pipe 82 to the ozone injection pipe 81 in the waste liquid storage tank for a predetermined time, and the waste liquid is discharged from a large number of injection holes formed in the ozone injection pipe 81. It is injected into the oxalic acid aqueous solution in the storage tank. Oxalic acid, which is an organic component contained in the oxalic acid aqueous solution, is decomposed by the injected ozone. Oxalic acid reacts with ozone and is decomposed into carbon dioxide and water. The remaining ozone and carbon dioxide injected into the waste liquid storage tank were supplied to an off-gas treatment device (not shown) through a gas exhaust pipe (not shown) connected to the waste liquid storage tank, and discharged to the gas exhaust pipe. The radioactive gas contained in the gas is removed by the off gas treatment device.

廃液貯槽内での、シュウ酸水溶液に含まれるシュウ酸の分解が終了した後、廃液貯槽へのオゾンの供給が停止されて移送ポンプ４３が駆動され、シュウ酸分解後において廃液分解装置１３の廃液貯槽内に残留する、脱離されたα核種、及びα核種以外の放射性核種のそれぞれを含む水溶液、すなわち、第一放射性廃液が、配管４５を通してα核種除去装置１４に供給される。このとき、弁４４は開いている。   After the decomposition of oxalic acid contained in the aqueous solution of oxalic acid in the waste liquid storage tank is completed, the supply of ozone to the waste liquid storage tank is stopped and the transfer pump 43 is driven, and the waste liquid of the waste liquid decomposition device 13 is decomposed after the decomposition of oxalic acid. An aqueous solution containing each of the desorbed α-nuclide and the radionuclide other than the α-nuclide, that is, the first radioactive waste liquid remaining in the storage tank is supplied to the α-nuclide removing device 14 through the pipe 45. At this time, the valve 44 is open.

本実施例では、α核種を含む第一放射性廃液及びα核種を含む第二放射性廃液のそれぞれのｐＨを、４以上１１以下の範囲内の４〜７（４以上７以下）の範囲内のｐＨに調節するときには、第一放射性廃液及び第二放射性廃液のそれぞれに酸（例えば、希硝酸）が注入され、それぞれの放射性廃液のｐＨを４以上１１以下の範囲内の７より大きく１１以下の範囲内のｐＨに調節するときには、第一放射性廃液及び第二放射性廃液のそれぞれに還元剤（例えば、ヒドラジン）が注入される。なお、ｐＨを４〜７（４以上７以下）の範囲内のｐＨに調節するときにそれぞれの放射性廃液に注入される酸としては、分解できない酸（例えば、希硝酸）及び分解可能な酸（例えば、シュウ酸）がある。   In the present example, the pH of each of the first radioactive waste liquid containing the α nuclide and the second radioactive waste liquid containing the α nuclide was set to a pH within the range of 4 to 11 (4 to 7) (4 to 7). When adjusting to, the acid (for example, dilute nitric acid) is injected into each of the first radioactive waste liquid and the second radioactive waste liquid, and the pH of each radioactive waste liquid is in the range of 4 or more and 11 or less in the range of 7 to 11 inclusive. When adjusting the internal pH, a reducing agent (for example, hydrazine) is injected into each of the first radioactive waste liquid and the second radioactive waste liquid. In addition, as the acid to be injected into each radioactive liquid waste when adjusting the pH within the range of 4 to 7 (4 or more and 7 or less), an acid that cannot be decomposed (for example, dilute nitric acid) and a decomposable acid ( For example, oxalic acid).

本実施例では、α核種除去装置１４に供給される、α核種を含む第一放射性廃液のｐＨを、設定ｐＨである「８」にする。このため、ｐＨ調整剤注入装置１１２において、弁４１を開いて、還元剤注入装置１７の還元剤槽１７Ａに充填された還元剤水溶液、例えば、ヒドラジン水溶液を、注入配管４２を通して配管４５内に注入する（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。注入されたヒドラジン水溶液は、配管４５内で第一放射性廃液と混合される。配管４５に注入されるｐＨ調整剤としては、還元剤及び酸のいずれかが用いられる。その還元剤としては、例えば、ヒドラジン、ホルムヒドラジン、ヒドラジンカルボアミド及びカルボヒドラジド等のヒドラジン誘導体及びヒドロキシルアミンのいずれかが用いられ、酸としては、例えば、希硝酸及びシュウ酸のいずれかが用いられる。注入されたヒドラジンを含む第一放射性廃液は、α核種除去装置１４のケーシング内のスペース領域１５に流入する。ヒドラジンの注入により、第一放射性廃液のｐＨが４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節される。α核種除去装置１４に流入する第一放射性廃液のｐＨは、ｐＨ計４９Ａで測定される。ｐＨ計４９Ａの測定値に基づいて弁４１の開度を制御し、第一放射性廃液のｐＨが８になるように、還元剤槽１７Ａから配管４５へのヒドラジン水溶液の供給量を調節する。このとき、弁１１５は閉じている。α核種除去装置１４に流入する前、具体的には、ヒドラジン水溶液の注入前において、第一放射性廃液のｐＨは、例えば、６になっている。   In this embodiment, the pH of the first radioactive waste liquid containing the α nuclide supplied to the α nuclide removing apparatus 14 is set to “8” which is the set pH. Therefore, in the pH adjuster injecting device 112, the valve 41 is opened and the reducing agent aqueous solution filled in the reducing agent tank 17A of the reducing agent injecting device 17, for example, the hydrazine aqueous solution is injected into the pipe 45 through the injection pipe 42. (PH adjusting agent injection step S5). The injected hydrazine aqueous solution is mixed with the first radioactive waste liquid in the pipe 45. As the pH adjuster injected into the pipe 45, either a reducing agent or an acid is used. As the reducing agent, for example, any one of hydrazine derivatives such as hydrazine, formhydrazine, hydrazinecarboxamide and carbohydrazide and hydroxylamine is used, and as the acid, for example, dilute nitric acid or oxalic acid is used. .. The first radioactive waste liquid containing the injected hydrazine flows into the space region 15 in the casing of the α-nuclide removing device 14. By injecting hydrazine, the pH of the first radioactive waste liquid is adjusted to within the range of 4 to 11, for example, 8. The pH of the first radioactive waste liquid flowing into the α-nuclide removal device 14 is measured with a pH meter 49A. The opening degree of the valve 41 is controlled based on the measured value of the pH meter 49A, and the supply amount of the hydrazine aqueous solution from the reducing agent tank 17A to the pipe 45 is adjusted so that the pH of the first radioactive waste liquid becomes 8. At this time, the valve 115 is closed. Before flowing into the α-nuclide removing apparatus 14, specifically, before injecting the hydrazine aqueous solution, the pH of the first radioactive waste liquid is, for example, 6.

スペース領域１５に流入する第一放射性廃液が還元剤であるヒドラジンを含み、このヒドラジンにより第一放射性廃液のｐＨが４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節されるため、第一放射性廃液に含まれる、価数が「３〜５」である各α核種（ウラン、プルトニウム、ネプチニウム及びキュリウム等）の価数が、スペース領域１５内で「３」に調節される。価数が「３」になった各α核種を含む第一放射性廃液が、α核種除去装置１４内において、スペース領域１５からフェライト充填領域１６に流入する。第一放射性廃液に含まれる、価数が「３」に調節された各α核種は、還元剤（例えば、ヒドラジン）の存在下で、フェライト充填領域１６内のフェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃのそれぞれに存在するフェライト粒子に効率良く吸着されて除去される（α核種の除去工程Ｓ６）。第一放射性廃液に含まれる固形分は、フェライト充填領域１６のフェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃによって除去される。α核種除去装置１４に設けられた磁化率測定装置４９Ｂは、α核種除去装置１４内にフェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃが存在しているかを検出する。本実施例では、磁化率測定装置４９Ｂの出力に基づいて、α核種除去装置１４内におけるフェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃの存在を確認できる。   Since the first radioactive waste liquid flowing into the space region 15 contains hydrazine as a reducing agent, and the pH of the first radioactive waste liquid is adjusted to within the range of 4 to 11, for example, 8 by this hydrazine, the first radioactive waste liquid is The valence of each α-nuclide having a valence of “3 to 5” (uranium, plutonium, neptinium, curium, etc.) contained in is adjusted to “3” in the space region 15. The first radioactive waste liquid containing each α nuclide having a valence of “3” flows from the space region 15 into the ferrite filling region 16 in the α nuclide removing device 14. Each α nuclide having a valence adjusted to “3” contained in the first radioactive waste liquid is contained in the ferrite layers 16A, 16B and 16C in the ferrite filling region 16 in the presence of a reducing agent (for example, hydrazine). Are efficiently adsorbed to and removed by the ferrite particles existing in (a nuclide removal step S6). The solid content contained in the first radioactive waste liquid is removed by the ferrite layers 16A, 16B and 16C in the ferrite filling region 16. The magnetic susceptibility measuring device 49B provided in the α-nuclide removing device 14 detects whether or not the ferrite layers 16A, 16B and 16C are present in the α-nuclide removing device 14. In this embodiment, the presence of the ferrite layers 16A, 16B and 16C in the α-nuclide removing device 14 can be confirmed based on the output of the magnetic susceptibility measuring device 49B.

ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５で、還元剤であるヒドラジンが注入されているので、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７における「ｐＨ調整剤が還元剤であるか」の判定が「ＹＥＳ」になり、α核種除去装置１４のフェライト充填領域１６でα核種、コロイド性の物質及び固形分が除去された、ヒドラジンを含む第一放射性廃液は、配管４６に排出され、分解装置１０７に導かれる。第一放射性廃液に含まれるヒドラジンは分解装置１０７内で分解される。すなわち、弁１１１を開いて、薬液タンク１０９内の過酸化水素を、供給配管１１０を通して分解装置１０７に供給する。第一放射性廃液に含まれるヒドラジン（還元剤）は、分解装置１０７内で、活性炭触媒及び過酸化水素の作用により、窒素及び水に分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。分解装置１０７から排出された、α核種及びヒドラジンを含んでいない第一放射性廃液は、配管４６を通して処理水回収タンク１８に導かれる。   Since hydrazine, which is a reducing agent, is injected in the pH adjusting agent injecting step S5, the determination of “whether the pH adjusting agent is a reducing agent” in the pH adjusting agent determining step S7 is “YES”, and the α nuclide removal is performed. The first radioactive waste liquid containing hydrazine, from which α-nuclide, colloidal substance and solid content have been removed in the ferrite filling region 16 of the device 14, is discharged to the pipe 46 and guided to the decomposition device 107. Hydrazine contained in the first radioactive waste liquid is decomposed in the decomposition device 107. That is, the valve 111 is opened and the hydrogen peroxide in the chemical tank 109 is supplied to the decomposition device 107 through the supply pipe 110. The hydrazine (reducing agent) contained in the first radioactive waste liquid is decomposed into nitrogen and water by the action of the activated carbon catalyst and hydrogen peroxide in the decomposing device 107 (reducing agent decomposing step S8). The first radioactive waste liquid containing no α-nuclide and hydrazine discharged from the decomposition device 107 is guided to the treated water recovery tank 18 through the pipe 46.

なお、第一放射性廃液のｐＨを、例えば、６にする場合には、ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５において、酸水溶液である希硝酸水溶液がｐＨ調整剤注入装置１１２から第一放射性廃液に注入される。ｐＨ調整剤注入装置１１２からの希硝酸水溶液の注入は、弁１１５を開いて、酸注入装置１１３の酸槽１１４に充填された酸水溶液、例えば、希硝酸水溶液を、注入配管１１６及び４２を通して配管４５内に注入する（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。このとき、弁４１は閉じている。注入された希硝酸水溶液は、配管４５内で第一放射性廃液と混合される。注入された希硝酸を含む第一放射性廃液は、α核種除去装置１４のケーシング内のスペース領域１５に流入する。ｐＨ計４９Ａで測定された、第一放射性廃液のｐＨに基づいて弁４１の開度を制御し、第一放射性廃液のｐＨが４〜１１の範囲内の、例えば、６になるように、酸槽１１４から配管４５への希硝酸水溶液の供給量を調節する。α核種除去装置１４に流入する前、具体的には、希硝酸水溶液の注入前において、第一放射性廃液のｐＨは、例えば、６になっている。希硝酸水溶液の注入によりｐＨ６に調節された第一放射性廃液に含まれるα核種は、α核種除去装置１４内の各フェライト層によって除去される。   When the pH of the first radioactive waste liquid is set to 6, for example, in the pH adjusting agent injecting step S5, the dilute nitric acid aqueous solution which is an acid aqueous solution is injected from the pH adjusting agent injecting device 112 into the first radioactive waste liquid. .. The injection of the dilute nitric acid aqueous solution from the pH adjuster injecting device 112 is performed by opening the valve 115 to supply the acid aqueous solution filled in the acid bath 114 of the acid injecting device 113, for example, dilute nitric acid aqueous solution, through the injection pipes 116 and 42. It is injected into 45 (pH adjusting agent injection step S5). At this time, the valve 41 is closed. The injected diluted nitric acid aqueous solution is mixed with the first radioactive waste liquid in the pipe 45. The first radioactive waste liquid containing the injected dilute nitric acid flows into the space region 15 in the casing of the α-nuclide removing device 14. The opening degree of the valve 41 is controlled based on the pH of the first radioactive waste liquid measured by the pH meter 49A so that the pH of the first radioactive waste liquid is in the range of 4 to 11, for example, 6 The supply amount of the dilute nitric acid aqueous solution from the tank 114 to the pipe 45 is adjusted. Before flowing into the α-nuclide removing device 14, specifically, before injecting the dilute nitric acid aqueous solution, the pH of the first radioactive waste liquid is, for example, 6. The α nuclide contained in the first radioactive waste liquid adjusted to pH 6 by the injection of dilute nitric acid aqueous solution is removed by each ferrite layer in the α nuclide removing device 14.

ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５において、希硝酸水溶液が第一放射性廃液に注入された場合には、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「Ｎｏ」になり、α核種除去装置１４から排出された、希硝酸を含む第一放射性廃液は分解装置１０７に導かれるが、弁１１１が閉じられているため、薬液タンク１０９内の過酸化水素が分解装置１０７に供給されず、希硝酸を含む第一放射性廃液は、そのまま、分解装置１０７から排出され、処理水回収タンク１８に導かれる。   In the pH adjusting agent injecting step S5, when the dilute nitric acid aqueous solution is injected into the first radioactive waste liquid, the determination in the pH adjusting agent determining step S7 is “No”, and the rare earth discharged from the α-nuclide removing apparatus 14 is The first radioactive waste liquid containing nitric acid is guided to the decomposition device 107, but since the valve 111 is closed, the hydrogen peroxide in the chemical solution tank 109 is not supplied to the decomposition device 107, and the first radioactive waste liquid containing dilute nitric acid is not supplied. Is discharged from the decomposition device 107 as it is and guided to the treated water recovery tank 18.

上記した第一放射性溶液へのｐＨ調整剤である希硝酸の注入は、後述の実施例２ないし４のそれぞれにおいても適用できる。   The above-mentioned injection of dilute nitric acid, which is a pH adjuster, into the first radioactive solution can also be applied to each of Examples 2 to 4 described later.

第一放射性廃液のｐＨを、例えば、６にするため、酸水溶液としてシュウ酸水溶液を用いた場合には、シュウ酸水溶液が、酸注入装置１１３の酸槽１１４から注入配管１１６及び４２を通して配管４５に注入される（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。ｐＨが６でシュウ酸を含む第一放射性廃液に含まれるα核種は、α核種除去装置１４内の各フェライト層によって除去される（α核種除去工程Ｓ６）。ただし、シュウ酸水溶液が第一放射性廃液に注入された場合には、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になり、α核種除去装置１４から排出された、シュウ酸を含む第一放射性廃液が分解装置１０７に供給され、弁１１１が開いて、薬液タンク１０９内の過酸化水素が分解装置１０７に供給される。第一放射性廃液に含まれるシュウ酸（ｐＨ調整剤）は、分解装置１０７内で活性炭触媒及び注入された過酸化水素の作用によって二酸化炭素及び水に分解される。第一放射性廃液に含まれるシュウ酸（ｐＨ調整剤）の分解によって、第一放射性廃液の量を低減できる。そのような第一放射性溶液に含まれるシュウ酸の分解は、後述の実施例２ないし４のそれぞれにおいてシュウ酸が第一放射性廃液に注入される場合にも適用できる。   When the oxalic acid aqueous solution is used as the acid aqueous solution in order to adjust the pH of the first radioactive waste liquid to, for example, 6, the oxalic acid aqueous solution flows from the acid tank 114 of the acid injection device 113 through the injection pipes 116 and 42 to the pipe 45. (PH adjusting agent injection step S5). The α-nuclide contained in the first radioactive waste liquid having a pH of 6 and containing oxalic acid is removed by each ferrite layer in the α-nuclide removing device 14 (α-nuclide removing step S6). However, when the oxalic acid aqueous solution is injected into the first radioactive waste liquid, the determination in the pH adjuster determination step S7 is “YES”, and the first radioactive substance containing oxalic acid discharged from the α-nuclide removal device 14 is discharged. The waste liquid is supplied to the decomposition device 107, the valve 111 is opened, and the hydrogen peroxide in the chemical liquid tank 109 is supplied to the decomposition device 107. Oxalic acid (pH adjuster) contained in the first radioactive waste liquid is decomposed into carbon dioxide and water by the action of the activated carbon catalyst and the injected hydrogen peroxide in the decomposition device 107. The amount of the first radioactive waste liquid can be reduced by decomposing the oxalic acid (pH adjusting agent) contained in the first radioactive waste liquid. The decomposition of oxalic acid contained in the first radioactive solution can be applied to the case where oxalic acid is injected into the first radioactive waste liquid in each of Examples 2 to 4 described below.

前述した処理水回収タンク１８内の第一放射性廃液（ヒドラジンが分解された第一放射性廃液及び希硝酸を含む第一放射性廃液の両者）は、乾燥粉体化装置２０に供給されて紛体化される（減容工程Ｓ９）。乾燥粉体化装置２０で生成された、α核種を含まない紛体は、固化設備２１に移送されて固化容器内に充填され、その固化容器内に固化材が注入されて固化される（容器充填または固化工程Ｓ１０）。この固化容器は、密封された後、保管場所に保管される。保管されるこの固化容器内には、超半減期のα核種が存在していない。第一放射性廃液に希硝酸を注入した場合には、この第一放射性廃液の粉体化により生成された粉体は硝酸成分を含んでおり、この粉体を固化容器内で溶融したガラスにより固化して生成されたガラス固化体も、硝酸成分を含んでいる。なお、第一放射性廃液にｐＨ調整剤であるシュウ酸を注入した場合には、前述のように、シュウ酸（ｐＨ調整剤）が分解されるため、生成されたガラス固化体はシュウ酸を含んでいない。   The first radioactive waste liquid (both the first radioactive waste liquid in which hydrazine has been decomposed and the first radioactive waste liquid containing dilute nitric acid) in the treated water recovery tank 18 described above is supplied to the dry powderizing apparatus 20 to be powdered. (Volume reduction step S9). The powder containing no α-nuclide generated by the dry powdering apparatus 20 is transferred to the solidification facility 21 and filled in the solidification container, and the solidification material is injected into the solidification container to solidify (container filling). Or solidification step S10). The solidified container is sealed and then stored in a storage place. No ultra-half-life α-nuclide is present in this solidified container that is stored. When dilute nitric acid is injected into the first radioactive waste liquid, the powder produced by pulverizing the first radioactive waste liquid contains nitric acid component, and this powder is solidified by the molten glass in the solidification container. The vitrified body thus produced also contains a nitric acid component. When oxalic acid, which is a pH adjusting agent, is injected into the first radioactive waste liquid, the oxalic acid (pH adjusting agent) is decomposed as described above, and the vitrified product thus produced contains oxalic acid. Not at all.

クラッドが溶解された、陽イオン交換樹脂を含む放射性有機廃棄物が、化学反応槽４内に残留している。移送ポンプ３２の駆動によって、４０〜４００ｇ／Ｌ程度のギ酸ヒドラジン水溶液が、洗浄液供給タンク６から洗浄液供給管３３を通して放射性有機廃棄物が残留する化学反応槽４内に連続的に供給される。ギ酸ヒドラジン水溶液のギ酸ヒドラジンの濃度は、溶液１Ｌ当たりの溶質（ギ酸ヒドラジン）の質量である。化学反応槽４に供給されるギ酸ヒドラジン水溶液は、ｐＨ７程度の中性液である。洗浄液供給タンク６へのギ酸ヒドラジン水溶液の供給は、弁２７を開くことによって、配管３０及び２９を通して有機酸塩槽８から行われる。弁２６及び２８は閉じている。   The radioactive organic waste containing the cation exchange resin in which the clad is dissolved remains in the chemical reaction tank 4. By driving the transfer pump 32, an aqueous hydrazine formate solution of about 40 to 400 g / L is continuously supplied from the cleaning liquid supply tank 6 through the cleaning liquid supply pipe 33 into the chemical reaction tank 4 in which the radioactive organic waste remains. The concentration of hydrazine formate in the aqueous hydrazine formate solution is the mass of solute (hydrazine formate) per 1 L of the solution. The aqueous hydrazine formate solution supplied to the chemical reaction tank 4 is a neutral liquid having a pH of about 7. The hydrazine formate aqueous solution is supplied to the cleaning liquid supply tank 6 from the organic acid salt tank 8 through the pipes 30 and 29 by opening the valve 27. Valves 26 and 28 are closed.

放射性有機廃棄物は化学反応槽４内でギ酸ヒドラジン水溶液と接触する。化学反応槽４内では、この接触によって、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂に吸着された、α核種であるウラン、プルトニウム、アメリシウム、ネプチニウム及びキュリウム、及びα核種以外の放射性核種であるコバルト６０、セシウム１３７、炭素１４、塩素３６のそれぞれのイオンが、ギ酸ヒドラジン水溶液中に溶離する（第二洗浄工程Ｓ２）。   The radioactive organic waste comes into contact with the aqueous hydrazine formate solution in the chemical reaction tank 4. In the chemical reaction tank 4, by this contact, the α nuclides such as uranium, plutonium, americium, neptinium and curium adsorbed on the cation exchange resin, which is a radioactive organic waste, and the radioactive nuclides other than the α nuclide, cobalt. Ions of 60, cesium 137, carbon 14 and chlorine 36 are eluted in the hydrazine formate aqueous solution (second washing step S2).

