(57)【要約】【課題】有機化合物を含む中レベル放射性廃液を、安全かつ安価に処理することができる放射性廃液の処理装置及びその処理方法を提供する。【解決手段】放射性廃液の処理装置が、有機化合物を含有する放射性廃液と前記放射性廃液から放射性核種を抽出する溶媒抽出剤とを超臨界二酸化炭素に接触させて、前記放射性核種を含む有機成分を前記超臨界二酸化炭素中に溶解抽出させる抽出手段と、前記抽出手段により前記放射性核種を含む有機成分を抽出した超臨界二酸化炭素を、減圧又は昇温後に減圧することにより前記超臨界二酸化炭素中から前記放射性核種を含む有機成分を分離し、この分離した放射性核種を含む有機成分を鉱酸水溶液と接触させて、前記鉱酸水溶液中に前記放射性核種を逆抽出して分離する分離手段と、前記抽出手段により前記有機化合物及び前記放射性核種が除去された放射性廃液と、水硬性無機固化材と、を混合して固化する固化手段とを具備する。【選択図】図１
2007205758.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
有機化合物を含有する放射性廃液と前記放射性廃液から放射性核種を抽出する溶媒抽出剤とを超臨界二酸化炭素に接触させて、前記放射性核種を含む有機成分を前記超臨界二酸化炭素中に溶解抽出させる抽出手段と、
前記抽出手段により前記放射性核種を含む有機成分を抽出した超臨界二酸化炭素を、減圧又は昇温後に減圧することにより前記超臨界二酸化炭素中から前記放射性核種を含む有機成分を分離し、この分離した放射性核種を含む有機成分を鉱酸水溶液と接触させて、前記鉱酸水溶液中に前記放射性核種を逆抽出して分離する分離手段と、
前記抽出手段により前記有機化合物及び前記放射性核種が除去された放射性廃液と、水硬性無機固化材と、を混合して固化する固化手段と、
を具備することを特徴とする放射性廃液の処理装置。
【請求項２】
前記抽出手段は、前記有機化合物を含有する放射性廃液と前記溶媒抽出剤とを前記超臨界二酸化炭素に接触させて、前記放射性核種を含む有機成分を前記超臨界二酸化炭素中に溶解抽出させる抽出槽と、
前記抽出槽に前記超臨界二酸化炭素を供給する超臨界二酸化炭素供給装置と、
を具備することを特徴とする請求項１に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項３】
前記分離手段は、前記抽出槽から排出された前記放射性核種を含む有機成分を溶解した超臨界二酸化炭素を減圧して、前記放射性核種を含む有機成分と、二酸化炭素に分離する減圧器と、
前記減圧器により分離された前記放射性核種を含む有機成分を、鉱酸水溶液と接触させて前記鉱酸水溶液中に前記放射性核種を逆抽出する逆抽出槽と、
を具備することを特徴とする請求項２に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項４】
前記減圧器により分離された前記二酸化炭素を、前記逆抽出槽から前記超臨界二酸化炭素供給装置の入口に戻すラインをさらに具備することを特徴とする請求項３に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項５】
前記分離手段は、前記抽出槽から排出された前記放射性核種を含む有機成分を溶解した超臨界二酸化炭素を昇温させて、前記放射性核種を含む有機成分と、前記放射性核種を含む有機成分を残存している超臨界二酸化炭素とに分離する分離回収槽と
前記分離回収槽により分離された前記放射性核種を含む有機成分と、前記放射性核種を含む有機成分を残存している超臨界二酸化炭素とを減圧して、前記放射性核種を含む有機成分と、二酸化炭素に分離する減圧器と、
前記分離回収槽と前記減圧器により分離された前記放射性核種を含む有機成分を、鉱酸水溶液と接触させて前記鉱酸水溶液中に前記放射性核種を逆抽出する逆抽出槽と、
を具備することを特徴とする請求項２に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項６】
前記分離回収槽は、前記抽出槽に比べて温度が２０℃以上高いことを特徴とする請求項５に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項７】
前記分離回収槽により分離された前記超臨界二酸化炭素を、前記分離回収槽から前記抽出槽の入口に戻すラインと、
前記減圧器により分離された二酸化炭素を、前記逆抽出槽から前記超臨界二酸化炭素供給装置の入口に戻すラインと、
をさらに具備すること特徴とする請求項５又は６に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項８】
前記分離手段での逆抽出により得られた放射性核種の抽出除去された有機成分を、酸化剤の存在下で酸化分解する酸化分解手段をさらに具備することを特徴とする請求項１乃至７のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項９】
前記酸化分解手段が、燃焼炉又は超臨界水酸化分解装置であることを特徴とする請求項８に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項１０】
