【事件の表示】
　特許第３０２４４１６号「放射性廃棄物の処理方法」の請求項１ないし５に係る特許に対する特許異議の申立てについて、次のとおり決定する。
【結　論】
　訂正を認める。
　特許第３０２４４１６号の請求項１ないし５に係る特許を維持する。
【理　由】
１．手続の経緯
　本件特許第３０２４４１６号の手続きの経緯の概要は以下の通りである。
　平成５年２月８日　　　　　特許出願
　平成１２年１月２１日　　　特許権の設定の登録
　平成１２年３月２１日　　　特許掲載公報発行
　平成１２年９月２１日　　　株式会社東芝特許異議の申立て
　平成１２年９月２１日　　　川島与志雄より特許異議の申立て
　平成１２年９月２１日　　　日揮株式会社より特許異議の申立て
　平成１３年３月２６日付　　取消理由通知
　平成１３年６月８日　　　　意見書及び訂正請求書提出
　平成１４年３月１日付　　　取消理由通知
　平成１４年５月１０日　　　平成１３年６月８日付け訂正請求の取下げ
　平成１４年５月１０日　　　意見書及び訂正請求書提出
　
２．訂正の適否
２−１．訂正事項
　訂正を請求する事項は、次のとおりである。（当審決注：アンダーラインは、訂正箇所を示す。）
訂正事項ａ
　特許請求の範囲の請求項１に「前記決定された処理方法は、前記放射能情報が基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と、前記放射能情報が前記基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合する処理であることを特徴とす
る放射性廃棄物の処理方法。」とあるのを、「前記決定された処理方法は、
前記測定の結果を用いて、
管理
と前
管理
と判断された
の各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物
、混合された前記両放射性廃棄物を減容
訂正事項ｂ
　特許請求の範囲の請求項２に「混合された前記放射性廃棄物を減容し、」とあるのを、削除する。
訂正事項ｃ
　特許請求の範囲の請求項４に「圧縮減容、溶融、焼却及び脱水のいずれか」とあるのを、「圧縮減容、溶
融及
　
訂正事項ｄ
　明細書段落【０００６】中に「前記決定された処理方法は、前記放射能情報が基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と、前記放射能情報が前記基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合する処理であることにある。」とあるのを、「前記決定された処理方法は、
前記測定の結果を用いて、
管理
と前
管理
と判断された
の各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物
　
訂正事項ｅ
　明細書段落【００１７】中に「また、測定結果を用いて固化材と廃棄物の混合比を制御する方法として、Ａタンクの樹脂のみを２０kg計量してミキサーに投入し、固化材＋水の投入量を１７０kg増量して混練し、希釈固化することも可能である。」とあるのを、削除する。
　
２−２．新規事項追加の有無、訂正の目的の適否、及び特許請求の範囲の実質上の拡張又は変更の存否
(１)訂正事項ａのうち、「前記放射能情報が基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と、前記放射能情報が前記基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合」とあるのを、「
前記測定の結果を用いて、
管理
と前
管理
と判断された
の各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物
　また、訂正事項ａのうち、「混合された前記両放射性廃棄物を減容する処理」を挿入する訂正は、段落【０００６】の「好ましくは、上記課題のうち、第一の課題を解決するために、放射性廃棄物を減容する前に、廃棄物に含まれる放射性物質の量または濃度を測定し、埋設基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄物量を制御する。」及び段落【０００９】の「好ましくは、上記のように、廃棄物を減容する前に、廃棄物に含まれる放射性物質の量または濃度を測定し、埋設基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄物量を制御することによって、埋設基準値に適合しない固化体の発生を防止でき、不適合固化体に対する追加処置を排除することができる。」という記載に基づき、訂正前の特許請求の範囲の請求項２に記載されていた「混合された前記放射性廃棄物を減容し、」という構成を、同請求項１に付加するものである。
　よって、訂正事項ａは、願書に添付された明細書又は図面に記載されていた事項の範囲内の訂正であって、明りょうでない記載の釈明及び特許請求の範囲の減縮を目的とするものであり、また、実質上特許請求の範囲を拡張し又は変更するものでもない。
　
(２)訂正事項ｂは、前述の、訂正前の特許請求の範囲の請求項２に記載されていた「混合された前記放射性廃棄物を減容し、」という構成を、同請求項１に付加する訂正に伴い、請求項２に記載されていた該構成を削除するものであるから、願書に添付された明細書又は図面に記載されていた事項の範囲内の訂正であって、明りょうでない記載の釈明を目的とするものであり、また、実質上特許請求の範囲を拡張し又は変更するものでもない。
　
(３)訂正事項ｃは、特許請求の範囲の減縮を目的とした上記訂正事項ａを受けて、減容処理のうち、該訂正と整合しなくなった「焼却」を削除するものであるから、明細書又は図面に記載されていた事項の範囲内の訂正であって、特許請求の範囲の減縮を目的とするものであり、また、実質上特許請求の範囲を拡張し又は変更するものでもない。
(４)訂正事項ｄ及びｅは、特許請求の範囲の減縮を目的とした上記訂正事項ａ及びｃを受けて、明細書の発明の詳細な説明の記載を訂正後の特許請求の範囲の記載に合わせようとするものであるから、この訂正は、願書に添付した明細書又は図面に記載した事項の範囲内の訂正であって、明りょうでない記載の釈明を目的とするものであり、また、実質上特許請求の範囲を拡張し又は変更するものでもない。
　
２−３．訂正の適否の結論
