特開2024-135760放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システム
(19)【発行国】日本国特許庁(JP)
(12)【公報種別】公開特許公報(A)
(11)【公開番号】P2024135760
(43)【公開日】2024-10-04
(54)【発明の名称】放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システム
(51)【国際特許分類】
G21F 9/06 20060101AFI20240927BHJP
G21F 9/00 20060101ALI20240927BHJP
G21F 9/12 20060101ALI20240927BHJP
G21F 9/10 20060101ALI20240927BHJP
G21F 9/08 20060101ALI20240927BHJP
G21F 9/30 20060101ALI20240927BHJP
【ＦＩ】
G21F9/06 Z
G21F9/00 Z
G21F9/12 501J
G21F9/10 A
G21F9/08 511Z
G21F9/30 101
G21F9/12 501B
G21F9/12 512B
【審査請求】未請求
【請求項の数】12
【出願形態】ＯＬ
(21)【出願番号】P 2023046613
(22)【出願日】2023-03-23
(71)【出願人】
【識別番号】507250427
【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
(74)【代理人】
【識別番号】110000925
【氏名又は名称】弁理士法人信友国際特許事務所
(72)【発明者】
【氏名】堤口 覚
(72)【発明者】
【氏名】石田 一成
(57)【要約】
【課題】放射性廃棄物の発生量を減少させることが可能な放射性廃液の処理方法を提供する。
【解決手段】放射性廃液の処理方法は、放射性廃液の放射性核種の濃度を測定する濃度測定工程と、放射性廃液に吸着材を接触させ、放射性廃液の放射性核種を吸着材に吸着させる放射性核種の除去工程とを含む。また、放射性廃液の処理方法は、吸着材を含む放射性廃液から水分を除去し、放射性廃液中の吸着材の濃度を高くする濃縮工程を含む。さらに、放射性廃液の処理方法は、濃縮工程後の放射性廃液に凝集剤を供給して凝集沈殿を行う凝集工程と、凝集沈殿後の放射性廃液を脱水する脱水工程とを含む。
【選択図】図１
【解決手段】放射性廃液の処理方法は、放射性廃液の放射性核種の濃度を測定する濃度測定工程と、放射性廃液に吸着材を接触させ、放射性廃液の放射性核種を吸着材に吸着させる放射性核種の除去工程とを含む。また、放射性廃液の処理方法は、吸着材を含む放射性廃液から水分を除去し、放射性廃液中の吸着材の濃度を高くする濃縮工程を含む。さらに、放射性廃液の処理方法は、濃縮工程後の放射性廃液に凝集剤を供給して凝集沈殿を行う凝集工程と、凝集沈殿後の放射性廃液を脱水する脱水工程とを含む。
【選択図】図１
【特許請求の範囲】
【請求項1】
放射性廃液の放射性核種の濃度を測定する濃度測定工程と、
前記放射性廃液に吸着材を接触させ、前記放射性廃液の前記放射性核種を前記吸着材に吸着させる前記放射性核種の除去工程と、
前記吸着材を含む前記放射性廃液から水分を除去し、前記放射性廃液中の前記吸着材の濃度を高くする濃縮工程と、
前記濃縮工程後の前記放射性廃液に凝集剤を供給して凝集沈殿を行う凝集工程と、
前記凝集沈殿後の前記放射性廃液を脱水する脱水工程と、を含む
放射性廃液の処理方法。
前記放射性廃液に吸着材を接触させ、前記放射性廃液の前記放射性核種を前記吸着材に吸着させる前記放射性核種の除去工程と、
前記吸着材を含む前記放射性廃液から水分を除去し、前記放射性廃液中の前記吸着材の濃度を高くする濃縮工程と、
前記濃縮工程後の前記放射性廃液に凝集剤を供給して凝集沈殿を行う凝集工程と、
前記凝集沈殿後の前記放射性廃液を脱水する脱水工程と、を含む
放射性廃液の処理方法。
【請求項2】
前記放射性廃液に接触させる前記吸着材の量を、前記濃度測定工程で測定した前記放射性核種の濃度、および、前記吸着材の濃度と吸着性能との関係から決定する
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項3】
前記吸着材として、陽イオン交換樹脂、Ｆｅ酸化物、チタン酸化合物、チタン酸塩化合物、フェロシアン化合物、キレート樹脂、活性炭、オキシン添着活性炭、ゼオライト、シリカ粒子、および、アルミナ粒子から選ばれる１種以上を用いる
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項4】
前記濃縮工程での前記吸着材の濃度を、前記凝集剤を供給したときの前記吸着材の濃度と放射性廃棄物の含水率との関係から決定する
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項5】
前記濃縮工程での前記吸着材の濃度を、前記吸着材の濃度と放射性廃棄物の含水率との関係が平衡となる前記吸着材の濃度以上とする
請求項４に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項４に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項6】
前記濃縮工程および前記脱水工程として、クロスフロー方式によるフィルタ処理、プレスフィルタ方式によるフィルタ処理、および、加熱方式による蒸発処理から選ばれる１種以上を用いる
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項7】
前記凝集剤として、硫酸アルミニウム、ポリ塩化アルミニウム、硫酸第二鉄、および、塩化第二鉄の少なくともいずれかを含む無機凝集剤、並びに、天然高分子系、および、合成高分子系の少なくともいずれかを含む有機凝集剤から選ばれる１種以上を用いる
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項8】
前記放射性核種として、金属元素、および、非金属元素から選ばれる１種以上の元素を除去し、
前記金属元素が、α核種、遷移金属、アルカリ金属、アルカリ土類金属、および、希土類から選ばれる１種以上であり、
前記非金属元素が、アンチモン、テルル、ヨウ素などのハロゲン、炭素、および、ホウ素から選ばれる１種以上である
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
前記金属元素が、α核種、遷移金属、アルカリ金属、アルカリ土類金属、および、希土類から選ばれる１種以上であり、
前記非金属元素が、アンチモン、テルル、ヨウ素などのハロゲン、炭素、および、ホウ素から選ばれる１種以上である
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項9】
前記α核種が、プルトニウム、アメリシウム、キュリウム、ネプツニウム、および、ウランから選ばれる１種以上を含み、
前記遷移金属が、ルテニウム、テクネチウム、および、ニオブから選ばれる１種以上を含み、
前記アルカリ金属が、セシウムを含み、
前記アルカリ土類金属が、ストロンチウムを含み、
前記希土類がセリウムを含む
請求項８に記載の放射性廃液の処理方法。
前記遷移金属が、ルテニウム、テクネチウム、および、ニオブから選ばれる１種以上を含み、
前記アルカリ金属が、セシウムを含み、
前記アルカリ土類金属が、ストロンチウムを含み、
前記希土類がセリウムを含む
請求項８に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項10】
前記除去工程において、前記除去工程に用いる前記吸着材の量を、前記凝集剤を供給するときの前記吸着材の濃度と放射性廃棄物の含水率との関係が平衡となる前記吸着材の濃度から決定し、前記放射性廃液に前記吸着材を接触させる処理を複数回行う
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項11】
前記除去工程の回数を、前記濃度測定工程で測定した前記放射性核種の濃度、および、前記吸着材の濃度と吸着性能との関係から決定する
請求項１０に記載の放射性廃液の処理方法。