前記酸化分解手段が、前記分離手段での逆抽出により得られた放射性核種の抽出除去された有機成分を加熱して、前記溶媒抽出剤又は前記溶媒抽出剤の一成分と、前記溶媒抽出剤又は前記溶媒抽出剤の一成分が除去された残余有機成分と、に分離する濃縮器と、
前記濃縮器により分離された前記残余有機成分を酸化剤の存在下で酸化分解する燃焼炉又は超臨界水酸化分解装置と、
を具備することを特徴とする請求項８に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項１１】
前記放射性核種が、６０Ｃｏ及び／又は５８Ｃｏであり、前記溶媒抽出剤が、４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンを有機溶媒に溶解させた溶液であることを特徴とする請求項１乃至１０のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理装置。
【請求項１２】
有機化合物を含有する放射性廃液と前記放射性廃液から放射性核種を抽出する溶媒抽出剤とを超臨界二酸化炭素に接触させて、前記放射性核種を含む有機成分を前記超臨界二酸化炭素中に溶解抽出させる抽出工程と、
前記抽出工程により前記放射性核種を含む有機成分を抽出した超臨界二酸化炭素を、減圧又は昇温後に減圧することにより前記超臨界二酸化炭素中から前記放射性核種を含む有機成分を分離し、この分離した放射性核種を含む有機成分を鉱酸水溶液と接触させて、前記鉱酸水溶液中に前記放射性核種を逆抽出して分離する分離工程と、
前記抽出工程により前記有機化合物及び前記放射性核種が除去された放射性廃液と、水硬性無機固化材と、を混合して固化する固化工程と、
を含むことを特徴とする放射性廃液の処理方法。
【請求項１３】
前記分離工程での逆抽出により得られた放射性核種が抽出除去された有機成分を、酸化剤の存在下で酸化分解する酸化分解工程をさらに有することを特徴とする請求項１２に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項１４】
前記分離工程での逆抽出により得られた放射性核種の抽出除去された有機成分を加熱して、前記溶媒抽出剤又は前記溶媒抽出剤の一成分と、前記溶媒抽出剤又は前記溶媒抽出剤の一成分が除去された残余有機成分と、に分離し、前記残余有機成分を酸化剤の存在下で酸化分解する酸化分解工程をさらに有することを特徴とする請求項１２に記載の放射性廃液の処理方法。
【請求項１５】
前記放射性核種が、６０Ｃｏ及び／又は５８Ｃｏであり、前記溶媒抽出剤が、４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンを有機溶媒に溶解させた溶液であることを特徴とする請求項１２乃至１４のいずれか１項に記載の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、超臨界二酸化炭素を用いて有機化合物を含有する放射性廃液中から放射性核種と有機化合物を抽出し分離する放射性廃液の処理装置及びその処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力施設等より発生する放射性廃液は、使用済燃料の再処理工程等から排出される高いレベルの放射能を有する高レベル放射性廃液、放射性レベルが１０−３〜１０−６μＣｉ／ｍｌである低レベル放射性廃液、それ以外の中間のレベルとなる中レベル放射性廃液とに分類されている。このうち、セメント固化方法は放射性廃液をセメント等とともにドラム缶中に充填して一体に固化する方法であり、安価で処理が容易なために低レベルの放射性廃棄物の処理に汎用されている。
【０００３】
中レベル放射性廃棄物は、低レベル放射性廃棄物のように浅地中に処分することが困難とされている。中レベル放射性廃棄物は、安全性の確保のため、建造物の基礎などの一般的な地下利用に対しても十分に余裕を持った深度（例えば５０〜１００ｍ程度）に、埋設し処分することが我国でも検討されており、安価な処理が困難とされている。
【０００４】
また、中レベル放射性廃棄物についても、セメント固化の可能性が検討されているが、放射性レベルが高いとセメント固化体から水素等が発生してドラム缶内の圧力を上昇させる懸念がある。すなわち、セメント固化体中には、間隙水や結晶水などの水分が存在するが、放射性廃棄物に含有される放射性核種濃度が比較的高いとこれらの水が放射線分解して水素等のガスが発生し、長期の保管中にはドラム缶内の圧力上昇を引き起こし処分場の健全性に影響を及ぼすことも想定される。
【０００５】
さらに、放射性廃液の中には、有機化合物と接触履歴を持つ廃液が存在し、この有機化合物が放射性廃液に溶存している場合がある。長期的安定性やセメントへの放射性核種保持性の観点から有機化合物を含有する放射性廃液をそのままセメント固化するのは好ましくない。
【０００６】
特に、放射性廃液の中には、塩化ビニル樹脂との接触履歴を持つ廃液が存在し、塩化ビニル樹脂に含まれるフタル酸ジ−２−エチルヘキシル（ＤＯＰ）に代表されるフタル酸エステル系可塑剤が微量に放射性廃液中に溶存している場合がある。
最近、いわゆる環境ホルモンに対する関心が高まる中で、このような可塑剤が人体や生態系に影響を与えるとの報告がなされてきている。したがって、このような可塑剤を含む放射性廃液を、セメント等の水硬性無機固化材で固化して埋設処分すると、可塑剤が長年の間に溶出し、周辺環境に悪影響を及ぼすことも想定される。