　以上のとおりであるから、上記訂正請求は、特許法等の一部を改正する法律（平成６年法律１１６号）附則第６条第１項の規定によりなお従前の例によるとされる、特許法第１２０条の４第３項において準用する平成６年法律第１１６号による改正前の特許法第１２６条第１項ただし書き及び第２項の規定に適合するので、当該訂正を認める。
　
３．特許異議申立について
３−１．本件発明
　前述のとおり、本件明細書の訂正請求は認められるので、本件発明は、訂正請求書に添付された全文訂正明細書の特許請求の範囲の請求項１ないし５に記載された次のとおりのものである。以下、それぞれ「本件発明１」ないし「本件発明５」という。
【請求項１】放射性廃棄物の放射能情報を測定し、この放射能情報に基づいて前記放射性廃棄物の処理方法を決定し、この決定された処理方法に基づいて前記放射性廃棄物を処理する放射性廃棄物の処理方法であって、
　前記決定された処理方法は、前記測定の結果を用いて、前記放射能情報が管理基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と前記放射能情報が前記管理基準値よりも低いと判断された放射性廃棄物との各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物を混合し、混合された前記両放射性廃棄物を減容する処理であることを特徴とする放射性廃棄物の処理方法。
【請求項２】減容処理された前記放射性廃棄物を固化容器内に充填して固化する請求項１の放射性廃棄物の処理方法。
【請求項３】前記放射能情報は、前記放射性廃棄物に含まれる放射性核種の濃度である請求項１又は請求項２の放射性廃棄物処理方法。
【請求項４】前記減容処理は、圧縮減容、溶融及び脱水のいずれかである請求項２または請求項３の放射性廃棄物の処理方法。
【請求項５】前記放射性廃棄物が、廃液，濃縮廃液，不燃性雑固体廃棄物，イオン交換樹脂及び廃樹脂のうちの少なくとも１つを含む請求項１乃至請求項３のいずれかである放射性廃棄物の処理方法。」
　
３−２．特許異議申立の理由及び取消理由の概要
(１)特許異議申立人株式会社東芝は、
甲第１号証：特開平２−１７１６９８号公報(以下、「刊行物１」という。)
甲第２号証：特開昭６２−１００７００号公報（以下、「刊行物２」という　　　　　　。）
甲第３号証：特開昭６２−１０２１９６号公報（以下、「刊行物３」という　　　　　　。）
甲第４号証：特開平４−１３６８００号公報(以下、「刊行物４」という。)
甲第５号証：特開平４−２８６９９８号公報(以下、「刊行物５」という。)
を提出して、
　訂正前の請求項１ないし５に係る発明は、甲第１号証ないし甲第５号証に記載された発明に基づいて当業者が容易に発明をすることができたものであるから、特許法第２９条第２項の規定により、特許を受けることができないものであるから、訂正前の請求項１ないし５に係る特許を取り消すべき旨主張する。
　
(２)特許異議申立人川島与志雄は、
甲第１号証：特公昭６３−４１４３８号公報(以下、「刊行物６」という。)甲第２号証：特開昭５９−２０３９９９号公報（以下、「刊行物７」という　　　　　　。）
甲第３号証：特開平３−１０５２９８号公報(以下、「刊行物８」という。)
を提出して、
　訂正前の請求項１ないし５に係る発明は、甲第１号証ないし甲第３号証に記載された発明に基づいて当業者が容易に発明をすることができたものであるから、特許法第２９条第２項の規定により、特許を受けることができないものであるから、訂正前の請求項１ないし７に係る特許を取り消すべき旨主張する。
　
(３)特許異議申立人日揮株式会社は、
甲第１号証：「放射性廃棄物処理処分に関する研究開発」１９８８年１月３　　　　　　１日発行、（株）テクノ・プロジェクト　第２０９〜２１０頁　　　　　　（以下、「刊行物９」という。）
甲第２号証：特開昭６２−８９０００号公報（以下、「刊行物１０」という
　　　　　　。）
甲第３号証：特開平２−１７１６９８号公報（「刊行物１」と同一。）
甲第４号証：「ADVANCED　LIGHT　WATER　REACTOR　UTILITY　REQUIREMENTS　　　　　　DOCUMERNT」Vol．III．1990年８月、第１２．５−３３頁（以　　　　　　下、「刊行物１１」という。）　
甲第５号証：「電力中央研究所研究調査資料」Ｎｏ．Ｌ８８９０４　不燃性　　　　　　雑固体廃棄物の処理技術　平成元年４月、財団法人電力中央研　　　　　　究所　第５４、５８頁（以下、「刊行物１２」という。）
甲第６号証：特開昭５９−９７０９９号公報（以下、「刊行物１３」という　　　　　　。）
を提出して、
　訂正前の請求項１ないし５に係る発明は、甲第１号証ないし甲第６号証に記載された発明に基づいて当業者が容易に発明をすることができたものであるから、特許法第２９条第２項の規定により、特許を受けることができないものであるから、訂正前の請求項１ないし５に係る特許を取り消すべき旨主張する。
　
(４)当審で通知した平成１３年３月２６日付取消理由の概要は、訂正前の請求項１ないし５に係る発明は、刊行物１ないし５に記載された発明に基づいて当業者が容易に発明をすることができたものであるから、特許法第２９条第２項の規定により、特許を受けることができないものである、というものである。
　
(５)当審で通知した平成１４年３月１日付取消理由の概要は、本件の請求項１ないし５に係る発明は、刊行物１、刊行物３ないし５、及び刊行物１０に記載された発明に基づいて当業者が容易に発明をすることができたものであるから、特許法第２９条第２項の規定により、特許を受けることができないものである、というものである。
　
３−３．各刊行物に記載された発明
刊行物１：
　放射性廃棄物処理システムに関し、次の記載がある。
(1a)「本発明は除染により発生した除染廃液を廃液処理することにより分離した不溶分などの放射性廃棄物にセメント材などを付加しグラウト材を得る工程と、前記グラウト材の放射性レベルを測定する工程と、あらかじめ容器内に収容した放射化金属、汚染金属、放射性コンクリートなどの放射性廃棄物と容器との空間部に前記グラウト材を流し込み前記放射性廃棄物を安定化する工程とからなり、前記グラウト材の放射能レベルは前記放射性廃棄物の放射能レベルよりも低いことを特徴とする放射性廃棄物の処理システム。」（第３頁左上欄第３〜１３行）