請求項１０に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項12】
放射性廃液の放射性核種の濃度を測定する放射性核種濃度測定装置と、
前記放射性廃液に吸着材を接触させ、前記放射性廃液の前記放射性核種を前記吸着材が吸着する放射性核種除去装置と、
前記吸着材を含む前記放射性廃液から水分が除去される濃縮装置と、
前記水分が除去された前記放射性廃液に凝集剤が供給され、前記吸着材を凝集沈殿させる凝集装置と、
前記凝集沈殿後の前記放射性廃液を脱水する脱水装置と、を備える
放射性廃液の処理システム。
前記放射性廃液に吸着材を接触させ、前記放射性廃液の前記放射性核種を前記吸着材が吸着する放射性核種除去装置と、
前記吸着材を含む前記放射性廃液から水分が除去される濃縮装置と、
前記水分が除去された前記放射性廃液に凝集剤が供給され、前記吸着材を凝集沈殿させる凝集装置と、
前記凝集沈殿後の前記放射性廃液を脱水する脱水装置と、を備える
放射性廃液の処理システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【0001】
本発明は、放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムに係わる。
【背景技術】
【0002】
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が行われている（例えば、特許文献１、特許文献２、特許文献３参照）となる。
特許文献１～３に記載の技術では、放射性核種を含む廃棄物の凝集沈殿や上澄み水の脱水、吸着材による核種除去と核種吸着後の吸着材（廃吸着材）やコロイドのクロスフローろ過による回収や濃縮により減容を行っている。
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が行われている（例えば、特許文献１、特許文献２、特許文献３参照）となる。
特許文献１～３に記載の技術では、放射性核種を含む廃棄物の凝集沈殿や上澄み水の脱水、吸着材による核種除去と核種吸着後の吸着材（廃吸着材）やコロイドのクロスフローろ過による回収や濃縮により減容を行っている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【0003】
【特許文献1】特開２０１４－１７８１５７号公報
【特許文献2】特開２０１４－６６６４７号公報
【特許文献3】特開２０２１－１２０６６２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【0004】
しかしながら、上述の特許文献１～３に記載された技術を用いても、凝集沈殿や上澄み水の脱水時の放射性廃棄物の含水率が高くなる。このため、放射性廃棄物の体積が大きくなり、放射性廃棄物が多量に発生してしまう場合がある。放射性廃液の処理においては、放射性廃棄物の発生量をさらに減少させることが求められている。
【0005】
上述した問題の解決のため、本発明においては、放射性廃棄物の発生量を減少させることが可能な放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムを提供する。
【0006】
また、本発明の上記の目的およびその他の目的と本発明の新規な特徴は、本明細書の記述および添付図面によって明らかにする。
【課題を解決するための手段】
【0007】
本発明の放射性廃液の処理方法は、放射性廃液の放射性核種の濃度を測定する濃度測定工程と、放射性廃液に吸着材を接触させ、放射性廃液の放射性核種を吸着材に吸着させる放射性核種の除去工程とを含む。また、放射性廃液の処理方法は、吸着材を含む放射性廃液から水分を除去し、放射性廃液中の吸着材の濃度を高くする濃縮工程を含む。さらに、放射性廃液の処理方法は、濃縮工程後の放射性廃液に凝集剤を供給して凝集沈殿を行う凝集工程と、凝集沈殿後の放射性廃液を脱水する脱水工程とを含む。
【0008】
また、本発明の放射性廃液の処理システムは、放射性廃液の放射性核種の濃度を測定する放射性核種濃度測定装置と、放射性廃液に吸着材を接触させ、放射性廃液の放射性核種を吸着材が吸着する放射性核種除去装置とを備える。また、放射性廃液の処理システムは、吸着材を含む放射性廃液から水分が除去される濃縮装置を備える。さらに、放射性廃液の処理システムは、水分が除去された放射性廃液に凝集剤が供給され、吸着材を凝集沈殿させる凝集装置と、凝集沈殿後の放射性廃液を脱水する脱水装置とを備える。
【発明の効果】
【0009】
本発明によれば、放射性廃棄物の発生量を減少させることが可能な放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムを提供することができる。
【0010】
なお、上述した以外の課題、構成および効果は、以下の実施の形態の説明により明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【0011】
【図1】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。
【図2】放射性廃液の処理システムの構成の一例を示す図である。
【図4】吸着材濃度と除染係数との関係を示すグラフである。
【図5】放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係を示すグラフである。
【図6】放射性廃棄物の体積に及ぼす処理工程の差異の影響を参照して説明する図である。
【図7】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。
【発明を実施するための形態】
【0012】
以下、本発明の実施形態に係る放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムについて、文章および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。
【0013】
上述した、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目的は、下記の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムによって達成できる。
なお、説明は以下の順序で行う。
１．放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムの第１実施形態
２．放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムの第２実施形態
なお、説明は以下の順序で行う。
１．放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムの第１実施形態
２．放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムの第２実施形態
【0014】
〈１．放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムの第１実施形態〉
第１実施形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムを、図１～図５を参照して説明する。本形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムは、原子力プラントで発生する放射性廃棄物の処理に適用される。
第１実施形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムを、図１～図５を参照して説明する。本形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムは、原子力プラントで発生する放射性廃棄物の処理に適用される。
【0015】
［放射性廃液の処理方法］