【０００７】
一方、超臨界二酸化炭素は有機物とよく混ざり合い有機物をよく溶解する性質があることから、有機物の抽出・分離媒体として開発が進められてきた。主に１９７０年代に食品・医療分野で開発が進み、例えば西ドイツやアメリカでコーヒーの脱カフェイン、ホップエッセンス抽出などの商業プロセスが稼動している。そして、近年は、原子力分野においても、硝酸ウラニル溶液に、リン酸トリブチル（ＴＢＰ）を溶解した超臨界二酸化炭素を接触させて、無機物であるウランを抽出する技術が提案されている（例えば、特許文献１参照）。また、廃棄物処理の分野でも、超臨界二酸化炭素を接触させて有害物質を分離する技術が検討されており、例えば、ポリ塩化ビフェニル（ＰＣＢ）汚染機器から超臨界二酸化炭素を用いてＰＣＢを分離する方法（例えば、特許文献２参照。）が、提案されている。
【特許文献１】特開平８−８２６９６号公報
【特許文献２】特開２０００−６１４１０号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかしながら、前者の超臨界二酸化炭素を利用した抽出技術は、次世代の燃料再生処理方法として検討がなされているものであり、使用済みウラン燃料からウランの回収を目的としたものである。また、後者の超臨界二酸化炭素を利用した廃棄物処理技術は、放射性物質を含有しない廃棄物を対象とした技術である。有機化合物を含む中レベルの放射性廃液を、超臨界流体を利用して、安全かつ安価に処理する技術は未だ提案されていない。
【０００９】
そこで、本発明は、有機化合物を含む中レベル放射性廃液を、安全かつ安価に処理することができる放射性廃液の処理装置及びその処理方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上記目的を達成するため、本発明に係る放射性廃液の処理装置は、有機化合物を含有する放射性廃液と前記放射性廃液から放射性核種を抽出する溶媒抽出剤とを超臨界二酸化炭素に接触させて、前記放射性核種を含む有機成分を前記超臨界二酸化炭素中に溶解抽出させる抽出手段と、前記抽出手段により前記放射性核種を含む有機成分を抽出した超臨界二酸化炭素を、減圧又は昇温後に減圧することにより前記超臨界二酸化炭素中から前記放射性核種を含む有機成分を分離し、この分離した放射性核種を含む有機成分を鉱酸水溶液と接触させて、前記鉱酸水溶液中に前記放射性核種を逆抽出して分離する分離手段と、前記抽出手段により前記有機化合物及び前記放射性核種が除去された放射性廃液と、水硬性無機固化材と、を混合して固化する固化手段と、を具備することを特徴とする。
【００１１】
また、本発明に係る放射性廃液の処理方法は、有機化合物を含有する放射性廃液と前記放射性廃液から放射性核種を抽出する溶媒抽出剤とを超臨界二酸化炭素に接触させて、前記放射性核種を含む有機成分を前記超臨界二酸化炭素中に溶解抽出させる抽出工程と、前記抽出工程により前記放射性核種を含む有機成分を抽出した超臨界二酸化炭素を、減圧又は昇温後に減圧することにより前記超臨界二酸化炭素中から前記放射性核種を含む有機成分を分離し、この分離した放射性核種を含む有機成分を鉱酸水溶液と接触させて、前記鉱酸水溶液中に前記放射性核種を逆抽出して分離する分離工程と、前記抽出工程により前記有機化合物及び前記放射性核種が除去された放射性廃液と、水硬性無機固化材と、を混合して固化する固化工程と、を含むことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１２】
本発明によれば、有機化合物を含む中レベル放射性廃液を、安全かつ安価に処理することができる放射性廃液の処理装置及びその処理方法を提供できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１３】
以下、本発明の実施の形態を、図面を用いて説明する。本発明はこれらの実施の形態に何ら限定されるものではない。
【００１４】
（第１の実施形態）
図１は本発明の第１の実施形態に係る放射性廃液の処理装置１の構成および流体の流れを概略的に示す図である。
【００１５】
図１に示すように、本実施形態の放射性廃液の処理装置１は、抽出槽１０と、超臨界二酸化炭素供給装置１１と、溶媒抽出剤供給装置１２と、予熱器１３と、恒温槽１４と、減圧器１５と、逆抽出槽１６と、酸化分解手段１７と、固化手段１８と、二酸化炭素戻しライン１９ａと、放射性廃液回収ライン１９ｂとを備えている。
【００１６】
抽出槽１０と超臨界二酸化炭素供給装置１１と溶媒抽出剤供給装置１２と予熱器１３と恒温槽１４は、抽出手段として機能する。
抽出槽１０は、有機化合物を含有する放射性廃液３と放射性廃液３中から放射性核種を抽出する溶媒抽出剤とを超臨界状態の二酸化炭素（超臨界二酸化炭素）に接触させて、放射性核種を含む有機成分（溶媒抽出剤と放射性廃液３中の有機化合物）を超臨界二酸化炭素中に溶解抽出させる槽である。抽出槽１０は恒温槽１４内に設けられている。
超臨界二酸化炭素供給装置１１は、抽出槽１０内に超臨界二酸化炭素を連続的に供給するものであり、溶媒抽出剤供給装置１２は、溶媒抽出剤を供給するものである。
【００１７】
