特許 7558124 放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】

(24)【登録日】2024-09-19

(45)【発行日】2024-09-30

(54)【発明の名称】放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法

(51)【国際特許分類】

   G21F 9/06 20060101AFI20240920BHJP

   G21F 9/12 20060101ALI20240920BHJP

【ＦＩ】

G21F9/06 551Z

G21F9/12 501C

G21F9/12 501F

G21F9/12 501D

G21F9/12 501B

G21F9/12 501J

【請求項の数】 10

(21)【出願番号】P 2021121625

(22)【出願日】2021-07-26

(65)【公開番号】P2023017379

(43)【公開日】2023-02-07

【審査請求日】2024-01-25

(73)【特許権者】

【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】110001829

【氏名又は名称】弁理士法人開知

(72)【発明者】

【氏名】堤口 覚

(72)【発明者】

【氏名】可児 祐子

(72)【発明者】

【氏名】岩佐 淳司

(72)【発明者】

【氏名】菅野 真貴

【審査官】佐藤 海

(56)【参考文献】

【文献】特開２０２１－０７６４０３（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２０１５－１９２６２７（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２０１７－１９８６８８（ＪＰ，Ａ）

【文献】特開２００８－０７３６１７（ＪＰ，Ａ）

【文献】米国特許第０４５７２７９７（ＵＳ，Ａ）

(58)【調査した分野】(Int.Cl.，ＤＢ名)

Ｇ２１Ｆ ９／０６，９／１２

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

放射性廃液から放射性核種を除去する放射性廃液処理システムであって、
前記放射性廃液に酸化剤を供給して放射性核種を酸化処理する酸化処理部と、
前記酸化処理部により供給した前記酸化剤のうち、未反応の前記酸化剤を除去する酸化剤除去部と、
前記酸化剤除去部により未反応の前記酸化剤が除去された前記放射性廃液から放射性核種を除去する放射性核種除去部と、
前記酸化剤除去部の後段に設けられており、未反応の前記酸化剤が除去された前記放射性廃液の酸化還元電位を測定する酸化還元電位測定部と、
前記酸化還元電位測定部により測定された酸化還元電位が所定範囲を満たすように管理する酸化還元電位管理部と、を有し、
前記酸化還元電位管理部は、前記放射性廃液の通水速度と前記酸化剤除去部の酸化剤除去材の量とから前記酸化剤除去材の交換時期を算定する
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項2】

請求項１に記載の放射性廃液処理システムにおいて、
前記酸化還元電位管理部では、酸化還元電位が０．８［Ｖ］以下を維持するように前記酸化剤除去部の前記酸化剤除去材の交換を行う
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項3】

請求項１に記載の放射性廃液処理システムにおいて、
前記酸化剤は、次亜塩素酸およびその塩の水溶液を含む
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項4】

請求項１に記載の放射性廃液処理システムにおいて、
酸化還元電位と残留塩素濃度の対応関係を記憶する記憶部を更に有し、
前記酸化還元電位管理部は、測定された酸化還元電位に対応する残留塩素濃度に基づき前記酸化剤除去部の前記酸化剤除去材を交換する
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項5】

請求項４に記載の放射性廃液処理システムにおいて、
前記酸化剤は、過酸化水素、オゾン、過マンガン酸およびその塩の水溶液、次亜塩素酸およびその塩の水溶液のうちの１つを含む
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項6】

請求項１に記載の放射性廃液処理システムにおいて、
前記酸化剤除去部は、吸着膜に前記放射性廃液を通水して前記酸化剤を除去するものである
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項7】

請求項１に記載の放射性廃液処理システムあって、
前記酸化剤除去部の前記酸化剤除去材は、活性炭である
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項8】

請求項７に記載の放射性廃液処理システムにおいて、
前記活性炭は、粒径３００［μｍ］以上の粒状である
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項9】