まず、図１を参照して、放射性廃液の処理方法の概要を説明する。図１は、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は、燃料集合体が装荷されている。また、燃料貯蔵プールには、使用済の燃料集合体が保管されている。これらの燃料集合体の燃料棒には、被覆管が設けられている。万が一、被覆管が破損した場合、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、アメリシウムおよびキュリウム等を含む）や放射性核種が、原子炉圧力容器内の冷却水中や、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放射性核種は、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放射性核種は、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。
まず、図１を参照して、放射性廃液の処理方法の概要を説明する。図１は、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は、燃料集合体が装荷されている。また、燃料貯蔵プールには、使用済の燃料集合体が保管されている。これらの燃料集合体の燃料棒には、被覆管が設けられている。万が一、被覆管が破損した場合、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、アメリシウムおよびキュリウム等を含む）や放射性核種が、原子炉圧力容器内の冷却水中や、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放射性核種は、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放射性核種は、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。
【0016】
沸騰水型原子力プラントの原子炉冷却材浄化系、および、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や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。
【0017】
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。
第一洗浄工程Ｓ１は、還元性のある有機酸の水溶液（例えば、シュウ酸水溶液）を放射性有機廃棄物に接触させる。そして、こ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は、還元性のある有機酸の水溶液（例えば、シュウ酸水溶液）を放射性有機廃棄物に接触させる。そして、こ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。
【0018】
第一洗浄工程Ｓ１において使用する有機酸は、主たる構成元素が炭素、水素、酸素および窒素である。このため、第一洗浄工程Ｓ１において有機酸を用いることにより、第一洗浄工程Ｓ１で洗浄廃液として発生する有機酸水溶液を、例えば、オゾンを用いて酸化処理（後述の廃液分解工程Ｓ４）したときに、廃液中に不揮発性の残渣を生じない。有機酸としては、例えば、ギ酸、シュウ酸、酢酸、および、クエン酸から選ばれる１種以上を用いることが望ましい。
【0019】
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、有機酸塩水溶液を、クラッドが溶解された放射性有機廃棄物に接触させる。そして、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。
この第二洗浄工程Ｓ２では、有機酸塩水溶液を、クラッドが溶解された放射性有機廃棄物に接触させる。そして、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。
【0020】
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、酸素および窒素であって、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。
【0021】
アンモニウム塩は、酸化処理により、窒素ガスおよび水に分解されるため、バリウム塩およびセシウム塩に比べて、放射性廃棄物の発生量を低減することができる。ギ酸、シュウ酸、酢酸またはクエン酸のアンモニウム塩、バリウム塩またはセシウム塩は、水溶液中で解離して、ＮＨ４＋、Ｂａ２＋またはＣｓ＋になる。ＮＨ４＋、Ｂａ２＋またはＣｓ＋は、水素イオンよりも陽イオン交換樹脂に吸着されやすい陽イオンである。
【0022】
第二洗浄工程Ｓ２で放射核種の溶離液から分離された放射性有機廃棄物に対し、焼却固化工程Ｓ３が実施される。核種溶離液から分離された放射性有機廃棄物は、焼却設備に移送され、焼却設備で焼却された後、焼却により生成した灰が固化容器内でセメント等の固化剤により固化される。
【0023】
第一洗浄工程Ｓ１において洗浄廃液として発生する、クラッドの溶解成分を含む有機酸水溶液（クラッド溶解液）に対して、廃液分解工程Ｓ４が実施される。また、第二洗浄工程Ｓ２において洗浄廃液として発生する、溶離されたα核種等の放射性核種を含む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（有機酸およ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、有機酸水溶液または有機酸塩水溶液中に曝気され、その酸化剤の酸化作用により、有機酸または有機酸塩が分解される。
【0024】
廃液分解工程Ｓ４で有機酸または有機酸塩が分解された後、放射性核種を含む残留水溶液（放射性廃液）に対し、放射性核種の濃度が測定される（放射性核種の濃度測定Ｓ５）。
ここで、放射性核種の濃度測定は、放射性廃液をサンプリングして分析装置によって測定してもよいし、サーベイメータによって測定してもよい。また、放射性核種の濃度測定は、オンラインで測定してもよい。
放射性核種の濃度測定Ｓ５で測定された放射性核種の濃度が、所定濃度以下の場合、放射性核種の除去などを行わずに、容器充填または固化Ｓ１０が行われる。なお、循環して第一洗浄工程Ｓ１や第二洗浄工程Ｓ２の洗浄水として用いてもよい。放射性廃棄物の発生量を減少させるためには、循環して第一洗浄工程Ｓ１や第二洗浄工程Ｓ２で用いることが好ましい。
ここで、放射性核種の濃度測定は、放射性廃液をサンプリングして分析装置によって測定してもよいし、サーベイメータによって測定してもよい。また、放射性核種の濃度測定は、オンラインで測定してもよい。
放射性核種の濃度測定Ｓ５で測定された放射性核種の濃度が、所定濃度以下の場合、放射性核種の除去などを行わずに、容器充填または固化Ｓ１０が行われる。なお、循環して第一洗浄工程Ｓ１や第二洗浄工程Ｓ２の洗浄水として用いてもよい。放射性廃棄物の発生量を減少させるためには、循環して第一洗浄工程Ｓ１や第二洗浄工程Ｓ２で用いることが好ましい。
【0025】
一方、放射性核種の濃度測定Ｓ５で測定された放射性核種の濃度が、所定濃度以上の場合、放射性核種の除去工程Ｓ６が行われる。放射性核種の除去工程Ｓ６では、放射性廃液に対して、放射性核種の吸着材が供給される。除去工程では、放射性廃液を吸着材と接触させることにより、放射性廃液中の放射性核種が吸着材に吸着され、放射性廃液の液相から放射性核種が除去される。吸着材としては、例えば、陽イオン交換樹脂、Ｆｅ酸化物、チタン酸化合物、チタン酸塩化合物、フェロシアン化合物、キレート樹脂、活性炭、オキシン添着活性炭、ゼオライト、シリカ粒子やアルミナ粒子等を使用することができる。
【0026】
なお、放射性核種の除去工程Ｓ６の前工程として、放射性廃液へｐＨ調整剤を供給してｐＨ調整を行い、放射性核種の化学形態を制御してもよい（図示せず）。ｐＨ調整剤としては、無機酸（塩酸、硫酸、硝酸等）無機アルカリ（水酸化ナトリウムや水酸化カルシウム、水酸化マグネシウム等）、有機酸（カルボン酸、アスコルビン酸等）、有機アルカリ（アンモニウム系等）を使用することができる。
【0027】
放射性核種除去工程Ｓ６を行った後、吸着材を含む放射性廃液において、放射性核種を吸着した吸着材の濃度を高める濃縮工程Ｓ７が行われる。濃縮工程Ｓ７は、クロスフローフィルタを用いることにより、放射性核種吸着した吸着材を、放射性核種が除去された廃液と分離する。