予熱器１３は、超臨界二酸化炭素等を加熱して抽出槽１０に導入することにより、抽出槽１０内の温度が一定の温度となるようにコントロールするものであり、恒温槽１４は、抽出槽１０を収容し、抽出槽１０内の温度を一定に保つものである。
【００１８】
本発明に用いる放射性廃液３としては、例えば、中レベル放射性廃液が適用できる。本明細書中において中レベル放射性廃液は、放射性レベルが１０−３〜１０−６μＣｉ／ｍｌであるいわゆる低レベル放射性廃液よりも、放射性レベルの高い放射性廃液をいい、例えば、余裕深度処分がなされる放射性廃液（いわゆるＬ１廃棄物）が挙げられる。
【００１９】
本発明が適用される放射性廃液中の放射性核種は、特に限定されないが、例えば、６０Ｃｏ（半減期５．３年）や５８Ｃｏ（半減期７０．８日）等の半減期が比較的短い放射性核種が好ましい。
【００２０】
本発明に用いる放射性核種を抽出する溶媒抽出剤としては、例えば、４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンをトルエン等の有機溶媒に溶解させたもの、リン酸トリブチル、トリイソオクチルアミン、エチレンジアミン四酢酸（ＥＤＴＡ）、ジイソデシルリン酸（ＤＩＤＰＡ）等が挙げられる。放射性廃液３中から除去する目的の放射性核種の種類に応じて、溶媒抽出剤を選定すればよい。
【００２１】
放射性廃液３中に含有される有機化合物（以下、有機化合物とする）は、特に限定されず、例えば、塩化ビニル樹脂に含まれるフタル酸ジ−２−エチルヘキシル（ＤＯＰ）に代表されるフタル酸エステル系可塑剤等の非ハロゲン系有機化合物を挙げることができる。
【００２２】
有機化合物を含む放射性廃液３は、予め抽出槽１０内に投入される。この抽出槽１０内に、超臨界二酸化炭素供給装置１１により超臨界二酸化炭素が、溶媒抽出剤供給装置１２により溶媒抽出剤が、連続的に供給される。なお、図１では、溶媒抽出剤は超臨界二酸化炭素供給装置１１から供給される超臨界二酸化炭素と予め混合されて抽出槽１０に供給されるよう構成されているが、超臨界二酸化炭素を供給するラインと別のラインから、抽出槽１０に直接導入されるようにしてもよい。また、予め放射性廃液３とともに溶媒抽出剤を抽出槽１０内に投入しておき、攪拌し、放射性核種を溶媒抽出剤に抽出させた後に超臨界二酸化炭素を供給してもよい。しかしながら、設備のコンパクト化などの観点から、図１に示すように、共通のラインで超臨界二酸化炭素とともに予熱器１３を通して抽出槽１０内に供給されるように構成するか、或いは、コストの低減などの観点から、予め放射性廃液３とともに溶媒抽出剤を抽出槽１０内に投入し攪拌した後に超臨界二酸化炭素を供給することが好ましい。
【００２３】
超臨界二酸化炭素と溶媒抽出剤は、予熱器１３で加熱され、また、抽出槽１０は恒温槽１４内に設けられており、抽出槽１０内の温度が一定の温度となるようにコントロールされる。抽出槽１０内の温度および圧力は、二酸化炭素の超臨界状態を維持するため、二酸化炭素の臨界温度（約３１℃）および臨界圧力（約７．３ＭＰａ）以上に保たれる。抽出槽１０内の温度および圧力は、設備コストやエネルギーコストを低減する観点から、それぞれ二酸化炭素の臨界温度以上８０℃以下、臨界圧力以上３０ＭＰａ以下の範囲とすることが好ましい。抽出槽１０において有機化合物を含む放射性廃液３が、溶媒抽出剤を溶解した超臨界二酸化炭素に接触すると、溶媒抽出剤によって特定の放射性核種が選択的に抽出されるため、この放射性核種を含む有機成分（溶媒抽出剤と放射性廃液３中の有機化合物）が超臨界二酸化炭素中に溶解し抽出される。
【００２４】
放射性核種は無機物のため、超臨界二酸化炭素中への溶解度は低いが、溶媒抽出剤を添加すると、放射性核種は溶媒抽出剤と有機金属錯体を生成して超臨界二酸化炭素中への溶解度が上昇し、放射性廃液中の有機化合物とともに超臨界二酸化炭素中へ抽出することが可能になる。ここで、放射性核種として６０Ｃｏ、５８Ｃｏ等のコバルトを例とし、溶媒抽出剤として包接化合物の４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンのトルエン溶液を用いた場合の抽出の原理を以下に示す。
【００２５】
水の中に存在する６０Ｃｏや５８Ｃｏ等のコバルトイオンは４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンのトルエン溶液が存在すると、コバルトイオンと４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンの有機金属錯体を生成し、水溶液から分離される。水溶液から分離された有機金属錯体は超臨界二酸化炭素に溶解し、水溶液中から６０Ｃｏや５８Ｃｏを抽出することができる。このように、６０Ｃｏや５８Ｃｏが放射性廃液中に存在する場合には、４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンのトルエン溶液と接触させることにより、放射性廃液中から放射性核種６０Ｃｏや５８Ｃｏを抽出することができる。この場合、放射性廃液は、中性又はアルカリ性であることが好ましく、ｐＨが１０以上のアルカリ性であることがさらに好ましい。
【００２６】
減圧器１５と逆抽出槽１６は、分離手段として機能する。