請求項１に記載の放射性廃液処理システムにおいて、
前記放射性核種除去部の核種除去材は、イオン交換樹脂、キレート樹脂、ゼオライト、銀が担持されたゼオライト、チタン酸、ケイチタン酸及びフェロシアン化物のうちの一つを含む
ことを特徴とする放射性廃液処理システム。

【請求項10】

放射性廃液から放射性核種を除去する放射性廃液処理方法であって、
前記放射性廃液に酸化剤を供給して放射性核種を酸化処理する酸化処理ステップと、
前記酸化処理ステップにより供給した前記酸化剤のうち、未反応の前記酸化剤を除去する酸化剤除去ステップと、
前記酸化剤除去ステップにより、未反応の前記酸化剤が除去された前記放射性廃液の酸化還元電位を測定する酸化還元電位測定ステップと、
前記酸化還元電位測定ステップにより測定した酸化還元電位が所定範囲を満たすように管理する酸化還元電位管理ステップと、
前記酸化剤除去ステップにより未反応の前記酸化剤が除去された前記放射性廃液から放射性核種を除去する放射性核種除去ステップと、を有し、
前記酸化還元電位管理ステップでは、前記放射性廃液の通水速度と前記酸化剤除去ステップで用いる酸化剤除去材の量とから前記酸化剤除去材の交換時期を算定する
ことを特徴とする放射性廃液処理方法。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、放射性核種を含む放射性廃液から放射性核種を分離除去するのに好適な放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法に関する。

【背景技術】

【0002】

本技術分野の背景技術として、特許文献１がある。この特許文献１には、放射性廃液、特に塩を含む放射性廃液から放射性核種を分離除去することを目的として、放射性核種を含む放射性廃液から放射性核種を分離除去するにあたり、放射性廃液に酸化剤または還元剤或いはｐＨ調整剤を添加し、その後放射性廃液を吸着材に通水して放射性核種を吸着除去する放射性廃液の処理方法が記載されている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0003】

【文献】特開２０１３－１７０９５９号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0004】

放射性廃液に含まれる放射性核種は、種類により単一の化学形態のものもあるが、複数の化学形態で存在しているものもある。複数の化学形態を取るものは、形態の違いにより電荷が異なる。即ち、その電荷がプラスであったりマイナスであったり、あるいは中性であったりする場合がある。このような場合で吸着処理を行おうとする場合、ある一種の放射性核種を分離除去するためには、吸着材を複数種類用意する必要が生じる。

【0005】

また、放射性廃液に含まれる不純物と放射性核種が化学結合することで、吸着処理では分離できない化合物として存在しているものもある。例えば、放射性廃液中に有機物が不純物として存在していると、放射性核種は有機化合物となり、吸着処理とは異なる放射性核種の分離方法（例えば、膜分離方法など）を適用する必要が生じる。

【0006】

一般に、放射性廃液に含まれる放射性核種の濃度は極微量であるため、事前に化学分析等で放射性核種の化学形態を測定するのは難しい。このため、放射性核種の分離で使用する吸着材の選定も容易ではないし、吸着処理が難しい有機化合物として存在しているか否かを事前に確かめることも容易ではない。

【0007】

そこで、特許文献１では、効率よく放射性核種を吸着処理するため、放射性核種を含む放射性廃液に酸化剤（または還元剤あるいはｐＨ調整剤）を添加し、その後で放射性廃液を吸着材に通水して放射性核種を吸着処理する方法を開示している。

【0008】

この特許文献１に記載の方法によれば、放射性廃液に酸化剤を添加することで放射性廃液中の放射性核種の化学形態を任意に調整できるため、効率よく吸着処理による放射性核種の除去を行うことができる。

【0009】

しかしながら、特許文献１に記載の方法では、放射性核種を含む放射性廃液に添加した酸化剤が残存した状態で放射性廃液が後段の容器や配管など金属製の設備に通水されると、設備の腐食が懸念されることが明らかとなり、改善の余地があることが明らかとなった。

【0010】

本発明は、腐食の問題を軽減するとともに、放射性核種を含む放射性廃液から放射性核種を効率よく分離除去することが可能な放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法を提供する。

