JP2021060213A - α核種除去システム - Google Patents

Abstract

【課題】放射性物質の濃度を低減し、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を提供する。【解決手段】α核種を含む放射性廃液を処理するα核種除去システムであって、α核種を含む放射性廃液の水質を調整する、水質調整装置と、水質調整装置が水質を調整した後のα核種を含む放射性廃液に、α核種吸着材を注入する吸着材注入装置と、α核種吸着材によってα核種を吸着することにより、放射性廃液からα核種を除去するα核種除去装置と、を備え、水質調整装置はα核種の濃度を低下させるように水質を調整する構成とする。【選択図】図２

Description

本発明は、α核種を含む放射性廃液を処理するα核種除去システムに関する。

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。
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。

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、下記の特許文献１に記載されている。
この特許文献１には、放射性有機廃棄物を減容するだけでなく、さらに、放射性有機廃棄物に含まれる放射性物質の濃度を低減することができる減容方法が記載されている。
特許文献１に記載された減容方法では、具体的には、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、酸化鉄等を含む）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る。そして、クラッド（酸化鉄等）の溶解に用いられた有機酸水溶液に含まれる有機酸と、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を、それぞれオゾン等により分解する。さらに、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。

また、下記の特許文献２に、核燃料の再処理方法が記載されている。
この特許文献２に記載された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濃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。

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（特許文献３を参照）。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。

また、下記の特許文献４に、放射性物質を含む液に吸着材を接触させることにより、放射性物質を吸着材に吸着させて、さらに吸着材を含む液をクロスフローろ過して、放射性物質を吸着した吸着材と吸着処理後の液を分離する方法が記載されている。

特開２０１５−６４３３４号公報 特開２００２−２５７９８０号公報 特開２０１８−４８８３１号公報 特開２０１４−６６６４７号公報

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）、ネプツニウム（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。

特許文献１に記載された方法では、α核種を吸着している、廃樹脂であるイオン交換樹脂に、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。
この特許文献１に記載された方法では、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。

ここで、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。

また、特許文献４に記載された方法では、放射性物質を含む液に吸着材を接触させている。
しかしながら、特許文献４に記載された方法の場合、放射性物質を含む液の水質によっては、吸着材で放射性物質を吸着しても、十分に吸着しきれずに、吸着材を分離した後の液に放射性物質がある程度残ることがある。

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、α核種除去システムを提供することにある。

また、本発明の上記の目的及びその他の目的と新規な特徴は、本明細書の記述及び添付図面によって明らかにする。

本発明のα核種除去システムは、α核種を含む放射性廃液を処理するα核種除去システムである。
そして、α核種を含む放射性廃液の水質を調整する、水質調整装置と、水質調整装置が水質を調整した後のα核種を含む放射性廃液に、α核種吸着材を注入する吸着材注入装置と、α核種吸着材によってα核種を吸着することにより、放射性廃液からα核種を除去するα核種除去装置と、を備える。
さらに、水質調整装置は、α核種の濃度を低下させるように水質を調整する。

本発明によれば、水質調整装置が、α核種を含む放射性廃液の水質をα核種の濃度を低下させるように調整するため、液中に溶解しているα核種を沈殿させて、液中のα核種濃度を低減でき、α核種吸着材の使用量を減少できる。
さらに、吸着材注入装置によりα核種吸着材を注入するので、放射性廃液を処理した放射性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。

なお、上述した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。

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。 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一例の構成図である。 図２の廃液分解装置の詳細構成図である。 図２の水質調整装置及びα核種除去装置の詳細構成図である。 変形例１の水質調整装置の詳細構成図である。 変形例２の水質調整装置の詳細構成図である。 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。 吸着材のサイズと、吸着材１ｇ当たりのα核種の吸着量の関係を示す図である。 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一例の構成図である。 実施例３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。 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。 溶出Ｕ濃度に及ぼすｐＨの影響を示す図である。 溶出Ｕ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響を示す図である。 溶出Ｕ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響を示す図である。 溶出Ｐｕ濃度に及ぼすｐＨの影響を示す図である。 溶出Ｐｕ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響を示す図である。 溶出Ｐｕ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響を示す図である。 溶出Ｎｐ濃度に及ぼすｐＨの影響を示す図である。 溶出Ｎｐ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響を示す図である。 溶出Ｎｐ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響を示す図である。 溶出Ａｍ濃度に及ぼすｐＨの影響を示す図である。 溶出Ａｍ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響を示す図である。 溶出Ａｍ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響を示す図である。

以下、本発明に係る実施の形態及び実施例について、文章もしくは図面を用いて説明する。ただし、本発明に示す構造、材料、その他具体的な各種の構成等は、ここで取り上げた実施の形態や実施例に限定されることはなく、要旨を変更しない範囲で適宜組み合わせや改良が可能である。また、本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。

上述した、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、α核種除去システムを提供する目的は、下記の（Ａ１）のα核種除去システムによって達成できる。
（Ａ１）α核種を含む放射性廃液を処理するα核種除去システムである。
対象とするα核種を含む放射性廃液としては、例えば、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、が挙げられる。また、これらの放射性廃液に限定されず、α核種を含む放射性廃液であれば、他の起源により生成した放射性廃液にも適用することが可能である。
そして、水質調整装置と、吸着材注入装置と、α核種除去装置とを備えたα核種除去システムによって達成できる。
水質調整装置は、α核種を含む放射性廃液の水質を調整する。
吸着材注入装置は、水質調整装置が水質を調整した後のα核種を含む放射性廃液にα核種吸着材を注入する。
α核種除去装置は、α核種吸着材によってα核種を吸着することにより、放射性廃液からα核種を除去する。
さらに、水質調整装置は、α核種の濃度を低下させるように水質を調整する。

また、上記の（Ａ１）のα核種除去システムにおいて、さらに好ましい構成を、以下に説明する。

（Ａ２）好ましくは、上記の（Ａ１）において、水質調整装置が、特定のα核種の濃度が所定の濃度以下になるように水質を調整する構成とする。

（Ａ３）好ましくは、上記の（Ａ２）において、水質調整装置が、水質を調整する方法として、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入、脱溶存炭酸剤の注入、の少なくともいずれか１種以上を行う構成とする。

（Ａ４）好ましくは、上記の（Ａ３）において、水質調整装置が、脱溶存炭酸剤として、Ｎａ_２ＳＯ_３、窒素ガス、アルゴンガスのいずれかを用いる構成とする。

（Ａ５）好ましくは、上記の（Ａ３）において、水質調整装置で、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入、脱溶存炭酸剤の注入、の少なくともいずれか１種の水質を調整する方法により、α核種の化学形態を溶出しにくい化学形態に制御する構成とする。

（Ａ６）好ましくは、上記の（Ａ３）において、水質調整装置で、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入、脱溶存炭酸剤の注入、の少なくともいずれか１種の水質を調整する方法により、α核種の化学形態をα核種除去装置において吸着処理しやすい化学形態に制御する構成とする。

（Ａ７）好ましくは、上記の（Ａ１）において、さらに水質調整装置の下流に、α核種の濃度を測定するα核種濃度計を備え、水質調整装置において水質を調整した後に、α核種濃度計で放射性廃液のα核種の濃度を測定し、所定の濃度以下の場合は、上流側の配管に戻して循環させる構成とする。