濃縮工程Ｓ７では、放射性廃液中に凝集沈殿していない吸着材が存在する状態であり、放射性廃液中に、放射性核種が除去された廃液に吸着材等の固形分が分散した状態であることが多い。すなわち、濃縮工程Ｓ７では、放射性廃液から、放射性核種が除去された液体の一部を分離することで、放射性廃液中で放射性核種を吸着した吸着材等の固形分の濃度を高めた、放射性廃液の濃縮液を作製する。
なお、この工程では、放射性核種を吸着した吸着材とともに放射性核種を含むスラリー等を含む固形分と、放射性核種が除去された廃液とが分離される。また、濃縮工程Ｓ７では、クロスフローフィルタ以外にも、例えば、プレスフィルタや蒸発装置等を用いて上記の固液分離や濃縮を行ってもよい。また、濃縮工程Ｓ７によって分離された、放射性核種が除去されたろ過水（廃液）は、循環して第一洗浄工程Ｓ１や第二洗浄工程Ｓ２の洗浄水として用いてもよい。
濃縮工程Ｓ７では、放射性廃液中に凝集沈殿していない吸着材が存在する状態であり、放射性廃液中に、放射性核種が除去された廃液に吸着材等の固形分が分散した状態であることが多い。すなわち、濃縮工程Ｓ７では、放射性廃液から、放射性核種が除去された液体の一部を分離することで、放射性廃液中で放射性核種を吸着した吸着材等の固形分の濃度を高めた、放射性廃液の濃縮液を作製する。
なお、この工程では、放射性核種を吸着した吸着材とともに放射性核種を含むスラリー等を含む固形分と、放射性核種が除去された廃液とが分離される。また、濃縮工程Ｓ７では、クロスフローフィルタ以外にも、例えば、プレスフィルタや蒸発装置等を用いて上記の固液分離や濃縮を行ってもよい。また、濃縮工程Ｓ７によって分離された、放射性核種が除去されたろ過水（廃液）は、循環して第一洗浄工程Ｓ１や第二洗浄工程Ｓ２の洗浄水として用いてもよい。
【0028】
濃縮工程Ｓ７により分離された吸着材やスラリー等の固形分を含む濃縮液は、凝集工程Ｓ８により凝集沈殿が行われる。凝集工程Ｓ８では、濃縮液に対して凝集剤を供給することにより、濃縮液中の吸着材や放射性核種を含むスラリー等を含む固形分を凝集、および、沈殿させる。凝集剤としては、例えば、無機凝集剤（硫酸アルミニウムやポリ塩化アルミニウム、硫酸第二鉄や塩化第二鉄等）、有機凝集剤（天然高分子系や合成高分子系等）等を使用することができる。
【0029】
凝集工程Ｓ８により凝集沈殿された吸着材および放射性核種を含むスラリー等の固形分を含む濃縮液（放射性廃棄物）は、脱水装置により脱水工程Ｓ９が行われる。脱水工程Ｓ９では、濃縮工程Ｓ７と同様に、例えば、クロスフローフィルタ、プレスフィルタ、および、蒸発装置等を用いて、放射性核種を除去した廃液と、吸着材および放射性核種を含むスラリー等の固形分とを分離する固液分離を行う。
【0030】
脱水工程Ｓ９を行った後の吸着材および放射性核種を含むスラリー等の固形分に対し、容器充填または固化Ｓ１０が行われる。脱水された放射性廃棄物は、固化設備に移送され、固化材（例えば、セメント）が供給される。固化容器内の紛体は、固化材によって固化される。または、脱水された放射性廃棄物は、充填設備に移送され、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。なお、脱水工程Ｓ９により脱水した放射性核種を除去した廃液は、循環して第一洗浄工程Ｓ１や第二洗浄工程Ｓ２の洗浄水として用いてもよい。
【0031】
［放射性廃液の処理システム］
次に、上述の放射性廃液の処理方法のステップＳ１～Ｓ１０の各工程を含む放射性廃液の処理システムの構成の一例を、図２を参照して説明する。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、および化学洗浄部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。
次に、上述の放射性廃液の処理方法のステップＳ１～Ｓ１０の各工程を含む放射性廃液の処理システムの構成の一例を、図２を参照して説明する。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、および化学洗浄部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。
【0032】
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、および、有機酸塩槽８および移送水槽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および焼却設備（またはセメント固化設備）１２が設けられている。
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、およ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、およ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。
【0033】
化学洗浄部１０は、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および第一受入タンク３を接続する。
化学反応槽４は、移送ポンプ２４が設けられ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が設けられた洗浄液供給管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および弁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。
化学反応槽４は、移送ポンプ２４が設けられ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が設けられた洗浄液供給管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および弁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。
【0034】
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、弁２６が設けられた配管２９は、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、弁２７が設けられた配管３０は、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、弁２８が設けられた配管３１は、弁２７よりも下流で配管３０に接続されている。
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、弁２７が設けられた配管３０は、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、弁２８が設けられた配管３１は、弁２７よりも下流で配管３０に接続されている。
【0035】
弁３７が設けられ、化学反応槽４の底部に接続された配管３８は、第二受入タンク１１に接続されている。
第二受入タンク１１に接続された配管は、焼却設備（またはセメント固化設備）１２に接続されている。
第二受入タンク１１に接続された配管は、焼却設備（またはセメント固化設備）１２に接続されている。
【0036】
廃液処理部１９は、廃液分解装置１３、放射性核種濃度測定装置１４、放射性核種除去装置１５、凝集装置１６、脱水装置２０、吸着材供給装置１２１、凝集剤供給装置１２２、および、濃縮装置１３１を有する。
廃液処理部１９では、図１に示した各工程のうち、クラッドの溶解成分を含む有機酸水溶液中の有機酸を分解する廃液分解工程Ｓ４から、吸着材および放射性核種を含むスラリー等の固形分と廃液とを分離する固液分離が行われる脱水工程Ｓ９までが行われる。
廃液処理部１９では、図１に示した各工程のうち、クラッドの溶解成分を含む有機酸水溶液中の有機酸を分解する廃液分解工程Ｓ４から、吸着材および放射性核種を含むスラリー等の固形分と廃液とを分離する固液分離が行われる脱水工程Ｓ９までが行われる。
【0037】
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は、廃液分解装置１３に接続されている。