(1b)「汚染金属は放射能濃度測定３が行われた後、必要に応じ除染などの処理４ｂが行われる。解体後除染は廃棄物の形状、材質などに応じ、機械除染、電気化学除染、化学除染法のなかから適切な除染法を判断し、除染が実施される。除染実施後の廃棄物は放射能測定９が実施され、廃棄物の放射能レベルに応じ、処分容器に詰めて処分する必要のある放射性廃棄物と一般産業廃棄物並に処分できる廃棄物との弁別が行われる。処分容器に詰めて処分する必要がある放射性廃棄物は、処分用の容器に容器詰め５され、容器と廃棄物の間に生ずる空間部にグラウト材（流動性のよいセメント材など）が注入され廃棄物を安定化６した後、容器の検査７が行われ、放射能レベルに応じた処分場に搬出される。」（第３頁左下欄第７行〜右下欄第１行）
(1c)「解体後除染により発生する除染廃液は濃縮処理や脱塩処理などの廃液処理１０が行なわれ、廃液中に含まれる不溶分などの不純物が分離される。この分離された汚染クラッドなどの不溶分は放射能測定１５が行われる。放射能レベルが明らかとなった不溶分は、セメントなどと混合されグラウト材１６が製造される。このグラウト材１６は注入装置１７などによってあらかじめ処分容器内に収納された放射性金属（放射化金属、汚染金属）や放射性コンクリートの安定処理材として容器内に注入し、上記廃棄物を安定固定化する。」（第３頁右下欄第４〜１４行）
(1d)「放射性金属、汚染金属および放射性コンクリートの安定化処理に用いるグラウト材の放射能レベルは、放射性金属、汚染金属および放射性コンクリートの放射能レベルより十分低いものを用いるように考慮する。これにより、容器内の遮蔽性能は放射性金属、汚染金属および放射性コンクリートの放射能レベルにより決定されるため、特にグラウト材16の放射能レベルは問題となることはなくなる。」（第４頁左上欄第１４〜右上欄第１行）
と記載されている。
　
刊行物２：放射性廃棄物の処理方法に関し、
「放射性廃棄物入りの容器の放射能レベルを測定し、その放射能レベルが保有基準値未満であるものを圧縮減容処理するとともに、該圧縮減容処理物の高さを測定してその高さ寸法が保有基準値未満である場合について、容器に収納しておいた他の圧縮減容処理物との間における放射能線量及び高さ寸法との和を算出し、その和がそれぞれ放射能レベル及び高さ寸法の保有基準値未満であるときに、圧縮減容処理物を前記他の容器に重積状態に収容することを特徴としており、」（第２頁左上欄下から第３行〜右上欄７行）
と記載されている。
　
刊行物３：
(3a)「使用済イオン交換樹脂等の減容に採用され・・・例えば放射性廃液の処理にも、廃液を乾燥粉体化することにより対応でき、」（第２頁左上欄第６〜２０行）が記載されている。
　
刊行物４：
(4a)「脱水５後セメント固化するセメント固化処理装置６、脱水５・乾燥７後または直接乾燥７後プラスチック固化するプラスチック固化処理装置８、あるいは焼却して減容化する焼却炉９」（２頁右下欄２行?同６行）が記載されている。
　
刊行物５：
(5a)「本発明は、放射性非金属廃棄物を溶融処理するのに際し、この放射性非金属廃棄物に金属廃棄物を添加し、次いで還元雰囲気下で溶融処理する、放射性廃棄物の溶融処理方法に係るものである。」（【００１１】欄）が記載されている。
  
刊行物６：
(6a)「放射線廃棄物を容器内に固化するものにおいて、前記放射性廃棄物を放射能濃度の違いによって２つ以上に区分けし、この区分けした放射性廃棄物のうち放射能濃度の高いものほど容器の中心に配置し、これら放射性廃棄物を固化材で固化することを特徴とする放射性廃棄物の固化方法。」（特許請求の範囲）　
　
刊行物７：
「高水準の放射性廃棄物の最終処分方法」に関し、
(7a)「放射性核種の水溶液を処分する方法において、
(ａ)吸着性の堆積地層の下方に位置する、水を含み、多孔質で、だいたい水平方向にのびている、水透過性の地質的累層から水を産出し、
(ｂ)産出した水と前記水溶液とを混合して前記核種の稀釈溶液を形成し、そして
(ｃ)該稀釈溶液を前記累層中に注入することを特徴とする前記水溶液の処分方法。」（特許請求の範囲）
　
刊行物８：
(8a)「放射性の濃縮廃液もしくは廃樹脂スラリーを乾燥粉体化してなる、若しくはそれを更にペレット状にしてなる放射性廃棄物、又は上記濃縮廃液を更に泥状に濃縮してなる放射性廃棄物を容器内に固化材を用いて固化することにより放射性廃棄物固化体を作成する方法において、カーボン１４、コバルト６０、セシウム１３７，ストロンチウム９０，ニッケル６３およびα線を放出する物質からなる放射性物質グループのうち前記前記放射性廃棄物中に含まれる少なくとも１種または複数種の放射性物質の上記放射性廃棄物固化体からの浸出量が、前記濃縮廃液をそのまま容器内にセメントを固化材として用いて固化することにより作成された放射性廃棄物固化体からのそれと同等またはそれ以下となるように、上記１種または複数種の放射性物質別の放射線濃度および該夫々の放射性物質に対する固化材成分の分配係数に応じて、分配係数の異なる固化材成分の一種または複数種を調合したものを固化材として用いることを特徴とする、放射性廃棄物固化体の作成方法。」（特許請求の範囲）
(8b)「本発明は、減容された放射性廃棄物を容器内に固化材で固化させて作成した放射性廃棄物固化体を最終処分として土中等に埋設したときに長半減期の放射性核種が固化体から地下水等を通して環境に放出されるのを極力抑えるために、放射性核種封じ込め性能を向上させた固化材によって固化体を作成する方法に関する。」（第１頁右下欄下から第７〜末行）
　
刊行物９：
廃棄物のパッケージ化について、
(9a)「放射性廃棄物の最適パッケージ化は、処理やコンデショニング法、含有放射能やそのレベル、輸送方法、処分法などいろんな要素によって決まる。」（第２０９頁下から第４〜２行）
(9b)「中性子放射化した高放射性物質については、比較的小さく切断して、容器中心に入れ、これら周辺に、低いレベル切断片を囲んでパッケージすることができれば経済的である。」（第２１０頁第１７〜１９行）
と記載されている。
　
刊行物１０