（Ａ８）好ましくは、上記の（Ａ１）において、水質調整装置において水質を調整した後に、沈殿したα核種を水質調整装置からα核種除去装置へ排出させる構成とする。

上述した放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理システムにおいて、α核種吸着材としては、例えば、フェライト（Ｆｅ₃Ｏ₄）や活性炭を使用することができる。
なお、α核種吸着材は、上記のフェライトや活性炭には限定されず、α核種を吸着することができる吸着材であれば、α核種吸着材として使用することができる。

上述したα核種除去システムによれば、放射性廃液に注入したα核種吸着材によってα核種を吸着して、α核種を含む放射性廃液からα核種を除去する。
α核種吸着材を放射性廃液に注入するので、α核種吸収材の粒子を細かくして、α核種吸収剤の比表面積を増加させることが可能になり、また、α核種吸着材が放射性廃液に浸漬される時間を制御することが可能になる。これにより、所望のα核種吸着量となる時間までα核種吸着材を放射性廃液に浸漬させるように、制御することができる。
したがって、α核種吸着材のα核種除去性能を向上して、α核種を含む放射性廃棄物の発生量をさらに低減することができる。
そして、α核種吸収材を吸収塔に充填して、吸収塔にα核種吸着材の層を形成した構成と比較しても、α核種除去性能を向上して、α核種を含む放射性廃棄物の発生量を低減することが可能になる。

α核種吸着材、特に上記のフェライトは、α核種を吸着する性能（吸着性能）が、放射性廃液のｐＨによって変化する。そのため、放射性廃液を特定のｐＨの範囲内にすれば、吸着性能を十分に発揮できる。
そして、上述したα核種除去システムにおいて、特に、水質調整装置がα核種を含む放射性廃液にｐＨ調整剤を注入する構成としたときには、放射性廃液のｐＨを調節することができ、放射性廃液のｐＨを、α核種吸着材の吸着性能を十分に発揮できるｐＨの範囲内にできる。
これにより、放射性廃液に含まれる超半減期のα核種がα核種吸着材によって除去されやすくなり、α核種を除去した後の放射性廃液に含まれるα核種が著しく低減されるため、α核種を吸着した使用済α核種吸着材の量が少なくなる。その結果、α核種を含む放射性廃棄物の発生量を低減できる。

以下、本発明に係る実施例を説明する。

（実施例１）
実施例１の放射性廃液の処理方法を、図面を参照して説明する。
実施例１は、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、放射性廃液の処理方法である。

まず、図１を参照して、本実施例の放射性廃液の処理方法の概要を説明する。図１は、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。

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、ネプツ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。そして、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。

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（放射性有機廃棄物）は、高線量樹脂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。

高線量樹脂貯蔵タンクから取り出された、陽イオン交換樹脂を含む放射性有機廃棄物に対して、図１に示す第一洗浄工程（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、還元性のある有機酸の水溶液（例えば、シュウ酸水溶液）が放射性有機廃棄物に接触され、その水溶液に含まれる有機酸によって、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。
第一洗浄工程Ｓ１において有機酸を用いる理由は、有機酸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。

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（クラッド溶解液）に対して、廃液分解工程Ｓ４が実施される。
この廃液分解工程（有機酸及び有機酸塩のいずれかの分解工程）Ｓ４では、過酸化水素またはオゾン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。

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、第二洗浄工程（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、その水溶液に含まれる有機酸塩によって、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溶離される。
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。
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、ＮＨ^４＋、Ｂａ^２＋またはＣｓ^＋になる。ＮＨ^４＋、Ｂａ^２＋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。

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して、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。

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、水質調整工程Ｓ５が実施される。
水質調整工程Ｓ５では、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入、脱溶存炭酸剤の注入を行うことにより、α核種の化学形態を溶出しにくい化学形態に制御することで放射性廃棄物からの放射性廃液への溶出を抑制する。これにより、α核種の溶出濃度を低減して、α核種吸着材の使用量を低減できる。

ここで、α核種のうち、Ｕ（ウラン）について、水質調整工程Ｓ５における調整の方法を説明する。
例えば、図１２の溶出Ｕ濃度に及ぼすｐＨの影響に示すように、溶出Ｕ濃度は、アルカリ性、中性、酸性の順に高く、ｐＨを酸性（ｐＨ≦６）に調整することで、溶出Ｕ濃度を低減できる。なお、ｐＨの調整には、酸性であれば塩酸、硫酸、硝酸など、アルカリ性であれば水酸化ナトリウムなどを注入しても良い。
次に、図１３の溶出Ｕ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響に示すように、炭酸濃度を低減することで、溶出Ｕ濃度を低減できる。なお、炭酸濃度の低減には、脱溶存炭酸剤、例えば亜硫酸ナトリウムやＮ_２（窒素）ガス、Ａｒガスを注入しても良い。
さらに、図１４の溶出Ｕ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響に示すように、還元雰囲気の方が酸化雰囲気より溶出Ｕ濃度を低減できる。なお、酸化剤としては上記に記載した有機酸及び有機酸塩、還元剤としてはヒドラジンなどを注入しても良い。

Ｕ（ウラン）以外の他のα核種についても、そのα核種の溶出濃度に及ぼす、ｐＨ、炭酸濃度、酸化還元電位の影響を考慮して、水質調整工程Ｓ５における調整を実施する。
他のα核種（プルトニウム、ネプツニウム、アメリシウム及びキュリウム等）についての調整の方法については、詳細を後述する。

上記の水質調整工程Ｓ５を実施した後、α核種の濃度の計測を実施し、所定の濃度以下の場合、循環経路に戻して良い。これにより、戻した液を再利用して、放射性廃液の排出量を低減できる。
また、循環経路及びα核種除去装置の前段にフィルタ装置を設置し、フィルタ装置の孔径以上のα核種化合物であるα核種の析出物及びコロイド状のα核種を分離・除去しても良い。
なお、水質調整工程Ｓ５において、溶液のｐＨ、酸化還元電位、溶存炭酸濃度を調整することにより、α核種の化学形態を後段のα核種除去装置において吸着処理しやすい化学形態に制御しても良い。これにより、α核種吸着材によるα核種の吸着の効率を向上することができるので、さらにα核種吸着材の使用量を低減することが可能になる。

水質調整工程Ｓ５で水質が調整された、放射性核種を含む残留水溶液（放射性廃液）に対して、α核種の除去工程Ｓ６が行われる。
α核種の除去工程Ｓ６では、α核種を含む放射性廃液に、α核種吸着材であるフェライト（Ｆｅ₃Ｏ₄）が供給され、このフェライトによってα核種が吸着されて放射性廃液から除去される。

ここで、α核種の除去に関する実験を行った結果を、図７を用いて説明する。図７は、放射性廃液に含まれるα核種の除去方法（Ａ，Ｂ，Ｃ）と、それぞれの除去方法を行った後の放射性廃液内のα核種の残留率との関係を示している。
図７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した場合である。このため、「Ａ」では、排出される水のウラン残留率（α核種の残留率）は１００％である。
図７に示す「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にフェライト（Ｆｅ₃Ｏ₄）を供給した場合である。フェライトを供給する前におけるその水のアメリシウム濃度に対する、そのフェライトを供給した後の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核種の残留率である。フェライトを供給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核種の残留率）は、２５％となり、「Ａ」の１／４になる。
図７に示す「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にフェライト（Ｆｅ₃Ｏ₄）を供給した場合である。「Ｃ」における、フェライトを供給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核種の残留率）は、約６．７％となり、「Ａ」の約１／１５になる。
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核種を含む水にフェライトを供給することによって、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。

