(57)【要約】【課題】放射性廃液の処理において、処理対象水の水質が変化した場合に、処理対象水のｐＨを適切な範囲に制御する。【解決手段】原子力施設から発生する放射性廃液の処理装置であって、放射性廃液がアルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統と、第１の系統と第２の系統の流量比を制御する制御部とを備えた、放射性廃液の処理装置を構成する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力施設から発生する放射性廃液の処理装置であって、
前記放射性廃液がアルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、
前記放射性廃液が前記ｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統と、
前記第１の系統と前記第２の系統の流量比を制御する制御部と、
を備えた、放射性廃液の処理装置。
【請求項２】
請求項１に記載の放射性廃液の処理装置であって、
前記第１の系統と前記第２の系統が合流する点よりも下流側に配置され、放射性核種を除去する、放射性核種除去部をさらに備えた
放射性廃液の処理装置。
【請求項３】
請求項２に記載の放射性廃液の処理装置であって、
さらに、前記放射性核種除去部の上流側にｐＨを測定するｐＨ測定部を備えた、
放射性廃液の処理装置。
【請求項４】
請求項１〜３のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
さらに、前記第１の系統と前記第２の系統が合流する点よりも下流側にミキサを備えた、
放射性廃液の処理装置。
【請求項５】
請求項２〜４のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
前記放射性核種除去部として、Ｓｒ吸着材入り容器を備えた、
放射性廃液の処理装置。
【請求項６】
請求項１〜５のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
前記第１の系統は、前記放射性廃液を前記ｐＨ緩衝材の入った容器に通水する構成を有する、
放射性廃液の処理装置。
【請求項７】
請求項１〜５のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
前記第１の系統は、前記放射性廃液と前記ｐＨ緩衝材をバッファタンクに供給することにより前記放射性廃液が前記ｐＨ緩衝材と接触する構成を有する、
放射性廃液の処理装置。
【請求項８】
請求項１〜７のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
前記制御部は、少なくとも前記第１の系統または前記第２の系統のいずれかに設けられたポンプによって構成されている
放射性廃液の処理装置。
【請求項９】
請求項１〜７のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
前記制御部は、少なくとも前記第１の系統または前記第２の系統のいずれかに設けられた弁によって構成されている
放射性廃液の処理装置。
【請求項１０】
請求項２〜９のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置であって、
さらに、前記放射性核種除去部の下流側に、前記放射性核種を除去した前記放射性廃液に酸を添加する酸添加部を備えた、
放射性廃液の処理装置。
【請求項１１】
原子力施設から発生する放射性廃液の処理方法であって、
前記放射性廃液がアルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、
前記放射性廃液が前記ｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統を有し、
前記第１の系統及び前記第２の系統の流量比を制御することにより、前記放射性廃液のｐＨを調整する、ｐＨ調整工程を含む、
放射性廃液の処理方法。
【請求項１２】
請求項１１に記載の放射性廃液の処理方法であって、
前記ｐＨ調整工程の後、ｐＨ調整した前記放射性廃液から放射性核種を除去する核種除去工程を含む、
放射性廃液の処理方法。
【請求項１３】
請求項１２に記載の放射性廃液の処理方法であって、
前記核種除去工程が、Ｓｒ吸着材を用いて前記放射性廃液からＳｒを除去する工程である、
放射性廃液の処理方法。
【請求項１４】
請求項１２又は１３に記載の放射性廃液の処理方法であって、
さらに、前記核種除去工程の後、前記放射性核種を除去した前記放射性廃液に、酸を添加する酸添加工程を含む、
放射性廃液の処理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、放射性廃液の処理装置及び処理方法に係り、更に詳しくは、放射性物質を含む廃液、地下水、海水、雨水などから放射性物質を除去する放射性廃液の処理装置及び処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力施設から発生する放射性廃液には、多様な放射性核種が含まれている。その核種を除去するためには、例えば、核種を吸着除去可能な吸着材に、処理対象となる放射性廃液（以下「処理対象水」という。）を通水する方法がある。
【０００３】
処理対象水が酸性から中性の場合、一部の吸着材の性能を低下させることが知られており、核種を十分に吸着除去することができない可能性がある。
また、処理対象水が強酸性又は強アルカリ性の場合、放射性廃液の処理装置で処理された放射性廃液（以下「処理済水」という。）のｐＨも強酸性又は強アルカリ性となる場合がある。そして、処理済水のｐＨが施設の排水基準、例えばｐＨ６〜９の範囲内に収まらない場合、排水することができない。つまり、放射性核種の除去及び排水の観点から、処理対象水のｐＨには適切な範囲（中性から弱アルカリ性）が存在する。
【０００４】
上述の問題を解決するため、処理対象水のｐＨを適切な範囲に調整する場合がある。
ｐＨの調整方法はいくつかあるが、例えば、酸性または中性の処理対象水にアルカリ剤を注入して、所定のｐＨに調整する方法が主に用いられている。アルカリ剤としては、水酸化ナトリウムなどが使用される。
【０００５】
しかし、酸性または中性の処理対象水に水酸化ナトリウム等の強アルカリ性のアルカリ剤を直接注入すると、処理対象水の中で局所的に強アルカリ性となる箇所が発生し、処理対象水中に存在するＣａ２＋やＭｇ２＋などの金属イオンが炭酸塩や水酸化物として析出してしまう、という問題がある。
