(57)【要約】【課題】放射性廃液を固化してなる固化体の安定化を図ること。【解決手段】本発明の放射性廃液分離装置によれば、硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を貯液する濃縮廃液タンク７７と、貯液された放射性廃液の上澄み液を抽出する抽出ホ゜ンフ゜１０と、抽出された上澄み液に含まれる放射性物質を吸着剤に吸着させることによって上澄み液から放射性物質を除去し放射性廃液よりも放射能濃度が低い低放射能廃液を生成する無機イオン吸着剤塔１２と、無機イオン吸着剤塔１２によって生成された低放射能廃液を固化するセメント固化装置１６と、濃縮廃液タンク７７に貯液された放射性廃液の沈殿物に水を加えて沈殿物を分離回収するハ゛ッファタンク１４と、ハ゛ッファタンク１４によって回収された沈殿物と、無機イオン吸着剤塔１２において放射性物質が吸着された吸着剤とを混合してなる放射性廃液よりも放射能濃度が高い高放射能混合体を固化するセメント固化装置１８とを備えている。【選択図】　　図１
2004028903.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
硫酸ナトリウム（Ｎａ２ＳＯ４）を含有する放射性廃液を貯液する廃液タンクと、
前記廃液タンクに貯液された放射性廃液の上澄み液が供給され、この上澄み液に含まれる放射性物質を吸着する吸着剤を備え、低放射能廃液を生成する放射性物質除去手段と、
前記放射性物質除去手段によって生成された低放射能廃液を固化する第１の固化手段と、
前記廃液タンクから回収された沈殿物と、前記放射性物質除去手段において放射性物質が吸着された吸着剤とを混合して固化する第２の固化手段と
を備えた放射性廃液分離装置。
【請求項２】
少なくとも、
放射性イオン種が吸着したイオン交換樹脂に溶離用硫酸水溶液を通液し、前記イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種をこの溶離用硫酸水溶液に溶離させる溶離器と、
前記溶離用硫酸水溶液に放射性イオン種が溶離してなる溶離済硫酸水溶液に水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）を中和剤として添加することによって、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ２ＳＯ４）を含有する中和廃液を生成する中和手段と、前記中和廃液を濃縮して濃縮中和廃液を生成する濃縮手段とを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、
前記濃縮手段によって生成された濃縮中和廃液を貯液する廃液タンクと、
前記廃液タンクに貯液された濃縮中和廃液の上澄み液を抽出する抽出ポンプと、
内部に吸着剤を備えており、前記抽出ポンプによって抽出された上澄み液に含まれる放射性物質を、前記吸着剤に吸着させることによって前記上澄み液から前記放射性物質を除去することによって、前記濃縮中和廃液よりも放射能濃度が低い低放射能廃液を生成する放射性物質除去手段と、
前記放射性物質除去手段によって生成された低放射能廃液を固化する第１の固化手段と、
前記廃液タンクに貯液された濃縮中和廃液の沈殿物に水を加えて前記沈殿物を分離回収する沈殿物回収手段と、
前記沈殿物回収手段によって回収された沈殿物と、前記放射性物質除去手段において放射性物質が吸着された吸着剤とを混合してなる前記濃縮中和廃液よりも放射能濃度が高い高放射能混合体を固化する第２の固化手段と
からなる放射性廃液分離装置を備えた放射性イオン交換樹脂の処理システム。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば原子力発電所の放射性核種を含む系統水中に含まれる放射性イオンを吸着した放射性イオン交換樹脂を廃棄するための処理システム、およびこの処理システムによって得られた硫酸ナトリウムを含有する放射性廃液を、放射能濃度が低い放射性廃液と、硫酸ナトリウム濃度が低く放射能濃度が高い放射性廃液とに分離する放射性廃液分離装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子力発電所等の原子力施設においてイオン交換樹脂は、放射性イオンを吸着するために用いられている。具体的には、原子力発電所の放射性核種を含む系統水中に含まれる放射性イオンを吸着して、放射性核種を含む系統水を純化するために用いられている。原子力発電所の運転に伴い、放射性イオンを吸着した使用済の放射性イオン交換樹脂が廃棄物として発生する。
【０００３】