α核種の除去工程Ｓ６では、α核種吸着材を注入するよりも前に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排出される。

α核種の除去工程Ｓ６の次の吸着材分離工程Ｓ７では、放射性廃液から吸着材を分離する。
その後、その放射性廃液に水質調整工程Ｓ５において注入された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Ｓ８）。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Ｓ９）。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や、水質調整工程Ｓ５においてｐＨ調整剤を用いない調整方法を実施した場合には、上記の判定が「Ｎｏ」となり、還元剤の分解工程Ｓ９が実施されない。

減容工程Ｓ１０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Ｓ１１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。

次に、実施例１のステップＳ１〜Ｓ１１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を参照して説明する。図２は、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一例の構成図である。

図２に示す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を備えている。

化学洗浄部１０では、図１に示した各工程のうち、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。
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。また、化学洗浄部１０の前段に、高線量樹脂貯蔵タンク２が設けられ、化学洗浄部１０の図中下方に、第二受入タンク１１及び焼却設備（またはセメント固化設備）１２が設けられている。
移送ポンプ２２を設けた有機廃棄物供給管２３が、高線量樹脂貯蔵タンク２及び第一受入タンク３を接続する。
化学反応槽４は、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に接続されている。この化学反応槽４の周囲に加熱装置５が配置されている。
洗浄液供給タンク６は、移送ポンプ３２を設けた洗浄液供給管３３によって、化学反応槽４に接続されている。
化学反応槽４の底部に接続され、移送ポンプ３４及び弁３５が設けられた戻り配管３６が、洗浄液供給タンク６に接続されている。
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に接続されている。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、例えば、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に接続されている。
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に接続されている。
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に接続されている。
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に接続されている。

また、廃液処理部１９は、廃液分解装置１３、水質調整装置１４０、α核種除去装置１４、吸着材注入装置１２１、吸着材分離装置１３１、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３４と弁３５の間で戻り配管３６に接続され、弁３９が設けられた廃液供給管４０が、廃液分解装置１３に接続されている。
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、水質調整装置１４０、α核種除去装置１４に接続されている。前述した「α核種を含む放射性廃液を導く放射性廃液供給管」は、この配管４５等の配管に相当する。
配管４６が、α核種除去装置１４、吸着材分離装置１３１、分解装置１０７、処理水回収タンク１８に接続されている。
水質調整装置１４０には、化学洗浄部１０の戻り配管３６の移送ポンプ３４と弁３５の間に接続された配管１５０が、接続されている。そして、水質調整装置１４０において水質が調整されて、α核種の濃度が所定の濃度以下となった液は、配管１５０を通じて戻り配管３６に戻る。
吸着材注入装置１２１は、α核種除去装置１４に接続されている。
吸着材分離装置１３１では、例えば、μｍオーダー以下の孔径を有する膜を用いたクロスフローフィルタ方式によって、放射性廃液をろ過して、放射性廃液からα核種を吸着したα核種吸着材を分離する。
また、吸着材分離装置１３１には、化学洗浄部１０の戻り配管３６の移送ポンプ３４と弁３５の間に接続された配管５５が、接続されている。そして、吸着材分離装置１３１においてろ過して吸着材が分離されたろ過水は、配管５５を通じて戻り配管３６に戻る。これにより、ろ過水を循環水として循環させることができる。
なお、戻り配管３６と配管１５０，５５との各接続部よりも各配管３６，１５０，５５の上流側（化学反応槽４側、水質調整装置１４０側、吸着材分離装置１３１側）には、図示しない弁を設ける。これにより、化学反応槽４からの水と配管１５０からの水と配管５５からのろ過水とを切り替えられる。
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は、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に接続されている。この薬液タンク１０９内には、酸化剤である過酸化水素が充填される。なお、酸化剤として、過酸化水素の代わりに、オゾン、または酸素を溶解した水を用いてもよい。

なお、図２では、配管１５０を水質調整装置１４０に直接接続しているが、より好ましくは、配管１５０を水質調整装置１４０の下流の配管４５に接続する。そして、水質調整装置１４０と、配管１５０及び配管４５の接続部との間に、α核種濃度計を設ける（図４を参照）。

さらに、廃液処理部１９の後段には、乾燥粉体化装置２０、固化設備２１が設けられている。
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に接続されている。
なお、乾燥粉体化装置２０の代わりに、放射性廃液の濃縮装置を用いてもよい。

ここで、図２の廃液処理部１９のうち、廃液分解装置１３の詳細構成図を図３に示し、水質調整装置１４０及びα核種除去装置１４の詳細構成図を図４に示す。なお、図３及び図４では、廃液分解装置１３やα核種除去装置１４に対して接続された配管、廃液分解装置１３やα核種除去装置１４の付近に設けられた部品（槽、装置等）も併せて示している。

図３に示すように、廃液分解装置１３は、洗浄廃液処理槽で構成され、その洗浄廃液処理槽内の底部にオゾン噴射管８１が設置されている。このオゾン噴射管８１には、多数の噴射孔が形成されている。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に接続されている。
図２に示した化学洗浄部１０からの配管４０が、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に接続されている。また、図２に示した水質調整装置１４０及びα核種除去装置１４に接続された配管４５が、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に挿入されて洗浄廃液処理槽に取り付けられている。さらに、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽には、ガス排気管８３が接続されている。
オゾン供給装置８０からオゾン供給管８２を通じてオゾンを供給することにより、オゾン噴射管８１の噴射孔から廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内の放射性廃液にオゾンが噴射される。これにより、放射性廃液中のシュウ酸、ギ酸、及びヒドラジン等が、噴射されたオゾンにより分解される。発生したガスは、ガス排気管８３により排出する。処理後の水は、配管４５を通じて、水質調整装置１４０に送られる。

図４に示すように、α核種除去装置１４に接続された配管４５に、水質調整装置１４０が設けられている。
α核種除去装置１４は、配管４５を通して水質調整装置１４０から送られる放射性廃液を収容する、廃液処理槽によって構成されている。
水質調整装置１４０は、ｐＨ調整剤注入装置１１２及びｐＨ計４９Ａを有する。
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。
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は、還元剤槽１７Ａに接続され、さらに、廃液分解装置１３と弁４４（それぞれ図２を参照）の間で配管４５に接続されている。
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は、酸槽１１４に接続され、弁４１の下流で注入配管４２に接続されている。
また、還元剤注入装置１７に接続された注入配管４２及び配管４５の接続点よりも下流の部分で、配管４５にｐＨ計４９が取り付けられている。さらに、ｐＨ計４９が取り付けられた部分よりも下流で、配管１５０及び配管４５の接続点よりも上流の部分で、配管４５にα核種濃度計１４１が取り付けられている。

図４に示す水質調整装置１４０は、還元剤注入装置１７及び酸注入装置１１３を有するｐＨ調整剤注入装置１１２を有する。
還元剤注入装置１７から注入する還元剤として、ヒドラジンを用いれば、ヒドラジンを注入することにより、アルカリ性に調整することと、還元雰囲気に調整することが可能である。
酸注入装置１１３から注入する酸として、シュウ酸を用いれば、シュウ酸を注入することにより、酸性に調整することと、酸化雰囲気に調整することが可能である。
これらの還元剤及び酸を用いることにより、図４に示す水質調整装置１４０によって、図１に示した水質調整工程Ｓ５として、ｐＨ調整剤の注入と、酸化剤及び還元剤の注入を行うことができる。
水質調整工程Ｓ５を行うことにより、α核種の濃度を低減して、液中に溶解しているα核種を沈殿させることができる。沈殿したα核種は、α核種除去装置１４へ排出することができる。α核種を沈殿させることにより、α核種除去装置１４で使用するα核種吸着材の使用量を低減できる。