化学反応槽４内からギ酸ヒドラジン水溶液のみを回収し、回収されたギ酸ヒドラジン水溶液は戻り配管３６を通して洗浄液供給タンク６に移送される。このとき、弁３５は開いており、弁３９は閉じている。洗浄液供給タンク６に移送されたギ酸ヒドラジン水溶液は、再び、化学反応槽４に供給され、陽イオン交換樹脂に吸着された各放射性核種の溶離に使用される。ギ酸ヒドラジン水溶液の替りに、シュウ酸、酢酸及びクエン酸のいずれかのヒドラジン塩の水溶液を用いてもよい。これらの有機酸塩は、水素イオンよりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンを生じる有機酸塩である。   Only the hydrazine formate aqueous solution is collected from the chemical reaction tank 4, and the collected hydrazine formate aqueous solution is transferred to the cleaning liquid supply tank 6 through the return pipe 36. At this time, the valve 35 is open and the valve 39 is closed. The hydrazine formate aqueous solution transferred to the cleaning liquid supply tank 6 is again supplied to the chemical reaction tank 4 and used for elution of each radionuclide adsorbed on the cation exchange resin. Instead of the aqueous hydrazine formate solution, an aqueous solution of a hydrazine salt of any one of oxalic acid, acetic acid and citric acid may be used. These organic acid salts are organic acid salts that generate cations that are more easily adsorbed by the cation exchange resin than hydrogen ions.

放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂にシュウ酸水溶液を接触させた場合では、陽イオン交換樹脂に吸着されているコバルト６０に対する除染性能（除染係数）がＤＦ４程度である。これに対して、陽イオン交換樹脂にギ酸ヒドラジン水溶液を接触させた場合では、除染性能がＤＦ２０以上となり、シュウ酸水溶液を接触させた場合よりも除染性能が向上した。シュウ酸水溶液のみを用いてＤＦ２０以上の除染性能を得るためには、繰り返し、シュウ酸を添加する必要がある。これに対して、ギ酸ヒドラジン水溶液を用いる場合には、その繰り返しが不要となり、使用する洗浄剤の量、すなわち、シュウ酸の量を低減することができる。   When an oxalic acid aqueous solution is brought into contact with a cation exchange resin which is a radioactive organic waste, the decontamination performance (decontamination coefficient) for cobalt 60 adsorbed on the cation exchange resin is about DF4. On the other hand, when the hydrazine formate aqueous solution was brought into contact with the cation exchange resin, the decontamination performance was DF20 or more, and the decontamination performance was improved as compared with the case where the oxalic acid aqueous solution was brought into contact. In order to obtain decontamination performance of DF20 or higher using only the oxalic acid aqueous solution, it is necessary to repeatedly add oxalic acid. On the other hand, when the hydrazine formate aqueous solution is used, the repetition is unnecessary, and the amount of the cleaning agent used, that is, the amount of oxalic acid can be reduced.

ここで、除染係数ＤＦは、（除染前の計数率）／（除染後の計数率）で算出される数値である。なお、ギ酸ヒドラジンによる除染（イオン溶離）は、シュウ酸による除染（クラッド溶解）の後に行う。よって、有機酸水溶液によるクラッドの溶解のみを実施する場合には、有機酸塩水溶液を用いたイオンの溶離は行わないため、除染係数ＤＦは、（除染前計数率）／（クラッド溶解のみの計数率）で計算される値となる。一方、イオンの溶離も行う場合には、除染係数ＤＦは、（除染前の計数率）／（クラッド溶解及びイオン溶離の後の計数率）で計算される値となる。   Here, the decontamination coefficient DF is a numerical value calculated by (count rate before decontamination) / (count rate after decontamination). The decontamination with hydrazine formate (ion elution) is carried out after the decontamination with oxalic acid (clad dissolution). Therefore, when only clad dissolution with an organic acid aqueous solution is performed, ions are not eluted with an organic acid salt aqueous solution, so the decontamination coefficient DF is (count rate before decontamination) / (clad dissolution only). It becomes the value calculated by (counting rate). On the other hand, when the ions are also eluted, the decontamination coefficient DF is a value calculated by (count rate before decontamination) / (count rate after clad dissolution and ion elution).

化学反応槽４内での放射性核種の溶離（第二洗浄工程Ｓ２）が終了した後、弁３５を閉じて弁３９を開き、移送ポンプ３４を駆動する。化学反応槽４内の、溶離されたα核種及びα核種以外の放射性核種を含むギ酸ヒドラジン水溶液（第二洗浄廃液）が、配管３６及び４０を通して廃液分解装置１３の前述の廃液貯槽に移送される。   After the elution of the radionuclide in the chemical reaction tank 4 (second cleaning step S2) is completed, the valve 35 is closed, the valve 39 is opened, and the transfer pump 34 is driven. The hydrazine formate aqueous solution (second washing waste liquid) containing the eluted α-nuclide and radionuclide other than α-nuclide in the chemical reaction tank 4 is transferred to the aforementioned waste liquid storage tank of the waste liquid decomposition apparatus 13 through the pipes 36 and 40. ..

その廃液貯槽へのそのギ酸ヒドラジン水溶液の移送が終了した後、廃液分解工程Ｓ４が実施される。この廃液分解工程Ｓ４では、オゾン供給装置８０からのオゾンが廃液貯槽内のギ酸ヒドラジン水溶液中に噴射される。ギ酸ヒドラジン水溶液に含まれるギ酸及びヒドラジンが、噴射されたオゾンにより分解される。ギ酸は窒素ガスと水に、また、ヒドラジンは炭酸ガスと水に分解される。廃液貯槽内に噴射されたオゾンの残り、炭酸ガス及び窒素ガスが、廃液貯槽に接続されたガス排気管（図示せず）を通してオフガス処理装置（図示せず）に供給される。   After the transfer of the aqueous hydrazine formate solution to the waste liquid storage tank is completed, the waste liquid decomposition step S4 is performed. In this waste liquid decomposition step S4, ozone from the ozone supply device 80 is injected into the hydrazine formate aqueous solution in the waste liquid storage tank. Formic acid and hydrazine contained in the hydrazine formate aqueous solution are decomposed by the injected ozone. Formic acid is decomposed into nitrogen gas and water, and hydrazine is decomposed into carbon dioxide gas and water. The remaining ozone, carbon dioxide gas, and nitrogen gas injected into the waste liquid storage tank are supplied to an off-gas treatment device (not shown) through a gas exhaust pipe (not shown) connected to the waste liquid storage tank.

第二洗浄工程Ｓ２の後に実施された、廃液貯槽内でのギ酸及びヒドラジンの分解（廃液分解工程Ｓ４）が終了した後、廃液貯槽へのオゾンの供給が停止されて移送ポンプ４３が駆動され、ギ酸及びヒドラジンの分解後において廃液貯槽内に残留する、α核種及びα核種以外の放射性核種を含む水溶液、すなわち、第二放射性廃液が、配管４５を通してα核種除去装置１４に供給される。   After the decomposition of formic acid and hydrazine in the waste liquid storage tank (waste liquid decomposition step S4) performed after the second cleaning step S2, the supply of ozone to the waste liquid storage tank is stopped and the transfer pump 43 is driven. An aqueous solution containing α-nuclide and radionuclide other than α-nuclide, that is, the second radioactive waste liquid remaining in the waste liquid storage tank after the decomposition of formic acid and hydrazine, is supplied to the α-nuclide removal device 14 through the pipe 45.

α核種を含む第二放射性廃液がα核種除去装置１４に供給されるので、弁４１を開いて、還元剤注入装置１７の還元剤槽１７Ａに充填された還元剤水溶液、例えば、ヒドラジン水溶液を、注入配管４２を通して配管４５内の第二放射性廃液に注入する（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。注入されたヒドラジンを含む第二放射性廃液は、α核種除去装置１４のスペース領域１５に流入する。ヒドラジンの注入により、第二放射性廃液のｐＨは４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節される。α核種除去装置１４に流入する第二放射性廃液のｐＨも、ｐＨ計４９Ａで測定される。ｐＨ計４９Ａの測定値に基づいて弁４１の開度を制御し、第二放射性廃液のｐＨが８の範囲内になるように、還元剤槽１７Ａから配管４５へのヒドラジン水溶液の供給量が調節される。α核種除去装置１４に流入する前において、第二放射性廃液のｐＨは、例えば、６になっている。   Since the second radioactive waste liquid containing the α-nuclide is supplied to the α-nuclide removing device 14, the valve 41 is opened, and the reducing agent aqueous solution filled in the reducing agent tank 17A of the reducing agent injection device 17, for example, the hydrazine aqueous solution, The second radioactive waste liquid in the pipe 45 is injected through the injection pipe 42 (pH adjusting agent injection step S5). The second radioactive waste liquid containing the injected hydrazine flows into the space region 15 of the α-nuclide removing device 14. By injecting hydrazine, the pH of the second radioactive waste liquid is adjusted to within the range of 4 to 11, for example, 8. The pH of the second radioactive waste liquid flowing into the α-nuclide removing device 14 is also measured by the pH meter 49A. The opening degree of the valve 41 is controlled based on the measurement value of the pH meter 49A, and the supply amount of the hydrazine aqueous solution from the reducing agent tank 17A to the pipe 45 is adjusted so that the pH of the second radioactive waste liquid is within the range of 8. To be done. Before flowing into the α-nuclide removal device 14, the pH of the second radioactive waste liquid is, for example, 6.

スペース領域１５に流入する第二放射性廃液がヒドラジンを含み、このヒドラジンにより第二放射性廃液のｐＨが８に調節されるため、第二放射性廃液に含まれる、価数が「３〜５」である各α核種の価数が、スペース領域１５内で「３」に調節される。第二放射性廃液に含まれる、価数が「３」になった各α核種が、還元剤の存在下において、α核種除去装置１４において、各フェライト層に存在するフェライト粒子に吸着されて除去される（α核種の除去工程Ｓ６）。第二放射性廃液に含まれるコロイド性の物質及び固形分も、フェライト充填領域１６のフィルタ効果によって除去される。   The second radioactive waste liquid flowing into the space region 15 contains hydrazine, and the pH of the second radioactive waste liquid is adjusted to 8 by this hydrazine, so that the valence contained in the second radioactive waste liquid is "3 to 5". The valence of each α nuclide is adjusted to “3” in the space region 15. In the presence of a reducing agent, each α nuclide having a valence of “3” contained in the second radioactive waste liquid is adsorbed and removed by the ferrite particles present in each ferrite layer in the α nuclide removing device 14. (Αnuclide removal step S6). Colloidal substances and solids contained in the second radioactive waste liquid are also removed by the filter effect of the ferrite filling region 16.

本実施例では、磁化率測定装置４９Ｂの出力に基づいて、α核種除去装置１４内におけるフェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃの存在を確認できる。ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５で、還元剤であるヒドラジンが注入されているので、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になり、フェライト充填領域１６でα核種、コロイド性の物質及び固形分が除去された、ヒドラジンを含む第二放射性廃液が配管４６に排出されて分解装置１０７に導かれ、この第二放射性廃液に含まれるヒドラジンが、第一放射性廃液に含まれるヒドラジンと同様に、分解装置１０７内で分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。分解装置１０７から排出された、α核種及びヒドラジンを含んでいない第二放射性廃液は、配管４６を通して処理水回収タンク１８に導かれる。   In this embodiment, the presence of the ferrite layers 16A, 16B and 16C in the α-nuclide removing device 14 can be confirmed based on the output of the magnetic susceptibility measuring device 49B. Since the reducing agent hydrazine is injected in the pH adjusting agent injecting step S5, the judgment in the pH adjusting agent determining step S7 becomes "YES", and the α nuclide, the colloidal substance and the solid content in the ferrite filling region 16 are determined. The second radioactive waste liquid containing hydrazine from which is removed is discharged to the pipe 46 and guided to the decomposition device 107, and the hydrazine contained in the second radioactive waste liquid is decomposed in the same manner as the hydrazine contained in the first radioactive waste liquid. It is decomposed in the device 107 (reducing agent decomposition step S8). The second radioactive waste liquid containing no α-nuclide and hydrazine discharged from the decomposition device 107 is guided to the treated water recovery tank 18 through the pipe 46.

なお、第二放射性廃液のｐＨを、例えば、６にする場合には、第一放射性廃液と同様に、ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５において、酸である希硝酸水溶液がｐＨ調整剤注入装置１１２から第二放射性廃液に注入される。注入された希硝酸を含む第二放射性廃液は、α核種除去装置１４のスペース領域１５に流入する。希硝酸水溶液の注入によりｐＨ６に調節された第二放射性廃液に含まれるα核種は、α核種除去装置１４内の各フェライト層に吸着されて除去される。   When the pH of the second radioactive waste liquid is set to 6, for example, as in the first radioactive waste liquid, in the pH adjusting agent injecting step S5, the dilute nitric acid aqueous solution, which is an acid, is discharged from the pH adjusting agent injecting device 112 to (2) Injected into radioactive liquid waste. The second radioactive waste liquid containing the injected dilute nitric acid flows into the space region 15 of the α-nuclide removing device 14. The α-nuclide contained in the second radioactive waste liquid adjusted to pH 6 by the injection of the dilute nitric acid aqueous solution is adsorbed and removed by each ferrite layer in the α-nuclide removing device 14.

ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５において、希硝酸水溶液が第二放射性廃液に注入された場合には、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「Ｎｏ」になり、α核種除去装置１４から排出された、希硝酸を含む第二放射性廃液は、薬液タンク１０９から過酸化水素が供給されない分解装置１０７をそのまま通過して処理水回収タンク１８に導かれる。   In the pH adjusting agent injecting step S5, when the dilute nitric acid aqueous solution is injected into the second radioactive waste liquid, the determination in the pH adjusting agent determining step S7 becomes “No”, and the rare earth nuclide removing device 14 is discharged. The second radioactive waste liquid containing nitric acid directly passes through the decomposition device 107 to which hydrogen peroxide is not supplied from the chemical liquid tank 109 and is guided to the treated water recovery tank 18.

上記した第に放射性溶液へのｐＨ調整剤である希硝酸の注入は、後述の実施例２ないし４のそれぞれにおいても適用できる。   The above-mentioned injection of dilute nitric acid, which is the pH adjusting agent, into the radioactive solution can be applied to each of Examples 2 to 4 described later.

第二放射性廃液のｐＨを、例えば、６にするため、酸水溶液としてシュウ酸水溶液を用いた場合にも、シュウ酸水溶液が、酸注入装置１１３の酸槽１１４から配管４５に注入される（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。ｐＨ６でシュウ酸を含む第二放射性廃液に含まれるα核種は、α核種除去装置１４内の各フェライト層によって除去される（α核種除去工程Ｓ６）。ただし、シュウ酸水溶液が第二放射性廃液に注入された場合には、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になり、α核種除去装置１４から排出された、シュウ酸を含む第二放射性廃液が分解装置１０７に供給され、弁１１１が開いて、薬液タンク１０９内の過酸化水素が分解装置１０７に供給される。第二放射性廃液に含まれるシュウ酸（ｐＨ調整剤）は、分解装置１０７内で活性炭触媒及び注入された過酸化水素の作用によって二酸化炭素及び水に分解される。第二放射性廃液に含まれるシュウ酸（ｐＨ調整剤）の分解によって、第二放射性廃液の量を低減できる。そのような第二放射性溶液に含まれるシュウ酸の分解は、後述の実施例２ないし４のそれぞれにおいてシュウ酸が第一放射性廃液に注入される場合にも適用できる。   In order to set the pH of the second radioactive waste liquid to 6, for example, even when an oxalic acid aqueous solution is used as the acid aqueous solution, the oxalic acid aqueous solution is injected into the pipe 45 from the acid tank 114 of the acid injection device 113 (pH). Adjusting agent injection step S5). The α-nuclide contained in the second radioactive waste liquid containing oxalic acid at pH 6 is removed by each ferrite layer in the α-nuclide removing device 14 (α-nuclide removing step S6). However, when the oxalic acid aqueous solution is injected into the second radioactive waste liquid, the determination in the pH adjusting agent determination step S7 becomes “YES”, and the second radioactive substance containing oxalic acid discharged from the α-nuclide removal device 14 is discharged. The waste liquid is supplied to the decomposition device 107, the valve 111 is opened, and the hydrogen peroxide in the chemical liquid tank 109 is supplied to the decomposition device 107. Oxalic acid (pH adjuster) contained in the second radioactive waste liquid is decomposed into carbon dioxide and water by the action of the activated carbon catalyst and the injected hydrogen peroxide in the decomposition device 107. The amount of the second radioactive waste liquid can be reduced by decomposing the oxalic acid (pH adjuster) contained in the second radioactive waste liquid. The decomposition of oxalic acid contained in the second radioactive solution can be applied to the case where oxalic acid is injected into the first radioactive waste liquid in each of Examples 2 to 4 described below.

前述の第一放射性廃液と同様に、処理水回収タンク１８内の第二放射性廃液（ヒドラジンが分解された第二放射性廃液及び希硝酸を含む第二放射性廃液の両者）は、乾燥粉体化装置２０で紛体化される（減容工程Ｓ９）。乾燥粉体化装置２０で生成された、α核種を含まない紛体は、固化設備２１で、固化容器内に充填され、固化容器内で固化される（容器充填または固化工程Ｓ１０）。保管されるこの固化容器内には、超半減期のα核種が存在していない。   Similar to the above-mentioned first radioactive waste liquid, the second radioactive waste liquid (both the second radioactive waste liquid in which hydrazine was decomposed and the second radioactive waste liquid containing dilute nitric acid) in the treated water recovery tank 18 is a dry powderizing apparatus. It is made into powder at 20 (volume reduction step S9). The powder containing no α-nuclide generated by the dry powdering apparatus 20 is filled in the solidification container by the solidification facility 21 and solidified in the solidification container (container filling or solidification step S10). No ultra-half-life α-nuclide is present in this solidified container that is stored.

第二放射性廃液に希硝酸を注入した場合には、この第二放射性廃液の粉体化により生成された粉体は硝酸成分を含んでおり、この粉体を固化容器内で溶融したガラスにより固化して生成されたガラス固化体も、硝酸成分を含んでいる。なお、第二放射性廃液にｐＨ調整剤であるシュウ酸を注入した場合には、前述のように、シュウ酸（ｐＨ調整剤）が分解されるため、生成されたガラス固化体はシュウ酸を含んでいない。   When dilute nitric acid is injected into the second radioactive waste liquid, the powder produced by pulverizing the second radioactive waste liquid contains nitric acid components, and this powder is solidified by the molten glass in the solidification container. The vitrified body thus produced also contains a nitric acid component. When oxalic acid, which is a pH adjusting agent, is injected into the second radioactive waste liquid, as described above, the oxalic acid (pH adjusting agent) is decomposed, and the vitrified product thus produced contains oxalic acid. Not at all.

ギ酸ヒドラジン水溶液を用いた放射性核種の溶離工程（第二洗浄工程Ｓ２）が終了したとき、化学反応槽４内には、クラッド及びα核種を含む放射性核種が除去された放射性有機廃棄物が残留している。この状態で、移送ポンプ３２が駆動され、洗浄液供給タンク６内の移送水が洗浄液供給管３３を通して化学反応槽４に供給される。洗浄液供給タンク６への移送水の供給は、弁２８を開くことによって、配管３１，３０及び２９を通して移送水槽９から行われる。弁２６及び２７は閉じている。移送水の供給によって、化学反応槽４内の放射性有機廃棄物は、スラリー状になる。放射性有機廃棄物スラリーは、放射性有機廃棄物を約１０ｗｔ％含んでいる。弁３７を開くことによって、化学反応槽４内の放射性有機廃棄物スラリーが、配管３８を通して第二受入タンク１１に導かれる。   When the elution step (second washing step S2) of the radionuclide using the aqueous hydrazine formate solution is completed, the radioactive organic waste from which the radionuclide including the clad and α nuclide has been removed remains in the chemical reaction tank 4. ing. In this state, the transfer pump 32 is driven and the transfer water in the cleaning liquid supply tank 6 is supplied to the chemical reaction tank 4 through the cleaning liquid supply pipe 33. The transfer water is supplied to the cleaning liquid supply tank 6 from the transfer water tank 9 through the pipes 31, 30 and 29 by opening the valve 28. Valves 26 and 27 are closed. By supplying the transfer water, the radioactive organic waste in the chemical reaction tank 4 becomes a slurry. The radioactive organic waste slurry contains about 10 wt% of radioactive organic waste. By opening the valve 37, the radioactive organic waste slurry in the chemical reaction tank 4 is guided to the second receiving tank 11 through the pipe 38.

第二受入タンク１１から取り出された放射性有機廃棄物は、所定量、焼却設備１２に移送され、焼却設備１２で焼却される。焼却により生成された灰は、固化容器内でセメント等の固化剤により固化される。この固化体は、超半減期のα核種を含んでいなく低レベル放射性廃棄物になる。   A predetermined amount of the radioactive organic waste taken out from the second receiving tank 11 is transferred to the incinerator 12 and incinerated in the incinerator 12. Ash produced by incineration is solidified by a solidifying agent such as cement in a solidifying container. This solidified body does not contain a super half-life α-nuclide and becomes a low-level radioactive waste.