イオン交換樹脂は、一般にスチレンとジビニルベンゼン（Ｄ．Ｖ．Ｂ）の共重合体を基材とし、これにイオン交換基として陽イオン交換樹脂の場合にはスルホン酸基を、また陰イオン交換樹脂の場合には、４級アンモニウム基を結合させた構造を有する芳香族系有機高分子化合体である。
【０００４】
さて、放射性核種を含む系統水には、Ｃｏ−６０（コバルト６０）、Ｃｓ−１３７（セシウム１３７）、Ｓｒ−９０（ストロンチウム９０）、その他Ｆｅ（鉄）やＮｉ（ニッケル）等の放射能強度の高い陽イオン種と、Ｉ（ヨウ素）、Ｃ−１４（炭素１４）を含む有機物質等の放射能強度が低い陰イオン種とが含まれている。したがって、放射性核種を含む系統水中のＣｏ−６０、Ｃｓ−１３７、Ｓｒ−９０等の陽イオン種は、陽イオン交換樹脂に吸着され、Ｉ、Ｃ−１４を含む有機物質等の陰イオン種は、陰イオン交換樹脂に吸着されることによって浄化される。
【０００５】
イオン交換樹脂は放射性イオン交換樹脂塔に陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂の２種類がほぼ同量充填されており、系統水から陽イオン種または陰イオン種を除去する能力（除染係数）が所定能力以下に低下した場合には、使用済の放射性イオン交換樹脂として廃棄処理され、放射性イオン交換樹脂塔には、未使用の陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂が充填される。廃棄物として処理される放射性イオン交換樹脂の体積比は、原子力発電所にて発生する全廃棄物のうち少量を占めているにすぎないが、放射性イオン交換樹脂によって吸着された物質による放射能量の合計は、原子力発電所の通常運転において発生する廃棄物中の放射能量の大部分を占めている。このように、運転中に原子力発電所から排出される放射性廃棄物に含まれる放射能のほとんどは、放射性イオン交換樹脂によって吸着されている。
【０００６】
このような使用済の放射性イオン交換樹脂を廃棄物として処理する場合には、以下のようにして行われている。すなわち、放射性イオン交換樹脂塔に充填された陽イオン交換樹脂および陰イオン交換樹脂は、その除染係数が所定値以下に低下したことが確認されると、図３に示すように、放射性イオン交換樹脂搭（図示せず）から使用済樹脂貯蔵タンク６２へと移し替えられ、そこでしばらく貯蔵される。この貯蔵期間中に、陽イオンであるＣｏ−５８、陰イオンであるＩ−１３１等の半減期の短い核種を減衰させることができる。
【０００７】
このように、半減期の短い核種が減衰したところで、使用済の放射性イオン交換樹脂が、使用済樹脂貯蔵タンク６２から一旦廃樹脂供給タンク６３に移し替えられ、さらにそこから溶離器６４へと移される。溶離器６４へと移された使用済の放射性イオン交換樹脂には、硫酸水溶液が通液される。これによって、使用済の放射性イオン交換樹脂に吸着していた放射性イオンが、硫酸水溶液中に移行して溶離する。
【０００８】
このようにして放射性物質が溶離して取り除かれたイオン交換樹脂は、溶離器６４の下部から取り出され、溶離済樹脂輸送容器６７によって焼却設備６８に移送され、そこで焼却処理される。
【０００９】
一方、溶離器６４において放射性イオン交換樹脂に通液された硫酸水溶液中には、放射性イオンが溶存している。この硫酸水溶液は、溶離器６４から硫酸回収器６９の左室７０に導入される。硫酸水溶液は、この硫酸回収器６９に備えられた拡散透析膜７１によって放射性物質と硫酸とが分離される。すなわち、図４に示すように、溶離器６４から左室７０に導入された硫酸水溶液のうち、硫酸は拡散透析膜７１を介して右室７２側に拡散され回収される一方、放射性物質は左室７０に残る。右室７２側に回収された硫酸は、溶離器６４に送られ再使用される。この結果、左室７０には放射性物質を含む廃液が得られる。
【００１０】
図５に示すように、左室７０で得られた溶離初期の廃液（以下、「Ａモード廃液」と称する）は、左室７０で得られた溶離後期の廃液（以下、「Ｂモード廃液」と称する）に比べて、放射能濃度が有意に高い。
【００１１】
このためＡモード廃液は、第１中和タンク７３（＃１）において中和剤タンク７５から供給された中和剤であるＮａＯＨが添加されることによって中和処理され、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ２ＳＯ４）が生成された後に、蒸発器７６に送られる。そして、蒸発器７６によって蒸発濃縮された後に濃縮廃液タンク７７に送られそこで長期貯蔵される。これによって、放射能が減衰した後に、セメント固化される。このような蒸発濃縮は、Ａモード廃液を減容し、廃棄物の発生量を減らすという観点から重要である。
【００１２】