(10a）「次に本発明を図示の実施例とともに更に詳細に説明すると、(１)は放射性廃棄物が充填されたドラム缶等の容器であり、例えばコンベア(２)上において大型型鋼等のプレス不適物が含まれているか否かを内部点検したうえで秤(３)において重量測定を行い、更に放射線量測定器(４)によって表面から漏洩する放射線量の測定を行う。次に放射性廃棄物が充填された容器(１)は高圧縮プレス(５)によって例えば1/4程度の容積にまで圧縮減容処理されて圧縮物(６)とされるとともに圧縮後の厚さ等の容量を測定され、これらの重量、放射線量、圧縮後の容量についての各測定値はコンピュータ等の記憶演算装置に入力される。なお容器(１)の重量及び放射線量の測定は圧縮減容処理後に行っても差し支えない。これらの各測定がなされた圧縮物(6)は選別取出可能な貯留場(７)に一時貯留され、一方記憶演算装置においては重量、放射線量、容量の各限界値の範囲内において最大重量、最大放射線量、最大収納容量が達成できる複数個の圧縮物(６)の組合せを演算する。なお、重量の限界値は例えば500kg、放射線量の限界値は200mR/hrである。このようにして演算の結果組合された複数個の圧縮物(６)は例えば貯留場(7)の天井部に設けられたハンドリングロボットのような移送機(８)によって選別されつつ同じくドラム缶等の保存容器(９)へ移送され、その内部へ充填されるが、このとき記憶演算装置は選択された複数個の圧縮物(6)のうちで比較的高放射線量の圧縮物(６)がその上下を比較的低放射線量の圧縮物(6)によって包囲されるように移送機(８)に充填の順序を指令する。このようにして各限界値の範囲内において最大重量、最大放射線量、最大収納容量となるように複数個の圧縮物(６)が充填された保存容器(９)中にはノズル(10)からセメントが注入され、保存容器(９)と圧縮物(６)との間の隙間及び圧縮物(６)の上部が埋めら  れる。その後セメントの養生を行ったうえキャッピングマシン(11)により保存容器(９)にキャップ(12)を施し、表面検査、放射線量測定、重量測定等を行った。後に番号、重量、表面線量、処理日等を記したラベルを貼付ける。」（第２頁右上欄第６行〜右下欄第５行）
(10b）「（発明の効果）本発明は以上の説明からも明らかなように、放射性廃棄物が充境された容器の重量、放射線量、圧縮物の容量についての各測定値を記憶演算装置に入力し、記憶演算装置において限界値を越えない範囲内において最大重量、最大放射線量、最大収納容量が達成されるように圧縮物の組合せを演算したうえでこの演算に基づいて貯留場から圧縮物を選択して保存容器内に充填するようにしたので、従来のように圧縮減容処理された圧縮物をそのままの順序で保存容器に充填して放射線量や重量についての限界値を越えないように個数の制限を行う方法に比較して、限界値の範囲内においてより高い充填効率を得ることができ、放射性廃棄物の貯蔵スぺースの有効利用を図るうえで有意義なものである。しかも選別された圧縮物の保存容器への充填は、比較的高放射線量の圧縮物を低放射線量の圧縮物で上下から包囲する順序で行われるので、保存容器から外部へ漏洩する放射線量は高放射線量圧縮物を最上部に充填したような場合に比較して低くなり、安全性を従来よりも更に向上させることができる。よって本発明は従来法よりも効率的な充填処理を行うことができる放射性廃棄物の充填処理方法として、産業の発展に寄与するところは極めて大である。」（第２頁右下欄第８行〜第３頁左上欄第１２行）
と記載されている。
　
刊行物１１：
「高線量の固体放射線廃棄物（ＤＳＷ）は、可能な場合減容すべきであり、さもなくば必要なパッケージ化されなければならない。高線量の放射性廃棄物の放射能レベルがその廃棄物コストを増加せしめる程度の場合には、廃棄物容器に低放射能レベルの廃棄物を充填してバランスすべきである。」（５．３．２．１．６）
　
刊行物１２：
「高さ・重量・線量率を測定し、収納容器内への圧縮体の収納の組合せを決定する。」（第５４頁及び第５８頁のシステムフロー図）
　
刊行物１３：
(13a）「本発明は、前記従来技術の欠点を解消するためになされたもので、大きな減容比を得ることができる放射性不燃固体廃棄物の減容処置装置を提供することを目的とする。」（第２頁左上欄第１〜４行）
(13b）「以上の如くして形成した円板状廃棄物１７は、容器であるドラム缶２２を搬入して設定し、順次ドラム缶２２内に重ねて収納する。その後、ドラム缶２２内に固化剤を固化剤注入装置２４により充填し、一時養生を行う。そして、ドラム缶２２は、一時養生により減容した分の固化剤を再び固化剤注入装置により充填（ポストフィーリング）された後、養生を行い最後にドラム缶２２に蓋２８を被せるドラムキャッピングを行い貯蔵場所に収納する。」（第２頁左下欄第５〜１４行）
　
３−４．当審の判断
３−４−１．本件発明１について
(１)本件発明１は、放射性廃棄物の放射能情報の測定結果を用いて、前記放　射能情報が管理基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と前記放射能情報が前記管理基準値よりも低いと判断された放射性廃棄物との各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物を混合し、混合された前記両放射性廃棄物を減容することを特徴とするものであって、表面線量率の管理基準値を超える廃棄物固化体の発生を未然に防止できるという作用・効果を有するものである。（本件明細書の段落【０００９】、【００２７】等を参照）
　これに対し、刊行物１ないし１３のいずれにも、「管理基準値よりも高いと判断された放射性廃棄物と管理基準値よりも低いと判断された放射性廃棄物との各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物を混合」した後、該「混合された両放射性廃棄物を減容処理する」こと、言い換えれば、放射性廃棄物を減容処理する前に、管理基準値よりも高いと判断された放射性廃棄物と管理基準値よりも低いと判断された放射性廃棄物との各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物を混合する点については、何等記載されていないばかりでなく、示唆する記載もない。
　
(２)
(２−１)すなわち、刊行物１には、「本発明は除染により発生した除染廃液を廃液処理することにより分離した不溶分などの放射性廃棄物にセメント材などを付加しグラウト材を得る工程と、前記グラウト材の放射性レベルを測定する工程と、あらかじめ容器内に収容した放射化金属、汚染金属、放射性コンクリートなどの放射性廃棄物と容器との空間部に前記グラウト材を流し込み前記放射性廃棄物を安定化する工程とからなり、前記グラウト材の放射能レベルは前記放射性廃棄物の放射能レベルよりも低いことを特徴とする放射性廃棄物の処理システム。」が記載されている。
　該刊行物１記載の「放射化金属」、「汚染金属」、及び「放射性コンクリート」はいずれも放射能濃度測定３が行われていることが記載されており、また、摘記事項(1d)から明らかなように、刊行物１における「容器内に収容した放射化金属、汚染金属、放射性コンクリートなどの放射性廃棄物」及び「グラウト材」は、それぞれ本件発明１における「放射能レベルが高いと判断された放射性廃棄物」と「放射能レベルが低いと判断された放射性廃棄物」に相当するものである。