移送ポンプ４３および弁４４が設けられた配管４５は、廃液分解装置１３、放射性核種除去装置１５に接続されている。この配管４５は、上述の放射性廃液の処理方法において放射性核種を含む放射性廃液を、放射性核種除去装置１５に導く放射性廃液の供給管である。そして、この配管４５に、放射性核種濃度測定装置１４、吸着材供給装置１２１が接続されている。
移送ポンプ４３および弁４４が設けられた配管４５は、廃液分解装置１３、放射性核種除去装置１５に接続されている。この配管４５は、上述の放射性廃液の処理方法において放射性核種を含む放射性廃液を、放射性核種除去装置１５に導く放射性廃液の供給管である。そして、この配管４５に、放射性核種濃度測定装置１４、吸着材供給装置１２１が接続されている。
【0038】
配管４６は、放射性核種除去装置１５、濃縮装置１３１、凝集装置１６に接続されている。凝集剤供給装置１２２は、凝集装置１６に接続されている。
また、移送ポンプ４７が設けられた配管４８は、凝集装置１６、脱水装置２０に接続され、さらに配管４９が脱水装置２０、固化設備２１に接続されている。
また、移送ポンプ４７が設けられた配管４８は、凝集装置１６、脱水装置２０に接続され、さらに配管４９が脱水装置２０、固化設備２１に接続されている。
【0039】
濃縮装置１３１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る固液分離装置を有する。この固液分離装置によって、放射性廃液をろ過し、放射性廃液から放射性核種を吸着した吸着材や放射性核種を含むスラリー等と、放射性核種が除去されたろ過水（廃液）とを分離する。なお、濃縮装置１３１は、固液分離装置として、加圧によるろ過を行うプレスフィルタ方式や蒸発装置を用いて濃縮する蒸発濃縮方式等で濃縮を行う装置を備えていてもよい。
【0040】
また、濃縮装置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、濃縮装置１３１においてろ過して吸着材および放射性核種を含むスラリー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５５との接続部よりも各配管３６，５５の上流側（化学反応槽４側と濃縮装置１３１側）には、図示しない弁を設けて、化学反応槽４からの水と配管５５からのろ過水とを切り替えられるようにする。
【0041】
脱水装置２０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る固液分離装置、加圧によるろ過を行うプレスフィルタ方式による固液分離装置、蒸発装置を用いて濃縮する蒸発濃縮方式等で濃縮を行うによる固液分離装置等を備える。
脱水装置２０は、上述の濃縮装置１３１と同様に、脱水装置２０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５６が、接続されている。そして、脱水装置２０において脱水した放射性核種を除去した水は、配管５６を通じて戻り配管３６に戻る。これにより、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５６との接続部よりも各配管３６，５６の上流側（化学反応槽４側と脱水装置２０側）には、図示しない弁を設けて、化学反応槽４からの水と配管５６からの水とを切り替えられるようにする。また、脱水装置２０では、濃縮装置１３１で記載したクロスフローフィルタ方式、プレスフィルタ方式等により脱水を行ってもよい。
脱水装置２０は、上述の濃縮装置１３１と同様に、脱水装置２０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５６が、接続されている。そして、脱水装置２０において脱水した放射性核種を除去した水は、配管５６を通じて戻り配管３６に戻る。これにより、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５６との接続部よりも各配管３６，５６の上流側（化学反応槽４側と脱水装置２０側）には、図示しない弁を設けて、化学反応槽４からの水と配管５６からの水とを切り替えられるようにする。また、脱水装置２０では、濃縮装置１３１で記載したクロスフローフィルタ方式、プレスフィルタ方式等により脱水を行ってもよい。
【0042】
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限定されない。例えば、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、測定される放射性核種の濃度が所望の濃度になった際に放射性廃液を移送させてもよい。
【0043】
ここで、図２に示す廃液処理部１９のうち、放射性核種濃度測定装置１４から脱水装置２０までの詳細構成図を図３に示す。なお、図３では、放射性核種除去装置１５に対して接続された配管、付近に設けられた部品（槽、装置等）も併せて示している。
【0044】
図３に示すように、放射性核種除去装置１５に接続された放射性廃液の供給管である配管４５に、放射性核種濃度測定装置１４が接続されている。なお、放射性核種濃度測定装置１４は、廃液処理部１９に連結させず、サンプリングした放射性廃液に対して放射性核種濃度測定を行い、吸着材供給装置１２１の吸着材供給量に判定結果を反映させてもよい。
【0045】
放射性核種除去装置１５は、配管４５を通して廃液分解装置１３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。
なお、放射性核種濃度測定装置１４によって放射性廃液の放射性核種の濃度等を測定した結果、放射性核種の濃度が所定濃度以下の場合は、放射性廃液を配管５４を通じて戻り配管３６に戻し、循環水として循環させてもよい。
なお、放射性核種濃度測定装置１４によって放射性廃液の放射性核種の濃度等を測定した結果、放射性核種の濃度が所定濃度以下の場合は、放射性廃液を配管５４を通じて戻り配管３６に戻し、循環水として循環させてもよい。
【0046】
放射性廃液の放射性核種の濃度等を測定した結果、放射性核種の濃度が所定濃度以上の場合は、放射性核種除去装置１５に放射性廃液が供給される。なお、放射性核種除去装置１５に供給する前に、放射性廃液のｐＨ調整を行い、化学形態を制御してもよい。
【0047】
放射性核種除去装置１５に吸着材供給装置１２１から吸着材が供給される。そして、放射性核種除去装置１５内で放射性廃液を吸着材に接触させる。これにより、放射性核種除去装置１５において、放射性核種が吸着材に吸着され、放射性廃液の液相から放射性核種が除去される。
【0048】
放射性核種除去装置１５において、放射性核種が吸着材に吸着された放射性廃液は、配管４６を通じて濃縮装置１３１に供給される。濃縮装置１３１において固液分離によって濃縮された吸着材等のスラリーを含む濃縮液は配管４６を通じて凝集装置１６に供給される。なお、ろ過水は、配管５５を通じて戻り配管３６に戻し、循環水として循環させてもよい。この時、戻り配管３６と配管５５との接続部よりも各配管３６，５５の上流側（化学反応槽４側と濃縮装置１３１側）には、図示しない弁を設けて、化学反応槽４からの水と配管５５からのろ過水とを切り替えられるようにする。
【0049】
凝集装置１６は、配管４６を通して濃縮装置１３１から送られる濃縮液を収容する、濃縮液処理槽によって構成されている。凝集装置１６では、濃縮液に対して凝集剤供給装置１２２から凝集剤が供給され、濃縮液の凝集沈殿処理が行われる。
凝集沈殿された吸着材および放射性核種を含むスラリー等の固体を含む濃縮液（放射性廃棄物）は、配管４８を通じて脱水装置２０に供給される。脱水装置２０において脱水した放射性核種を除去した水は、配管５６を通じて戻り配管３６に戻る。これにより、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５６との接続部よりも各配管３６，５６の上流側（化学反応槽４側と脱水装置２０側）には、図示しない弁を設けて、化学反応槽４からの水と配管５６からの水とを切り替えられるようにする。