一方、Ｂモード廃液は、放射能濃度が低いために中和タンク７３（＃２）に移され、ここでも同様に中和剤タンク７５から供給された中和剤であるＮａＯＨが添加されることによって中和処理され、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ２ＳＯ４）が生成される。その後は、液体廃棄物処理系７８へと送られ、アスファルト等によって固化処理されている。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、このような従来の放射性イオン交換樹脂の処理方法では、以下のような問題がある。
【００１４】
Ａモード廃液には硫酸ナトリウムが含まれているために、Ａモード廃液が濃縮されると、同時に硫酸ナトリウムも濃縮され、含有硫酸ナトリウム濃度が高くなる。セメントは、その中に硫酸ナトリウムを含むと、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を形成し、含有硫酸ナトリウム濃度の上昇に伴ってひび割れ等の損傷が発生することが知られている。放射能濃度が高く、かつ硫酸ナトリウム濃度が高いセメント固化体を埋設処分するには埋設処分施設の放射性核種に対するバリア機能を強化する必要がある。
【００１５】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、硫酸ナトリウムを放射能濃度が低い固化体に入れ、低放射能濃度用の施設へ埋設処分し、高放射能濃度用の施設へは硫酸ナトリウムをできるだけ減らして埋設処分することにより、全体としてのコストを低減する。即ち、Ａモード廃液を、Ａモード廃液よりも放射能濃度が低い低放射能廃液と、Ａモード廃液よりも硫酸ナトリウム濃度が低く放射能濃度が高い高放射能混合体とに分離し、それぞれについて固化処理し、含有放射能の高低に応じてそれぞれの固化体を別の埋設処分施設に処分するようにすることによって、高放射能濃度用の埋設処分施設の放射性核種に対するバリア機能を強化せずに、全体としてのコスト低減化を図ることを可能とする放射性廃液分離装置、およびそれを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムを提供することを目的とする。
【００１６】
【課題を解決するための手段】
上記の目的を達成するために、本発明では、以下のような手段を講じる。
【００１７】
すなわち、請求項１の発明の放射性廃液分離装置は、硫酸ナトリウム（Ｎａ２ＳＯ４）を含有する放射性廃液を貯液する廃液タンクと、廃液タンクに貯液された放射性廃液の上澄み液を抽出する抽出ポンプと、内部に吸着剤を備えており、抽出ポンプによって抽出された上澄み液に含まれる放射性物質を、吸着剤に吸着させることによって上澄み液から放射性物質を除去することによって、放射性廃液よりも放射能濃度が低い低放射能廃液を生成する放射性物質除去手段と、放射性物質除去手段によって生成された低放射能廃液を固化する第１の固化手段と、廃液タンクに貯液された放射性廃液の沈殿物に水を加えて沈殿物を分離回収する沈殿物回収手段と、沈殿物回収手段によって回収された沈殿物と、放射性物質除去手段において放射性物質が吸着された吸着剤とを混合してなる放射性廃液よりも放射能濃度が高い高放射能混合体を固化する第２の固化手段とを備えている。
【００１８】
請求項２の発明の放射性イオン交換樹脂の処理システムは、少なくとも、放射性イオン種が吸着したイオン交換樹脂に溶離用硫酸水溶液を通液し、イオン交換樹脂に吸着している放射性イオン種をこの溶離用硫酸水溶液に溶離させる溶離器と、溶離用硫酸水溶液に放射性イオン種が溶離してなる溶離済硫酸水溶液に水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）を中和剤として添加することによって、中和体である硫酸ナトリウム（Ｎａ２ＳＯ４）を含有する中和廃液を生成する中和手段と、中和廃液を濃縮して濃縮中和廃液を生成する濃縮手段とを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムにおいて、以下を付加してなる。
【００１９】
すなわち、濃縮手段によって生成された濃縮中和廃液を貯液する廃液タンクと、廃液タンクに貯液された濃縮中和廃液の上澄み液を抽出する抽出ポンプと、内部に吸着剤を備えており、抽出ポンプによって抽出された上澄み液に含まれる放射性物質を、吸着剤に吸着させることによって上澄み液から放射性物質を除去することによって、濃縮中和廃液よりも放射能濃度が低い低放射能廃液を生成する放射性物質除去手段と、放射性物質除去手段によって生成された低放射能廃液を固化する第１の固化手段と、廃液タンクに貯液された濃縮中和廃液の沈殿物に水を加えて沈殿物を分離回収する沈殿物回収手段と、沈殿物回収手段によって回収された沈殿物と、放射性物質除去手段において放射性物質が吸着された吸着剤とを混合してなる濃縮中和廃液よりも放射能濃度が高い高放射能混合体を固化する第２の固化手段とからなる放射性廃液分離装置である。
