JP2014029269A - Radioactive effluent processing method and radioactive effluent processing device - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a radioactive effluent processing method that can highly accurately detect breakthrough of any of radioactive cesium and radioactive strontium.SOLUTION: Crystallized amorphous silicon titanate (CST) serving as an absorption material absorbing the radioactive cesium and the radioactive strontium is filled into an absorption material layer 1b in an absorption device 1 of a radioactive effluent processing device 9. The radioactive cesium and the radioactive strontium are eliminated by the CST, and a γ-ray of the radioactive effluent discharged from the absorption device 1 is detected by a γ-ray detector 3 and a β-ray of the radioactive effluent is detected by a β-ray detector 4. On the basis of a γ-ray detection signal output from the γ-ray detector 3 and a β-ray detection signal output from the β-ray detector 4, a signal processing device 17 detects the breakthrough of any of the radioactive cesium and the radioactive strontium in the absorption material layer 1b.

Description

本発明は、放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理装置に係り、特に、原子力プラントに適用するのに好適な放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理装置に関する。   The present invention relates to a radioactive waste liquid treatment method and a radioactive waste liquid treatment apparatus, and more particularly to a radioactive waste liquid treatment method and a radioactive waste liquid treatment apparatus suitable for application to a nuclear power plant.

原子力施設において発生する放射性核種を含む放射性廃液の処理方法の一つに、無機系吸着材及びイオン交換樹脂等により放射性核種を吸着して除去する処理方法がある。   One treatment method for radioactive liquid waste containing radionuclides generated in nuclear facilities is a treatment method for adsorbing and removing radionuclides with an inorganic adsorbent, an ion exchange resin, or the like.

放射性廃液に含まれる放射性核種のうち、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムは、熱源及び放射線源となるため、放射性廃液から分離処理することが望まれる。   Of the radionuclides contained in the radioactive liquid waste, radioactive cesium and radioactive strontium serve as a heat source and a radiation source, and therefore it is desirable to separate them from the radioactive liquid waste.

放射性廃液に含まれる放射性セシウムと放射性ストロンチウムは化学的性質が異なるため、例えば特開２００７−２７１３０６号公報に記載されているように、セシウムとストロンチウムを異なる吸着材を用いて分離除去する方法がある。一方、例えばOji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012)に提案されている吸着材は、セシウム及びストロンチウムの両者を吸着できる。この吸着材を使用すると、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを合わせて放射性廃液から分離除去することができる。   Since radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive liquid waste have different chemical properties, there is a method of separating and removing cesium and strontium using different adsorbents, as described in, for example, JP-A-2007-271306. . On the other hand, the adsorbent proposed in, for example, Oji et al., WM2012 Conference, Feb. 26-Mar. 1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012) can adsorb both cesium and strontium. When this adsorbent is used, radioactive cesium and radioactive strontium can be combined and removed from the radioactive liquid waste.

特開２００７−２７１３０６号公報JP 2007-271306 A

Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012)Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012)

従来例で多く使用されている、セシウム及びストロンチウムそれぞれに対応した吸着材あるいは処理システムを用いて、放射性廃液から放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを別々に分離除去する場合には、各吸着材あるいは処理システムでの放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの除去割合は、それぞれの吸着材あるいは処理システムの入口と出口でそれぞれ放射線を計測し、これらの計測値の差を算出することにより求めることができた。   When separating and removing radioactive cesium and radioactive strontium separately from radioactive liquid waste using adsorbents or treatment systems corresponding to cesium and strontium, which are widely used in conventional examples, each adsorbent or treatment system The removal ratio of radioactive cesium and radioactive strontium can be obtained by measuring the radiation at the inlet and outlet of each adsorbent or treatment system and calculating the difference between these measured values.

一方、Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012)に記載された、セシウム及びストロンチウムの両方を吸着できる吸着材を充填した吸着材層で除去する場合には、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのそれぞれの除去割合は、前述したように、その吸着材層の入口及び出口のそれぞれで計測したそれぞれの放射線の差を用いて算出する方法では知ることが難しい。すなわち、吸着材層の入口及び出口でそれぞれ計測した放射線の差は、放射性セシウムの減少分と放射性ストロンチウムの減少分の和であり、その差の値から放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのそれぞれの内訳を知ることは困難であった。また、ともに熱源となる放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを同時に除去する場合、吸着材層での発熱が課題となる。   On the other hand, an adsorbent filled with an adsorbent described in Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012) that can adsorb both cesium and strontium. In the case of removing by layer, the removal ratio of radioactive cesium and radioactive strontium is calculated by using the difference of the respective radiation measured at the entrance and exit of the adsorbent layer as described above. It is difficult to know. That is, the difference in radiation measured at the entrance and exit of the adsorbent layer is the sum of the decrease in radioactive cesium and the decrease in radioactive strontium, and the breakdown of each of the radioactive cesium and radioactive strontium is known from the difference value. It was difficult. Moreover, when removing both radioactive cesium and radioactive strontium as heat sources at the same time, heat generation in the adsorbent layer becomes a problem.

本発明の目的は、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのいずれかの破過を精度良く検出できる放射性廃液の処理方法及び放射性廃液処理装置を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a radioactive waste liquid treatment method and a radioactive waste liquid treatment apparatus capable of accurately detecting any breakthrough of radioactive cesium and radioactive strontium.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを含む放射性廃液を、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材を充填した吸着材層に供給して前記吸着材で放射性セリウム及びストロンチウムを除去し、吸着材層から排出された放射性廃液からのγ線をγ線検出器及びβ線をβ線検出器でそれぞれ検出し、γ線検出器から出力されたγ線検出信号及びβ線検出器から出力されたβ線検出信号を用いて、その吸着材層における放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのいずれかの破過を判定することにある。   A feature of the present invention that achieves the above-described object is that a radioactive liquid waste containing radioactive cesium and radioactive strontium is supplied to an adsorbent layer filled with an adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium, and the adsorbent is radioactive. Remove cerium and strontium, detect γ-rays from radioactive waste liquid discharged from the adsorbent layer, and detect γ-rays and β-rays with β-ray detectors respectively. Γ-ray detection signals output from γ-ray detectors And a β-ray detection signal output from the β-ray detector is used to determine the breakthrough of either radioactive cesium or radioactive strontium in the adsorbent layer.

放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材を充填した吸着材層から排出された放射性廃液からのγ線を検出するγ線検出器から出力されたγ線検出信号、及びその放射性廃液からのβ線を検出するβ線検出器から出力されたβ線検出信号を用いて、その吸着材層における放射性セシウム及びストロンチウムのいずれかの破過を判定するので、その吸着材層における放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのいずれかの破過を精度良く検出できる。   The γ-ray detection signal output from the γ-ray detector that detects γ-rays from the radioactive liquid discharged from the adsorbent layer filled with the adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium, and the radioactive effluent from the radioactive liquid The β-ray detection signal output from the β-ray detector for detecting β-rays is used to determine the breakthrough of either radioactive cesium or strontium in the adsorbent layer, so that the radioactive cesium and radioactive in the adsorbent layer Any breakthrough of strontium can be accurately detected.

本発明によれば、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを吸着する吸着材を充填した吸着材層における放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのいずれかの破過を精度良く検出できる。   ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, the breakthrough of any of the radioactive cesium and radioactive strontium in the adsorbent layer filled with the adsorbent which adsorbs radioactive cesium and radioactive strontium can be detected with high accuracy.

本発明の好適な一実施例である実施例１の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置の構成図である。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS It is a block diagram of the radioactive waste liquid processing apparatus used for the processing method of the radioactive waste liquid of Example 1 which is one suitable Example of this invention. 放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両方を吸着する吸着材を充填した吸着材層内の、放射性核種の分布を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows distribution of the radionuclide in the adsorbent layer filled with the adsorbent which adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium. 本発明の他の実施例である実施例２の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置の構成図である。It is a block diagram of the radioactive waste liquid processing apparatus used for the processing method of the radioactive waste liquid of Example 2 which is another Example of this invention. 本発明の他の実施例である実施例３の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置の構成図である。It is a block diagram of the radioactive waste liquid processing apparatus used for the processing method of the radioactive waste liquid of Example 3 which is another Example of this invention. 本発明の他の実施例である実施例４の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置の構成図である。It is a block diagram of the radioactive waste liquid processing apparatus used for the processing method of the radioactive waste liquid of Example 4 which is another Example of this invention. 本発明の他の実施例である実施例５の放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置の構成図である。It is a block diagram of the radioactive waste liquid processing apparatus used for the processing method of the radioactive waste liquid of Example 5 which is another Example of this invention.

Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012)に記載された、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する粒状の結晶化シリコチタネート（ＣＳＴ）（チタンケイ酸塩化合物）を充填した吸着材層で、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのそれぞれを吸着して除去するときにおいて、発明者らは、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのそれぞれについてその吸着材層からが排出される破過について調べた。   Granular crystallized silicotitanate adsorbing both radioactive cesium and radioactive strontium as described in Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012) When adsorbing and removing each of radioactive cesium and radioactive strontium with an adsorbent layer filled with (CST) (titanium silicate compound), the inventors removed from the adsorbent layer for each of radioactive cesium and radioactive strontium. Investigated the breakthrough that is discharged.

放射性セシウム（例えば、Ｃｓ−１３７）及び放射性ストロンチウム（例えば、Ｓｒ−９０）を含む放射性廃液を、ＣＳＴを充填した吸着材層に供給することを想定する。放射性廃液の吸着材層への供給速度は、例えば吸着材層に充填したＣＳＴの体積の１０倍の放射性廃液が１時間に吸着材層を通過する速度（吸着材層におけるＣＳＴの体積が１ｍ３の場合、放射性廃液の供給速度は１０ｍ３／時）が選択される。放射性廃液の供給速度は吸着材層の体積の１０倍／時より速くても遅くてもよい。しかしながら、その供給速度が速い場合には、Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０が吸着材層内のＣＳＴに十分に吸着されなくなる。また、その供給速度が遅い場合には、Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０を吸着材層で除去する処理時間が長くなる。このため、放射性廃液の吸着材層への供給速度は，吸着材の性能、及び処理が必要な、Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０を含む放射性廃液の量に応じて適切に設定する必要がある。 Assume that radioactive waste liquid containing radioactive cesium (eg, Cs-137) and radioactive strontium (eg, Sr-90) is supplied to the adsorbent layer filled with CST. The supply speed of the radioactive waste liquid to the adsorbent layer is, for example, the speed at which 10 times the volume of CST filled in the adsorbent layer passes through the adsorbent layer (the volume of CST in the adsorbent layer is 1 m 3). In this case, the supply rate of the radioactive liquid waste is selected to be 10 m 3 / hour). The supply rate of the radioactive liquid waste may be faster or slower than 10 times / hour of the volume of the adsorbent layer. However, when the supply speed is high, Cs-137 and Sr-90 are not sufficiently adsorbed by CST in the adsorbent layer. Moreover, when the supply rate is slow, the processing time for removing Cs-137 and Sr-90 with the adsorbent layer becomes long. For this reason, the supply rate of the radioactive liquid waste to the adsorbent layer needs to be appropriately set according to the performance of the adsorbent and the amount of the radioactive liquid waste containing Cs-137 and Sr-90 that require processing.

Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０を含む放射性廃液が上記の吸着材層を通過する過程で、Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０が、吸着材層内のＣＳＴに吸着され、放射性廃液から除去される。通常、ＣＳＴによって吸着されたＣｓ−１３７及びＳｒ−９０の吸着材層内での濃度分布は、図２に示すように、吸着材層の入口側で高く、出口側に向かって低くなる。放射性廃液の吸着材層による処理開始当初（時間＝ｔ）では、Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０は吸着材層から排出された放射性廃液に含まれていない。吸着材層による放射性廃液の処理時間の経過に伴い（時間＝ｔ＋ａ）、吸着材層内でのＣｓ−１３７及びＳｒ−９０のそれぞれの濃度の高い領域は、吸着材層の入口側から出口側に移動する。そして、吸着材層による放射性廃液の処理時間がさらに経過すると（時間＝ｔ＋ｂ（ｂ＞ａ））、Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０が吸着材層から排出された放射性廃液に含まれるようになる。これを破過と呼ぶ。しかしながら、ＣＳＴを充填した吸着材層では、Ｃｓ−１３７が破過するまでに要する時間（Ｃｓ−１３７の破過時間）とＳｒ−９０が破過するまでに要する時間（Ｓｒ−９０の破過時間）が異なることが分かった。   In the process in which the radioactive waste liquid containing Cs-137 and Sr-90 passes through the adsorbent layer, Cs-137 and Sr-90 are adsorbed by CST in the adsorbent layer and removed from the radioactive waste liquid. Normally, the concentration distribution of Cs-137 and Sr-90 adsorbed by CST in the adsorbent layer is higher on the inlet side of the adsorbent layer and lower on the outlet side, as shown in FIG. At the beginning of the treatment of the radioactive liquid waste by the adsorbent layer (time = t), Cs-137 and Sr-90 are not included in the radioactive liquid waste discharged from the adsorbent layer. As the processing time of the radioactive liquid waste by the adsorbent layer elapses (time = t + a), the high concentration regions of Cs-137 and Sr-90 in the adsorbent layer are from the inlet side to the outlet side of the adsorbent layer. Move to. And if the processing time of the radioactive waste liquid by an adsorbent layer passes further (time = t + b (b> a)), Cs-137 and Sr-90 will be contained in the radioactive waste liquid discharged | emitted from the adsorbent layer. This is called breakthrough. However, in the adsorbent layer filled with CST, the time required for Cs-137 to break through (Cs-137 breakthrough time) and the time required for Sr-90 to break through (Sr-90 breakthrough). Time) is different.

ＣＳＴを充填した吸着材層では、Ｓｒ−９０の破過時間がＣｓ−１３７の破過時間よりも短くなる。放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材として粒状のチタン酸塩を用い、粒状のチタン酸塩を充填した吸着材層に、Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０を含む放射性廃液を供給した場合には、Ｓｒ−９０の破過時間がＣｓ−１３７の破過時間よりも長くなる。また、放射性廃液に含まれるＣｓ−１３７及びＳｒ−９０のそれぞれの濃度が変化した場合、及びＣｓ−１３７及びＳｒ−９０を含む放射性廃液の吸着材層への供給量が変化した場合でも、その吸着材層におけるＳｒ−９０の破過時間及びＣｓ−１３７の破過時間が異なる。   In the adsorbent layer filled with CST, the breakthrough time of Sr-90 is shorter than the breakthrough time of Cs-137. When granular titanate is used as an adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium, and a radioactive liquid waste containing Cs-137 and Sr-90 is supplied to the adsorbent layer filled with granular titanate. The breakthrough time of Sr-90 is longer than the breakthrough time of Cs-137. Further, even when the concentrations of Cs-137 and Sr-90 contained in the radioactive liquid waste change and when the supply amount of the radioactive liquid waste containing Cs-137 and Sr-90 to the adsorbent layer changes, The breakthrough time of Sr-90 and the breakthrough time of Cs-137 in the adsorbent layer are different.

Ｃｓ−１３７及びＳｒ−９０のいずれかが吸着材層を破過した場合には、吸着材層を形成する、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材、例えば、ＣＳＴを交換する必要がある。このためには、放射性セシウム（例えば、Ｃｓ−１３７）または放射性ストロンチウム（例えば、Ｓｒ−９０）の破過をより精度良く検出しなければならない。   When either Cs-137 or Sr-90 breaks through the adsorbent layer, it is necessary to replace the adsorbent that forms the adsorbent layer and adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium, for example, CST. is there. For this purpose, breakthrough of radioactive cesium (for example, Cs-137) or radioactive strontium (for example, Sr-90) must be detected with higher accuracy.

このため、発明者らは、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材を充填した吸着材層の出口に、半導体放射線検出器であるβ線検出器及びγ線検出器を配置することを考えた。Ｃｓ−１３７はγ線を放出するため、吸着材層からＣｓ−１３７が排出される、すなわち、Ｃｓ−１３７が破過すると、Ｃｓ−１３７から放出されるγ線がγ線検出器で検出される。Ｓｒ−９０はβ線を放出するため、吸着材層からＳｒ−９０が排出される、すなわち、Ｓｒ−９０が破過すると、Ｓｒ−９０から放出されるβ線がβ線検出器で検出される。   For this reason, the inventors arrange a β-ray detector and a γ-ray detector, which are semiconductor radiation detectors, at the outlet of the adsorbent layer filled with an adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium. Thought. Since Cs-137 emits gamma rays, when Cs-137 is discharged from the adsorbent layer, that is, when Cs-137 breaks through, the gamma rays emitted from Cs-137 are detected by the gamma ray detector. The Since Sr-90 emits β-rays, Sr-90 is discharged from the adsorbent layer, that is, when Sr-90 breaks through, β-rays emitted from Sr-90 are detected by the β-ray detector. The

放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材を充填した吸着材層の出口にβ線検出器及びγ線検出器を配置することにより、その吸着材の材質が異なっても、また、放射性廃液に含まれるＣｓ−１３７及びＳｒ−９０のそれぞれの濃度、及びその放射性廃液の吸着材層への供給量が、それぞれ変化した場合でも、吸着材層におけるＣｓ−１３７及びＳｒ−９０のそれぞれの破過をより精度良く検出することができる。   By arranging a β-ray detector and a γ-ray detector at the outlet of the adsorbent layer filled with an adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium, even if the adsorbent material is different, radioactive waste liquid Even if the concentrations of Cs-137 and Sr-90 contained in the adsorbent and the amount of radioactive waste liquid supplied to the adsorbent layer are changed, the Cs-137 and Sr-90 in the adsorbent layer are broken. Can be detected more accurately.

以上に述べた発明者らの検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。   Embodiments of the present invention reflecting the results of the above-described studies by the inventors will be described below.

本発明の好適な一実施例である実施例１の放射性廃液の処理方法を、図１を用いて説明する。さらに、この放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置９を、図１を用いて説明する。   A method for treating radioactive liquid waste according to embodiment 1 which is a preferred embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. Furthermore, the radioactive waste liquid processing apparatus 9 used for the processing method of this radioactive waste liquid is demonstrated using FIG.

放射性廃液処理装置９は、吸着装置１、放射線検出装置２、放射性核種除去装置５、除熱装置１６及び信号処理装置１７を有する。吸着装置１は、容器１ａ内に放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材（例えば、粒状のＣＳＴ（チタンケイ酸塩化合物））が充填された吸着材層１ｂが内部に設置されている。ＣＳＴは、Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012)に記載されているように、樹脂をベースとして担持したカートリッジタイプにして使用してもよい。   The radioactive liquid waste treatment device 9 includes an adsorption device 1, a radiation detection device 2, a radionuclide removal device 5, a heat removal device 16, and a signal processing device 17. The adsorbing device 1 includes an adsorbent layer 1b filled with an adsorbent (for example, granular CST (titanium silicate compound)) that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium in a container 1a. CST is used as a cartridge type supported by resin as described in Oji et al., WM2012 Conference, Feb.26-Mar.1, 2012, Phoenix, Arizona, USA, 12092 (2012) May be.

除熱装置１６が容器１ａの外面に設けられる。除熱装置１６は、ジャッケット１６ａ、冷却水供給管１６ｂ及び冷却水排出管１６ｃを有する。ジャケット１６ａは容器１ａの外面を取り囲んで容器１ａの外面に取り付けられ、冷却水供給管１６ｂ及び冷却水排出管１６ｃがジャケット１６ａに接続される。容器１ａを取り囲む環状領域が容器１ａの外面とジャケット１６ａの間に形成される。除熱装置として伝熱フィンを用い、複数の伝熱フィンを容器１ａの外面に取り付けてもよい。また、除熱装置である冷却管を吸着装置１の容器１ａ内に設置してもよい。   A heat removal device 16 is provided on the outer surface of the container 1a. The heat removal device 16 includes a jacket 16a, a cooling water supply pipe 16b, and a cooling water discharge pipe 16c. The jacket 16a surrounds the outer surface of the container 1a and is attached to the outer surface of the container 1a, and the cooling water supply pipe 16b and the cooling water discharge pipe 16c are connected to the jacket 16a. An annular region surrounding the container 1a is formed between the outer surface of the container 1a and the jacket 16a. A heat transfer fin may be used as the heat removal device, and a plurality of heat transfer fins may be attached to the outer surface of the container 1a. Further, a cooling pipe that is a heat removal device may be installed in the container 1 a of the adsorption device 1.

放射性廃液を供給する廃液供給管１０が吸着装置１に接続される。吸着装置１と放射性核種除去装置５は、配管１１によって接続されている。放射性核種除去装置５は、放射性廃液に含まれる放射性セシウム及び放射性ストロンチウム以外の放射性核種（例えば、Ａｍ，Ｎｐ等）を除去する装置である。   A waste liquid supply pipe 10 for supplying radioactive waste liquid is connected to the adsorption device 1. The adsorption device 1 and the radionuclide removal device 5 are connected by a pipe 11. The radionuclide removing device 5 is a device that removes radionuclides (for example, Am, Np, etc.) other than radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive liquid waste.