凝集沈殿された吸着材および放射性核種を含むスラリー等の固体を含む濃縮液（放射性廃棄物）は、配管４８を通じて脱水装置２０に供給される。脱水装置２０において脱水した放射性核種を除去した水は、配管５６を通じて戻り配管３６に戻る。これにより、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５６との接続部よりも各配管３６，５６の上流側（化学反応槽４側と脱水装置２０側）には、図示しない弁を設けて、化学反応槽４からの水と配管５６からの水とを切り替えられるようにする。
【0050】
脱水装置２０で脱水された放射性廃棄物は、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）が供給される。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。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。
【0051】
［吸着材供給量］
ここで、放射性核種濃度測定による吸着材供給量の決定に関して、図４の吸着材濃度と除染係数（Decontamination Factor：ＤＦ）との関係を参照して説明する。なお、図４に示す例は、試験液として１０００倍希釈模擬海水（ｐＨ６）、放射性核種としてアメリシウム（Ａｍ）、吸着材としてマグネタイト（Ｆｅ３Ｏ４）を用いた結果を示すグラフである。
ここで、放射性核種濃度測定による吸着材供給量の決定に関して、図４の吸着材濃度と除染係数（Decontamination Factor：ＤＦ）との関係を参照して説明する。なお、図４に示す例は、試験液として１０００倍希釈模擬海水（ｐＨ６）、放射性核種としてアメリシウム（Ａｍ）、吸着材としてマグネタイト（Ｆｅ３Ｏ４）を用いた結果を示すグラフである。
【0052】
図４に示すように、吸着材濃度が増加するにつれてＤＦが増加することを確認した。なお、ＤＦは、放射性核種の除去前の放射性廃液中の放射性核種の濃度を、放射性核種の除去後の放射性廃液中の放射性核種の濃度で割った値である。このため、ＤＦの値が大きいほど、放射性廃液において、吸着材による放射性核種の除去量が多いことを示しているすなわち、図４に示すグラフは、放射性廃液中の吸着材の濃度と、この吸着材濃度での吸着材の吸着性能との関係を示している。
【0053】
例えば、放射性核種濃度測定によって得られたＡｍ濃度が４００Ｂｑ／Ｌの放射性廃液を、告示濃度の４Ｂｑ／Ｌ以下に低減するためには、放射性廃液の核種濃度１／１００にする必要がある。この場合、図４に示すグラフから、ＤＦ１００となる吸着材濃度で吸着材を放射性廃液に供給することにより、放射性廃液の核種濃度を１／１００にすることができる。このため、図４に示すＤＦと吸着材濃度とを示すグラフと、放射性核種濃度測定によって得られた放射性廃液の放射性核種濃度、および、告示濃度とから、放射性核種の除去工程において要求される吸着材濃度、および、吸着材の供給量が決定される。
【0054】
［濃縮工程による放射性廃棄物量の低減］
次に、放射性核種を吸着した後の吸着材（以降、吸着前の吸着材と区別するために、放射性核種を吸着後の吸着材を廃吸着材と称する）を凝集沈殿する際に、凝集沈殿により発生する放射性廃棄物量を低減する方法について説明する。
次に、放射性核種を吸着した後の吸着材（以降、吸着前の吸着材と区別するために、放射性核種を吸着後の吸着材を廃吸着材と称する）を凝集沈殿する際に、凝集沈殿により発生する放射性廃棄物量を低減する方法について説明する。
【0055】
（廃吸着材濃度と含水率の平衡点）
図５は、凝集沈殿処理の際に発生する、放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度との関係を示すグラフである。なお、図５に示す例は、廃吸着材としてＦｅ３Ｏ４、凝集沈殿剤（凝集剤）として硫酸アルミニウム（Ａｌ２（ＳＯ４）３：１０００ｐｐｍ）を用いた結果を示すグラフである。また、廃吸着材濃度は凝集剤を供給する際の放射性廃液での吸着材濃度であり、放射性廃棄物の含水率は脱水工程後の放射性廃棄物に含まれる水分濃度である。
図５は、凝集沈殿処理の際に発生する、放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度との関係を示すグラフである。なお、図５に示す例は、廃吸着材としてＦｅ３Ｏ４、凝集沈殿剤（凝集剤）として硫酸アルミニウム（Ａｌ２（ＳＯ４）３：１０００ｐｐｍ）を用いた結果を示すグラフである。また、廃吸着材濃度は凝集剤を供給する際の放射性廃液での吸着材濃度であり、放射性廃棄物の含水率は脱水工程後の放射性廃棄物に含まれる水分濃度である。
【0056】
図５に示すように、廃吸着材濃度が１０ｇ/Ｌまでは、廃吸着材濃度の増加につれて凝集沈殿後に発生する放射性廃棄物の含水率が低下する。一方、廃吸着材濃度が１０ｇ/Ｌ以上では、凝集沈殿後に発生する放射性廃棄物の含水率がほぼ変化しないことが確認された。すなわち、図５に示すように、廃吸着材濃度と含水率との関係では、廃吸着材濃度が一定の値を超えると、廃吸着材濃度の増減に係わらず含水率がほぼ一定の値になり、廃吸着材濃度に対して放射性廃棄物の含水率が平衡な状態となる。この廃吸着材濃度に対して放射性廃棄物の含水率が平衡となる廃吸着材濃度、および、放射性廃棄物の含水率を、含水率の平衡点と規定する。
【0057】
なお、放射性廃棄物の含水率が低下すると、放射性廃棄物に占める水分量が小さくなるため、放射性廃棄物全体では体積が小さくなり、放射性廃棄物量は低減される（図６で後述）。上記の結果から、放射性廃棄物の含水率が下がる範囲においては、廃吸着材濃度が高い条件で凝集沈殿を行うことにより、放射性廃棄物の含水率を低下、すなわち放射性廃棄物量を低減できる。
【0058】
（濃縮工程による放射性廃棄物の低減）
次に、上述の図１に示す放射性廃液の処理方法、および、図２に示す放射性廃液の処理システムによる放射性廃棄物低減の効果について、図６に示す放射性廃棄物の体積に及ぼす処理工程の差異の影響を参照して説明する。なお、図６に示す例は、吸着材としてＦｅ３Ｏ４、凝集沈殿剤としてＡｌ２（ＳＯ４）３を用いた結果（図４および図５を活用）である。
次に、上述の図１に示す放射性廃液の処理方法、および、図２に示す放射性廃液の処理システムによる放射性廃棄物低減の効果について、図６に示す放射性廃棄物の体積に及ぼす処理工程の差異の影響を参照して説明する。なお、図６に示す例は、吸着材としてＦｅ３Ｏ４、凝集沈殿剤としてＡｌ２（ＳＯ４）３を用いた結果（図４および図５を活用）である。
【0059】
まず、従来の放射性廃液の処理方法での放射性廃棄物の体積の変化について説明する。従来の放射性廃液の処理方法では、放射性核種の濃度測定工程（Ｓ５）、吸着材の供給（除去工程Ｓ６）、凝集剤の供給（凝集工程Ｓ８）、および、脱水工程（Ｓ９）を行い、濃縮工程（Ｓ７）を行っていない場合を例示している。
【0060】
上記処理による放射性廃棄物の体積の変化を図６（ａ）に示す。
従来の放射性廃液の処理方法では、放射性廃液の放射性核種の濃度測定（Ｓ５）を行い、吸着材濃度とＤＦの関係（図４）から放射性核種を告示濃度以下に低減するのに必要な吸着材濃度を求める。図４から、例えば、放射性廃液の処理に必要案吸着材濃度が１ｇ/Ｌと求められた場合、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から、放射性廃液の含水率は８０ｗｔ％（９５ｖоｌ％）となる。
この結果、図６（ａ）に示すように、脱水処理前（未処理）の放射性廃液では廃吸着材１ｇに対して汚染水１０００ｍＬであるのに対し、脱水後の放射性廃棄物では廃吸着材１ｇに対して汚染水２０ｍＬとなる。このため、未処理の放射性廃棄物の体積に対し、脱水後の放射性廃棄物の体積は約１/５０となる。
従来の放射性廃液の処理方法では、放射性廃液の放射性核種の濃度測定（Ｓ５）を行い、吸着材濃度とＤＦの関係（図４）から放射性核種を告示濃度以下に低減するのに必要な吸着材濃度を求める。図４から、例えば、放射性廃液の処理に必要案吸着材濃度が１ｇ/Ｌと求められた場合、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から、放射性廃液の含水率は８０ｗｔ％（９５ｖоｌ％）となる。
