使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器が所定線量率以下になるように、前記プレス機への前記放射性廃棄物の供給量を決定するステップと、前記プレス機で前記放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水減容するステップと、前記プレス機内に生成した前記固体状放射性廃棄物を前記収納容器に収納するステップと、前記収納容器を密封するステップを有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。請求項1に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、さらに前記プレス機内の前記固体状放射性廃棄物を密封袋に収納するステップと、前記密封袋内をシールして減圧するステップと、シール後の前記密封袋を前記収納容器に収納するステップを有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。請求項2に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記密封袋はプラスチック材料からなることを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。請求項2または3に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記密封袋は逆止弁を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。請求項1乃至4のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記脱水減容ステップで脱水された前記固体状放射性廃棄物の含水率を10以下としたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。請求項1乃至5のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器には逆止弁を有することを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。請求項6に記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器はドラム缶を用いたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。請求項1乃至7のいずれかに記載の放射性廃棄物の減容処理方法において、前記収納容器の所定線量率を8mSvh1kg1以下としたことを特徴とする放射性廃棄物の減容処理方法。しかし、特許文献1の処理方法では、フィルタースラッジの脱水率は小さく、また減容率も小さいという問題があった。また、特許文献1乃至4の何れの方法も、最終的に減容された放射性廃棄物の線量率については特に言及していない。本発明の目的は、上記の問題を解決し、フィルタースラッジを含む放射性廃棄物の脱水率を高め効率的に減容できるとともに、最終的に生成した放射性廃棄物の線量率を適切な範囲に保持することの出来る処理方法を提供することにある。本発明は、使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器が所定線量率以下になるように、プレス機への放射性廃棄物の供給量を決定するステップと、プレス機で放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水減容するステップと、プレス機内に生成した固体状放射性廃棄物を収納容器に収納するステップと、収納容器を密封するステップを有することを特徴とする。また、放射性廃棄物の減容処理方法において、さらにプレス機内の固体状放射性廃棄物を密封袋に収納するステップと、密封袋内をシールして減圧するステップと、シール後の密封袋を収納容器に収納するステップを有することを特徴とする。また、放射性廃棄物の減容処理方法において、密封袋はプラスチック材料からなることを特徴とする。また、放射性廃棄物の減容処理方法において、密封袋は逆止弁を有することを特徴とする。また、放射性廃棄物の減容処理方法において、脱水減容ステップで脱水された固体状放射性廃棄物の含水率を10以下としたことを特徴とする。また、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器には逆止弁を有することを特徴とする。また、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器はドラム缶を用いたことを特徴とする。さらに、放射性廃棄物の減容処理方法において、収納容器の所定線量率を8mSvh1kg1以下としたことを特徴とする。本発明は、使用済みのフィルタースラッジとイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物をプレス機に供給し、圧縮して脱水減容し、固体状放射性廃棄物を生成して収納容器に収納する放射性廃棄物の減容処理方法において、固体状放射性廃棄物を収納する収納容器が所定線量率以下になるように、プレス機への放射性廃棄物供給量を決定するステップと、プレス機で放射性廃棄物を圧縮し、所定脱水率まで脱水減容するステップと、プレス機内に生成した固体状放射性廃棄物を収納容器に収納するステップと、収納容器を密封するステップを有することにより、放射性廃棄物の収納容器の線量率を所定値以下に管理すると共に、かさ比重が小さく含水率が高い、フィルタースラッジやイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物を効率良く脱水減容できる。また、高い脱水率により、放射線によりフィルタースラッジ中の水分が分解して生成される水素ガスと酸素ガス発生量を大幅に抑制することができる。以下に、本発明の実施例を図面により説明する。実施例1は、セルロース系フィルタースラッジと使用済みイオン交換樹脂を含む、放射性廃棄物の減容処理方法の例を説明する。図1は、実施例1の減容処理の手順を示す模式図である。貯蔵タンク1の中にスラリー状で貯蔵されたセルロース系フィルタースラッジと、使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物RWRadioactiveWasteを、移送ポンプ2を用いて一定量をプレス機3に移送した。このとき、プレス機3に供給される放射性廃棄物RWの所定供給量は、生成される固体状放射性廃棄物を収納する収納容器の線量率が管理規則等に基づいた安全な所定線量率以下になるように、供給量制御装置SCによって移送ポンプ2を作動させることによって制御される。