　してみると、刊行物１には、「放射性廃棄物の放射能情報を測定し、この放射能情報に基づいて前記放射性廃棄物の処理方法を決定し、この決定された処理方法に基づいて前記放射性廃棄物を処理する放射性廃棄物の処理方法であって、前記決定された処理方法は、前記測定の結果を用いて、放射能レベルが高いと判断された放射性廃棄物と放射能レベルが低いと判断された放射性廃棄物を、基準値以下となるように混合する処理である放射性廃棄物の処理方法。」が記載されているといえる。
　しかしながら、刊行物１に記載された、「放射性廃棄物と容器との空間部に前記グラウト材を流し込み射性廃棄物を安定化する工程」は、本件明細書（請求項２参照）に記載された「産業廃棄物を固化容器内に充填して固化する」工程に他ならず、刊行物１に記載された発明においては、該工程に引き続き、更に、産業廃棄物を減容処理することはあり得ないものである。
(２−２)また、刊行物２、１０及び１２に記載された発明は、いずれも、圧縮減容処理を施した複数の放射性廃棄物を保存容器内に収容する方法であって、圧縮減容処理の前に放射性廃棄物入りの容器の放射能レベルを測定し、圧縮減容した後、該圧縮減容処理物の放射能線量の和を算出し、その和がそれぞれ放射能レベルの保有基準値未満となるようにする保存用容器内に収納するものである。
　しかしながら、刊行物２には、「放射性廃棄物入りの容器の放射能レベルを測定し、その放射能レベルが保有基準値未満であるものを圧縮減容処理する」と明記されていることから明らかなように、圧縮減容処理の前に、管理基準値よりも高い放射性廃棄物と管理基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合することを何等示唆するものでもない。また、刊行物１０には、圧縮減容する前に、放射性廃棄物入りの容器の放射能レベルを測定することが記載されているだけで、圧縮減容処理の前に、管理基準値よりも高い放射性廃棄物と管理基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合することを何等示唆するものでもない。さらに、刊行物１２には、圧縮減容処理の前に、放射性廃棄物入りの容器の放射能レベルを測定することは、記載されてはいない。
(２−３)同様に、刊行物６、９、及び１１には、高い放射能レベルの放射性廃棄物と低い放射能レベルの放射性廃棄物とを混合して、ドラム缶等の最終保存容器内に収容し、固化（パッケージ）することが記載されているだけで、該減容処理の前に、高い放射能レベルの放射性廃棄物と低い放射能レベルの放射性廃棄物とを混合することについては示唆する記載がなく、特に、刊行物６及び９には、放射性廃棄物の減容処理についても記載されていない。
(２−４)また、刊行物８は、濃縮廃液をそのまま減容された放射性廃棄物を容器内に固化材で固化させて作成した放射性廃棄物固化体を最終処分として土中等に埋設したときに長半減期の放射性核種が固化体から地下水等を通して環境に放出されるのを極力抑えるために、放射性核種封じ込め性能を向上させた固化材によって固化体を作成する方法に関するものであるから（摘記事項(8b)参照）、刊行物１に記載された発明と同様に、刊行物８に記載された発明においては、さらに、減容処理することはあり得ないものである。また、刊行物８には、濃縮廃液もしくは廃樹脂スラリーを乾燥粉体化及びペレット化すること、すなわち、減容処理することが記載されているが、減容処理の前に、放射性廃棄物の放射能レベルを測定し、高い放射能レベルの放射性廃棄物と低い放射能レベルの放射性廃棄物とを混合する点については何等記載がない。
(２−５)刊行物３〜５、７及び１３には、放射能レベルが高い放性廃棄物と放射能レベルが低い放射性廃棄物とを混合する点については何等記載がなく、各種の減容処理（刊行物３：乾燥による減容、刊行物４：脱水及び／又は乾燥、あるいは焼却による減容、刊行物５：溶融による減容、刊行物１３：圧縮による減容）或いは放射性廃棄物の稀釈処理（刊行物７）が記載されているだけである。
　なお、刊行物１３（第２頁左下欄第９〜１１行）には、「一時養生により減容した分の固化剤を再び固化剤注入装置により充填」の記載があるが、これは、一時養生による固化剤の減容であって、本件発明１における「放射性廃棄物を減容処理する」こととは異なるものである。
　
(３)以上のとおり、刊行物１ないし１３のうち、放射能レベルが高い放性廃棄物と放射能レベルが低い放射性廃棄物とを混合することを記載したものは、刊行物１、２、６、８ないし１２だけであるが、これらはいずれも、最終保存容器内に放射性廃棄物を固化材とともに収納する工程、或いは、減容処理の終了した圧縮体を容器に収容する工程に関するものであって、減容処理する前に、放射能レベルが高い放射性廃棄物と放射能レベルが低い放射性廃棄物とを混合することを何等示唆するものではない。
　よって、刊行物１ないし１３に記載された発明を如何様に組み合わせても、本件発明１の「管理基準値よりも高いと判断された放射性廃棄物と管理基準値よりも低いと判断された放射性廃棄物との各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物を混合した後、該混合された両放射性廃棄物を減容処理する」という構成を導き出すことはできない。
　したがって、本件発明１は、刊行物１ないし１３に記載された発明に基づいて当業者が容易に発明をすることができたものでなない。
　
３−４−２．本件発明２ないし本件発明５に係る発明について
　本件発明２ないし５は、本件発明１における発明の構成に、更に、構成を付加するものであるから、前項に記載したと同じ理由で、本件発明２ないし５も、刊行物１ないし１３に記載された発明に基づいて容易に発明をすることができたものではない。
　
４．むすび
　以上のとおりであるから、各特許異議の申立ての理由及び証拠によっては本件の請求項１ないし５に係る特許を取り消すことはできない。
　また、他に本件の請求項１ないし５に係る特許を取り消すべき理由を発見しない。
　よって、結論のとおり決定する。
【異議決定日】
平成１４年８月１９日（２００２．８．１９）
【訂正の要旨】
訂正事項ａ