図４に示すように、吸着材注入装置１２１には、弁１２２が設けられた注入配管１２３の一端が接続されている。吸着材注入装置１２１には、α核種吸着材、例えば、フェライト（Ｆｅ₃Ｏ₄）の粒子が充填される。
注入配管１２３の他端は、α核種除去装置１４に接続されている。
吸着材注入装置１２１から注入配管１２３を通して、α核種除去装置１４の廃液処理槽内の放射性廃液に、吸着材を注入することができる。
また、α核種除去装置１４のケーシングの外面下流部に、磁化率測定装置４９Ｂが設置されている。

α核種除去装置１４では、吸着材注入装置１２１から注入配管１２３を通して、粒経μｍオーダーに微粉化された吸着材が注入される。これにより、数百μｍオーダーの粒状の吸着材と比較して吸着材の比表面積が増加する。

ここで、放射性廃液内のα核種の除去率に及ぼす吸着材の比表面積の影響を、図８を参照して説明する。図８は、吸着材のサイズと、吸着材１ｇ当たりのα核種の吸着量の関係を示している。
図８では、吸着材のサイズとして、粒状（粒径＞１００μｍ）と、微粉状（粒径＜１μｍ）とを、比較している。
図８に示すように、吸着材を微粉状とした場合には、吸着材を粒状とした場合と比較して、吸着材１ｇ当りのα核種吸着量が１００倍以上に向上する。

また、α核種除去装置１４へ吸着材を注入することにより、吸着材が充填された吸着塔へ通水する方式と異なり、吸着材が放射性廃液に浸漬される時間を制御することが可能となる。これにより、所望のα核種吸着量となる時間まで、α核種吸着材を放射性廃液に浸漬させるように、制御することができる。そして、所望のα核種吸着量となる所望の時間まで吸着材を浸漬させた後に、α核種除去装置１４から吸着材分離装置１３１への通水が可能となる。したがって、α核種を含む放射性廃棄物を低減できる。

次に、図２に示した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。
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、放射性有機廃棄物は、セルロース系のろ過助材、イオン交換樹脂、等を含む。この、高線量樹脂貯蔵タンク２に貯蔵された放射性有機廃棄物は、例えば、移送水供給管によって、移送水槽から水を高線量樹脂貯蔵タンク２に供給することにより、移送し易いスラリーの状態になる。
高線量樹脂貯蔵タンク２に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、ネプツニウム及びキュリウム等）が吸着されている。

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（例えば、濃度約１０ｗｔ％で）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、化学反応槽４に移送される。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２２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」とする）として、戻り配管３６と配管４０を通して、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に導かれる。このとき、弁３５は閉じており、弁３９は開いている。洗浄廃液処理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。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、洗浄廃液処理槽内の第三放射性廃液は、α核種を含んでおらず、α核種以外の放射性核種を含んでいる。
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に供給された際、α核種除去装置１４内のフェライト（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、水質調整工程Ｓ５における水質の調整が行われず、還元剤の分解工程Ｓ９における還元剤（例えば、ヒドラジン）の分解も行われない。

洗浄廃液処理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Ｓ１０）。
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Ｓ１１）。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。

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及び弁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。

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。
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３４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。
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。

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用され、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（以下、「第一放射性廃液」とする）は、移送ポンプ３４の駆動により、配管３６及び配管４０を通して、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に移送される。廃液分解装置１３は、図３に示したように、オゾン供給装置８０、オゾン噴射管８１、オゾン供給管８２及びガス排気管８３を有する。

廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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、洗浄廃液処理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、洗浄廃液処理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。洗浄廃液処理槽内に噴射されたオゾンの残り、及び炭酸ガスが、洗浄廃液処理槽に接続されたガス排気管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。

廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内での、シュウ酸水溶液に含まれるシュウ酸の分解（廃液分解工程Ｓ４）が終了した後、洗浄廃液処理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洗浄廃液処理槽内に残留する、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。

上述した廃液分解工程Ｓ４の後に、水質調整工程Ｓ５を行う。本実施例では、水質調整装置１４０において、ｐＨ調整剤注入装置１１２からｐＨ調整剤が配管４５に注入される。
本実施例において、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。
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る。
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。

本実施例では、α核種を含む第一放射性廃液の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、ｐＨ調整剤として、第一放射性廃液に酸（例えば、希硝酸）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、第一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。
また、本実施例では、第一放射性廃液の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、ｐＨ調整剤として、第一放射性廃液に還元剤（例えば、ヒドラジン）が注入される。
なお、Ｕ（ウラン）の溶出濃度を低減したい場合には、前述したように酸性にすることが好ましいので、第一放射性廃液に酸を注入する。

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、例えば、設定ｐＨである「８」にする。
この場合、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（水質調整工程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。
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。
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、ネプツニウム及びキュリウム等）の価数が「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に、吸着材としてフェライトを供給する。弁１２２を開いて、吸着材注入装置１２１から注入配管１２３を通して、フェライトをα核種除去装置１４に供給する。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、フェライトの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内にフェライトが存在しているかを検出する。

α核種除去装置１４内でα核種が吸着されたフェライトは、使用済みフェライトとして、第一放射性廃液と共に、α核種除去装置１４から排出されて、配管４６を通して吸着材分離装置１３１に供給される。
吸着材分離装置１３１において、例えば、μｍオーダー以下の孔径を有する膜を用いたクロスフローフィルタ方式によりろ過して、第一放射性廃液から、α核種が吸着されたフェライトを分離する（吸着材分離工程Ｓ７）。
α核種が吸着されたフェライトが分離された第一放射性廃液は、吸着材分離装置１３１から、配管４６に排出される。
吸着材分離装置１３１において、膜によってろ過されたろ液は、配管５５を通して戻り配管３６に供給される。

この場合、水質調整工程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Ｓ８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のフェライトにより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、吸着材分離装置１３１から、配管４６を通して分解装置１０７に導かれる。
第一放射性廃液に含まれるヒドラジン（還元剤）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。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、第一放射性廃液に含まれるヒドラジンが窒素及び水に分解される（還元剤の分解工程Ｓ９）。
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。

なお、第一放射性廃液のｐＨを、例えば、６にする場合には、水質調整工程Ｓ５において、酸水溶液（例えば、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及び注入配管４２を通して、配管４５内に注入する（水質調整工程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１１５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、８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内に注入されたフェライトに吸着されて除去される（α核種除去工程Ｓ６）。

水質調整工程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Ｓ８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、この場合には弁１１１が閉じられている状態で保持するため、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。
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においても適用できる。

第一放射性廃液のｐＨを、例えば、６にする場合に、酸水溶液として、上記の希硝酸水溶液の代わりに、シュウ酸水溶液を用いることができる。このとき、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及び注入配管４２を通して配管４５に注入される（水質調整工程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内に注入されたフェライトによって吸着されて除去される（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、シュウ酸が還元剤であるため、ｐＨ調整剤判定工程Ｓ８の判定が「ＹＥＳ」になる。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。