移送ポンプ2とプレス機3の間には線量率計DRMDoseRateMeterを設けて、移送される放射性廃棄物RWの線量率を測定し、供給量制御装置SCにフィードバックする。線量率は、例えば収納容器であるドラム缶単位の線量率が作業者及び環境に対し安全な所定線量率内に収まるように規定される。さらにこれらドラム缶を集積保管する保管区域において、許容限度以内に収まるように規定される。放射性廃棄物の供給量と最終的に生成される固体状放射性廃棄物の線量率との間には、例えば図2に示す関係がある。図2のグラフは、x軸に放射性廃棄物1kg当りの線量率を取り、y軸に放射性廃棄物供給量を取っている。放射性廃棄物供給量の上限は、収納容器として例えば容量200Lのドラム缶を用いた場合、放射性廃棄物の圧縮率を約10とすれば200L÷10=2000L1から、2000Lすなわち2000kgと求められる。ここで放射性廃棄物の比重はほぼ水の比重ρ=1に等しいと見なす。また、放射性廃棄物を収納するドラム缶8の所定線量率を例えば、8mSvh1kg1以下とすれば、グラフ上の領域はy≦8/x2として求められる。すなわちドラム缶8の線量率が図2における網点で囲まれる領域に収まるように放射性廃棄物供給量が供給量制御装置SCで制御される。放射性廃棄物の充填効率を最大にするためには、図2の、例えばy=8/xのグラフ線上に相当する放射性廃棄物を供給すればよい。次いで、図1に戻って、プレス板4にて放射性廃棄物RWの圧縮、脱水を実施した。なお、プレス板4の直上には余剰水回収管5を設置した。このプレス機3を用いた圧縮、脱水により、スラリー状の放射性廃棄物RWは元の容積の約1割が固体状放射性廃棄物6に圧縮された。残りの9割は余剰水7に分離され、余剰水回収管5により回収されて貯蔵タンク1に戻された。その後、プレス機3の直下にドラム缶8を設置し、プレス機3の底板9を外した後、固体状放射性廃棄物6をプレス板4により押し出してドラム缶8内に充填した。上記のプロセスを繰返し、ドラム缶8内に固体状放射性廃棄物6が一杯になるまで充填した後、ドラム缶8は逆止弁10を有する蓋11で密封された。放射性廃棄物RWの線量率が高い場合は、一度の供給圧縮プロセスでドラム缶8への充填処理が完了する。図3は、実施例1の処理方法を説明するフローチャートである。S10で、所定線量率に応じた放射性廃棄物RWの供給量を決定する。S20で、貯蔵タンク1から決定された一定量の放射性廃棄物RWをプレス機3に供給する。S30で、プレス機3で放射性廃棄物RWを圧縮して脱水、減容を行う。S40で、放射性廃棄物RWから脱水分離された余剰水を貯蔵タンク1に戻す。S50で、プレス機3内の固体状放射性廃棄物をドラム缶8に収納する。S60で、ドラム缶を密封する。以上の減容処理により、貯蔵タンク1に貯蔵されていたスラリー状の放射性廃棄物RWは固体状放射性廃棄物6となり、元の容積の約1/10以下に減容することができた。また、水分のほとんどを除去したことにより、水の放射線分解により生成する水素や酸素の発生量を大幅に低減する効果もあることがわかった。また、ドラム缶8内の固体状放射性廃棄物6から水素や酸素が発生する場合にもドラム缶8の蓋11に設置された逆止弁10により、ドラム缶8内部が圧力上昇する前に水素や酸素ガスが外部に放出され、ドラム缶8の破裂等に対する安全性が確保される。ドラム缶8内に充填された固体状放射性廃棄物6は、化学的な処理を実施していないため再度容易に取り出すことができ、焼却処理などを実施することができる。このため、例えば、半減期が5.27年のCo-60が大半を占める放射性廃棄物の場合は、約10年間この状態で保管することにより、放射性廃棄物の線量率を約1/4に低減させることができる。実施例2では、セルロース系フィルタースラッジと、使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物の別の減容処理方法の例を説明する。図4は、実施例2の減容処理手順を示す模式図である。貯蔵タンク1の中にスラリー状で貯蔵されたセルロース系フィルタースラッジと使用済みイオン交換樹脂を含む放射性廃棄物RWを、移送ポンプ2を用いて一定量をプレス機3に移送し、プレス板4にて圧縮、脱水を実施した。なお、プレス板の直上には余剰水回収管5を設置した。このとき、プレス機3に供給される放射性廃棄物RWの供給量は、実施例1で説明したように、生成されるドラム缶8の線量率が所定線量率以下になるように、供給量制御装置SCによって制御される。このプレス機3による圧縮、脱水により、スラリーは約1割の容積が固体状放射性廃棄物6になった。残りの9割は余剰水7に分離されて余剰水回収管5により回収され、元の貯蔵タンク1に戻された。その後、プレス機3の直下に、受け容器12にかぶせたプラスチック等からなる逆止弁14付きの密封袋13を設置する。固体状放射性廃棄物6はプレス機3の底板9を外した後、プレス板4により押し出され、密封袋13に充填された。密封袋13はその後密封シール15が施され、内部を吸引装置VCによって減圧することによりさらに脱水と圧縮減容が実施された。密封袋13の減圧終了後は固体状放射性廃棄物6は密封袋13に一時保管され、ドラム缶8内に複数個充填された後、逆止弁10付きの蓋11で密封された。図5に、実施例2の放射性廃棄物の処理方法についてのフローチャートを示す。S110~S140は、実施例1のS10~S40に相当する。S150で、プレス機3内の固体放射性廃棄物6を密封袋13に収納する、S160で、密封袋13のシール処理を行った後、内部の空気を減圧する。S170で、シール後の密封袋13をドラム缶8に収納する。以上の減容処理により、密封袋13内で水素や酸素が発生する場合にも、密封袋13に設置された逆止弁14により、密封袋13が圧力上昇で破損する前にガスが外部に放出される。また、ドラム缶8の蓋11に設置された逆止弁10により、ドラム缶8が圧力上昇する前にガスが外部に放出され、安全性が確保される。また、本方式では、密封袋内での減圧処理により、プレス圧縮のみの場合に比べてさらに減容性や脱水率が向上する他に、放射性廃棄物が小分けされ表面が汚染されていない袋状で取り扱えることにより、放射性廃棄物処理時の作業性が大幅に向上し、放射性廃棄物の汚染拡大を未然に防げる効果がある。ドラム缶8内に充填された固体状放射性廃棄物6は、化学的な処理を実施していないため、再度容易に取り出すことができ、焼却処理などを実施することができる。また、密封袋のまま焼却することも可能であり、作業性を向上させることができる。本発明は、放射性廃棄物を貯蔵するドラム缶や密封袋に逆止弁を付けることにより、ガスが発生した場合にも外気中に放出することができ、ドラム缶内での圧力上昇を回避し、安全に長期保管することができる。また、放射性廃棄物中の核種を長期保管により減衰した後に、焼却処理を行う際には、放射性廃棄物を容易に再取り出しすることが可能である。