　特許請求の範囲の減縮を目的として、特許請求の範囲の請求項１に「前記決定された処理方法は、前記放射能情報が基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と、前記放射能情報が前記基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合する処理であることを特徴とする放射性廃棄物の処理方法。」とあるのを、「前記決定された処理方法は、前記測定の結果を用いて、前記放射能情報が管理基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と前記放射能情報が前記管理基準値よりも低いと判断された放射性廃棄物との各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物を混合し、混合された前記両放射性廃棄物を減容する処理であることを特徴とする放射性廃棄物の処理方法。」と訂正する。
訂正事項ｂ
　明りょうでない記載の釈明を目的として、特許請求の範囲の請求項２に「混合された前記放射性廃棄物を減容し、」とあるのを、削除する。
訂正事項ｃ
　特許請求の範囲の減縮を目的として、特許請求の範囲の請求項４に「圧縮減容、溶融、焼却及び脱水のいずれか」とあるのを、「圧縮減容、溶融及び脱水のいずれか」と訂正する。
訂正事項ｄ
　明りょうでない記載の釈明を目的として、明細書段落【０００６】中に「前記決定された処理方法は、前記放射能情報が基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と、前記放射能情報が前記基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合する処理であることにある。」とあるのを、「前記決定された処理方法は、前記測定の結果を用いて、前記放射能情報が管理基準値よりも高いと判断された前記放射性廃棄物と前記放射能情報が前記管理基準値よりも低いと判断された放射性廃棄物との各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物を混合し、混合された前記両放射性廃棄物を減容する処理であることにある。」と訂正する。
訂正事項ｅ
　明りょうでない記載の釈明を目的として、明細書段落【００１７】中に「また、測定結果を用いて固化材と廃棄物の混合比を制御する方法として、Ａタンクの樹脂のみを２０ｋｇ計量してミキサーに投入し、固化材＋水の投入量を１７０ｋｇ増量して混練し、希釈固化することも可能である。」とあるのを、削除する。
（５４）【発明の名称】
放射性廃棄物の処理方法
（５７）【特許請求の範囲】
　【請求項１】放射性廃棄物の放射能情報を測定し、この放射能情報に基づいて前記放射性廃棄物の処理方法を決定し、この決定された処理方法に基づいて前記放射性廃棄物を処理する放射性廃棄物の処理方法であって、
　前記決定された処理方法は、
前記測定の結果を用いて、
管理
と前
管理
と判断された
の各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記両放射性廃棄物
し、混合された前記両放射性廃棄物を減容
　【請求項２】減容処理された前記放射性廃棄物を固化容器内に充填して固化する請求項１の放射性廃棄物の処理方法。
　【請求項３】前記放射能情報は、前記放射性廃棄物に含まれる放射性核種の濃度である請求項１又は請求項２の放射性廃棄物処理方法。
　【請求項４】前記減容処理は、圧縮減容、溶
融及
　【請求項５】前記放射性廃棄物が、廃液，濃縮廃液，不燃性雑固体，廃棄物イオン交換樹脂及び廃樹脂のうちの少なくとも１つを含む請求項１乃至請求項３のいずれかである放射性廃棄物の処理方法。
【発明の詳細な説明】
　【０００１】
　【産業上の利用分野】本発明は、放射性廃棄物の処理方法に係り、特に、原子力施設（発電所，再処理工場）から発生する放射性廃棄物を処理するのに好適な放射性廃棄物の処理方法に関する。
　【０００２】
　【従来の技術】原子力施設、特に原子力発電所からは濃縮廃液及びその乾燥粉体やペレット，焼却灰，不燃性雑固体，使用済みイオン交換樹脂等の種々の放射性廃棄物が発生する。これらの放射性廃棄物は適切な減容処理が施された後、専用の容器内にセメントやプラスチック等の固化材により、安定に固化される。こうして作成された固化体は、含有する放射性核種の濃度や表面線量率，強度等に関する厳正な検査を受けた後、埋設保管基準値に適合するものだけが地中に建設された貯蔵施設に埋設保管される。
　【０００３】固化体を地中に埋設保管するためには固化体１体あたりの正確な放射能インベントリーを評価し、埋設基準値と照合する必要がある。従来は、既に固化処理後、固化体１体あたりの放射能量を計測する搬出管理システムが開発され、具体的には特願昭６１−２６３４５号や特願平２−１５７３４０号に記載のものが有る。放射能計測においては、固化体の外部に放射線検出器を設置して計測するため、透過力の強いγ線は計測できるが、透過力の弱いα線，β線は固化体に遮蔽されて計測できない。従って、主としてα線を放出する超ウラン元素（α核種）やβ線のみを放出する核種（β核種：Ｎｉ−６３，Ｃ−１４等）については直接測定が困難である。
　【０００４】そこで、このような核種についてはγ線を放出するＣｏ−６０やＣｓ−１３７との相関関係から統計的に求められた係数（スケーリングファクター）を用いてＣｏ−６０やＣｓ−１３７の測定値から推定される。実際の運用では統計的なバラツキをカバーする安全率をかけて、安全側の評価がなされる。
　【０００５】
　【発明が解決しようとする課題】従来の放射性廃棄物の処理システムにおいては、次のような２つの課題がある。一つには、固化体を作成した後に放射線計測を行うため、埋設基準値を超過する固化体が発生した場合、再度サイト保管を継続するか、基準不適合固化体を再度破砕し、希釈固化するなどの追加措置をとることが必要になる。もう一つは、α核種やβ核種に対してスケーリングファクター法を適用した場合、必要以上に安全側に評価してしまい、実際は搬出可能な固化体であるのに不適合と判断される場合がありえることである。特に、溶融，圧縮減容などの放射性廃棄物を減容（濃縮）する場合は、その傾向は強い。本発明の目的は、表面線量率の管理基準値を超える廃棄物固化体の発生を未然に防止できる放射性廃棄物の処理方法を提供することにある。
　【０００６】
　【課題を解決するための手段】上記目的を達成する本発明の特徴は、放射性廃棄物の放射能情報を測定し、この放射能情報に基づいて前記放射性廃棄物の処理方法を決定し、この決定された処理方法に基づいて前記放射性廃棄物を処理する放射性廃棄物の処理方法であって、前記決定された処理方法は、
前記測定の結果を用いて、
管理
と前
管理
と判断された
の各投入量を設定して、前記管理基準値以下となるように前記放射性廃棄物
し、混合された前記両放射性廃棄物を減容