【課題を解決するための手段】

【0011】

本発明は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、放射性廃液から放射性核種を除去する放射性廃液処理システムであって、前記放射性廃液に酸化剤を供給して放射性核種を酸化処理する酸化処理部と、前記酸化処理部により供給した前記酸化剤のうち、未反応の前記酸化剤を除去する酸化剤除去部と、前記酸化剤除去部により未反応の前記酸化剤が除去された前記放射性廃液から放射性核種を除去する放射性核種除去部と、前記酸化剤除去部の後段に設けられており、未反応の前記酸化剤が除去された前記放射性廃液の酸化還元電位を測定する酸化還元電位測定部と、前記酸化還元電位測定部により測定された酸化還元電位が所定範囲を満たすように管理する酸化還元電位管理部と、を有し、前記酸化還元電位管理部は、前記放射性廃液の通水速度と前記酸化剤除去部の酸化剤除去材の量とから前記酸化剤除去材の交換時期を算定する。

【発明の効果】

【0012】

本発明によれば、腐食の問題を軽減するとともに、放射性核種を含む放射性廃液から放射性核種を効率よく分離除去することができる。上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施例の説明により明らかにされる。

【図面の簡単な説明】

【0013】

【図1】本発明の第１実施形態に係る放射性廃液の処理システムの構成図である。

【図2】本発明の第１実施形態に係る放射性廃液の処理システムの他の形態の構成図である。

【図3】ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４）の腐食発生に及ぼす残留塩素濃度の影響を示す図である。

【図4】酸化剤除去後の処理水の残留塩素濃度と酸化還元電位との関係を示す図である。

【図5】吸着材の交換目安時期と通水速度の関係を示す図である。

【発明を実施するための形態】

【0014】

以下に本発明の放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法の実施例を、図面を用いて説明する。なお、本明細書で用いる図面において、同一のまたは対応する構成要素には同一、または類似の符号を付け、これらの構成要素については繰り返しの説明を省略する場合がある。

【0015】

＜第１実施形態＞
本発明の放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法の第１実施形態について図１乃至図４を用いて説明する。

【0016】

最初に、放射性廃液処理システムの全体構成について図１および図２を用いて説明する。図１および図２は、本第１実施形態に係る放射性廃液の処理システムの構成図である。

【0017】

図１に示すように、第１実施形態に係る放射性廃液処理システム１００は、酸化処理槽１と、酸化剤除去槽２と、放射性核種除去装置３と、酸化還元電位測定装置４と、酸化剤供給装置１０と、を備えている。

【0018】

放射性廃液処理システム１００は、放射性核種を含む放射性廃液から放射性核種を分離除去する装置である。放射性廃液処理システム１００では、放射性核種を含む放射性廃液が、酸化処理を施され、放射性核種の化学形態が揃えられた後に、放射性核種除去装置に流入する。なお、必要であれば、何れか１箇所以上においてｐＨ調整処理を行うことができる。

【0019】

放射性廃液に含まれる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核種からなる。なお、放射性核種は、一種の化学形態で含まれていてもよいし、複数種の化学形態で含まれていてもよい。

【0020】

本実施形態では、放射性廃液中の放射性核種の化学形態を任意に調整する酸化剤として、次亜塩素酸を用いた例を説明する。なお、酸化剤は、次亜塩素酸およびその塩の水溶液を含むものとすることができる。

【0021】

放射性廃液処理システム１００を用いた放射性廃液の処理方法では、初めに、放射性核種を含む放射性廃液に酸化剤を供給して酸化処理する。酸化処理では、放射性廃液中の放射性核種の化学形態を任意に調整し、有機化合物が含まれる場合はこれを無機化させる。