吸着装置１の出口近くで配管１１の側に配置された放射線検出装置２は、半導体放射線検出器であるγ線検出器３及びβ線検出器４を有する。γ線検出器３、β線検出器４及び表示装置６が信号処理装置１７に接続される。γ線検出器として、半導体放射線検出器以外にＮａＩ型検出器を用いてもよい。β線検出器として、半導体放射線検出器以外にガイガー・ミュラー型放射線検出器を用いてもよい。また、放射線検出器として、電離箱及び比例計数管を用いることができる。   The radiation detection device 2 arranged on the pipe 11 side near the outlet of the adsorption device 1 includes a γ-ray detector 3 and a β-ray detector 4 which are semiconductor radiation detectors. The γ-ray detector 3, the β-ray detector 4 and the display device 6 are connected to the signal processing device 17. As the γ-ray detector, a NaI type detector may be used in addition to the semiconductor radiation detector. As the β-ray detector, a Geiger-Muller type radiation detector may be used in addition to the semiconductor radiation detector. An ionization chamber and a proportional counter can be used as the radiation detector.

放射性廃液処理装置９を用いて実施される本実施例の放射性廃液の処理方法を、具体的に説明する。   A method for treating the radioactive liquid waste of this embodiment, which is carried out using the radioactive liquid waste treatment apparatus 9, will be specifically described.

放射性セシウム（例えば、Ｃｓ−１３７等）、放射性ストロンチウム（例えば、Ｓｒ−９０等）及び放射性セシウム及び放射性ストロンチウム以外の放射性核種（例えば、Ａｍ，Ｎｐ等）等の放射性核種を含む放射性廃液が、廃液供給管１０に設けられたポンプ（図示せず）を駆動することにより、廃液供給管１０を通して吸着装置１に供給される。放射性廃液に含まれる放射性セシウム及び放射性ストロンチウムは、吸着装置１内の吸着材層１ｂに充填されたＣＳＴに吸着されて除去される。   Radioactive liquid waste containing radioactive nuclides such as radioactive cesium (eg, Cs-137, etc.), radioactive strontium (eg, Sr-90, etc.) and radionuclides other than radioactive cesium and radioactive strontium (eg, Am, Np, etc.) By driving a pump (not shown) provided in the supply pipe 10, it is supplied to the adsorption device 1 through the waste liquid supply pipe 10. The radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive liquid waste are adsorbed and removed by the CST filled in the adsorbent layer 1b in the adsorption device 1.

冷却水が、冷却水供給管１６ｂを通してジャッケット１６ａ内の環状領域に供給され、ジャッケット１６ａ内から冷却水排出管１６ｃに排出される。放射性セシウム及び放射性ストロンチウムはそれぞれ発熱性の放射性核種である。ＣＳＴで放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを吸着することにより、吸着材層１ｂの温度が高くなる。本実施例では、吸着材層１ｂ内のＣＳＴに吸着された放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのそれぞれで発生する熱量は、ジャッケット１６ａ内に供給される冷却水によって除去される。このため、吸着材層１ｂの温度上昇が抑制される。冷却水の替りに冷却空気をジャッケット１６ａ内に供給してもよい。   The cooling water is supplied to the annular region in the jacket 16a through the cooling water supply pipe 16b, and is discharged from the jacket 16a to the cooling water discharge pipe 16c. Radiocesium and radioactive strontium are each pyrogenic radionuclides. By adsorbing radioactive cesium and radioactive strontium with CST, the temperature of the adsorbent layer 1b increases. In the present embodiment, the amount of heat generated in each of the radioactive cesium and radioactive strontium adsorbed on the CST in the adsorbent layer 1b is removed by the cooling water supplied into the jacket 16a. For this reason, the temperature rise of the adsorbent layer 1b is suppressed. Cooling air may be supplied into the jacket 16a instead of the cooling water.

放射性セシウム及び放射性ストロンチウムが除去されて吸着装置１から排出された放射性廃液は、配管１１を通して放射性核種除去装置５に供給される。放射性廃液に含まれている、放射性セシウム及び放射性ストロンチウム以外の放射性核種（例えば、Ａｍ，Ｎｐ等）が、放射性核種除去装置５によって除去される。放射性核種が除去された処理水が、配管１２に排出され、タンク（図示せず）内に貯蔵される。   The radioactive waste liquid from which the radioactive cesium and radioactive strontium have been removed and discharged from the adsorption device 1 is supplied to the radionuclide removal device 5 through the pipe 11. Radionuclide (for example, Am, Np, etc.) other than radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive liquid waste is removed by the radionuclide removal apparatus 5. The treated water from which the radionuclide has been removed is discharged to the pipe 12 and stored in a tank (not shown).

γ線検出器３は、吸着装置１から配管１１に排出された放射性廃液から放出されるγ線を検出してγ線検出信号を出力する。このγ線検出信号は信号処理装置１７に入力される。また、β線検出器４は、吸着装置１から配管１１に排出された放射性廃液から放出されるβ線を検出してβ線検出信号を出力する。このβ線検出信号も信号処理装置１７に入力される。信号処理装置１７は、放射性セシウムから放出されたγ線に基づいたγ線検出信号を入力したときには放射性セシウムが吸着装置１の吸着材層を破過したと判定し、放射性ストロンチウムから放出されたβ線に基づいたβ線検出信号を入力したときには放射性セシウムが吸着装置１の吸着材層を破過したと判定する。   The γ-ray detector 3 detects γ-rays released from the radioactive waste liquid discharged from the adsorption device 1 to the pipe 11 and outputs a γ-ray detection signal. This γ-ray detection signal is input to the signal processing device 17. The β-ray detector 4 detects β-rays released from the radioactive waste liquid discharged from the adsorption device 1 to the pipe 11 and outputs a β-ray detection signal. This β-ray detection signal is also input to the signal processing device 17. The signal processing device 17 determines that the radioactive cesium broke through the adsorbent layer of the adsorption device 1 when a γ-ray detection signal based on the γ-ray emitted from the radioactive cesium is input, and β that is emitted from the radioactive strontium When a β-ray detection signal based on a line is input, it is determined that radioactive cesium has passed through the adsorbent layer of the adsorption device 1.

しかしながら、吸着装置１から排出された放射性廃液が放射性セシウム及び放射性ストロンチウム以外の放射性核種（（例えば、Ａｍ，Ｎｐ等））を含んでいる場合には、含まれている放射性核種を特定する必要がある。γ線を放出する放射線核種が含まれている場合には、γ線検出信号がγ線検出器３から出力され、また、β線を放出する放射線核種が含まれている場合には、β線検出信号がβ線検出器４から出力される。このため、信号処理装置１７は、入力したγ線検出信号及び入力したβ線検出信号のそれぞれのエネルギースペクトルを求める。信号処理装置１７は、γ線検出信号に基づいて求めたエネルギースペクトルを用いてγ線を放出する放射線核種ごとの計数率を求め、β線検出信号に基づいて求めたエネルギースペクトルを用いてβ線を放出する放射性核種ごとの計数率を求める。信号処理装置１７は、求めた放射性核種ごとの計数率を表示装置６に出力する。表示装置６は、吸着装置１から排出された放射性廃液に含まれている放射性核種ごとに元素記号と計数率を表示する。   However, when the radioactive liquid waste discharged from the adsorption device 1 contains a radionuclide other than radioactive cesium and radioactive strontium (for example, Am, Np, etc.), it is necessary to specify the contained radionuclide. is there. When a radionuclide that emits γ-rays is included, a γ-ray detection signal is output from the γ-ray detector 3, and when a radionuclide that emits β-rays is included, β-rays are output. A detection signal is output from the β-ray detector 4. For this reason, the signal processing apparatus 17 calculates | requires each energy spectrum of the input (gamma) ray detection signal and the input (beta) ray detection signal. The signal processing device 17 obtains a count rate for each radionuclide that emits γ-rays using the energy spectrum obtained based on the γ-ray detection signal, and uses the energy spectrum obtained based on the β-ray detection signal to obtain β-rays. Obtain the counting rate for each radionuclide that emits. The signal processing device 17 outputs the obtained count rate for each radionuclide to the display device 6. The display device 6 displays an element symbol and a count rate for each radionuclide contained in the radioactive liquid waste discharged from the adsorption device 1.

具体的には、吸着装置１に供給される放射性廃液の放射性セシウムの同位体（例えば、Ｃｓ−１３３及びＣｓ−１３７等）の濃度と放射性ストロンチウムの同位体（例えば、Ｓｒ−８９及びＳｒ−９０等）の濃度が例えば等しい場合には、吸着材層１ｂ内のＣＳＴが放射性セシウムの同位体よりも放射性ストロンチウムの同位体を吸着しやすいため、ＣＳＴを充填した吸着材層１ｂにおいては放射性ストロンチウムの同位体が放射性セシウムの同位体よりも早く破過する。このとき、β線検出信号に基づいて求めたエネルギースペクトルを用いて求めた放射性核種に放射性ストロンチウムの同位体が含まれており、信号処理装置１７は、放射性ストロンチウムの各同位体のそれぞれの計数率を求める。しかしながら、放射性セシウムの同位体がγ線検出信号に基づいて求めたエネルギースペクトルを用いて求められた放射線核種に含まれていないため、放射性セシウムの各同位体の計数率は信号処理装置１７で求められない。   Specifically, the concentration of radioactive cesium isotopes (such as Cs-133 and Cs-137) in the radioactive liquid waste supplied to the adsorption apparatus 1 and radioactive strontium isotopes (such as Sr-89 and Sr-90). For example, the CST in the adsorbent layer 1b is more likely to adsorb the radioactive strontium isotope than the radioactive cesium isotope, so that the adsorbent layer 1b filled with CST contains radioactive strontium. Isotopes break through faster than radioactive cesium isotopes. At this time, the radionuclide obtained by using the energy spectrum obtained based on the β-ray detection signal contains a radioactive strontium isotope, and the signal processing device 17 counts each isotope of the radioactive strontium. Ask for. However, since the radioactive cesium isotope is not included in the radionuclide obtained using the energy spectrum obtained based on the γ-ray detection signal, the count rate of each radioactive cesium isotope is obtained by the signal processor 17. I can't.