放射性廃液に析出物が発生すると、放射性核種が析出物と共沈して吸着除去が困難になる場合や、析出物が吸着材を閉塞させて放射性廃液の通水が困難になる場合がある。
【０００６】
一方、析出物が発生しない程度の弱アルカリ性のアルカリ剤を注入すると、注入するアルカリ剤の溶液が多く必要となり、吸着材に通水する放射性廃液の量が増加する場合がある。
【０００７】
このような事情から、核種の吸着除去では、アルカリ剤を注入してｐＨを調整する方法は望ましくない。
アルカリ剤を用いないｐＨを調整する方法としては、ｐＨを調整する固体材料（以下「ｐＨ緩衝材」という。）として、アルカリ成分を溶出する炭酸塩や酸化物などを利用する方法が知られている。例えば、特許文献１には、放射性廃液をｐＨ緩衝材に接触させた後、吸着材を用いて放射性核種を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】
【０００８】
【特許文献１】特開２０１７−１８１１４４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
特許文献１に記載の装置を適用した場合、処理対象水がｐＨ緩衝材入り容器（以下「ｐＨ緩衝塔」という。）を通過する。この際、処理対象水の水質とｐＨ緩衝材の種類、及び処理対象水とｐＨ緩衝材の接触時間によって、ｐＨ緩衝塔を通過した液のｐＨが決まる。
【００１０】
ここで、同じｐＨ緩衝材の種類及び充填量のままで、連続して異なる水質の処理対象水を処理する場合、処理対象水の水質の変化とともにｐＨ緩衝塔を通過した液のｐＨも変化する。例えば、処理対象水に含まれるｐＨ変化を抑制する成分（例えば、炭酸やケイ酸などの弱酸）の濃度が低くなると、処理対象水のｐＨはｐＨ緩衝材から溶出するアルカリ成分の影響を大きく受けるため、ｐＨ緩衝塔を通過した液のｐＨは高くなる。
【００１１】
一方、前述のように、放射性核種の除去及び排水の観点から、ｐＨ緩衝塔を通過した液のｐＨは、一定の範囲に制御されることが望ましい。
処理対象水の水質が変化する場合、ｐＨ緩衝塔を通過した液のｐＨを一定の範囲に制御するためには、一度装置を停止し、ｐＨ緩衝塔内のｐＨ緩衝材の充填量や種類を変える必要がある。例えば、処理対象水に含まれるｐＨ変化を抑制する成分の濃度が低下した場合、ｐＨ緩衝塔を通過した液のｐＨが上昇し過ぎないように、ｐＨ緩衝材を詰めなおして、処理対象水とｐＨ緩衝材の接触時間を短くするために充填量を減らす、又はｐＨ緩衝材をアルカリ成分が溶出し難い種類の材に変える。
【００１２】
本発明は、放射性廃液の処理において、処理対象水の水質が変化した場合にも、処理対象水のｐＨを適切な範囲に制御することを目的とする。
【００１３】
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。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
本発明の放射性廃液の処理装置は、原子力施設から発生する放射性廃液の処理装置である。
そして、本発明の放射性廃液の処理装置は、放射性廃液がアルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統と、第１の系統と第２の系統の流量比を制御する制御部と、を備えている。
【００１５】
本発明の放射性廃液の処理方法は、原子力施設から発生する放射性廃液の処理方法である。
そして、本発明の放射性廃液の処理方法は、放射性廃液がアルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統を有し、第１の系統と第２の系統の流量比を制御することにより、放射性廃液のｐＨを調整する、ｐＨ調整工程を含む。
【発明の効果】
【００１６】
上述の本発明の処理装置及び処理方法によれば、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統の、流量比を制御する。
これにより、放射性廃液の処理において、処理対象水の水質が変化した場合にも、処理対象水のｐＨを適切な範囲に制御できる。従って、処理対象水のｐＨを、所定の範囲、例えば、放射性核種を除去する吸着材の性能が低下しない適切な範囲内、排水基準の範囲内、等に制御することが可能になる。
また、本発明の処理装置及び処理方法によれば、第２の系統がない従来の構成と比較して、第１の系統のｐＨ緩衝材への通水量を抑制できるため、ｐＨ緩衝材の交換周期を延長できる。
【００１７】
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。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】放射性廃液の処理装置の例の概略構成図である。
【図２】放射性廃液の処理方法の例のフロー図である。
【図３】実施例１の放射性廃液の処理装置の概略構成図である。
【図４】ｐＨ制御試験の結果を示すグラフである。
【図５】ｐＨ制御試験の結果を示すグラフである。
【図６】実施例２の放射性廃液の処理装置の概略構成図である。
【図７】実施例３の放射性廃液の処理装置の概略構成図である。
【図８】実施例４の放射性廃液の処理装置の概略構成図である。
【図９】実施例４の放射性廃液の処理方法のフロー図である。
【図１０】変形例１の放射性廃液の処理装置の概略構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
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。
【００２０】
本発明は、処理対象水の水質が変化した場合にも、処理対象水のｐＨを適切な範囲に制御できる、放射性廃液の処理装置及び処理方法に関するものである。
【００２１】
本発明の放射性廃液の処理装置は、原子力施設から発生する放射性廃液の処理装置である。
そして、本発明の放射性廃液の処理装置は、放射性廃液がアルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統と、第１の系統と第２の系統の流量比を制御する制御部と、を備えている。
【００２２】
本発明の放射性廃液の処理方法は、原子力施設から発生する放射性廃液の処理方法である。
そして、本発明の放射性廃液の処理方法は、放射性廃液がアルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統とを有し、第１の系統及び第２の系統の流量比を制御することにより、放射性廃液のｐＨを調整する、ｐＨ調整工程を含む。