減圧器１５は、抽出槽１０から排出された放射性核種を含む有機成分を溶解した超臨界二酸化炭素を減圧して、放射性核種を含む有機成分と、二酸化炭素に分離するものである。
逆抽出槽１６は、減圧器１５により分離された二酸化炭素を選択的に排出し、減圧器１５により分離された放射性核種を含む有機成分を、鉱酸水溶液と接触させて放射性核種を鉱酸水溶液中に逆抽出する槽である。
【００２７】
放射性核種を含む有機成分を溶解した超臨界二酸化炭素は、抽出槽１０から連続的に排出され、減圧器１３で大気圧まで減圧されると、溶解していた放射性核種を含む有機成分が二酸化炭素から分離される。この二酸化炭素のみが逆抽出槽１６から二酸化炭素戻しライン１９ａによって選択的に排出され、超臨界二酸化炭素供給装置１１の入口に導入されて、再利用に供される。放射性核種を含む有機成分は逆抽出槽１６に送られて鉱酸添加手段（図示せず）によって投入された鉱酸水溶液と接触し攪拌器（図示せず）によって攪拌され、放射性核種は鉱酸水溶液中に逆抽出される。逆抽出槽１６で分離された放射性核種を含む鉱酸水溶液は、随時、バルブから回収され、放射能の減衰を待って別途セメント固化される。一方、逆抽出槽１６に回収された放射性核種が抽出除去された有機成分は、回収されて再利用に供されるか、或いは、後述する酸化分解手段１７に導入され酸化分解される。
【００２８】
酸化分解手段１７は、逆抽出槽１６に回収された放射性核種の抽出除去された有機成分を酸化剤の存在下で酸化分解するものであり、例えば、燃焼炉若しくは超臨界水酸化分解装置等、濃縮器等及び燃焼炉、又は濃縮器等及び超臨界水酸化分解装置等を備えている。
【００２９】
燃焼炉は、酸化剤として空気を導入しつつ有機成分を焼却するものである。
超臨界水酸化分解装置は、超臨界水を利用した酸化分解装置である。水は超臨界状態では良好な溶媒となるため、超臨界水と有機成分と酸化剤が均一相を形成して、超臨界水酸化反応が進行し、有機成分は極めて短時間の間に酸化分解される。その場合の反応温度および反応圧力としては、それぞれ水の臨界温度以上５００℃以下、水の臨界圧力以上３０ＭＰａ以下の範囲で調整することが好ましい。また、酸化剤としては、空気や酸素の他、過酸化水素水などが使用される。
濃縮器は、分離手段での逆抽出により得られた放射性核種の抽出除去された有機成分を加熱して、溶媒抽出剤又は前記溶媒抽出剤の一成分と、前記溶媒抽出剤又は前記溶媒抽出剤の一成分が除去された残余有機成分とに分離するものである。
【００３０】
逆抽出槽１６に回収された放射性核種の抽出除去された有機成分は、燃焼炉等の酸化分解手段１７に導入され、酸化剤の存在下で酸化分解され、主に水と二酸化炭素に分解され、排出ライン（図示せず）により排出される。
【００３１】
なお、逆抽出槽１６に回収された放射性核種の抽出除去された有機成分を、濃縮器（図示せず）によって加熱し、溶媒抽出剤又は溶媒抽出剤の一成分と、溶媒抽出剤又は溶媒抽出剤の一成分が除去された残余有機成分とに分離して、溶媒抽出剤又は溶媒抽出剤の一成分を回収して再利用に供し、残余有機成分を酸化剤の存在下で燃焼炉等により酸化分解してもよい。
【００３２】
溶媒抽出剤が、例えば、４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンのトルエン溶液の場合には、有機成分を濃縮器により加熱し、高沸点の４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンを分離回収して再利用に供し、残余有機成分を酸化剤の存在下で燃焼炉等により酸化分解してもよい。
【００３３】
また、放射性廃液３中の有機化合物が有害物質、例えば、フタル酸ジ−２−エチルヘキシル等の場合には、超臨界二酸化炭素によって放射性廃液３から抽出したフタル酸ジ−２−エチルヘキシルを、酸化分解手段１７によって分解処理し無害化することができ、有害物質を安全に処理できるので、酸化分解手段１７による分解処理が特に有効である。
【００３４】
固化手段１８は、抽出手段により有機化合物及び放射性核種の除去された放射性廃液３を、水硬性無機固化材と混合して固化するものである。固化手段１８は、例えば、放射性廃液回収ライン１９ｂと、水硬性無機固化材供給手段（図示せず）と、水供給手段（図示せず）と、ミキサー（図示せず）とを備えている。
【００３５】
放射性廃液回収ライン１９ｂは、抽出手段により有機化合物及び放射性核種の除去された放射性廃液３を、ミキサーに供給するラインである。
水硬性無機固化材供給手段は、水硬性無機固化材をミキサーに供給するものであり、水供給手段は、必要に応じて水をミキサーに供給するものである。
ミキサーは、有機化合物及び放射性核種の除去された放射性廃液３と、水硬性無機固化材と、必要に応じて水とを混合するものである。
【００３６】
水硬性無機固化材は、普通ポルトランドセメント、早強ポルトランドセメント、中庸熱ポルトランドセメント、低熱ポルトランドセメント等の各種ポルトランドセメント、高炉セメント、フライアッシュセメント等の各種混合セメント、アルミナセメント等の特殊セメント等の各種セメントを用いることができる。水硬性無機固化材は、必要に応じて骨材、各種混和材（剤）等を含有することができる。
【００３７】
