JP2017203679A - Radioactive nuclide removal method and radioactive nuclide removal system - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a radioactive nuclide removal system capable of accurately predicting a life of an absorption device in which an absorption agent is filled.SOLUTION: A radioactive nuclide removal system 1 comprises a life prediction system 2. A pH of a radioactive waste liquor to be supplied to an absorption tower 19 which is measured by a pH meter 16, a flow rate of the radioactive waste liquor measured by a flow meter 18, a pH of a waste liquor discharged from the absorption tower 19 which is measured by a pH meter 17, and a radioactive nuclide concentration obtained by a radioactive ray detection signal processor 15 based on an output signal from a radioactive ray detector 14 which detects the radioactive ray from the radioactive waste liquor, are input in the life prediction system 2. The life prediction system 2 obtains a remaining capacity of absorbing the radioactive nuclide of the absorption tower 19 based on respective pH measured by the pH meter 16, 17, and the flow rate supplied to the absorption tower 19, and predicts the life of the absorption tower 19 based on the remaining capacity.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明は、放射性核種の除去方法および放射性核種除去システムに係り、特に、放射性廃液に含まれる放射性核種を吸着する吸着剤を充填した吸着塔の寿命予測を行うのに好適な放射性核種の除去方法および放射性核種除去システムに関する。   The present invention relates to a radionuclide removal method and a radionuclide removal system, and more particularly to a radionuclide removal method suitable for predicting the lifetime of an adsorption tower packed with an adsorbent that adsorbs a radionuclide contained in a radioactive liquid waste. And a radionuclide removal system.

原子力発電プラントにおいて発生する、放射性核種を含む放射性廃液の処理方法として、例えば、無機固体またはイオン交換樹脂を吸着剤として使用し、この吸着剤により、放射性廃液に含まれる放射性核種を吸着して除去する方法がある。放射性廃液が吸着剤を充填した吸着塔を通過する際に、放射性核種がその吸着剤に吸着され、放射性核種が除去された水（処理水）となる。このとき、吸着塔が、放射性廃液から放射性核種を除去できず、処理水の放射性核種濃度が設定した閾値である設定放射性核種濃度を越えたときに、新しい吸着塔へ交換する必要がある。   As a method for treating radioactive liquid waste containing radioactive nuclides generated in nuclear power plants, for example, using an inorganic solid or ion exchange resin as an adsorbent, the adsorbent removes radionuclides contained in the radioactive liquid waste by adsorption. There is a way to do it. When the radioactive liquid waste passes through the adsorption tower filled with the adsorbent, the radionuclide is adsorbed by the adsorbent and becomes water from which the radionuclide has been removed (treated water). At this time, when the adsorption tower cannot remove the radionuclide from the radioactive liquid waste and the concentration of the radionuclide in the treated water exceeds the set radionuclide concentration, which is a set threshold value, it is necessary to replace it with a new adsorption tower.

放射性廃液に含まれる放射性核種としては、例えば、ストロンチウム９０（以下、Ｓｒ−９０と称する）が挙げられる。Ｓｒ−９０は放射性廃液にごく微量しか存在せず、Ｓｒ−９０およびその娘核種のイットリウム９０（以下、Ｙ−９０と称する）は崩壊時にγ線を放出さないため、固有γ線の直接測定による分析が不可能である。このため、サンプル水からＳｒ−９０を分離してからβ線を測定する必要がある。   Examples of the radionuclide contained in the radioactive liquid waste include strontium 90 (hereinafter referred to as Sr-90). Sr-90 is present in a very small amount in the radioactive liquid waste, and Sr-90 and its daughter nuclide yttrium 90 (hereinafter referred to as Y-90) do not emit γ-rays when decayed. Analysis by is impossible. For this reason, it is necessary to measure β rays after separating Sr-90 from the sample water.

放射性廃液に含まれているＳｒ−９０量を測定する方法は、一般的に以下のように行われる。放射性廃液の一部をサンプリングし、このサンプリング水に含まれているストロンチウムを炭酸ストロンチウムの形態で沈殿させた後に、炭酸ストロンチウムを塩酸で溶解して妨害元素を分離する。サンプリング水に鉄塩およびアンモニア水を加えて、水酸化鉄と共に、共存している娘核種のＹ−９０を共沈させて除去する。そして、このサンプリング水のろ液を２〜４週間の間放置してＹ−９０を十分に生成させ、再び、鉄塩およびアンモニア水を加えて、水酸化鉄と共に、共存している娘核種のＹ−９０を分離する。分離したＹ−９０のβ線を測定し、このβ線の線量率に基づいてＳｒ−９０の量を算出する。   A method for measuring the amount of Sr-90 contained in the radioactive liquid waste is generally performed as follows. A part of the radioactive liquid waste is sampled, strontium contained in the sampling water is precipitated in the form of strontium carbonate, and then the strontium carbonate is dissolved in hydrochloric acid to separate the interfering elements. Iron salt and ammonia water are added to the sampling water, and the coexisting daughter nuclide Y-90 is removed together with iron hydroxide. Then, the filtrate of this sampling water is allowed to stand for 2 to 4 weeks to sufficiently produce Y-90, and again, an iron salt and aqueous ammonia are added, together with iron hydroxide, of the coexisting daughter nuclide. Separate Y-90. The separated β-rays of Y-90 are measured, and the amount of Sr-90 is calculated based on the dose rate of the β-rays.

特開２０１１−１９４３３５号公報はフッ素イオン含有排水の処理方法を記載している。このフッ素イオン含有排水の処理方法では、フッ素含有排水をフッ素吸着剤が充填された反応槽に供給し、排水に含まれるフッ素イオンをフッ素吸着剤に吸着させて除去している。この排水は、反応槽入口のｐＨと反応槽出口のｐＨとのｐＨ勾配を１．０〜３．０の範囲内になるように、その排水が反応層内を流れる。このｐＨ勾配が０．５以上１．０未満になったとき、フッ素吸着剤を交換する。   Japanese Patent Application Laid-Open No. 2011-194335 describes a method for treating fluorine ion-containing waste water. In this fluorine ion-containing wastewater treatment method, fluorine-containing wastewater is supplied to a reaction tank filled with a fluorine adsorbent, and fluorine ions contained in the wastewater are adsorbed on the fluorine adsorbent and removed. The waste water flows through the reaction layer so that the pH gradient between the pH at the reaction tank inlet and the pH at the reaction tank outlet is in the range of 1.0 to 3.0. When this pH gradient becomes 0.5 or more and less than 1.0, the fluorine adsorbent is replaced.

特開平１１−１０１７６１号公報は、混床式イオン交換装置を有する超純水製造装置を記載している。この超純水製造装置では、混床式イオン交換装置の入口側に設けた比抵抗センサで混床式イオン交換装置への流入水の比抵抗を測定し、混床式イオン交換装置の出口側に設けた比抵抗センサで混床式イオン交換装置への流出水の比抵抗を測定し、流入水および流出水の各比抵抗、および混床式イオン交換装置の通水量に基づいて混床式イオン交換装置の炭酸負荷量および混床式イオン交換装置内のイオン交換樹脂の炭酸負荷率を求めている。求められた炭酸負荷量および炭酸負荷率によりイオン交換樹脂の利用率および使用状況を知ることができ、イオン交換樹脂が充填されたイオン交換樹脂層が破過に至る時期、すなわち、イオン交換装置の交換時期ないし再生時期を予測できる。   Japanese Patent Application Laid-Open No. 11-101761 describes an ultrapure water production apparatus having a mixed bed type ion exchange apparatus. In this ultrapure water production apparatus, the specific resistance sensor provided on the inlet side of the mixed bed ion exchange apparatus measures the specific resistance of the inflow water to the mixed bed ion exchange apparatus, and the outlet side of the mixed bed ion exchange apparatus. Measure the specific resistance of the outflow water to the mixed bed type ion exchange device with the specific resistance sensor installed in the mixed bed type based on the specific resistance of the inflow water and outflow water and the water flow rate of the mixed bed type ion exchange device The carbonic acid load amount of the ion exchange device and the carbonic acid load factor of the ion exchange resin in the mixed bed type ion exchange device are obtained. The utilization rate and usage status of the ion exchange resin can be known from the obtained carbonic acid load and the carbonic acid load rate, and the time when the ion exchange resin layer filled with the ion exchange resin breaks through, that is, the ion exchange device Exchange time or regeneration time can be predicted.

特開２００３−１４４８２８号公報に記載された、陽イオン交換樹脂カラムおよび陰イオン交換樹脂カラムを備えた空気清浄化装置は、陰イオン交換樹脂カラムの下流で処理水のｐＨを監視し、このｐＨに基づいて陰イオン交換樹脂カラムの交換時期を監視する。   JP, 2003-144828, A The air cleaning device provided with the cation exchange resin column and the anion exchange resin column monitors pH of treated water downstream of the anion exchange resin column, and this pH Based on the above, the replacement time of the anion exchange resin column is monitored.

特開２０００−１０７７７４号公報はヒドラジン含有水の処理方法を記載する。ヒドラジン含有水に含まれるヒドラジンを酸化分解するために、酸化剤を添加したヒドラジン含有水を、活性炭に貴金属イオンを担持した酸化触媒の充填層に供給する。この充填層から排出された処理水のｐＨの上昇を検知することにより、その充填層におけるヒドラジンの破過を知ることができる。   JP 2000-107774 describes a method for treating hydrazine-containing water. In order to oxidatively decompose hydrazine contained in hydrazine-containing water, hydrazine-containing water to which an oxidizing agent is added is supplied to a packed bed of an oxidation catalyst in which noble metal ions are supported on activated carbon. By detecting the increase in pH of the treated water discharged from the packed bed, it is possible to know the hydrazine breakthrough in the packed bed.

特開２０１１−１９４３３５号公報JP 2011-194335 A 特開平１１−１０１７６１号公報JP 11-101761 A 特開２００３−１４４８２８号公報JP 2003-144828 A 特開２０００−１０７７７４号公報JP 2000-107774 A

放射性核種の中には測定に長時間を要する物質があり、吸着塔内の吸着剤層において放射性核種の破過が生じていても吸着塔の使用を続けてしまう危険性がある。このような事態の発生を避けるためには、Ｓｒの吸着性能が吸着塔内の吸着剤層に十分に残っているのにもかかわらず、吸着塔または吸着塔内の吸着剤の交換を早期に実施しなければならない。これは、吸着剤の損失、およびシステムの停止による放射性廃液の処理量の低減をもたらす。このため、吸着剤の寿命を予測し、効率良く吸着塔または吸着剤を交換することが望まれる。   Some radionuclides require a long time for measurement, and there is a risk that the use of the adsorption tower may continue even if the radionuclide breakthrough occurs in the adsorbent layer in the adsorption tower. In order to avoid the occurrence of such a situation, it is necessary to replace the adsorbent in the adsorption tower or the adsorption tower at an early stage even though the adsorption performance of Sr remains sufficiently in the adsorbent layer in the adsorption tower. Must be implemented. This results in a loss of adsorbent and a reduction in the throughput of radioactive effluent due to system shutdown. For this reason, it is desired to predict the life of the adsorbent and efficiently replace the adsorption tower or adsorbent.

前述の特開２０１１−１９４３３５号公報、特開平１１−１０１７６１号公報、特開２００３−１４４８２８号公報および特開２０００−１０７７７４号公報のそれぞれは、種々の方法で吸着剤の交換時期を把握している。特開２０１１−１９４３３５号公報は反応槽入口と反応槽出口の間のｐＨ勾配により、特開平１１−１０１７６１号公報は混床式イオン交換装置の炭酸負荷量および混床式イオン交換装置内のイオン交換樹脂の炭酸負荷率により、特開２００３−１４４８２８号公報および特開２０００−１０７７７４号公報は吸着剤層または触媒層の出口の出口におけるｐＨにより、吸着剤または触媒の交換時期を把握する。特に、特開平１１−１０１７６１号公報は炭酸負荷量および炭酸負荷率により吸着剤の交換時期を予測している。   Each of the aforementioned JP2011-194335A, JP11-101761A, JP2003-144828A and JP2000-107774A knows the replacement timing of the adsorbent by various methods. Yes. Japanese Patent Application Laid-Open No. 2011-194335 discloses a pH gradient between the reaction vessel inlet and the reaction vessel outlet, and Japanese Patent Application Laid-Open No. 11-101761 discloses the carbonic acid load of the mixed bed type ion exchanger and the ions in the mixed bed type ion exchange device. According to the carbonation load rate of the exchange resin, Japanese Patent Application Laid-Open Nos. 2003-144828 and 2000-107774 know the replacement time of the adsorbent or catalyst from the pH at the outlet of the adsorbent layer or the catalyst layer. In particular, Japanese Patent Application Laid-Open No. 11-101761 predicts the replacement time of the adsorbent based on the carbonic acid load and the carbonic acid load rate.

原子力プラントで発生する放射性廃液では、放射性廃液の水質、すなわち、吸着剤で除去する対象である放射性核種の濃度が変化する。このように、放射性廃液に含まれる放射性核種の濃度が変化する場合には、放射性核種を吸着する吸着剤の精度が高い寿命予測が、困難である。このため、発明者らは、そのような放射性廃液に含まれる放射性核種を吸着する、吸着剤を充填した吸着剤層の寿命を精度良く予測できる対策を検討した。   In the radioactive liquid waste generated in the nuclear power plant, the water quality of the radioactive liquid waste, that is, the concentration of the radionuclide to be removed by the adsorbent changes. Thus, when the concentration of the radionuclide contained in the radioactive liquid waste changes, it is difficult to predict the lifetime of the adsorbent that adsorbs the radionuclide with high accuracy. For this reason, the inventors examined a measure capable of accurately predicting the life of the adsorbent layer filled with the adsorbent that adsorbs the radionuclide contained in the radioactive liquid waste.