この結果、図６（ａ）に示すように、脱水処理前（未処理）の放射性廃液では廃吸着材１ｇに対して汚染水１０００ｍＬであるのに対し、脱水後の放射性廃棄物では廃吸着材１ｇに対して汚染水２０ｍＬとなる。このため、未処理の放射性廃棄物の体積に対し、脱水後の放射性廃棄物の体積は約１/５０となる。
【0061】
また、従来の放射性廃液の処理方法において、放射性廃棄物の含水率を低下させるため、放射性廃棄物の含水率が平衡点となる濃度の吸着材を放射性廃液に供給した場合の放射性廃棄物の体積の変化を図６（ｂ）に示す。
この場合は、放射性廃液の放射性核種の濃度測定（Ｓ５）を行い、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から放射性廃棄物の含水率が平衡点となる吸着材濃度を求める。図４から、例えば、含水率が平衡点となる吸着材濃度が１０ｇ/Ｌと求められた場合、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から、放射性廃液の含水率は４０ｗｔ％（７０ｖоｌ％）となる。
この場合は、放射性廃液の放射性核種の濃度測定（Ｓ５）を行い、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から放射性廃棄物の含水率が平衡点となる吸着材濃度を求める。図４から、例えば、含水率が平衡点となる吸着材濃度が１０ｇ/Ｌと求められた場合、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から、放射性廃液の含水率は４０ｗｔ％（７０ｖоｌ％）となる。
【0062】
この結果、図６（ｂ）に示すように、脱水処理前（未処理）の放射性廃液では廃吸着材１０ｇに対して汚染水１０００ｍＬであるのに対し、脱水後の放射性廃棄物では廃吸着材１０ｇに対して汚染水２０ｍＬとなる。このため、脱水処理前（未処理）放射性廃棄物の体積に対し、脱水後の放射性廃棄物の体積は約１/３５となる。
この方法では、放射性廃液の含水率が図６（ａ）に比べて低くなるものの吸着材の量が多くなるため、放射性廃棄物の量も多くなる。このため、図６（ａ）に示す例では、放射性廃棄物中の廃吸着材と汚染水との比率が、廃吸着材１ｇに対して汚染水２０ｍＬであるの対し、図６（ａ）に示す例では、廃吸着材１０ｇに対して汚染水２０ｍＬとなっている。このように、含水率が平衡点となる吸着材濃度を用いた場合には、廃吸着材濃度の増加により、放射性廃棄物がさらに増加する。また、供給する吸着材の吸着容量に対して、少量しか放射性核種を吸着しないため、非効率的な吸着材の使用方法となる。
この方法では、放射性廃液の含水率が図６（ａ）に比べて低くなるものの吸着材の量が多くなるため、放射性廃棄物の量も多くなる。このため、図６（ａ）に示す例では、放射性廃棄物中の廃吸着材と汚染水との比率が、廃吸着材１ｇに対して汚染水２０ｍＬであるの対し、図６（ａ）に示す例では、廃吸着材１０ｇに対して汚染水２０ｍＬとなっている。このように、含水率が平衡点となる吸着材濃度を用いた場合には、廃吸着材濃度の増加により、放射性廃棄物がさらに増加する。また、供給する吸着材の吸着容量に対して、少量しか放射性核種を吸着しないため、非効率的な吸着材の使用方法となる。
【0063】
次に、本形態による放射性廃液の処理方法、および、処理システムによる放射性廃棄物の体積の変化を図６（ｃ）に示す。
本形態の放射性廃液の処理方法では、放射性廃液の放射性核種の濃度測定（Ｓ５）を行い、吸着材濃度とＤＦの関係（図４）から放射性核種を告示濃度以下に低減するのに必要な吸着材濃度を求める。図４から、例えば、放射性廃液の処理に必要案吸着材濃度が１ｇ/Ｌと求められた場合、この濃度となるように放射性廃液に吸着材を供給する（除去工程Ｓ６）。
本形態の放射性廃液の処理方法では、放射性廃液の放射性核種の濃度測定（Ｓ５）を行い、吸着材濃度とＤＦの関係（図４）から放射性核種を告示濃度以下に低減するのに必要な吸着材濃度を求める。図４から、例えば、放射性廃液の処理に必要案吸着材濃度が１ｇ/Ｌと求められた場合、この濃度となるように放射性廃液に吸着材を供給する（除去工程Ｓ６）。
【0064】
そして、除去工程（Ｓ６）後の放射性廃液に対して、濃縮工程（Ｓ７）を行う。濃縮工程（Ｓ７）では、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から、放射性廃棄物の含水率が平衡点となる吸着材濃度以上に吸着材等の固形分の濃度を濃縮する。このため、本例の濃縮工程（Ｓ７）では、放射性廃液に対して、廃吸着材濃度が１０ｇ/Ｌになるようろ過水を除去し、吸着材等の固形分の濃度を濃縮（１０倍濃縮）する。図６（ｂ）に示すように、この処理によって放射性廃棄物中の廃吸着材と汚染水との比率は、未処理の放射性廃液では廃吸着材１ｇに対して汚染水１０００ｍＬであるのに対し、濃縮液では廃吸着材１ｇに対して汚染水１００ｍＬまで濃縮される。
【0065】
その後、濃縮液に対して凝集沈殿工程（Ｓ８）および脱水工程（Ｓ９）を行う。この脱水工程（Ｓ９）では、含水率が平衡点となる吸着材濃度以上まで固形分の濃度が濃縮されている。このため、上記図６（ｂ）と同様に、凝集沈殿時の放射性廃棄物の含水率と廃吸着材濃度の関係（図５）から、脱水工程（Ｓ９）によって放射性廃棄物の含水率を４０ｗｔ％（７０ｖоｌ％）とすることができる。
この結果、図６（ｃ）に示すように、脱水処理前の濃縮液では廃吸着材１ｇに対して汚染水１００ｍＬであるのに対し、脱水後の放射性廃棄物では廃吸着材１ｇに対して汚染水２ｍＬとなる。
このため、未処理の放射性廃棄物の体積に対し、濃縮および脱水後の放射性廃棄物の体積は約１/３３０となる。
この結果、図６（ｃ）に示すように、脱水処理前の濃縮液では廃吸着材１ｇに対して汚染水１００ｍＬであるのに対し、脱水後の放射性廃棄物では廃吸着材１ｇに対して汚染水２ｍＬとなる。
このため、未処理の放射性廃棄物の体積に対し、濃縮および脱水後の放射性廃棄物の体積は約１/３３０となる。
【0066】
以上のことから、本形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムによれば、脱水工程後の放射性廃棄物を減少させることができる。特に、吸着材を用いた放射性廃液の除去工程後、凝集剤を供する前に放射性廃液の固形分濃度を高める濃縮工程を行うことにより、吸着材の供給量を増やすことなく濃縮液の廃吸着材濃度を高めることができる。このため、放射性廃液（濃縮液）において、図５に示す放射性廃棄物の含水率の平衡点以上に廃吸着材濃度を高めることができ、脱水工程後の放射性廃棄物の含水率を低減することができる。この結果、放射性廃棄物の発生量を低減することができる。
【0067】
従って、本形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムは、必要最小限の吸着材を用いた放射性核種除去による告示濃度の達成と、含水率低減による放射性廃棄物の発生量抑制を両立することができる。そして、長半減期のα核種を含む放射性廃棄物の発生量を低減できる。
なお、濃縮工程において平衡点以上に濃縮液の廃吸着材濃度を高めても、脱水工程後の廃吸着材等の固形分の含水率はほぼ変化しない（平衡）なため、放射性廃棄物の量はほぼ減少しない。このため、濃縮工程においては、含水率の平衡点まで濃縮液の廃吸着材濃度を高めればよい。
なお、濃縮工程において平衡点以上に濃縮液の廃吸着材濃度を高めても、脱水工程後の廃吸着材等の固形分の含水率はほぼ変化しない（平衡）なため、放射性廃棄物の量はほぼ減少しない。このため、濃縮工程においては、含水率の平衡点まで濃縮液の廃吸着材濃度を高めればよい。
【0068】
また、本形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムは、放射性廃液に含まれるα核種以外の放射性核種を除去対象としてもよい。放射性核種としては、例えばルテニウム、テクネチウム、ニオブなどの遷移金属、セシウムなどのアルカリ金属、ストロンチウムなどのアルカリ土類金属、セリウムなどの希土類といった金属元素、アンチモン、テルル、ヨウ素などのハロゲン、炭素、ホウ素といった非金属元素のうちの一つあるいはそれ以上の複数元素が挙げられる。
【0069】
〈２．放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムの第２実施形態〉