放射性廃液回収ライン１９ｂにより供給された有機化合物及び放射性核種の除去された放射性廃液３と、水硬性無機固化材供給手段により供給された水硬性無機固化材と、必要に応じて水供給手段により供給された水とをミキサーで混練する。混練物をドラム缶等の処分容器に流し込み、この処分容器内でそのまま固化体とすれば、そのままの形で固化処理物のユニットとして扱うことができる。
【００３８】
溶媒抽出剤は特定の放射性核種を選択的に抽出するため、溶媒抽出剤を含む超臨界二酸化炭素による抽出によって、有機化合物及び放射性核種の除去された放射性廃液３には、その溶媒抽出剤によって抽出されない放射性核種が含まれている可能性がある。しかし、溶媒抽出剤により除去目的の放射性核種が除去されているため、溶媒抽出剤を含む超臨界二酸化炭素によって処理された放射性廃液３の放射性レベルは低下している。放射性廃液３が、例えば、中レベル放射性廃液の場合であっても、溶媒抽出剤を含む超臨界二酸化炭素による処理によって、放射性レベルを低下させ低レベルの放射性廃液３にしてセメント固化することができる。また、放射性廃液３から抽出され、分離された放射性核種は、放射能の減衰を待って低レベル放射性廃液にしてから別途セメント固化できる。そのため、放射性廃液の処理装置１によれば、中レベル放射性廃液の安全かつ安価な処理が可能である。減衰の待ち時間を短くできるため、放射性廃液３から抽出され分離される放射性核種は６０Ｃｏ（半減期５．３年）や５８Ｃｏ（半減期７０．８日）等の半減期が比較的短いものが好ましい。
【００３９】
また、超臨界二酸化炭素を接触させることによって放射性廃液３中の有機化合物を除去できるため、超臨界二酸化炭素による処理後の放射性廃液３をセメント固化した場合に、セメントへの放射性核種保持性の低下等の有機化合物による影響を防止することができる。
【００４０】
特に、放射性廃液３中の有機化合物に有害物質、例えば、フタル酸ジ−２−エチルヘキシル等が含まれている場合には、放射性廃液３からフタル酸ジ−２−エチルヘキシルを超臨界二酸化炭素により抽出除去できるため、放射性廃液３のセメント固化体を埋設しても、フタル酸ジ−２−エチルヘキシルが溶出することはなく、安全かつ安価に処理することができる。
【００４１】
本実施形態の放射性廃液の処理装置１は、６０Ｃｏ（半減期５．３年）や５８Ｃｏ（半減期７０．８日）等の半減期が比較的短い放射性核種と有機化合物を含む中レベル放射性廃液の処理に好適である。
【００４２】
本実施形態の放射性廃液の処理装置１によれば、溶媒抽出剤を含む超臨界二酸化炭素を接触させて、例えば、中レベル放射性廃液中から６０Ｃｏや５８Ｃｏ等の放射性核種を選択的に抽出除去し、放射性廃液３の放射性レベルを低下させて、低レベル放射性廃液にしてセメント固化することが可能になる。また、放射性廃液中から抽出除去され分離された、例えば、６０Ｃｏや５８Ｃｏ等の放射性核種は放射能の減衰を待って低レベル放射性廃液にして別途セメント固化することができる。これにより、中レベル放射性廃液の安全かつ安価な処理が可能になる。
また、二酸化炭素戻しライン１９ａを備えており、二酸化炭素を繰り返し使用できるため、二酸化炭素の使用量を実質的に低減することができる。
【００４３】
本実施形態の放射性廃液の処理装置１は、放射性核種の系外への漏洩を防止し、安全な処理を行うため、少なくとも超臨界二酸化炭素供給装置１１、溶媒抽出剤供給装置１２、抽出槽１０、減圧器１５および超臨界水酸化分解装置（用いた場合）は、負圧に制御されたフードあるいはグローブボックスなどの箱の中に設置することが好ましく、装置全体を負圧に制御した箱の中に設置することがより好ましい。
【００４４】
（第２の実施形態）
図２は、本発明の第２の実施形態に係る放射性廃液の処理装置２の構成および流体の流れを概略的に示す図であり、図１に共通する部分には同一符号を付し、重複する説明を省略する。
【００４５】
図２に示すように、本実施形態の放射性廃液の処理装置２は、分離回収槽２０と、予熱器２１と、第２の恒温槽２２と、減圧器２３、２４と、超臨界二酸化炭素戻しライン２５を備えている。他の構成は、図１に示した第１の実施形態と同じである。
【００４６】
分離回収槽２０と、予熱器２１と、第２の恒温槽２２と、減圧器２３、２４と、逆抽出槽１６は、分離手段として機能する。
分離回収槽２０は、抽出槽１０と減圧器２３、２４の間に備えられ、抽出槽１０から排出された放射性核種を含む有機成分を溶解した超臨界二酸化炭素を昇温させて、この超臨界二酸化炭素中から放射性核種を含む有機成分を分離するものである。
予熱器２１は、抽出槽１０から排出された超臨界二酸化炭素を加熱して分離回収槽２０に導入することにより、分離回収槽２０内の温度が一定の温度となるようにコントロールするものである。
【００４７】
第２の恒温槽２２は、分離回収槽２０を収容し、分離回収槽２０内の温度を一定に保つ槽である。
減圧器２３、２４は、分離回収槽２０により分離された放射性核種を含む有機成分と、放射性核種を含む有機成分が残存している超臨界二酸化炭素を減圧するものである。この放射性核種を含む有機成分が残存している超臨界二酸化炭素は、減圧されて放射性核種を含む有機成分と二酸化炭素に分離される。
超臨界二酸化炭素戻しライン２５は、超臨界二酸化炭素の一部（大部分であっても、全部であってもよい）を、分離回収槽２０から予熱器１３の上流に戻すラインである。