本実施例によれば、第一洗浄工程Ｓ１において、シュウ酸水溶液を用いて、放射性有機廃棄物に混在している酸化鉄成分を溶解させることができ、さらに、第二洗浄工程Ｓ２において、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂に吸着された、α核種のイオンを含む放射性核種イオンを、ギ酸ヒドラジン水溶液の陽イオン交換樹脂への接触によって陽イオン交換樹脂から脱離させることにより、放射性有機廃棄物に含まれる放射性核種の濃度を低減することができ、高線量の放射性廃棄物の量を低減することができる。特に、シュウ酸水溶液によっても陽イオン交換樹脂から脱離されずに陽イオン交換樹脂に吸着されて残っているα核種のイオンを含む放射性核種のイオンを、ギ酸ヒドラジン水溶液を放射性有機廃棄物に接触させることにより、効率良く、陽イオン交換樹脂から脱離させることができる。   According to this example, in the first cleaning step S1, the aqueous oxalic acid solution can be used to dissolve the iron oxide component mixed in the radioactive organic waste, and further, in the second cleaning step S2, the radioactive Radioactive nuclide ions containing α-nuclide ions adsorbed on the cation-exchange resin, which is an organic waste, are released from the cation-exchange resin by contacting the cation-exchange resin with an aqueous solution of hydrazine formate. The concentration of radionuclides contained in the waste can be reduced, and the amount of high-dose radioactive waste can be reduced. Particularly, the hydrazine formate aqueous solution is contacted with the radioactive organic waste by the radionuclide ion including the α-nuclide ion remaining adsorbed on the cation exchange resin without being desorbed from the cation exchange resin by the oxalic acid aqueous solution. Thus, the cation exchange resin can be efficiently desorbed.

本実施例によれば、α核種を含む放射性廃液に還元剤、例えば、ヒドラジンを注入して放射性廃液のｐＨを調節するため、放射性廃液に含まれる超半減期のα核種がα核種除去装置１４によって除去されやすくなる。このため、放射性廃液に含まれるα核種がα核種除去装置１４によって除去され、α核種除去装置１４から流出する放射性廃液に含まれる超半減期のα核種が著しく低減される。この結果、α核種除去装置１４から流出する放射性廃液の放射線線量が著しく低減され、超半減期のα核種を含む放射性廃棄物（例えば、固化体）の発生量を低減できる。   According to this embodiment, since the reducing agent, for example, hydrazine, is injected into the radioactive waste liquid containing the α-nuclide to adjust the pH of the radioactive waste liquid, the α-nuclide having a super half-life contained in the radioactive waste liquid is removed by the α-nuclide removing device 14 Is easily removed by. Therefore, the α-nuclide contained in the radioactive waste liquid is removed by the α-nuclide removing device 14, and the α-nuclide having a super half-life contained in the radioactive waste liquid flowing out from the α-nuclide removing device 14 is significantly reduced. As a result, the radiation dose of the radioactive liquid waste flowing out from the α-nuclide removing device 14 is significantly reduced, and the amount of radioactive waste (eg, solidified body) containing the α-nuclide having a super half-life can be reduced.

特に、還元剤の注入により、α核種を含む放射性廃液のｐＨが４〜１１の範囲に調節されることによって、α核種除去装置１４はα核種を効率良く除去することができる。また、α核種除去装置１４が内部にフェライト層を形成しているため、放射性廃液に含まれるα核種は、そのフェライト層によって効率良く除去される。   In particular, by injecting the reducing agent, the pH of the radioactive waste liquid containing the α-nuclide is adjusted to the range of 4 to 11, so that the α-nuclide removing device 14 can efficiently remove the α-nuclide. Further, since the α-nuclide removing device 14 has the ferrite layer formed therein, the α-nuclide contained in the radioactive waste liquid is efficiently removed by the ferrite layer.

本実施例では、α核種除去装置１４内のフェライト層１６Ａ，１６Ｂ及び１６Ｃのそれぞれに存在するフェライトの、α核種の吸着性能が所定の吸着性能まで低下したとき、α核種除去装置１４内のフェライトが、使用済のフェライト（使用済のα核種吸着剤）として、α核種除去装置１４から取り出されて第１固化容器内に収納される。その後、例えば、溶融したガラスが、α核種を吸着している所定量の使用済フェライトが収納された第１固化容器内に充填される。溶融したガラスが固化した後、所定量の使用済フェライトが収納された第１固化容器が密封される。なお、フェライト層内のフェライトの、α核種の吸着性能が所定の吸着性能まで低下したことは、α核種除去装置１４から排出された放射性廃液（第一放射性廃液または第二放射性廃液）をα核種除去装置１４の下流でα核種除去装置１４の排出口近くの配管４６からサンプリングし、サンプリングした放射性廃液を分析することによって知ることができる。そのサンプリングは、所定の時間間隔で定期的に行われる。   In the present embodiment, when the adsorption performance of the α nuclide of the ferrite existing in each of the ferrite layers 16A, 16B and 16C in the α nuclide removal apparatus 14 is reduced to a predetermined adsorption performance, the ferrite in the α nuclide removal apparatus 14 is Is taken out from the α-nuclide removing device 14 as a used ferrite (a used α-nuclide adsorbent) and stored in the first solidification container. Then, for example, the molten glass is filled in the first solidification container in which a predetermined amount of used ferrite adsorbing the α-nuclide is stored. After the molten glass is solidified, the first solidification container containing a predetermined amount of used ferrite is sealed. It should be noted that the fact that the adsorption performance of the α nuclide of the ferrite in the ferrite layer is lowered to a predetermined adsorption performance means that the radioactive waste liquid (first radioactive waste liquid or second radioactive waste liquid) discharged from the α nuclide removal device 14 is the α nuclide. It can be known by sampling from the pipe 46 near the outlet of the α-nuclide removing device 14 downstream of the removing device 14 and analyzing the sampled radioactive waste liquid. The sampling is regularly performed at predetermined time intervals.

高線量樹脂貯蔵タンク２内に貯蔵されている放射性有機廃棄物にα核種が吸着された陽イオン交換樹脂が含まれているときに、特開２０１５−６４３３４号公報に記載された放射性有機廃棄物の処理方法を実施すると、放射性有機廃棄物に含まれているクラッドを溶解した有機酸水溶液、陽イオン交換樹脂からα核種を脱離させた有機酸塩水溶液のそれぞれには、α核種が含まれている。α核種を含む有機酸水溶液の有機酸をオゾン等で分解して生成された第一放射性廃液、及びα核種を含む有機酸塩水溶液の有機酸塩をオゾン等で分解して生成された第二放射性廃液のそれぞれは、粉体化されて別々の第２固化容器内に充填され、その後、例えば、溶融されたガラスが各第２固化容器内に充填される。第一放射性廃液の、α核種を含む粉体を固化する溶融ガラスが第２固化容器内で固化された後に、この第２固化容器が密封される。第二放射性廃液の、α核種を含む粉体を固化する溶融ガラスが第２固化容器内で固化された後に、この第２固化容器が密封される。   When the radioactive organic waste stored in the high-dose resin storage tank 2 contains a cation exchange resin having an α-nuclide adsorbed, the radioactive organic waste described in JP-A-2015-64334. When the treatment method is performed, the aqueous solution of organic acid in which the clad contained in the radioactive organic waste is dissolved and the aqueous solution of organic acid salt in which the α-nuclide is desorbed from the cation exchange resin contain the α-nuclide. ing. A first radioactive liquid waste produced by decomposing an organic acid in an organic acid aqueous solution containing α-nuclide with ozone etc. and a second radioactive waste liquid produced by decomposing an organic acid salt in an organic acid salt aqueous solution containing α-nuclide with ozone etc. Each of the radioactive waste liquids is pulverized and filled in a separate second solidification container, and then, for example, molten glass is filled in each second solidification container. After the molten glass that solidifies the powder containing the α-nuclide of the first radioactive waste liquid is solidified in the second solidification container, the second solidification container is sealed. After the molten glass that solidifies the powder containing the α-nuclide of the second radioactive waste liquid is solidified in the second solidification container, the second solidification container is sealed.

本実施例と特開２０１５−６４３３４号公報に記載された処理方法において、第一洗浄工程Ｓ１及び第二洗浄工程の実施の対象となる放射性有機廃棄物の量が同じであって溶解されるクラッドの量及び脱離されるα核種の量が同じであり、発生する第一放射性廃液の量及び第二放射性廃液の量が同じであるとき、本実施例で発生する、α核種を吸着したフェライトを第１固化容器内でガラス固化することにより生成されたガラス固化体の個数は、特開２０１５−６４３３４号公報に記載された処理方法で発生した、第一放射性廃液の、α核種を含む粉体を第２固化容器内でガラス固化することにより生成されたガラス固化体の個数と第に放射性廃液の、α核種を含む粉体を第２固化容器内でガラス固化することにより生成されたガラス固化体の個数の合計よりも少なくなる。すなわち、本実施例で発生する、α核種を含むガラス固化体（α核種を含む放射性廃棄物）は、特開２０１５−６４３３４号公報に記載された処理方法で発生する、α核種を含むガラス固化体（α核種を含む放射性廃棄物）よりも低減できる。   In the treatment method described in this example and Japanese Patent Application Laid-Open No. 2015-64334, a clad having the same amount of radioactive organic waste to be subjected to the first cleaning step S1 and the second cleaning step and dissolved. And the amount of α nuclide to be desorbed are the same, and the amount of the first radioactive waste liquid and the amount of the second radioactive waste liquid generated are the same, the ferrite adsorbing the α nuclide generated in this example is The number of vitrified bodies generated by vitrifying in the first solidification container is the powder containing the α-nuclide of the first radioactive waste liquid generated by the treatment method described in JP-A-2015-64334. Vitrification generated by vitrifying the powder containing α-nuclide of the radioactive waste liquid and the number of vitrified bodies produced by vitrifying the above in the second solidification container. of a body It is less than the sum of the number. That is, the vitrified body containing the α-nuclide (radioactive waste containing the α-nuclide) generated in this example is the vitrification containing the α-nuclide generated by the treatment method described in JP-A-2015-64334. It can be reduced compared to the body (radioactive waste containing α nuclide).

本実施例によれば、クラッドを溶解した有機酸水溶液に含まれる有機酸（例えば、シュウ酸）、及びα核種を溶離した有機酸塩水溶液に含まれる有機酸塩（例えば、ギ酸ヒドラジン）が、オゾン等を用いた酸化処理により分解されるため、α核種を含む放射性廃液の量が低減され、α核種除去後の放射性廃液の濃縮または粉体化によって、発生する放射性廃棄物の量が低減される。   According to the present embodiment, the organic acid contained in the organic acid aqueous solution in which the clad is dissolved (for example, oxalic acid), and the organic acid salt contained in the organic acid salt aqueous solution in which the α nuclide is eluted (for example, hydrazine formate) are Since it is decomposed by oxidation treatment using ozone, etc., the amount of radioactive waste liquid containing α-nuclide is reduced, and the amount of radioactive waste generated is reduced by concentrating or pulverizing the radioactive waste liquid after α-nuclide removal. It

本実施例によれば、有機酸水溶液による、放射性有機廃棄物に含まれるクラッドの溶解（第一洗浄工程Ｓ１）、及び有機酸塩水溶液による、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂に吸着されたα核種の脱離（第二洗浄工程Ｓ２）を、一つの洗浄槽（例えば、化学反応槽４）内で順番に実施するので、放射性廃液処理システムをよりコンパクト化できる。さらに、本実施例は、後述の実施例２のように、第１洗浄槽５０から第２洗浄槽５１への放射性有機廃棄物を移送することが不要になるため、放射性有機廃棄物の処理に要する時間を短縮することができる。   According to this example, the clad contained in the radioactive organic waste is dissolved by the organic acid aqueous solution (first cleaning step S1), and is adsorbed by the cation exchange resin which is the radioactive organic waste by the organic acid salt aqueous solution. Since the desorption of the α-nuclide (second cleaning step S2) is sequentially performed in one cleaning tank (for example, the chemical reaction tank 4), the radioactive waste liquid treatment system can be made more compact. Further, in the present embodiment, it is not necessary to transfer the radioactive organic waste from the first cleaning tank 50 to the second cleaning tank 51 as in Example 2 to be described later, and therefore it is possible to process the radioactive organic waste. The time required can be shortened.

本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例２の放射性廃液の処理方法を実行する放射性廃液の処理システムの構成を、図５を用いて説明する。本実施例の放射性廃液の処理方法でも、実施例1で行われる、図1に示されるＳ1〜Ｓ１０の各工程が実施される。   Another preferred embodiment of the present invention is a configuration of a radioactive liquid waste treatment system for executing the radioactive liquid waste treatment method of Example 2 which is applied to the treatment of radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant. , FIG. 5 will be described. Also in the radioactive waste liquid treatment method of the present embodiment, the steps S1 to S10 shown in FIG.

本実施例で用いられる放射性廃液処理システム１Ａは、放射性有機廃棄物を処理する化学洗浄部１０Ａ及び化学洗浄部１０Ａから排出される洗浄廃液（放射性廃液）を処理する廃液処理部１９Ａを備える。化学洗浄部１０Ａでも、クラッドを溶解する第一洗浄工程Ｓ１、及び放射性核種を放射性有機廃棄物から溶離させる第二洗浄工程Ｓ２が行われる。   The radioactive liquid waste treatment system 1A used in this embodiment includes a chemical cleaning unit 10A for processing radioactive organic waste and a waste liquid processing unit 19A for processing cleaning waste liquid (radioactive liquid waste) discharged from the chemical cleaning unit 10A. The chemical cleaning unit 10A also performs the first cleaning step S1 of dissolving the cladding and the second cleaning step S2 of eluting the radionuclide from the radioactive organic waste.

化学洗浄部１０Ａは、第１洗浄槽５０、第２洗浄槽５１、有機酸槽５２、移送水槽５４Ａ、有機酸塩槽５３、移送水槽５４Ｂ及び洗浄廃液処理槽５５を有する。   The chemical cleaning unit 10A includes a first cleaning tank 50, a second cleaning tank 51, an organic acid tank 52, a transfer water tank 54A, an organic acid salt tank 53, a transfer water tank 54B, and a cleaning waste liquid treatment tank 55.

第１洗浄槽５０が、移送ポンプ２２を設けた有機廃棄物供給管２３によって、高線量樹脂貯蔵タンク２に連絡される。撹拌翼５８の回転軸にモータ５９を取り付けて構成される撹拌装置が、第１洗浄槽５０に設置される。有機酸槽５２の底部に接続された有機酸供給管６０及び移送水槽５４Ａの底部に接続された移送水供給管６１が切換え弁６２に接続される。有機酸槽５２にはシュウ酸水溶液が充填されており、移送水槽５４Ａには移送水となる水が充填されている。切換え弁６２に接続された液体供給管６４が第１洗浄槽５０に接続され、移送ポンプ６３が液体供給管６４に設けられる。   The first cleaning tank 50 is connected to the high-dose resin storage tank 2 by the organic waste supply pipe 23 provided with the transfer pump 22. A stirring device configured by attaching a motor 59 to the rotating shaft of the stirring blade 58 is installed in the first cleaning tank 50. An organic acid supply pipe 60 connected to the bottom of the organic acid tank 52 and a transfer water supply pipe 61 connected to the bottom of the transfer water tank 54A are connected to the switching valve 62. The organic acid tank 52 is filled with an oxalic acid aqueous solution, and the transfer water tank 54A is filled with water serving as transfer water. A liquid supply pipe 64 connected to the switching valve 62 is connected to the first cleaning tank 50, and a transfer pump 63 is provided in the liquid supply pipe 64.

撹拌翼６７の回転軸にモータ６８を取り付けて構成される撹拌装置が、第２洗浄槽５１に設置される。移送ポンプ６５を設けた有機廃棄物移送管６６が、第１洗浄槽５０及び第２洗浄槽５１に接続される。有機酸塩槽５３の底部に接続された有機酸塩供給管６９及び移送水槽５４Ｂの底部に接続された移送水供給管７０が切換え弁７１に接続される。有機酸槽５２にはギ酸アンモニウム水溶液が充填されており、移送水槽５４Ｂには移送水となる水が充填されている。   A stirring device configured by attaching a motor 68 to the rotating shaft of the stirring blade 67 is installed in the second cleaning tank 51. An organic waste transfer pipe 66 provided with a transfer pump 65 is connected to the first cleaning tank 50 and the second cleaning tank 51. The organic acid salt supply pipe 69 connected to the bottom of the organic acid salt tank 53 and the transfer water supply pipe 70 connected to the bottom of the transfer water tank 54B are connected to the switching valve 71. The organic acid tank 52 is filled with an ammonium formate aqueous solution, and the transfer water tank 54B is filled with water serving as transfer water.

切換え弁７１に接続された液体供給管７３が第２洗浄槽５１に接続され、移送ポンプ７２が液体供給管７３に設けられる。有機廃棄物移送管７５が第２洗浄槽５１に挿入され、この有機廃棄物移送管７５の一端部が第２洗浄槽５１の底部近くまで達している。移送ポンプ７４が有機廃棄物移送管７５に設けられる。有機廃棄物移送管７５が、第二受入タンク１１に接続される。第二受入タンク１１に接続された配管が、焼却設備（またはセメント固化設備）１２に接続される。   A liquid supply pipe 73 connected to the switching valve 71 is connected to the second cleaning tank 51, and a transfer pump 72 is provided in the liquid supply pipe 73. The organic waste transfer pipe 75 is inserted into the second cleaning tank 51, and one end of the organic waste transfer pipe 75 reaches near the bottom of the second cleaning tank 51. A transfer pump 74 is provided on the organic waste transfer pipe 75. The organic waste transfer pipe 75 is connected to the second receiving tank 11. The pipe connected to the second receiving tank 11 is connected to the incineration facility (or cement hardening facility) 12.

また、廃液処理部１９Ａは、廃液分解装置１３、α核種除去装置１４、還元剤注入装置１７、ｐＨ調整剤注入装置１１２、分解装置１０７、酸化剤供給装置１０８及び処理水回収タンク１８を有する。廃液分解装置１３は洗浄廃液処理槽５５及び洗浄廃液処理槽５５内に配置されたオゾン噴射管８１を有する。多数の噴射孔が形成されたオゾン噴射管８１が、洗浄廃液処理槽５５内でその底部に設置されている。オゾン噴射管８１は、オゾン供給管８２によりオゾン供給装置８０に接続される。第１洗浄槽５０内に挿入されて第１洗浄槽５０に取り付けられた廃液移送管７７が、洗浄廃液処理槽５５に接続される。廃液移送管７７には、移送ポンプ７６が設けられる。第２洗浄槽５１内に挿入されて第２洗浄槽５１に取り付けられた廃液移送管７９が、洗浄廃液処理槽５５に接続される。移送ポンプ７８が廃液移送管７９に設けられる。ガス排気管８３が洗浄廃液処理槽５５に接続される。移送ポンプ４３及び弁４４が設けられた配管４５が、洗浄廃液処理槽５５内に挿入されて洗浄廃液処理槽５５に取り付けられる。   Further, the waste liquid treatment unit 19A includes a waste liquid decomposition device 13, an α-nuclide removal device 14, a reducing agent injection device 17, a pH adjusting agent injection device 112, a decomposition device 107, an oxidant supply device 108, and a treated water recovery tank 18. The waste liquid decomposing device 13 has a cleaning waste liquid treatment tank 55 and an ozone injection pipe 81 arranged in the cleaning waste liquid treatment tank 55. An ozone injection pipe 81 having a large number of injection holes is installed at the bottom of the cleaning waste liquid treatment tank 55. The ozone injection pipe 81 is connected to the ozone supply device 80 by an ozone supply pipe 82. A waste liquid transfer pipe 77 inserted into the first cleaning tank 50 and attached to the first cleaning tank 50 is connected to the cleaning waste liquid processing tank 55. A transfer pump 76 is provided in the waste liquid transfer pipe 77. The waste liquid transfer pipe 79 inserted into the second cleaning tank 51 and attached to the second cleaning tank 51 is connected to the cleaning waste liquid processing tank 55. A transfer pump 78 is provided in the waste liquid transfer pipe 79. The gas exhaust pipe 83 is connected to the cleaning waste liquid treatment tank 55. The pipe 45 provided with the transfer pump 43 and the valve 44 is inserted into the cleaning waste liquid treatment tank 55 and attached to the cleaning waste liquid treatment tank 55.

配管４５がα核種除去装置１４にも接続される。ｐＨ調整剤注入装置１１２が、移送ポンプ４３とα核種除去装置１４の間で配管４５に接続される。本実施例で用いられるｐＨ調整剤注入装置１１２は、実施例１で用いられるｐＨ調整剤注入装置１１２と同じ構成を有する。配管４６が、α核種除去装置１４と処理水回収タンク１８を接続する。さらに、移送ポンプ４７を設けた配管４８が、処理水回収タンク１８及び乾燥粉体化装置２０を接続する。乾燥粉体化装置２０に接続された配管４９が、固化設備２１に接続される。   The pipe 45 is also connected to the α-nuclide removing device 14. The pH adjusting agent injecting device 112 is connected to the pipe 45 between the transfer pump 43 and the α-nuclide removing device 14. The pH adjusting agent injecting device 112 used in this example has the same configuration as the pH adjusting agent injecting device 112 used in the first example. The pipe 46 connects the α-nuclide removing device 14 and the treated water recovery tank 18. Furthermore, a pipe 48 provided with a transfer pump 47 connects the treated water recovery tank 18 and the dry powderizing device 20. The pipe 49 connected to the dry powdering apparatus 20 is connected to the solidification equipment 21.

実施例1と同様に、沸騰水型原子力プラントの原子炉冷却材浄化系、燃料プール冷却浄化系等から発生する放射性有機廃棄物は、高線量樹脂貯蔵タンク２に長期間貯蔵保管されている。貯蔵保管されている放射性有機廃棄物には、クラッドが含まれており、さらに、前述のα核種、及びα核種以外の放射性核種が吸着されている。   Similar to Example 1, the radioactive organic waste generated from the reactor coolant purification system, the fuel pool cooling purification system and the like of the boiling water nuclear power plant is stored and stored in the high dose resin storage tank 2 for a long period of time. The stored radioactive organic waste contains a clad, and further adsorbs the above-mentioned α nuclide and radioactive nuclides other than the α nuclide.

高線量樹脂貯蔵タンク２内に長期間貯蔵された放射性有機廃棄物を高線量樹脂貯蔵タンク２の外部に移送する際には、移送水槽５６内の水が移送水供給管５７を通して高線量樹脂貯蔵タンク２内に供給される。この水の供給によって、高線量樹脂貯蔵タンク２内の放射性有機廃棄物を移送し易いスラリーの状態にする。   When the radioactive organic waste stored in the high dose resin storage tank 2 for a long period of time is transferred to the outside of the high dose resin storage tank 2, the water in the transfer water tank 56 passes through the transfer water supply pipe 57 to store the high dose resin storage. It is supplied into the tank 2. By supplying this water, the radioactive organic waste in the high-dose resin storage tank 2 is made into a slurry state that is easy to transfer.