【００２３】
上述した放射性廃液の処理装置及び放射性廃液の処理方法によれば、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触する第１の系統と、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない第２の系統の、流量比を制御する。
これにより、放射性廃液の処理において、処理対象水の水質が変化した場合にも、処理対象水のｐＨを適切な範囲に制御できる。従って、処理対象水のｐＨを、所定の範囲、例えば、放射性核種を除去する吸着材の性能が低下しない適切な範囲内、排水基準の範囲内、等に制御することが可能になる。
また、本発明の処理装置及び処理方法によれば、第２の系統がない従来の構成と比較して、第１の系統のｐＨ緩衝材への通水量を抑制できるため、ｐＨ緩衝材の交換周期を延長できる。
【００２４】
そして、処理対象水のｐＨを排水基準の範囲に制御できることにより、原子力施設から排出することが可能になり、排出しない場合でも比較的安価なステンレス鋼製容器に容器の腐食を気にせずにその処理済液を保管することができる。
【００２５】
上述した放射性廃液の処理装置において、より好ましくは、第１の系統及び第２の系統よりも下流側に配置され、放射性核種を除去する、放射性核種除去部をさらに備えた構成とする。
放射性核種を除去する放射性核種除去部は、例えば、放射性Ｓｒを除去する目的の場合、Ｓｒ吸着材入り容器を備えていることが望ましい。Ｓｒ吸着材は、ケイチタン酸系化合物、チタン酸化合物又はゼオライトであることが望ましい。
【００２６】
また、上述した放射性廃液の処理方法において、より好ましくは、ｐＨ調整工程の後、ｐＨ調整した放射性廃液から放射性核種を除去する、核種除去工程をさらに含む。
核種除去工程は、例えば、放射性廃液が放射性Ｓｒを含む場合には、Ｓｒ吸着材を用いて、ｐＨ調整水からＳｒを除去することが望ましい。
【００２７】
このように、処理装置に放射性核種除去部を設けた構成とした場合や、処理方法に核種除去工程を含む場合には、処理対象水の水質が変化した場合にも、放射性核種の除去に適切な範囲内のｐＨに制御することができる。これにより、処理対象水の水質が変化した場合にも、放射性核種の除去の性能を低下させずに維持することができる。
【００２８】
なお、以下の説明では、第１の系統において、放射性廃液とｐＨ緩衝材とを接触させる構成部を、「ｐＨ緩衝装置」と呼ぶ。
【００２９】
ここで、放射性廃液の処理装置の例である、放射性廃液処理装置１の概略構成図を、図１に示す。
図１に示す放射性廃液処理装置１は、処理対象水集水タンク２と、流量比制御装置５と、ｐＨ緩衝装置７と、放射性核種除去装置１０と、処理済水集水タンク１１と、を備えている。
すなわち、図１に示す放射性廃液処理装置１は、第１の系統及び第２の系統の流量比を制御する制御部として、流量比制御装置５を備え、放射性核種を除去する放射性核種除去部として、放射性核種除去装置１０を備えている。
【００３０】
処理対象集水タンク２には、処理対象水である、放射性廃液Ｓが貯蔵されている。
処理対象集水タンク２と流量比制御装置５は、配管３により接続されている。
流量比制御装置５には、第１の系統の配管６と、第２の系統の配管８が、それぞれ接続されている。
ｐＨ緩衝装置７は、装置の内部で放射性廃液ＳがｐＨ緩衝装置７の内部でｐＨ緩衝材と接触する構成とされており、第１の系統の配管６の途中に設置されている。
第１の系統の配管６及び第２の系統の配管８は、下流側の端部で合流しており、合流点において合流後の配管９に接続されている。
合流後の配管９には、放射性核種除去装置１０が設けられている。
配管９の下流側の端部は、処理済水集水タンク１１に接続されている。
【００３１】
第１の系統の配管６とｐＨ緩衝装置７によって、第１の系統が構成されている。
第２の系統の配管８によって、第２の系統が構成されている。
【００３２】
上述した構成を有する、図１に示す放射性廃液処理装置１では、以下に説明するようにして、放射性廃液Ｓの処理を行うことができる。
まず、ポンプ４を用いて、放射性廃液Ｓを、処理対象水集水タンク２から、流量比制御装置５を介して、配管６を通る第１の系統と、配管８を通る第２の系統に送水される。このとき、流量比制御装置５によって、第１の系統の流量と、第２の系統の流量の比率が制御される。
第１の系統では、ｐＨ緩衝装置７において、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触する。
第２の系統は、第１の系統に対するバイパスとなり、第２の系統においては、放射性廃液がｐＨ緩衝材と接触しない。
第１の系統と第２の系統のそれぞれを通った放射性廃液は、各系統の下流側の端部で合流し、合流した後に、合流点の下流に配置された放射性核種除去装置１０に流入する。放射性廃液は、放射性核種除去装置１０において放射性核種が除去された後、処理済水集水タンク１１に貯蔵される。
【００３３】
ｐＨ緩衝装置７は、放射性廃液とｐＨ緩衝材とを接触させる構成であれば、どのような構成であってもよい。
ｐＨ緩衝装置７は、ｐＨ緩衝材が充填されたｐＨ緩衝塔を含むものであってもよい。
また、ｐＨ緩衝装置７は、バッファタンクを含み、ｐＨ緩衝材がバッファタンクに供給される構成であってもよい。
【００３４】
ｐＨ緩衝材としては、アルカリ成分を溶出するｐＨ緩衝材を用いる。
ｐＨ緩衝材の材料としては、例えば、酸化マグネシウム、水酸化マグネシウム、ドロマイト、ハイドロタルサイト、水酸化鉄等が挙げられる。これらの材料は、単独で用いても、複数の材料を組み合わせて用いてもよい。
処理対象水の水質に応じて、ｐＨ緩衝材の材料を適宜選択することができる。
【００３５】
具体例として、ｐＨ緩衝材に酸化マグネシウム（ＭｇＯ）を使用した場合の、ｐＨ緩衝材の作用を示す。以下は、ＭｇＯが水と接触してアルカリ成分を放出する反応式を示したものである。
（式１）  ＭｇＯ（ｓ）＋Ｈ２Ｏ→Ｍｇ２＋＋２ＯＨ−
（式２）  ２ＯＨ−＋２Ｈ＋→２Ｈ２Ｏ
式１は、ＭｇＯの溶解を示している。式２は、処理対象水が酸性の場合、式１のＭｇＯの溶解に引き続き、酸（Ｈ＋）が中和される反応を示している。また、ＭｇＯの中性の水に対する溶解量は９．８×１０−３ｇ／Ｌ（Ｍｇ（ＯＨ）２換算）であり、ＭｇＯが飽和溶解した水のｐＨは１０．３のため、ＭｇＯから放出されるアルカリ成分（ＯＨ−）によって処理対象水が局所的にも高ｐＨとならず、処理対象水にＣａやＭｇ、または炭酸イオンが含まれる場合であっても、沈殿物やスケールの発生を防ぐことが可能になる。