【００４８】
抽出槽１０から排出された放射性核種を含む有機成分を溶解している超臨界二酸化炭素は、予熱器２１で加熱された後、分離回収槽２０に導入される。第２の恒温槽２２に収容されている分離回収槽２０内は、抽出槽１０内とほぼ同じ圧力で、抽出槽１０より高温に保たれており、この温度差により、放射性核種を含む有機成分が超臨界二酸化炭素中から分離される。
【００４９】
ここで、その原理を説明する。超臨界二酸化炭素中の有機成分の溶解度と超臨界二酸化炭素の密度との関係は、例えば下記（１）式で与えられる。
ｌｎ（ｙ２）＝ａｌｎ（ρ）＋ｂ                                …（１）
ｙ２：溶解度（モル分率）
ρ：超臨界二酸化炭素密度［ｋｇ／ｍ３］
ａ，ｂ：定数
（１）式に示すように、有機成分の溶解度と超臨界二酸化炭素の密度の両対数プロットを取ると良好な直線関係を示す。そして、超臨界二酸化炭素の密度ρは、表１に示すように、温度と圧力により変化し、圧力が同じ場合、温度が上昇するほど小さくなる。表２は、圧力１０ＭＰａで温度が４０℃、６０℃および８０℃のときの溶解度を（１）式（ａ＝４、ｂ＝−３０として）より算出した結果を示したものである。
【００５０】
【表１】
2007205758.tif 000003
【００５１】
【表２】
2007205758.tif 000004
【００５２】
表２から明らかなように、６０℃および８０℃のときの溶解度は４０℃のときのそれぞれ約１／１０および約１／２５となっている。したがって、圧力を一定とし、温度を上昇させるだけで超臨界二酸化炭素中から放射性核種を含む有機成分を分離回収することができる。なお、温度は２０℃以上高くすることが好ましく、４０℃以上高くすることがより好ましい。
【００５３】
分離回収槽２０で分離された放射性核種を含む有機成分は、随時、減圧器２３、２４で大気圧まで減圧した後、逆抽出槽１６に回収される。
【００５４】
一方、分離回収槽２０から排出される超臨界二酸化炭素は、抽出槽１０から排出された放射性核種を含む有機成分を溶解している超臨界二酸化炭素から、大部分の放射性核種を含む有機成分が除去された超臨界二酸化炭素であり、その大部分は超臨界二酸化炭素戻しライン２５から予熱器１３の上流に戻され、再利用に供される。再利用に供されない残りの超臨界二酸化炭素は放射性核種を含む有機成分を残存しているため、減圧器２３、２４で大気圧まで減圧されると、二酸化炭素と、放射性核種を含む有機成分とに分離する。この放射性核種を含む有機成分も逆抽出槽１６に回収される。二酸化炭素は選択的に二酸化炭素戻しライン１９ａにより逆抽出槽１６から超臨界二酸化炭素供給装置１１の入口に戻されて再利用に供される。
【００５５】
逆抽出槽１６に回収された放射性核種を含む有機成分は、鉱酸添加手段（図示せず）によって投入された鉱酸水溶液と接触し攪拌器（図示せず）によって攪拌され、放射性核種は鉱酸水溶液中に逆抽出される。この放射性核種を含む鉱酸水溶液は、随時、バルブにより逆抽出槽１６から回収され、放射能の減衰を待って別途セメント固化される。
【００５６】
一方、逆抽出槽１６に回収された放射性核種が抽出除去された有機成分は、回収されて再利用に供されるか、或いは、後述する酸化分解手段１７に導入される。
【００５７】
本実施形態の放射性廃液の処理装置２は、６０Ｃｏ（半減期５．３年）や５８Ｃｏ（半減期７０．８日）等の半減期が比較的短い放射性核種と有機化合物を含む中レベル放射性廃液の処理に好適である。
【００５８】
本実施形態の放射性廃液の処理装置２によれば、溶媒抽出剤を含む超臨界二酸化炭素を接触させて、例えば、中レベル放射性廃液中から６０Ｃｏや５８Ｃｏ等の放射性核種を選択的に抽出除去し、放射性廃液３の放射性レベルを低下させて、低レベル放射性廃液にしてセメント固化することが可能になる。また、放射性廃液中から抽出除去され分離された、例えば、６０Ｃｏや５８Ｃｏ等の放射性核種は放射能の減衰を待って低レベル放射性廃液にして別途セメント固化することができる。これにより、中レベル放射性廃液の安全かつ安価な処理が可能になる。
また、二酸化炭素戻しライン１９ａを備えており、二酸化炭素を繰り返し使用できるため、二酸化炭素の使用量を実質的に低減することができる。
また、減圧器２３、２４で減圧する前に放射性核種を含む有機成分の大部分を分離回収できるため、逆抽出槽１６にかかる負荷を軽減することができる。
さらに、減圧器２３、２４で減圧する前に放射性核種を含む有機成分の大部分が超臨界二酸化炭素中から除去されるため、超臨界二酸化炭素を抽出槽１０に導入して再利用することができ、二酸化炭素の使用量を低減することができるとともに、超臨界二酸化炭素供給装置１１の負荷を軽減することができる。
【００５９】
放射性核種の系外への漏洩を防止し、安全な処理を行うため、少なくとも超臨界二酸化炭素供給装置１１、溶媒抽出剤供給装置１２、抽出槽１０、分離回収槽２０、減圧器２３，２４および超臨界水酸化分解装置（用いた場合）は、負圧に制御されたフードあるいはグローブボックスなどの箱の中に設置することが好ましく、装置全体を負圧に制御した箱の中に設置することがより好ましい。
【実施例】
【００６０】
（実施例１）