移送ポンプ２２を駆動することによって、高線量樹脂貯蔵タンク２内の放射性有機廃棄物スラリーが、有機廃棄物供給管２３を通して第１洗浄槽５０に供給される。第１洗浄槽５０内で、放射性有機廃棄物スラリーの水位が所定レベルに達したとき、移送ポンプ２２が停止され、そのスラリーの第１洗浄槽５０への供給が停止される。その後、移送ポンプ７６が駆動され、第１洗浄槽５０内のスラリーに含まれる水が、放射性廃液（以下、第三放射性廃液という）として、廃液移送管７７を通して廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽５５内に排出される。洗浄廃液処理槽５５内に導かれた第三放射性廃液は、実施例１における第三放射性廃液と同様に、α核種除去装置１４に導かれる。第１洗浄槽５０内の、放射性有機廃棄物スラリーに含まれる水分はα核種を含まないので、洗浄廃液処理槽５５内の第三放射性廃液は、α核種を含んでいなく、α核種以外の放射性核種を含んでいる。   By driving the transfer pump 22, the radioactive organic waste slurry in the high dose resin storage tank 2 is supplied to the first cleaning tank 50 through the organic waste supply pipe 23. When the water level of the radioactive organic waste slurry reaches a predetermined level in the first cleaning tank 50, the transfer pump 22 is stopped and the supply of the slurry to the first cleaning tank 50 is stopped. After that, the transfer pump 76 is driven, and the water contained in the slurry in the first cleaning tank 50 serves as a radioactive waste liquid (hereinafter, referred to as a third radioactive waste liquid) through the waste liquid transfer pipe 77 and the cleaning waste liquid treatment tank of the waste liquid decomposition apparatus 13. It is discharged into 55. The third radioactive waste liquid introduced into the cleaning waste liquid treatment tank 55 is introduced into the α-nuclide removing device 14 in the same manner as the third radioactive waste liquid in the first embodiment. Since the water contained in the radioactive organic waste slurry in the first cleaning tank 50 does not include the α nuclide, the third radioactive waste liquid in the cleaning waste liquid treatment tank 55 does not include the α nuclide and does not include the α nuclide. Contains radionuclides.

第三放射性廃液が、α核種除去装置１４を通過し、処理水回収タンク１８に導かれる。その第三放射性廃液がα核種除去装置１４を通過する間、α核種除去装置１４内のフェライト充填領域１６に存在するフェライト（Ｆｅ3Ｏ4）粒子は、α核種、及びα核種以外の放射性核種を吸着しない。第三放射性廃液がα核種を含んでいないため、ｐＨ調整剤注入装置１１２から配管４５へのｐＨ調整剤水溶液の注入が行われなく、分解装置１０７における還元剤（例えば、ヒドラジン）の分解も行われない。第三放射性廃液に含まれるコロイド性の物質及び固形分は、フェライト充填領域１６の各フェライト層のフィルタ効果によって除去される。 The third radioactive waste liquid passes through the α-nuclide removal device 14 and is guided to the treated water recovery tank 18. While the third radioactive waste liquid passes through the α-nuclide removing device 14, the ferrite (Fe 3 O 4 ) particles present in the ferrite-filled region 16 in the α-nuclide removing device 14 are α nuclides and radioactive nuclides other than α nuclides. Does not adsorb. Since the third radioactive waste liquid does not contain the α-nuclide, the pH adjusting agent aqueous solution is not injected from the pH adjusting agent injecting device 112 into the pipe 45, and the reducing agent (for example, hydrazine) is decomposed in the decomposing device 107. I don't know. Colloidal substances and solids contained in the third radioactive waste liquid are removed by the filter effect of each ferrite layer in the ferrite filling region 16.

洗浄廃液処理槽５５内の第三放射性廃液の、α核種除去装置１４への移送が終了したとき、移送ポンプ４３が停止される。処理水回収タンク１８内のα核種を含んでいない第三放射性廃液は、乾燥粉体化装置２０で紛体化され、生成された紛体は固化設備２１に移送されて固化容器内で固化される。この固化容器は、密封後に、保管場所で保管される。保管されるこの固化容器内には、超半減期のα核種が存在していない。   When the transfer of the third radioactive waste liquid in the cleaning waste liquid treatment tank 55 to the α-nuclide removal device 14 is completed, the transfer pump 43 is stopped. The third radioactive waste liquid containing no α-nuclide in the treated water recovery tank 18 is pulverized by the dry powderizing device 20, and the produced powder is transferred to the solidification facility 21 and solidified in the solidification container. This solidified container is stored in a storage place after being sealed. No ultra-half-life α-nuclide is present in this solidified container that is stored.

その後、第一洗浄工程Ｓ１が実施される。第一洗浄工程Ｓ１では、主に、第１洗浄槽５０に有機酸水溶液、例えばシュウ酸水溶液を注入することにより、放射性有機廃棄物と共に第１洗浄槽５０に移送された鉄酸化物などのクラッドが溶解される。本実施例で実施される第一洗浄工程Ｓ１の詳細な内容を以下に説明する。   Then, the first cleaning step S1 is performed. In the first cleaning step S1, a clad such as iron oxide is transferred to the first cleaning tank 50 together with the radioactive organic waste by mainly injecting an organic acid aqueous solution, for example, an oxalic acid aqueous solution into the first cleaning tank 50. Is dissolved. The detailed contents of the first cleaning step S1 performed in this embodiment will be described below.

切換え弁６２を操作して有機酸供給管６０と液体供給管６４を連通させ、移送ポンプ６３を駆動する。有機酸槽５２内のシュウ酸水溶液（シュウ酸濃度：約０．８ｍｏｌ／Ｌ）が、有機酸供給管６０及び液体供給管６４を通して第１洗浄槽５０に供給される。このとき、移送水供給管６１と液体供給管６４が連通していないので、移送水槽５４Ａ内の水は第１洗浄槽５０に供給されない。第１洗浄槽５０内におけるシュウ酸水溶液の液位が設定液位に達したとき、移送ポンプ６３が停止され、第１洗浄槽５０へのシュウ酸水溶液の供給が停止される。第１洗浄槽５０内へのシュウ酸水溶液の供給量は、第１洗浄槽５０内の放射性有機廃棄物量に対して１０倍とする。   The switching valve 62 is operated to connect the organic acid supply pipe 60 and the liquid supply pipe 64, and the transfer pump 63 is driven. The oxalic acid aqueous solution (oxalic acid concentration: about 0.8 mol / L) in the organic acid tank 52 is supplied to the first cleaning tank 50 through the organic acid supply pipe 60 and the liquid supply pipe 64. At this time, since the transfer water supply pipe 61 and the liquid supply pipe 64 do not communicate with each other, the water in the transfer water tank 54A is not supplied to the first cleaning tank 50. When the liquid level of the oxalic acid aqueous solution in the first cleaning tank 50 reaches the set liquid level, the transfer pump 63 is stopped and the supply of the oxalic acid aqueous solution to the first cleaning tank 50 is stopped. The supply amount of the oxalic acid aqueous solution into the first cleaning tank 50 is 10 times the amount of radioactive organic waste in the first cleaning tank 50.

第１洗浄槽５０の外面に設けられた加熱装置（図示せず）により、第１洗浄槽５０内のシュウ酸水溶液は、例えば、６０℃になるように加熱される。このシュウ酸水溶液の温度は、加熱装置による加熱量を調節して６０℃に保持される。温度が６０℃に保持された状態で、モータ５９を駆動して撹拌翼５８を回転させ、第１洗浄槽５０内の放射性有機廃棄物及びシュウ酸水溶液を撹拌する。放射性有機廃棄物は、第１洗浄槽５０内で撹拌されながら、シュウ酸水溶液に例えば６時間浸漬される。第１洗浄槽５０内において、放射性有機廃棄物に混在しているクラッドがシュウ酸によって溶解される。クラッドに含まれているコバルト６０等の放射性核種は、クラッドの溶解により、シュウ酸水溶液中に移行する。クラッドの鉄成分が溶解すると鉄（II）イオンが生成され、この鉄（II）イオンがシュウ酸と反応してシュウ酸鉄が生成され、シュウ酸鉄が沈殿する恐れがある。シュウ酸鉄の生成を抑制するため、必要であれば、鉄（II）イオンを鉄（III）イオンに変える酸化剤（例えば、過酸化水素）を第１洗浄槽５０内に少量添加する。   The oxalic acid aqueous solution in the first cleaning tank 50 is heated to, for example, 60 ° C. by a heating device (not shown) provided on the outer surface of the first cleaning tank 50. The temperature of this oxalic acid aqueous solution is maintained at 60 ° C. by adjusting the amount of heating by the heating device. While the temperature is maintained at 60 ° C., the motor 59 is driven to rotate the stirring blade 58 to stir the radioactive organic waste and the oxalic acid aqueous solution in the first cleaning tank 50. The radioactive organic waste is immersed in the oxalic acid aqueous solution for 6 hours while being stirred in the first cleaning tank 50. In the first cleaning tank 50, the clad mixed with the radioactive organic waste is dissolved by oxalic acid. The radionuclide such as cobalt 60 contained in the clad migrates into the oxalic acid aqueous solution due to the dissolution of the clad. When the iron component of the clad is dissolved, iron (II) ions are produced, and the iron (II) ions react with oxalic acid to produce iron oxalate, which may precipitate iron oxalate. In order to suppress the production of iron oxalate, a small amount of an oxidizing agent (for example, hydrogen peroxide) that converts iron (II) ions to iron (III) ions is added to the first cleaning tank 50, if necessary.

実施例１と同様に、第一洗浄工程Ｓ１では、放射性有機廃棄物の一部であるイオン交換樹脂がシュウ酸に浸漬されるため、シュウ酸が解離して生じる水素イオン及びシュウ酸イオンが、それぞれ、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂に吸着されている放射性核種とイオン交換されるため、一部の放射性核種（α核種、及びα核種以外の放射性核種）がイオン交換樹脂から脱離される。   As in Example 1, in the first cleaning step S1, the ion exchange resin that is a part of the radioactive organic waste is immersed in oxalic acid, so that hydrogen ions and oxalate ions generated by dissociation of oxalic acid are Since each is ion-exchanged with the radionuclide adsorbed on the cation exchange resin and the anion exchange resin, which are radioactive organic wastes, some radionuclides (α nuclides and radionuclides other than α nuclides) are ion-exchanged. It is detached from the exchange resin.

第１洗浄槽５０内での放射性有機廃棄物のシュウ酸水溶液への浸漬時間である６時間が経過したとき、第一洗浄工程Ｓ１が終了する。加熱装置による第１洗浄槽５０の加熱及びモータ５９をそれぞれ停止し、移送ポンプ７６が駆動され、第１洗浄槽５０内の放射性核種（α核種、及びα核種以外の放射性核種）を含むシュウ酸水溶液が、洗浄廃液として、廃液移送管７７を通して洗浄廃液処理槽５５内に供給される。第１洗浄槽５０内のシュウ酸水溶液の洗浄廃液処理槽５５への移送が終了したとき、移送ポンプ７６が停止される。   When 6 hours, which is the immersion time of the radioactive organic waste in the oxalic acid aqueous solution in the first cleaning tank 50, has elapsed, the first cleaning step S1 ends. Oxalic acid containing the radionuclide (α nuclide and radionuclide other than α nuclide) in the first washing tank 50 is driven by stopping the heating of the first washing tank 50 by the heating device and the motor 59, driving the transfer pump 76, respectively. The aqueous solution is supplied as a cleaning waste liquid into the cleaning waste liquid treatment tank 55 through the waste liquid transfer pipe 77. When the transfer of the oxalic acid aqueous solution in the first cleaning tank 50 to the cleaning waste liquid processing tank 55 is completed, the transfer pump 76 is stopped.

洗浄廃液処理槽５５へのシュウ酸水溶液の移送が終了した後、廃液分解工程Ｓ４が実施される。廃液分解工程Ｓ４では、オゾンが、オゾン供給装置８０からオゾン供給管８２を通して、所定時間、オゾン噴射管８１に供給され、オゾン噴射管８１の多数の噴射孔から、洗浄廃液処理槽５５内のシュウ酸水溶液中に噴射される。シュウ酸水溶液に含まれる有機成分であるシュウ酸が、噴射されたオゾンにより炭酸ガスと水に分解される。洗浄廃液処理槽５５内に噴射されたオゾンの残り、及び炭酸ガスが、ガス排気管８３を通してオフガス処理装置（図示せず）に供給され、ガス排気管８３に排出されたガスに含まれる放射性ガスがオフガス処理装置で取り除かれる。   After the transfer of the oxalic acid aqueous solution to the cleaning waste liquid treatment tank 55 is completed, the waste liquid decomposition step S4 is performed. In the waste liquid decomposing step S4, ozone is supplied from the ozone supply device 80 to the ozone injection pipe 81 through the ozone supply pipe 82 for a predetermined time, and the ozone in the cleaning waste liquid treatment tank 55 is discharged from a large number of injection holes of the ozone injection pipe 81. It is jetted into an aqueous acid solution. Oxalic acid, which is an organic component contained in the oxalic acid aqueous solution, is decomposed into carbon dioxide gas and water by the injected ozone. The remaining ozone and carbon dioxide gas injected into the cleaning waste liquid treatment tank 55 are supplied to an off-gas treatment device (not shown) through the gas exhaust pipe 83, and the radioactive gas contained in the gas discharged to the gas exhaust pipe 83. Are removed by the offgas treatment device.

オゾンの供給が停止された後、移送ポンプ４３が駆動され、洗浄廃液処理槽５５内に存在する、陽イオン交換樹脂から脱離されたα核種、及びα核種以外の放射性核種のそれぞれを含む廃液、すなわち、第一放射性廃液が、配管４５を通してα核種除去装置１４に供給される。   After the supply of ozone is stopped, the transfer pump 43 is driven and the waste liquid containing the α nuclide desorbed from the cation exchange resin and the radionuclide other than the α nuclide existing in the cleaning waste liquid treatment tank 55. That is, the first radioactive waste liquid is supplied to the α-nuclide removing device 14 through the pipe 45.

本実施例では、α核種除去装置１４に供給される、α核種を含む第一放射性廃液のｐＨを、設定ｐＨである「８」にする。このため、ｐＨ調整剤注入装置１１２において、弁４１を開いて、還元剤槽１７Ａ内の還元剤水溶液、例えば、ヒドラジン水溶液を、注入配管４２を通して配管４５内に注入する（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。第一放射性廃液のｐＨが、ヒドラジンの注入により、４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節され、そのヒドラジンを含む第一放射性廃液は、α核種除去装置１４のスペース領域１５に流入する。ｐＨ計４９Ａで測定された、α核種除去装置１４に流入する第一放射性廃液のｐＨに基づいて弁４１の開度を制御し、第一放射性廃液のｐＨ、すなわち、ｐＨ計４９Ａで測定されたｐＨが８になるように、還元剤槽１７Ａから配管４５へのヒドラジン水溶液の供給量を調節する。α核種除去装置１４に流入する前において、第一放射性廃液のｐＨは、例えば、６になっている。   In this embodiment, the pH of the first radioactive waste liquid containing the α nuclide supplied to the α nuclide removing apparatus 14 is set to “8” which is the set pH. Therefore, in the pH adjusting agent injecting device 112, the valve 41 is opened to inject the reducing agent aqueous solution in the reducing agent tank 17A, for example, the hydrazine aqueous solution, into the pipe 45 through the injecting pipe 42 (pH adjusting agent injecting step S5). ). The pH of the first radioactive waste liquid is adjusted by injection of hydrazine to a range of 4 to 11, for example, 8, and the first radioactive waste liquid containing the hydrazine flows into the space region 15 of the α-nuclide removal device 14. .. The opening degree of the valve 41 is controlled based on the pH of the first radioactive waste liquid flowing into the α-nuclide removing device 14 measured by the pH meter 49A, and the pH of the first radioactive waste liquid, that is, the pH meter 49A, is measured. The supply amount of the aqueous hydrazine solution from the reducing agent tank 17A to the pipe 45 is adjusted so that the pH becomes 8. Before flowing into the α-nuclide removal device 14, the pH of the first radioactive waste liquid is, for example, 6.

スペース領域１５に流入する第一放射性廃液がヒドラジンを含み、このヒドラジンにより第一放射性廃液のｐＨが４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節されるため、第一放射性廃液に含まれる、価数が「３〜５」である各α核種の価数が、スペース領域１５内で「３」に調節される。第一放射性廃液に含まれる、価数が「３」になった各α核種が、α核種除去装置１４において、各フェライト層に存在するフェライト粒子に吸着されて除去される（α核種の除去工程Ｓ６）。第一放射性廃液に含まれるコロイド性の物質及び固形分も、フェライト充填領域１６のフィルタ効果によって除去される。   The first radioactive waste liquid flowing into the space region 15 contains hydrazine, and the pH of the first radioactive waste liquid is adjusted to be within the range of 4 to 11, for example, 8 by the hydrazine, and thus the first radioactive waste liquid is contained in the first radioactive waste liquid. The valence of each α nuclide having a valence of “3 to 5” is adjusted to “3” in the space region 15. In the α-nuclide removing device 14, each α-nuclide having a valence of “3” contained in the first radioactive waste liquid is adsorbed and removed by the ferrite particles present in each ferrite layer (α-nuclide removing step). S6). Colloidal substances and solids contained in the first radioactive waste liquid are also removed by the filter effect of the ferrite filling region 16.

ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５で、還元剤であるヒドラジンが注入されているので、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になり、フェライト充填領域１６でα核種、コロイド性の物質及び固形分が除去された第一放射性廃液が配管４６に排出されて分解装置１０７に導かれる。この第一放射性廃液に含まれるヒドラジンが、実施例１における第一放射性廃液に含まれるヒドラジンと同様に、分解装置１０７内で分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。分解装置１０７から排出された、α核種及びヒドラジンを含んでいない第二放射性廃液は、配管４６を通して処理水回収タンク１８に導かれる。   Since the reducing agent hydrazine is injected in the pH adjusting agent injecting step S5, the judgment in the pH adjusting agent determining step S7 becomes "YES", and the α nuclide, the colloidal substance and the solid content in the ferrite filling region 16 are determined. The first radioactive waste liquid from which is removed is discharged to the pipe 46 and guided to the decomposition device 107. The hydrazine contained in the first radioactive waste liquid is decomposed in the decomposition device 107 in the same manner as the hydrazine contained in the first radioactive waste liquid in Example 1 (reducing agent decomposition step S8). The second radioactive waste liquid containing no α-nuclide and hydrazine discharged from the decomposition device 107 is guided to the treated water recovery tank 18 through the pipe 46.

なお、第一放射性廃液のｐＨを、例えば、６にする場合には、実施例１における第一放射性廃液と同様に、ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５において、酸である希硝酸水溶液がｐＨ調整剤注入装置１１２から第一放射性廃液に注入される。注入された希硝酸を含む第一放射性廃液は、α核種除去装置１４のスペース領域１５に流入する。希硝酸水溶液の注入によりｐＨ６に調節された第一放射性廃液に含まれるα核種は、α核種除去装置１４内の各フェライト層に吸着されて除去される。   When the pH of the first radioactive waste liquid is set to 6, for example, as in the case of the first radioactive waste liquid in Example 1, in the pH adjusting agent injecting step S5, the diluted nitric acid aqueous solution, which is an acid, is injected into the pH adjusting agent. The device 112 is injected into the first radioactive waste liquid. The first radioactive waste liquid containing the injected dilute nitric acid flows into the space region 15 of the α-nuclide removing device 14. The α-nuclide contained in the first radioactive waste liquid adjusted to pH 6 by the injection of the dilute nitric acid aqueous solution is adsorbed and removed by each ferrite layer in the α-nuclide removing device 14.

ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５において、希硝酸水溶液が第一放射性廃液に注入された場合には、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「Ｎｏ」になり、α核種除去装置１４から排出された、希硝酸を含む第一放射性廃液は、薬液タンク１０９から過酸化水素が供給されない分解装置１０７をそのまま通過して処理水回収タンク１８に導かれる。   In the pH adjusting agent injecting step S5, when the dilute nitric acid aqueous solution is injected into the first radioactive waste liquid, the determination in the pH adjusting agent determining step S7 is “No”, and the rare earth discharged from the α-nuclide removing apparatus 14 is The first radioactive waste liquid containing nitric acid directly passes through the decomposition device 107 to which hydrogen peroxide is not supplied from the chemical liquid tank 109 and is guided to the treated water recovery tank 18.

実施例１と同様に、処理水回収タンク１８内の第一放射性廃液（ヒドラジンが分解された第一放射性廃液及び希硝酸を含む第一放射性廃液の両者）は、乾燥粉体化装置２０で紛体化される（減容工程Ｓ９）。乾燥粉体化装置２０で生成された紛体は、固化設備２１で、固化容器内に充填され、固化容器内で固化される（容器充填または固化工程Ｓ１０）。保管されるこの固化容器内には、超半減期のα核種が存在していない。   As in Example 1, the first radioactive waste liquid (both the first radioactive waste liquid in which hydrazine was decomposed and the first radioactive waste liquid containing dilute nitric acid) in the treated water recovery tank 18 was powdered by the dry powdering apparatus 20. (Volume reduction step S9). The powder generated by the dry powdering apparatus 20 is filled in the solidification container by the solidification facility 21 and solidified in the solidification container (container filling or solidification step S10). No ultra-half-life α-nuclide is present in this solidified container that is stored.