【0022】

その後、酸化処理された放射性廃液を酸化剤除去槽２に流入することで酸化剤を除去する。これにより、後段設備で酸化剤による腐食が発生することを抑制することができる。

【0023】

次に、酸化処理した後に酸化剤を除去した放射性廃液を放射性核種除去装置３に流入させる。これにより、放射性核種を分離除去することができる。

【0024】

放射性廃液処理システム１００において、放射性核種を含む放射性廃液は、配管１０１を通じて酸化処理槽１に流入する。

【0025】

酸化処理槽１は、放射性核種を含む放射性廃液を酸化処理するための容器であり、この酸化処理槽１において好適には放射性廃液に酸化剤を供給して放射性核種を酸化処理する酸化処理ステップが実行される。

【0026】

酸化処理槽１には、流入側の配管１０１と、流出側の配管１０２と、酸化剤供給装置１０と、の３種類の配管が接続されている。なお、酸化処理槽１には、放射性廃液を攪拌するために攪拌装置を備えることができる。

【0027】

配管１０１の上流側には、ポンプ１１１が、下流側には開閉バルブ１１２が、配管１０２に開閉バルブ１１３が設置されており、ポンプ１１１および開閉バルブ１１２，１１３の開度等をオペレータが酸化還元電位測定装置４の測定結果を受けて調整する、もしくは制御装置２０（図２参照）により調整することで放射性廃液の流量を制御することができる。

【0028】

酸化剤供給装置１０は、酸化処理槽１中の放射性廃液に酸化剤を供給する装置である。酸化剤供給装置１０は、酸化剤が収容される酸化剤タンク１１、この酸化剤タンク１１と酸化処理槽１とを接続する酸化剤供給配管１２、酸化剤供給配管１２を開閉自在な開閉バルブ１３等によって構成される。なお、酸化剤供給装置１０は、酸化剤タンク１１から酸化剤を供給するポンプを備えてもよい。

【0029】

酸化剤タンク１１に用意された酸化剤は、開閉バルブ１３が開放されると、酸化剤供給配管１２を通じて酸化処理槽１に供給される。酸化剤の供給量は、開閉バルブ１３の開度等をオペレータが酸化還元電位測定装置４の測定結果を受けて調整する、もしくは制御装置２０により調整することで制御することができる。

【0030】

酸化処理槽１で酸化処理された放射性廃液は、開閉バルブ１１３が設置された配管１０２を通じて酸化剤除去槽２に流入する。

【0031】

酸化剤除去槽２は、酸化処理された放射性廃液中に残存している、酸化処理槽１により供給した酸化剤のうち、未反応の酸化剤を吸着材によって除去処理するための容器であり、この酸化剤除去槽２において好適には酸化剤を除去する酸化剤除去ステップが実行される。

【0032】

酸化剤除去槽２には酸化剤を除去する吸着材（以後、酸化剤除去材）が充填されており、酸化剤除去材に酸化処理された放射性廃液を吸着膜に通水することで酸化剤を除去処理する。

【0033】

酸化剤除去槽２は、酸化処理槽１よりも後段側、且つ、放射性核種除去装置３よりも前段側に備えられている。また、酸化剤除去槽２には、流入側の配管１０２と、流出側の配管１０３が接続されている。配管１０３には配管１０１および１０２同様、開閉バルブ１１４が設置されており、開閉バルブ１１４の開度等をオペレータが酸化還元電位測定装置４の測定結果を受けて調整する、もしくは制御装置２０により調整することで流量を制御することができる。

【0034】

酸化剤除去槽２に充填される酸化剤除去材としては、活性炭、あるいは亜硫酸カルシウムを含む吸着材等が挙げられる。なお、酸化剤除去材を交換（目安時期などは図４にて後述）する際には、放射性廃液処理システム１００の停止時に、配管１０２に設置された開閉バルブ１１３および配管１０３に設置された開閉バルブ１１４を閉じ、酸化剤除去槽２に充填されている酸化剤除去材を詰め替える。または、容器ごと、酸化剤除去槽２自体を交換することができる。

【0035】

また、酸化剤が除去されているか確認するため、配管１０３にサンプリング弁（図示省略）を設置してサンプリングを行い、残留塩素濃度などを測定することができる。

【0036】

酸化処理において供給される次亜塩素酸等の酸化剤は、残存したまま後段の設備に通水されると設備の腐食を起こす可能性がある。このことから、放射性廃液中に残存している酸化剤を除去処理することで、酸化剤による設備腐食を抑制することとする。