放射性ストロンチウムの同位体の合計の計数率（またはＳｒ−９０の計数率）が設定計数率になったとき、信号処理装置１７は、放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）が吸着材層１ｂを破過したと判定する。放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）が吸着材層１ｂを破過したと判定されたとき、信号処理装置１７は、それの破過を示す情報を操作盤（図示せず）に設けられた表示装置６に表示するとともに、警報装置（図示せず）に破過を示す警報信号を出力する。警報信号を入力した警報装置は警報音を発する。   When the total count rate of the radioactive strontium isotopes (or the count rate of Sr-90) reaches the set count rate, the signal processing device 17 indicates that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) is the adsorbent layer 1b. Is determined to have passed through. When it is determined that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) broke through the adsorbent layer 1b, the signal processing device 17 is provided with information indicating the breakthrough on an operation panel (not shown). The alarm signal is displayed on the display device 6 and an alarm signal indicating breakthrough is output to an alarm device (not shown). The alarm device that has input the alarm signal emits an alarm sound.

一方、吸着装置１に供給される放射性廃液の放射性セシウムの同位体の濃度が放射性ストロンチウムの同位体の濃度よりも非常に大きい場合には、ＣＳＴを充填した吸着材層１ｂであっても、放射性セシウムの同位体が放射性セシウムの同位体よりも早く破過する可能性がある。放射性セシウムの同位体が放射性セシウムの同位体よりも早く破過した場合には、γ線検出信号に基づいて求めたエネルギースペクトルを用いて求めた放射性核種に放射性セシウムの同位体が含まれており、信号処理装置１７は、放射性セシウムの各同位体のそれぞれの計数率を求める。しかしながら、放射性ストロンチウムの同位体がβ線検出信号に基づいて求めたエネルギースペクトルを用いて求められた放射線核種に含まれていないため、放射性ストロンチウムの各同位体の計数率は信号処理装置１７で求められない。   On the other hand, if the concentration of radioactive cesium isotopes in the radioactive liquid waste supplied to the adsorption apparatus 1 is much higher than the concentration of radioactive strontium isotopes, even the adsorbent layer 1b filled with CST is radioactive. Cesium isotopes may break through faster than radioactive cesium isotopes. If the radioactive cesium isotope broke through earlier than the radioactive cesium isotope, the radionuclide obtained using the energy spectrum obtained based on the γ-ray detection signal contains the radioactive cesium isotope. The signal processing device 17 obtains the count rate of each isotope of radioactive cesium. However, since the radioactive strontium isotope is not included in the radionuclide obtained using the energy spectrum obtained based on the β-ray detection signal, the count rate of each radioactive strontium isotope is obtained by the signal processor 17. I can't.

放射性セシウムの同位体の合計の計数率（またはＣｓ−１３７の計数率）が設定計数率になったとき、信号処理装置１７は、放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が吸着材層１ｂを破過したと判定する。放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が吸着材層１ｂを破過したと判定されたとき、信号処理装置１７は、それの破過を示す情報を表示装置６に表示するとともに、警報音を発生させるために破過を示す警報信号を警報装置に出力する。   When the total count rate of the radioactive cesium isotope (or the count rate of Cs-137) reaches the set count rate, the signal processing device 17 indicates that the radioactive cesium isotope (or Cs-137) is the adsorbent layer 1b. Is determined to have passed through. When it is determined that the radioactive cesium isotope (or Cs-137) broke through the adsorbent layer 1b, the signal processing device 17 displays information indicating the breakthrough on the display device 6 and an alarm sound. In order to generate the alarm, an alarm signal indicating breakthrough is output to the alarm device.

信号処理装置１７によって求められた放射性ストロンチウムの同位体、例えば、Ｓｒ−８９及びＳｒ−９０等の各計数率（または放射性セシウムの同位体、例えば、Ｃｓ−１３３及びＣｓ−１３７等の各計数率）が表示装置５６に表示される。   Radioactive strontium isotopes determined by the signal processor 17, for example, Sr-89 and Sr-90, etc. (or radioactive cesium isotopes, for example, Cs-133 and Cs-137, etc. ) Is displayed on the display device 56.

放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）または放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）が吸着材層１ｂを破過したとき、廃液供給管１０に設けられたポンプを停止することにより廃液供給管１０による吸着装置１への放射性廃液の供給が停止され、吸着装置１の吸着材層１ｂ内のＣＳＴが新しいＣＳＴと交換される。ＣＳＴの交換が完了した後、吸着装置１への放射性廃液の供給が再開される。廃液供給管１０に設けられたポンプの駆動及び停止の操作は、オペレータにより、前述の操作盤からの遠隔操作で行われる。   When the radioactive cesium isotope (or Cs-137) or radioactive strontium isotope (or Sr-90) breaks through the adsorbent layer 1b, the waste liquid supply pipe 10 is stopped to stop the waste liquid supply. The supply of the radioactive waste liquid to the adsorption device 1 by the pipe 10 is stopped, and the CST in the adsorbent layer 1b of the adsorption device 1 is replaced with a new CST. After the replacement of the CST is completed, the supply of radioactive waste liquid to the adsorption device 1 is resumed. The operation of driving and stopping the pump provided in the waste liquid supply pipe 10 is performed by the operator by remote control from the aforementioned operation panel.

本実施例では、吸着装置１から排出された放射性廃液の放射線をγ線検出器３及びβ線検出器４で検出しているので、吸着装置１に供給される放射性廃液に含まれる放射性セシウム及び放射性ストロンチウムのそれぞれの濃度が変化した場合でも、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを吸着できる吸着材であるＣＳＴを充填した吸着材層１ｂにおける放射性ストロンチウム及び放射性セシウムのいずれかの破過を精度良く検出することができる。また、信号処理装置１７において、エネルギースペクトルを求めているので、吸着材層１ｂを破過した放射性ストロンチウム（または放射性セシウム）の同位体ごとの計数率を知ることができる。   In the present embodiment, the radioactive waste liquid discharged from the adsorption device 1 is detected by the γ-ray detector 3 and the β-ray detector 4, so that radioactive cesium contained in the radioactive waste liquid supplied to the adsorption device 1 and Even when the respective concentrations of radioactive strontium change, it is possible to accurately detect the breakthrough of either radioactive strontium or radioactive cesium in the adsorbent layer 1b filled with CST, which is an adsorbent capable of adsorbing radioactive cesium and radioactive strontium. Can do. Further, since the energy spectrum is obtained in the signal processing device 17, it is possible to know the count rate for each isotope of radioactive strontium (or radioactive cesium) that has passed through the adsorbent layer 1b.

吸着材層１ｂに充填する、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両方を吸着する吸着材として、例えば、チタン酸、チタン酸塩、または合成ゼオライト及び天然ゼオライトなどのゼオライト化合物を用いてもよい。   For example, titanic acid, titanate, or a zeolite compound such as synthetic zeolite and natural zeolite may be used as the adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium to be filled in the adsorbent layer 1b.

放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）または放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）が吸着材層１ｂを破過した後に吸着装置１内の吸着材であるＣＳＴを新しい吸着材と交換するとき、今まで充填されていたＣＳＴと物質の種類が異なる、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを吸着する吸着材、例えば、チタン酸塩を吸着装置１内の吸着層１ｂに充填することができる。本実施例では、吸着装置１から排出された放射性廃液の放射線をγ線検出器３及びβ線検出器４で検出しているので、吸着装置１の吸着材層１ｂ内の吸着材を交換する際に、それまで充填されていた吸着材（例えば、ＣＳＴ）と物質の種類が異なる吸着材（例えば、チタン酸塩）を充填し、吸着層１ｂにおける放射性ストロンチウム及び放射性セシウムの破過時間が変った場合でも、吸着材層１ｂにおける放射性ストロンチウム及び放射性セシウムのいずれかの破過を精度良く検出することができる。   After the radioactive cesium isotope (or Cs-137) or the radioactive strontium isotope (or Sr-90) breaks through the adsorbent layer 1b, the adsorbent CST in the adsorbing apparatus 1 is replaced with a new adsorbent. In some cases, the adsorbing layer 1b in the adsorbing apparatus 1 can be filled with an adsorbent that adsorbs radioactive cesium and radioactive strontium, for example, titanate, which is different from the CST that has been filled so far. In this embodiment, since the radioactive waste liquid discharged from the adsorption device 1 is detected by the γ-ray detector 3 and the β-ray detector 4, the adsorbent in the adsorbent layer 1b of the adsorption device 1 is exchanged. In this case, an adsorbent (for example, titanate) having a different kind of material from the adsorbent (for example, CST) that has been filled up to that point is filled, and the breakthrough time of radioactive strontium and radioactive cesium in the adsorption layer 1b is changed. Even in this case, any breakthrough of radioactive strontium and radioactive cesium in the adsorbent layer 1b can be detected with high accuracy.

本実施例は、吸着装置１に除熱装置１６を設けているので、吸着材層１ｂで除去された放射性セシウム及び放射性ストロンチウムから発生する熱を除去することができる。このため、吸着材層１ｂの温度上昇を抑制することができる。   In this embodiment, since the heat removal device 16 is provided in the adsorption device 1, heat generated from the radioactive cesium and radioactive strontium removed by the adsorbent layer 1b can be removed. For this reason, the temperature rise of the adsorbent layer 1b can be suppressed.

実施例１の放射性廃液の処理方法は、吸着材層１ｂにおいて放射性セシウムまたは放射性ストロンチウムが破過した場合には、吸着装置１への放射性廃液の供給を停止して吸着材層１ｂ内の吸着材であるＣＳＴの交換を行っている。このため、放射性廃液の処理に要する時間が長くなる。この点を改良した実施例を、実施例２〜５で説明する。   In the processing method of the radioactive liquid waste of Example 1, when radioactive cesium or radioactive strontium broke through in the adsorbent layer 1b, the supply of the radioactive liquid waste to the adsorber 1 is stopped and the adsorbent in the adsorbent layer 1b. The CST is exchanged. For this reason, the time which processing of a radioactive waste liquid requires becomes long. Examples in which this point is improved will be described in Examples 2 to 5.

本発明の他の実施例である実施例２の放射性廃液の処理方法を、図３を用いて説明する。さらに、この放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置９Ａを、図３を用いて説明する。   The processing method of the radioactive waste liquid of Example 2 which is another Example of this invention is demonstrated using FIG. Further, a radioactive liquid waste treatment apparatus 9A used in this method for treating radioactive liquid waste will be described with reference to FIG.

放射性廃液処理装置９Ａは、放射性廃液処理装置９において吸着装置１及び放射線検出装置２を並列に２系統配置した構成を有する。放射性廃液処理装置９Ａの他の構成は放射性廃液処理装置９と同一である。   The radioactive liquid waste treatment apparatus 9A has a configuration in which two systems of the adsorption apparatus 1 and the radiation detection apparatus 2 are arranged in parallel in the radioactive liquid waste treatment apparatus 9. The other configuration of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9A is the same as that of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9.