【００２０】
従って、請求項１および請求項２の発明においては、以上のような手段を講じることにより、硫酸ナトリウム（Ｎａ２ＳＯ４）を含有する放射性廃液であるＡモード廃液を、Ａモード廃液よりも放射能濃度が低い低放射能廃液と、Ａモード廃液よりも硫酸ナトリウム濃度が低く放射能濃度が高い高放射能混合体とに分離し、それぞれについて固化処理することができる。
【００２１】
更に、固化処理されてなる固化体を、低放射能廃液を固化処理してなる固化体と、高放射能混合体を固化処理してなる固化体とをそれぞれ別の埋設処分施設に処分するようにすれば、高放射能濃度用の埋設処分施設の放射性核種に対するバリア機能を強化せずに、全体としてのコスト低減化を図ることが可能となる。
【００２２】
【発明の実施の形態】
以下に、本発明の実施の形態について図面を参照しながら説明する。
【００２３】
なお、以下の実施の形態の説明に用いる図中の符号は、図３から図４と同一部分については同一符号を付して示してその説明を省略し、ここでは異なる部分についてのみ述べる。
【００２４】
本発明の実施の形態を図１から図２を用いて説明する。
【００２５】
図１は、本発明の実施の形態に係る放射性廃液分離装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図である。
【００２６】
すなわち、本発明の実施の形態に係る放射性廃液分離装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムは、図３に示す従来技術の放射性イオン交換樹脂処理システムに、上澄み液抽出ポンプ１０と、無機イオン吸着剤塔１２と、純水供給系１３と、バッチタンク１４と、セメント固化装置１６と、セメント固化装置１８とから構成してなる放射性廃液分離装置を付加した構成としている。
【００２７】
濃縮廃液タンク７７は、Ｃｏ（コバルト）、Ｃｓ（セシウム）、Ｓｒ（ストロンチウム）、Ｎｂ（ニオブ）等の放射性物質、および硫酸ナトリウムを含んでいるＡモード濃縮廃液を貯液している。このＡモード濃縮廃液は、濃縮廃液タンク７７内において、上澄み液と凝集沈殿物とに分離しており、硫酸ナトリウムの大部分は溶解し、上澄み液に含まれている。一方、水酸化物となる放射性物質は大部分が凝集沈殿物を形成している。
【００２８】
上澄み液抽出ポンプ１０は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているこのようなＡモード濃縮廃液の上澄み液を抽出し、抽出した上澄み液を無機イオン吸着剤塔１２に送液する。
【００２９】
無機イオン吸着剤塔１２は、内部に吸着剤を備えており、上澄み液抽出ポンプ１０によって上澄み液が図１中下方から図１中上方に向かって送液されることによって、上澄み液に含まれる放射性物質が、吸着剤に吸着されるようにしている。上澄み液は、このように無機イオン吸着剤塔１２において放射性物質が除去され、放射能濃度が低減された後にセメント固化装置１６へ送液されるようにしている。一方、吸着剤は、上澄み液に含まれる放射性物質を吸着すると、廃棄物としてセメント固化装置１８へ払い出されるようにしている。
【００３０】
純水供給系１３は、上澄み液が抽出され、凝集沈殿物が残された濃縮廃液タンク７７内に、抽出された上澄み液分の量の純水を供給する。これによって、凝集沈殿物として濃縮廃液タンク７７内に残っていた硫酸ナトリウムを凝集沈殿物とともに希釈する。
【００３１】
バッチタンク１４は、濃縮廃液タンク７７において純水供給系１３によって純水が供給され、希釈された凝集沈殿物を、濃縮廃液タンク７７から受け入れる。そして、受け入れた凝集沈殿物を、それがセメント固化装置１８によってセメント固化されるまで貯液する。
【００３２】
セメント固化装置１６は、無機イオン吸着剤塔１２から送液された上澄み液をセメント固化する。この上澄み液は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液と比較して、硫酸ナトリウム濃度は同程度であるが、放射能濃度は低い。したがって、セメント固化装置１６によって固化されたセメント固化体は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液をそのままセメント固化したセメント固化体よりも、放射能濃度が低いため、簡易な埋設処分施設へ処分することができるので低コストで処分できるようにしている。
【００３３】