前述した処理水回収タンク１８内の第一放射性廃液（ヒドラジンやシュウ酸が分解された第一放射性廃液、もしくは、希硝酸を含む第一放射性廃液）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Ｓ１０）。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Ｓ１１）。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。
ここで、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。
これに対して、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。

上述したように第一放射性廃液の処理が行われ、固化設備２１で固化が実行された状態では、まだ化学反応槽４内に、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、残留している。引き続き、この陽イオン交換樹脂を含む放射性有機廃棄物の処理を行う。
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及び配管２９を通して有機酸塩槽８から行われる。弁２６及び弁２８は閉じている。
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、ネプツ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）。
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代わりに、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。

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た場合には、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。
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、（除染前の計数率）／（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。

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（以下、「第二放射性廃液」とする）が、配管３６及び配管４０を通して、前述した廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に移送される。

その廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽へ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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理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。洗浄廃液処理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、洗浄廃液処理槽に接続されたガス排気管８３を通してオフガス処理装置（図示せず）に供給される。

第二洗浄工程Ｓ２の後に実施された、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理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分解装置１３の洗浄廃液処理槽内に残留する、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。このとき、弁４４は開いている。

本実施例では、α核種を含む第二放射性廃液の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、ｐＨ調整剤として、第二放射性廃液に酸（例えば、希硝酸）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、第二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。
また、本実施例では、第二放射性廃液の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、ｐＨ調整剤として、第二放射性廃液に還元剤（例えば、ヒドラジン）が注入される。

本実施例では、α核種除去装置１４に供給される、α核種を含む第二放射性廃液のｐＨを、例えば、設定ｐＨである「８」にする。
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（水質調整工程Ｓ５）。注入されたヒドラジン水溶液は、配管４５内で第二放射性廃液と混合される。
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。
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「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、フェライトの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、フェライトのフィルタ効果によって除去される。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の存在を確認できる。

α核種除去装置１４内でα核種が吸着されたフェライトは、使用済みフェライトとして、第二放射性廃液と共に、α核種除去装置１４から排出されて、配管４６を通して吸着材分離装置１３１に供給される。
吸着材分離装置１３１において、例えば、μｍオーダー以下の孔径を有する膜を用いたクロスフローフィルタ方式によりろ過して、第二放射性廃液から、α核種が吸着されたフェライトを分離する（吸着材分離工程Ｓ７）。
α核種が吸着されたフェライトが分離された第二放射性廃液は、吸着材分離装置１３１から、配管４６に排出される。
吸着材分離装置１３１において、膜によってろ過されたろ液は、配管５５を通して戻り配管３６に供給される。

水質調整工程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Ｓ８の判定が「ＹＥＳ」になり、α核種除去装置１４のフェライトにより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は、吸着材分離装置１３１から、配管４６を通して分解装置１０７に導かれる。
第二放射性廃液に含まれるヒドラジンは、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Ｓ９）。
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。

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、水質調整工程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内に注入されたフェライトに吸着されて除去される（α核種除去工程Ｓ６）。

水質調整工程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Ｓ８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ず、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。
上記した第二放射性溶液へのｐＨ調整剤である希硝酸の注入は、後述の実施例２においても適用できる。

第二放射性廃液のｐＨを、例えば、６にする場合に、酸水溶液としてシュウ酸水溶液を用いたときにも、第一放射性廃液にシュウ酸水溶液を用いたときと同様に、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（水質調整工程Ｓ５）。ｐＨが６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内に注入されたフェライトによって吸着されて除去される（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Ｓ８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においてシュウ酸が第二放射性廃液に注入される場合にも適用できる。

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（ヒドラジンやシュウ酸が分解された第二放射性廃液、もしくは、希硝酸を含む第二放射性廃液）は、乾燥粉体化装置２０で紛体化される（減容工程Ｓ１０）。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Ｓ１１）。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。
ここで、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。
これに対して、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。

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及び弁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。
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核種を含んでいないため、低レベル放射性廃棄物になる。

（ウラン以外の他のα核種の調整の方法）
ここで、本実施例の水質調整工程Ｓ５において、Ｕ（ウラン）以外の他のα核種（プルトニウム、ネプツニウム、アメリシウム及びキュリウム等）について調整を行う場合の調整の方法について、説明する。

Ｐｕ（プルトニウム）の調整は、以下のように行うことができる。
まず、図１５の溶出Ｐｕ濃度に及ぼすｐＨの影響に示すように、溶出Ｐｕ濃度は、酸性、中性、アルカリ性の順に高く、ｐＨをアルカリ性（ｐＨ≧８）に調整することで、溶出Ｐｕ濃度を低減できる。アルカリ性とするためには、例えば、水酸化ナトリウムなどを注入する。
次に、図１６の溶出Ｐｕ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響に示すように、炭酸濃度を低減することで、溶出Ｐｕ濃度を低減できる。炭酸濃度を低減するためには、脱溶存炭酸剤、例えば、亜硫酸ナトリウムやＮ_２（窒素）ガス、Ａｒガスを注入する。
さらに、図１７の溶出Ｐｕ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響に示すように、酸化雰囲気の方が還元雰囲気より溶出Ｐｕ濃度を低減できる。酸化剤として、例えば、有機酸及び有機酸塩を注入する。

Ｎｐ（ネプツニウム）の調整は、以下のように行うことができる。
まず、図１８の溶出Ｎｐ濃度に及ぼすｐＨの影響に示すように、溶出Ｎｐ濃度は、酸性、中性、アルカリ性のいずれも同程度であり、有意差がない。従って、溶出Ｎｐ濃度の調整には、ｐＨ調整以外の方法を採用する。
次に、図１９の溶出Ｎｐ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響に示すように、炭酸濃度を低減することで、溶出Ｎｐ濃度を低減できる。炭酸濃度を低減するためには、脱溶存炭酸剤、例えば、亜硫酸ナトリウムやＮ_２（窒素）ガス、Ａｒガスを注入する。
さらに、図２０の溶出Ｎｐ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響に示すように、還元雰囲気の方が酸化雰囲気より溶出Ｎｐ濃度を低減できる。還元剤として、例えば、ヒドラジンを注入する。

Ａｍ（アメリシウム）の調整は、以下のように行うことができる。
まず、図２１の溶出Ａｍ濃度に及ぼすｐＨの影響に示すように、溶出Ａｍ濃度は、酸性、中性、アルカリ性の順に高く、ｐＨをアルカリ性（ｐＨ≧８）に調整することで、溶出Ａｍ濃度を低減できる。アルカリ性とするためには、例えば、水酸化ナトリウムなどを注入する。
次に、図２２の溶出Ａｍ濃度に及ぼす炭酸濃度の影響に示すように、炭酸濃度を低減することで、溶出Ａｍ濃度を低減できる。炭酸濃度を低減するためには、脱溶存炭酸剤、例えば、亜硫酸ナトリウムやＮ_２（窒素）ガス、Ａｒガスを注入する。
さらに、図２３の溶出Ａｍ濃度に及ぼす酸化還元電位の影響に示すように、溶出Ａｍ濃度は、還元雰囲気、酸化雰囲気のいずれも同程度であり、有意差がない。従って、溶出Ａｍ濃度の調整には、酸化還元電位の調整以外の方法を採用する。