放射性廃液処理装置９Ａは、吸着装置１として吸着装置１Ａ及び１Ｂを設け、放射線検出装置２として放射線検出装置２Ａ及び２Ｂを設けている。吸着装置１Ａ及び１Ｂの構成は、それぞれ、実施例１で用いられる吸着装置１と同じである。廃液供給管１０に接続された、弁７Ａを有する配管１０Ａが、吸着装置１Ａの入口に接続され、配管１１に接続された、弁８Ａを有する配管１１Ａが吸着装置１Ａの出口に接続される。半導体放射線検出器であるγ線検出器３Ａ及びβ線検出器４Ａを有する放射線検出装置２Ａが配管１１Ａの側に配置される。廃液供給管１０に接続された、弁７Ｂを有する配管１０Ｂが吸着装置１Ｂの入口に接続され、配管１１に接続された、弁８Ｂを有する配管１１Ｂが吸着装置１Ｂの出口に接続される。半導体放射線検出器であるγ線検出器３Ｂ及びβ線検出器４Ｂを有する放射線検出装置２Ｂが配管１１Ｂの側に配置される。除熱装置１６Ａが吸着装置１Ａの容器１ａの外面に取り付けられ、除熱装置１６Ｂが吸着装置１Ｂの容器１ａの外面に取り付けられる。除熱装置１６Ａ，１６Ｂは、実施例１で用いられる除熱装置１６と同じ構成を有する。γ線検出器３Ａ，３Ｂ及びβ線検出器４Ａ，４Ｂがそれぞれ信号処理装置１７に接続される。   The radioactive liquid waste treatment apparatus 9A is provided with adsorption devices 1A and 1B as the adsorption device 1, and with radiation detection devices 2A and 2B as the radiation detection device 2. The configurations of the adsorption devices 1A and 1B are the same as those of the adsorption device 1 used in the first embodiment. A pipe 10A having a valve 7A connected to the waste liquid supply pipe 10 is connected to the inlet of the adsorption apparatus 1A, and a pipe 11A having a valve 8A connected to the pipe 11 is connected to the outlet of the adsorption apparatus 1A. A radiation detection apparatus 2A having a γ-ray detector 3A and a β-ray detector 4A, which are semiconductor radiation detectors, is arranged on the pipe 11A side. A pipe 10B having a valve 7B connected to the waste liquid supply pipe 10 is connected to the inlet of the adsorption device 1B, and a pipe 11B having a valve 8B connected to the pipe 11 is connected to the outlet of the adsorption device 1B. A radiation detection apparatus 2B having a γ-ray detector 3B and a β-ray detector 4B, which are semiconductor radiation detectors, is disposed on the pipe 11B side. The heat removal device 16A is attached to the outer surface of the container 1a of the adsorption device 1A, and the heat removal device 16B is attached to the outer surface of the container 1a of the adsorption device 1B. The heat removal devices 16A and 16B have the same configuration as the heat removal device 16 used in the first embodiment. The γ-ray detectors 3A and 3B and the β-ray detectors 4A and 4B are connected to the signal processing device 17, respectively.

放射性廃液処理装置９Ａを用いて実施される本実施例の放射性廃液の処理方法を、具体的に説明する。実施例１と異なる点を主に説明する。   The method for treating the radioactive waste liquid according to the present embodiment, which is performed using the radioactive waste liquid treatment apparatus 9A, will be specifically described. Differences from the first embodiment will be mainly described.

弁７Ａ，８Ａが開いており、弁７Ｂ，８Ｂが閉じている。放射性セシウム（例えば、Ｃｓ−１３７等）、放射性ストロンチウム（例えば、Ｓｒ−９０等）及び放射性セシウム及び放射性ストロンチウム以外の放射性核種（例えば、Ａｍ，Ｎｐ等）等の放射性核種を含む放射性廃液が、廃液供給管１０に設けられたポンプ（図示せず）を駆動することにより、廃液供給管１０及び配管１０Ａを通して吸着装置１Ａに供給される。放射性廃液に含まれる放射性セシウム及び放射性ストロンチウムは、吸着装置１Ａ内の吸着材層１ｂに充填されたＣＳＴに吸着されて除去される。放射性セシウム及び放射性ストロンチウムが除去された放射性廃液が、吸着装置１Ａから配管１１Ａに排出され、配管１１を通して放射性核種除去装置５に導かれる。除熱装置１６Ａのジャッケット１６ａ内に冷却水が供給される。この冷却水が、放射性廃液が供給される吸着装置１Ａを冷却し、吸着装置１Ａ内の吸着材層１ｂの温度上昇が抑制される。   Valves 7A and 8A are open and valves 7B and 8B are closed. Radioactive liquid waste containing radioactive nuclides such as radioactive cesium (eg, Cs-137, etc.), radioactive strontium (eg, Sr-90, etc.) and radionuclides other than radioactive cesium and radioactive strontium (eg, Am, Np, etc.) By driving a pump (not shown) provided in the supply pipe 10, it is supplied to the adsorption device 1A through the waste liquid supply pipe 10 and the pipe 10A. The radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive waste liquid are adsorbed and removed by the CST filled in the adsorbent layer 1b in the adsorption device 1A. The radioactive waste liquid from which radioactive cesium and radioactive strontium have been removed is discharged from the adsorption device 1A to the pipe 11A, and is led to the radionuclide removal apparatus 5 through the pipe 11. Cooling water is supplied into the jacket 16a of the heat removal apparatus 16A. This cooling water cools the adsorption device 1A to which the radioactive waste liquid is supplied, and the temperature rise of the adsorbent layer 1b in the adsorption device 1A is suppressed.

配管１１Ａ内を流れる放射性廃液から放出されたγ線がγ線検出器３Ａにより検出され、その放射性廃液から放出されたβ線がβ線検出器４Ａで検出される。γ線検出器３Ａから出力されたγ線検出信号及びβ線検出器４Ａから出力されたβ線検出信号を入力した信号処理装置１７は、実施例１における信号処理装置１７と同様に、放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）の計数率が設定計数率になったとき、放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が吸着装置１Ａの吸着材層１ｂを破過したと判定する。   Γ-rays released from the radioactive waste liquid flowing in the pipe 11A are detected by the γ-ray detector 3A, and β-rays released from the radioactive waste liquid are detected by the β-ray detector 4A. The signal processing device 17 that receives the γ-ray detection signal output from the γ-ray detector 3A and the β-ray detection signal output from the β-ray detector 4A receives radioactive strontium in the same manner as the signal processing device 17 in the first embodiment. Isotope (or Sr-90) or radioactive cesium isotope (or Sr-90) or radioactive cesium isotope when the count rate of the radioactive cesium isotope (or Cs-137) reaches the set count rate It is determined that (or Cs-137) broke through the adsorbent layer 1b of the adsorption device 1A.

放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が吸着装置１Ａの吸着材層１ｂを破過したと判定されたとき、オペレータが、操作盤（図示せず）に設けられた表示装置６に表示された破過情報を見て操作盤からの遠隔操作で、弁７Ｂ，８Ｂを開いて弁７Ａ，８Ａを閉じる。吸着装置１Ａへの放射性廃液の供給が停止され、放射性廃液は吸着装置１Ｂに供給される。放射性廃液に含まれている放射性セシウム及び放射性ストロンチウムは、吸着装置１Ｂ内の吸着材層１ｂのＣＳＴに吸着されて除去される。吸着装置１Ｂから排出された放射性廃液は、配管１１Ｂに排出され、配管１１を通って放射性核種除去装置５に導かれる。除熱装置１６Ｂのジャッケット１６ａ内に冷却水が供給される。この冷却水が、放射性廃液が供給される吸着装置１Ｂを冷却し、吸着装置１Ｂ内の吸着材層１ｂの温度上昇が抑制される。   When it is determined that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or the radioactive cesium isotope (or Cs-137) has passed through the adsorbent layer 1b of the adsorption device 1A, the operator displays an operation panel (not shown). The valves 7B and 8B are opened and the valves 7A and 8A are closed by remote control from the operation panel by looking at the breakthrough information displayed on the display device 6 provided in (1). The supply of the radioactive waste liquid to the adsorption device 1A is stopped, and the radioactive waste liquid is supplied to the adsorption device 1B. The radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive liquid waste are adsorbed and removed by the CST of the adsorbent layer 1b in the adsorption device 1B. The radioactive liquid waste discharged from the adsorption device 1B is discharged to the pipe 11B and guided to the radionuclide removal apparatus 5 through the pipe 11. Cooling water is supplied into the jacket 16a of the heat removal apparatus 16B. This cooling water cools the adsorption device 1B to which the radioactive waste liquid is supplied, and the temperature rise of the adsorbent layer 1b in the adsorption device 1B is suppressed.

γ線検出器３Ｂが配管１１Ｂ内を流れる放射性廃液のγ線を検出してγ線検出信号を出力する。β線検出器４Ｂが配管１１Ｂ内を流れる放射性廃液のβ線を検出してβ線検出信号を出力する。これらの検出信号を入力した信号処理装置１７は、実施例１における信号処理装置１７と同様に、放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）の計数率が設定計数率になったとき、放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が吸着装置１Ｂの吸着材層１ｂを破過したと判定する。吸着材層１ｂの破過が判定されたとき、作業員が弁７Ａ，８Ａを開いて弁７Ｂ，８Ｂを閉じるので、吸着装置１Ｂへの放射性廃液の供給が停止され、放射性廃液は吸着装置１Ａに供給される。   The γ-ray detector 3B detects γ-rays of the radioactive waste liquid flowing in the pipe 11B and outputs a γ-ray detection signal. The β-ray detector 4B detects β-rays of radioactive waste liquid flowing in the pipe 11B and outputs a β-ray detection signal. The signal processing device 17 to which these detection signals are input, like the signal processing device 17 in the first embodiment, counts radioactive strontium isotopes (or Sr-90) or radioactive cesium isotopes (or Cs-137). When the rate reaches the set count rate, it is determined that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or the radioactive cesium isotope (or Cs-137) has passed through the adsorbent layer 1b of the adsorption device 1B. When the breakthrough of the adsorbent layer 1b is determined, the operator opens the valves 7A and 8A and closes the valves 7B and 8B, so that the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption device 1B is stopped, and the radioactive waste liquid is absorbed into the adsorption device 1A. To be supplied.