なお、ｐＨ緩衝材であるＭｇＯにより調整されたｐＨは、ＭｇＯが溶解する限り、長期間維持されることになる。
【００３６】
図１に示す放射性廃液処理装置１においては、第１の系統と第２の系統の流量比を制御する制御部である流量比制御装置５によって、第１の系統と第２の系統が合流した下流側における放射性廃液のｐＨを制御することができる。
【００３７】
ｐＨの制御の例として、図１に示す放射性廃液処理装置１を用いて、処理対象水として処理対象水集水タンク２中の放射性廃液Ｓを処理する場合を、以下に説明する。
放射性廃液ＳはｐＨ７．０の中性であり、ｐＨ緩衝材であるＭｇＯと接触した際に、ｐＨ１０．３の弱アルカリ性になる。
放射性廃液Ｓを放射性廃液処理装置１で処理する場合、放射性廃液ＳがｐＨ緩衝材と接触する第１の系統の出口の放射性廃液ＳのｐＨは１０．３となるが、放射性廃液ＳがｐＨ緩衝材と接触しない（バイパスとなる）第２の系統の出口の放射性廃液ＳのｐＨは７．０のままである。
第１の系統と第２の系統が合流した下流の配管９における放射性廃液ＳのｐＨは、７．０〜１０．３の間となる。そして、第１の系統の流量比が大きいほど、配管９における放射性廃液ＳのｐＨは１０．３に近付き、第２の系統の流量比が大きいほど、配管９における放射性廃液ＳのｐＨは７．０に近付く。言い換えると、第１の系統と第２の系統の流量比を制御することで、第１の系統と第２の系統が合流した下流側における放射性廃液ＳのｐＨを制御することができる。
【００３８】
第１の系統と第２の系統の流量比を制御する制御部は、それぞれの系統の流量比を制御することができる構成であれば、様々な構成を採用することができる。
例えば、第１の系統と第２の系統にそれぞれポンプを設置し、それぞれのポンプの流量を制御することで、第１の系統と第２の系統の流量比を制御する構成とすることが可能である。
また例えば、第１の系統と第２の系統の少なくともいずれか一つに、開度を調節可能な弁を設置し、弁の開度を調節することで、第１の系統と第２の系統の流量比を制御する構成とすることも可能である。
なお、制御部を構成する、流量比の制御を行うポンプや弁は、第１の系統と第２の系統の少なくともいずれかに設けられていればよい。例えば、第１の系統と第２の系統のうちの一方の系統に流量比の制御を行うポンプや弁を設けて、他方の系統には流量比の制御を行うポンプや弁を設けないで、他方の系統の流量は一定とする構成も可能である。
【００３９】
制御部における流量比の制御は、コンピュータプログラムによって自動的に、もしくは、操作者が手動で、例えば、ポンプの流量、弁の開度、等を変化させることにより、実行する。
手動で変化させる方法としては、ポンプや弁を直接手動で操作する方法、ポンプや弁を遠隔操作するスイッチ等を手動で操作する方法、等が考えられる。
【００４０】
流量比の制御は、例えば、いずれかの段階で液のｐＨを測定して、測定したｐＨの測定値に基づいて、実行することができる。
ｐＨの測定を行う箇所は、例えば、第１及び第２の系統が分岐する点の上流側（処理対象水を測定）、第１の系統のうちのｐＨ緩衝装置の下流側、第１及び第２の系統が合流する点の下流側、等が考えられる。
なお、図１に示す放射性廃液処理装置１の放射性核種除去装置１０のように、処理対象水から放射性核種の除去を行う場合には、放射性核種の除去を行う前の液のｐＨを測定して、そのｐＨの測定値に基づいて流量比を制御することが望ましい。これにより、放射性核種の除去に適したｐＨに制御することが可能になる。
【００４１】
ここで、放射性廃液の処理方法の例のフロー図を、図２に示す。
図２に示すフロー図は、ｐＨ調整工程の後の核種除去工程も含んでいる。
図２に示すように、放射性廃液（処理対象水）は、まずはｐＨ調整工程により、中性又は弱アルカリ性に調整された液（以下「ｐＨ調整水」という。）となる。
その後、ｐＨ調整水は、核種除去工程により、放射性核種が除去された液（以下「核種除去水」という。）となる。
この図２に示すフローにおいては、全工程を経た核種除去水が、処理済水となる。
【００４２】
図２にフローを示した処理方法によれば、中性又は弱アルカリ性に調整されたｐＨ調整水から、核種除去工程によって放射性核種を除去して、処理済水が得られるので、処理済水を（ｐＨ調整水と同様の）中性又は弱アルカリ性とすることができる。これにより、比較的安価なステンレス鋼製容器に、容器の腐食を気にせずに処理済水を保管することができる。言い換えると、ステンレス鋼製容器の内壁等を腐食抑制のためにコーティングする必要がなくなるため、安価な容器を用いることができる。
また、ｐＨ調整工程によって、ｐＨ調整水が中性又は弱アルカリ性に調整されているため、核種除去工程に用いられる吸着材の放射性核種の除去の性能を、低下させずに維持することができる。これにより、十分に放射性核種が除去された処理済水が得られる。
【００４３】
以下、本発明の具体的な実施例について、図面を参照して説明する。ただし、以下の実施例は、例として提示したものであり、本発明の範囲を限定するものではない。これらの実施例は、本発明の要旨を逸脱しない範囲で、追加、省略、置き換え、変更等を行うことができる。
【実施例】
【００４４】
（実施例１）
実施例１の放射性廃液の処理装置を、以下に示す。
実施例１における処理対象水は、原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液である。処理対象水は、元々酸性又は中性である廃液の他に、酸の添加によりアルカリ性から酸性や中性になった廃液を含む。
【００４５】
実施例１の放射性廃液の処理装置の概略構成図を、図３に示す。なお、図３において、図１に示した放射性廃液処理装置１の構成と同様の構成には、同一の符号を付している。
図３に示すように、本実施例の放射性廃液処理装置１Ａは、処理対象水集水タンク２と、流量比制御装置５Ａと、ｐＨ緩衝装置７Ａと、ｐＨ測定装置１８と、放射性核種除去装置１０と、処理済水集水タンク１１と、を備えている。
すなわち、本実施例の放射性廃液処理装置１Ａは、第１の系統及び第２の系統の流量比を制御する制御部として、流量比制御装置５Ａを備えている。
【００４６】
処理対象水集水タンク２には、処理対象水である、放射性廃液Ｓが貯蔵されている。
流量比制御装置５Ａは、流量比を制御するためのポンプ１２，１６を備えている。処理対象水集水タンク５と流量比制御装置５Ａは、配管３により接続されている。