第１洗浄槽５０内のシュウ酸水溶液の洗浄廃液処理槽５５への排出が終了した後、切換え弁６２を操作して、移送水供給管６１と液体供給管６４を連通させ、移送ポンプ６３を駆動し、移送水槽５４Ａ内の水が、移送水として、移送水供給管６１及び液体供給管６４を通して第１洗浄槽５０に供給される。このとき、有機酸供給管６０と液体供給管６４が連通していないので、有機酸槽５２内のシュウ酸水溶液が第１洗浄槽５０に供給されない。移送水槽５４Ａから第１洗浄槽５０に所定量の水が供給されて第１洗浄槽５０内の水位が設定水位に達したとき、移送ポンプ６３を停止し、第１洗浄槽５０への水の供給を停止する。   After the discharge of the oxalic acid aqueous solution in the first cleaning tank 50 to the cleaning waste liquid processing tank 55 is completed, the switching valve 62 is operated to connect the transfer water supply pipe 61 and the liquid supply pipe 64, and the transfer pump 63 is connected. By driving, the water in the transfer water tank 54A is supplied to the first cleaning tank 50 as transfer water through the transfer water supply pipe 61 and the liquid supply pipe 64. At this time, since the organic acid supply pipe 60 and the liquid supply pipe 64 do not communicate with each other, the oxalic acid aqueous solution in the organic acid bath 52 is not supplied to the first cleaning bath 50. When a predetermined amount of water is supplied from the transfer water tank 54A to the first cleaning tank 50 and the water level in the first cleaning tank 50 reaches the set water level, the transfer pump 63 is stopped and the water to the first cleaning tank 50 is stopped. Stop the supply.

モータ５９を駆動して撹拌翼５８を回転させ、第１洗浄槽５０内の放射性有機廃棄物及び水を撹拌し、放射性有機廃棄物をスラリー状態にする。移送ポンプ６５を駆動し、第１洗浄槽５０内の放射性有機廃棄物のスラリーを、有機廃棄物移送管６６を通して第２洗浄槽５１に供給する。第１洗浄槽５０内の放射性有機廃棄物スラリーの移送に伴い、第１洗浄槽５０内の水量が減少して第１洗浄槽５０内の放射性有機廃棄物が困難になった場合には、移送ポンプ６３を駆動し、移送水槽５４Ａ内の水を第１洗浄槽５０内に供給する。第１洗浄槽５０内の放射性有機廃棄物の第２洗浄槽５１への移送が完了したとき、移送ポンプ６５が停止されて、移送ポンプ７８が駆動される。第２洗浄槽５１内の水が、第三放射性廃液として、廃液移送管７９を通して洗浄廃液処理槽５５に排出される。   The motor 59 is driven to rotate the stirring blade 58 to stir the radioactive organic waste and the water in the first cleaning tank 50 to make the radioactive organic waste into a slurry state. The transfer pump 65 is driven to supply the slurry of the radioactive organic waste in the first cleaning tank 50 to the second cleaning tank 51 through the organic waste transfer pipe 66. When the radioactive organic waste slurry in the first cleaning tank 50 is transferred, the amount of water in the first cleaning tank 50 decreases, and when the radioactive organic waste in the first cleaning tank 50 becomes difficult, it is transferred. The pump 63 is driven to supply the water in the transfer water tank 54A into the first cleaning tank 50. When the transfer of the radioactive organic waste in the first cleaning tank 50 to the second cleaning tank 51 is completed, the transfer pump 65 is stopped and the transfer pump 78 is driven. The water in the second cleaning tank 51 is discharged as the third radioactive waste liquid to the cleaning waste liquid treatment tank 55 through the waste liquid transfer pipe 79.

第２洗浄槽５１から洗浄廃液処理槽５５に排出された第三放射性廃液は、α核種除去装置１４を通過し、処理水回収タンク１８に導かれる。第２洗浄槽５１から排出された第三放射性廃液は、α核種を含んでいなく、α核種以外の放射性核種を含んでいる。このため、ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５におけるｐＨ調整剤注入装置１１２から配管４５へのｐＨ調整剤水溶液（ヒドラジン水溶液または希硝酸水溶液）の注入が行われず、この第三放射性廃液がα核種除去装置１４を通過する際に、α核種除去装置１４内の各フェライト層のフェライトは、α核種、及びα核種以外の放射性核種を吸着することはない。また、還元剤の分解工程Ｓ８における還元剤（例えば、ヒドラジン）の分解も行われない。   The third radioactive waste liquid discharged from the second cleaning tank 51 to the cleaning waste liquid processing tank 55 passes through the α-nuclide removing device 14 and is guided to the treated water recovery tank 18. The third radioactive waste liquid discharged from the second cleaning tank 51 does not contain α-nuclide, but contains radioactive nuclides other than α-nuclide. Therefore, in the pH adjusting agent injecting step S5, the pH adjusting agent injecting device 112 does not inject the pH adjusting agent aqueous solution (hydrazine aqueous solution or dilute nitric acid aqueous solution) into the pipe 45, and the third radioactive waste liquid becomes the α nuclide removing device 14 When passing through, the ferrite of each ferrite layer in the α-nuclide removing device 14 does not adsorb the α-nuclide and the radionuclide other than the α-nuclide. Further, the reducing agent (for example, hydrazine) is not decomposed in the reducing agent decomposition step S8.

処理水回収タンク１８内の第三放射性廃液は、乾燥粉体化装置２０で紛体化され（減容工程Ｓ９）、生成された紛体は固化設備２１に移送されて固化容器内で固化される（容器充填または固化工程Ｓ１０）。この固化容器は、密封後に、保管場所で保管される。保管されるこの固化容器内には、超半減期のα核種が存在していない。   The third radioactive waste liquid in the treated water recovery tank 18 is pulverized by the dry powderizing device 20 (volume reduction step S9), and the produced powder is transferred to the solidification facility 21 and solidified in the solidification container ( Container filling or solidification step S10). This solidified container is stored in a storage place after being sealed. No ultra-half-life α-nuclide is present in this solidified container that is stored.

移送ポンプ７８が停止され、第２洗浄槽５１から洗浄廃液処理槽５５への水の排出が終了したとき、第二洗浄工程Ｓ２（有機酸塩処理工程）が実施される。第二洗浄工程Ｓ２では、有機酸塩を用いて、イオン交換樹脂（例えば、陽イオン交換樹脂）に吸着されている放射性核種がより効率的に溶離される。   When the transfer pump 78 is stopped and the discharge of water from the second cleaning tank 51 to the cleaning waste liquid processing tank 55 is completed, the second cleaning step S2 (organic acid salt processing step) is performed. In the second washing step S2, the radionuclide adsorbed on the ion exchange resin (for example, the cation exchange resin) is more efficiently eluted using the organic acid salt.

有機酸塩槽５３内には、有機酸塩であるギ酸アンモニウムの水溶液が充填されており、このギ酸アンモニウム水溶液のギ酸アンモニウムの濃度は１．２ｍｏｌ／Ｌである。ギ酸アンモニウムは、水素イオンよりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンを生じる有機酸塩である。第二洗浄工程Ｓ２では、以下の事項が実施される。切換え弁７１を操作して有機酸塩供給管６９と液体供給管７３を連通させ、移送ポンプ７２を駆動する。有機酸塩槽５３内のギ酸アンモニウム水溶液が有機酸塩供給管６９及び液体供給管７３を通して第２洗浄槽５１に供給される。このとき、移送水供給管７０と液体供給管７３が連通していないので、移送水槽５４Ｂ内の水は第２洗浄槽５１に供給されない。第２洗浄槽５１内におけるギ酸アンモニウム水溶液の液位が設定液位に達したとき、移送ポンプ７２が停止され、第２洗浄槽５１へのギ酸アンモニウム水溶液の供給が停止される。   The organic acid salt tank 53 is filled with an aqueous solution of ammonium formate, which is an organic acid salt, and the concentration of ammonium formate in this aqueous ammonium formate solution is 1.2 mol / L. Ammonium formate is an organic acid salt that produces cations that are more easily adsorbed by cation exchange resins than hydrogen ions. In the second cleaning step S2, the following items are carried out. The switching valve 71 is operated to connect the organic acid salt supply pipe 69 and the liquid supply pipe 73, and the transfer pump 72 is driven. The ammonium formate aqueous solution in the organic acid salt tank 53 is supplied to the second cleaning tank 51 through the organic acid salt supply pipe 69 and the liquid supply pipe 73. At this time, since the transfer water supply pipe 70 and the liquid supply pipe 73 do not communicate with each other, the water in the transfer water tank 54B is not supplied to the second cleaning tank 51. When the liquid level of the ammonium formate aqueous solution in the second cleaning tank 51 reaches the set liquid level, the transfer pump 72 is stopped and the supply of the ammonium formate aqueous solution to the second cleaning tank 51 is stopped.

第２洗浄槽５１の外面に設けられた加熱装置（図示せず）により、第２洗浄槽５１内のギ酸アンモニウム水溶液は、例えば、６０℃になるように加熱される。このギ酸アンモニウム水溶液の温度は、加熱装置による加熱量を調節して６０℃に保持される。温度が６０℃に保持された状態で、モータ６８を駆動して撹拌翼６７を回転させ、第２洗浄槽５１内の放射性有機廃棄物及びギ酸アンモニウム水溶液を撹拌して混合する。放射性有機廃棄物は、第２洗浄槽５１内で撹拌されながら、ギ酸アンモニウム水溶液に、例えば、２時間浸漬される。第２洗浄槽５１内において、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂に吸着されている放射性核種のイオンが、水素イオンよりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい、ギ酸アンモニウム水溶液中に存在するアンモニウムイオンと置換され、ギ酸アンモニウム水溶液に効率的に脱離される。このため、陽イオン交換樹脂に吸着されている放射性核種の量が著しく減少する。   The ammonium formate aqueous solution in the second cleaning tank 51 is heated to, for example, 60 ° C. by a heating device (not shown) provided on the outer surface of the second cleaning tank 51. The temperature of this ammonium formate aqueous solution is maintained at 60 ° C. by adjusting the heating amount by the heating device. While the temperature is maintained at 60 ° C., the motor 68 is driven to rotate the stirring blade 67 to stir and mix the radioactive organic waste and the ammonium formate aqueous solution in the second cleaning tank 51. The radioactive organic waste is immersed in the ammonium formate aqueous solution, for example, for 2 hours while being stirred in the second cleaning tank 51. In the second cleaning tank 51, the ions of the radionuclide adsorbed by the cation exchange resin, which is a radioactive organic waste, are more easily adsorbed by the cation exchange resin than the hydrogen ions, and are present in the ammonium formate aqueous solution. It is replaced with an ion and is efficiently desorbed in an ammonium formate aqueous solution. Therefore, the amount of radionuclide adsorbed on the cation exchange resin is significantly reduced.

第２洗浄槽５１内での放射性有機廃棄物のギ酸アンモニウム水溶液への浸漬時間である２時間が経過したとき、第二洗浄工程Ｓ２が終了する。加熱装置による第２洗浄槽５１の加熱及びモータ６８をそれぞれ停止した後、移送ポンプ７８を駆動し、第２洗浄槽５１内の放射性核種を含むギ酸アンモニウム水溶液を、洗浄廃液として、廃液移送管７９を通して洗浄廃液処理槽５５内に供給する。第２洗浄槽５１内のギ酸アンモニウム水溶液の洗浄廃液処理槽５５への移送が終了したとき、移送ポンプ７８が停止される。   The second cleaning step S2 ends when 2 hours, which is the immersion time of the radioactive organic waste in the ammonium formate aqueous solution in the second cleaning tank 51, has elapsed. After stopping the heating of the second cleaning tank 51 by the heating device and the motor 68, respectively, the transfer pump 78 is driven, and the ammonium formate aqueous solution containing the radionuclide in the second cleaning tank 51 is used as the cleaning waste liquid, and the waste liquid transfer pipe 79 is used. Through the cleaning waste liquid treatment tank 55. When the transfer of the ammonium formate aqueous solution in the second cleaning tank 51 to the cleaning waste liquid processing tank 55 is completed, the transfer pump 78 is stopped.

洗浄廃液処理槽５５へのギ酸アンモニウム水溶液の移送が終了した後、廃液分解工程Ｓ４が実施される。廃液分解工程Ｓ４では、オゾンが、オゾン供給装置８０により、所定時間の間、オゾン噴射管８１に供給され、洗浄廃液処理槽５５内のギ酸アンモニウム水溶液中に噴射される。ギ酸アンモニウム水溶液に含まれる有機成分であるギ酸アンモニウムがオゾンにより分解される。ギ酸アンモニウムはオゾンと反応して窒素ガス、炭酸ガス及び水に分解される。これらのガスは、ガス排気管８３を通して前述のオフガス処理装置（図示せず）に供給される。   After the transfer of the ammonium formate aqueous solution to the cleaning waste liquid treatment tank 55 is completed, the waste liquid decomposition step S4 is performed. In the waste liquid decomposition step S4, ozone is supplied to the ozone injection pipe 81 by the ozone supply device 80 for a predetermined time and is injected into the ammonium formate aqueous solution in the cleaning waste liquid treatment tank 55. Ammonium formate, which is an organic component contained in the ammonium formate aqueous solution, is decomposed by ozone. Ammonium formate reacts with ozone to decompose into nitrogen gas, carbon dioxide gas and water. These gases are supplied to the aforementioned off-gas processing device (not shown) through the gas exhaust pipe 83.

オゾンの供給が停止され、第二洗浄工程Ｓ２の後で実施された廃液分解工程Ｓ４が終了した後、移送ポンプ４３が駆動され、洗浄廃液処理槽５５内に存在する、脱離されたα核種、及びα核種以外の放射性核種のそれぞれを含む廃液、すなわち、第二放射性廃液が、配管４５を通してα核種除去装置１４に供給される。α核種を含む第二放射性廃液がα核種除去装置１４に供給されるので、弁４１を開いて、還元剤槽１７Ａ内のヒドラジン水溶液を、注入配管４２を通して配管４５内に注入する（還元剤注入工程Ｓ５）。第二放射性廃液のｐＨが、ヒドラジンの注入により、４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節され、そのヒドラジンを含む第二放射性廃液は、α核種除去装置１４のスペース領域１５に流入する。ｐＨ計４９Ａで測定された、α核種除去装置１４に流入する第二放射性廃液のｐＨに基づいて弁４１の開度を制御し、第二放射性廃液のｐＨが８の範囲内になるように、還元剤槽１７Ａから配管４５へのヒドラジン水溶液の供給量を調節する。α核種除去装置１４に流入する前において、第二放射性廃液のｐＨは、例えば、６になっている。   After the supply of ozone is stopped and the waste liquid decomposition step S4 performed after the second cleaning step S2 is completed, the transfer pump 43 is driven and the desorbed α nuclide existing in the cleaning waste liquid treatment tank 55. , And a waste liquid containing each of the radionuclides other than the α nuclide, that is, the second radioactive waste liquid is supplied to the α nuclide removal device 14 through the pipe 45. Since the second radioactive waste liquid containing the α-nuclide is supplied to the α-nuclide removing device 14, the valve 41 is opened and the hydrazine aqueous solution in the reducing agent tank 17A is injected into the pipe 45 through the injection pipe 42 (reducing agent injection). Step S5). The pH of the second radioactive waste liquid is adjusted by the injection of hydrazine to a range of 4 to 11, for example, 8, and the second radioactive waste liquid containing the hydrazine flows into the space region 15 of the α-nuclide removal device 14. .. The opening degree of the valve 41 is controlled based on the pH of the second radioactive waste liquid flowing into the α-nuclide removal device 14 measured by the pH meter 49A so that the pH of the second radioactive waste liquid falls within the range of 8. The supply amount of the hydrazine aqueous solution from the reducing agent tank 17A to the pipe 45 is adjusted. Before flowing into the α-nuclide removal device 14, the pH of the second radioactive waste liquid is, for example, 6.

スペース領域１５に流入する第二放射性廃液がヒドラジンを含み、このヒドラジンにより第二放射性廃液のｐＨが４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節されるため、第二放射性廃液に含まれる、価数が「３〜５」である各α核種の価数が、スペース領域１５内で「３」に調節される。第二放射性廃液に含まれる、価数が「３」になった各α核種が、α核種除去装置１４において、各フェライト層に存在するフェライト粒子に吸着されて除去される（α核種の除去工程Ｓ６）。第二放射性廃液に含まれるコロイド性の物質及び固形分も、フェライト充填領域１６のフィルタ効果によって除去される。   The second radioactive waste liquid flowing into the space region 15 contains hydrazine, and since the pH of the second radioactive waste liquid is adjusted to within the range of 4 to 11, for example, 8 by this hydrazine, the second radioactive waste liquid is contained in the second radioactive waste liquid. The valence of each α nuclide having a valence of “3 to 5” is adjusted to “3” in the space region 15. In the α-nuclide removing device 14, each α-nuclide having a valence of “3” contained in the second radioactive waste liquid is adsorbed and removed by the ferrite particles present in each ferrite layer (α-nuclide removing step). S6). Colloidal substances and solids contained in the second radioactive waste liquid are also removed by the filter effect of the ferrite filling region 16.

ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５で、還元剤であるヒドラジンが注入されているので、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になり、フェライト充填領域１６でα核種、コロイド性の物質及び固形分が除去された第二放射性廃液が配管４６に排出されて分解装置１０７に導かれ、この第二放射性廃液に含まれるヒドラジンが、第二放射性廃液に含まれるヒドラジンと同様に、分解装置１０７内で分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。分解装置１０７から排出された、α核種及びヒドラジンを含んでいない第二放射性廃液は、配管４６を通して処理水回収タンク１８に導かれる。   Since the reducing agent hydrazine is injected in the pH adjusting agent injecting step S5, the judgment in the pH adjusting agent determining step S7 becomes "YES", and the α nuclide, the colloidal substance and the solid content in the ferrite filling region 16 are determined. The second radioactive waste liquid from which is removed is discharged to the pipe 46 and guided to the decomposition device 107, and the hydrazine contained in the second radioactive waste liquid is stored in the decomposition device 107 in the same manner as the hydrazine contained in the second radioactive waste liquid. It is decomposed (reducing agent decomposition step S8). The second radioactive waste liquid containing no α-nuclide and hydrazine discharged from the decomposition device 107 is guided to the treated water recovery tank 18 through the pipe 46.

なお、第二放射性廃液のｐＨを、例えば、６にする場合には、本実施例における前述の第一放射性廃液と同様に、α核種除去装置１４の上流で、酸である希硝酸水溶液がｐＨ調整剤注入装置１１２から第二放射性廃液に注入される。希硝酸を含みｐＨが６の第二放射性廃液に含まれるα核種は、α核種除去装置１４内の各フェライト層に吸着されて除去される。希硝酸水溶液が第二放射性廃液に注入された場合には、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「Ｎｏ」になり、α核種除去装置１４から排出された、希硝酸を含む第二放射性廃液は、薬液タンク１０９から過酸化水素が供給されない分解装置１０７をそのまま通過して処理水回収タンク１８に導かれる。   When the pH of the second radioactive waste liquid is set to 6, for example, as in the case of the first radioactive waste liquid described above in the present embodiment, the diluted nitric acid aqueous solution, which is an acid, has a pH value upstream of the α-nuclide removal device 14. It is injected into the second radioactive waste liquid from the adjusting agent injection device 112. The α-nuclide contained in the second radioactive waste liquid containing dilute nitric acid and having a pH of 6 is adsorbed and removed by each ferrite layer in the α-nuclide removing device 14. When the diluted nitric acid aqueous solution is injected into the second radioactive waste liquid, the determination in the pH adjuster determination step S7 is “No”, and the second radioactive waste liquid containing diluted nitric acid discharged from the α-nuclide removal device 14 is From the chemical liquid tank 109, the hydrogen peroxide is not supplied, and the hydrogen peroxide is directly passed through the decomposition device 107 and guided to the treated water recovery tank 18.

処理水回収タンク１８内の第二放射性廃液（ヒドラジンが分解された第二放射性廃液及び希硝酸を含む第二放射性廃液の両者）は、乾燥粉体化装置２０で紛体化される（減容工程Ｓ９）。乾燥粉体化装置２０で生成された紛体は、固化設備２１で、固化容器内に充填され、固化容器内で固化される（容器充填または固化工程Ｓ１０）。保管されるこの固化容器内には、超半減期のα核種が存在していない。   The second radioactive waste liquid (both the second radioactive waste liquid in which hydrazine has been decomposed and the second radioactive waste liquid containing dilute nitric acid) in the treated water recovery tank 18 is powdered by the dry powderizing apparatus 20 (volume reduction step). S9). The powder generated by the dry powdering apparatus 20 is filled in the solidification container by the solidification facility 21 and solidified in the solidification container (container filling or solidification step S10). No ultra-half-life α-nuclide is present in this solidified container that is stored.

第２洗浄槽５１から洗浄廃液処理槽５５へのギ酸アンモニウム水溶液の移送が終了した後、切換え弁７１の操作によって移送水供給管７０と液体供給管７３が連通し、移送ポンプ７２の駆動により移送水槽５４Ｂ内の水が第２洗浄槽５１に供給される。所定量の水が第２洗浄槽５１に供給された後、移送ポンプ７２が停止され、移送水槽５４Ｂから第２洗浄槽５１への水の供給が停止される。撹拌翼６７が回転され、第２洗浄槽５１内で、残留した放射性有機廃棄物と供給された水が撹拌されて放射性有機廃棄物を含むスラリーが生成される。移送ポンプ７４が駆動され、第２洗浄槽５１内の放射性有機廃棄物を含むスラリーが有機廃棄物移送管７５に排出される。有機廃棄物移送管７５に排出された放射性有機廃棄物は、実質的にクラッドを含まず、陽イオン交換樹脂に吸着された放射性核種イオンも更に低減されているため、放射性有機廃棄物の放射線量率は著しく低減されている。   After the transfer of the ammonium formate aqueous solution from the second cleaning tank 51 to the cleaning waste liquid processing tank 55 is completed, the transfer water supply pipe 70 and the liquid supply pipe 73 are communicated by the operation of the switching valve 71, and the transfer pump 72 is driven to transfer the transfer water supply pipe 70 and the liquid supply pipe 73. The water in the water tank 54B is supplied to the second cleaning tank 51. After a predetermined amount of water is supplied to the second cleaning tank 51, the transfer pump 72 is stopped and the supply of water from the transfer water tank 54B to the second cleaning tank 51 is stopped. The stirring blade 67 is rotated, and the remaining radioactive organic waste and the supplied water are stirred in the second cleaning tank 51 to generate a slurry containing the radioactive organic waste. The transfer pump 74 is driven, and the slurry containing the radioactive organic waste in the second cleaning tank 51 is discharged to the organic waste transfer pipe 75. Since the radioactive organic waste discharged to the organic waste transfer pipe 75 does not substantially include the clad and the radionuclide ions adsorbed on the cation exchange resin are further reduced, the radiation dose of the radioactive organic waste is reduced. The rate is significantly reduced.