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、吸収材層１ｂにおいて放射性ストロンチウム（または放射性セシウム）の破過が発生したとき、弁７Ａ，８Ａと弁７Ｂ，８Ｂの切り替え操作を行うので、放射性廃液が吸着装置１Ａ及び１Ｂに交互に供給されるので、放射性廃液を吸着装置１Ａ及び１Ｂにより連続して処理することができる。   In the present embodiment, each effect produced in the first embodiment can be obtained. Further, when radioactive strontium (or radioactive cesium) breakthrough occurs in the absorbent layer 1b, the switching operation of the valves 7A and 8A and the valves 7B and 8B is performed, so that radioactive waste liquid is alternately supplied to the adsorption devices 1A and 1B. Therefore, the radioactive liquid waste can be continuously processed by the adsorption devices 1A and 1B.

本発明の他の実施例である実施例３の放射性廃液の処理方法を、図４を用いて説明する。さらに、この放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置９Ｂを、図４を用いて説明する。   The processing method of the radioactive waste liquid of Example 3 which is another Example of this invention is demonstrated using FIG. Furthermore, the radioactive waste liquid processing apparatus 9B used for this radioactive waste liquid processing method is demonstrated using FIG.

放射性廃液処理装置９Ｂは、放射性廃液処理装置９にタンク２０を追加した構成を有する。放射性廃液処理装置９Ｂは、タンク２０に接続された、弁１５Ｂを有する配管１３が配管１１に接続される。タンク２０に接続された、弁１４Ｂを有する配管１４が配管１０に接続される。ポンプ１９が配管１４に設けられる。配管１３と配管１１の接続点よりも下流で、弁１５Ａが配管１１に設けられる。放射線検出装置２が、その接続点よりも上流で配管１１の側に配置される。配管１４と配管１０の接続点よりも上流で、弁１４Ａが配管１０に設けられる。放射性廃液処理装置９Ａの他の構成は放射性廃液処理装置９と同一である。   The radioactive liquid waste treatment apparatus 9B has a configuration in which a tank 20 is added to the radioactive liquid waste treatment apparatus 9. In the radioactive liquid waste treatment apparatus 9 </ b> B, a pipe 13 having a valve 15 </ b> B connected to the tank 20 is connected to the pipe 11. A pipe 14 having a valve 14 </ b> B connected to the tank 20 is connected to the pipe 10. A pump 19 is provided in the pipe 14. A valve 15 </ b> A is provided in the pipe 11 downstream of the connection point between the pipe 13 and the pipe 11. The radiation detection apparatus 2 is arranged on the pipe 11 side upstream from the connection point. A valve 14 </ b> A is provided in the pipe 10 upstream of the connection point between the pipe 14 and the pipe 10. The other configuration of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9A is the same as that of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9.

放射性廃液処理装置９Ｂを用いて実施される本実施例の放射性廃液の処理方法を、具体的に説明する。実施例１と異なる点を主に説明する。   The processing method of the radioactive waste liquid of the present Example implemented using the radioactive waste liquid processing apparatus 9B will be specifically described. Differences from the first embodiment will be mainly described.

弁１４Ａ，１５Ａが開いて弁１４Ｂ，１５Ｂが閉じている。放射性セシウム（例えば、Ｃｓ−１３７等）、放射性ストロンチウム（例えば、Ｓｒ−９０等）及び放射性セシウム及び放射性ストロンチウム以外の放射性核種（例えば、Ａｍ，Ｎｐ等）等の放射性核種を含む放射性廃液が、廃液供給管１０に設けられたポンプ（図示せず）を駆動することにより、廃液供給管１０を通して吸着装置１に供給される。吸着装置１内の吸着材層１ｂに充填されたＣＳＴが放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを吸着する。吸着装置１は除熱装置１６によって冷却される。放射性セシウム及び放射性ストロンチウムが除去された放射性廃液が、配管１１を通して放射性核種除去装置５に導かれる。   Valves 14A and 15A are open and valves 14B and 15B are closed. Radioactive liquid waste containing radioactive nuclides such as radioactive cesium (eg, Cs-137, etc.), radioactive strontium (eg, Sr-90, etc.) and radionuclides other than radioactive cesium and radioactive strontium (eg, Am, Np, etc.) By driving a pump (not shown) provided in the supply pipe 10, it is supplied to the adsorption device 1 through the waste liquid supply pipe 10. The CST filled in the adsorbent layer 1b in the adsorption device 1 adsorbs radioactive cesium and radioactive strontium. The adsorption device 1 is cooled by the heat removal device 16. The radioactive waste liquid from which radioactive cesium and radioactive strontium have been removed is guided to the radionuclide removing device 5 through the pipe 11.

配管１１Ａ内を流れる放射性廃液から放出されたγ線が検出されたときにγ線検出器３Ａから出力されたγ線検出信号、及びその放射性廃液から放出されたβ線が検出されたときにβ線検出器４Ａから出力されたβ線検出信号が、信号処理装置１７に入力される。信号処理装置１７は、実施例１における信号処理装置１７と同様に、放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）の計数率が設定計数率になったとき、放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が吸着装置１Ａの吸着材層１ｂを破過したと判定する。   A γ-ray detection signal output from the γ-ray detector 3A when a γ-ray emitted from the radioactive liquid waste flowing in the pipe 11A is detected, and a β-ray detected from the β-ray emitted from the radioactive liquid waste are detected. The β-ray detection signal output from the line detector 4 </ b> A is input to the signal processing device 17. In the signal processing device 17, the count rate of the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or the radioactive cesium isotope (or Cs-137) becomes the set count rate, similarly to the signal processing device 17 in the first embodiment. It is determined that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or the radioactive cesium isotope (or Cs-137) broke through the adsorbent layer 1b of the adsorption device 1A.

吸着材層１ｂにおいて放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が破過したとき、オペレータが、操作盤（図示せず）からの遠隔操作で、弁１５Ｂを開いて弁１５Ａを閉じる。吸着装置１から配管１１に排出されて放射性ストロンチウムの同位体または放射性セシウムの同位体が設定計数率を超えている放射性廃液を、配管１３を通してタンク２０内に導いてタンク２０内に一時貯蔵する。その後、オペレータは、操作盤からの遠隔操作により、廃液供給管１０に設けられたポンプを停止させ、弁１４Ａを閉じる。   When the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or radioactive cesium isotope (or Cs-137) breaks through in the adsorbent layer 1b, the operator can remotely operate from the operation panel (not shown). The valve 15B is opened and the valve 15A is closed. The radioactive waste liquid discharged from the adsorption apparatus 1 to the pipe 11 and containing the radioactive strontium isotope or the radioactive cesium isotope exceeding the set count rate is introduced into the tank 20 through the pipe 13 and temporarily stored in the tank 20. Thereafter, the operator stops the pump provided in the waste liquid supply pipe 10 by remote operation from the operation panel, and closes the valve 14A.

吸着装置１内への放射性廃液の供給が停止され、吸着材層１ｂ内のＣＳＴが新しいＣＳＴ（またはＣＳＴと異なる物質である吸着材（例えば、チタン酸））と交換される。吸着材の交換後、オペレータは、操作盤からの遠隔操作により、弁１４Ｂを開いてポンプ１９を駆動させる。タンク２０内の放射性廃液が吸着装置１内に供給され、この放射性廃液に含まれた放射性セシウム及び放射性ストロンチウムが吸着材層１ｂ内のＣＳＴに吸着される。タンク２０内の放射性廃液の水位が、タンク２０に設けられた水位計（図示せず）によって計測され、操作盤に設けられた表示装置６に表示される。その水位計で測定されたタンク２０の水位が水位下限値まで低下したとき、オペレータは、操作盤からの遠隔操作により、ポンプ１９を停止させ、弁１４Ｂ，１５Ｂを閉じて弁１４Ａ，１５Ａを開き、さらに、廃液供給管１０に設けられたポンプを駆動させる。タンク２０から吸着装置１への放射性廃液の供給が停止され、廃液供給管１０からの放射性廃液が吸着装置１に供給される。再び、吸着装置１による放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの除去が開始される。   The supply of the radioactive waste liquid into the adsorption device 1 is stopped, and the CST in the adsorbent layer 1b is replaced with new CST (or an adsorbent (for example, titanic acid) that is a different substance from CST). After replacement of the adsorbent, the operator opens the valve 14B and drives the pump 19 by remote control from the operation panel. The radioactive waste liquid in the tank 20 is supplied into the adsorption device 1, and radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive waste liquid are adsorbed by the CST in the adsorbent layer 1b. The water level of the radioactive liquid waste in the tank 20 is measured by a water level meter (not shown) provided in the tank 20 and displayed on the display device 6 provided on the operation panel. When the water level of the tank 20 measured by the water level gauge drops to the lower limit of the water level, the operator stops the pump 19 by remote operation from the operation panel, closes the valves 14B and 15B, and opens the valves 14A and 15A. Further, the pump provided in the waste liquid supply pipe 10 is driven. The supply of the radioactive waste liquid from the tank 20 to the adsorption device 1 is stopped, and the radioactive waste liquid from the waste liquid supply pipe 10 is supplied to the adsorption device 1. Again, removal of radioactive cesium and radioactive strontium by the adsorption device 1 is started.

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。吸着材層１ｂにおいて放射性ストロンチウムまたは放射性セシウムが破過したとき、本実施例では、弁１５Ａ，１５Ｂの切り替えにより、吸着装置１から排出された、放射性ストロンチウムまたは放射性セシウムを放射性核種除去装置５ではなくタンク２０に導くので、放射性ストロンチウムまたは放射性セシウムの放射性核種除去装置５への供給を防止することができる。また、タンク２０内に排出した放射性廃液を吸着装置１に供給するので、タンク２０に排出した放射性廃液に含まれている放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを吸着装置１で除去することができる。   In the present embodiment, each effect produced in the first embodiment can be obtained. In this embodiment, when radioactive strontium or radioactive cesium breaks through the adsorbent layer 1b, the radioactive strontium or radioactive cesium discharged from the adsorption device 1 is not the radionuclide removal device 5 by switching the valves 15A and 15B. Since it leads to the tank 20, the supply of the radioactive strontium or the radioactive cesium to the radionuclide removing device 5 can be prevented. Moreover, since the radioactive waste liquid discharged | emitted in the tank 20 is supplied to the adsorption apparatus 1, the radioactive cesium and radioactive strontium which are contained in the radioactive waste liquid discharged | emitted to the tank 20 can be removed with the adsorption apparatus 1. FIG.

