JP7123757B2 - 放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理システム - Google Patents

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。

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、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。

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。

特開２０１５－６４３３４号公報 特開２００２－２５７９８０号公報 特開２０１８－４８８３１号公報 特開２００２－２５７９８０号公報

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

（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。

（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。

（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。

（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。

（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。

（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。

（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。

（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。

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。

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。 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。 図２に示すα核種除去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。 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。 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。 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。 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。 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。

本発明の実施例を以下に説明する。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）。

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。

「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。

「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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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、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。

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。

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、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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）。

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。

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。

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）。

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）。

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。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。

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。

Claims (13)

1. 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核種除去装置によって、前記放射性廃液から前記α核種を除去し、
   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した前記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ことを特徴とする放射性廃液の処理方法。
2. 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１に記載の放射性廃液の処理方法。
3. 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１または２に記載の放射性廃液の処理方法。
4. 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１ないし３のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理方法。
5. 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１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。
6. 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１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。
7. 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６に記載の放射性廃液の処理方法。
8. 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７に記載の放射性廃液の処理方法。
9. 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６ないし８のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理方法。
10. 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。
11. 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、
    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、
    前記廃液分解装置に接続され、前記有機酸塩の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とを備えたことを特徴とする放射性廃液処理システム。
12. 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放射性廃液供給管の接続点よりも上流側で、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放射性廃液供給管の接続点との間で、前記放射性廃液供給管に取り付けられる請求項１１に記載の放射性廃液処理システム。
13. 第２ｐＨ計が、前記還元剤注入装置と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１２に記載の放射性廃液処理システム。

Images