有機廃棄物移送管７５に排出された放射性有機廃棄物は、第二受入タンク１１に導かれる。第二受入タンク１１から取り出された放射性有機廃棄物は、所定量、焼却設備１２に移送され、焼却設備１２で焼却される。焼却により生成された灰は、固化容器内でセメント等の固化剤により固化される。この固化体は、超半減期のα核種を含んでいなく低レベル放射性廃棄物になる。   The radioactive organic waste discharged to the organic waste transfer pipe 75 is guided to the second receiving tank 11. A predetermined amount of the radioactive organic waste taken out from the second receiving tank 11 is transferred to the incinerator 12 and incinerated in the incinerator 12. Ash produced by incineration is solidified by a solidifying agent such as cement in a solidifying container. This solidified body does not contain a super half-life α-nuclide and becomes a low-level radioactive waste.

本実施例の第一洗浄工程Ｓ１では、シュウ酸の替りに、ギ酸、酢酸またはクエン酸を用いてもよく、第二洗浄工程Ｓ２では、ギ酸アンモニウムの替りに、シュウ酸、酢酸またはクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩またはセシウム塩、あるいはギ酸のバリウム塩またはセシウム塩を用いてもよい。これらの有機酸塩は、水素よりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンを生じる有機酸塩である。   In the first washing step S1 of the present embodiment, formic acid, acetic acid or citric acid may be used instead of oxalic acid, and in the second washing step S2, oxalic acid, acetic acid or citric acid may be used instead of ammonium formate. An ammonium salt, a barium salt or a cesium salt, or a barium salt or a cesium salt of formic acid may be used. These organic acid salts are organic acid salts that generate cations that are more easily adsorbed by the cation exchange resin than hydrogen.

本実施例は、実施例１で生じる各効果のうち、第一洗浄工程Ｓ１及び第二洗浄工程Ｓ２を一つの洗浄槽内で実施することによって生じる効果を除いた残りの各効果を得ることができる。   In the present embodiment, among the respective effects produced in the first embodiment, it is possible to obtain the remaining respective effects excluding the effects produced by carrying out the first cleaning step S1 and the second cleaning step S2 in one cleaning tank. it can.

本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例３の放射性廃液の処理方法を、図６を用いて説明する。   A method for treating a radioactive liquid waste of Example 3, which is another preferable example of the present invention and applied to the treatment of radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant, will be described with reference to FIG.

本実施例の放射性廃液の処理方法は、放射性廃液処理システム１Ｂを用いる。放射性廃液処理システム１Ｂは、実施例１で用いる放射性廃液処理システム１において、化学洗浄部１０を、不揮発性イオン注入装置１０３を含む化学洗浄部１０Ｂに替えた構成を有する。放射性廃液処理システム１Ｂの他の構成は、放射性廃液処理システム１の他の構成と同じである。   The radioactive waste liquid treatment system of this embodiment uses the radioactive waste liquid treatment system 1B. The radioactive waste liquid treatment system 1B has a configuration in which the chemical cleaning unit 10 in the radioactive waste liquid treatment system 1 used in the first embodiment is replaced with a chemical cleaning unit 10B including a nonvolatile ion implantation apparatus 103. The other configuration of the radioactive liquid waste treatment system 1B is the same as the other configuration of the radioactive liquid waste treatment system 1.

不揮発性イオン注入装置１０３は、図６に示すように、不揮発性イオン貯槽１０４及び不揮発性イオン注入配管１０５を有する。弁１０６が設けられた不揮発性イオン注入配管１０５の一端が不揮発性イオン貯槽１０４に接続され、不揮発性イオン注入配管１０５の他端が有機酸塩槽８に接続される。不揮発性イオン貯槽１０４は、不揮発性イオン水溶液、例えば、カリウムイオン水溶液が充填される。不揮発性イオン水溶液に含まれる不揮発性イオンとして、カリウムイオン、亜鉛イオン、カルシウムイオン及びコバルトイオン等のいずれかが用いられる。   The non-volatile ion implantation apparatus 103 has a non-volatile ion storage tank 104 and a non-volatile ion implantation pipe 105, as shown in FIG. One end of the nonvolatile ion implantation pipe 105 provided with the valve 106 is connected to the nonvolatile ion storage tank 104, and the other end of the nonvolatile ion implantation pipe 105 is connected to the organic acid salt tank 8. The nonvolatile ion storage tank 104 is filled with a nonvolatile ion aqueous solution, for example, a potassium ion aqueous solution. As the non-volatile ions contained in the non-volatile ion aqueous solution, potassium ion, zinc ion, calcium ion, cobalt ion, or the like is used.

化学洗浄部１０Ｂでは、不揮発性イオン注入装置１０３の不揮発性イオン注入配管１０５の他端が、有機酸塩槽８に接続される。化学洗浄部１０Ｂにおいて不揮発性イオン注入装置１０３以外の構成は、放射性廃液処理システム１の化学洗浄部１０の構成と同じである。   In the chemical cleaning unit 10B, the other end of the nonvolatile ion implantation pipe 105 of the nonvolatile ion implantation apparatus 103 is connected to the organic acid salt tank 8. The configuration of the chemical cleaning unit 10B other than the nonvolatile ion implantation apparatus 103 is the same as the configuration of the chemical cleaning unit 10 of the radioactive waste liquid treatment system 1.

放射性廃液処理システム１Ｂを用いた本実施例の放射性廃液の処理方法では、第一洗浄工程Ｓ１が実施された後に、実施例１と同様に、ステップＳ４ないしＳ１０の各ステップが実施される。その容器充填または固化工程Ｓ１０の終了後、第二洗浄工程Ｓ２が実施される。第二洗浄工程Ｓ２が実施された後でも、実施例１と同様に、ステップＳ４ないしＳ１０の各ステップが実施される。   In the radioactive waste liquid treatment method of the present embodiment using the radioactive waste liquid treatment system 1B, after the first cleaning step S1, the steps S4 to S10 are performed in the same manner as in the first embodiment. After the completion of the container filling or solidifying step S10, the second cleaning step S2 is performed. Even after the second cleaning step S2 is performed, the steps S4 to S10 are performed as in the first embodiment.

第二洗浄工程Ｓ２では、弁１０６を開き、不揮発性イオン貯槽１０４内に充填された不揮発性イオン水溶液であるカリウムイオン水溶液が、不揮発性イオン注入配管１０５を通して有機酸塩槽８に供給され、有機酸塩槽８内のギ酸ヒドラジン水溶液に混入される。不揮発性イオン貯槽１０４内に充填されたカリウムイオン水溶液は、化学反応槽４内に存在する放射性有機廃棄物のイオン吸着容量３ｍｅｑ／Ｌ程度のカリウムイオンを含んでいる。なお、有機酸塩槽８内のカリウムイオンを含むギ酸ヒドラジン水溶液のギ酸ヒドラジンの濃度は、溶液１Ｌ当たりの溶質（ギ酸ヒドラジン）の質量である。   In the second cleaning step S2, the valve 106 is opened, and the potassium ion aqueous solution, which is the non-volatile ion aqueous solution filled in the non-volatile ion storage tank 104, is supplied to the organic acid salt tank 8 through the non-volatile ion injection pipe 105, and the organic acid salt tank 8 is discharged. It is mixed with the hydrazine formate aqueous solution in the acid salt tank 8. The potassium ion aqueous solution filled in the nonvolatile ion storage tank 104 contains potassium ions having an ion adsorption capacity of about 3 meq / L of the radioactive organic waste existing in the chemical reaction tank 4. The concentration of hydrazine formate in the hydrazine formate aqueous solution containing potassium ions in the organic acid salt tank 8 is the mass of solute (hydrazine formate) per 1 L of the solution.

４０〜４００ｇ／Ｌ程度の、カリウムイオンを含むギ酸ヒドラジン水溶液は、有機酸塩槽８から洗浄液供給タンク６に導かれ、更に、移送ポンプ３２の駆動によって、クラッドが溶解された放射性有機廃棄物が残留する化学反応槽４に供給される。放射性有機廃棄物は化学反応槽４内でカリウムイオンを含むギ酸ヒドラジン水溶液と接触する。ギ酸ヒドラジンの作用によって、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂に吸着されたα核種、及びα核種以外の放射性核種が、ギ酸ヒドラジン水溶液中に溶離する。放射性有機廃棄物に接触するギ酸ヒドラジン水溶液に含まれるカリウムイオンの作用によって、放射性有機廃棄物に吸着されたα核種、及びα核種以外の放射性核種を効率的に溶離させることができる。   About 40 to 400 g / L of hydrazine formate aqueous solution containing potassium ions is introduced from the organic acid salt tank 8 to the cleaning liquid supply tank 6, and further, by driving the transfer pump 32, radioactive organic waste in which the clad is dissolved is generated. It is supplied to the remaining chemical reaction tank 4. The radioactive organic waste comes into contact with the aqueous hydrazine formate solution containing potassium ions in the chemical reaction tank 4. Due to the action of hydrazine formate, the α-nuclide adsorbed on the cation exchange resin, which is a radioactive organic waste, and the radionuclide other than the α-nuclide elute in the hydrazine formate aqueous solution. By the action of potassium ions contained in the hydrazine formate aqueous solution that comes into contact with the radioactive organic waste, the α nuclide adsorbed to the radioactive organic waste and the radionuclide other than the α nuclide can be efficiently eluted.

溶離されたα核種及びα核種以外の放射性核種、及びカリウムイオンを含むギ酸ヒドラジン水溶液が、廃液分解装置１３の廃液貯槽に移送される。廃液貯槽にオゾンが供給され、オゾンによってギ酸及びヒドラジンが分解される（廃液分解工程Ｓ４）。廃液貯槽内に残留する、α核種及びα核種以外の放射性核種を含む水溶液、すなわち、第二放射性廃液が、α核種除去装置１４に供給される。その第二放射性廃液には、α核種除去装置１４に流入する前で還元剤注入装置１７からヒドラジン水溶液が注入されて第二放射性廃液のｐＨは、例えば、８になる（還元剤注入工程Ｓ５）。第二放射性廃液に含まれたα核種は、α核種除去装置１４内のフェライト層のフェライトに吸着されて除去される（α核種の除去工程Ｓ６）。第二放射性廃液に含まれたカリウムイオン及びα核種以外の放射性核種は、α核種除去装置１４内でフェライトに吸着されず、第二放射性廃液に含まれたまま、α核種除去装置１４から排出される。   The eluted α-nuclide and radionuclide other than α-nuclide, and an aqueous hydrazine formate solution containing potassium ions are transferred to the waste liquid storage tank of the waste liquid decomposition apparatus 13. Ozone is supplied to the waste liquid storage tank, and formic acid and hydrazine are decomposed by the ozone (waste liquid decomposition step S4). The aqueous solution containing the α nuclide and the radionuclide other than the α nuclide, that is, the second radioactive waste liquid remaining in the waste liquid storage tank is supplied to the α nuclide removing device 14. An aqueous hydrazine solution is injected from the reducing agent injection device 17 into the second radioactive waste liquid before flowing into the α-nuclide removal device 14, and the pH of the second radioactive waste liquid becomes, for example, 8 (reducing agent injection step S5). .. The α-nuclide contained in the second radioactive waste liquid is adsorbed and removed by the ferrite of the ferrite layer in the α-nuclide removing device 14 (α-nuclide removing step S6). Radioactive nuclides other than potassium ions and α nuclides contained in the second radioactive waste liquid are not adsorbed by ferrite in the α nuclide removal device 14 and are discharged from the α nuclide removal device 14 as they are contained in the second radioactive waste liquid. It

ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になるので、α核種除去装置１４から配管４６に排出された第二放射性廃液に含まれるヒドラジンは、前述したように、分解装置１０７内で分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。分解装置１０７から排出された、α核種及びヒドラジンを含んでいない第二放射性廃液に対して、減容工程Ｓ９及び容器充填または固化工程Ｓ１０が実施される。ギ酸ヒドラジン水溶液に注入されるカリウムイオンの添加量は、化学反応槽４内に存在する放射性有機廃棄物の量の１％未満であるため、第二放射性廃液の減容性への影響はほとんどない。   Since the determination in the pH adjuster determination step S7 is “YES”, the hydrazine contained in the second radioactive waste liquid discharged from the α-nuclide removal device 14 to the pipe 46 is decomposed in the decomposition device 107 as described above. (Reducing agent decomposition step S8). The volume reduction step S9 and the container filling or solidification step S10 are performed on the second radioactive waste liquid that does not contain the α-nuclide and hydrazine discharged from the decomposition device 107. Since the amount of potassium ions added to the hydrazine formate aqueous solution is less than 1% of the amount of radioactive organic waste existing in the chemical reaction tank 4, there is almost no effect on the volume reduction property of the second radioactive waste liquid. ..

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、有機酸塩水溶液に不揮発性イオンを注入し、不揮発性イオンを含む有機酸塩水溶液を放射性有機廃棄物に接触させるので、放射性有機廃棄物に吸着されたα核種、及びα核種以外の放射性核種を効率的に溶離させることができる。このため、本実施例における、α核種及びα核種以外の放射性核種の溶離後における放射性有機廃棄物の放射線量率は、実施例１におけるその線量率よりも低減され、放射性有機廃棄物の焼却灰の固化体の放射線量率もさらに低減される。   The present embodiment can obtain each effect produced in the first embodiment. Furthermore, in this example, since nonvolatile ions are injected into the organic acid salt aqueous solution and the organic acid salt aqueous solution containing the nonvolatile ions is brought into contact with the radioactive organic waste, the α nuclide adsorbed on the radioactive organic waste, and Radionuclides other than α nuclide can be efficiently eluted. Therefore, the radiation dose rate of the radioactive organic waste after elution of the α-nuclide and the radionuclide other than the α-nuclide in this example is lower than the dose rate in Example 1, and the incinerated ash of the radioactive organic waste is obtained. The radiation dose rate of the solidified product is further reduced.

本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントで発生する放射性有機廃棄物の処理に適用される実施例４の放射性廃液の処理方法を、図７を用いて説明する。   A method for treating the radioactive waste liquid of Example 4, which is another preferred example of the present invention and applied to the treatment of radioactive organic waste generated in a boiling water nuclear power plant, will be described with reference to FIG. 7.

本実施例の放射性廃液の処理方法は、放射性廃液処理システム１Ｃを用いる。放射性廃液処理システム１Ｃは、実施例２で用いる放射性廃液処理システム１Ａにおいて、化学洗浄部１０Ａを、不揮発性イオン注入装置１０３を含む化学洗浄部１０Ｃに替えた構成を有する。放射性廃液処理システム１Ｃの他の構成は、放射性廃液処理システム１Ａの他の構成と同じである。   The radioactive waste liquid treatment method of this embodiment uses the radioactive waste liquid treatment system 1C. The radioactive waste liquid treatment system 1C has a configuration in which the chemical cleaning unit 10A in the radioactive waste liquid treatment system 1A used in the second embodiment is replaced with a chemical cleaning unit 10C including a nonvolatile ion implantation apparatus 103. The other configuration of the radioactive waste liquid treatment system 1C is the same as the other configuration of the radioactive waste liquid treatment system 1A.

不揮発性イオン注入装置１０３は、実施例４における不揮発性イオン注入装置１０３と同様に、不揮発性イオン貯槽１０４及び不揮発性イオン注入配管１０５を有する（図７参照）。不揮発性イオン貯槽１０４に接続された、弁１０６を有する不揮発性イオン注入配管１０５が、有機酸塩槽５３に接続される。カリウムイオン水溶液が有機酸塩槽５３内に充填される。化学洗浄部１０Ｃにおいて不揮発性イオン注入装置１０３以外の構成は、放射性廃液処理システム１Ａの化学洗浄部１０Ａの構成と同じである。   The non-volatile ion implantation apparatus 103 has a non-volatile ion storage tank 104 and a non-volatile ion implantation pipe 105 similarly to the non-volatile ion implantation apparatus 103 in the fourth embodiment (see FIG. 7). A non-volatile ion implantation pipe 105 having a valve 106, which is connected to the non-volatile ion storage tank 104, is connected to the organic acid salt tank 53. The potassium ion aqueous solution is filled in the organic acid salt tank 53. The chemical cleaning unit 10C has the same configuration as the chemical cleaning unit 10A of the radioactive waste liquid treatment system 1A except for the nonvolatile ion implantation apparatus 103.

放射性廃液処理システム１Ｃを用いた本実施例の放射性廃液の処理方法では、第一洗浄工程Ｓ１が実施された後に、実施例１と同様に、ステップＳ４ないしＳ１０の各ステップが実施される。その容器充填または固化工程Ｓ１０の終了後、第二洗浄工程Ｓ２が実施される。第二洗浄工程Ｓ２が実施された後でも、実施例１と同様に、ステップＳ４ないしＳ１０の各ステップが実施される。   In the radioactive waste liquid treatment method of this embodiment using the radioactive waste liquid treatment system 1C, after the first cleaning step S1 is performed, steps S4 to S10 are performed in the same manner as in the first embodiment. After the completion of the container filling or solidifying step S10, the second cleaning step S2 is performed. Even after the second cleaning step S2 is performed, the steps S4 to S10 are performed as in the first embodiment.

第二洗浄工程Ｓ２では、不揮発性イオン貯槽１０４内のカリウムイオン水溶液が、不揮発性イオン注入配管１０５を通して有機酸塩槽５３に供給され、有機酸塩槽５３内のギ酸アンモニウム水溶液に混入される。不揮発性イオン貯槽１０４内に充填されたカリウムイオン水溶液は、化学反応槽４内に存在する放射性有機廃棄物のイオン吸着容量３ｍｅｑ／Ｌ程度のカリウムイオンを含んでいる。なお、有機酸塩槽５３内のカリウムイオンを含むギ酸アンモニウム水溶液のギ酸アンモニウムの濃度は、１．２ｍｏｌ／Ｌである。   In the second cleaning step S2, the potassium ion aqueous solution in the non-volatile ion storage tank 104 is supplied to the organic acid salt tank 53 through the non-volatile ion implantation pipe 105 and mixed with the ammonium formate aqueous solution in the organic acid salt tank 53. The potassium ion aqueous solution filled in the nonvolatile ion storage tank 104 contains potassium ions having an ion adsorption capacity of about 3 meq / L of the radioactive organic waste existing in the chemical reaction tank 4. The concentration of ammonium formate in the ammonium formate aqueous solution containing potassium ions in the organic acid salt tank 53 is 1.2 mol / L.

カリウムイオンを含むギ酸アンモニウム水溶液は、移送ポンプ７２の駆動によって、クラッドが溶解された放射性有機廃棄物が残留する第２洗浄槽５１に供給される。放射性有機廃棄物は第２洗浄槽５１内でカリウムイオンを含むギ酸アンモニウム水溶液と接触する。ギ酸アンモニウムの作用によって、放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂に吸着されたα核種、及びα核種以外の放射性核種が、ギ酸アンモニウム水溶液中に溶離する。放射性有機廃棄物に接触するギ酸アンモニウム水溶液に含まれるカリウムイオンの作用によって、放射性有機廃棄物に吸着されたα核種、及びα核種以外の放射性核種を効率的に溶離させることができる。   The ammonium formate aqueous solution containing potassium ions is supplied to the second cleaning tank 51 in which the radioactive organic waste having the clad dissolved therein remains by driving the transfer pump 72. The radioactive organic waste comes into contact with the ammonium formate aqueous solution containing potassium ions in the second cleaning tank 51. By the action of ammonium formate, the α-nuclide adsorbed on the cation exchange resin, which is a radioactive organic waste, and the radionuclide other than the α-nuclide elute in the ammonium formate aqueous solution. By the action of potassium ions contained in the ammonium formate aqueous solution that comes into contact with the radioactive organic waste, the α nuclide adsorbed to the radioactive organic waste and the radionuclide other than the α nuclide can be efficiently eluted.

溶離されたα核種及びα核種以外の放射性核種、及びカリウムイオンを含むギ酸アンモニウム水溶液が、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽５５に移送される。洗浄廃液処理槽５５にオゾンが供給され、オゾンによってギ酸及びヒドラジンが分解される（廃液分解工程Ｓ４）。洗浄廃液処理槽５５内に残留する、α核種及びα核種以外の放射性核種を含む水溶液、すなわち、第二放射性廃液が、α核種除去装置１４に供給される。その第二放射性廃液には、α核種除去装置１４に流入する前で還元剤注入装置１７からヒドラジン水溶液が注入されて第二放射性廃液のｐＨは、例えば、８になる（還元剤注入工程Ｓ５）。第二放射性廃液に含まれたα核種は、α核種除去装置１４内のフェライト層のフェライトに吸着されて除去される（α核種の除去工程Ｓ６）。第二放射性廃液に含まれたカリウムイオン及びα核種以外の放射性核種は、α核種除去装置１４内でフェライトに吸着されず、第二放射性廃液に含まれたまま、α核種除去装置１４から排出される。   The eluted ammonium n-formate aqueous solution containing α-nuclide and radionuclide other than α-nuclide, and potassium ion is transferred to the cleaning waste liquid treatment tank 55 of the waste liquid decomposition apparatus 13. Ozone is supplied to the cleaning waste liquid treatment tank 55, and formic acid and hydrazine are decomposed by the ozone (waste liquid decomposition step S4). The aqueous solution containing the α nuclide and the radionuclide other than the α nuclide, that is, the second radioactive waste liquid remaining in the cleaning waste liquid treatment tank 55 is supplied to the α nuclide removing device 14. An aqueous hydrazine solution is injected from the reducing agent injection device 17 into the second radioactive waste liquid before flowing into the α-nuclide removal device 14, and the pH of the second radioactive waste liquid becomes, for example, 8 (reducing agent injection step S5). .. The α-nuclide contained in the second radioactive waste liquid is adsorbed and removed by the ferrite of the ferrite layer in the α-nuclide removing device 14 (α-nuclide removing step S6). Radioactive nuclides other than potassium ions and α nuclides contained in the second radioactive waste liquid are not adsorbed by ferrite in the α nuclide removal device 14 and are discharged from the α nuclide removal device 14 as they are contained in the second radioactive waste liquid. It

ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になるので、α核種除去装置１４から配管４６に排出された第二放射性廃液に含まれるヒドラジンは、前述したように、分解装置１０７内で分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。分解装置１０７から排出された、α核種及びヒドラジンを含んでいない第二放射性廃液に対して、減容工程Ｓ９及び容器充填または固化工程Ｓ１０が実施される。ギ酸アンモニウム水溶液に注入されるカリウムイオンの添加量は、化学反応槽４内に存在する放射性有機廃棄物の量の１％未満であるため、第二放射性廃液の減容性への影響はほとんどない。   Since the determination in the pH adjuster determination step S7 is “YES”, the hydrazine contained in the second radioactive waste liquid discharged from the α-nuclide removal device 14 to the pipe 46 is decomposed in the decomposition device 107 as described above. (Reducing agent decomposition step S8). The volume reduction step S9 and the container filling or solidification step S10 are performed on the second radioactive waste liquid that does not contain the α-nuclide and hydrazine discharged from the decomposition device 107. Since the amount of potassium ions added to the ammonium formate aqueous solution is less than 1% of the amount of the radioactive organic waste existing in the chemical reaction tank 4, there is almost no effect on the volume reducing property of the second radioactive waste liquid. ..