なお、溶出Ｃｍ（キュリウム）濃度は、溶出Ａｍ濃度と同様の傾向を示すので、Ｃｍの調整は、Ａｍの調整と同様の方法を採用する。

水質調整装置１４０において、α核種（Ｕ，Ｐｕ，Ｎｐ，Ａｍ，Ｃｍ）のうちの特定のα核種（１種または２種以上）の濃度が所定の濃度以下になるように調整することができる。例えば、アルカリ性に調整することにより、Ｐｕ，Ａｍ，Ｃｍの濃度を低減して所定の濃度以下にすることができる。
特定のα核種としては、溶出濃度が他のα核種よりも多いものを、選択することが好ましい。
特定のα核種の濃度が所定の濃度以下になるように調整することにより、そのα核種の液中濃度を低減し、α核種吸着材の使用量を低減することができる。

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る。
さらに、本実施例によれば、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。

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に注入したフェライト（α核種吸着材）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において除去され、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。
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。

本実施例では、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核種吸着材）として、吸着材分離装置１３１で分離される。分離されたフェライトは、固化容器（以下、「第１固化容器」と呼ぶ）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、化学洗浄部１０から廃液処理部１９に放射性廃液を移送するタイミングは、戻り配管３６にサンプリング弁をつけておき、サンプリング弁で採取した放射性廃液を定期的に分析することで、測定されるα核種濃度が所望の濃度になった際に移送させても良い。
この場合、所望のα核種濃度になった際に、化学洗浄部１０から廃液処理部１９に放射性廃液が移送され、廃液処理部１９において、ｐＨ調整剤注入装置１１２によって放射性廃液へのｐＨ調整剤の注入が行われる。また、吸着材注入装置１２１によって、放射性廃液へのα核種吸着材の注入が行われる。
上述のように、α核種濃度が所望の濃度になった際に、廃液処理部１９に放射性廃液を移送することにより、α核種吸着材の吸着性能を十分に発揮させることができる。
α核種濃度を測定するためのサンプリング弁は、ｐＨ調整剤注入装置１１２よりも上流側の配管にとりつければ良く、上記の戻り配管３６に限らず、配管４０や、配管４５のｐＨ調整剤注入装置１１２の注入配管４２との合流点よりも上流側の部分に、取り付けても良い。

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、前述した特許文献１（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固化容器（以下、「第２固化容器」と呼ぶ）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。

ここで、本実施例の処理方法と、特許文献１に記載された処理方法を、比較する。
これらの処理方法において、第一洗浄工程Ｓ１及び第二洗浄工程Ｓ２の実施の対象となる放射性有機廃棄物の量が同じであり、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する。このとき、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、特許文献１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、第二放射性廃液の、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、特許文献１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。

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。

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。

本実施例によれば、水質調整装置がｐＨ調整剤を注入する。ｐＨ調整剤の注入により、α核種を含む放射性廃液の水質を、ウランなどのα核種の濃度を低下させるように調整することが可能になる。これにより、液中に溶解しているα核種を沈殿させて、液中のα核種濃度を低減でき、α核種吸着材の使用量を減少できる。

（実施例２）
本発明の好適な他の実施例として、実施例２の放射性廃液の処理方法を説明する。
実施例２も、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、放射性廃液の処理方法である。
本実施例の放射性廃液の処理方法でも、実施例１で実施されていた、図１に示したＳ１〜Ｓ１１の各工程が実施される。

実施例２の放射線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９を参照して説明する。図９は、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一例の構成図である。

図９に示す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。

本実施例の化学洗浄部１０Ａでも、図１に示した各工程のうち、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。
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及び移送水槽５４Ｂを有する。また、化学洗浄部１０Ａの前段に、移送水槽５６及び高線量樹脂貯蔵タンク２が設けられ、化学洗浄部１０Ａの図中右方に、第二受入タンク１１及び焼却設備（またはセメント固化設備）１２が設けられている。
高線量樹脂貯蔵タンク２が、移送水供給管５７によって、移送水槽５６に連絡される。
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。
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。有機酸塩槽５３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。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。

また、廃液処理部１９Ａ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、吸着材注入装置１２１、吸着材分離装置１３１、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は洗浄廃液処理槽で構成され、洗浄廃液処理槽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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に接続される。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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に接続される。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が廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に接続される。移送ポンプ４３が設けられた配管４５が、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内に挿入されて、洗浄廃液処理槽に取り付けられる。配管４５は、α核種除去装置１４にも接続される。前述した「α核種を含む放射性廃液を導く放射性廃液供給管」は、この配管４５等の配管に相当する。

なお、図９においては図示を省略しているが、図２の配管５５と同様に、吸着材分離装置１３１で吸着材を分離したろ液を化学洗浄部１０Ａに戻す配管が、設けられる。この配管は、吸着材分離装置１３１と、化学洗浄部１０Ａの、例えば、洗浄槽５０，５１に流入する液体供給管６４，７３に、もしくは直接洗浄槽５０，５１に、接続される。
また、図９においては図示を省略しているが、図２の配管１５０と同様に、水質調整装置１４０で水質を調整してα核種の濃度が所定の濃度以下になった水を化学洗浄部１０Ａに戻す配管が、設けられる。この配管は、水質調整装置１４０もしくはその下流の配管４５と、化学洗浄部１０Ａの、例えば、洗浄槽５０，５１に流入する液体供給管６４，７３に、もしくは直接洗浄槽５０，５１に、接続される。

本実施例において、α核種除去装置１４及びｐＨ調整剤注入装置１１２とその付近の部品の構成は、図４に示した実施例１の構成と同様である。
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の間（吸着材分離装置１３１、分解装置１０７を含む）を接続する。

さらに、廃液処理部１９Ａの後段には、乾燥粉体化装置２０、固化設備２１が設けられている。
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に接続されている。

次に、図９に示した放射性廃液処理システム１Ａ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。なお、本実施例において、実施例１の放射性廃液処理システム１を用いた処理方法と同様の工程（例えば、吸着材分離装置１３１による吸着材分離工程Ｓ７）については、説明を省略する。
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。
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。

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、実施例１と同様に、「第三放射性廃液」とする）として、廃液移送管７７を通して廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内に排出される。廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内の第三放射性廃液は、α核種を含んでおらず、α核種以外の放射性核種を含んでいる。
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（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ず、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、フェライトのフィルタ効果によって除去される。

廃液分解装置１３の洗浄廃液処理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。

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。

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。

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。
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。

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（以下、実施例１と同様に「第一放射性廃液」とする）が、洗浄廃液として、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への移送が終了したとき、移送ポンプ７６が停止される。

廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理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炭酸ガスと水に分解される。洗浄廃液処理槽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。
オゾンの供給が停止された後、移送ポンプ４３が駆動され、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内に存在する、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。

上述した廃液分解工程Ｓ４の後に、水質調整工程Ｓ５を行うために、配管４５に、ｐＨ調整剤注入装置１１２からｐＨ調整剤が注入される。
本実施例においても、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。
還元剤及び酸としては、実施例１において挙げられた、各種の還元剤及び酸のいずれかが用いられる。

本実施例では、実施例１と同様に、調節するｐＨに対応するｐＨ調整剤が注入される。即ち、α核種を含む第一放射性廃液の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、ｐＨ調整剤として、第一放射性廃液に酸（例えば、希硝酸）が注入される。一方、α核種を含む第一放射性廃液の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、ｐＨ調整剤として、第一放射性廃液に還元剤（例えば、ヒドラジン）が注入される。

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、例えば、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（水質調整工程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。
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「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、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、フェライトのフィルタ効果によって除去される。

水質調整工程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Ｓ８の判定が「ＹＥＳ」になり、α核種除去装置１４内に注入されたフェライトで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Ｓ９）。
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。