なお、タンク２０内に一時的に貯蔵された放射性廃液の量により、吸着装置１への通水量の増加が許容される場合には、タンク２０から配管１４を通して吸着装置１への放射性廃液の供給と、廃液供給管１０に設けられたポンプの駆動による廃液供給管１０を通しての吸着装置１への放射性廃液の供給を、同時に実施してもよい。   In addition, when increase in the amount of water flow to the adsorption device 1 is allowed due to the amount of radioactive waste liquid temporarily stored in the tank 20, supply of the radioactive waste liquid from the tank 20 to the adsorption device 1 through the pipe 14. In addition, the radioactive waste liquid may be simultaneously supplied to the adsorption device 1 through the waste liquid supply pipe 10 by driving a pump provided in the waste liquid supply pipe 10.

本実施例で用いられる放射性廃液処理装置９Ｂに設けられた配管１３、タンク２０及び配管１４の系統を、実施例２に用いられる放射性廃液処理装置９Ａ、及び後述の実施例４に用いられる放射性廃液処理装置９Ｃに設けてもよい。この場合には、配管１３が配管１１Ａ及び１１Ｂとのそれぞれと配管１１の各接続点よりも下流で配管１１に接続され、配管１４が配管１０Ａ及び１０Ｂのそれぞれと配管１０との各接続点よりも上流で配管１０に接続される。   The system of the pipe 13, tank 20 and pipe 14 provided in the radioactive liquid waste treatment apparatus 9B used in the present embodiment is replaced with the radioactive liquid waste treatment apparatus 9A used in the second embodiment and the radioactive liquid waste used in the fourth embodiment described later. You may provide in the processing apparatus 9C. In this case, the pipe 13 is connected to the pipe 11 downstream from the connection points of the pipes 11A and 11B and the pipe 11, and the pipe 14 is connected to the pipes 10 from the connection points of the pipes 10A and 10B. Are also connected to the pipe 10 upstream.

本発明の他の実施例である実施例４の放射性廃液の処理方法を、図５を用いて説明する。さらに、この放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置９Ｃを、図５を用いて説明する。   The processing method of the radioactive waste liquid of Example 4 which is another Example of this invention is demonstrated using FIG. Furthermore, the radioactive waste liquid processing apparatus 9C used for this radioactive waste liquid processing method will be described with reference to FIG.

放射性廃液処理装置９Ｃは、実施例２で用いられる放射性廃液処理装置９Ａに制御装置１８を追加した構成を有する。放射性廃液処理装置９Ｃの他の構成は放射性廃液処理装置９Ａの構成と同じである。放射性廃液処理装置９Ｃを用いて実施される本実施例の放射性廃液の処理方法では、実施例２においてオペレータが遠隔で操作していた弁７Ａ，８Ａ，７Ｂ，８Ｂの開閉操作が、制御装置１８により自動で行われる。   The radioactive liquid waste treatment apparatus 9C has a configuration in which a control device 18 is added to the radioactive liquid waste treatment apparatus 9A used in the second embodiment. The other configuration of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9C is the same as that of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9A. In the radioactive waste liquid processing method of the present embodiment implemented using the radioactive waste liquid processing apparatus 9C, the opening / closing operation of the valves 7A, 8A, 7B, 8B, which was remotely operated by the operator in the second embodiment, is controlled by the control device 18. This is done automatically.

本実施例の放射性廃液の処理方法は、弁７Ａ，８Ａ，７Ｂ，８Ｂの開閉の自動制御を除いて、実質的に、実施例２の放射性廃液の処理方法と同じである。このため、制御装置１８による弁７Ａ，８Ａ，７Ｂ，８Ｂの自動制御について、主に説明する。   The processing method of the radioactive liquid waste of the present embodiment is substantially the same as the processing method of the radioactive liquid waste of the second embodiment, except for automatic control of opening and closing of the valves 7A, 8A, 7B, and 8B. Therefore, automatic control of the valves 7A, 8A, 7B, and 8B by the control device 18 will be mainly described.

γ線検出器３Ａからのγ線検出信号、及びβ線検出器４Ａからのβ線検出信号を入力した信号処理装置１７が、実施例１における信号処理装置１７と同様に、吸着装置１Ａの吸着材層１ｂにおいて放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が破過したと判定したとき、信号処理装置１７から制御装置１８に破過発生情報が出力される。制御装置１８は、その破過発生情報に基づいて、弁７Ｂ，８Ｂを開いて弁７Ａ，８Ａを閉じる。吸着装置１Ａへの放射性廃液の供給が停止され、放射性廃液は吸着装置１Ｂに供給される。吸着装置１Ｂにおいて放射性セシウム及び放射性ストロンチウムが除去される。   The signal processing device 17 to which the γ-ray detection signal from the γ-ray detector 3A and the β-ray detection signal from the β-ray detector 4A are input is similar to the signal processing device 17 in the first embodiment. When it is determined that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or the radioactive cesium isotope (or Cs-137) has broken through in the material layer 1b, the signal processor 17 sends the breakthrough occurrence information to the controller 18. Is output. Based on the breakthrough occurrence information, the control device 18 opens the valves 7B and 8B and closes the valves 7A and 8A. The supply of the radioactive waste liquid to the adsorption device 1A is stopped, and the radioactive waste liquid is supplied to the adsorption device 1B. In the adsorption device 1B, radioactive cesium and radioactive strontium are removed.

γ線検出器３Ｂからのγ線検出信号、及びβ線検出器４Ｂからのβ線検出信号を入力した信号処理装置１７が、実施例１における信号処理装置１７と同様に、吸着装置１Ｂの吸着材層１ｂにおいて放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が破過したと判定したとき、信号処理装置１７から制御装置１８に破過発生情報が出力される。制御装置１８は、その破過発生情報に基づいて、弁７Ａ，８Ａを開いて弁７Ｂ，８Ｂを閉じる。吸着装置１Ｂへの放射性廃液の供給が停止され、放射性廃液は吸着装置１Ａに供給される。吸着装置１Ａにおいて放射性セシウム及び放射性ストロンチウムが除去される。   The signal processing device 17 that receives the γ-ray detection signal from the γ-ray detector 3B and the β-ray detection signal from the β-ray detector 4B receives the adsorption of the adsorption device 1B in the same manner as the signal processing device 17 in the first embodiment. When it is determined that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or the radioactive cesium isotope (or Cs-137) has broken through in the material layer 1b, the signal processor 17 sends the breakthrough occurrence information to the controller 18. Is output. Based on the breakthrough occurrence information, the control device 18 opens the valves 7A and 8A and closes the valves 7B and 8B. The supply of the radioactive waste liquid to the adsorption device 1B is stopped, and the radioactive waste liquid is supplied to the adsorption device 1A. In the adsorption apparatus 1A, radioactive cesium and radioactive strontium are removed.

本実施例は実施例２で生じる各効果を得ることができる。さらに、弁７Ａ，８Ａ，７Ｂ，８Ｂの開閉が制御装置１８で制御されるため、オペレータの負担が軽減される。   In the present embodiment, each effect produced in the second embodiment can be obtained. Furthermore, since the opening and closing of the valves 7A, 8A, 7B, and 8B is controlled by the control device 18, the burden on the operator is reduced.

本発明の他の実施例である実施例５の放射性廃液の処理方法を、図６を用いて説明する。さらに、この放射性廃液の処理方法に用いられる放射性廃液処理装置９Ｄを、図６を用いて説明する。   The processing method of the radioactive waste liquid of Example 5 which is another Example of this invention is demonstrated using FIG. Furthermore, the radioactive waste liquid processing apparatus 9D used for this radioactive waste liquid processing method will be described with reference to FIG.

放射性廃液処理装置９Ｄは、実施例３で用いられる放射性廃液処理装置９Ｂに制御装置１８を追加した構成を有する。放射性廃液処理装置９Ｄの他の構成は放射性廃液処理装置９Ｂの構成と同じである。放射性廃液処理装置９Ｄを用いて実施される本実施例の放射性廃液の処理方法では、実施例３においてオペレータが遠隔で操作していた弁１４Ａ，１４Ｂ，１５Ａ，１５Ｂの開閉、及びポンプ１９の起動停止が、制御装置１８により自動で行われる。   The radioactive liquid waste treatment apparatus 9D has a configuration in which a control device 18 is added to the radioactive liquid waste treatment apparatus 9B used in the third embodiment. The other configuration of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9D is the same as that of the radioactive liquid waste treatment apparatus 9B. In the radioactive waste liquid processing method of the present embodiment, which is performed using the radioactive waste liquid processing apparatus 9D, the valves 14A, 14B, 15A, and 15B that were remotely operated by the operator in the third embodiment and the activation of the pump 19 are performed. The stop is automatically performed by the control device 18.

本実施例の放射性廃液の処理方法は、弁１４Ａ，１４Ｂ，１５Ａ，１５Ｂの開閉及びポンプ１９の起動停止の自動制御を除いて、実質的に、実施例３の放射性廃液の処理方法と同じである。このため、制御装置１８による弁１４Ａ，１４Ｂ，１５Ａ，１５Ｂの開閉及びポンプ１９の起動停止の自動制御について、主に説明する。   The processing method of the radioactive liquid waste of the present embodiment is substantially the same as the processing method of the radioactive liquid waste of the third embodiment, except for the automatic control of opening / closing of the valves 14A, 14B, 15A, 15B and the start / stop of the pump 19. is there. For this reason, the automatic control of opening / closing of the valves 14A, 14B, 15A, 15B and the start / stop of the pump 19 by the control device 18 will be mainly described.

γ線検出器３Ａからのγ線検出信号、及びβ線検出器４Ａからのβ線検出信号を入力した信号処理装置１７が、実施例１における信号処理装置１７と同様に、吸着装置１Ａの吸着材層１ｂにおいて放射性ストロンチウムの同位体（またはＳｒ−９０）または放射性セシウムの同位体（またはＣｓ−１３７）が破過したと判定したとき、信号処理装置１７から制御装置１８に破過発生情報が出力される。制御装置１８は、その破過発生情報に基づいて、弁１５Ｂを開いて弁１５Ａを閉じる。吸着装置１から放射性核種除去装置５への供給が停止され、その放射性廃液はタンク２０に供給されてタンク２０内に一時的に貯蔵される。弁１５Ａ及び弁１５Ｂが上記のように切り替えられた所定時間が経過した後、制御装置１８は、廃液供給管１０に設けられたポンプを停止させ、弁１４Ａを閉じる。   The signal processing device 17 to which the γ-ray detection signal from the γ-ray detector 3A and the β-ray detection signal from the β-ray detector 4A are input is similar to the signal processing device 17 in the first embodiment. When it is determined that the radioactive strontium isotope (or Sr-90) or the radioactive cesium isotope (or Cs-137) has broken through in the material layer 1b, the signal processor 17 sends the breakthrough occurrence information to the controller 18. Is output. Based on the breakthrough occurrence information, the control device 18 opens the valve 15B and closes the valve 15A. The supply from the adsorption device 1 to the radionuclide removal device 5 is stopped, and the radioactive liquid waste is supplied to the tank 20 and temporarily stored in the tank 20. After a predetermined time after the valves 15A and 15B are switched as described above, the control device 18 stops the pump provided in the waste liquid supply pipe 10 and closes the valve 14A.