本発明の目的は、吸着剤が充填された吸着装置の寿命を精度良く予測できる放射性核種の除去方法および放射性核種除去システムを提供することにある。   An object of the present invention is to provide a radionuclide removal method and a radionuclide removal system that can accurately predict the lifetime of an adsorption device filled with an adsorbent.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、放射性核種を吸着する吸着剤が充填された吸着装置にその放射性核種を含む放射性廃液を供給し、
吸着装置に供給する放射性廃液の流量を測定し、
第１ｐＨ測定装置により測定された、吸着装置への放射性廃液の供給開始直後に吸着装置から排出される排出液の第１ｐＨとこの第１ｐＨの測定後に第１ｐＨ測定装置により測定された、吸着装置から排出される排出液の第２ｐＨとの差分、および放射性廃液の流量に基づいて、寿命予測装置により吸着装置の、放射性核種を吸着する余力を求め、
その寿命予測装置により、この求められた余力を用いて吸着装置の寿命を予測することにある。 A feature of the present invention that achieves the above-described object is that a radioactive liquid waste containing the radionuclide is supplied to an adsorption device filled with an adsorbent that adsorbs the radionuclide.
Measure the flow rate of radioactive liquid waste supplied to the adsorption device,
From the adsorption device measured by the first pH measurement device after the measurement of the first pH of the effluent discharged from the adsorption device immediately after the start of the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption device measured by the first pH measurement device. Based on the difference from the second pH of the discharged liquid discharged and the flow rate of the radioactive waste liquid, the remaining capacity for adsorbing the radionuclide of the adsorption apparatus is determined by the life prediction apparatus,
The lifetime predicting device is to predict the lifetime of the adsorption device using the obtained remaining power.

第１ｐＨと第２ｐＨとの差分、および放射性廃液の流量に基づいて、吸着装置の、放射性核種を吸着する余力を求め、この余力を用いて吸着装置の寿命を予測するので、吸着装置の寿命を精度良く予測することができる。   Based on the difference between the first pH and the second pH and the flow rate of the radioactive liquid waste, the adsorbing device's remaining capacity to adsorb the radionuclide is obtained, and the remaining life of the adsorbing apparatus is predicted using this remaining capacity. Predict with high accuracy.

上記した目的は、放射性核種を吸着する吸着剤が充填された吸着装置に放射性核種を含む放射性廃液を供給し、
吸着装置の供給される放射性廃液の第１ｐＨを測定し、
吸着装置から排出される排出液の第２ｐＨを測定し、
吸着装置に供給する前記放射性廃液の流量を測定し、
寿命予測装置により、第１ｐＨ，第２ｐＨおよび放射性廃液の流量に基づいて吸着装置の吸着剤に吸着される水素イオン量を求め、寿命予測装置により、水素イオン量に基づいて吸着装置の、放射性核種を吸着する余力を求め、この余力を用いて吸着装置の寿命を予測することによっても達成することができる。 The above-mentioned purpose is to supply a radioactive liquid waste containing a radionuclide to an adsorber filled with an adsorbent that adsorbs the radionuclide.
Measuring the first pH of the radioactive liquid waste supplied by the adsorption device;
Measure the second pH of the effluent discharged from the adsorption device,
Measure the flow rate of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device,
The life prediction device obtains the amount of hydrogen ions adsorbed on the adsorbent of the adsorption device based on the first pH, the second pH and the flow rate of the radioactive liquid waste, and the life prediction device uses the radionuclide of the adsorption device based on the amount of hydrogen ions. This can also be achieved by obtaining a remaining force for adsorbing and predicting the lifetime of the adsorption device using this remaining force.

本発明によれば、吸着剤が充填された吸着装置の寿命を精度良く予測できる。   According to the present invention, the lifetime of the adsorption device filled with the adsorbent can be accurately predicted.

本発明の好適な一実施例である実施例１の放射性核種除去システムの構成図である。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS It is a block diagram of the radionuclide removal system of Example 1 which is one suitable Example of this invention. 図１に示された吸着装置の寿命を予測する寿命予測システムの詳細な構成図である。It is a detailed block diagram of the lifetime prediction system which estimates the lifetime of the adsorption | suction apparatus shown by FIG. 図２に示された警報出力装置の詳細な構成図である。It is a detailed block diagram of the alarm output device shown in FIG. 図２に示された寿命予測装置の詳細な構成図である。It is a detailed block diagram of the lifetime prediction apparatus shown by FIG. 吸着装置におけるｐＨの差分と放射性廃液の放射性核種濃度の関係を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the relationship between the difference of pH in an adsorption | suction apparatus, and the radionuclide density | concentration of radioactive waste liquid. 本発明の好適な他の実施例である実施例２の放射性核種除去システムにおける警報出力装置の詳細な構成図である。It is a detailed block diagram of the alarm output apparatus in the radionuclide removal system of Example 2, which is another preferred embodiment of the present invention. 実施例２の放射性核種除去システムにおける寿命予測装置の詳細な構成図である。It is a detailed block diagram of the lifetime prediction apparatus in the radionuclide removal system of Example 2. 放射性廃液の水素イオン量と放射性廃液の放射性核種濃度の関係を示す特性図である。It is a characteristic view which shows the relationship between the hydrogen ion amount of radioactive waste liquid, and the radionuclide density | concentration of radioactive waste liquid. 本発明の好適な他の実施例である実施例３の放射性核種除去システムにおける警報出力装置の詳細な構成図である。It is a detailed block diagram of the alarm output apparatus in the radionuclide removal system of Example 3, which is another preferred embodiment of the present invention. 本発明の好適な他の実施例である実施例４の放射性核種除去システムにおける警報出力装置の詳細な構成図である。It is a detailed block diagram of the alarm output apparatus in the radionuclide removal system of Example 4, which is another preferred embodiment of the present invention.

本発明の実施例を以下に説明する。   Examples of the present invention will be described below.

本発明の好適な一実施例である実施例１の放射性核種除去システムを、図１、図２、図３および図４を用いて説明する。   A radionuclide removal system according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS. 1, 2, 3 and 4. FIG.

本実施例の放射性核種除去システム１は、寿命予測システム２、放射線検出器１４、放射線検出信号処理装置１５、ｐＨ計１６および１７、流量計１８および吸着塔（吸着装置）１９を備えている（図１参照）。吸着塔１９内には、多数の吸着剤が充填された吸着剤層２０が形成されている。吸着剤層２０を形成する吸着剤は、キレート樹脂、陰イオン交換樹脂、陽イオン交換樹脂、またはストロンチウムを吸着するチタンケイ酸塩化合物である。本実施例では、吸着剤層２０を形成する吸着剤としてチタンケイ酸塩化合物が用いられる。なお、ストロンチウムの吸着剤としては、チタンケイ酸塩化合物、ゼオライト（特に、Ａ型ゼオライトまたはＸ型ゼオライト）およびアンチモン酸のいずれかを用いる。   The radionuclide removal system 1 of the present embodiment includes a lifetime prediction system 2, a radiation detector 14, a radiation detection signal processing device 15, pH meters 16 and 17, a flow meter 18, and an adsorption tower (adsorption device) 19 ( (See FIG. 1). In the adsorption tower 19, an adsorbent layer 20 filled with a large number of adsorbents is formed. The adsorbent that forms the adsorbent layer 20 is a chelate resin, an anion exchange resin, a cation exchange resin, or a titanium silicate compound that adsorbs strontium. In this embodiment, a titanium silicate compound is used as an adsorbent for forming the adsorbent layer 20. As the strontium adsorbent, any of a titanium silicate compound, zeolite (particularly, A-type zeolite or X-type zeolite) and antimonic acid is used.

廃液タンク（図示せず）に接続された放射性廃液供給管２１が、吸着塔１９の入口に接続される。廃液排出管２２が吸着塔１９の出口に接続される。ｐＨ計（第２ｐＨ測定装置）１６および流量計１８が、放射性廃液供給管２１に設置され、寿命予測システム２に接続される。放射線検出器１４が、放射性廃液供給管２１に面して配置され、放射線検出信号処理装置１５に接続される。放射線検出信号処理装置１５は、寿命予測システム２に接続される。ｐＨ計（第１ｐＨ測定装置）１７が、廃液排出管２２に設置され、寿命予測システム２に接続される。   A radioactive waste liquid supply pipe 21 connected to a waste liquid tank (not shown) is connected to the inlet of the adsorption tower 19. A waste liquid discharge pipe 22 is connected to the outlet of the adsorption tower 19. A pH meter (second pH measuring device) 16 and a flow meter 18 are installed in the radioactive waste liquid supply pipe 21 and connected to the life prediction system 2. The radiation detector 14 is disposed facing the radioactive waste liquid supply pipe 21 and connected to the radiation detection signal processing device 15. The radiation detection signal processing device 15 is connected to the life prediction system 2. A pH meter (first pH measuring device) 17 is installed in the waste liquid discharge pipe 22 and connected to the life prediction system 2.

寿命予測システム２および放射線検出信号処理装置１５は、吸着塔１９が配置された領域ではなく、この領域から離れた別の建屋内に配置してもよい。この場合には、寿命予測システム２はネットワークを介してｐＨ計１６および１７、および流量計１８にそれぞれ接続される。放射線検出信号処理装置１５は別のネットワークを介して放射線検出器１４に接続される。   The lifetime prediction system 2 and the radiation detection signal processing device 15 may be arranged not in the area where the adsorption tower 19 is arranged but in another building apart from this area. In this case, the life prediction system 2 is connected to the pH meters 16 and 17 and the flow meter 18 via the network. The radiation detection signal processing device 15 is connected to the radiation detector 14 via another network.

寿命予測システム２は、図２に示すように、メモリであるデータベース３、警報出力装置（破過判定装置）４、寿命予測装置１０および表示装置１３を有する。放射線検出信号処理装置１５、ｐＨ計１６および１７および流量計１８は、具体的には、寿命予測システム２のメモリであるデータベース３に接続される。警報出力装置４および寿命予測装置１０は、データベース３に接続される。表示装置１３は、警報出力装置４および寿命予測装置１０に接続される。   As shown in FIG. 2, the life prediction system 2 includes a database 3 that is a memory, an alarm output device (breakthrough determination device) 4, a life prediction device 10, and a display device 13. Specifically, the radiation detection signal processing device 15, the pH meters 16 and 17, and the flow meter 18 are connected to the database 3 that is a memory of the life prediction system 2. The alarm output device 4 and the life prediction device 10 are connected to the database 3. The display device 13 is connected to the alarm output device 4 and the life prediction device 10.

警報出力装置４は、図３に示すように、警報生成装置５および放射性核種濃度算出装置９を有し、警報生成装置５はｐＨ判定装置６、放射性核種濃度判定装置７および警報発生装置８を含んでいる。ｐＨ判定装置６は、データベース３に接続されてステップＳ１の処理を実行する情報入力インターフェース（図示せず）に接続される。ｐＨ判定装置６および放射性核種濃度判定装置７は、警報発生装置８に接続される。放射性核種濃度算出装置９は、ｐＨ判定装置６および放射性核種濃度判定装置７に接続される。   As shown in FIG. 3, the alarm output device 4 includes an alarm generation device 5 and a radionuclide concentration calculation device 9. The alarm generation device 5 includes a pH determination device 6, a radionuclide concentration determination device 7, and an alarm generation device 8. Contains. The pH determination device 6 is connected to an information input interface (not shown) that is connected to the database 3 and executes the process of step S1. The pH determination device 6 and the radionuclide concentration determination device 7 are connected to an alarm generation device 8. The radionuclide concentration calculation device 9 is connected to the pH determination device 6 and the radionuclide concentration determination device 7.

寿命予測装置１０は、図４に示すように、吸着塔余力算出装置１１および吸着塔寿命予測装置１２を含んでいる。吸着塔余力算出装置１１は、データベース３および吸着塔寿命予測装置１２に接続される。   As shown in FIG. 4, the lifetime prediction device 10 includes an adsorption tower remaining capacity calculation device 11 and an adsorption tower lifetime prediction device 12. The adsorption tower remaining power calculation device 11 is connected to the database 3 and the adsorption tower lifetime prediction device 12.

図示されていないが、複数の吸着塔１９は、並列に配置され、それぞれの吸着塔４の入口側に、放射性廃液供給管２１が分岐して接続される。それぞれの吸着塔１９の出口側には、廃液排出管２２が分岐して接続される。放射性廃液供給管２１の各分岐部および廃液排出管２２の各分岐部には、各吸着塔１９に対応して開閉弁（図示せず）がそれぞれ設けられる。これらの吸着塔１９の一部は、吸着性能が低下した或る吸着塔１９の交換用として待機状態にある。   Although not shown, the plurality of adsorption towers 19 are arranged in parallel, and a radioactive waste liquid supply pipe 21 is branched and connected to the inlet side of each adsorption tower 4. A waste liquid discharge pipe 22 is branched and connected to the outlet side of each adsorption tower 19. An opening / closing valve (not shown) is provided at each branch portion of the radioactive waste liquid supply pipe 21 and each branch portion of the waste liquid discharge pipe 22 corresponding to each adsorption tower 19. Some of these adsorption towers 19 are in a standby state for replacement of a certain adsorption tower 19 whose adsorption performance has deteriorated.

放射性核種除去システム１を用いた放射性核種の除去方法を以下に説明する。   A radionuclide removal method using the radionuclide removal system 1 will be described below.

原子力プラントにおいて発生した放射性廃液が、前述の廃液タンクに貯蔵されている。廃液タンク内の、放射性核種（例えば、Ｓｒ−９０）を含む放射性廃液が、放射性廃液供給管２１を通して複数の吸着塔１９の一部に供給される。残りの吸着塔１９は、前述したように、待機状態にあり、待機状態の吸着塔１９には放射性廃液が供給されない。放射性廃液が吸着塔１９内の吸着剤層２０を通過するとき、放射性廃液に含まれる放射性核種が、吸着剤層２０内の吸着剤に吸着されて除去される。放射性核種が除去されて吸着塔１９から排出された廃液は、廃液排出管２２を通して廃液貯蔵タンク（図示せず）に導かれ、この廃液貯蔵タンクに保管される。   The radioactive liquid waste generated in the nuclear power plant is stored in the liquid waste tank described above. A radioactive waste liquid containing a radionuclide (for example, Sr-90) in the waste liquid tank is supplied to a part of the plurality of adsorption towers 19 through the radioactive waste liquid supply pipe 21. As described above, the remaining adsorption tower 19 is in a standby state, and no radioactive waste liquid is supplied to the adsorption tower 19 in the standby state. When the radioactive waste liquid passes through the adsorbent layer 20 in the adsorption tower 19, the radionuclide contained in the radioactive waste liquid is adsorbed and removed by the adsorbent in the adsorbent layer 20. The waste liquid discharged from the adsorption tower 19 after the removal of the radionuclide is led to a waste liquid storage tank (not shown) through the waste liquid discharge pipe 22 and stored in this waste liquid storage tank.