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、有機酸塩水溶液に不揮発性イオンを注入し、不揮発性イオンを含む有機酸塩水溶液を放射性有機廃棄物に接触させるので、実施例３と同様に、放射性有機廃棄物に吸着されたα核種、及びα核種以外の放射性核種を効率的に溶離させることができる。このため、本実施例における放射性有機廃棄物の焼却灰の固化体の放射線量率は、実施例２に比べてさらに低減される。   The present embodiment can obtain each effect produced in the first embodiment. Furthermore, in this example, since non-volatile ions are injected into the organic acid salt aqueous solution and the organic acid salt aqueous solution containing the non-volatile ions is brought into contact with the radioactive organic waste, the radioactive organic waste is treated in the same manner as in Example 3. The adsorbed α-nuclide and the radionuclide other than the α-nuclide can be efficiently eluted. Therefore, the radiation dose rate of the solidified product of the incineration ash of the radioactive organic waste in this example is further reduced as compared with the second example.

なお、実施例１ないし４のそれぞれの放射性有機廃棄物の処理方法は、加圧水型原子力プラントに設けられた原子炉冷却材浄化系の浄化装置及び燃料プール冷却材浄化系の浄化装置から排出された、α核種を吸着している放射性有機廃棄物の処理にも適用することができる。   The method for treating radioactive organic waste in each of Examples 1 to 4 was discharged from the reactor coolant purification system purification device and the fuel pool coolant purification system purification device provided in the pressurized water nuclear power plant. It can also be applied to the treatment of radioactive organic waste that adsorbs α-nuclides.

本発明の好適な他の実施例である、核燃料再処理に適用される実施例５の放射性廃液の処理方法を、図８及び図９を用いて説明する。   Another preferred embodiment of the present invention, which is a method for treating the radioactive waste liquid of the fifth embodiment applied to the nuclear fuel reprocessing, will be described with reference to FIGS. 8 and 9.

沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラント等の原子力プラントの原子炉から取り出された使用済燃料集合体に含まれている使用済核燃料に対して核燃料再処理が実施され、その使用済核燃料物質からウラン及びプルトニウムが回収される。回収されたウラン及びプルトニウムは新たな燃料集合体の製造に使用され、製造されたこの新たな燃料集合体は原子力プラントの炉心に装荷される。その核燃料再処理では、ウラン及びプルトニウムの回収に伴って、回収されずに残った微量のウラン及びプルトニウム、及びネプチニウム及びキュリウム等のα核種を含む放射性廃液が発生する。この放射性廃液は、硝酸水溶液である。   Nuclear fuel reprocessing is carried out on the spent nuclear fuel contained in the spent fuel assemblies extracted from nuclear reactors of nuclear power plants such as boiling water nuclear power plants and pressurized water nuclear power plants, and from the spent nuclear fuel material Uranium and plutonium are recovered. The recovered uranium and plutonium are used for manufacturing a new fuel assembly, and the manufactured new fuel assembly is loaded into the core of the nuclear power plant. In the nuclear fuel reprocessing, along with the recovery of uranium and plutonium, a radioactive waste liquid containing a small amount of uranium and plutonium remaining unrecovered and α nuclides such as neptinium and curium is generated. This radioactive waste liquid is a nitric acid aqueous solution.

本実施例の放射性廃液の処理方法は、実施例１及び２で述べた、還元剤の注入、及びα核種除去装置によるα核種の除去を、核燃料再処理で発生する放射性廃液の処理に適用したものである。   In the method for treating radioactive waste liquid of this example, the injection of the reducing agent and the removal of α-nuclide by the α-nuclide removal device described in Examples 1 and 2 were applied to the treatment of the radioactive waste liquid generated in the nuclear fuel reprocessing. It is a thing.

本実施例では、まず、脱被覆工程Ｓ１１において、原子炉の炉心から取り出された使用済燃料集合体に含まれる複数本の燃料棒から被覆管が取り除かれる。これによって、被覆管内に存在しているペレット状の核燃料物質８５が取り出される。この核燃料物質８５には、ウラン、プルトニウム、ネプチニウム及びキュリウム等のα核種が含まれている。炉心に最初に装荷された燃料集合体に含まれる燃料棒内には、核燃料物質として、ペレット状の二酸化ウランが存在する。原子力プラントの運転によって、その核燃料物質に含まれる核***性物質（例えば、ウラン２３５）の核***によって、核燃料物質内に、核***生成物であるプルトニウム、ネプチニウム及びキュリウム等のα核種が生成される。   In the present embodiment, first, in the decladding step S11, the cladding tubes are removed from the plurality of fuel rods contained in the spent fuel assembly taken out from the core of the nuclear reactor. As a result, the pellet-shaped nuclear fuel material 85 existing in the cladding tube is taken out. The nuclear fuel material 85 contains α nuclides such as uranium, plutonium, neptinium and curium. Uranium dioxide in the form of pellets is present as a nuclear fuel material in the fuel rods included in the fuel assembly initially loaded in the core. By the operation of the nuclear power plant, the fissionable material (for example, uranium 235) contained in the nuclear fuel material produces α nuclides such as plutonium, neptinium, and curium which are fission products in the nuclear fuel material.

脱被覆工程Ｓ１１の後に実施される核燃料粉末化工Ｓ１２において、ペレット状の核燃料物質８５が、酸化物の粉末に転換される。粉末化された核燃料物質８６は、フッ化工程Ｓ１３に送られる。このフッ化工程Ｓ１３では、フッ素（またはフッ素化合物）を粉末化された核燃料物質８６に接触させ、核燃料物質８６に含まれるウランの一部を、六フッ化ウラン（ＵＦ6）８７に転換させて揮発させる。 In the nuclear fuel powdering process S12 performed after the decoating step S11, the pelletized nuclear fuel material 85 is converted into oxide powder. The powdered nuclear fuel material 86 is sent to the fluorination step S13. In this fluorination step S13, fluorine (or a fluorine compound) is brought into contact with the powdered nuclear fuel material 86 to convert a part of uranium contained in the nuclear fuel material 86 into uranium hexafluoride (UF 6 ) 87. Volatilize.

その六フッ化ウラン８７は、ＵＦ6精製工程Ｓ１４に送られる。六フッ化ウラン８７は、蒸留法または吸着法により精製されて不純物が除去される。六フッ化ウラン８７の精製によって、ウラン燃料が生成される。 The uranium hexafluoride 87 is sent to the UF 6 refining step S14. Uranium hexafluoride 87 is purified by a distillation method or an adsorption method to remove impurities. Purification of uranium hexafluoride 87 produces uranium fuel.

フッ化工程Ｓ１３で揮発しなかった残りの核燃料物質８９は、揮発しなかったウラン、プルトニウム、ネプチニウム及びキュリウム等のα核種が存在する。残渣である核燃料物質８９は、溶解工程Ｓ１５において、硝酸溶液によって溶解される。核燃料物質の溶解液（硝酸を含む）９０を、共除染工程Ｓ１６において、リン酸トリブチル（ＴＢＰ）を含む有機相と接触させる。溶解液９０に含まれるウラン及びプルトニウムがその有機相に移行され、核***生成物のうち、プルトニウムを除くネプチニウム及びキュリウム等のα核種はその有機相に移行しない。   The remaining nuclear fuel material 89 that has not volatilized in the fluorination step S13 contains α nuclides such as uranium, plutonium, neptinium, and curium that have not volatilized. The residual nuclear fuel material 89 is dissolved by the nitric acid solution in the dissolution step S15. The solution (containing nitric acid) 90 of the nuclear fuel material is brought into contact with the organic phase containing tributyl phosphate (TBP) in the co-decontamination step S16. Uranium and plutonium contained in the solution 90 are transferred to the organic phase, and n-type nuclides such as neptinium and curium excluding plutonium among fission products do not transfer to the organic phase.

ウラン及びプルトニウムを含む有機相９１に対して、逆抽出工程Ｓ１７が実施される。この逆抽出工程Ｓ１７では、薄いシュウ酸水溶液をウラン及びプルトニウムを含む有機相９１に接触させる。有機相９１に含まれるウラン及びプルトニウムがそのシュウ酸水溶液中に移行する。ウラン及びプルトニウムを含む薄いシュウ酸水溶液９２が、精製工程Ｓ１８に送られる。この精製工程Ｓ１８では、ＴＢＰを含む有機相を用いた抽出と、薄い硝酸水溶液を用いた逆抽出が、ウラン及びプルトニウムの精製度が所定の値になるまで繰り返される。所定の精度になったウラン及びプルトニウムは、脱硝・焙焼還元工程（図示せず）に送られ、ウランとプルトニウム混合酸化物に転換される。この混合酸化物を用いて混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）９３が生成される。   The back extraction step S17 is performed on the organic phase 91 containing uranium and plutonium. In this back extraction step S17, a thin aqueous solution of oxalic acid is brought into contact with the organic phase 91 containing uranium and plutonium. Uranium and plutonium contained in the organic phase 91 are transferred into the oxalic acid aqueous solution. A thin aqueous oxalic acid solution 92 containing uranium and plutonium is sent to the purification step S18. In this purification step S18, extraction using an organic phase containing TBP and back extraction using a dilute aqueous solution of nitric acid are repeated until the degree of purification of uranium and plutonium reaches a predetermined value. Uranium and plutonium having a predetermined accuracy are sent to a denitration / roasting reduction step (not shown) and converted into a uranium / plutonium mixed oxide. A mixed oxide fuel (MOX fuel) 93 is generated using this mixed oxide.

以上に述べたＳ１１〜Ｓ１８の８つの工程は、核燃料再処理に関する工程である。   The eight steps S11 to S18 described above are steps relating to the nuclear fuel reprocessing.

共除染工程Ｓ１６で発生した、残留する微量のウラン及びプルトニウム、及びネプチニウム及びキュリウム等のα核種を含む硝酸溶液である放射性廃液９４に対してｐＨ調整剤注入工程Ｓ５が実施される。共除染工程Ｓ１６で発生した、硝酸を含む放射性廃液９４のｐＨは約１（強酸）である。放射性廃液９４は溶解液９０と比べてウラン及びプルトニウムのそれぞれの濃度が低下しているが、放射性廃液９４に含まれている成分は溶解液９０に含まれている成分と同じである。放射性廃液９４は、図９に示された、本実施例の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理システムの配管４５Ａに供給される。   The pH adjusting agent injecting step S5 is performed on the radioactive waste liquid 94, which is a nitric acid solution containing a small amount of residual uranium and plutonium and α nuclides such as neptinium and curium generated in the co-decontamination step S16. The pH of the radioactive waste liquid 94 containing nitric acid generated in the co-decontamination step S16 is about 1 (strong acid). The radioactive waste liquid 94 has lower concentrations of uranium and plutonium than the dissolution liquid 90, but the components contained in the radioactive waste liquid 94 are the same as the components contained in the dissolution liquid 90. The radioactive waste liquid 94 is supplied to the pipe 45A of the radioactive waste liquid treatment system shown in FIG. 9 which is used in the method for treating the radioactive waste liquid of this embodiment.

ここで、本実施例に用いられる放射性廃液処理システムの構成について説明する。   Here, the configuration of the radioactive liquid waste treatment system used in this embodiment will be described.

この放射性廃液処理システムは、ｐＨ調整剤注入装置１１２Ａ及びα核種除去装置１４を有する。ｐＨ調整剤注入装置１１２Ａは、還元剤注入装置１７及び中和液注入装置９９を有する（図９参照）。還元剤注入装置１７は、実施例１で用いられる還元剤注入装置１７と同じ構成である。中和液注入装置９９は、中和液槽１００、及び弁１０１が設けられた中和液注入配管１０２を有する。中和液槽１００には、中和剤水溶液、例えば、中和剤である水酸化ナトリウムを含む水酸化ナトリウム水溶液が充填される。中和液注入配管１０２が中和液槽１００に接続される。中和液注入装置９９の中和液注入配管１０２が、還元剤注入装置１７の注入配管４２と配管４５Ａの接続点よりも上流側で配管４５Ａに接続される。放射性廃液９４に含まれる硝酸を中和させる必要があるため、その中和剤は、アルカリ性の物質である。中和剤としては、水酸化ナトリウム、炭酸水素ナトリウム、またはアルカリ金属及びアルカリ土類金属のいずれかの水酸化物を用いる。なお、本実施例では、ｐＨ調整剤として還元剤及び中和剤が用いられる。   This radioactive waste liquid treatment system has a pH adjuster injection device 112A and an α-nuclide removal device 14. The pH adjusting agent injecting device 112A has a reducing agent injecting device 17 and a neutralizing solution injecting device 99 (see FIG. 9). The reducing agent injection device 17 has the same configuration as the reducing agent injection device 17 used in the first embodiment. The neutralization liquid injection device 99 has a neutralization liquid tank 100 and a neutralization liquid injection pipe 102 provided with a valve 101. The neutralization liquid tank 100 is filled with a neutralizing agent aqueous solution, for example, a sodium hydroxide aqueous solution containing sodium hydroxide as a neutralizing agent. The neutralizing solution injection pipe 102 is connected to the neutralizing solution tank 100. The neutralization liquid injection pipe 102 of the neutralization liquid injection device 99 is connected to the pipe 45A on the upstream side of the connection point between the injection pipe 42 of the reducing agent injection device 17 and the pipe 45A. Since it is necessary to neutralize the nitric acid contained in the radioactive waste liquid 94, the neutralizing agent is an alkaline substance. As the neutralizing agent, sodium hydroxide, sodium hydrogen carbonate, or a hydroxide of any one of alkali metal and alkaline earth metal is used. In this example, a reducing agent and a neutralizing agent are used as the pH adjusting agent.

本出願において、中和剤は、ｐＨ調整剤の一種であり、放射性廃液９４のｐＨを中性である「７」に調節するだけでなく、放射性廃液９４のｐＨを４以上７未満に調節するためにも使用される。中和液槽１００に充填される中和剤水溶液は、ｐＨ調整剤である中和剤を含む、一種のｐＨ剤水溶液である。   In the present application, the neutralizing agent is a kind of pH adjusting agent, and not only adjusts the pH of the radioactive waste liquid 94 to neutral “7”, but also adjusts the pH of the radioactive waste liquid 94 to 4 or more and less than 7. Also used for. The neutralizing agent aqueous solution filled in the neutralizing solution tank 100 is a kind of pH agent aqueous solution containing a neutralizing agent which is a pH adjusting agent.

ｐＨ計４９Ｃが、中和液注入装置９９の中和液注入配管１０２の配管４５Ａの接続点と還元剤注入装置１７の注入配管４２と配管４５Ａの接続点の間で、配管４５Ａに取り付けられる。ｐＨ計４９Ａが、注入配管４２と配管４５Ａの接続点とα核種除去装置１４の間で配管４５Ａに取り付けられる。配管４５Ａは、α核種除去装置１４のスペース領域１５に連絡される。   The pH meter 49C is attached to the pipe 45A between the connection point of the pipe 45A of the neutralization liquid injection pipe 102 of the neutralization liquid injection device 99 and the connection point of the injection pipe 42 and the pipe 45A of the reducing agent injection device 17. A pH meter 49A is attached to the pipe 45A between the connection point between the injection pipe 42 and the pipe 45A and the α-nuclide removing device 14. The pipe 45A is connected to the space region 15 of the α-nuclide removing device 14.

本実施例では、α核種を含む放射性廃液のｐＨを４以上１１以下の範囲内の４〜７（４以上７以下）の範囲内のｐＨに調節するときには、放射性廃液に中和剤（例えば、水酸化ナトリウム）が注入され、その放射性廃液のｐＨを４以上１１以下の範囲内の７より大きく１１以下の範囲内のｐＨに調節するときには、まず、放射性廃液に中和剤を注入して放射性廃液のｐＨを７にし、その後、放射性廃液に還元剤（例えば、ヒドラジン）を注入する。   In this example, when the pH of the radioactive waste liquid containing α-nuclide is adjusted to a pH within the range of 4 to 7 (4 to 7 inclusive) within the range of 4 or more and 11 or less, a neutralizing agent (for example, Sodium hydroxide) is injected, and when adjusting the pH of the radioactive waste liquid to a pH in the range of 4 to 11, inclusive, greater than 7 and in the range of 11 or less, first inject a neutralizing agent into the radioactive waste liquid to make it radioactive. The pH of the waste liquid is brought to 7, and then a reducing agent (for example, hydrazine) is injected into the radioactive waste liquid.

本実施例の放射性廃液の処理方法では、ｐＨが約１である放射性廃液９４のｐＨを、４以上１１以下の範囲内の、例えば、８に調節することを想定する。まず、弁１０１を開いて中和液槽１００内の水酸化ナトリウム水溶液を、配管４５Ａ内を流れる硝酸を含む放射性廃液９４に注入し、放射性廃液９４のｐＨを４以上７以下の範囲内の「７」に調節する（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。ｐＨ計４９Ｃは、中和液注入装置９９の中和液注入配管１０２の配管４５Ａの接続点と還元剤注入装置１７の注入配管４２と配管４５Ａの接続点の間において配管４５Ａ内を流れる、水酸化ナトリウム水溶液が注入された放射性廃液９４（水酸化ナトリウムを含みヒドラジンを含んでいない放射性廃液９４）のｐＨを測定する。ｐＨ計４９Ｃの測定値がｐＨの設定値、例えば、「７」になるように、弁１０１の開度を制御し、配管４５Ａ内を流れる放射性廃液９４への水酸化ナトリウム水溶液の注入量を調節する。その後、弁４１を開いて、還元剤槽１７Ａ内のヒドラジン水溶液を、注入配管４２を通して、ｐＨが７に調節された放射性廃液９４が流れる配管４５Ａ内に注入される（ｐＨ調整剤注入工程Ｓ５）。   In the radioactive waste liquid treatment method of the present embodiment, it is assumed that the pH of the radioactive waste liquid 94 having a pH of about 1 is adjusted to be within the range of 4 or more and 11 or less, for example, 8. First, the valve 101 is opened to inject the sodium hydroxide aqueous solution in the neutralization solution tank 100 into the radioactive waste liquid 94 containing nitric acid flowing in the pipe 45A, and the pH of the radioactive waste liquid 94 is within the range of 4 or more and 7 or less. 7 "(pH adjusting agent injection step S5). The pH meter 49C is a water flowing in the pipe 45A between the connection point of the pipe 45A of the neutralization liquid injection pipe 102 of the neutralization liquid injection device 99 and the connection point of the injection pipe 42 and the pipe 45A of the reducing agent injection device 17. The pH of the radioactive waste liquid 94 (the radioactive waste liquid 94 containing sodium hydroxide and not containing hydrazine) into which the aqueous sodium oxide solution was injected is measured. The opening of the valve 101 is controlled so that the measured value of the pH meter 49C becomes a set value of pH, for example, "7", and the injection amount of the aqueous sodium hydroxide solution into the radioactive waste liquid 94 flowing in the pipe 45A is adjusted. To do. Then, the valve 41 is opened, and the aqueous hydrazine solution in the reducing agent tank 17A is injected through the injection pipe 42 into the pipe 45A in which the radioactive waste liquid 94 whose pH has been adjusted to 7 flows (pH adjuster injection step S5). ..