吸着装置１内への放射性廃液の供給が停止され、吸着材層１ｂ内のＣＳＴが新しいＣＳＴ（またはＣＳＴと異なる物質である吸着材（例えば、チタン酸））と交換された後、オペレータが操作盤から制御装置１８に吸着開始指令を入力する。吸着開始指令を入力した制御装置１８は、弁１４Ｂを開いてポンプ１９を駆動させる。タンク２０内の放射性廃液が吸着装置１に供給され、この放射性廃液に含まれた放射性セシウム及び放射性ストロンチウムが吸着材層１ｂ内のＣＳＴに吸着される。タンク２０に設けられた水位計で測定されたタンク２０内の水位の測定値が制御装置１８に入力される。その水位測定値が水位下限値まで低下したとき、制御装置１８は、ポンプ１９を停止させ、弁１４Ｂ，１５Ｂを閉じて弁１４Ａ，１５Ａを開き、さらに、廃液供給管１０に設けられたポンプを駆動させる。タンク２０から吸着装置１への放射性廃液の供給が停止され、廃液供給管１０からの放射性廃液が吸着装置１に供給される。再び、吸着装置１による放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの除去が開始される。   The operator operates after the supply of radioactive waste liquid into the adsorption device 1 is stopped and the CST in the adsorbent layer 1b is replaced with a new CST (or an adsorbent (for example, titanic acid) different from the CST). An adsorption start command is input to the control device 18 from the panel. The control device 18 having received the suction start command opens the valve 14B and drives the pump 19. The radioactive waste liquid in the tank 20 is supplied to the adsorption device 1, and radioactive cesium and radioactive strontium contained in the radioactive waste liquid are adsorbed by the CST in the adsorbent layer 1b. A measured value of the water level in the tank 20 measured by a water level meter provided in the tank 20 is input to the control device 18. When the water level measurement value falls to the water level lower limit value, the control device 18 stops the pump 19, closes the valves 14B and 15B, opens the valves 14A and 15A, and further turns on the pump provided in the waste liquid supply pipe 10. Drive. The supply of the radioactive waste liquid from the tank 20 to the adsorption device 1 is stopped, and the radioactive waste liquid from the waste liquid supply pipe 10 is supplied to the adsorption device 1. Again, removal of radioactive cesium and radioactive strontium by the adsorption device 1 is started.

本実施例は実施例３で生じる各効果を得ることができる。さらに、弁１４Ａ，１４Ｂ，１５Ａ，１５Ｂの開閉及びポンプ１９の起動停止が制御装置１８で制御されるため、オペレータの負担が軽減される。   In the present embodiment, each effect produced in the third embodiment can be obtained. Furthermore, the opening / closing of the valves 14A, 14B, 15A, 15B and the start / stop of the pump 19 are controlled by the control device 18, so that the burden on the operator is reduced.

１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ，１Ｄ…吸着装置、１ｂ…吸着材層、２，２Ａ，２Ｂ…放射線検出装置、３，３Ａ，３Ｂ…γ線検出器、４，４Ａ，４Ｂ…β線検出器、５…放射性核種除去装置、９，９Ａ，９Ｂ，９Ｃ，９Ｄ…放射性廃液処理装置、１６，１６Ａ，１６Ｂ…除熱装置、１７…信号処理装置、１８…制御装置、２０…タンク。   1, 1A, 1B, 1C, 1D ... Adsorption device, 1b ... Adsorbent layer, 2,2A, 2B ... Radiation detection device, 3,3A, 3B ... γ-ray detector, 4,4A, 4B ... β-ray detector 5 ... Radionuclide removal device, 9, 9A, 9B, 9C, 9D ... Radioactive waste liquid treatment device, 16, 16A, 16B ... Heat removal device, 17 ... Signal processing device, 18 ... Control device, 20 ... Tank.

Claims (10)

放射性セシウム及び放射性ストロンチウムを含む放射性廃液を、放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材を充填した吸着材層に供給して前記吸着材で前記放射性セシウム及び前記ストロンチウムを除去し、
前記吸着材層から排出された前記放射性廃液からのγ線をγ線検出器及びβ線をβ線検出器でそれぞれ検出し、
前記γ線検出器から出力されたγ線検出信号及び前記β線検出器から出力されたβ線検出信号を用いて、前記吸着材層における前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウムのいずれかの破過を判定することを特徴とする放射性廃液の処理方法。 A radioactive waste liquid containing radioactive cesium and radioactive strontium is supplied to an adsorbent layer filled with an adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium, and the radioactive cesium and strontium are removed with the adsorbent.
Γ rays from the radioactive liquid waste discharged from the adsorbent layer are detected with a γ ray detector and β rays with a β ray detector, respectively.
Using the γ-ray detection signal output from the γ-ray detector and the β-ray detection signal output from the β-ray detector, the breakthrough of either the radioactive cesium or the radioactive strontium in the adsorbent layer is performed. A method for treating radioactive liquid waste, characterized in that it is determined. 複数の前記吸着材層のうちの一つの前記吸着材層に、前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウムを含む前記放射性廃液を供給し、前記一つの吸着材層から排出された前記放射性廃液からの前記γ線による前記γ線検出信号、及び前記一つの吸着材層から排出された前記放射性廃液からの前記β線による前記β線検出信号に基づいて、前記一つの吸着材層において前記放射性セシウム及び前記ストロンチウムのいずれかの破過が生じていると判定されたとき、前記一つの吸着材層への前記放射性廃液の供給を停止して複数の前記吸着材層のうちの他の前記吸着材層に前記放射性廃液を供給する請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。   The radioactive waste liquid containing the radioactive cesium and the radioactive strontium is supplied to one of the plurality of the adsorbent layers, and the γ from the radioactive waste liquid discharged from the one adsorbent layer. The radioactive cesium and the strontium in the one adsorbent layer based on the gamma ray detection signal by the line and the β ray detection signal by the beta ray from the radioactive waste liquid discharged from the one adsorbent layer When it is determined that any one of the breakthroughs has occurred, the supply of the radioactive waste liquid to the one adsorbent layer is stopped, and the other adsorbent layer among the plural adsorbent layers is The method for treating radioactive liquid waste according to claim 1, wherein the radioactive liquid waste is supplied. 前記前記吸着材層から排出された前記放射性廃液に含まれている、前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウム以外の放射性核種を除去し、
前記吸着材層において前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウムのいずれかが破過していると判定されたとき、前記吸着材層から排出された前記放射性廃液からの前記放射性核種の除去を停止してこの放射性廃液をタンク内に排出する請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。 Contained in the radioactive liquid waste discharged from the adsorbent layer, to remove radionuclides other than the radioactive cesium and the radioactive strontium,
When it is determined that either the radioactive cesium or the radioactive strontium has broken through in the adsorbent layer, the removal of the radionuclide from the radioactive liquid waste discharged from the adsorbent layer is stopped, and this The method for treating radioactive liquid waste according to claim 1, wherein the radioactive liquid waste is discharged into the tank. 前記吸着材層において前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウムのいずれかが破過していると判定されたとき、前記吸着材層内の前記吸着材を交換する請求項１に記載の放射性廃液の処理方法。   The method for treating a radioactive liquid waste according to claim 1, wherein when it is determined that either the radioactive cesium or the radioactive strontium has broken through in the adsorbent layer, the adsorbent in the adsorbent layer is replaced. . 前記吸着材層において前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウムのいずれかが破過していると判定されたとき、前記吸着材層内の前記吸着材を交換し、前記タンク内の前記放射性廃液を前記吸着材が交換された前記吸着材層に供給する請求項３に記載の放射性廃液の処理方法。   When it is determined that either the radioactive cesium or the radioactive strontium has broken through in the adsorbent layer, the adsorbent in the adsorbent layer is replaced and the radioactive liquid waste in the tank is adsorbed. The processing method of the radioactive waste liquid of Claim 3 supplied to the said adsorbent layer by which the material was replaced | exchanged. 前記吸着材は、チタンケイ酸塩化合物、チタン酸、チタン酸塩及びゼオライト化合物のうちの少なくとも一種である請求項１ないし３のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理方法。   The method for treating a radioactive liquid waste according to any one of claims 1 to 3, wherein the adsorbent is at least one of a titanium silicate compound, titanic acid, titanate, and a zeolite compound. 前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウムで発生する熱を除去する請求項１ないし３のいずれか１項に記載の放射性廃液の処理方法。   The method for treating a radioactive liquid waste according to any one of claims 1 to 3, wherein heat generated in the radioactive cesium and the radioactive strontium is removed. 放射性セシウム及び放射性ストロンチウムの両者を吸着する吸着材を充填した吸着材層と、前記吸着材層から排出される放射性廃液からのγ線を検出するγ線検出器と、前記吸着材層から排出される放射性廃液からのβ線を検出するβ線検出器と、前記γ線検出器から出力されるγ線検出信号、及び前記β線検出器から出力されるβ線検出信号に基づいて、前記吸着材層における前記放射性セシウム及び前記放射性ストロンチウムのいずれかの破過を判定する信号処理装置とを備えたことを特徴とする放射性廃液処理装置。   An adsorbent layer filled with an adsorbent that adsorbs both radioactive cesium and radioactive strontium, a γ-ray detector for detecting γ-rays from radioactive waste liquid discharged from the adsorbent layer, and an adsorbent layer discharged from the adsorbent layer Based on a β-ray detector for detecting β-rays from radioactive waste liquid, a γ-ray detection signal output from the γ-ray detector, and a β-ray detection signal output from the β-ray detector A radioactive waste liquid treatment apparatus, comprising: a signal processing device that determines whether any of the radioactive cesium and the radioactive strontium in the material layer is broken. 前記吸着材層で発生する熱を除熱する除熱装置を設けた請求項８に記載の放射性廃液処理装置。   The radioactive waste liquid processing apparatus of Claim 8 which provided the heat removal apparatus which removes the heat which generate | occur | produces in the said adsorbent layer. 前記吸着材は、チタンケイ酸塩化合物、チタン酸、チタン酸塩及びゼオライト化合物のうちの少なくとも一種である請求項８または９に記載の放射性廃液処理装置。   The radioactive waste liquid treatment apparatus according to claim 8 or 9, wherein the adsorbent is at least one of a titanium silicate compound, titanic acid, titanate, and a zeolite compound.
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