JP6677570B2 - 放射性核種の除去方法および放射性核種除去システム - Google Patents

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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

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。

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。

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。

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。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、イオン交換により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。

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。

上記した目的は、イオン交換により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、および吸着装置による放射性廃液の処理量を用いて、吸着装置における放射性廃液の最大処理量を求め、さらに、寿命予測装置により、放射性廃液の最大処理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。

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。

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。 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。 図２に示された警報出力装置の詳細な構成図である。 図２に示された寿命予測装置の詳細な構成図である。 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。 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。 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。 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。 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。 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。

本発明の実施例を以下に説明する。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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（ｐＨ_in）および流量計１８で測定されたその放射性廃液の流量Ｑ_n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（ｐＨ_out）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。

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。

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。

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。

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ｔ_nにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨであるｐＨ_in（ｐＨ計１６で測定）、或る時間ｔ_nにおいて吸着塔１９から排出される廃液のｐＨであるｐＨ_out（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ｐＨ_out0（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Ｃ_Limit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Ｃ_Limit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。

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ｐＨ_outが、吸着塔１９の入口側での放射性廃液のｐＨであるｐＨ_in以下であるかを、ｐＨ判定装置６が判定する。ｐＨ_in≧ｐＨ_out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。

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、ｐＨ_in≧ｐＨ_out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。

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。

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Ｃ_Limit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＞Ｃ_Limit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。

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ｔ_n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ｐＨ_out0（第１ｐＨ）と或る時間（ｔ_n）において吸着塔１９から排出される廃液のｐＨであるｐＨ_out（第２ｐＨ）との差ΔｐＨを、下記の式（１）を用いて求める。

ΔｐＨ＝ｐＨ_out0−ｐＨ_out …（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。

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

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。

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。

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。

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。

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＞Ｃ_Limitを満足するかを判定する。Ｃ＞Ｃ_Limit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。

Ｃ＞Ｃ_Limit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ｐＨ_in，ｐＨ_out，ｐＨ_out0，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Ｃ_Limit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。

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。

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ｔ_nにおけるｐＨ_in、或る時刻（ｔ_n）におけるｐＨ_out、ｐＨ_out0、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Ｃ_Limit、時間データｔ_n、および或る時間ｔ_nにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量Ｑ_nの各データをデータベース３から入力する。

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ｔ_n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。

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。

放射性核種濃度比Ｃ_Limit／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Ｃ_Limit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Ｃ_Limit／Ｃ₀（第２放射性核種濃度比）を求める。

放射性廃液の処理量Ｖ_n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Ｑ_n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ｔ_n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Ｖ_nを求める。

なお、時間ｔ₀から時間ｔ_nまでの間の時間ｔ_n1の時点で、時間ｔ₀から時間ｔ_n1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Ｖ_n1を求め、この処理量Ｖ_n1をメモリに記憶している場合には、時間ｔ_n1から時間ｔ_n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Ｖ_n2を求め、処理量Ｖ_n1に処理量Ｖ_n1を加えて時間ｔ₀から時間ｔ_nまでの期間における処理量Ｖ_nを求めてもよい。

最大処理量Ｖ_Limit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Ｃ_Limit／Ｃ₀およびステップＳ１２で求めた放射性廃液の処理量Ｖ_nを下記の式（４）に代入し、吸着塔１９の最大処理量Ｖ_Limitを求める。

Ｖ_Limit＝Ｖ_n×（Ｃ_Limit／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Ｖ_LimitおよびステップＳ１２で求めた放射性廃液の処理量Ｖ_nを下記の式（５）に代入し、或る時間ｔ_nにおける吸着塔１９の余力Ｖを求める。

Ｖ＝Ｖ_Limit−Ｖ_n …（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。

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。

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Ｑ_n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ｔ_Limitを求める。

ｔ_Limit＝Ｖ／Ｑ_n …（６）
求められた吸着塔１９の寿命ｔ_Limit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。

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。

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。

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。

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。

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。

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ｐＨ_out0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ｐＨ_out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ｔ_Limit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。

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Ｃ_Limit、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Ｃ_Limit／Ｃ₀および吸着塔１９による放射性廃液の処理量Ｖ_n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Ｖ_Limit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。