吸着塔１９に導かれるために放射性廃液供給管２１を流れる放射性廃液のｐＨおよび流量が、ｐＨ計１６および流量計１８でそれぞれ測定される。ｐＨ計１６で測定された、吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨ（ｐＨin）および流量計１８で測定されたその放射性廃液の流量Ｑnは、寿命予測システム２のデータベース３に入力されて格納される。放射性廃液供給管２１を流れる放射性廃液から放出される放射線が放射線検出器１４で検出される。この放射線の検出により放射線検出器１４から出力された放射線検出信号は、放射線検出信号処理装置１５に入力される。放射線検出信号処理装置１５は、その放射線検出信号に基づいて吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0を求める。具体的には、放射線検出信号処理装置１５は、入力した放射線検出信号のエネルギー（放射線検出器１４に入力した放射線のエネルギー）ごとに放射線検出信号をカウントし、放射線エネルギースペクトル情報を作成する。この放射線エネルギースペクトル情報は、放射線エネルギー（横軸）および計数値（縦軸）で示される情報であり、放射性核種で特定される放射線エネルギーに対応する計数値のピークの情報を含んでいる。放射線検出信号処理装置１５は、この放射線エネルギースペクトル情報に基づいて、計数値のピークの位置での放射線エネルギーにより放射性核種を特定し、そのピークの計数値に基づいて特定された放射性核種の濃度Ｃ0を求める。放射線検出信号処理装置１５で求められた放射性核種濃度Ｃ0は、データベース３に入力されて格納される。吸着塔１９から廃液排出管２２に排出された廃液のｐＨ（ｐＨout）が、ｐＨ計１７によって測定される。ｐＨ計１７で測定された廃液のｐＨも、データベース３に入力されて格納される。データベース３に格納される放射性核種濃度、ｐＨおよび流量の各データは、測定日時および測定場所などの情報と対応付けて格納される。 The pH and flow rate of the radioactive waste liquid flowing through the radioactive waste liquid supply pipe 21 to be guided to the adsorption tower 19 are measured by the pH meter 16 and the flow meter 18, respectively. The pH (pH in ) of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 measured by the pH meter 16 and the flow rate Q n of the radioactive liquid waste measured by the flow meter 18 are input to the database 3 of the life prediction system 2. Stored. Radiation emitted from the radioactive waste liquid flowing through the radioactive waste liquid supply pipe 21 is detected by the radiation detector 14. The radiation detection signal output from the radiation detector 14 by this radiation detection is input to the radiation detection signal processing device 15. The radiation detection signal processing device 15 obtains the radionuclide concentration C 0 of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 based on the radiation detection signal. Specifically, the radiation detection signal processing device 15 counts the radiation detection signal for each energy of the input radiation detection signal (the energy of the radiation input to the radiation detector 14), and creates radiation energy spectrum information. This radiation energy spectrum information is information indicated by radiation energy (horizontal axis) and a count value (vertical axis), and includes information on the peak of the count value corresponding to the radiation energy specified by the radionuclide. Based on the radiation energy spectrum information, the radiation detection signal processing device 15 identifies the radionuclide by the radiation energy at the peak position of the count value, and the concentration C of the radionuclide identified based on the count value of the peak Find 0 . The radionuclide concentration C 0 obtained by the radiation detection signal processing device 15 is input to the database 3 and stored. The pH (pH out ) of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 to the waste liquid discharge pipe 22 is measured by the pH meter 17. The pH of the waste liquid measured by the pH meter 17 is also input and stored in the database 3. The radionuclide concentration, pH, and flow rate data stored in the database 3 are stored in association with information such as measurement date and time and measurement location.

放射線検出器１４による、吸着塔１９に供給される放射性廃液から放出される放射線の検出、および放射線検出器１４から出力された放射線検出信号に基づいた、放射線検出信号処理装置１５による放射性核種の特定およびこの放射性核種の濃度Ｃ0の算出は、吸着塔１９に供給される放射性廃液の水質が変化するとき、特に、吸着塔１９に供給される放射性廃液が貯蔵された廃液タンクを変更するときに、少なくとも実施するとよい。 Detection of radiation emitted from the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 by the radiation detector 14 and identification of the radionuclide by the radiation detection signal processing device 15 based on the radiation detection signal output from the radiation detector 14 The calculation of the concentration C 0 of the radionuclide is performed when the water quality of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 changes, particularly when the waste liquid tank in which the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 is stored is changed. It is good to implement at least.

放射線検出器１４を放射性廃液供給管２１に面して配置しないで、吸着塔１９に供給する放射性廃液の一部を放射性廃液供給管２１からサンプリングし、サンプリングした放射性核種を含む放射性廃液から放出される放射線を放射線検出器で検出してもよい。このとき、放射線検出器から出力される放射線検出信号を入力する放射線検出信号処理装置１５が、その放射線検出信号に基づいてサンプリングした放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0、すなわち、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0を求める。得られた放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0がデータベース３に格納される。なお、放射性廃液供給管２１からの放射性廃液のサンプリングは、定期的に行われる。 Without arranging the radiation detector 14 facing the radioactive waste liquid supply pipe 21, a part of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 is sampled from the radioactive waste liquid supply pipe 21 and released from the radioactive waste liquid containing the sampled radionuclide. The radiation may be detected by a radiation detector. At this time, the radiation detection signal processor 15 that receives the radiation detection signal output from the radiation detector is supplied to the radionuclide concentration C 0 of the radioactive liquid waste sampled based on the radiation detection signal, that is, the adsorption tower 19. The radionuclide concentration C 0 of the radioactive liquid waste is determined. The radionuclide concentration C 0 of the obtained radioactive liquid waste is stored in the database 3. In addition, sampling of the radioactive waste liquid from the radioactive waste liquid supply pipe 21 is periodically performed.

警報出力装置４および寿命予測装置１０におけるそれぞれの情報処理について説明する。   Each information processing in the alarm output device 4 and the life prediction device 10 will be described.

まず、警報出力装置４における情報処理を、図３に基づいて説明する。情報を入力する（ステップＳ１）。警報出力装置４は、或る時間ｔnにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨであるｐＨin（ｐＨ計１６で測定）、或る時間ｔnにおいて吸着塔１９から排出される廃液のｐＨであるｐＨout（ｐＨ計１７で測定）、吸着塔１９への放射性廃液の供給開始直後（ｔ0＝０）において吸着塔１９から排出される廃液のｐＨであるｐＨout0（ｐＨ計１７で測定）、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0、および設定された放射性核種濃度の閾値ＣLimitの各データが、データベース３から入力される。なお、放射性核種濃度の閾値ＣLimitは、オペレータにより入力装置（例えば、キーボード）によりデータベース３に入力される。 First, information processing in the alarm output device 4 will be described with reference to FIG. Information is input (step S1). The alarm output device 4 is pH in which is the pH of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 at a certain time t n (measured by the pH meter 16), and the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 at a certain time t n . the pH at which pH out (measured with a pH meter 17), pH out0 (pH is the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 immediately after the start of the supply of the radioactive liquid waste (t 0 = 0) to the adsorption tower 19 meter 17 ), And the radionuclide concentration C 0 of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 and the set radionuclide concentration threshold value C Limit are input from the database 3. Note that the radionuclide concentration threshold C Limit is input to the database 3 by an operator using an input device (for example, a keyboard).

警報出力装置４の警報生成装置５ではステップＳ２，Ｓ７およびＳ８の各処理が実施される。吸着塔の出口側での廃液のｐＨが、吸着塔の入口側での放射性廃液のｐＨ以下であるかが判定される（ステップＳ２）。吸着塔１９の出口側での廃液のｐＨであるｐＨoutが、吸着塔１９の入口側での放射性廃液のｐＨであるｐＨin以下であるかを、ｐＨ判定装置６が判定する。ｐＨin≧ｐＨoutを満足するとき、すなわち、ステップＳ２の判定が「Ｙｅｓ」であるとき、放射性核種が吸着剤層２０を破過しており、ｐＨ判定装置６が判定信号「Ｙｅｓ」を出力する。 In the alarm generation device 5 of the alarm output device 4, each process of steps S2, S7 and S8 is performed. It is determined whether the pH of the waste liquid at the outlet side of the adsorption tower is equal to or lower than the pH of the radioactive liquid waste at the inlet side of the adsorption tower (step S2). The pH determination device 6 determines whether pH out , which is the pH of the waste liquid on the outlet side of the adsorption tower 19, is equal to or lower than pH in, which is the pH of the radioactive liquid waste on the inlet side of the adsorption tower 19. When pH in ≧ pH out is satisfied, that is, when the determination in step S2 is “Yes”, the radionuclide has passed through the adsorbent layer 20, and the pH determination device 6 outputs the determination signal “Yes”. To do.

吸着剤層２０を形成する、ストロンチウムを吸着する吸着剤（例えば、チタンケイ酸塩化合物）がストロンチウムを吸着する原理は、その吸着剤の吸着サイトに保持されている陽イオンを、吸着塔１９に供給される放射性廃液に含まれるストロンチウムと交換するイオン交換である。このため、吸着剤に保持される陽イオンの量が減少すると、その陽イオンとストロンチウムとの交換が十分に行われなくなり、吸着剤層２０から排出される廃液のストロンチウム濃度が増加する。このとき、同時に、吸着剤は吸着塔１９に供給される放射性廃液に含まれる水素イオンと吸着剤に保持される陽イオンを交換しており、吸着剤に保持されている陽イオン量が減少すると、ストロンチウムと同様に、水素イオンと吸着剤に保持されている陽イオンとの交換も十分に行われなくなる。したがって、ｐＨin≧ｐＨoutを満足するとき、吸着剤層２０において放射性核種の破過が生じている。 The principle that the adsorbent adsorbing strontium (for example, titanium silicate compound) that forms the adsorbent layer 20 adsorbs strontium is that the cation held at the adsorption site of the adsorbent is supplied to the adsorption tower 19. Ion exchange to exchange strontium contained in the radioactive liquid waste. For this reason, when the amount of cations retained in the adsorbent decreases, the cations and strontium are not sufficiently exchanged, and the strontium concentration of the waste liquid discharged from the adsorbent layer 20 increases. At the same time, the adsorbent exchanges hydrogen ions contained in the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 and cations held in the adsorbent, and the amount of cations held in the adsorbent decreases. Like strontium, the exchange between hydrogen ions and cations held in the adsorbent is not sufficiently performed. Therefore, when the pH in ≧ pH out is satisfied, the radionuclide breakthrough occurs in the adsorbent layer 20.

警報情報が出力される（ステップＳ３）。ｐＨ判定装置６から判定信号「Ｙｅｓ」を入力した警報発生装置８は、警報情報を生成し、この警報情報を出力する。警報発生装置８から出力された警報情報は、表示装置１３に出力され、表示装置１３に表示される。また、警報発生装置８から出力された警報情報は、警報機（図示せず）に入力され、警報機を作動させて警報音を発生させる。   Alarm information is output (step S3). The alarm generation device 8 that has input the determination signal “Yes” from the pH determination device 6 generates alarm information and outputs the alarm information. The alarm information output from the alarm generation device 8 is output to the display device 13 and displayed on the display device 13. The alarm information output from the alarm generator 8 is input to an alarm device (not shown), and the alarm device is activated to generate an alarm sound.

吸着塔から排出された廃液の放射性核種濃度が放射性核種濃度の閾値よりも大きいかが判定される（ステップＳ７）。後述するように、放射性核種濃度算出装置９においてステップＳ６で算出された放射性核種濃度Ｃが、前述のステップＳ１で入力した放射性核種濃度の閾値ＣLimitよりも大きいかを、放射性核種濃度判定装置７が判定する。Ｃ＞ＣLimitを満足するとき、すなわち、ステップＳ７の判定が「Ｙｅｓ」であるとき、放射性核種が吸着剤層２０を破過しており、放射性核種濃度判定装置７が判定信号「Ｙｅｓ」を出力する。放射性核種濃度判定装置７から判定信号「Ｙｅｓ」を入力した警報発生装置８は、ｐＨ判定装置６から判定信号「Ｙｅｓ」を入力したときと同様に、警報情報を生成し、この警報情報を出力する。なお、放射性核種濃度判定装置７におけるステップＳ７の判定は、後で詳細に説明するように、ステップＳ２の判定が「Ｎｏ」であるときに行われる。 It is determined whether the radionuclide concentration of the waste liquid discharged from the adsorption tower is larger than the radionuclide concentration threshold (step S7). As will be described later, the radionuclide concentration determination device 7 determines whether the radionuclide concentration C calculated in step S6 in the radionuclide concentration calculation device 9 is larger than the threshold C Limit of the radionuclide concentration input in step S1 described above. Judgment. When C> C Limit is satisfied, that is, when the determination in step S7 is “Yes”, the radionuclide has passed through the adsorbent layer 20, and the radionuclide concentration determination device 7 outputs the determination signal “Yes”. Output. The alarm generation device 8 that has input the determination signal “Yes” from the radionuclide concentration determination device 7 generates alarm information and outputs this alarm information in the same manner as when the determination signal “Yes” is input from the pH determination device 6. To do. Note that the determination in step S7 in the radionuclide concentration determination apparatus 7 is performed when the determination in step S2 is “No”, as will be described in detail later.

警報出力装置４の放射性核種濃度算出装置９では、ステップＳ４，Ｓ５およびＳ６の各処理が実施される。吸着塔への放射性廃液の供給開始直後（ｔ0＝０）において吸着塔から排出される廃液のｐＨと或る時間ｔnにおいて吸着塔から排出される廃液のｐＨとの差ΔｐＨを求める（ステップＳ４）。放射性核種濃度算出装置９は、吸着塔１９への放射性廃液の供給開始直後（ｔ0＝０）において吸着塔１９から排出される廃液のｐＨであるｐＨout0（第１ｐＨ）と或る時間（ｔn）において吸着塔１９から排出される廃液のｐＨであるｐＨout（第２ｐＨ）との差ΔｐＨを、下記の式（１）を用いて求める。 In the radionuclide concentration calculation device 9 of the alarm output device 4, the processes of steps S4, S5 and S6 are performed. The difference ΔpH between the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower immediately after the start of the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption tower (t 0 = 0) and the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower at a certain time t n is obtained (step) S4). The radionuclide concentration calculation device 9 has a pH out0 (first pH) that is the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 immediately after the start of the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption tower 19 (t 0 = 0) and a certain time (t The difference ΔpH from the pH out (second pH), which is the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 in n ), is obtained using the following equation (1).

ΔｐＨ＝ｐＨout0−ｐＨout …（１）
放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める（ステップＳ５）。放射性核種濃度算出装置９は、図５に示された差ΔｐＨと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0（第１放射性核種濃度比）の直線の関係から得られた下記の式（２）を用いて放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める。すなわち、放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0は、ステップＳ４の工程で求められた差ΔｐＨを式（２）に代入することによって求められる。 ΔpH = pH out0 −pH out (1)
A radionuclide concentration ratio C / C 0 is obtained (step S5). The radionuclide concentration calculation device 9 uses the following equation (2) obtained from the linear relationship between the difference ΔpH and the radionuclide concentration ratio C / C 0 (first radionuclide concentration ratio) shown in FIG. The radionuclide concentration ratio C / C 0 is determined. That is, the radionuclide concentration ratio C / C 0 is obtained by substituting the difference ΔpH obtained in the step S4 into the equation (2).