　【０００７】ここで言う放射性廃棄物は、好ましくは、原子力施設、特に原子力発電所からは濃縮廃液及びその乾燥粉体やペレット，焼却灰，不燃性雑固体，使用済みイオン交換樹脂等放射性廃棄物等が該当する。また、好ましくは、廃棄物量の制御は、廃棄物の重量測定または定量供給装置によってなされ、固化体１体当たりに投入する廃棄物重量を加減するか、減容すべき放射性廃棄物の量を加減するか、又は異なる放射性核種濃度を持つ廃棄物を複数混合することにより達成される。
　【０００８】プレスや溶融のように処理の後、廃棄物が１つの塊になるプロセスでは、処理の前に投入する廃棄物の放射性核種濃度、及び重量を測定し、１バッチあたりの廃棄物量と種類を制御しておいたほうが望ましい。
　【０００９】
　【作用】放射能情報が基準値よりも高いと判断された放射性廃棄物と、放射能情報がその基準値よりも低い放射性廃棄物とを混合するので、放射性廃棄物の放射能情報が低下し、表面線量率の管理基準値を超える廃棄物固化体の発生を未然に防止できる。好ましくは、上記のように、廃棄物を減容する前に、廃棄物に含まれる放射性物質の量または濃度を測定し、管理基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄物量を制御することによって、管理基準値に適合しない固化体の発生を防止でき、不適合固化体に対する追加処置を排除することができる。
　【００１０】また、好ましくは、廃棄物を減容する前に、廃棄物の一部をサンプリングし、α核種やβ核種の濃度を実測し、埋設基準値を超過しないように固化体１体当たりの廃棄物量を制御することによって、スケーリングファクター法を適用した場合に必要以上に安全側に評価され、実際は搬出可能な固化体であるのに不適合と判断されることをなくすることができる。
　【００１１】
　【実施例】本発明の一実施例を図１により説明する。本実施例は原子力施設から発生する使用済みイオン交換樹脂（廃樹脂）および濃縮廃液の様にスラリー状態の放射性廃棄物をセメントにて固化処理するのに好適なシステムに関するものである。
　【００１２】本実施例の基本的な処理フローを図１により説明する。廃液あるいは廃スラッジは適当な倍率で濃縮された後、貯蔵タンクに保管されている。このような廃液を処理するに際し、タンク内を均一に混合撹拌した後、一部をサンプリングし放射性核種の濃度を測定する。この測定値により最終的に固化体にした場合の核種濃度の評価が可能となり、固化体の埋設管理基準値との照合により、以下の処理方法を次の中から決定する。処理方法は廃液の放射能レベルの低いものから順に次のような方法から選択される。
　【００１３】（１）更に濃縮（減容）
（２）無処理
（３）放射能レベルの低い別のタンクの廃液または別の廃棄物と混合して希釈
（４）タンクに戻し長期保管（放射能の減衰を待つ）
これらの処理の後、廃液は乾燥粉体化した後固化材と混合して固化するか、またはそのまま固化材と混合して固化する。上記において、乾燥粉体化による減容の前に、放射能濃度等を測定しているが、濃縮の前に測定することも可能である。
　【００１４】次に使用済みイオン交換樹脂（廃樹脂）をセメントにて固化処理するのに好適なシステムについて、図２を用いて説明する。廃樹脂はその放射性核種濃度に応じて廃樹脂タンク（Ａ）１と廃樹脂タンク（Ｂ）２に貯蔵されている。一例として、Ａのタンクに貯蔵されている樹脂の核種（Ｃｏ−６０）濃度が固化体の埋設管理基準値より１０倍高く、Ｂのタンクに貯蔵されている樹脂の核種濃度が基準値の１／１００である場合について説明する。樹脂のスラリーは脱水機３により水切りした後、設定量だけミキサー４に投入される。ミキサー４には固化材タンク５，添加水タンク６が接続されており、各々定量投入可能なように、バルブ，フィーダーが設置されている。これらは、ミキサーで十分に混合された後、固化容器７に注入され、ふたをして養生して固化体となる。固化材が完全に硬化した後、検査装置８により固化体中の放射性核種の量をチェックし、埋設管理基準値をクリアした固化体のみが搬出される。
　【００１５】　本実施例においては、配合を表１のように設定した。
　【００１６】
　【表１】
　【００１７】この組成では、廃樹脂は重量比で１／３に希釈される。従って、本発明を実施しないでタンクＡから１００ｋｇの樹脂を供給して固化体を作成した場合、検査装置で埋設管理基準値を超過していることが判明し、固化体を搬出できなくなる。そこで、本発明では各々の廃樹脂タンクからのサンプリングライン９を設置し、計量・測定ユニット１０で重量と放射能計測を実施した後、廃樹脂の投入量を設定する。放射能計測は、予め標準線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか半導体検出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して核種毎の計数率を求めることにより実施される。本例では、γ核種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、その他のα核種，β核種は先に説明したスケーリングファクターに安全係数１０を掛けて評価された。本例の場合、Ａのタンクに貯蔵されている樹脂のＣｏ−６０濃度が固化体の埋設管理基準値より１０倍高く、Ｂのタンクに貯蔵されている樹脂の濃度が基準値の１／１００であることを固化する前に認知できたので、Ａタンクの樹脂を２０ｋｇ，Ｂタンクの樹脂を８０ｋｇ計量して、ミキサーに投入した。この場合、Ａタンクの樹脂は３×５＝１５倍に希釈されることになるので、固化体が搬出可能になる。さらに、計量・測定ユニットで計測した核種濃度の値を用いて、セメント固化した後の固化体の表面線量率を計算し、表面線量率に関する埋設管理基準値や輸送基準値との適合性を評価し、廃樹脂の投入量を制御することも可能になる。また、計量・測定ユニットにプラスチックシンチレータ等のβ線検出器を設置することにより、Ｎｉ−６３等のβ核種の直接測定が可能になり、スケーリングファクター法のように安全係数を見込む必要がなくなる
。放
　【００１８】サンプリングラインと計量・測定ユニットは脱水機の前段あるいは後段に設置されても本発明の実施が可能である。本実施例の固化材には水硬化性のセメント，セメントガラスが適当であるが、熱可塑性のプラスチックやアスファルトも使用可能である。
　【００１９】次に、原子力施設から発生する金属配管やコンクリート，保温材等の不燃性雑固体廃棄物の減容処理システムについて図３，図４により説明する。