【0037】

酸化剤除去槽２で未反応の酸化剤が除去処理された放射性廃液は、開閉バルブ１１４が設置された配管１０３を通じて放射性核種除去装置３に流入する。

【0038】

放射性核種除去装置３は、放射性核種を除去する吸着材あるいは分離膜（以後、核種除去材）、が充填されており、核種除去材に放射性廃液を通水することで放射性核種を吸着処理、もしくは分離膜により放射性核種を分離除去することで、酸化剤除去槽２により未反応の酸化剤が除去された放射性廃液から放射性核種を分離除去する。この放射性核種除去装置３において好適には放射性核種除去ステップが実行される。

【0039】

放射性核種除去装置３には、流入側の配管１０３と、流出側の配管１０４が接続されている。配管１０４には配管１０１等と同様に、開閉バルブ１１５が設置されており、開閉バルブ１１５の開度等をオペレータが酸化還元電位測定装置４の測定結果を受けて調整する、もしくは制御装置２０により調整することで流量を制御することができる。

【0040】

放射性核種除去装置３に充填される核種除去材としては、例えば、イオン交換樹脂、キレート樹脂、ゼオライト、銀が担持されたゼオライト、チタン酸、ケイチタン酸、フェロシアン化物等のうちの一つを含むもとすることができる。核種除去材は、一種を用いてもよいし、複数種を用いてもよい。

【0041】

なお、核種除去材を交換する際には、放射性廃液処理システム１００の停止時に、配管１０３に設置された開閉バルブ１１４および配管１０４に設置された開閉バルブ１１５を閉じ、放射性核種除去装置３に充填されている核種除去材を詰め替える。または、容器ごと、放射性核種除去装置３自体を交換することができる。

【0042】

また、酸化剤除去槽２よりも後段側、且つ放射性核種除去装置３よりも前段側、すなわち酸化剤除去槽２の流出側であり、放射性核種除去装置３の流入側である配管１０４に酸化還元電位測定装置４が設置されている。この酸化還元電位測定装置４において好適には酸化還元電位測定ステップが実行される。酸化還元電位測定装置４では、オンラインで酸化還元電位を測定する。

【0043】

放射性核種除去装置３で放射性核種が除去された放射性廃液は、開閉バルブ１１５が設置された配管１０４を通じて放射性廃液処理システム１００の系外に排出、または容器に貯留されて更なる処理工程に移行する。

【0044】

図１のような放射性廃液処理システム１００では、酸化還元電位測定装置４により測定された酸化還元電位が所定範囲を満たすように管理する酸化還元電位管理部は、ポンプ１１１、開閉バルブ１３，１１２，１１３，１１４により構成される。これに対し、図２のような放射性廃液処理システム１００Ａでは、酸化還元電位管理部は、ポンプ１１１、開閉バルブ１３，１１２，１１３，１１４、および制御装置２０により構成される。

【0045】

このような放射性廃液処理システム１００によると、設備の腐食などを発生させずに放射性核種を効率よく分離除去することができる。

【0046】

図３は、ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４）の腐食発生に及ぼす残留塩素濃度の影響を示す図である。図３に示すように、残留塩素濃度が２［ｐｐｍ］以下の場合、配管や容器など設備に用いられるＳＵＳ３０４の腐食は確認されていない。一方、残留塩素濃度が２［ｐｐｍ］を上回る場合、ＳＵＳ３０４の腐食発生が確認された。このことから、残留塩素濃度が２［ｐｐｍ］以下となるよう、酸化剤除去材を交換して運用することが好ましい。