セメント固化装置１８は、希釈された凝集沈殿物をバッチタンク１４から、放射性物質を吸着した吸着剤を無機イオン吸着剤塔１２からそれぞれ受け入れ、これらをセメント固化する。希釈された凝集沈殿物は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液よりも硫酸ナトリウム濃度が格段に低い。一方、放射性物質を吸着した吸着剤は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液よりも放射能濃度が格段に高い。すなわち、セメント固化装置１８において固化されたセメント固化体は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液よりも、格段に硫酸ナトリウム濃度が低い。したがって、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を形成することがないセメント固化体を製作でき、埋設処分することができる。
【００３４】
次に、以上のように構成した本発明の実施の形態に係る放射性廃液分離装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作について図２のフローチャートを用いて説明する。
【００３５】
濃縮廃液タンク７７には、Ｃｏ（コバルト）、Ｃｓ（セシウム）、Ｓｒ（ストロンチウム）、Ｎｂ（ニオブ）等の放射性物質、および硫酸ナトリウムを含んでいるＡモード濃縮廃液が貯液されている。このＡモード濃縮廃液は、濃縮廃液タンク７７内において、上澄み液と凝集沈殿物とに分離しており、硫酸ナトリウムの大部分は溶解し、上澄み液に含まれている。一方、凝集沈殿物は、水酸化物となる放射性物質によってその大部分が形成されている。
【００３６】
本発明の実施の形態に係る放射性廃液分離装置を用いて、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液を、Ａモード濃縮廃液よりも硫酸ナトリウム濃度が格段に低く放射能濃度が高い高放射能混合体と、Ａモード濃縮廃液よりも放射能濃度が格段に低い低放射能濃度とに分離するには、まず、上澄み液抽出ポンプ１０によって、濃縮廃液タンク７７に貯液されているこのようなＡモード濃縮廃液の上澄み液が抽出され、無機イオン吸着剤塔１２に、その下方から上方に向かって送液される（Ｓ１）。
【００３７】
無機イオン吸着剤塔１２に送液された上澄み液には、放射性物質が含まれている。この放射性物質は、上澄み液が無機イオン吸着剤塔１２の内部を下方から上方に向かって送液されると、無機イオン吸着剤塔１２の内部に備えられた吸着剤によって吸着される（Ｓ２）。
【００３８】
したがって、無機イオン吸着剤塔１２の上部からは、吸着剤によって放射性物質が除去され、放射能濃度が低減された上澄み液が排出され、セメント固化装置１６へと払い出され、ここで固化される（Ｓ３）。
【００３９】
セメント固化装置１６へ払い出された上澄み液は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液と比較して、硫酸ナトリウム濃度は同程度であるが、放射能濃度は低い。このような低放射能廃液は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液をそのままセメント固化したセメント固化体よりも、簡易な埋設処分施設に処分することができる。したがって、Ａモード濃縮廃液からこのような低放射能廃液を生成することによって、埋設処分コストを低減することができる。
【００４０】
このように上澄み液のセメント固化がなされると、次に純水供給系１３によって、濃縮廃液タンク７７に、抽出された上澄み液分の量の純水が供給される（Ｓ４）。これによって、上澄み液が抽出された後に濃縮廃液タンク７７に残っていた凝集沈殿物が希釈される。凝集沈殿物には、硫酸ナトリウムもその一部が含まれている。したがって、凝集沈殿物が希釈されることによって、硫酸ナトリウムもまた希釈される。
【００４１】
ステップＳ４において希釈された凝集沈殿物は、濃縮廃液タンク７７からバッチタンク１４へと移される。そして、この凝集沈殿物が、セメント固化装置１８によってセメント固化されるまで貯液される（Ｓ５）。
【００４２】
ステップＳ７においてバッチタンク１４に貯液された希釈された凝集沈殿物は、セメント固化装置１８によってセメント固化される準備が整うと、セメント固化装置１８へと払い出される。また、無機イオン吸着剤塔１２において放射性物質を吸着した吸着剤もまたセメント固化装置１８へと払い出される。そして、セメント固化装置１８では、これらが混合されセメント固化される（Ｓ６）。
【００４３】