　【００２０】図３は雑固体廃棄物を圧縮減容した後、固化容器に充填し、固化材を注入して固化するものである。貯蔵容器１１に保管されている雑固体を、容器を転倒させて取りだし、各単品ごとに振り分けて移送コンベア１２に乗せる。コンベアの途中には遮蔽材でコリメートした線量率計１３が取り付けられており、単品ごとにその位置での線量率を計測する。管理設定値をパスした廃棄物は二次容器１４に投入され、設定値を超過した廃棄物は別経路で保管容器１５に移送される。この時、二次容器を加振しておくと充填率が向上する。二次容器は廃棄物で満たされた後、プレス機１６で容器ごとプレスされる。プレス機はプレス体１７と固化容器１９との間に隙間が開くように、縮径できるものが良いが、二次容器を固化容器より寸法を小さくすることも可能である。プレス体１７は計量・測定ユニット１８で重量及び放射能計測を実施した後、測定結果と照合できるように番号をラベリングされ一時的に保管される。放射能計測は、予め標準線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか半導体検出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して核種毎の計数率を求めることにより実施される。本例では、γ核種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、その他のα核種，β核種は先に説明したスケーリングファクターに安全係数を掛けて評価される。その後プレス体は固化容器１９に２〜３体充填されるが、この時放射性核種の濃度に関する固化体の埋設管理基準値を超えないプレス体の組合わせを選択する。プレス体の充填後、固化容器にミキサー２０より固化材を注入し、固化体を作成する。
　【００２１】本実施例では計量・測定ユニットをプレス機の前段に設置して、雑固体単品ごとの重量と核種濃度を計測し、プレス体の核種濃度が固化体の埋設管理基準値を超えないようにプレス機に供給する雑固体の種類と重量を制御しても良い。この場合、コンベアに設置された線量率計は省略できる。
　【００２２】次に高温溶融について図４を用いて説明する。図４の方法は、雑固体廃棄物を高温（鉄材やコンクリートが融解する１６００℃以上）で溶融した後、固化容器に充填し、固化材を注入して固化するものである。鉄材廃棄物の取り出し方法は前記実施例と同様である。貯蔵容器２１に保管されている雑固体を、移送コンベア２２を用いて溶融炉２４に供給する。コンベアの出口に計量・測定ユニット２３を設置し、廃棄物単品ごとの重量及び放射能計測を実施した後、溶融炉に投入される。投入された廃棄物の重量と核種濃度は計量・測定ユニットに接続した計算機２５に保存記録されており、１バッチの累積量がモニターされる。放射能計測は、予め標準線源を用いて構成されたＮａＩシンチレータか半導体検出器を設置し、多チャンネル分析器を接続して核種毎の計数率を求めることにより実施される。本例では、γ核種であるＣｏ−６０とＣｓ−１３７を計測し、その他のα核種，β核種は先に説明したスケーリングファクターに安全係数を掛けて評価される。このプロセスを経ることにより、計算機に保存された投入物の重量と核種濃度の測定値を用いて炉内の溶融物２６の核種濃度を評価することが可能になる。溶融物の核種濃度が固化体の埋設管理基準値を超過しないように投入する雑固体の種類と投入量を制御する。従って、計量・測定ユニットにおける計測段階で放射能レベルがオーダーで高い廃棄物は分別保管されることが望ましい。こうして得られた溶融物は最終的な固化容器より寸法の小さい耐火容器２７に注入し、放冷した後固化容器２９に充填する。耐火容器と固化容器の隙間にミキサー２８より固化材を注入し、固化体の作成が完了する。
　【００２３】本実施例では、溶融物を水中に滴化させ、粒状のスラグとして硬化させても良い。得られたスラグはそのままセメントと混合して固化できる。溶融物中の核種濃度が基準値を下回っているため、固化体が基準を超過することはない。また、廃棄物単品ごとの重量及び放射能計測を実施した後、耐火容器に充填し、容器ごと溶融炉に供給する方法も可能である。
　【００２４】このように作成された雑固体廃棄物の固化体は、最終的に検査設備で核種濃度をチェックされる。本実施例によれば、放射能レベルが比較的広範囲に分布している雑固体廃棄物に対して、埋設管理基準値を超過するような固化体の発生を排除することが可能になる。
　【００２５】本発明の別の実施例を図５を用いて説明する。本実施例は、可燃性の雑固体廃棄物を焼却処理するシステムに関するものである。焼却炉３０の前段に本発明の計量・測定ユニット３１を設置し、貯蔵容器３２より取り出された雑固体単品の重量と核種濃度を計測する。焼却処理に伴う減容比を安全率を見込んで１／５００とすると、埋設管理基準濃度の１／５００の濃度の廃棄物であっても、焼却後の灰は基準濃度に達する。従って、埋設管理基準濃度の３桁下に運用基準値を設ける。計測の結果、運用基準値を超えるものは分別し、固化設備３３に移送しそのまま固化するか、再度貯蔵する。運用基準値をパスした廃棄物のみ焼却処理し、焼却灰は別途固化設備で固化材と混合し固化容器内に固化する。
　【００２６】本実施例によれば、埋設管理基準値を超過するような固化体の発生を排除することできる他、焼却炉，フィルター設備の汚染を防止することができ、設備のメンテナンス性が向上すると共に作業者の被爆低減に効果がある。
　【００２７】
　【発明の効果】本発明により、最終的に固化処理した廃棄物固化体中の放射性核種の濃度、或いは固化体の表面線量率が埋設管理基準値を超過する事象を未然に防止でき、再貯蔵や希釈固化といった追加措置の必要性を排除できる。
　【００２８】また、処理設備の汚染防止にも役立ち、機器のメンテナンス性や作業者の被爆低減にも効果がある。
【図面の簡単な説明】
　【図１】本発明の一実施例である放射性廃液の処理フローを示した図。
　【図２】本発明の一実施例である放射性廃樹脂の固化処理システムのフローを示した図。
　【図３】本発明の一実施例である不燃性雑固体の減容処理システムのフロー（圧縮減容）を示した図。
　【図４】本発明の一実施例である不燃性雑固体の減容処理システムのフロー（高温溶融）を示した図。
　【図５】本発明の一実施例である可燃性雑固体の焼却処理システムのフローを示した図。
　【符号の説明】
　７，１９，２９…固化容器、８…検査装置、９…サンプリングライン、１０，１８，２３，３１…計量・測定ユニット、１３…線量計、１６…プレス機、１７…プレス体、２４…溶融炉、２５…計算機、２６…溶融物、２７…耐火容器、３０…焼却炉、３３…固化設備。