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、水質調整工程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に流入する。希硝酸水溶液の注入によりｐＨが６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内に注入されたフェライトに吸着されて除去される（α核種除去工程Ｓ６）。

水質調整工程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Ｓ８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。

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、もしくは、希硝酸を含む第一放射性廃液）は、乾燥粉体化装置２０で紛体化される（減容工程Ｓ１０）。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Ｓ１１）。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１洗浄槽５０内のシュウ酸水溶液の、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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。
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を通して廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽に排出される。

第２洗浄槽５１から廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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核種を含んでおらず、α核種以外の放射性核種を含んでいる。このため、水質調整工程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Ｓ９における還元剤（例えば、ヒドラジン）の分解も行われない。
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Ｓ１０）、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Ｓ１１）。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。

移送ポンプ７８が停止され、第２洗浄槽５１から廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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。
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、例えば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。

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。
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（以下、「第二放射性廃液」とする）を、洗浄廃液として、廃液移送管７９を通して廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内に供給する。第２洗浄槽５１内のギ酸アンモニウム水溶液の廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽への移送が終了したとき、移送ポンプ７８が停止される。

廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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。この廃液分解工程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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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。
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、廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽内に存在する、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（水質調整工程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。
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「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、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、フェライトのフィルタ効果によって除去される。

水質調整工程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Ｓ８の判定が「ＹＥＳ」になり、フェライトで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Ｓ９）。
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。

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内のフェライトに吸着されて除去される（α核種除去工程Ｓ６）。

水質調整工程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Ｓ８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。

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、もしくは、希硝酸を含む第二放射性廃液）は、乾燥粉体化装置２０で紛体化される（減容工程Ｓ１０）。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Ｓ１１）。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２洗浄槽５１から廃液分解装置１３の洗浄廃液処理槽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。

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核種を含んでいないため、低レベル放射性廃棄物になる。

本実施例の第一洗浄工程Ｓ１では、シュウ酸の代わりに、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、炭酸、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。

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。

（実施例３）
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３の放射性廃液の処理方法を、図１０及び図１１を参照して説明する。

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、及びネプツ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。

本実施例の放射性廃液の処理方法は、実施例１及び実施例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。

実施例３の放射性廃液の処理方法の手順を示すフローチャートを、図１０に示す。なお、図１０において、図１に示した工程と同様の工程には、同一の符号を付している。

本実施例では、まず、図１０に示す脱被覆工程Ｓ２１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、ネプツ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、ネプツニウム及びキュリウム等のα核種が生成される。

脱被覆工程Ｓ２１の後に実施される核燃料粉末化工Ｓ２２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て、粉末化された核燃料物質８６となる。その粉末化された核燃料物質８６は、フッ化工程Ｓ２３に送られる。

このフッ化工程Ｓ２３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。その六フッ化ウラン８７は、ＵＦ₆精製工程Ｓ２４に送られる。
六フッ化ウラン８７は、ＵＦ₆精製工程Ｓ２４において、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８８が生成される。

フッ化工程Ｓ２３で揮発しなかった残りの核燃料物質８９には、揮発しなかったウラン、プルトニウム、ネプツ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Ｓ２５において、硝酸溶液によって溶解される。
そして、核燃料物質の溶解液（硝酸を含む）９０を、共除染工程Ｓ２６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ツ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。

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Ｓ２７が実施される。この逆抽出工程Ｓ２７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Ｓ２８に送られる。

精製工程Ｓ２８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。
以上に述べたＳ２１〜Ｓ２８の８つの工程は、核燃料再処理に関する工程である。

共除染工程Ｓ２６で発生した、残留する微量のウラン及びプルトニウム、及びネプツ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、水質調整工程Ｓ５が実施される。共除染工程Ｓ２６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。

実施例３に用いられるα核種除去装置の詳細構成図を、図１１に示す。
なお、図１１に示す構成以外の構成は、図２に示した実施例１の構成や図９に示した実施例２の構成と、同様の構成とすることができる。
放射性廃液９４は、図１１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。

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、図１１を参照して説明する。
この放射性廃液処理システムは、ｐＨ調整剤注入装置１１２Ａ及び吸着材注入装置１２１Ａ、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。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。
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。

本実施例では、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、上述した中和剤は、アルカリ性の物質である。
本実施例において、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。

本実施例で用いられる中和剤は、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調整剤水溶液である。
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に連絡される。

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）を注入する。
一方、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。

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（水質調整工程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（水質調整工程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４５Ａ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。

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「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、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、フェライトのフィルタ効果によって除去される。

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Ｓ８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Ｓ８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及び実施例２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Ｓ９）。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Ｓ１０）。
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Ｓ１１）。

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Ｓ９）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Ｓ１０）。

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。
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。

（変形例）
以下、上述した実施例に対する変形例を説明する。

（変形例１）
まず、実施例１に対する変形例１を説明する。
本変形例は、実施例１の図４に示した水質調整装置１４０の構成を変形したものである。
変形例１の水質調整装置の詳細構成図を、図５に示す。

本変形例では、図５に示すように、水質調整装置１４０に、炭酸濃度を調整するための構成を追加している。
炭酸濃度を調整するための構成は、具体的には、脱溶存炭酸剤注入装置１４３と弁１４４と供給配管１４５である。脱溶存炭酸剤注入装置１４３には、脱溶存炭酸剤として、亜硫酸ナトリウム、Ｎ_２ガス、Ａｒガスなどが収容される。

配管４５にｐＨ計４９Ａが取り付けられた部分よりも下流で、脱溶存炭酸剤注入装置１４３に接続された注入配管１４５及び配管４５の接続点よりも上流の部分で、配管４５に酸化還元電位（Ｅｈ）を測定する酸化還元電位測定装置１４２が取り付けられている。
また、脱溶存炭酸剤注入装置１４３に接続された注入配管１４５及び配管４５の接続点よりも下流で、配管４５にα核種濃度計１４１が取り付けられた部分よりも上流の部分で、配管４５に炭酸濃度計１４６が取り付けられている。

本変形例では、水質調整装置１４０が、図４に示したｐＨ調整剤注入装置１１２に加えて、炭酸濃度を調整するための構成（脱溶存炭酸剤注入装置１４３等）を備えている。これにより、図１に示した水質調整工程Ｓ５として、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入に加えて、脱溶存炭酸剤の注入を行うことができる。

（変形例２）
次に、実施例１に対する変形例２を説明する。
本変形例も、実施例１の図４に示した水質調整装置１４０の構成を変形したものである。
変形例２の水質調整装置の詳細構成図を、図６に示す。

本変形例では、図６に示すように、水質調整装置１４０において、図４に示した１１２の代わりに、図５に示したと同様の炭酸濃度を調整するための構成（脱溶存炭酸剤注入装置１４３、弁１４４、供給配管１４５、炭酸濃度計１４６）を備えている。
これにより、図１に示した水質調整工程Ｓ５として、脱溶存炭酸剤の注入を行うことができる。図１３、図１６、図１９、図２２にそれぞれ示したように、低炭酸濃度の方がＵ，Ｐｕ，Ｎｐ，Ａｍの溶出濃度が少ないので、脱溶存炭酸剤注入装置１４３等の炭酸濃度を調整するための構成のみでも、溶出濃度を低減することが可能になる。