次に、第２実施形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムを、図７を参照して説明する。なお、第２実施形態の放射性廃液の処理方法は、上述の第１実施形態の放射性廃液の処理方法と、一部の工程が重複する。また、第２実施形態の放射性廃液の処理システムは、上述の第１実施形態と同様の図２、および、図３に示す放射性廃液の処理システムと同様の構成を適用することができる。このため、以下の説明では、上述の第１実施形態と同様の処理、および、同様の構成については説明を省略する。
次に、第２実施形態の放射性廃液の処理方法、および、放射性廃液の処理システムを、図７を参照して説明する。なお、第２実施形態の放射性廃液の処理方法は、上述の第１実施形態の放射性廃液の処理方法と、一部の工程が重複する。また、第２実施形態の放射性廃液の処理システムは、上述の第１実施形態と同様の図２、および、図３に示す放射性廃液の処理システムと同様の構成を適用することができる。このため、以下の説明では、上述の第１実施形態と同様の処理、および、同様の構成については説明を省略する。
【0070】
第２実施形態の放射性廃液の処理方法は、放射性核種の濃度測定と吸着材供給の運用が第１実施形態と異なる。第２実施形態の放射性廃液の処理方法を、図７を参照して説明する。図７は、第２実施形態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。
【0071】
まず、上述の図１に示すフローチャートに従って、放射性核種の濃度測定Ｓ５の処理までを行う。そして、放射性核種の濃度測定Ｓ５の処理の結果、放射性核種の濃度が、所定濃度以上の場合、図７に示す吸着剤の供給工程Ｓ６１が行われる。吸着剤の供給工程Ｓ６１では、放射性廃液に対して、図５に示す平衡点となる廃吸着剤濃度以上となるように、予め放射性核種除去装置１５に吸着材が供給される。例えば、上述の図６に示す例と同様の条件では、図５に示す放射性廃棄物の含水率が平衡となる廃吸着剤濃度である、１０ｇ/Ｌの吸着材を放射性核種除去装置１５に供給しておく。
【0072】
その後、放射性廃液の放射性核種濃度測定Ｓ６２を行う。この工程は、放射性核種の濃度測定Ｓ５で代用してもよい。また、放射性核種濃度測定Ｓ６２と吸着剤の供給工程Ｓ６１との実行順序は問わない。そして、測定した放射性核種濃度から、この放射性廃液を放射性核種除去装置１５に供給した場合に、放射性核種除去装置１５内の吸着材によって放射性廃液の放射性核種濃度が、告示濃度を達成できるかどうかの判定工程Ｓ６３を行われる。
【0073】
告示濃度を達成できる場合（Ｓ６３のＹＥＳ）、放射性核種除去装置１５への放射性廃液を供給する工程Ｓ６４が行われる。放射性廃液を供給する工程Ｓ６４では、放射性核種除去装置１５内で吸着材に放射性廃液を接触させ、放射性核種を吸着材に吸着させる。この放射性廃液を供給する工程Ｓ６４は、上述の図１に示すフローチャートの除去工程Ｓ６に該当する。
【0074】
次に、所定時間経過後に、吸着材を含む放射性廃液において、放射性核種を吸着した吸着材の濃度を高める濃縮工程Ｓ７を行う。濃縮工程Ｓ７は、上述の図１に示すフローチャートと同様に行う。そして、濃縮工程Ｓ７の後、濃縮液を放射性核種除去装置１５に供給することで、放射性核種除去装置１５への吸着剤の供給工程Ｓ６１が行われる。放射性核種除去装置１５に濃縮液を供給することで、濃縮液に含まれる吸着性能に余裕のある吸着材を再利用する。なお、濃縮装置において脱水した放射性核種を除去した水（ろ過水）は、第１実施形態と同様に循環水として循環させることができる。また、濃縮工程Ｓ７の後に濃縮液を放射性核種除去装置１５へ供給する場合にも、供給工程Ｓ６１と放射性核種濃度測定Ｓ６２と吸着剤の供給工程Ｓ６１との実行順序は問わず、供給工程Ｓ６１と放射性核種濃度測定Ｓ６２とのいずれの工程を先に行ってもよい。
【0075】
上述の吸着材の供給工程６１から放射性廃液の供給工程Ｓ６４まで、および、濃縮工程Ｓ７を繰り返し（複数回バッチ）行う。そして、告示濃度を達成できるかどうかの判定工程Ｓ６３において告示濃度を達成できない場合（Ｓ６３のＮＯ）、再利用していた濃縮液に対し、上述の第１実施形態と同様に、凝集工程Ｓ８、および、脱水工程Ｓ９が行われる。具体的には、濃縮工程Ｓ７で発生した濃縮液を放射性核種除去装置１５に供給する供給工程Ｓ６１を行った後、この放射性核種除去装置１５に新たな放射性廃液の供給が行われずに、放射性核種除去装置１５から凝集装置１６に濃縮液が供給される。そして、凝集装置１６、および、脱水装置２０において、濃縮液に対して凝集工程Ｓ８および脱水工程Ｓ９が行われる。凝集工程Ｓ８および脱水工程Ｓ９の後は、上述の図１に示すフローチャートと同様に容器充填または固化工程Ｓ１０が行われる。
【0076】
上述の図７に示すフローチャートによる放射性廃液の複数回バッチ処理では、放射性核種除去装置１５に供給された吸着材濃度での吸着材の吸着性能が、次に供給される放射性廃液に対しては告示濃度を達成できない状態となる回数まで繰り返し行う。このように複数回のバッチ処理を行う場合、放射性廃液の供給工程Ｓ６４（除去工程Ｓ６）を行う回数は、濃度測定工程Ｓ６２で測定した放射性廃液中の放射性核種の濃度と、吸着材濃度と吸着性能との関係から決定される。
例えば、上述の吸着材濃度１０ｇ/Ｌの吸着材が供給された放射性核種除去装置１５に対し、告示濃度の達成に吸着材濃度１ｇ/Ｌが必要となる放射性核種濃度の放射性廃液を供給する場合は、１０回のバッチ処理（工程Ｓ６１～Ｓ６４，Ｓ７）が可能となる。そして、１１バッチ目の前に、新たに未使用の吸着材を放射性核種除去装置１５に供給（Ｓ６１）し、放射性廃液の放射性核種濃度測定など告示濃度を達成できる場合の処理工程（工程Ｓ６１～Ｓ６４および濃縮工程Ｓ７）を繰り返す。
例えば、上述の吸着材濃度１０ｇ/Ｌの吸着材が供給された放射性核種除去装置１５に対し、告示濃度の達成に吸着材濃度１ｇ/Ｌが必要となる放射性核種濃度の放射性廃液を供給する場合は、１０回のバッチ処理（工程Ｓ６１～Ｓ６４，Ｓ７）が可能となる。そして、１１バッチ目の前に、新たに未使用の吸着材を放射性核種除去装置１５に供給（Ｓ６１）し、放射性廃液の放射性核種濃度測定など告示濃度を達成できる場合の処理工程（工程Ｓ６１～Ｓ６４および濃縮工程Ｓ７）を繰り返す。
【0077】
本実施形態の放射性廃液の処理方法によれば、吸着材の供給を都度行う必要なく、必要最小限の吸着材を用いた放射性核種の除去による告示濃度達成と、含水率低減による放射性廃棄物の発生量抑制を両立することができる。そして、長半減期のα核種を含む放射性廃棄物の発生量を低減できる。
【0078】
なお、本発明は、上記の実施形態に限定されるものではなく、様々な変形が可能である。例えば、上記の実施形態は、本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、本発明は、必ずしも説明した全ての構成を備える態様に限定されるものではない。また、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることが可能である。また、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、削除したり、他の構成を追加・置換したりすることが可
【符号の説明】
【0079】
１ 放射性廃液処理システム、２ 高線量樹脂貯蔵タンク、３ 第一受入タンク、４ 化学反応槽、５ 加熱装置、６ 洗浄液供給タンク、７ 有機酸槽、８ 有機酸塩槽、９ 移送水槽、１０ 化学洗浄部、１１ 第二受入タンク、１２ 焼却設備、１３ 廃液分解装置、１４ 放射性核種濃度測定装置、１５ 放射性核種除去装置、１６ 凝集装置、１９ 廃液処理部、２０ 脱水装置、２１ 固化設備、２２，２４，３２，３４，４３，４７ 移送ポンプ、２３ 有機廃棄物供給管、２５ 有機廃棄物移送管、２６，２７，２８，３５，３７，３９，４４ 弁、２９，３０，３１，３６，３８，４５，４６，４８，４９，５４，５５，５６ 配管、３３ 洗浄液供給管、４０ 廃液供給管、１２１ 吸着材供給装置、１２２ 凝集剤供給装置、１３１ 濃縮装置
【図1】
【図2】
【図3】
【図4】
【図5】
【図6】
【図7】