Ｃ／Ｃ0＝ａ×ΔｐＨ＋ｂ …（２）
ここで、ａおよびｂはそれぞれ定数である。 C / C 0 = a × ΔpH + b (2)
Here, a and b are constants.

図５に示された差ΔｐＨと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の関係は、発明者らが実施した実験によって得られた。この実験の概略を説明する。Ｃｌ濃度を６５００ｐｐｍに希釈した模擬海水にＳｒ−８５を添加し、ｐＨ３.５に調整することにより模擬汚染水（模擬放射性廃液）を作製した。この模擬汚染水を、ストロンチウムの吸着剤５ｍＬを充填した、直径約１ｃｍのカラムに供給した。このカラムへの模擬汚染水の供給は、ＳＶ１５ｈ−１とした。カラムに供給する模擬汚染水のｐＨおよびカラムから排出された水のｐＨをそれぞれ測定した。さらに、カラムから排出された水のストロンチウム濃度も合わせて測定した。カラムに供給される模擬汚染水のストロンチウム濃度は、模擬海水に添加されるＳｒ−８５の添加量によって決まる。 The relationship between the difference ΔpH and the radionuclide concentration ratio C / C 0 shown in FIG. 5 was obtained by experiments conducted by the inventors. An outline of this experiment will be described. Simulated contaminated water (simulated radioactive liquid waste) was prepared by adding Sr-85 to simulated seawater diluted with a Cl concentration of 6500 ppm and adjusting the pH to 3.5. The simulated contaminated water was supplied to a column having a diameter of about 1 cm and filled with 5 mL of a strontium adsorbent. The supply of simulated contaminated water to this column was SV15h- 1 . The pH of the simulated contaminated water supplied to the column and the pH of the water discharged from the column were measured. Furthermore, the strontium concentration of the water discharged from the column was also measured. The strontium concentration of the simulated contaminated water supplied to the column is determined by the amount of Sr-85 added to the simulated seawater.

発明者らは、測定された各ｐＨおよびストロンチウム濃度を整理することにより図５に示す差ΔｐＨと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の関係を得ることができた。図５において、横軸の差ΔｐＨ、はカラムへの模擬汚染水供給開始直後におけるカラムから排出された水のｐＨ（９．８２）とそれ以降におけるカラムから排出された水のｐＨの差分であり、縦軸の放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0は、カラムに供給される模擬汚染水のストロンチウム濃度Ｃ0に対するカラムから排出された水のストロンチウム濃度Ｃの比である。得られた図５に示された特性に基づいて、差ΔｐＨと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の間には相関関係があり、差ΔｐＨを算出することで、カラム（吸着塔）によるストロンチウムの除去量を把握できることを明らかにした。 The inventors were able to obtain the relationship between the difference ΔpH and the radionuclide concentration ratio C / C 0 shown in FIG. 5 by arranging the measured pH and strontium concentrations. In FIG. 5, the difference ΔpH on the horizontal axis is the difference between the pH of the water discharged from the column (9.82) immediately after the start of the supply of the simulated contaminated water to the column and the pH of the water discharged from the column thereafter. The radionuclide concentration ratio C / C 0 on the vertical axis is the ratio of the strontium concentration C of water discharged from the column to the strontium concentration C 0 of simulated contaminated water supplied to the column. Based on the obtained characteristics shown in FIG. 5, there is a correlation between the difference ΔpH and the radionuclide concentration ratio C / C 0 , and by calculating the difference ΔpH, the strontium by the column (adsorption tower) Clarified that the removal amount can be grasped.

前述したように、吸着剤に保持されている陽イオン量が減少すると、ストロンチウムと同様に、水素イオンと吸着剤に保持されている陽イオンとの交換も十分に行われなくなる。このため、吸着塔１９から排出される廃液のｐＨが、放射性廃液の吸着塔１９への供給を開始した直後から低下するので、差ΔｐＨと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の相関関係が、図５に示すようになる。 As described above, when the amount of the cation held in the adsorbent is reduced, the exchange between the hydrogen ion and the cation held in the adsorbent is not sufficiently performed as in the case of strontium. For this reason, since the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 decreases immediately after the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption tower 19 is started, the correlation between the difference ΔpH and the radionuclide concentration ratio C / C 0 is shown in FIG. As shown in FIG.

吸着塔から排出される廃液の放射性核種濃度を求める（ステップＳ６）。放射性核種濃度算出装置９は、放射線検出信号処理装置１５で求められた吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0にステップ５で求めた放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を掛けることによって、吸着塔１９から排出される廃液の放射性核種濃度Ｃを求める。 The radionuclide concentration of the waste liquid discharged from the adsorption tower is obtained (step S6). The radionuclide concentration calculation device 9 multiplies the radionuclide concentration C 0 of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 obtained by the radiation detection signal processor 15 by the radionuclide concentration ratio C / C 0 obtained in step 5. Thus, the radionuclide concentration C of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 is obtained.

放射性核種濃度算出装置９によるステップＳ６の工程での演算によって求められた放射性核種濃度Ｃが、警報生成装置５の放射性核種濃度判定装置７に入力される。放射性核種濃度判定装置７は、前述したように、ステップＳ７の工程において、入力した放射性核種濃度Ｃを用いてＣ＞ＣLimitを満足するかを判定する。Ｃ＞ＣLimitを満足するとき、前述したように、警報発生装置８は、放射性核種濃度判定装置７から判定信号「Ｙｅｓ」を入力して警報情報を生成し、この警報情報を出力する。 The radionuclide concentration C obtained by the calculation in the step S6 by the radionuclide concentration calculation device 9 is input to the radionuclide concentration determination device 7 of the alarm generation device 5. As described above, the radionuclide concentration determination device 7 determines whether or not C> C Limit is satisfied using the input radionuclide concentration C in the step S7. When C> C Limit is satisfied, as described above, the alarm generation device 8 receives the determination signal “Yes” from the radionuclide concentration determination device 7, generates alarm information, and outputs the alarm information.

Ｃ＞ＣLimitを満足しないとき、すなわち、ステップＳ７の判定が「Ｎｏ」になったとき、ステップＳ１の処理が実行され、データベース３から警報出力装置４に、新たなｐＨin，ｐＨout，ｐＨout0，放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0および放射性核種濃度の閾値ＣLimitの各データが入力される。そして、前述したように、ステップＳ２〜Ｓ７の各工程の処理が繰り返される。 When C> C Limit is not satisfied, that is, when the determination of step S7 is “No”, the process of step S1 is executed, and a new pH in , pH out , pH is sent from the database 3 to the alarm output device 4. out0, each data threshold C Limit of radionuclide concentration C 0 and radionuclide concentration of radioactive waste is input. Then, as described above, the processes of steps S2 to S7 are repeated.

寿命予測装置１０における情報処理を、図４に基づいて説明する。寿命予測装置１０の吸着塔余力算出装置１１はステップＳ８ないしＳ１４の各処理を実行し、寿命予測装置１０の吸着塔寿命予測装置１２はステップＳ１５の処理を実行する。   Information processing in the life prediction apparatus 10 will be described with reference to FIG. The adsorption tower remaining capacity calculation device 11 of the life prediction apparatus 10 executes the processes of steps S8 to S14, and the adsorption tower life prediction apparatus 12 of the life prediction apparatus 10 executes the processing of step S15.

情報を入力する（ステップＳ８）。吸着塔余力算出装置１１は、或る時間ｔnにおけるｐＨin、或る時刻（ｔn）におけるｐＨout、ｐＨout0、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0、放射性核種濃度の閾値ＣLimit、時間データｔn、および或る時間ｔnにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量Ｑnの各データをデータベース３から入力する。 Information is input (step S8). Adsorption column spare capacity calculating device 11, pH in, pH out at a certain time (t n), pH out0, radionuclide concentration C 0 of the radioactive liquid waste is fed to the adsorption tower 19 at a certain time t n, the radionuclide concentration threshold C Limit, time data t n, and at a certain time t n, and inputs each data flow Q n of radioactive liquid waste which is supplied to the adsorption tower 19 from the database 3.

吸着塔への放射性廃液の供給開始直後（ｔ0＝０）において吸着塔から排出される廃液のｐＨと或る時間ｔnにおいて吸着塔から排出される廃液のｐＨとの差ΔｐＨを求める（ステップＳ９）。吸着塔余力算出装置１１は、ステップＳ４と同様に、式（１）を用いて差ΔｐＨを求める。 The difference ΔpH between the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower immediately after the start of the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption tower (t 0 = 0) and the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower at a certain time t n is obtained (step) S9). The adsorption tower remaining power calculation device 11 obtains the difference ΔpH using the equation (1) as in step S4.

放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める（ステップＳ１０）。吸着塔余力算出装置１１は、ステップＳ５と同様に、式（２）を用いて放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0（第１放射性核種濃度比）を求める。 A radionuclide concentration ratio C / C 0 is obtained (step S10). Similarly to step S5, the adsorption tower remaining power calculation device 11 obtains the radionuclide concentration ratio C / C 0 (first radionuclide concentration ratio) using Equation (2).

放射性核種濃度比ＣLimit／Ｃ0を求める（ステップＳ１１）。吸着塔余力算出装置１１は、ステップＳ８で入力した放射性核種濃度の閾値ＣLimitを、放射線検出信号処理装置１５で求められた吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0で割って放射性核種濃度比ＣLimit／Ｃ0（第２放射性核種濃度比）を求める。 The radionuclide concentration ratio C Limit / C 0 is obtained (step S11). The adsorption tower remaining capacity calculation device 11 divides the radionuclide concentration threshold C Limit input in step S8 by the radionuclide concentration C 0 of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 obtained by the radiation detection signal processing device 15. The radionuclide concentration ratio C Limit / C 0 (second radionuclide concentration ratio) is determined.

放射性廃液の処理量Ｖnを求める（ステップＳ１２）。吸着塔余力算出装置１１は、ステップＳ８で入力した吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量Ｑnを下記の式（３）に代入し、吸着塔１９への放射性廃液の供給開始時ｔ0から或る時間ｔnまでの期間における吸着塔１９による放射性廃液の処理量Ｖnを求める。 A processing amount V n of the radioactive liquid waste is obtained (step S12). The adsorption tower remaining capacity calculation device 11 substitutes the flow rate Q n of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 input in step S8 into the following equation (3), and starts the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption tower 19 t 0. Request throughput V n of radioactive liquid waste according to the adsorption tower 19 in the period from up to a certain time t n.

Figure 2017203679
Figure 2017203679

なお、時間ｔ0から時間ｔnまでの間の時間ｔn1の時点で、時間ｔ0から時間ｔn1までの期間における吸着塔１９による放射性廃液の処理量Ｖn1を求め、この処理量Ｖn1をメモリに記憶している場合には、時間ｔn1から時間ｔnまでの期間における吸着塔１９による放射性廃液の処理量Ｖn2を求め、処理量Ｖn1に処理量Ｖn1を加えて時間ｔ0から時間ｔnまでの期間における処理量Ｖnを求めてもよい。 Incidentally, at time t n1 of between time t 0 to time t n, determine the throughput of V n1 of radioactive liquid waste according to the adsorption tower 19 in the period from time t 0 to time t n1, the process amount V n1 the if stored in the memory determines the processing amount V n2 of radioactive liquid waste according to the adsorption tower 19 in the period from the time t n1 to time t n, the processing amount V n1 with the processing amount V n1 the addition time t The processing amount V n during the period from 0 to time t n may be obtained.

最大処理量ＶLimitを求める（ステップＳ１３）。吸着塔余力算出装置１１は、ステップＳ１０で求めた放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0，ステップＳ１１で求めた放射性核種濃度比ＣLimit／Ｃ0およびステップＳ１２で求めた放射性廃液の処理量Ｖnを下記の式（４）に代入し、吸着塔１９の最大処理量ＶLimitを求める。 The maximum processing amount V Limit is obtained (step S13). The adsorption tower remaining capacity calculation device 11 uses the radionuclide concentration ratio C / C 0 obtained in step S10, the radionuclide concentration ratio C Limit / C 0 obtained in step S11, and the processing amount V n of the radioactive liquid waste obtained in step S12. Substituting into the following formula (4), the maximum throughput V Limit of the adsorption tower 19 is obtained.

ＶLimit＝Ｖn×（ＣLimit／Ｃ0）／（Ｃ／Ｃ0） …（４）
吸着塔の余力Ｖを求める（ステップＳ１４）。吸着塔余力算出装置１１は、ステップＳ１３で求めた最大処理量ＶLimitおよびステップＳ１２で求めた放射性廃液の処理量Ｖnを下記の式（５）に代入し、或る時間ｔnにおける吸着塔１９の余力Ｖを求める。 V Limit = V n × (C Limit / C 0 ) / (C / C 0 ) (4)
The remaining power V of the adsorption tower is obtained (step S14). The adsorption tower remaining capacity calculation device 11 substitutes the maximum processing amount V Limit obtained in step S13 and the radioactive waste liquid treatment amount V n obtained in step S12 into the following equation (5), and the adsorption tower at a certain time t n . The 19 remaining power V is obtained.

Ｖ＝ＶLimit−Ｖn …（５）
吸着塔１９の余力Ｖとは、吸着塔１９の、放射性核種を吸着する余力のことである。 V = V Limit −V n (5)
The remaining capacity V of the adsorption tower 19 is the remaining capacity of the adsorption tower 19 to adsorb the radionuclide.

求められた吸着塔１９の余力Ｖが、表示装置１３に出力され、表示装置１３に表示される。以上により、吸着塔余力算出装置１１における処理が終了する。そして、吸着塔寿命予測装置１２によるステップＳ１５の処理が実施される。   The obtained remaining power V of the adsorption tower 19 is output to the display device 13 and displayed on the display device 13. Thus, the processing in the adsorption tower remaining power calculation device 11 is completed. And the process of step S15 by the adsorption tower lifetime prediction apparatus 12 is implemented.

吸着塔の寿命を予測する（ステップＳ１５）。吸着塔寿命予測装置１２は、ステップＳ８で入力した吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量ＱnおよびステップＳ１４で求めた吸着塔１９の余力Ｖを予測式である式（６）に代入し、吸着塔１９の寿命ｔLimitを求める。 The lifetime of the adsorption tower is predicted (step S15). The adsorption tower lifetime prediction device 12 substitutes the flow rate Q n of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 input in step S8 and the remaining capacity V of the adsorption tower 19 obtained in step S14 into the prediction formula (6). The lifetime t Limit of the adsorption tower 19 is obtained.