また、実施例２や実施例３の各構成に対して、変形例１や変形例２にそれぞれ示した変形を行うことも可能である。

また、さらに他の変形例として、水質調整装置に、ｐＨ調整のための構成（例えば、酸注入装置とアルカリ注入装置）と、酸化還元電位を調整するための構成（例えば、酸化剤注入装置と還元剤注入装置）とを別々に設けることも可能である。
さらにまた、この構成の水質調整装置に、図５や図６に示した炭酸濃度を調整するための構成を加えて、水質調整工程の３種類の調整方法を実行できるようにすることも可能である。

実施例１では、α核種吸着材として、フェライトを使用した場合を説明した。
α核種吸着材としては、フェライトの他に、前述した活性炭や、α核種を吸着できるその他の吸着材を使用することができる。

実施例１では、吸着材注入装置１２１から、α核種を吸着するα核種吸着材を、α核種除去装置１４に注入していた。
さらに、α核種以外の放射性核種を吸着する、他の吸着材を使用して、他の吸着材をα核種除去装置１４に注入することも可能である。このような他の吸着材としては、例えば、イオン交換樹脂、キレート樹脂、活性炭、オキシン添着活性炭、ゼオライト、チタン酸、フェロシアン化物、等が挙げられる。
他の吸着材を使用する場合、他の吸着材をα核種吸着材と同じ吸着材注入装置１２１から注入する構成、他の吸着材用にα核種吸着材の吸着材注入装置１２１とは別の注入装置を設けて、別の注入装置から他の吸着材をα核種除去装置１４に注入する構成、のいずれの構成とすることも可能である。別の注入装置を設けた場合には、α核種吸着材と他の吸着材とで、注入する時期を異ならせることが可能になる。
他の吸着材を使用する場合も、吸着材分離装置１３１において、他の吸着材を放射性廃液から分離することが可能である。

実施例１の説明では、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を、フェライトのフィルタ効果で除去していた。すなわち、α核種を含んでいない第三放射性廃液に対しても、α核種吸着材であるフェライトを注入していた。
これに対して、第三放射性廃液にはα核種を含んでいないので、第三放射性廃液にはα核種吸着材を注入しないことも可能である。
なお、第三放射性廃液にはα核種以外の放射性核種を含んでいるため、上述した他の吸着材を使用する場合、第三放射性廃液にも他の吸着材を注入する。そして、例えば上述した別の注入装置を設けた場合には、第三放射性廃液に他の吸着材のみを注入することが可能になる。

実施例１では、吸着材分離装置１３１において、μｍオーダー以下の孔径を有する膜を用いたクロスフローフィルタ方式を採用する場合を説明していた。
吸着材分離装置１３１の構成は、孔を有する膜を用いたクロスフローフィルタ方式に限定されず、その他の構成も採用することが可能である。例えば、デッドエンドフィルタ方式を採用することも可能である。
また、例えば、前述した他の吸着材を使用する場合に、クロスフローフィルタ方式の吸着材分離装置を２つ直列に接続した構成にして、一方の吸着材分離装置で他の吸着材を分離し、他方の吸着材分離装置でα核種吸着材を分離することも、可能である。

また、吸着材分離装置においてデッドエンドフィルタ方式を採用した場合には、フィルタにより、吸着材（α核種吸着材、他の吸着材）が全て分離される。
これに対して、吸着材分離装置においてクロスフローフィルタ方式を採用した場合には、条件（吸着材の粒径、放射性廃液の流速や水圧、フィルタにおける差圧、等）によって、吸着材がろ過材（膜等）から離れて、ろ過後の濃縮水に流れることがある。例えば、一部の吸着材がろ過材から濃縮水に流れ、ろ過材に残る吸着材と別れることがある。
従って、放射性廃液の処理システム及び処理方法は、上記の各実施例のような吸着材分離装置において吸着材が放射性廃液から分離される構成には限定されず、吸着材を含む放射性廃液が、ろ過により濃縮され、濃縮水にも吸着材が流れる構成も含む。
吸着材が濃縮水に流れる場合には、吸着材を含む濃縮水から、水分を蒸発させて減容及び固化させる。例えば図２の放射性廃液処理システム１において、吸着材分離装置１３１から、吸着材を含む濃縮水が配管４６へ流れる場合には、乾燥粉体化装置２０において濃縮水から水分を蒸発させて、固化設備２１で固化する。
また、各実施例のように吸着材分離装置１３１を設けて、ろ液を化学洗浄部１０で再利用する構成とする代わりに、吸着材分離装置等のろ過装置は設けないで、吸着材を含む放射性廃液を乾燥して固化させる構成とすることも可能である。

なお、本発明は、上述した実施の形態及び実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上述した各実施例は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。

Ｓ１…第一洗浄工程、Ｓ２…第二洗浄工程、Ｓ４…廃液分解工程、Ｓ５…水質調整工程、Ｓ６…α核種除去工程、Ｓ７…吸着材分離工程、１，１Ａ…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…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、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、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、１１３…酸注入装置、１１４…酸槽、１２１，１２１Ａ…吸着材注入装置、１３１…吸着材分離装置、１４０…水質調整装置、１４１…α核種濃度計、１４２…酸化還元電位測定装置、１４３…脱溶存炭酸剤注入装置、１４６…炭酸濃度計

Claims (8)

1. α核種を含む放射性廃液を処理するα核種除去システムであって、
   前記α核種を含む前記放射性廃液の水質を調整する、水質調整装置と、
   前記水質調整装置が水質を調整した後の前記α核種を含む前記放射性廃液に、α核種吸着材を注入する吸着材注入装置と、
   前記α核種吸着材によって前記α核種を吸着することにより、前記放射性廃液から前記α核種を除去するα核種除去装置と、を備え、
   前記水質調整装置は、前記α核種の濃度を低下させるように水質を調整する
   ことを特徴とするα核種除去システム。
2. 前記水質調整装置は、特定の前記α核種の濃度が所定の濃度以下になるように水質を調整する
   請求項１に記載のα核種除去システム。
3. 前記水質調整装置は、水質を調整する方法として、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入、脱溶存炭酸剤の注入、の少なくともいずれか１種以上を行う
   請求項２に記載のα核種除去システム。
4. 前記水質調整装置は、前記脱溶存炭酸剤として、Ｎａ_２ＳＯ_３、窒素ガス、アルゴンガスのいずれかを用いる
   請求項３に記載のα核種除去システム。
5. 前記水質調整装置において、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入、脱溶存炭酸剤の注入、の少なくともいずれか１種の水質を調整する方法により、前記α核種の化学形態を溶出しにくい化学形態に制御する
   請求項３に記載のα核種除去システム。
6. 前記水質調整装置において、ｐＨ調整剤の注入、酸化剤及び還元剤の注入、脱溶存炭酸剤の注入、の少なくともいずれか１種の水質を調整する方法により、前記α核種の化学形態を前記α核種除去装置において吸着処理しやすい化学形態に制御する
   請求項３に記載のα核種除去システム。
7. さらに前記水質調整装置の下流に、前記α核種の濃度を測定するα核種濃度計を備え、
   前記水質調整装置において水質を調整した後に、前記α核種濃度計で前記放射性廃液のα核種の濃度を測定し、所定の濃度以下の場合は、上流側の配管に戻して循環させる
   請求項１に記載のα核種除去システム。
8. 前記水質調整装置において水質を調整した後に、沈殿したα核種を前記水質調整装置から前記α核種除去装置へ排出させる
   請求項１に記載のα核種除去システム。

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