セメント固化装置１６へ払い出された希釈された凝集沈殿物は、濃縮廃液タンク７７に貯液されていたＡモード濃縮廃液よりも格段に硫酸ナトリウム濃度が低い。一方、無機イオン吸着剤塔１２から払い出された吸着剤は、放射性物質を吸着しているために、濃縮廃液タンク７７に貯液されていたＡモード濃縮廃液よりも放射能濃度が格段に高い。
【００４４】
したがって、バッチタンク１４から払い出された希釈された凝集沈殿物と、無機イオン吸着剤塔１２から払い出された吸着剤とを混合してなる高放射能混合体は、Ａモード濃縮廃液よりも硫酸ナトリウム濃度が格段に低いために、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を形成することがないセメント固化体を製作できる。これにより、安定なセメント固化体として埋設処分することができる。
【００４５】
上述したように、本発明の実施の形態に係る放射性廃液分離装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムにおいては、上記のような作用により、濃縮された放射性廃液であるＡモード濃縮廃液を、低放射能廃液と、吸着剤の廃棄物と希釈された凝集沈殿物とを混合してなる高放射能混合体とに分離し、それぞれについて別個に固化処理し、貯蔵することができる。
【００４６】
低放射能廃液は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液に比べて硫酸ナトリウム濃度は同程度であり、放射能濃度は低い。したがって、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液をそのままセメント固化したセメント固化体よりも、簡易な埋設処分施設でも処分することができるので、埋設処分コストを低減することができる。
【００４７】
一方、高放射能混合体は、濃縮廃液タンク７７に貯液されているＡモード濃縮廃液に比べて放射能濃度は高いものの硫酸ナトリウム濃度は低い。このように、硫酸ナトリウム濃度が低いために、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を形成することがないセメント固化体を製作できる。これにより、安定なセメント固化体として埋設処分することができる。
【００４８】
以上、本発明の好適な実施の形態について、添付図面を参照しながら説明したが、本発明はかかる構成に限定されない。特許請求の範囲の発明された技術的思想の範疇において、当業者であれば、各種の変更例及び修正例に想到し得るものであり、それら変更例及び修正例についても本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
【００４９】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、Ａモード廃液を、Ａモード廃液よりも放射能濃度が低い低放射能廃液と、Ａモード廃液よりも格段に硫酸ナトリウム濃度が低く放射能濃度が高い高放射能混合体とに分離し、それぞれについて固化処理することができる。
【００５０】
更に、含有放射能の高低に応じてそれぞれの固化体を別の埋設処分施設に貯蔵処分するようにすることによって、エトリンジャイト（ｅｔｔｒｉｎｇｉｔｅ）を抑制し、固化体の安定化を図ることを可能とする放射性廃液分離装置、およびそれを備えた放射性イオン交換樹脂の処理システムを実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施の形態に係る放射性廃液分離装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの一例を示す系統構成図
【図２】同実施の形態に係る放射性廃液分離装置を付加した放射性イオン交換樹脂処理システムの動作を示すフローチャート
【図３】従来技術の放射性イオン交換樹脂処理装置の系統構成図
【図４】硫酸回収器における酸回収原理を説明するための概念図
【図５】溶離済硫酸水溶液に含まれる放射能濃度の時間推移を示す図
【符号の説明】
１０…上澄み液抽出ポンプ
１２…無機イオン吸着剤塔
１３…純水供給系
１４…バッチタンク
１６，１８…セメント固化装置
６２…使用済樹脂貯蔵タンク
６３…廃樹脂供給タンク
６４…溶離器
６７…溶離済樹脂輸送容器
６８…焼却設備
６９…硫酸回収器
７０…左室
７１…拡散透析膜
７２…右室
７３…中和タンク
７５…中和剤タンク
７６…蒸発器
７７…濃縮廃液タンク
７８…液体廃棄物処理系
【図１】
2004028903.tif 000003
【図２】
2004028903.tif 000004
【図３】
2004028903.tif 000005
【図４】
2004028903.tif 000006
【図５】
2004028903.tif 000007