【0047】

図４は、酸化剤除去後の処理水の残留塩素濃度と酸化還元電位との関係を示す図である。図４において、縦軸は、酸化剤除去後の処理水の残留塩素濃度を示し、横軸は、酸化剤除去後の処理水の酸化還元電位を示す。酸化剤および酸化剤除去槽（酸化剤除去材）としては、次亜塩素酸濃度（３０［ｐｐｍ］）を含むＮａＣｌ溶液（Ｃｌ濃度３６００［ｐｐｍ］）および活性炭（粒径３００［μｍ］、比表面積７００［ｍ^２／ｇ］）を用い、ＳＶ１２［ｈ^－１］の条件で行った。

【0048】

図４に示すように、酸化剤除去後の処理水の酸化還元電位が０．８［Ｖ］以下の場合、残留塩素濃度は０［ｐｐｍ］であり、酸化剤を除去できていることがわかる。一方、酸化剤除去材の酸化剤除去能が低下し、酸化還元電位が０．８［Ｖ］より高くなった場合、ＳＵＳ３０４の腐食発生が確認された２［ｐｐｍ］を超える残留塩素濃度が確認された。

【0049】

このことから、酸化剤除去槽２の後段においてオンラインで酸化還元電位の測定を行い、酸化剤除去後の処理水の酸化還元電位が０．８［Ｖ］以下を維持できるように酸化剤除去材を交換して運用することが好ましい。

【0050】

このために、図２に示すような放射性廃液処理システム１００Ａのように、酸化還元電位測定装置４の測定結果の入力を受けてポンプ１１１の流量制御や開閉バルブ１３，１１２，１１３，１１４の開閉制御あるいは開度の制御を行う制御装置２０を設けて、酸化還元電位測定装置４により測定された酸化還元電位が所定範囲を満たす、好適には０．８［Ｖ］以下を保つように自動で管理することができる。

【0051】

あるいは、オペレータが酸化還元電位測定装置４の測定結果を常に、あるいは所定タイミング毎に確認し、酸化還元電位が０．８［Ｖ］を超えるときは酸化剤除去槽２の酸化剤除去材の交換を行い、酸化還元電位が０．８［Ｖ］以下を維持するように操業することができる。

【0052】

これにより、間欠的なサンプリングによる残留塩素濃度の測定と比較して、図４に示した酸化剤除去材の酸化剤除去能の低下を酸化還元電位の上昇で把握できる。すなわち、酸化剤除去材の交換時期を正確にかつ簡易に把握することができ、最小限の酸化剤除去材の使用量（すなわち、廃吸着材量）で設備の腐食などを抑制できる。

【0053】

なお、配管１０３にサンプリング弁（図示省略）を設置してサンプリングを行い、酸化還元電位を測定することができる。

【0054】

また、酸化剤除去槽２を並列に２つ以上設置することにより、酸化剤除去材を交換する際には交換側のラインを停止し、並列に設置した別の酸化剤除去槽２（酸化剤除去材）のラインを用いることで、放射性廃液処理システム１００の運用を止めることなく、連続的に酸化剤除去処理を行うことが可能である。

【0055】

次に、本実施形態の効果について説明する。

【0056】

上述した本発明の第１実施形態の放射性廃液処理システム１００は、放射性廃液に酸化剤を供給して放射性核種を酸化処理する酸化処理槽１と、酸化処理槽１により供給した酸化剤のうち、未反応の酸化剤を除去する酸化剤除去槽２と、酸化剤除去槽２により未反応の酸化剤が除去された放射性廃液から放射性核種を除去する放射性核種除去装置３と、酸化剤除去槽２の後段に設けられており、未反応の酸化剤が除去された放射性廃液の酸化還元電位を測定する酸化還元電位測定装置４と、を有する。

【0057】

これによって、放射性核種を含む放射性廃液から、設備の腐食などを発生させずに放射性核種を効率よく分離除去することができる。

【0058】

また、酸化還元電位測定装置４により測定された酸化還元電位が所定範囲を満たすように管理する制御装置２０を更に有するため、より安定して設備の腐食などを発生させずに放射性核種を効率よく分離除去することができる。