ｔLimit＝Ｖ／Ｑn …（６）
求められた吸着塔１９の寿命ｔLimitが、表示装置１３に出力され、表示装置１３に表示される。以上により、寿命予測装置１０における処理が終了する。 t Limit = V / Q n (6)
The obtained lifetime t Limit of the adsorption tower 19 is output to the display device 13 and displayed on the display device 13. Thus, the process in the life prediction apparatus 10 ends.

寿命予測装置１０におけるステップＳ８ないしＳ１５の各処理が、周期的に繰り返される。   Each process of step S8 thru | or S15 in the lifetime prediction apparatus 10 is repeated periodically.

本実施例では、ステップＳ２の判定結果およびステップＳ７の判定結果のうちの少なくとも一つの判定結果が「Ｙｅｓ」になって警報情報が出力されたとき、破過した吸着塔１９の入口側および出口側の前述の各分岐部に設けられた開閉弁が閉じられ、この吸着塔１９への放射性廃液の供給が停止される。   In the present embodiment, when at least one of the determination result of Step S2 and the determination result of Step S7 is “Yes” and alarm information is output, the inlet side and the outlet of the adsorption tower 19 that has passed through are output. The on-off valves provided at the aforementioned branch portions on the side are closed, and the supply of radioactive waste liquid to the adsorption tower 19 is stopped.

その後、待機状態にある別の吸着塔１９の入口側および出口側の前述の各分岐部に設けられた開閉弁が開けられてこの吸着塔１９に放射性廃液が供給され、供給される放射性廃液に含まれる放射性核種がその吸着塔１９の吸着剤層２０内の吸着剤に吸着されて放射性廃液から除去される。以上のように、破過した吸着塔１９が待機状態にある吸着性能が高い吸着塔１９に交換され、放射性廃液に含まれる放射性核種の除去が後者の吸着塔１９によって継続される。なお、破過した吸着塔１９が放射性廃液供給管２１の分岐部および廃液排出管２２の分岐部から取り外され、吸着剤が充填された新しい吸着塔１９が放射性廃液供給管２１の分岐部および廃液排出管２２の分岐部に接続される。この新しい吸着塔１９に対しても、前述したステップＳ１〜Ｓ１５の各処理が適用される。   Thereafter, the on-off valves provided at the aforementioned branch portions on the inlet side and the outlet side of another adsorption tower 19 in the standby state are opened, and the radioactive waste liquid is supplied to the adsorption tower 19. The contained radionuclide is adsorbed by the adsorbent in the adsorbent layer 20 of the adsorption tower 19 and removed from the radioactive liquid waste. As described above, the adsorption tower 19 that has passed through is replaced with an adsorption tower 19 having a high adsorption performance in a standby state, and the removal of the radionuclide contained in the radioactive liquid waste is continued by the latter adsorption tower 19. The broken-off adsorption tower 19 is removed from the branch portion of the radioactive waste liquid supply pipe 21 and the branch portion of the waste liquid discharge pipe 22, and a new adsorption tower 19 filled with the adsorbent is added to the branch portion of the radioactive waste liquid supply pipe 21 and the waste liquid. Connected to the branch portion of the discharge pipe 22. The processes of steps S1 to S15 described above are also applied to this new adsorption tower 19.

破過した吸着塔１９を放射性廃液供給管２１の分岐部および廃液排出管２２の分岐部から取り外す代わりに、この破過した吸着塔１９内の吸着剤をその吸着塔１９から取り出し、新しい吸着剤をこの吸着塔１９内に充填してもよい。   Instead of removing the breakthrough adsorption tower 19 from the branch of the radioactive waste liquid supply pipe 21 and the branch of the waste liquid discharge pipe 22, the adsorbent in the breakthrough adsorption tower 19 is taken out from the adsorption tower 19 and a new adsorbent is obtained. May be packed in the adsorption tower 19.

本実施例では、ｐＨ計１７で測定されたｐＨを用いて吸着塔１９の破過を判定している。しかしながら、ｐＨ計１７が故障するなどの不測の事態がｐＨ計１７に生じた場合には、吸着塔１９の破過を把握することができなくなる。このため、吸着塔１９の破過を常に把握できるように、ｐＨ計１７のバックアップとして、図示されていないが、別の放射線検出器を、廃液排出管２２に面して配置するとよい。廃液排出管２２に面している放射線検出器から出力された放射線検出信号を入力する放射線検出信号処理装置１５が、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0を求める場合と同様に、その放射線検出信号に基づいて吸着塔１９から排出される廃液の放射性核種濃度を求める。求められた放射性核種濃度が設定濃度を超えたとき、吸着塔１９が破過していると判定する。 In this embodiment, the breakthrough of the adsorption tower 19 is determined using the pH measured by the pH meter 17. However, if an unexpected situation such as a failure of the pH meter 17 occurs in the pH meter 17, the breakthrough of the adsorption tower 19 cannot be grasped. For this reason, although not shown in figure as a backup of the pH meter 17, it is good to arrange | position another radiation detector facing the waste liquid discharge pipe 22 so that breakthrough of the adsorption tower 19 can always be grasped | ascertained. Similar to the case where the radiation detection signal processing device 15 that receives the radiation detection signal output from the radiation detector facing the waste liquid discharge pipe 22 calculates the radionuclide concentration C 0 of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19. In addition, the radionuclide concentration of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 is obtained based on the radiation detection signal. When the obtained radionuclide concentration exceeds the set concentration, it is determined that the adsorption tower 19 has passed through.

本実施例によれば、ｐＨ計１７により測定された、吸着塔１９への放射性廃液の供給開始直後に吸着塔１９から排出される廃液のｐＨout0と或る時間経過後にｐＨ計１７により測定された、吸着塔１９から排出される廃液のｐＨoutとの差分ΔｐＨ、および放射性廃液の流量に基づいて、寿命予測装置１０により吸着塔１９の、放射性核種を吸着する余力Ｖを求め、吸着塔１９の余力Ｖを用いて吸着塔１９の寿命ｔLimitを予測するので、吸着塔１９の寿命を精度良く予測することができる。この結果、吸着塔１９を交換する時期を的確に知ることができる。 According to the present embodiment was measured by pH meter 17, as measured by the pH meter 17 after pH out0 and a time of waste liquid discharged from the adsorption tower 19 immediately after the start of the supply of the radioactive liquid waste to the adsorption tower 19 and the difference ΔpH the pH out of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19, and based on the flow rate of the radioactive liquid waste, the adsorption tower 19 by life predicting apparatus 10 obtains the remaining power V to adsorb radionuclides, the adsorption tower 19 Since the remaining life t Limit of the adsorption tower 19 is predicted using the remaining power V, the life of the adsorption tower 19 can be predicted with high accuracy. As a result, it is possible to accurately know when to replace the adsorption tower 19.

吸着塔１９の余力Ｖを、差分ΔｐＨに基づいて求められた放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0、放射性核種濃度の閾値ＣLimit、および吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0に基づいて求められる放射性核種濃度比ＣLimit／Ｃ0および吸着塔１９による放射性廃液の処理量Ｖnを用いて求められる吸着塔１９による放射性廃液の最大処理量ＶLimitに基づいて求めるので、吸着塔１９の余力Ｖを精度良く求めることができる。このような吸着塔１９の余力Ｖは、吸着塔１９の寿命予測の精度向上に大きく貢献する。 The remaining capacity V of the adsorption tower 19 is changed to the radionuclide concentration ratio C / C 0 obtained based on the difference ΔpH, the radionuclide concentration threshold C Limit , and the radionuclide concentration C 0 of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19. since it determined based on the maximum throughput of V Limit of radioactive liquid waste according to radionuclide concentration ratio C Limit / C 0 and the adsorption tower 19 adsorption tower 19 is determined using the processing amount V n of radioactive liquid waste according to is determined based, adsorption column The remaining power V of 19 can be obtained with high accuracy. The remaining capacity V of the adsorption tower 19 greatly contributes to improving the accuracy of the life prediction of the adsorption tower 19.

本実施例では、吸着塔１９から排出された廃液のｐＨ（ｐＨout）が吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨ（ｐＨin）以下になったときに、吸着塔１９内の吸着剤層２０において放射性核種（例えば、ストロンチウム）が破過したと判定するので、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度が変化した場合でも、吸着剤層２０の破過を把握することができる。また、放射性核種濃度よりも測定が容易なｐＨを用いて早期に吸着剤の破過を把握することができる。 In this embodiment, when the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 (pH out ) is lower than the pH of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 (pH in ), the adsorbent layer in the adsorption tower 19 is used. 20, since it is determined that the radionuclide (for example, strontium) has passed through, it is possible to grasp the breakthrough of the adsorbent layer 20 even when the radionuclide concentration of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 changes. . Moreover, it is possible to grasp the breakthrough of the adsorbent at an early stage using a pH that is easier to measure than the radionuclide concentration.

さらに、本実施例では、ｐＨin≧ｐＨoutを満足しないとき、すなわち、ｐＨoutがｐＨinよりも大きいとき、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性物質濃度Ｃを求め、この放射性物質濃度Ｃが放射性核種濃度の閾値ＣLimitよりも大きいときに吸着剤層２０が破過していると判定する。このため、ｐＨin≧ｐＨoutを満足しないときでも、吸着剤層２０の破過を把握することができる。このため、吸着剤層２０の破過を把握する精度が向上する。 Further, in this embodiment, when pH in ≧ pH out is not satisfied, that is, when pH out is larger than pH in , the radioactive substance concentration C of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 is obtained, and this radioactive substance concentration When C is larger than the radionuclide concentration threshold C Limit, it is determined that the adsorbent layer 20 has broken through. For this reason, even when pH in ≧ pH out is not satisfied, the breakthrough of the adsorbent layer 20 can be grasped. For this reason, the accuracy of grasping the breakthrough of the adsorbent layer 20 is improved.

本実施例では、吸着塔１９から排出された廃液のｐＨ（ｐＨout）が吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨ（ｐＨin）以下になったとき、吸着剤層２０の破過を把握することができるので、ステップＳ４〜Ｓ７の各処理を実施する必要がなくなる。 In this embodiment, the breakthrough of the adsorbent layer 20 is grasped when the pH (pH out ) of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 becomes lower than the pH (pH in ) of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19. Therefore, it is not necessary to perform each process of steps S4 to S7.

本実施例では、ｐＨoutがｐＨin以下であるかの判定（ステップＳ２の判定）または放射性物質濃度Ｃが放射性核種濃度の閾値ＣLimitよりも大きいかの判定（ステップＳ７の判定）によって吸着塔１９の破過を知ることができるので、吸着塔１９の破過を精度良く把握することができる。 In this embodiment, the adsorption tower is determined by determining whether pH out is equal to or lower than pH in (determination in step S2) or determining whether the radioactive substance concentration C is larger than the threshold C Limit of the radionuclide concentration (determination in step S7). Since the breakthrough of 19 can be known, the breakthrough of the adsorption tower 19 can be accurately grasped.

本実施例では、ストロンチウムを吸着する吸着剤を充填した吸着塔１９を記載しているが、放射性廃液に含まれる他の放射性核種を除去するためは、この放射性核種を吸着する吸着剤を充填した別の吸着塔が必要になる。このため、放射性廃液に含まれる複数種類の放射性核種の除去は、それぞれの放射性核種を吸着可能な吸着剤が充填された別々の吸着塔を直列に配置し、直列に配置されたそれらの吸着塔に複数種類の放射性核種を含む放射性廃液を順次供給するとよい。   In this embodiment, the adsorption tower 19 filled with an adsorbent that adsorbs strontium is described. However, in order to remove other radionuclides contained in the radioactive liquid waste, the adsorbent that adsorbs the radionuclides is packed. A separate adsorption tower is required. For this reason, the removal of multiple types of radionuclides contained in the radioactive liquid waste is performed by arranging separate adsorption towers filled with an adsorbent capable of adsorbing each radionuclide in series, and those adsorption towers arranged in series. It is preferable to sequentially supply radioactive waste liquid containing a plurality of types of radionuclides.

本発明の好適な他の実施例である実施例２の放射性核種除去システムを、図６および図７を用いて説明する。   A radionuclide removal system according to embodiment 2, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS.

本実施例の放射性核種除去システムは、実施例１の放射性核種除去システム１において寿命予測システム２の警報出力装置４を警報出力装置４Ａに替え、寿命予測システム２の寿命予測装置１０を寿命予測装置１０Ａに替えた構成を有する。本実施例の放射性核種除去システムの他の構成は、実施例１の放射性核種除去システム１と同じである。   In the radionuclide removal system of this embodiment, in the radionuclide removal system 1 of the first embodiment, the alarm output device 4 of the life prediction system 2 is replaced with the alarm output device 4A, and the life prediction device 10 of the life prediction system 2 is replaced with the life prediction device. The configuration is changed to 10A. Other configurations of the radionuclide removal system of the present embodiment are the same as those of the radionuclide removal system 1 of the first embodiment.

警報出力装置（破過判定装置）４Ａは、警報出力装置４において放射性核種濃度算出装置９を放射性核種濃度算出装置９Ａに替えた構成を有する。警報出力装置４Ａの他の構成は警報出力装置４と同じである。また、寿命予測装置１０Ａは、寿命予測装置１０の吸着塔余力算出装置１１を吸着塔余力算出装置１１Ａに替えた構成を有する。寿命予測装置１０Ａの他の構成は寿命予測装置１０と同じである。   The alarm output device (breakthrough determination device) 4A has a configuration in which the radionuclide concentration calculation device 9 in the alarm output device 4 is replaced with a radionuclide concentration calculation device 9A. Other configurations of the alarm output device 4A are the same as those of the alarm output device 4. Further, the life prediction apparatus 10A has a configuration in which the adsorption tower remaining power calculation device 11 of the life prediction apparatus 10 is replaced with an adsorption tower remaining power calculation apparatus 11A. The other configuration of the life prediction apparatus 10A is the same as that of the life prediction apparatus 10.

実施例１は、吸着塔１９への放射性廃液の供給開始直後（ｔ0＝０）において吸着塔１９から排出される廃液のｐＨと或る時間ｔnにおいて吸着塔１９から排出される廃液のｐＨとの差ΔｐＨを求め、差ΔｐＨから吸着塔１９の寿命を予測する。これに対して、本実施例は吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨ（ｐＨin）および吸着塔１９から排出される廃液のｐＨ（ｐＨout）に基づいて水素イオン量（Ｈ）を算出し、水素イオン量から吸着塔１９の寿命を予測する。 In Example 1, the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 immediately after the start of the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption tower 19 (t 0 = 0) and the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 at a certain time t n . And the lifetime of the adsorption tower 19 is predicted from the difference ΔpH. In contrast, in this embodiment, the amount of hydrogen ions (H) is calculated based on the pH of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 (pH in ) and the pH of the liquid waste discharged from the adsorption tower 19 (pH out ). The life of the adsorption tower 19 is predicted from the amount of hydrogen ions.