ｐＨ緩衝装置７Ａは、固体のｐＨ緩衝材を充填した容器である、ｐＨ緩衝塔１４を備えている。実施例１におけるｐＨ緩衝材は、酸化マグネシウムである。
放射性核種除去装置１０は、Ｓｒ吸着材であるケイチタン酸系化合物を充填した容器である、Ｓｒ吸着塔を備えている。
【００４７】
第１の系統の配管６、ポンプ１２、弁１３、ｐＨ緩衝装置７Ａ、及び、弁１５によって、第１の系統が構成されている。
ｐＨ緩衝装置７Ａは、第１の系統の配管６の途中に設置されており、ｐＨ緩衝装置７Ａの上流側と下流側にそれぞれ、弁１３と弁１５が設けられている。
ポンプ１２は、弁１３よりも上流側に設けられており、ポンプ１２において第１の系統の液の流量を制御することができる。
【００４８】
第２の系統の配管８、ポンプ１６、及び、弁１７によって、第２の系統が構成されている。
ポンプ１６は、弁１７よりも上流側に設けられており、ポンプ１６において第２の系統の液の流量を制御することができる。
【００４９】
第１の系統の配管６及び第２の系統の配管８は、下流側の端部で合流しており、合流点において合流後の配管９に接続されている。
合流後の配管９には、ｐＨ測定装置１８、ポンプ１９、放射性核種除去装置１０が設けられている。
ｐＨ測定装置１８は、放射性核種除去装置１０の上流側に設けられ、ｐＨを測定するｐＨ測定部を構成する。このｐＨ測定装置１８は、配管９を通過する液のｐＨを測定する。
配管９の下流側の端部は、処理済水集水タンク１１に接続されている。
【００５０】
上述した構成を有する本実施例の放射性廃液処理装置１Ａでは、以下に説明するようにして、放射性廃液Ｓの処理を行うことができる。
【００５１】
処理対象水集水タンク２に貯蔵された放射性廃液（処理対象水）Ｓの一部は、ポンプ１２により、第１の系統の配管６に送られる。配管６に送られた液は、ｐＨ緩衝装置７ＡのｐＨ緩衝塔１４を通過することにより、ｐＨが上昇し弱アルカリ性となる。
このように、第１の系統では、放射性廃液（処理対象水）Ｓが、ｐＨ緩衝装置７ＡのｐＨ緩衝塔１４内のｐＨ緩衝材と接触する。
【００５２】
また、処理対象水集水タンク２に貯蔵された放射性廃液（処理対象水）Ｓの他の一部は、ポンプ１６により、第２の系統の配管８に送られる。配管８に送られた液は、ｐＨ緩衝塔１４を通過しないため、処理対象水集水タンク２におけるｐＨと同じく、酸性又は中性のままである。
このように、第２の系統では、放射性廃液（処理対象水）ＳがｐＨ緩衝材とは接触せず、第１の系統に対するバイパスとなっている。
【００５３】
第１の系統を通過した液と第２の系統を通過した液は、合流した後、配管９を通じてｐＨ測定装置１８に流入する。
ｐＨ測定装置１８では、流入した液のｐＨが測定される。
【００５４】
ｐＨ測定装置１８における、ｐＨ測定の方法及びｐＨ測定のための構成は、様々な方法や構成を採用することができる。
例えば、液を一部採取し分析することで、液のｐＨを測定してもよい。
また例えば、液の流れる配管９にｐＨ測定用の電極を挿入することで、液のｐＨを測定してもよい。
また例えば、ｐＨ測定装置１８に貯水槽を設け、貯水槽にｐＨ測定用の電極を設置することで液のｐＨを測定してもよい。
【００５５】
図３に示す放射性廃液処理装置１Ａは、ｐＨ調整後の液の均一性を保証するために、第１の系統及び第２の系統が合流した後の配管９のｐＨ測定装置１８の上流側に、図示しない、液を混合するミキサを備えてもよい。
液を混合するミキサとして、例えば、インラインミキサを設置してもよい。
また、液を混合するミキサとして、例えば、貯水槽を設けて合流後の液を攪拌してもよい。
【００５６】
ｐＨ測定装置１８において、通過した液のｐＨの測定値が目標ｐＨの範囲から外れた場合には、流量比制御装置５Ａを構成する２つのポンプ１２，１６の流量を制御することにより、ｐＨを制御する。
例えば、ｐＨが目標ｐＨの範囲よりも高い場合には、ポンプ１２により第１の系統の流量を減少させ、ポンプ１６により第２の系統の流量を増加させる。これにより、第１の系統を通過した液と第２の系統を通過した液が合流した液に含まれるアルカリ成分が減少し、ｐＨが低下することで、目標ｐＨの範囲に制御することができる。
一方、ｐＨが目標ｐＨの範囲よりも低い場合には、ポンプ１２により第１の系統の流量を増加させ、ポンプ１６により第２の系統の流量を減少させる。これにより、第１の系統を通過した液と第２の系統を通過した液が合流した液に含まれるアルカリ成分が増加し、ｐＨが高まることで、目標ｐＨの範囲に制御することができる。
ｐＨ制御の判断は、ｐＨを測定しながらポンプ１２及びポンプ１６の流量を制御してもよいし、流量比に対するｐＨの変化を事前に調べておいて、ポンプ１２及びポンプ１６の流量を設定してもよい。
【００５７】
ｐＨの測定値に基づく、流量比制御装置５Ａを構成する２つのポンプ１２，１６における流量の制御は、コンピュータプログラムによって自動的に、もしくは、操作者が手動で、実行することができる。
【００５８】
第１の系統と第２の系統の流量比を制御することで目標ｐＨの範囲にｐＨを調整されたｐＨ調整水は、ポンプ１９によって核種除去装置１０に送られる。
放射性核種除去装置１０は、ケイチタン酸系化合物を充填した容器であるＳｒ吸着塔を備えており、ｐＨ調整水はＳｒ吸着塔に流入する。ｐＨ調整水はＳｒ吸着塔を通過する間、充填されたケイチタン酸化合物によって放射性Ｓｒが取り除かれる。
放射性核種除去装置１０から流出する、放射性Ｓｒが除去された液（以下「核種除去水」という。）は、処理済水集水タンク１１に貯蔵される。
【００５９】
ここで、本発明におけるｐＨ制御方法を実証するため、図３に示す処理装置を用いて、ｐＨ制御確認試験を行った。
本試験においては、処理対象水をとして２種類の廃液、廃液Ａ及び廃液Ｂを用いた。廃液Ａ及び廃液Ｂの水質を、表１に示す。廃液Ｂは、廃液ＡのＣｌの一部を、ｐＨの変化を抑制する成分である炭酸（ＨＣＯ３）及びケイ酸（ＳｉＯ２）で置き換えた液である。
【００６０】
【表１】
2020180823.tif 000003
【００６１】
本ｐＨ制御確認試験では、第１の系統のみに処理対象水を通水する場合のｐＨ緩衝塔に対する空間速度（ＳＶ）を、１８（ｈｒ−１）に設定した。さらに、第１の系統と第２の系統の合計流量を一定量に固定し、第１の系統の流量を低減した分だけ第２の系統の流量を増加させることで、第１の系統と第２の系統の流量比を制御した。
【００６２】
ｐＨ測定装置１８に流入する全流量に対する第１の系統の流量比は、以下の式３で表せる。
（式３）  第１の系統の流量比＝第１の系統の流量／（第１の系統の流量＋第２の系統の流量）
【００６３】