【0059】

更に、制御装置２０は、酸化還元電位が０．８［Ｖ］以下を維持するように酸化剤除去槽２の酸化剤除去材の交換を行うことで、設備の腐食などの発生を極力抑制することができる。

【0060】

＜第２実施形態＞
本発明の第２実施形態の放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法について図５を用いて説明する。

【0061】

この第２実施形態は、酸化剤は、過酸化水素、オゾン、過マンガン酸およびその塩の水溶液、次亜塩素酸およびその塩の水溶液のうちの１つを含むものとして、図１に示すような放射性廃液処理システム１００において、更に、オペレータが放射性廃液の通水速度と酸化剤除去槽２の酸化剤除去材の量とから酸化剤除去材の交換時期を算定、あるいは図２に示すような放射性廃液処理システム１００Ａの制御装置２０において、放射性廃液の通水速度と酸化剤除去槽２の酸化剤除去材の量とから酸化剤除去材の交換時期を算定するものである。

【0062】

この場合は、好適には、図２に示すように、酸化還元電位と残留塩素濃度の対応関係を記憶する記憶部２１を更に有するものとし、制御装置２０は、測定された酸化還元電位に対応する残留塩素濃度に基づき酸化剤除去槽２の酸化剤除去材を交換するものとすることができる。

【0063】

図５は、吸着材の交換目安時期と通水速度の関係を示す図である。図５において、縦軸は、酸化剤除去材の交換目安時期として、図３に示したＳＵＳ３０４の腐食発生が確認された残留塩素濃度２［ｐｐｍ］を超えないよう酸化剤除去後の処理水の残留塩素濃度が０．１［ｐｐｍ］以下を達成可能な日数を示し、横軸は、通水速度として、単位時間あたりに液が吸着材層に接触する時間の逆数を示す空間速度（ＳＶ）を示す。

【0064】

以下、図５に示した吸着材の交換目安時期と通水速度の関係を調べるために実施した試験について示す。

【0065】

Ｃｌ濃度３６００［ｐｐｍ］のＮａＣｌ溶液に、酸化剤としては次亜塩素酸を用い、液中の次亜塩素酸の濃度が３０［ｐｐｍ］となるように添加した。酸化剤除去槽（酸化剤除去材）としては、粒径３００［μｍ］、比表面積７００［ｍ^２／ｇ］の活性炭を用いた。

【0066】

上記の次亜塩素酸濃度の液を、活性炭にＳＶ１２［ｈ^－１］、ＳＶ３０［ｈ^－１］、ＳＶ６０［ｈ^－１］となるように通水した。例えば、ＳＶ１２［ｈ^－１］の条件では、活性炭２．５［ｍＬ］相当を充填したカラムに対して、通水速度３０［ｍＬ／ｈ］で通水した。同様に、ＳＶ３０［ｈ^－１］の条件では、活性炭２．５［ｍＬ］相当を充填したカラムに対して、通水速度７５［ｍＬ／ｈ］、ＳＶ６０［ｈ^－１］の条件では、活性炭２．５［ｍＬ］相当を充填したカラムに対して、通水速度１５０［ｍＬ／ｈ］で通水した。なお、液温は２３［℃］一定となるよう調整した。

【0067】

図５に示したように、通水速度によって酸化剤除去材の交換目安時期は異なり、例えばＳＶ１２［ｈ^－１］の場合は通水日数１４０日で酸化剤除去材を交換して運用することが好ましい。なお、酸化剤除去材の交換目安時期（通水日数）とＳＶは概ね反比例の関係であるため、ＳＶ３０［ｈ^－１］の場合は通水日数５６日、ＳＶ６０［ｈ^－１］の場合は通水日数２８日等、通水速度と酸化剤除去材の量から所定の酸化剤除去材の交換周期を決定することができる。さらに、比表面積が大きい（もしくは粒径が小さく表面積が大きい）活性炭を用いることにより、上記日数より酸化剤除去材の交換目安時期を延ばすことができる。

【0068】

その他の構成・動作は前述した第１実施形態の放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法と略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