本実施例の放射性核種除去システムを用いた放射性核種の除去方法を以下に説明する。   A radionuclide removal method using the radionuclide removal system of this embodiment will be described below.

実施例１と同様に、ｐＨ計１６で測定された放射性廃液のｐＨ（ｐＨin）、流量計１８で測定された放射性廃液の流量、放射性廃液供給管２１を流れる放射性廃液が放出する放射線を入射する放射線検出器１４から出力された放射線検出信号に基づいて放射線検出信号処理装置１５で求められた放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0、および吸着塔１９から廃液排出管２２に排出された廃液のｐＨ（ｐＨout）が、測定日時および測定場所などの情報と対応付けてデータベース３に格納される。 As in Example 1, the pH of the radioactive liquid waste measured by the pH meter 16 (pH in ), the flow rate of the radioactive liquid waste measured by the flow meter 18, and the radiation emitted by the radioactive liquid waste flowing through the radioactive liquid supply pipe 21 are incident. The radionuclide concentration C 0 of the radioactive waste liquid obtained by the radiation detection signal processing device 15 based on the radiation detection signal output from the radiation detector 14, and the pH of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 to the waste liquid discharge pipe 22. (PH out ) is stored in the database 3 in association with information such as the measurement date and time and the measurement location.

警報出力装置４Ａでは、情報の入力（ステップＳ８）が実施される。この情報の入力は、実施例１におけるステップＳ８と同様に、或る時間ｔnにおけるｐＨin、或る時刻（ｔn）におけるｐＨout、ｐＨout0、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0、放射性核種濃度の閾値ＣLimit、時間データｔn、および或る時間ｔnにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量Ｑnの各データがデータベース３から入力される。 In the alarm output device 4A, information is input (step S8). The input of this information, similar to the step S8 in Example 1, pH out at pH in, certain time at a certain time t n (t n), pH out0, radioactive radioactive liquid waste which is supplied to the adsorption tower 19 Each data of the nuclide concentration C 0 , the radionuclide concentration threshold C Limit , the time data t n , and the flow rate Q n of the radioactive waste liquid supplied to the adsorption tower 19 at a certain time t n is input from the database 3.

警報出力装置４Ａでは、警報生成装置５のｐＨ判定装置６において前述のステップＳ２の判定が実施され、ｐＨin≧ｐＨoutを満足するときに、警報生成装置５の警報発生装置８において前述のステップＳ３が実施されて警報情報が出力される。 In the alarm output device 4A, when the pH determination device 6 of the alarm generation device 5 performs the determination in the above-described step S2, and when pH in ≧ pH out is satisfied, the above-described step is performed in the alarm generation device 8 of the alarm generation device 5. S3 is implemented and alarm information is output.

ｐＨ判定装置６で実施されるステップＳ２の判定が「Ｎｏ」であるとき、放射性核種濃度算出装置９ＡにおいてステップＳ１６，Ｓ５ＡおよびＳ６の各処理が実施される。   When the determination in step S2 performed by the pH determination device 6 is “No”, each process of steps S16, S5A, and S6 is performed in the radionuclide concentration calculation device 9A.

水素イオン量を求める（ステップＳ１６）。放射性核種濃度算出装置９Ａは、吸着塔１９への放射性廃液の供給を開始した直後（ｔ0＝０）から或る時間（ｔn）までの期間において吸着塔１９内の吸着剤層２０の吸着剤に吸着された水素イオン量Ｈnを、下記の式（７）にステップＳ８で入力したｐＨin、ｐＨoutおよび流量Ｑnの各データを代入して求める。 The amount of hydrogen ions is obtained (step S16). The radionuclide concentration calculation device 9A adsorbs the adsorbent layer 20 in the adsorption tower 19 in a period from immediately after the start of the supply of the radioactive waste liquid to the adsorption tower 19 (t 0 = 0) to a certain time (t n ). The amount of hydrogen ions H n adsorbed on the agent is obtained by substituting the data of pH in , pH out and flow rate Q n input in step S8 into the following equation (7).

Figure 2017203679
Figure 2017203679

放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める（ステップＳ５Ａ）。放射性核種濃度算出装置９Ａは、図８に示された水素イオン量Ｈnと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の直線の関係から得られた下記の式（２）を用いて放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める。すなわち、放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0は、ステップＳ４の工程で求められた差ΔｐＨを式（８）に代入することによって求められる。 A radionuclide concentration ratio C / C 0 is obtained (step S5A). The radionuclide concentration calculation device 9A uses the following equation (2) obtained from the relationship between the hydrogen ion amount H n and the radionuclide concentration ratio C / C 0 shown in FIG. / determine the C 0. That is, the radionuclide concentration ratio C / C 0 is obtained by substituting the difference ΔpH obtained in the step S4 into the equation (8).

Ｃ／Ｃ0＝ｃ×Ｈn＋ｄ …（８）
ここで、ｃおよびｄは定数である。 C / C 0 = c × H n + d (8)
Here, c and d are constants.

図８に示された水素イオン量Ｈと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の関係も、発明者らが実施した実験によって得られた。この実験は、図５に示された差ΔｐＨと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の関係を得た実験と同様に行われた。模擬汚染水（模擬放射性廃液）は、Ｃｌ濃度を６５００ｐｐｍに希釈した模擬海水にＳｒ−８５を添加し、ｐＨ３.５に調整することにより作製した。この模擬汚染水を、図５に示された結果を得た実験と同様に、ストロンチウムの吸着剤５ｍＬを充填した前述のカラムに、ＳＶ１５ｈ−１で供給した。このカラムへの模擬汚染水の供給は、ＳＶ１５ｈ−１とした。発明者らは、模擬汚染水が供給されるカラム内の吸着剤に吸着される水素イオン量Ｈと放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0の関係を整理し、図８に示された結果を得ることができた。結果として、横軸を水素イオン量Ｈとした場合には、横軸をΔｐＨとした場合よりも放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0との相関係数が高いことが確認された。図８に示された結果に基づいて、上記の式（８）を得ることができた。 The relationship between the hydrogen ion amount H and the radionuclide concentration ratio C / C 0 shown in FIG. 8 was also obtained by experiments conducted by the inventors. This experiment was performed in the same manner as the experiment for obtaining the relationship between the difference ΔpH and the radionuclide concentration ratio C / C 0 shown in FIG. Simulated contaminated water (simulated radioactive liquid waste) was prepared by adding Sr-85 to simulated seawater diluted with Cl concentration to 6500 ppm and adjusting the pH to 3.5. This simulated contaminated water was supplied at SV15h −1 to the above-mentioned column packed with 5 mL of strontium adsorbent in the same manner as in the experiment with the results shown in FIG. The supply of simulated contaminated water to this column was SV15h- 1 . The inventors organize the relationship between the hydrogen ion amount H adsorbed by the adsorbent in the column supplied with simulated contaminated water and the radionuclide concentration ratio C / C 0 , and obtain the result shown in FIG. I was able to. As a result, it was confirmed that when the horizontal axis is the hydrogen ion amount H, the correlation coefficient with the radionuclide concentration ratio C / C 0 is higher than when the horizontal axis is ΔpH. Based on the results shown in FIG. 8, the above equation (8) could be obtained.

吸着塔から排出される廃液の放射性核種濃度を求める（ステップＳ６）。放射性核種濃度算出装置９Ａは、放射線検出信号処理装置１５で求められた吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0にステップ５Ａで求めた放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を掛けることによって、吸着塔１９から排出される廃液の放射性核種濃度Ｃを求める。 The radionuclide concentration of the waste liquid discharged from the adsorption tower is obtained (step S6). The radionuclide concentration calculation device 9A multiplies the radionuclide concentration C 0 of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19 determined by the radiation detection signal processing device 15 by the radionuclide concentration ratio C / C 0 determined in step 5A. Thus, the radionuclide concentration C of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19 is obtained.

吸着塔から排出された廃液の放射性核種濃度が放射性核種濃度の閾値よりも大きいかが判定される（ステップＳ７）。放射性核種濃度判定装置７は、放射性核種濃度算出装置９Ａから入力した廃液の放射性核種濃度Ｃが前述のステップＳ８で入力した放射性核種濃度の閾値ＣLimitがよりも大きいかを判定する。Ｃ＞ＣLimitを満足するとき、放射性核種濃度判定装置７が判定信号「Ｙｅｓ」を警報発生装置８に出力する。警報発生装置８は、その判定信号「Ｙｅｓ」を入力したとき、警報情報を出力する。 It is determined whether the radionuclide concentration of the waste liquid discharged from the adsorption tower is larger than the radionuclide concentration threshold (step S7). The radionuclide concentration determination device 7 determines whether or not the radionuclide concentration C of the waste liquid input from the radionuclide concentration calculation device 9A is larger than the threshold C Limit of the radionuclide concentration input in step S8 described above. When C> C Limit is satisfied, the radionuclide concentration determination device 7 outputs a determination signal “Yes” to the alarm generation device 8. The alarm generator 8 outputs alarm information when the determination signal “Yes” is input.

Ｃ＞ＣLimitを満足しないとき、ステップＳ８の処理が実行され、データベース３から警報出力装置４に、新たなｐＨin，ｐＨout，ｐＨout0，放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0および放射性核種濃度の閾値ＣLimitの各データが入力される。そして、前述したように、ステップＳ２、Ｓ１６，Ｓ５〜Ｓ７の各工程の処理が繰り返される。 When not satisfied C> C Limit, the process of step S8 is executed, the alarm output device 4 from the database 3, the new pH in, pH out, pH out0 , radionuclide concentration C 0 and radionuclide concentration of radioactive waste Each data of the threshold C Limit is input. And as above-mentioned, the process of each process of step S2, S16, S5-S7 is repeated.

寿命予測装置１０における情報処理を、図７に基づいて説明する。寿命予測装置１０Ａの吸着塔余力算出装置１１ＡはステップＳ８，Ｓ１７およびＳ１０ないしＳ１４の各処理を実行し、寿命予測装置１０Ａの吸着塔寿命予測装置１２はステップＳ１５の処理を実行する。   Information processing in the life prediction apparatus 10 will be described with reference to FIG. The adsorption tower remaining capacity calculation device 11A of the life prediction apparatus 10A executes steps S8, S17 and S10 to S14, and the adsorption tower life prediction device 12 of the life prediction apparatus 10A executes step S15.

情報を入力する（ステップＳ８）。吸着塔余力算出装置１１Ａは、警報出力装置４Ａで実施されるステップＳ８と同様に、或る時間ｔnにおけるｐＨin、或る時刻（ｔn）におけるｐＨout、ｐＨout0、吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0、放射性核種濃度の閾値ＣLimit、時間データｔn、および或る時間ｔnにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量Ｑnの各データをデータベース３から入力する。 Information is input (step S8). Adsorption column spare capacity calculating device 11A, like the step S8 that is implemented in the alarm output device 4A, pH out, pH out0 in pH in, certain time at a certain time t n (t n), fed to the adsorption tower 19 Database of radionuclide concentration C 0 , radionuclide concentration threshold C Limit , time data t n , and radionuclide flow rate Q n supplied to the adsorption tower 19 at a certain time t n Input from 3.

水素イオン量を求める（ステップＳ１７）。吸着塔余力算出装置１１Ａは、放射性核種濃度算出装置９Ａで実施されたステップＳ１６と同様に、式（７）を用いて吸着塔１９内の吸着剤層２０の吸着剤に吸着された水素イオン量Ｈnを求める。 The amount of hydrogen ions is obtained (step S17). The amount of hydrogen ions adsorbed by the adsorbent of the adsorbent layer 20 in the adsorption tower 19 using the equation (7) is similar to that in step S16 performed by the radionuclide concentration calculation device 9A. Find H n .

放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める（ステップＳ１０）。吸着塔余力算出装置１１Ａは、放射性核種濃度算出装置９Ａで実施されたステップＳ５Ａと同様に、式（８）を用いて放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める。 A radionuclide concentration ratio C / C 0 is obtained (step S10). The adsorption tower remaining power calculation device 11A obtains the radionuclide concentration ratio C / C 0 using the equation (8), similarly to step S5A performed by the radionuclide concentration calculation device 9A.

放射性核種濃度比ＣLimit／Ｃ0を求める（ステップＳ１１）。吸着塔余力算出装置１１Ａは、吸着塔余力算出装置１１で実施されるステップＳ１１と同様に、放射性核種濃度比ＣLimit／Ｃ0を求める。放射性廃液の処理量Ｖnを求める（ステップＳ１２）。吸着塔余力算出装置１１Ａは、吸着塔余力算出装置１１で実施されるステップＳ１２と同様に、放射性廃液の処理量Ｖnを求める。最大処理量ＶLimitを求める（ステップＳ１３）。吸着塔余力算出装置１１Ａは、吸着塔余力算出装置１１で実施されるステップＳ１３と同様に、最大処理量ＶLimitを求める。吸着塔の余力Ｖを求める（ステップＳ１４）。吸着塔余力算出装置１１Ａは、吸着塔余力算出装置１１で実施されるステップＳ１４と同様に、吸着塔の余力Ｖを求める。求められた吸着塔１９の余力Ｖが、表示装置１３に表示される。以上により、吸着塔余力算出装置１１Ａにおける処理が終了する。 The radionuclide concentration ratio C Limit / C 0 is obtained (step S11). The adsorption tower remaining power calculation device 11A obtains the radionuclide concentration ratio C Limit / C 0 in the same manner as in step S11 performed by the adsorption tower remaining power calculation device 11. A processing amount V n of the radioactive liquid waste is obtained (step S12). The adsorption tower remaining power calculation device 11A obtains the processing amount V n of the radioactive waste liquid in the same manner as Step S12 performed in the adsorption tower remaining power calculation device 11. The maximum processing amount V Limit is obtained (step S13). The adsorption tower remaining power calculation device 11A obtains the maximum processing amount V Limit in the same manner as in step S13 performed by the adsorption tower remaining power calculation device 11. The remaining power V of the adsorption tower is obtained (step S14). The adsorption tower remaining power calculation device 11 </ b> A calculates the remaining power V of the adsorption tower in the same manner as in step S <b> 14 performed by the adsorption tower remaining power calculation device 11. The obtained remaining capacity V of the adsorption tower 19 is displayed on the display device 13. Thus, the processing in the adsorption tower remaining power calculation device 11A is completed.