模擬放射性廃液としてＣｏイオンが１．２ｐｐｍ含まれているＣｏ水溶液１０ｍｌと、溶媒抽出剤として濃度１．０ｇ／Ｌの４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンのトルエン溶液１０ｍｌを加圧容器に投入し２０分間攪拌した。Ｃｏイオンと４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンの有機金属錯体が生成した時に起こる発色（ピンク色）があり、溶媒抽出剤にＣｏイオンが抽出されたことが目視で確認された。攪拌後、超臨界二酸化炭素を５ｍｌ／ｍｉｎの流量で加圧容器に連続的に圧入し、温度４０℃、圧力３０ＭＰａで３０分間抽出処理した。Ｃｏイオンを含む４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンのトルエン溶液は超臨界二酸化炭素中に溶解し抽出され、加圧容器から除去されたことが確認できた。
【００６１】
（実施例２）
模擬放射性廃液として、Ｃｏイオンが２．０ｐｐｍ含まれており、ｐHが３〜１０．５の範囲にある７種類のＣｏ水溶液をそれぞれ５０ｍｌ用意した。ｐＨの調整は塩酸又は水酸化ナトリウム溶液を添加することにより行った。ｐＨが異なる７種類の模擬放射性廃液のＣｏ水溶液をそれぞれ５０ｍｌと、溶媒抽出剤として、濃度１．０ｇ／Ｌの４−tert−ブチルチアカリックス[４]アレーンのトルエン溶液５〜１０ｍｌを加圧容器に投入し５分間攪拌した。攪拌後、ｐＨが異なる７種類の模擬放射性廃液それぞれについて、超臨界二酸化炭素を５ｍｌ／ｍｉｎの流量で加圧容器に連続的に圧入し、温度４０℃、圧力３０ＭＰａで２０分間抽出処理した。
【００６２】
超臨界二酸化炭素による抽出後の模擬放射性廃液中のＣｏイオンの濃度をＩＣＰ発光分光分析法により測定し、下記の式（２）から、７種類の模擬放射性廃液それぞれについてＣｏイオンの除去効果を現す除染係数ＤＦを算出した。得られた結果を図３に示す。
【００６３】
【数１】
2007205758.tif 000005
【００６４】
図３は、模擬放射性廃液のｐＨとＣｏイオンの除染係数ＤＦとの関係を示す図である。図３において除染係数ＤＦが大きい値であるほど、溶媒抽出剤及び超臨界二酸化炭素によるＣｏイオンの抽出除去能力が高いことを示している。Ｃｏイオンの除染係数DFは、中性又はアルカリ性において大きい値を示し、特に、ｐＨ１０以上のアルカリ性で５０以上を示し、模擬放射性廃液からのＣｏイオンの抽出除去がこの領域で効果的に行われていることを示している。
【００６５】
（実施例３）
実施例１で得られたＣｏイオンを含む溶媒抽出剤を溶解した超臨界二酸化炭素を減圧し、Ｃｏイオンを含む溶媒抽出剤を得た。この溶媒抽出剤中のＣｏイオン濃度をＩＣＰ発光分光分析法により測定したところ４．６０ｐｐｍであった。この溶媒抽出剤１０ｍｌに酸性水溶液１０ｍｌを常温で接触させ、Ｃｏを逆抽出した。使用した酸は鉱酸である０．１Ｍ−ＨＣｌ、２．０Ｍ−ＨＣｌ、０．１Ｍ−Ｈ２ＳＯ４、２．０Ｍ−Ｈ２ＳＯ４、０．１Ｍ−ＨＮＯ３を用いた。接触(攪拌)時間は１０分間とした。得られた結果を表３に示す。
【００６６】
【表３】
2007205758.tif 000006
【００６７】
表３から明らかなように、２M塩酸による逆抽出によって、ほぼ全量のＣｏイオンを溶媒抽出剤から回収できることが示され、塩酸を逆抽出剤として用いれば、溶媒抽出剤からＣｏを効果的に抽出除去できることが認められた。
【００６８】
（実施例４）
溶媒抽出剤と超臨界二酸化炭素による抽出処理済みの模擬放射性廃液として、５％硫酸ナトリウム、５％塩化ナトリウム、５％硝酸ナトリウム水溶液をそれぞれ１２０ｍｌ用意した。３種類のそれぞれの水溶液１２０ｍｌに対して、普通ポルトランドセメント２５０ｇを１０分間混練し、円柱状の型枠に混練物を注入し、２０℃で飽和水蒸気下において２８日間養生した。
養生後のいずれの固化体も、外観の観察により余剰水が発生していないことを確認した。また、この３種類の固化体の一軸圧縮強度を測定したところ、いずれも３５０ｋｇ／ｃｍ２以上の強度を有しており、評価基準値とされる１５ｋｇ／ｃｍ２（１．５ＭＰａ）を上回ることが確認された。以上より、本発明によって放射性核種の除去された放射性廃液のセメント固化が可能であることが確認できた。
【図面の簡単な説明】
【００６９】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る放射性廃液の処理装置の構成および流体の流れを概略的に示す図である。
【図２】本発明の第２の実施形態に係る放射性廃液の処理装置の構成および流体の流れを概略的に示す図である。
【図３】模擬放射性廃液のｐＨとＣｏイオンの除染係数ＤＦとの関係を示す図である。
【符号の説明】
【００７０】
１，２…放射性廃液の処理装置、３…放射性廃液、１０…抽出槽、１１…溶媒抽出剤供給装置、１２…超臨界二酸化炭素供給装置、１３，２１…予熱器、１４…恒温槽、１５，２３，２４…減圧器、１６…逆抽出槽、１７…酸化分解手段、１８…固化手段、１９ａ…二酸化炭素戻しライン、１９ｂ…放射性廃液回収ライン、２０…分離回収槽、２２…第２の恒温槽、２５…超臨界二酸化炭素戻しライン。
【図１】
2007205758.tif 000007
【図２】
2007205758.tif 000008
【図３】
2007205758.tif 000009