【0069】

本発明の第２実施形態の放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法においても、前述した第１実施形態の放射性廃液処理システムおよび放射性廃液処理方法とほぼ同様な効果が得られる。

【0070】

また、制御装置２０は、放射性廃液の通水速度と酸化剤除去槽２の酸化剤除去材の量とから酸化剤除去材の交換時期を算定することにより、より無駄なく酸化剤除去材を使い切ることができるようになる。

【0071】

更に、酸化還元電位と残留塩素濃度の対応関係を記憶する記憶部２１を更に有し、制御装置２０は、測定された酸化還元電位に対応する残留塩素濃度に基づき酸化剤除去槽２の酸化剤除去材を交換することで、より適切な時期での酸化剤除去材の交換が可能となる。

【0072】

なお、本実施形態では、酸化剤として次亜塩素酸を用いた例を説明したが、例えば、過酸化水素、オゾン、過マンガン酸およびその塩の水溶液、次亜塩素酸の塩の水溶液等の、一種を用いてもよいし、複数種を用いてもよい。

【0073】

また、本実施形態では、酸化剤除去槽２は放射性廃液を酸化剤除去材に接触させる通水方式で酸化剤を除去する形態、および放射性核種除去装置３は放射性廃液に核種除去材に接触させる通水方式で放射性核種を除去する形態としたが、本実施形態はこの方式に限定されるものではない。

【0074】

例えば、放射性廃液を貯留させた容器に酸化剤除去材を間欠的に添加するバッチ方式で酸化剤を除去する方法や、酸化剤除去後の放射性廃液を貯留させた容器に核種除去材を間欠的に添加するバッチ方式で放射性核種を除去する方法のうちいずれか一方以上を用いることができる。

【0075】

＜その他＞
以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明は前記の実施形態に限定されるものではなく、技術的範囲を逸脱しない限り、様々な変形例が含まれる。例えば、前記の実施形態は、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されない。また、或る実施形態の構成の一部を他の構成に置き換えたり、或る実施形態の構成に他の構成を加えたりすることが可能である。また、或る実施形態の構成の一部について、他の構成の追加、構成の削除、構成の置換をすることも可能である。

【0076】

例えば、放射性核種の化学形態を変換するため酸化処理槽１を備えている形態を説明したが、放射性廃液の酸化処理を配管１０１、もしくは酸化剤供給配管１２への酸化剤のインライン注入で行う構成とし、酸化処理槽１の設置を省略することができる。

【0077】

また、酸化剤除去槽２に酸化剤除去材を間欠的に添加し、後段の放射性核種除去装置３の膜分離方法で、添加した酸化剤除去材を放射性核種と共に放射性廃液から分離除去することができる。

【0078】

なお、放射性核種除去装置３に関しても、第１実施形態では、核種除去材を用いた吸着処理を例として記載したが、例えば、放射性核種を含む放射性廃液に対して、スケール防止剤によるスケール防止およびスケール防止剤除去を行った後、精密ろ過（МＦ）膜、ナノろ過（ＮＦ）膜、限外ろ過（ＵＦ）膜を用いた膜分離方法により放射性核種を分離除去することができる。

【0079】

さらに、放射性廃液には、上記の対象とする放射性核種以外の放射性核種が含まれていてもよい。すなわち、他の放射性核種を分離除去するための核種除去材および分離膜など放射性核種除去装置を更に備えてもよい。

【符号の説明】

【0080】

１…酸化処理槽
２…酸化剤除去槽
３…放射性核種除去装置
４…酸化還元電位測定装置
１０…酸化剤供給装置
１１…酸化剤タンク
１２…酸化剤供給配管
１３…開閉バルブ（酸化還元電位管理部）
２０…制御装置（酸化還元電位管理部）
２１…記憶部
１００，１００Ａ…放射性廃液処理システム
１０１，１０２，１０３，１０４…配管
１１１…ポンプ（酸化還元電位管理部）
１１２，１１３，１１４…開閉バルブ（酸化還元電位管理部）
１１５…開閉バルブ

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】