ｐＨ制御試験結果を示すグラフを、図４及び図５に示す。図４及び図５において、横軸は、ｐＨ測定装置１８に流入する全流量に対する第１の系統の流量比を示し、縦軸は、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨを示している。図４は横軸を線形で示したものであり、図５は横軸を対数で示したものである。そして、図４及び図５において、実測値をシンボルで示し、計算値を線で示している。
【００６４】
図４に示すように、廃液Ａを用いた試験では、第１の系統の流量比が１、つまり、処理対象水を第１の系統のみに送水した場合、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨは１０．３になった。また、第１の系統の流量比が０、つまり、処理対象水を第２の系統のみに送水した場合、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨは７．０になった。
廃液Ｂを用いた試験では、第１の系統の流量比が１、つまり、処理対象水を第１の系統のみに送水した場合、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨは９．５になった。また、第１の系統の流量比が０、つまり、処理対象水を第２の系統のみに送水した場合、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨは７．５になった。
【００６５】
図５に示すように、廃液Ａ及び廃液Ｂのいずれを用いた試験でも、流量比を変化させた場合、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨは第１の系統の流量比の対数に直線的に比例した。
【００６６】
このように、第１の系統と第２の系統の流量比を制御することにより、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨ、すなわち放射性核種除去装置１０に流入する液のｐＨを制御することができる。
【００６７】
さらに、本ｐＨ制御確認試験と同様にして、処理対象水のｐＨ緩衝材接触後のｐＨを事前に測定しておけば、目的のｐＨに制御するために必要な第１の系統の流量比を算出できるため、制御が簡便になる利点がある。
【００６８】
ここで、例えば、放射性核種除去装置１０に流入する液のｐＨを９に制御しようとする場合を考える。この場合、図５より、廃液Ａを処理するときには第１の系統の流量比を０．０４とすればよく、廃液Ｂを処理するときには第１の系統の流量比を０．３とすればよいことが分かる。
また例えば、放射性核種除去装置１０に流入する液のｐＨを、図５に示すｐＨの範囲ｐＨＣ（９．０±０．５）内に制御しようとする場合を考える。この場合、廃液Ａの処理では、第１の系統の流量比を、図５に示すｆｒＡの範囲内にすればよく、廃液Ｂの処理では、第１の系統の流量比を、図５に示すｆｒＢの範囲内とすればよいことが分かる。
【００６９】
また、始めは放射性廃液を第２の系統にのみ通し、ｐＨ測定装置１８でｐＨ放射性核種除去装置１０に流入する液のｐＨを測定しながら、第１の系統の流量比を増加させ、ｐＨの測定値が目的の範囲に達したときに、第１の系統の流量比を固定することができる。これにより、ｐＨ緩衝材接触後のｐＨが不明な廃液を処理する際にも、放射性核種除去装置１０に流入する液のｐＨを目標範囲に制御できる。
【００７０】
通水に伴いｐＨ緩衝材のアルカリ成分溶出量が低下した場合、第１の系統の流量比を増加させる。これにより、放射性核種除去装置１０に流入する液のｐＨを上昇させることができ、ｐＨを目標範囲に維持できる。
【００７１】
ｐＨ測定装置１８におけるｐＨが低下してきた場合、目標ｐＨの範囲を下回る前に、第１の系統の流量比を増加させる。これにより、ｐＨ測定装置１８及び放射性核種除去装置１０に流入する液のｐＨを、目標とするｐＨの範囲内に保つことができる。
【００７２】
通水に伴いｐＨ緩衝材のアルカリ成分溶出量が低下し、第１の系統の流量比が１、つまり、処理対象水を第１の系統のみに送水してもｐＨ測定装置１８におけるｐＨが目標ｐＨの範囲を下回る場合、又は、ｐＨ緩衝材の粒子間が析出物や粒子によって狭まりｐＨ緩衝塔の差圧が上昇することで通水が困難になる場合、ｐＨ緩衝材を交換する。
ｐＨ緩衝材を交換する場合、放射性廃液処理装置１Ａの停止時に弁１３，１５を閉じ、ｐＨ緩衝塔１４の内部のｐＨ緩衝材を詰め替える。または、容器ごと、ｐＨ緩衝塔１４自体を交換してもよい。
【００７３】
ｐＨ緩衝材の交換が必要になるのは、積算通水量の増加とともにｐＨ緩衝材のアルカリ成分溶出量が低下するため、若しくは積算通水量の増加とともにｐＨ緩衝塔の差圧が上昇するためである。
本実施例では、処理対象水の一部のみをｐＨ緩衝塔に通水するため、処理対象水の全量をｐＨ緩衝塔に通水する場合に比べて、積算通水量の増加を抑制できる。そのため、ｐＨ緩衝塔の交換周期を延長できる。
【００７４】
以上より、実施例１では、処理対象水の水質が変化した場合にも、流量比制御装置５Ａを構成するポンプ１２及びポンプ１６によって、第１の系統と第２の系統の流量比を制御することで、処理対象水のｐＨを適切な範囲に制御することができる。
これにより、実施例１では、放射性廃液の処理において、処理対象水のｐＨを、放射性核種除去装置１０における放射性核種除去性能が低下しない、適切な範囲に制御できるため、放射性核種の除去性能を維持することができる。
また、実施例１では、放射性廃液の処理において、処理対象水のｐＨを排水基準の範囲に制御できるため、原子力施設から排出することができる。一方、排出しない場合でも、実施例１によれば、比較的安価なステンレス鋼製容器に、容器の腐食を気にせずに処理済液を保管することができる。
さらに、実施例１では、ｐＨ緩衝塔への通水量を抑制できるため、ｐＨ緩衝塔の交換周期を延長できる。
【００７５】
なお、実施例１では、流量比制御装置５Ａとして、流量を制御するポンプ１２，１６を、第１の系統と第２の系統の両方に設けていたが、両方に設けた構成には限定されない。
例えば、前述したように、第１の系統のみ、もしくは、第２の系統のみに、流量を制御するポンプを設けた構成とすることも可能である。
【００７６】
（実施例２）
実施例２の放射性廃液の処理装置を、以下に示す。
実施例２における処理対象水は、実施例１と同様に、原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液である。
【００７７】
実施例２の放射性廃液の処理装置の概略構成図を、図６に示す。