放射性廃液９４のｐＨが、水酸化ナトリウム及びヒドラジンの注入により、４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節され、水酸化ナトリウム及びヒドラジンを含む放射性廃液９４は、α核種除去装置１４のスペース領域１５に流入する。ｐＨ計４９Ａで測定された、α核種除去装置１４に流入する水酸化ナトリウム及びヒドラジンを含む放射性廃液９４のｐＨに基づいて弁４１の開度を制御し、その放射性廃液９４のｐＨが８になるように、還元剤槽１７Ａから配管４５へのヒドラジン水溶液の供給量を調節する。ｐＨが約１である放射性廃液９４のｐＨを、ヒドラジンの注入だけで８に調節するためには、多量のヒドラジンが必要となり、放射性廃液９４の量が著しく増加し、固化体の発生個数も非常に多くなる。しかしながら、本実施例のように、中和剤である水酸化ナトリウムの注入により放射性廃液９４のｐＨを約１から７に増加させ、その後、ヒドラジンの注入により放射性廃液９４のｐＨを８に増加させた場合には、水酸化ナトリウムの注入量が少なくて済み、ヒドラジンの注入量も著しく低減できる。前述のように水酸化ナトリウム及びヒドラジンの注入により放射性廃液９４のｐＨを約１から８に増加させた場合は、放射性廃液９４のｐＨをヒドラジンの注入だけで約１から８に増加させた場合に比べて固化体の発生個数が著しく低減できる。   The pH of the radioactive liquid waste 94 is adjusted by injection of sodium hydroxide and hydrazine to within the range of 4 to 11, for example, 8, and the radioactive liquid waste 94 containing sodium hydroxide and hydrazine is stored in the space of the α-nuclide removal device 14. It flows into the region 15. The opening degree of the valve 41 is controlled based on the pH of the radioactive waste liquid 94 containing sodium hydroxide and hydrazine flowing into the α-nuclide removal device 14 measured by the pH meter 49A, and the pH of the radioactive waste liquid 94 becomes 8. Thus, the amount of the hydrazine aqueous solution supplied from the reducing agent tank 17A to the pipe 45 is adjusted. In order to adjust the pH of the radioactive waste liquid 94 having a pH of about 1 to 8 only by injecting hydrazine, a large amount of hydrazine is required, the amount of the radioactive waste liquid 94 is remarkably increased, and the number of solidified bodies is also extremely high. More. However, as in the present example, the pH of the radioactive waste liquid 94 is increased from about 1 to 7 by injecting sodium hydroxide as a neutralizing agent, and then the pH of the radioactive waste liquid 94 is increased to 8 by injecting hydrazine. In this case, the injection amount of sodium hydroxide is small and the injection amount of hydrazine can be significantly reduced. As described above, when the pH of the radioactive waste liquid 94 is increased from about 1 to 8 by injecting sodium hydroxide and hydrazine, when the pH of the radioactive waste liquid 94 is increased from about 1 to 8 only by injecting hydrazine, In comparison, the number of solidified bodies generated can be significantly reduced.

スペース領域１５に流入する放射性廃液９４が水酸化ナトリウム及びヒドラジンを含み、水酸化ナトリウム及びヒドラジンにより放射性廃液９４のｐＨが４〜１１の範囲内の、例えば、８に調節されるため、放射性廃液９４に含まれる、価数が「３〜５」である各α核種の価数が、スペース領域１５内で「３」に調節される。放射性廃液９４に含まれる、価数が「３」になった各α核種が、α核種除去装置１４において、各フェライト層に存在するフェライト粒子に吸着されて除去される（α核種の除去工程Ｓ６）。放射性廃液９４に含まれるコロイド性の物質及び固形分も、フェライト充填領域１６のフィルタ効果によって除去される。   The radioactive waste liquid 94 flowing into the space region 15 contains sodium hydroxide and hydrazine, and the pH of the radioactive waste liquid 94 is adjusted to within the range of 4 to 11, for example, 8 by the sodium hydroxide and hydrazine. The valence of each α-nuclide having a valence of “3 to 5” included in is adjusted to “3” in the space region 15. Each α nuclide having a valence of “3” contained in the radioactive waste liquid 94 is adsorbed and removed by the ferrite particles existing in each ferrite layer in the α nuclide removing device 14 (α nuclide removing step S6 ). Colloidal substances and solids contained in the radioactive waste liquid 94 are also removed by the filter effect of the ferrite filling region 16.

水酸化ナトリウムと共にヒドラジンが放射性廃液９４に含まれているため、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７における「ｐＨ調整剤が還元剤であるか」の判定が「ＹＥＳ」になる。本実施例における「ｐＨ調整剤が還元剤であるか」の判定は、実質的に、「ｐＨ調整剤として還元剤が含まれているか」の判定になる。放射性廃液９４にヒドラジンが含まれているため、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ７の判定が「ＹＥＳ」になるのである。α核種除去装置１４から配管４６に排出された放射性廃液９４に含まれるヒドラジンは、前述の実施例１及び２等で述べたように、分解装置１０７内で分解される（還元剤の分解工程Ｓ８）。そして、α核種及びヒドラジンが含まれていない放射性廃液９４が、配管４６により廃液回収タンク（図示せず）に導かれる。α核種が除去された放射性廃液９４の放射線量率は、著しく低下する。廃液回収タンク内の放射性廃液９４は、乾燥粉体化装置で紛体化される（減容工程Ｓ９）。乾燥粉体化装置で生成された紛体は、固化設備で、固化容器内に充填され、固化容器内で固化される（容器充填または固化工程Ｓ１０）。   Since hydrazine is contained in the radioactive waste liquid 94 together with sodium hydroxide, the determination of "whether the pH adjusting agent is a reducing agent" in the pH adjusting agent determining step S7 is "YES". The determination of "whether the pH adjusting agent is a reducing agent" in this example is substantially a determination of "whether a reducing agent is contained as a pH adjusting agent". Since the radioactive waste liquid 94 contains hydrazine, the determination in the pH adjusting agent determination step S7 is “YES”. The hydrazine contained in the radioactive waste liquid 94 discharged from the α-nuclide removal device 14 to the pipe 46 is decomposed in the decomposition device 107 (reducing agent decomposition step S8 as described in Examples 1 and 2 and the like above). ). Then, the radioactive waste liquid 94 containing no α-nuclide and hydrazine is led to the waste liquid recovery tank (not shown) through the pipe 46. The radiation dose rate of the radioactive waste liquid 94 from which the α nuclide is removed is remarkably reduced. The radioactive waste liquid 94 in the waste liquid recovery tank is pulverized by the dry powderizing device (volume reduction step S9). The powder produced by the dry powderizing apparatus is filled in a solidification container in a solidification facility and solidified in the solidification container (container filling or solidification step S10).

なお、ｐＨが約１である放射性廃液９４のｐＨを、４以上１１以下の範囲内の、例えば、６に調節する場合には、ｐＨ計４９Ｃの測定値がｐＨの設定値である「６」になるように、弁１０１の開度を制御し、配管４５Ａ内を流れる放射性廃液９４への水酸化ナトリウム水溶液の注入量を調節する。このとき、ｐＨが６である放射性廃液９４には、還元剤注入装置１７によるヒドラジン水溶液の注入が行われない。また、ヒドラジン水溶液が注入されないため、分解装置１０７内でのヒドラジンの分解（還元剤の分解工程Ｓ８）が実施されない。α核種除去装置１４から排出された、ｐＨが６で水酸化ナトリウムを含む放射性廃液９４は、そのまま、分解装置１０７を通過し、乾燥粉体化装置で紛体化される（減容工程Ｓ９）。   When the pH of the radioactive waste liquid 94 having a pH of about 1 is adjusted to be within the range of 4 or more and 11 or less, for example, 6, the measured value of the pH meter 49C is “6” which is the set value of the pH. Therefore, the opening of the valve 101 is controlled to adjust the injection amount of the sodium hydroxide aqueous solution into the radioactive waste liquid 94 flowing in the pipe 45A. At this time, the hydrazine aqueous solution is not injected into the radioactive waste liquid 94 having a pH of 6 by the reducing agent injection device 17. Further, since the aqueous hydrazine solution is not injected, the decomposition of hydrazine in the decomposition device 107 (reducing agent decomposition step S8) is not performed. The radioactive waste liquid 94 having a pH of 6 and containing sodium hydroxide, which has been discharged from the α-nuclide removing device 14, passes through the decomposing device 107 as it is and is powdered by the dry powdering device (volume reduction step S9).

本実施例によれば、硝酸及びα核種を含む放射性廃液に還元剤、例えば、ヒドラジンを注入して放射性廃液のｐＨを調節するため、放射性廃液に含まれる超半減期のα核種がα核種除去装置１４によって除去されやすくなり、α核種除去装置１４から流出する放射性廃液に含まれるα核種が著しく低減される。この結果、α核種除去装置１４から流出する放射性廃液の放射線線量が著しく低減され、超半減期のα核種を含む放射性廃棄物（例えば、固化体）の発生量を低減できる。   According to this example, since a reducing agent, for example, hydrazine is injected into a radioactive waste liquid containing nitric acid and α-nuclide to adjust the pH of the radioactive waste liquid, α-nuclide having a super half-life contained in the radioactive waste liquid is removed by α-nuclide removal. The device 14 facilitates removal, and the α-nuclide contained in the radioactive waste liquid flowing out from the α-nuclide removing device 14 is significantly reduced. As a result, the radiation dose of the radioactive liquid waste flowing out from the α-nuclide removing device 14 is significantly reduced, and the amount of radioactive waste (eg, solidified body) containing the α-nuclide having a super half-life can be reduced.

特に、還元剤の注入により、α核種を含む放射性廃液のｐＨが４〜１１の範囲内の値に調節されることによって、α核種除去装置１４はα核種を効率良く除去することができる。また、α核種除去装置１４が内部にフェライト層を形成しているため、放射性廃液に含まれるα核種は、そのフェライト層によって効率良く除去される。   In particular, the pH of the radioactive waste liquid containing the α nuclide is adjusted to a value within the range of 4 to 11 by the injection of the reducing agent, so that the α nuclide removing device 14 can efficiently remove the α nuclide. Further, since the α-nuclide removing device 14 has the ferrite layer formed therein, the α-nuclide contained in the radioactive waste liquid is efficiently removed by the ferrite layer.

Ｓ１…第一洗浄工程、Ｓ２…第二洗浄工程、Ｓ４…廃液分解工程、Ｓ５，Ｓ２０…還元剤注入工程、Ｓ６，Ｓ２１…α核種除去工程、Ｓ１９…中和工程、１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ…放射性廃液処理システム、４…化学反応槽、７，５２…有機酸槽、８，５３…有機酸塩槽、９，５４Ａ，５４Ｂ…移送水槽、１０，１０Ａ，１０Ｂ，１０Ｃ…化学洗浄部、１２…焼却設備、１３…廃液分解装置、１４…α核種除去装置、１６…フェライト充填領域１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ…フェライト層、１７…還元剤注入装置、１７Ａ…還元剤槽、１９，１９Ａ…廃液処理部、２０…乾燥粉体化装置、２１…固化設備、４９Ａ，４９Ｃ…ｐＨ計、４９Ｂ…磁化率測定装置、５０…第１洗浄槽、５１…第２洗浄槽、５５…洗浄廃液処理槽、８０…オゾン供給装置、８１…オゾン噴射管、９９…中和液注入装置、１００…中和液槽、１１２，１１２Ａ…ｐＨ調整剤注入装置。   S1 ... First cleaning step, S2 ... Second cleaning step, S4 ... Waste liquid decomposition step, S5, S20 ... Reductant injection step, S6, S21 ... α nuclide removal step, S19 ... Neutralization step, 1, 1A, 1B, 1C ... Radioactive waste liquid treatment system, 4 ... Chemical reaction tank, 7,52 ... Organic acid tank, 8,53 ... Organic acid salt tank, 9,54A, 54B ... Transfer water tank, 10,10A, 10B, 10C ... Chemical cleaning section , 12 ... Incineration facility, 13 ... Waste liquid decomposing device, 14 ... α nuclide removing device, 16 ... Ferrite filling region 16A, 16B, 16C ... Ferrite layer, 17 ... Reductant injection device, 17A ... Reducing agent tank, 19, 19A ... Waste liquid processing unit, 20 ... Dry powdering device, 21 ... Solidification equipment, 49A, 49C ... pH meter, 49B ... Magnetic susceptibility measuring device, 50 ... First cleaning tank, 51 ... Second cleaning tank, 55 ... Cleaning waste liquid processing Tank, 80 ... Ozone supply device, 8 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Ozone injection pipe, 99 ... Neutralizing liquid injection device, 100 ... Neutralizing liquid tank, 112, 112A ... pH adjusting agent injection device.

Claims (15)

放射性有機廃棄物である陽イオン交換樹脂からのα核種を含む放射性核種の脱離によって発生した、α核種を含む放射性廃液、及び核燃料再処理においてウラン及びプルトニウムの回収によって発生した、α核種を含む放射性廃液のいずれかの前記放射性廃液にｐＨ調整剤を注入し、前記α核種及び前記ｐＨ調整剤を含む前記放射性廃液を、α核種吸着材を有するα核種除去装置に供給し、前記α核種吸着材を有するによって、前記放射性廃液から前記α核種を除去することを特徴とする放射性廃液の処理方法。   Includes α-nuclide generated by desorption of radionuclide containing α-nuclide from cation exchange resin, which is radioactive organic waste, and α-nuclide generated by recovery of uranium and plutonium in nuclear fuel reprocessing. A pH adjuster is injected into any of the radioactive waste liquids, and the radioactive waste liquid containing the α-nuclide and the pH adjuster is supplied to an α-nuclide removal device having an α-nuclide adsorbent to adsorb the α-nuclide. A method for treating radioactive waste liquid, comprising removing the α-nuclide from the radioactive waste liquid by using a material. 前記陽イオン交換樹脂からの前記α核種を含む前記放射性核種の脱離は、有機酸塩水溶液を、前記陽イオン交換樹脂を含む前記放射性有機廃棄物に接触させることにより、行われ、
前記陽イオン交換樹脂から脱離された、前記α核種を含む前記放射性核種を含んでいる前記有機酸塩水溶液を酸化処理することにより、前記有機酸塩水溶液に含まれる有機酸塩を分解して、前記有機酸塩の分解によって前記α核種を含む前記放射性廃液が生成される請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。 Desorption of the radionuclide containing the α-nuclide from the cation exchange resin is carried out by contacting an aqueous organic acid salt solution with the radioactive organic waste containing the cation exchange resin,
By deoxidizing the organic acid salt solution that is desorbed from the cation exchange resin, the organic acid salt solution containing the radionuclide containing the α-nuclide is decomposed to decompose the organic acid salt contained in the organic acid salt solution. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 1, wherein the radioactive waste liquid containing the α-nuclide is generated by decomposing the organic acid salt. 前記有機酸塩は、水素イオンよりも前記陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンを含む請求項２に記載の放射性廃液の処理方法。   The method for treating radioactive waste liquid according to claim 2, wherein the organic acid salt contains a cation that is more easily adsorbed to the cation exchange resin than a hydrogen ion. 前記放射性有機廃棄物に酸化鉄が含まれる場合には、前記有機酸塩水溶液を前記放射性有機廃棄物に接触させる前に、前記放射性有機廃棄物を有機酸水溶液に接触させることにより、前記酸化鉄を溶解し、
前記有機酸水溶液を前記放射性有機廃棄物に接触させた後に、前記有機酸水溶液を酸化処理することにより、前記有機酸水溶液に含まれる有機酸を分解する請求項２または３に記載の放射性廃液の処理方法。 When the radioactive organic waste contains iron oxide, the radioactive organic waste is brought into contact with the organic acid aqueous solution before the aqueous solution of organic acid salt is brought into contact with the radioactive organic waste, whereby the iron oxide is removed. Dissolve the
The radioactive waste liquid according to claim 2 or 3, wherein the organic acid solution is decomposed by contacting the organic acid aqueous solution with the radioactive organic waste and then oxidizing the organic acid aqueous solution. Processing method. 前記有機酸塩水溶液に、水素イオンよりも前記放射性有機廃棄物に対する選択性が高い不揮発性イオンを添加する請求項２ないし４のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理方法。   The method for treating radioactive waste liquid according to any one of claims 2 to 4, wherein nonvolatile ions having a higher selectivity for the radioactive organic waste than hydrogen ions are added to the organic acid salt aqueous solution. 前記有機酸塩は、シュウ酸、ギ酸、炭酸、酢酸またはクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩、セシウム塩またはヒドラジン塩である、請求項２ないし５のいずれか1項に記載の放射性廃液の処理方法。   The method for treating radioactive waste liquid according to claim 2, wherein the organic acid salt is an ammonium salt, barium salt, cesium salt or hydrazine salt of oxalic acid, formic acid, carbonic acid, acetic acid or citric acid. .. 前記放射性廃液からの前記α核種の除去は、前記α核種除去装置内に配置された、前記α核種吸着材の層であるフェライト層によって行われる請求項２ないし６のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理方法。   7. The removal of the α-nuclide from the radioactive waste liquid is performed by a ferrite layer, which is a layer of the α-nuclide adsorbent, arranged in the α-nuclide removal device. Radioactive waste treatment method. 前記α核種除去装置の上流で、前記α核種及び前記ｐＨ調整剤を含む前記放射性廃液のｐＨをｐＨ計によって測定する請求項７に記載の放射性廃液の処理方法。   The method for treating a radioactive waste liquid according to claim 7, wherein the pH of the radioactive waste liquid containing the α nuclide and the pH adjuster is measured by a pH meter upstream of the α-nuclide removal device. 前記ｐＨ計によって測定された、前記α核種及び前記ｐＨ調整剤を含む前記放射性廃液のｐＨの値に基づいて、前記α核種及び前記ｐＨ調整剤を含む前記放射性廃液のｐＨが４以上１１以下の範囲内のｐＨになるように、前記α核種を含む前記放射性廃液に注入する前記ｐＨ調整剤の注入量を調節する請求項８に記載の放射性廃液の処理方法。   Based on the pH value of the radioactive waste liquid containing the α-nuclide and the pH adjusting agent measured by the pH meter, the pH of the radioactive waste liquid containing the α-nuclide and the pH adjusting agent is 4 or more and 11 or less. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 8, wherein the injection amount of the pH adjuster injected into the radioactive waste liquid containing the α-nuclide is adjusted so that the pH is within the range. 磁化率測定装置によって、前記α核種除去装置内の前記フェライト層を検知する請求項７ないし９のいずれか1項に記載の放射性廃液の処理方法。   10. The method for treating radioactive waste liquid according to claim 7, wherein the ferrite layer in the α-nuclide removing device is detected by a magnetic susceptibility measuring device. 前記核燃料再処理において前記ウラン及び前記プルトニウムの回収によって発生した、硝酸及び前記α核種を含む前記放射性廃液を前記α核種除去装置に供給するとき、前記ｐＨ調整剤である還元剤を前記放射性廃液に注入する前において、他の前記ｐＨ調整剤である中和剤を前記放射性廃液に注入して前記放射性廃液を中和させる請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。   When the radioactive waste liquid containing nitric acid and the α nuclide generated by the recovery of the uranium and the plutonium in the nuclear fuel reprocessing is supplied to the α nuclide removing device, the reducing agent that is the pH adjuster is added to the radioactive waste liquid. The method for treating a radioactive waste liquid according to claim 1, wherein before the injection, another neutralizing agent which is the pH adjusting agent is injected into the radioactive waste liquid to neutralize the radioactive waste liquid. α核種を含む放射性廃液を導く放射性廃液供給管と、前記放射性廃液供給管に接続されるα核種除去装置と、前記放射性廃液供給管に接続されるｐＨ調整剤注入装置とを備えたことを特徴とする放射性廃液処理システム。   a radioactive waste liquid supply pipe for guiding a radioactive waste liquid containing an α nuclide, an α nuclide removing device connected to the radioactive waste liquid supply pipe, and a pH adjuster injection device connected to the radioactive waste liquid supply pipe. Radioactive waste liquid treatment system. 放射性有機廃棄物が供給される洗浄槽と、
前記洗浄槽に接続され、有機酸塩水溶液を貯留する有機酸塩槽と、
前記洗浄槽から排出される、前記α核種を含む放射性核種を含んでいる前記有機酸塩水溶液を、酸化処理することにより、前記有機酸塩水溶液に含まれる有機酸塩を分解する廃液分解装置と、
廃液分解装置に接続され、前記有機酸塩を分解によって生成されて前記廃液分解装置から排出される前記α核種を含む前記放射性廃液を導く前記放射性廃液供給管を備える請求項１２に記載の放射性廃液処理システム。 A washing tank to which radioactive organic waste is supplied,
An organic acid salt tank connected to the cleaning tank and storing an organic acid salt aqueous solution,
A waste liquid decomposing device for decomposing the organic acid salt contained in the organic acid salt aqueous solution by oxidizing the aqueous solution of the organic acid salt containing the radionuclide containing the α-nuclide, which is discharged from the cleaning tank. ,
13. The radioactive waste liquid according to claim 12, further comprising: the radioactive waste liquid supply pipe connected to the waste liquid decomposing device to guide the radioactive waste liquid containing the α nuclide generated by decomposing the organic acid salt and discharged from the waste liquid decomposing device. Processing system. 前記ｐＨ調整剤注入装置が、中和液注入装置及び還元剤注入装置を含んでおり、
核燃料再処理においてウラン及びプルトニウムの回収によって発生して、硝酸及び前記α核種を含み前記放射性廃液供給管内を流れる前記放射性廃液に、アルカリ性の中和剤を含む中和液を注入する前記中和液注入装置が、前記還元剤注入装置と前記前記放射性廃液供給管の接続点よりも上流側で、前記前記放射性廃液供給管に接続され、
第１ｐＨ計が、前記還元剤注入装置と前記前記放射性廃液供給管の接続点と前記中和液注入装置と前記前記放射性廃液供給管の接続点との間で、前記前記放射性廃液供給管に取り付けられる請求項１２に記載の放射性廃液処理システム。 The pH adjusting agent injecting device includes a neutralizing solution injecting device and a reducing agent injecting device,
The neutralization liquid that is generated by the recovery of uranium and plutonium in the nuclear fuel reprocessing and injects the neutralization liquid containing the alkaline neutralizing agent into the radioactive waste liquid containing nitric acid and the α-nuclide and flowing through the radioactive waste liquid supply pipe. An injection device is connected to the radioactive waste liquid supply pipe at an upstream side of a connection point between the reducing agent injection device and the radioactive waste liquid supply pipe,
A first pH meter is attached to the radioactive waste liquid supply pipe between the connecting point between the reducing agent injection device and the radioactive waste liquid supply pipe and the connection point between the neutralizing liquid injection device and the radioactive waste liquid supply pipe. The radioactive waste liquid treatment system according to claim 12. 第２ｐＨ計が、前記還元剤注入装置と前記前記放射性廃液供給管の接続点と前記α核種除去装置との間で、前記前記放射性廃液供給管に取り付けられ、
磁化率測定装置が前記α核種除去装置に設けられる請求項１４に記載の放射性廃液処理システム。 A second pH meter is attached to the radioactive waste liquid supply pipe between the connection point of the reducing agent injection device and the radioactive waste liquid supply pipe and the α-nuclide removal device,
The radioactive waste liquid treatment system according to claim 14, wherein a magnetic susceptibility measuring device is provided in the α-nuclide removing device.
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