本実施例では、吸着塔１９から排出された廃液のｐＨ（ｐＨ_out）が吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨ（ｐＨ_in）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。

さらに、本実施例では、ｐＨ_in≧ｐＨ_outを満足しないとき、すなわち、ｐＨ_outがｐＨ_in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Ｃ_Limit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、ｐＨ_in≧ｐＨ_out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。

本実施例では、吸着塔１９から排出された廃液のｐＨ（ｐＨ_out）が吸着塔１９に供給される放射性廃液のｐＨ（ｐＨ_in）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。

本実施例では、ｐＨ_outがｐＨ_in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Ｃ_Limit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。

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。

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。

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。

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。

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ｔ_n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（ｐＨ_in）および吸着塔１９から排出される廃液のｐＨ（ｐＨ_out）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。

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。

実施例１と同様に、ｐＨ計１６で測定された放射性廃液のｐＨ（ｐＨ_in）、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（ｐＨ_out）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。

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ｔ_nにおけるｐＨ_in、或る時刻（ｔ_n）におけるｐＨ_out、ｐＨ_out0、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Ｃ_Limit、時間データｔ_n、および或る時間ｔ_nにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量Ｑ_nの各データがデータベース３から入力される。

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、ｐＨ_in≧ｐＨ_out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。

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。

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（ｔ_n）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Ｈ_nを、下記の式（７）にステップＳ８で入力したｐＨ_in、ｐＨ_outおよび流量Ｑ_nの各データを代入して求める。

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Ｈ_n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。

Ｃ／Ｃ₀＝ｃ×Ｈ_n＋ｄ …（８）
ここで、ｃおよびｄは定数である。

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。

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。

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Ｃ_Limitがよりも大きいかを判定する。Ｃ＞Ｃ_Limit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。

Ｃ＞Ｃ_Limit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ｐＨ_in，ｐＨ_out，ｐＨ_out0，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Ｃ_Limit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。

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。

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ｔ_nにおけるｐＨ_in、或る時刻（ｔ_n）におけるｐＨ_out、ｐＨ_out0、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Ｃ_Limit、時間データｔ_n、および或る時間ｔ_nにおける、吸着塔１９に供給される放射性廃液の流量Ｑ_nの各データをデータベース３から入力する。

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Ｈ_nを求める。

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。

放射性核種濃度比Ｃ_Limit／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Ｃ_Limit／Ｃ₀を求める。放射性廃液の処理量Ｖ_n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Ｖ_nを求める。最大処理量Ｖ_Limit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Ｖ_Limit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。

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ｔ_Limitを求める。求められた吸着塔１９の寿命ｔ_Limit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。

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。

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ｐＨ_in、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ｐＨ_out、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Ｈ_nを求め、この水素イオン量Ｈ_n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ｔ_Limit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。

吸着塔１９の余力Ｖを、水素イオン量Ｈ_n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Ｃ_Limit、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Ｃ_Limit／Ｃ₀および吸着塔１９による放射性廃液の処理量Ｖ_n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Ｖ_Limit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Ｖ_Limitをより精度良く求めることができ、この最大処理量Ｖ_Limit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ｔ_Limitの精度もさらに向上する。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

本実施例は、ｐＨ_in≧ｐＨ_out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、ｐＨ_outがｐＨ_in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Ｃ_Limit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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

本実施例は、ｐＨ_in≧ｐＨ_out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、ｐＨ_outがｐＨ_in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Ｃ_Limit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。

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。

Claims (14)

1. イオン交換により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。
2. 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。
3. 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。
4. 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。
5. 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。
6. 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。
7. イオン交換により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、前記吸着装置における前記放射性廃液の最大処理量を求め、さらに、前記寿命予測装置により、前記放射性廃液の最大処理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。
8. 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に記載の放射性核種の除去方法。
9. 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８に記載の放射性核種の除去方法。
10. 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８に記載の放射性核種の除去方法。
11. 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８または９に記載の放射性核種の除去方法。
12. イオン交換により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。
13. 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１２に記載の放射性核種除去システム。
14. 放射性核種を含む放射性廃液が供給され、イオン交換により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、前記吸着装置における前記放射性廃液の最大処理量を求め、さらに、前記放射性廃液の最大処理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。

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