図３に示した実施例１の放射性廃液処理装置１Ａは、第１の系統と第２の系統の流量比を制御するために、ポンプ１２及びポンプ１６で構成された流量比制御装置５Ａを用いていた。
これに対して、図６に示すように、本実施例の放射性廃液処理装置１Ｂは、第１の系統と第２の系統の流量比を制御するために、流量比制御装置５Ｂを用いる。
流量調整装置５Ｂは、開度を調節可能な弁１７Ｂを備えている。この弁１７Ｂは、第２の系統の配管８に設けられている。
また、第１の系統の配管６と第２の系統の配管８が分岐する前の配管３に、ポンプ４が設けられている。
その他の構成は、図３に示した実施例１の放射性廃液処理装置１Ａと同様であるので、同一符号を付して、重複説明を省略する。
【００７８】
本実施例では、流量比制御装置５の弁１７Ｂの開度を調節することで、第１の系統と第２の系統の流量比を制御する。そのために、弁１７Ｂは、弁の開度を、全閉から全開まで連続的又は段階的に変化させることができる構成とする。
【００７９】
実施例２では、実施例１と同様の効果を得ることができる。
すなわち、実施例２でも、放射性核種の除去性能を維持することができ、ｐＨを排水基準の範囲に制御でき、容器の腐食を気にせずに処理済液を保管でき、ｐＨ緩衝塔の交換周期を延長できる。
【００８０】
さらに、実施例２では、ポンプの代わりに弁１７Ｂの開度の調節によって流量比を制御することから、ポンプの台数を削減できるため、設備コストを低減できる。
【００８１】
なお、実施例２では、流量比制御装置５Ｂとして、弁の開度を制御する弁１７Ｂを、第２の系統のみに設けていたが、この構成には限定されない。
例えば、第１の系統と第２の系統の両方、もしくは、第１の系統のみに、弁の開度を制御する弁を設けた構成とすることも可能である。
【００８２】
（実施例３）
実施例３の放射性廃液の処理装置を、以下に示す。
実施例３における処理対象水は、実施例１及び実施例２と同様に、原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液である。
【００８３】
実施例３の放射性廃液の処理装置の概略構成図を、図７に示す。
図７に示すように、本実施例の放射性廃液処理装置１Ｃは、放射性廃液とｐＨ緩衝材とを接触させるためにｐＨ緩衝装置７Ｃを用いる点が、実施例１の放射性廃液処理装置１Ａと異なる。
ｐＨ緩衝装置７Ｃは、ｐＨ緩衝材を供給するｐＨ緩衝材供給装置２２と、配管２３と、バッファタンク２４を備えている。ｐＨ緩衝材は、ｐＨ緩衝材供給装置２２から、配管２３を通じてバッファタンク２４に供給される。
バッファタンク２４の上流側に、配管２０が接続され、この配管２０に、ポンプ１２及び弁１３が設けられている。
バッファタンク２４の下流側に、配管２１が接続され、この配管２１に、弁１５及びポンプ２５が設けられている。
その他の構成は、図３に示した実施例１の放射性廃液処理装置１Ａと同様であるので、同一符号を付して、重複説明を省略する。
【００８４】
本実施例では、バッファタンク２４に放射性廃液とｐＨ緩衝材を供給することで、バッファタンク２４において放射性廃液とｐＨ緩衝材とを接触させる。
ｐＨ緩衝材の使用を継続すると、アルカリ成分の溶出量が次第に低下していく。そして、第１の系統の流量比が１、つまり、処理対象水を第１の系統のみに送水しても、ｐＨ測定装置１８におけるｐＨが目標ｐＨの範囲を下回り制御できなくなる場合、ｐＨ緩衝材供給装置２２からバッファタンク２４にｐＨ緩衝材を供給し追加する。
【００８５】
実施例３では、実施例１と同様の効果を得ることができる。
すなわち、実施例３でも、放射性核種の除去性能を維持することができ、ｐＨを排水基準の範囲に制御でき、容器の腐食を気にせずに処理済液を保管でき、ｐＨ緩衝塔の交換周期を延長できる。
【００８６】
さらに、実施例３では、ｐＨ緩衝材供給装置２２からバッファタンク２４にｐＨ緩衝材を供給する構成であるため、ｐＨ緩衝塔のようにｐＨ緩衝材を充填した容器に圧送通水をするための強力なポンプが不要となる。この結果、バッファタンク２４の上流側のポンプ１２を小型化でき、又は、このポンプ１２を省略した構成とすることができ、設備コストを低減することができる。
さらにまた、実施例３では、ｐＨ緩衝材を塔ごと交換する必要がないため、廃棄物の低減が可能である。
【００８７】
（実施例４）
実施例４の放射性廃液の処理装置を、以下に示す。
実施例４における処理対象水は、実施例１〜実施例３と同様に、原子力施設から発生する酸性又は中性の放射性廃液である。
【００８８】
実施例４の放射性廃液の処理装置の概略構成図を、図８に示す。
図８に示すように、本実施例の放射性廃液処理装置１Ｄは、放射性核種を除去した放射性廃液に酸を添加する酸添加部として、酸添加装置２６を備えている点が、実施例２の放射性廃液処理装置１Ｂと異なる。
【００８９】
本実施例では、酸添加装置２６から、配管２７を通じて、処理済水集水タンク１１に酸を添加する。ここで用いる酸は、塩酸、硝酸及び硫酸のうち、少なくとも一種を含むことが望ましい。
また、液のｐＨを低下させるために、液に炭酸ガス（二酸化炭素）を注入してもよい。本明細書においては、炭酸ガスも酸の一種として扱う。
その他の構成は、図６に示した実施例２の放射性廃液処理装置１Ｂと同様であるので、同一符号を付して、重複説明を省略する。
【００９０】
実施例４の放射性廃液の処理方法を示すフロー図を、図９に示す。
図９に示すフロー図は、核種除去工程にて処理した液に酸を添加することによりｐＨを調整する、酸添加工程を設けている点が、実施例１〜実施例３と異なる。
この図９に示すフローにおいては、全工程を経た酸調整水が、処理済水となる。
【００９１】
本実施例では、処理済水集水タンク１１に貯蔵された、核種除去水のｐＨが施設の排水基準より高い場合、酸添加工程において酸を添加する。
酸添加工程では、処理済水のｐＨが施設の排水基準の範囲に収まるように、酸の種類及び添加量を調整する。
なお、核種除去水のｐＨが施設の排水基準の範囲に収まる場合は、酸添加工程を省略することができる。
【００９２】
実施例４では、実施例２と同様の効果を得ることができる。
すなわち、実施例４でも、放射性核種の除去性能を維持することができ、ｐＨを排水基準の範囲に制御でき、容器の腐食を気にせずに処理済液を保管でき、ｐＨ緩衝塔の交換周期を延長できる。
【００９３】
さらに、実施例４では、核種除去水のｐＨが施設の排水基準より高い場合も、酸を添加することで、処理済液が施設の排水基準を満たすことができ、処理済液を外部に排出することができる。これにより、施設の排水基準のｐＨ上限が低い場合も、処理対象水を一度弱アルカリ性にすることで核種除去工程において効率よく放射性核種を除去し、その後、酸添加工程でｐＨを中性にすることで処理済水を排水できる。