そして、寿命予測装置１０Ａの吸着塔寿命予測装置１２によるステップＳ１５の処理が実施される。吸着塔の寿命を予測する（ステップＳ１５）。この吸着塔寿命予測装置１２は、寿命予測装置１０の吸着塔寿命予測装置１２で実施されるステップＳ１５と同様に、吸着塔１９の寿命ｔLimitを求める。求められた吸着塔１９の寿命ｔLimitが表示装置１３に表示される。以上により、寿命予測装置１０Ａにおける処理が終了する。 And the process of step S15 by the adsorption tower lifetime prediction apparatus 12 of 10 A of lifetime prediction apparatuses is implemented. The lifetime of the adsorption tower is predicted (step S15). The adsorption tower lifetime prediction device 12 obtains the lifetime t Limit of the adsorption tower 19 in the same manner as in step S15 performed by the adsorption tower lifetime prediction device 12 of the lifetime prediction device 10. The obtained lifetime t Limit of the adsorption tower 19 is displayed on the display device 13. Thus, the process in the life prediction apparatus 10A ends.

寿命予測装置１０ＡにおけるステップＳ８，Ｓ１７およびＳ１０ないしＳ１４の各処理が、周期的に繰り返される。   Each process of steps S8, S17 and S10 to S14 in the life prediction apparatus 10A is periodically repeated.

本実施例は、吸着塔１９の寿命予測に関する効果を除いて、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例によれば、ｐＨ計１６により測定された、吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨin、ｐＨ計１７により測定された、吸着塔１９から排出される廃液のｐＨout、および放射性廃液の流量に基づいて、寿命予測装置１０により、吸着塔１９内の吸着剤に吸着された水素イオン量Ｈnを求め、この水素イオン量Ｈnおよび放射性廃液の流量に基づいて、吸着塔１９の、放射性核種を吸着する余力Ｖを求め、吸着塔１９の余力Ｖを用いて吸着塔１９の寿命ｔLimitを予測するので、吸着塔１９の寿命を精度良く予測することができる。この結果、吸着塔１９を交換する時期を的確に知ることができる。 In the present embodiment, the effects produced in the first embodiment can be obtained except for the effects relating to the life prediction of the adsorption tower 19. According to this embodiment, measured by the pH meter 16, pH in the radioactive liquid waste is fed to the adsorption tower 19 was measured by pH meter 17, pH out of the waste liquid discharged from the adsorption tower 19, and radioactive Based on the flow rate of the waste liquid, the life prediction apparatus 10 obtains the hydrogen ion amount H n adsorbed by the adsorbent in the adsorption tower 19, and based on the hydrogen ion amount H n and the flow rate of the radioactive waste liquid, the adsorption tower 19. Since the surplus force V for adsorbing the radionuclide is obtained and the life t Limit of the adsorption tower 19 is predicted using the surplus power V of the adsorption tower 19, the life of the adsorption tower 19 can be accurately predicted. As a result, it is possible to accurately know when to replace the adsorption tower 19.

吸着塔１９の余力Ｖを、水素イオン量Ｈnに基づいて求められた放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0、放射性核種濃度の閾値ＣLimit、および吸着塔１９に供給される放射性廃液の放射性核種濃度Ｃ0に基づいて求められる放射性核種濃度比ＣLimit／Ｃ0および吸着塔１９による放射性廃液の処理量Ｖnを用いて求められる吸着塔１９による放射性廃液の最大処理量ＶLimitに基づいて求めるので、吸着塔１９の余力Ｖを精度良く求めることができる。このような吸着塔１９の余力Ｖは、吸着塔１９の寿命予測の精度向上に大きく貢献する。特に、放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0との相関係数がΔｐＨよりも高い水素イオン量を用いて放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求めているので、ΔｐＨを用いて放射性核種濃度比Ｃ／Ｃ0を求める場合に比べて最大処理量ＶLimitをより精度良く求めることができ、この最大処理量ＶLimitを用いて求められる吸着塔１９の余力Ｖの精度も向上する。このため、吸着塔１９の余力Ｖを用いて予測される吸着塔１９の寿命ｔLimitの精度もさらに向上する。 The remaining capacity V of the adsorption tower 19 is defined as the radionuclide concentration ratio C / C 0 determined based on the hydrogen ion amount H n , the radionuclide concentration threshold C Limit , and the radionuclide concentration of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption tower 19. since determined based on the maximum throughput of V Limit of radioactive liquid waste according to the adsorption tower 19 as determined using the processing amount V n of the radioactive liquid waste by C 0 radionuclide concentration ratio is determined based on the C Limit / C 0 and the adsorption tower 19 The remaining power V of the adsorption tower 19 can be obtained with high accuracy. The remaining capacity V of the adsorption tower 19 greatly contributes to improving the accuracy of the life prediction of the adsorption tower 19. In particular, since the radionuclide concentration ratio C / C 0 is determined using the amount of hydrogen ions whose correlation coefficient with the radionuclide concentration ratio C / C 0 is higher than ΔpH, the radionuclide concentration ratio C / C 0 is calculated using ΔpH. The maximum throughput V Limit can be obtained with higher accuracy than when C 0 is obtained, and the accuracy of the remaining power V of the adsorption tower 19 obtained using this maximum throughput V Limit is also improved. For this reason, the accuracy of the lifetime t Limit of the adsorption tower 19 predicted using the remaining capacity V of the adsorption tower 19 is further improved.

本発明の好適な他の実施例である実施例３の放射性核種除去システムを、図９を用いて説明する。   A radionuclide removal system according to embodiment 3, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の放射性核種除去システムは、実施例１の放射性核種除去システム１において寿命予測システム２の警報出力装置４を警報出力装置（破過判定装置）４Ｂに替えた構成を有する。本実施例の放射性核種除去システムの他の構成は、実施例１の放射性核種除去システム１と同じである。   The radionuclide removal system of the present embodiment has a configuration in which the alarm output device 4 of the life prediction system 2 in the radionuclide removal system 1 of the first embodiment is replaced with an alarm output device (breakthrough determination device) 4B. Other configurations of the radionuclide removal system of the present embodiment are the same as those of the radionuclide removal system 1 of the first embodiment.

警報出力装置４Ｂでは、ｐＨ判定装置６および放射性核種濃度判定装置７が警報発生装置８に接続され、放射性核種濃度算出装置９は放射性核種濃度判定装置７に接続されるがｐＨ判定装置６に接続されていない。このため、放射性核種濃度算出装置９で実施されるステップＳ４ないしＳ６の各処理および放射性核種濃度判定装置７で実施されるステップＳ７の処理は、ｐＨ判定装置６で実施されるステップＳ２の処理と並列に実施される。   In the alarm output device 4B, the pH determination device 6 and the radionuclide concentration determination device 7 are connected to the alarm generation device 8, and the radionuclide concentration calculation device 9 is connected to the radionuclide concentration determination device 7, but connected to the pH determination device 6. It has not been. For this reason, each process of step S4 thru | or S6 implemented by the radionuclide density | concentration calculation apparatus 9 and the process of step S7 implemented by the radionuclide density | concentration determination apparatus 7 are the same as the process of step S2 implemented by the pH determination apparatus 6. Implemented in parallel.

警報出力装置４Ｂでは、前述のステップＳ１が実施され、ｐＨ判定装置６によるステップＳ２の判定が実施される。また、警報出力装置４Ｂでは、放射性核種濃度算出装置９によるステップＳ４ないしＳ６の各処理が実施され、ステップＳ６で求めた放射性核種濃度Ｃを用いた、放射性核種濃度判定装置７によるステップＳ７の判定が実施される。本実施例におけるステップＳ４の処理は、実施例１と異なり、ステップＳ２の判定結果と無関係に実施される。   In the alarm output device 4B, step S1 described above is performed, and the determination in step S2 by the pH determination device 6 is performed. In the alarm output device 4B, the processes of steps S4 to S6 are performed by the radionuclide concentration calculation device 9, and the determination of step S7 by the radionuclide concentration determination device 7 using the radionuclide concentration C obtained in step S6. Is implemented. Unlike the first embodiment, the process in step S4 in the present embodiment is performed regardless of the determination result in step S2.

警報発生装置８は、ステップＳ２の判定結果およびステップＳ７の判定結果のうちの少なくとも一つの判定結果が「Ｙｅｓ」になったとき、警報情報を出力する。   The alarm generator 8 outputs alarm information when at least one of the determination result of step S2 and the determination result of step S7 is “Yes”.

本実施例の放射性核種除去システムにおいて、寿命予測システム２の寿命予測装置１０では、実施例１と同様に、吸着塔余力算出装置１１がステップＳ８ないしＳ１４の各処理を実行し、寿命予測装置１０の吸着塔寿命予測装置１２はステップＳ１５の処理を実行する。この結果、吸着塔１９の寿命を予測することができる。   In the radionuclide removal system of the present embodiment, in the life prediction apparatus 10 of the life prediction system 2, the adsorption tower remaining capacity calculation device 11 executes the processes of steps S8 to S14 in the same manner as in the first embodiment, and the life prediction apparatus 10 The adsorption tower lifetime prediction apparatus 12 executes the process of step S15. As a result, the lifetime of the adsorption tower 19 can be predicted.

本実施例は、ｐＨin≧ｐＨoutを満足しないときに得られる各効果を除いて、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、ｐＨoutがｐＨin以下であるかの判定（ステップＳ２の判定）および放射性物質濃度Ｃが放射性核種濃度の閾値ＣLimitよりも大きいかの判定（ステップＳ７の判定）のうちの少なくとも一つの判定によって吸着塔１９の破過を知ることができるので、吸着塔１９の破過を精度良く把握することができる。 This example can obtain each effect produced in Example 1 except for each effect obtained when pH in ≧ pH out is not satisfied. In the present embodiment, the determination of whether pH out is equal to or lower than pH in (determination in step S2) and determination of whether the radioactive substance concentration C is greater than the radionuclide concentration threshold C Limit (determination in step S7) Since the breakthrough of the adsorption tower 19 can be known by at least one determination, the breakthrough of the adsorption tower 19 can be accurately grasped.

本発明の好適な他の実施例である実施例４の放射性核種除去システムを、図１０を用いて説明する。   A radionuclide removal system according to embodiment 4, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の放射性核種除去システムは、実施例２の放射性核種除去システムにおいて寿命予測システム２の警報出力装置４Ａを警報出力装置（破過判定装置）４Ｃに替えた構成を有する。本実施例の放射性核種除去システムの他の構成は、実施例２の放射性核種除去システムと同じである。   The radionuclide removal system of the present embodiment has a configuration in which the alarm output device 4A of the life prediction system 2 is replaced with an alarm output device (breakthrough determination device) 4C in the radionuclide removal system of the second embodiment. Other configurations of the radionuclide removal system of the present embodiment are the same as those of the radionuclide removal system of the second embodiment.

警報出力装置４Ｃでは、ｐＨ判定装置６および放射性核種濃度判定装置７が警報発生装置８に接続され、放射性核種濃度算出装置９Ａは放射性核種濃度判定装置７に接続されるがｐＨ判定装置６に接続されていない。このため、放射性核種濃度算出装置９Ａで実施されるステップＳ１６，Ｓ５ＡおよびＳ６の各処理および放射性核種濃度判定装置７で実施されるステップＳ７の処理は、ｐＨ判定装置６で実施されるステップＳ２の処理と並列に実施される。   In the alarm output device 4C, the pH determination device 6 and the radionuclide concentration determination device 7 are connected to the alarm generation device 8, and the radionuclide concentration calculation device 9A is connected to the radionuclide concentration determination device 7 but connected to the pH determination device 6. It has not been. For this reason, the processes of steps S16, S5A and S6 performed by the radionuclide concentration calculation device 9A and the process of step S7 performed by the radionuclide concentration determination device 7 are the same as those of step S2 performed by the pH determination device 6. Performed in parallel with processing.

警報出力装置４Ｃでは、前述のステップＳ８が実施され、ｐＨ判定装置６によるステップＳ２の判定処理が実施される。また、警報出力装置４Ｃでは、放射性核種濃度算出装置９ＡによるステップステップＳ１６，Ｓ５ＡおよびＳ６の各処理が実施され、ステップＳ６で求めた放射性核種濃度Ｃを用いた、放射性核種濃度判定装置７によるステップＳ７の判定が実施される。本実施例におけるステップＳ１６の処理は、実施例２と異なり、ステップＳ２の判定結果と無関係に実施される。   In the alarm output device 4C, the above-described step S8 is performed, and the determination processing in step S2 by the pH determination device 6 is performed. Further, in the alarm output device 4C, steps S16, S5A and S6 are performed by the radionuclide concentration calculation device 9A, and the step by the radionuclide concentration determination device 7 using the radionuclide concentration C obtained in step S6. The determination of S7 is performed. Unlike the second embodiment, the process in step S16 in the present embodiment is performed regardless of the determination result in step S2.

警報発生装置８は、ステップＳ２の判定結果およびステップＳ７の判定結果のうちの少なくとも一つの判定結果が「Ｙｅｓ」になったとき、警報情報を出力する。   The alarm generator 8 outputs alarm information when at least one of the determination result of step S2 and the determination result of step S7 is “Yes”.

本実施例の放射性核種除去システムにおいて、寿命予測システム２の寿命予測装置１０Ａでは、実施例２と同様に、吸着塔余力算出装置１１ＡがステップＳ８，Ｓ１７およびＳ１０ないしＳ１４の各処理を実行し、寿命予測装置１０Ａの吸着塔寿命予測装置１２はステップＳ１５の処理を実行する。この結果、吸着塔１９の寿命を予測することができる。   In the radionuclide removal system of the present embodiment, in the lifetime prediction apparatus 10A of the lifetime prediction system 2, the adsorption tower remaining power calculation apparatus 11A executes the processes of steps S8, S17 and S10 to S14, as in the second embodiment. The adsorption tower lifetime prediction device 12 of the lifetime prediction device 10A executes the process of step S15. As a result, the lifetime of the adsorption tower 19 can be predicted.

本実施例は、ｐＨin≧ｐＨoutを満足しないときに得られる各効果を除いて、実施例２で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、ｐＨoutがｐＨin以下であるかの判定（ステップＳ２の判定）および放射性物質濃度Ｃが放射性核種濃度の閾値ＣLimitよりも大きいかの判定（ステップＳ７の判定）のうちの少なくとも一つの判定によって吸着塔１９の破過を知ることができるので、吸着塔１９の破過を精度良く把握することができる。 This example can obtain each effect produced in Example 2 except for each effect obtained when pH in ≧ pH out is not satisfied. In the present embodiment, the determination of whether pH out is equal to or lower than pH in (determination in step S2) and determination of whether the radioactive substance concentration C is greater than the radionuclide concentration threshold C Limit (determination in step S7) Since the breakthrough of the adsorption tower 19 can be known by at least one determination, the breakthrough of the adsorption tower 19 can be accurately grasped.