【００９４】
なお、実施例４は、実施例２の放射性廃液処理装置１Ｂに、酸添加装置２６及び配管２７を追加した構成の例を説明した。
実施例１の放射性廃液処理装置１Ａ及び実施例３の放射性廃液処理装置１Ｃに対して、さらに酸添加装置２６を追加した構成でも、実施例４で説明した効果と同様の効果を得ることができる。
【００９５】
（変形例１）
上述した各実施例では、放射性核種除去部１０を設けて、放射性核種の除去工程を行っていた。
ここで、変形例１として、放射性核種の除去工程を行わない場合に適用した例を、以下に示す。
【００９６】
変形例１の放射性廃液の処理装置の概略構成図を、図１０に示す。
図１０に示すように、本変形例の放射性廃液処理装置１Ｅは、放射性核種除去部１０を設けていない点で、図７に示した実施例３の放射性廃液処理装置１Ｃと異なる。
【００９７】
本変形例では、放射性核種除去部１０を設けていないが、実施例３と同様に、ｐＨ測定装置１８でｐＨの測定を行い、ｐＨの測定値に基づいて、流量比制御装置５Ａのポンプ１２，１６によって第１の系統と第２の系統の流量比を制御することができる。
従って、本変形例では、実施例３の効果のうち、放射性核種の除去性能を維持できる効果以外の効果を得ることができる。
すなわち、本変形例では、ｐＨを排水基準の範囲に制御でき、容器の腐食を気にせずに処理済液を保管でき、ｐＨ緩衝塔の交換周期を延長できる。
【００９８】
なお、本変形例は、図７に示した実施例３の放射性廃液処理装置１Ｃから、放射性核種除去部１０を省略した構成の例を説明した。
実施例１、実施例２、実施例４のそれぞれの放射性廃液処理装置１Ａ，１Ｂ，１Ｄに対しても、放射性核種除去部１０を省略した構成とすることが可能である。
【００９９】
（変形例２）
実施例１〜実施例４及び変形例１の放射性廃液処理装置１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ，１Ｅでは、第１の系統を通過した液と第２の系統を通過した液を合流させて、合流点から配管９によってｐＨ測定装置１８に放射性廃液を流入させていた。
これにより、第１の系統を通過した液と第２の系統を通過した液を十分に混合して、比較的均一な状態の液を、ｐＨ測定装置１８に流入させることができる。
【０１００】
これに対して、変形例２として、第１の系統の配管と、第２の系統の配管を、それぞれ個別にｐＨ測定装置に接続し、第２の系統を通過した液は第１の系統を通過した液とは別にｐＨ測定装置内に流入させる構成とすることも可能である。
この構成の場合、液を流入させただけでは、ｐＨ測定装置内にｐＨの不均一な分布が生じるので、ｐＨ測定装置内に、さらに装置の内部の液を均一に混合するための構成（撹拌羽根等）を設ける。このように均一に混合するための構成を設けることにより、２つの系統の配管をそれぞれ個別にｐＨ測定装置に接続した場合でも、ｐＨ測定装置におけるｐＨの測定を正確に行うことができる。
【０１０１】
（変形例３）
また、変形例３として、第１の系統の配管と、第２の系統の配管を、それぞれ個別に放射性核種除去部に接続し、第２の系統を通過した液は第１の系統を通過した液とは別に放射性核種除去部に流入させる構成とすることも可能である。
この構成の場合、ｐＨ測定装置は、第１の系統の配管のｐＨ緩衝塔又はバッファタンクよりも下流側と、第２の系統の配管の、２箇所にそれぞれ設けることが望ましい。これにより、放射性核種除去部にそれぞれ流入する、第１の系統を通過する液と、第２の系統を通過する液の、それぞれのｐＨを測定することができるので、第１の系統と第２の系統の流量比を制御して、放射性核種除去部にそれぞれ流入する液のｐＨを調節して、放射性核種除去部における放射性核種の除去の性能を十分に発揮させることができる。
また、液を放射性核種除去部に流入させただけでは、放射性核種除去部内にｐＨの不均一な分布が生じるので、放射性核種除去部に、さらに内部の液を均一に混合するための構成（撹拌羽根等）を設ける。このように均一に混合するための構成を設けることにより、２つの系統の配管をそれぞれ個別に放射性核種除去部に接続した場合でも、放射性核種除去部における放射性核種の除去の性能を低下させず十分に発揮させることが可能になる。
【０１０２】
なお、上述したようにｐＨ測定装置を２箇所に設ける代わりに、第１の系統と第２の系統が分岐する前の配管にｐＨ測定装置を設けて、処理対象水のｐＨを直接測定する構成とすることも可能である。
この構成の場合、処理対象水のｐＨを直接測定して、その測定値に基づいて、第１の系統と第２の系統の流量比を制御することにより、放射性核種除去部にそれぞれ流入する液のｐＨを調節することができる。これにより、処理対象水のｐＨの変化に対応して、放射性核種除去部にそれぞれ流入する液のｐＨを調節することができる。
ただし、この構成の場合、ｐＨ緩衝塔又はバッファタンクよりも上流側でｐＨを測定しているので、ｐＨ緩衝材のアルカリ成分溶出性能の低下による、第１の系統を通過した液のｐＨの変化を検知することができない。そのため、例えば、所定の期間毎にｐＨ緩衝材の交換又は追加を行う、等の対応が求められる。
【０１０３】
なお、本発明は、上述した実施の形態及び実施例や変形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。
【符号の説明】
【０１０４】
１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ，１Ｅ：放射性廃液処理装置、２：処理対象水集水タンク、３，６，８，９，２０，２１，２３，２７：配管、４，１２，１６，１９，２５：ポンプ、５，５Ａ，５Ｂ：流量比制御装置、７，７Ａ，７Ｃ：ｐＨ緩衝装置、１０：放射性核種除去部、１１：処理済水集水タンク、１３，１５，１７，１７Ｂ：弁、１４：ｐＨ緩衝塔、１８：ｐＨ測定装置、２２：ｐＨ緩衝材供給装置、２４：バッファタンク、２６：酸添加装置
【図１】
2020180823.tif 000004
【図２】
2020180823.tif 000005
【図３】
2020180823.tif 000006
【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
2020180823.tif 000010
【図８】
2020180823.tif 000011
【図９】
2020180823.tif 000012
【図１０】
2020180823.tif 000013