１…放射性核種除去システム、２…寿命予測システム、４，４Ａ，４Ｂ，４Ｃ…警報出力装置、５…警報生成装置、６…ｐＨ判定装置、７…放射性核種濃度判定装置、８…警報発生装置、９，９Ａ…放射性核種濃度算出装置、１０，１０Ａ…寿命予測装置、１１，１１Ａ…吸着塔余力算出装置、１２…吸着塔寿命予測装置、１４…放射線検出器、１５…放射線検出信号処理装置、１６，１７…ｐＨ計、１８…流量計、１９…吸着塔。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Radionuclide removal system, 2 ... Life prediction system, 4, 4A, 4B, 4C ... Alarm output device, 5 ... Alarm generation device, 6 ... pH determination device, 7 ... Radionuclide concentration determination device, 8 ... Alarm generation device , 9, 9A ... Radionuclide concentration calculation device, 10, 10A ... Life prediction device, 11, 11A ... Adsorption tower remaining power calculation device, 12 ... Adsorption tower life prediction device, 14 ... Radiation detector, 15 ... Radiation detection signal processing device 16, 17 ... pH meter, 18 ... flow meter, 19 ... adsorption tower.

Claims (15)

放射性核種を吸着する吸着剤が充填された吸着装置に前記放射性核種を含む放射性廃液を供給し、
前記吸着装置に供給する前記放射性廃液の流量を測定し、
第１ｐＨ測定装置により測定された、前記吸着装置への前記放射性廃液の供給開始直後に前記吸着装置から排出される排出液の第１ｐＨと前記第１ｐＨの測定後に前記第１ｐＨ測定装置により測定された前記排出液の第２ｐＨとの差分、および前記放射性廃液の流量に基づいて、寿命予測装置により前記吸着装置の、前記放射性核種を吸着する余力を求め、
前記寿命予測装置により、前記余力を用いて前記吸着装置の寿命を予測することを特徴とする放射性核種の除去方法。 Supplying a radioactive liquid waste containing the radionuclide to an adsorber filled with an adsorbent that adsorbs the radionuclide;
Measure the flow rate of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device,
Measured by the first pH measurement device after measuring the first pH and the first pH of the effluent discharged from the adsorption device immediately after the start of the supply of the radioactive liquid waste to the adsorption device, measured by the first pH measurement device. Based on the difference from the second pH of the effluent and the flow rate of the radioactive liquid waste, the life prediction device determines the remaining capacity of the adsorption device to adsorb the radionuclide,
The radionuclide removal method, wherein the lifetime predicting device predicts the lifetime of the adsorption device using the remaining power. 前記吸着装置の、前記放射性核種を吸着する余力を、前記寿命予測装置により、前記第１ｐＨと前記第２ｐＨの差分に基づいて求められた第１放射性核種濃度比、放射性核種濃度の閾値および前記吸着装置に供給される放射性廃液の放射性核種濃度に基づいて求められる第２放射性核種濃度比、および前記吸着装置による放射性廃液の処理量を用いて求められる前記吸着装置における前記放射性廃液の最大処理量に基づいて求める請求項１に記載の放射性核種の除去方法。   The first radionuclide concentration ratio, the radionuclide concentration threshold value, and the adsorption, which are determined by the lifetime prediction device based on the difference between the first pH and the second pH, the remaining capacity of the adsorption device to adsorb the radionuclide. The second radioactive nuclide concentration ratio determined based on the radionuclide concentration of the radioactive liquid waste supplied to the apparatus, and the maximum amount of the radioactive liquid waste in the adsorption apparatus determined using the amount of radioactive liquid waste treated by the adsorption apparatus. The method for removing a radionuclide according to claim 1, which is obtained based on the method. 前記第２ｐＨが、前記吸着装置に供給される前記放射性廃液のｐＨを測定する第２ｐＨ測定装置により測定された、前記吸着装置に供給される前記放射性廃液の第３ｐＨ以下であるかを判定し、
前記吸着装置から排出される前記排出液の放射性核種濃度が設定放射性核種濃度よりも大きいかを判定する請求項１または２に記載の放射性核種の除去方法。 Determining whether the second pH is equal to or lower than the third pH of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device, measured by a second pH measurement device that measures the pH of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device;
The method for removing a radionuclide according to claim 1 or 2, wherein it is determined whether a concentration of the radionuclide in the effluent discharged from the adsorption device is higher than a set radionuclide concentration. 前記排出液の放射性核種濃度が前記設定放射性核種濃度よりも大きいかの判定が、前記第２ｐＨが前記第３ｐＨ以下でないと判定されたときに実施される請求項３に記載の放射性核種の除去方法。   The method for removing a radionuclide according to claim 3, wherein the determination as to whether the radionuclide concentration of the effluent is higher than the set radionuclide concentration is performed when it is determined that the second pH is not lower than the third pH. . 前記第２ｐＨが前記第３ｐＨ以下であるとの判定および前記排出液の前記放射性核種濃度が前記設定放射性核種濃度よりも大きいとの判定のうちの少なくとも一つの判定がなされたとき、警報情報が出される請求項３に記載の放射性核種の除去方法。   When at least one of the determination that the second pH is equal to or lower than the third pH and the determination that the radionuclide concentration of the effluent is greater than the set radionuclide concentration is made, alarm information is output. The method for removing a radionuclide according to claim 3. 前記排出液の前記放射性核種濃度が、前記第１ｐＨと前記第２ｐＨの差分に基づいて求められた第１放射性核種濃度比および前記放射性廃液の前記放射性核種濃度に基づいて、警報出力装置により求められた、前記吸着装置から排出される前記排出液の放射性核種濃度である請求項３ないし５のいずれか１項に記載の放射性核種の除去方法。   The radionuclide concentration of the effluent is determined by an alarm output device based on the first radionuclide concentration ratio determined based on the difference between the first pH and the second pH and the radionuclide concentration of the radioactive liquid waste. The method for removing a radionuclide according to any one of claims 3 to 5, wherein the radionuclide concentration of the effluent discharged from the adsorption device is used. 放射性核種を吸着する吸着剤が充填された吸着装置に前記放射性核種を含む放射性廃液を供給し、
前記吸着装置の供給される前記放射性廃液の第１ｐＨを測定し、
前記吸着装置から排出される排出液の第２ｐＨを測定し、
前記吸着装置に供給する前記放射性廃液の流量を測定し、
寿命予測装置により、前記第１ｐＨ，前記第２ｐＨおよび前記放射性廃液の流量に基づいて前記吸着装置の前記吸着剤に吸着される水素イオン量を求め、前記寿命予測装置により、前記水素イオン量に基づいて前記吸着装置の、前記放射性核種を吸着する余力を求め、前記余力を用いて前記吸着装置の寿命を予測することを特徴とする放射性核種の除去方法。 Supplying a radioactive liquid waste containing the radionuclide to an adsorber filled with an adsorbent that adsorbs the radionuclide;
Measuring the first pH of the radioactive liquid waste supplied by the adsorption device;
Measuring the second pH of the effluent discharged from the adsorption device;
Measure the flow rate of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device,
A life prediction device determines the amount of hydrogen ions adsorbed on the adsorbent of the adsorption device based on the first pH, the second pH, and the flow rate of the radioactive waste liquid, and the life prediction device determines the amount of hydrogen ions. A method for removing a radionuclide, wherein the adsorption device obtains a surplus capacity for adsorbing the radionuclide, and predicts a lifetime of the adsorption apparatus using the surplus power. 前記吸着装置の、前記放射性核種を吸着する余力を、前記寿命予測装置により、前記水素イオン量に基づいて求められた第１放射性核種濃度比、放射性核種濃度の閾値および前記吸着装置に供給される放射性廃液の放射性核種濃度に基づいて求められる第２放射性核種濃度比、および前記吸着装置による放射性廃液の処理量を用いて求められる前記吸着装置における前記放射性廃液の最大処理量に基づいて求める請求項７に記載の放射性核種の除去方法。   The remaining capacity of the adsorption device for adsorbing the radionuclide is supplied to the first radionuclide concentration ratio, the radionuclide concentration threshold value, and the adsorption device obtained by the lifetime prediction device based on the amount of hydrogen ions. Claims obtained based on the second radioactive nuclide concentration ratio obtained based on the radionuclide concentration of the radioactive liquid waste and the maximum treatment amount of the radioactive liquid waste in the adsorption device obtained using the treatment amount of the radioactive liquid waste by the adsorption device. 8. The method for removing a radionuclide according to 7. 前記第２ｐＨが前記第１ｐＨ以下であるかを判定し、
前記吸着装置から排出される前記排出液の放射性核種濃度が設定放射性核種濃度よりも大きいかを判定する請求項７または８に記載の放射性核種の除去方法。 Determining whether the second pH is less than or equal to the first pH;
The method for removing a radionuclide according to claim 7 or 8, wherein it is determined whether a concentration of a radionuclide in the effluent discharged from the adsorption device is higher than a set radionuclide concentration. 前記排出液の放射性核種濃度が前記設定放射性核種濃度よりも大きいかの判定が、前記第２ｐＨが前記第１ｐＨ以下でないと判定されたときに実施される請求項９に記載の放射性核種の除去方法。   The method for removing a radionuclide according to claim 9, wherein the determination as to whether the radionuclide concentration of the effluent is higher than the set radionuclide concentration is performed when it is determined that the second pH is not lower than the first pH. . 前記第２ｐＨが前記第１ｐＨ以下であるとの判定および前記排出液の前記放射性核種濃度が前記設定放射性核種濃度よりも大きいとの判定のうちの少なくとも一つの判定がなされたとき、警報情報が出される請求項９に記載の放射性核種の除去方法。   When at least one of the determination that the second pH is equal to or lower than the first pH and the determination that the radionuclide concentration of the effluent is greater than the set radionuclide concentration is made, alarm information is issued. The method for removing a radionuclide according to claim 9. 前記排出液の前記放射性核種濃度が、前記水素イオン量に基づいて求められた第１放射性核種濃度比および前記放射性廃液の前記放射性核種濃度に基づいて、警報出力装置により求められた、前記吸着装置から排出される前記排出液の放射性核種濃度である請求項９ないし１０のいずれか１項に記載の放射性核種の除去方法。   The adsorption device, wherein the radionuclide concentration of the effluent is determined by an alarm output device based on the first radionuclide concentration ratio determined based on the amount of hydrogen ions and the radionuclide concentration of the radioactive liquid waste. The method for removing a radionuclide according to claim 9, wherein the radionuclide concentration of the effluent discharged from the radionuclide is discharged. 放射性核種を含む放射性廃液が供給され、前記放射性核種を吸着する吸着剤が充填された吸着装置と、
前記吸着装置から排出される排出液のｐＨを測定する第１ｐＨ測定装置と、
前記吸着装置に供給される前記放射性廃液の流量を測定する流量測定装置と、
前記吸着装置への前記放射性廃液の供給開始直後に前記吸着装置から排出される前記排出液の、前記第１ｐＨ測定装置で測定される第１ｐＨと或る時間経過後に前記第１ｐＨ測定装置で測定される第２ｐＨとの差分、および前記流量測定装置で測定される前記放射性廃液の流量に基づいて、前記吸着装置の、前記放射性核種を吸着する余力を求め、前記余力に基づいて前記吸着装置の寿命を予測する寿命予測装置とを備えたことを特徴とする放射性核種除去システム。 An adsorbing device supplied with a radioactive liquid waste containing a radionuclide and filled with an adsorbent for adsorbing the radionuclide,
A first pH measurement device for measuring the pH of the effluent discharged from the adsorption device;
A flow rate measuring device for measuring a flow rate of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device;
Immediately after the start of the supply of the radioactive liquid waste to the adsorption device, the discharged liquid discharged from the adsorption device is measured with the first pH measured with the first pH measurement device and after the passage of a certain time with the first pH measurement device. Based on the difference from the second pH and the flow rate of the radioactive liquid waste measured by the flow rate measuring device, the adsorbing device finds a surplus capacity for adsorbing the radionuclide, and based on the surplus power, the life of the adsorbing device A radionuclide removal system comprising a life prediction apparatus for predicting 前記第２ｐＨが、前記吸着装置に供給される前記放射性廃液のｐＨを測定する第２ｐＨ測定装置により測定された、前記吸着装置に供給される前記放射性廃液の第３ｐＨ以下であるかを判定し、前記吸着装置から排出される前記排出液の放射性核種濃度が設定放射性核種濃度よりも大きいかを判定する警報出力装置を備えた請求項１３に記載の放射性核種除去システム。   Determining whether the second pH is equal to or lower than the third pH of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device, measured by a second pH measurement device that measures the pH of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device; The radionuclide removal system according to claim 13, further comprising an alarm output device that determines whether the concentration of the radionuclide in the effluent discharged from the adsorption device is higher than a set radionuclide concentration. 放射性核種を含む放射性廃液が供給され、前記放射性核種を吸着する吸着剤が充填された吸着装置と、
前記吸着装置に供給される前記放射性廃液のｐＨを測定する第１ｐＨ測定装置と、
前記吸着装置から排出される排出液のｐＨを測定する第２ｐＨ測定装置と、
前記吸着装置に供給される前記放射性廃液の流量を測定する流量測定装置と、
前記第１ｐＨ，前記第２ｐＨおよび前記放射性廃液の流量に基づいて求められる、前記吸着装置の前記吸着剤に吸着される水素イオン量を求め、前記水素イオン量に基づいて前記吸着装置の、前記放射性核種を吸着する余力を求め、前記余力を用いて前記吸着装置の寿命を予測する寿命予測装置とを備えたことを特徴とする放射性核種除去システム。 An adsorbing device supplied with a radioactive liquid waste containing a radionuclide and filled with an adsorbent for adsorbing the radionuclide,
A first pH measurement device for measuring the pH of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device;
A second pH measurement device for measuring the pH of the effluent discharged from the adsorption device;
A flow rate measuring device for measuring a flow rate of the radioactive liquid waste supplied to the adsorption device;
The amount of hydrogen ions adsorbed on the adsorbent of the adsorption device is obtained based on the first pH, the second pH, and the flow rate of the radioactive waste liquid, and the radioactivity of the adsorption device is obtained based on the amount of hydrogen ions. A radionuclide removal system comprising: a life prediction device that obtains a surplus capacity for adsorbing nuclides and predicts a life of the adsorption apparatus using the surplus power.
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