JPH07287095A - 放射性廃液処理設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】廃液処理設備の処理、回収を連続的に行って運
転時間の削減と設備量を低減する。 【構成】廃液受けタンク17に入口配管27を介して廃液処
理装置18を接続する。廃液処理装置18に出口配管26を介
して流路切換装置25を接続する。この流路切換装置25の
下流側は復水貯蔵容器21、放出カナル22および戻り配管
５が接続する。戻り配管５は廃液受けタンク17に接続す
る。出口配管26の分岐点28には自動水質分析装置19が接
続する。自動分析装置19には計測ユニット20とデータ診
断装置23が設けられている。データ診断装置23は移送の
不許可信号24を流路切換装置25へ送信する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、例えば原子力発電所等
で発生する放射性廃棄物の処理設備や、使用済燃料再処
理施設の放射性廃液処理設備に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子力発電所で発生する廃液は、従来良
く知られている様に、放射性廃液である高電導度廃液
（ＨＷＣ）と低電導度廃液（ＬＣＷ）、または通常は放
射性物質を含まないが発電所内で発生するため管理され
て処理されるシャワー廃液（ＨＳＤ），非放射性の凝縮
水等のストーム廃液（ＳＤ）とに大別される。

【０００３】図５は従来の放射性廃液処理設備をブロッ
ク系統図で示したものである。この図５により従来の廃
液処理方法を説明する。高電導度廃液は、分析室から発
生する化学廃液、イオン交換樹脂を再生して発生する化
学廃液等が主であるため導電率が高く、蒸発濃縮処理の
後、イオン交換処理をすることが一般的である。

【０００４】高電導度廃液は、サンプルタンク１を経て
収集タンク２に、または直接収集タンク２に集められた
後、濃縮器３で処理され、濃縮液７はセメント、プラス
チック等で固化される。

【０００５】濃縮器３で蒸発した液は、冷却後に脱塩塔
４でイオン成分が除去され、その後サンプルタンク１に
受けて、導電率，固形分濃度，放射能濃度等を測定後、
復水貯蔵槽６へ回収され、発電所内で再利用される。ま
た、復水貯蔵槽６が満水状態の場合は、この処理液は放
射能が検出されないことを確認後カナル８から放出され
る。

【０００６】低電導度廃液は、配管，弁，ポンプ等の機
器から発生する廃液、或いは、各種ろ過器の逆洗水の上
澄廃液等が主であるため高電導度廃液よりは、イオン成
分が少なくむしろ鉄錆等の固形分濃度が高いことが特徴
であるため、ろ過処理の後、イオン交換処理することが
一般的である。

【０００７】低電導度廃液は、サンプル槽９を経て収集
槽10に、または直接収集槽10に集められた後、ろ過器11
でろ過された後、脱塩塔12でイオン成分が除去され、そ
の後サンプル槽９に受けて、導電率，固形分濃度，放射
能濃度を測定後、復水貯蔵槽６へ回収され、発電所内で
再利用される。

【０００８】シャワー廃液は、放射線管理区域から退出
する際の手洗い、シャワーから発生する廃液であり、洗
剤や繊維分を含む廃液が主であるため、ろ過処理が一般
的である。

【０００９】シャワー廃液は、サンプルタンク13を経て
収集タンクに、または直接収集タンク14に集められた
後、ろ過器15でろ過されサンプルタンク13に受けて、導
電率，固形分濃度，ＣＯＤ，放射能濃度等を測定後、カ
ナル８から放出される。

【００１０】ストーム廃液は、非放射性の機器から発生
する廃液、建屋内で発生する凝縮水等が主であり、廃液
の純度が高いことから通常は特別な処理は不要である。
ストーム廃液は、収集タンク16に集められた後、導電
率，固形分濃度，ＣＯＤ，放射能濃度等を測定後、高電
導度廃液収集タンク２或いはカナル８から放出される。
以上、従来の廃液処理方法について説明したが、これら
の廃液処理は廃液を受ける収集タンクは複数基設置され
ており、１基が満水になったら、予備のタンクに切り換
えて廃液を受ける構成となっている。

【００１１】満水になった側の収集タンクは、上記の処
理方法により、収集タンク内の廃液が処理されるいわゆ
るバッチ処理方式となっている。この理由は、処理した
後、サンプルタンクに受けてサンプルタンク内の水質を
バッチ毎に分析・評価しているためである。

【００１２】沸騰水型原子力発電プラントでは、プラン
ト停止時およびプラント故障時に原子炉を冷却する系統
を備えている。これらの系統はプラント通常運転中には
稼働することがないため、定期的に模擬ラインを使用し
てサーベランスを行い、系統の健全性を確認している。

【００１３】サーベランスを行う場合、これらの水源と
これらの系統を構成する配管、ポンプ等の間での閉ルー
プで水を循環させて行う。これらの系統は通常運転状態
ではサーベランス時のみにしか稼働しないため、これら
の系統の構成材料の腐食により、サーベランス時にこれ
らの系統から水源へ錆を持ち込む可能性がある。

【００１４】従って、水源に持ち込まれた錆はタンク等
の底に堆積し、経年的にその蓄積量が増加する可能性が
ある。これによって、これらの系統のストレーナ等の閉
塞の可能性もあるため、系統の健全性の観点からは好ま
しくない。これらの系統の個々に浄化装置を設置するこ
とも可能ではあるが、設備規模が大きく現実的ではな
い。

【００１５】放射性廃液処理設備用の水質分析設備に
は、化学分析と放射能分析を目的として設置されるが、
化学分析の一部、導電率および固形分濃度（濁度計にて
換算）に化学計器を用いて自動計測化を図った例があ
る。

【００１６】その他の計測項目は、試料採取点より直接
水を採取し、実験室に持ち運び分析するいわゆる手分析
にて行われていた。また、分析結果の診断は、分析員・
運転員により行われていた。

【００１７】

【発明が解決しようとする課題】従来例ではバッチ処理
のため、サンプリングタンクまたはサンプル槽は収集タ
ンクまたは収納槽に溜められた廃液量を受け入れなけれ
ばならない場合、サンプリングタンクまたはサンプル槽
と収集タンクまたは収集槽とは同程度の容量が必要であ
った。

【００１８】また、サンプルタンクまたはサンプル槽の
水質分析に時間を要するため、廃液を処理している間も
廃液を受け入れられるように収集タンク，収集槽，サン
プルタンク，サンプル槽はそれぞれ予備基が必要であっ
た。

【００１９】さらに、原子力発電所の定期点検の際に
は、廃液発生量は通常運転時よりはるかに増大するた
め、原子力発電設備の定期点検に支障を与えないように
廃液処理設備の容量が決められている。

【００２０】この様に、従来では廃液をバッチで受け入
れ、処理するため常に予備基が必要であったことおよび
廃液発生量の最も多い１年に１回の定期検査時を基に設
備容量が決められていることから廃液処理設備が大掛か
りとなり、設備コスト，運転コストも高くなる等の課題
がある。

【００２１】また、処理した廃液を復水貯蔵槽へ回収す
る際、サンプルタンク或いはサンプル槽の水質を分析員
が分析するため、復水貯蔵槽への回収は夜間または休日
を避けるように運用されている。水質分析の一連の作業
は数時間を要することから、前述した通り廃液処理設備
の時間的裕度に多少の負荷をかける課題がある。

【００２２】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、廃液処理設備の分析技術を改良し、全体とし
て廃液処理設備の小型化および運転を円滑に行えると共
に、信頼性の高い放射性廃液処理設備を提供すること、
加えて、この様な廃液処理設備を原子力発電所に設ける
ことにより非常用炉心冷却系の健全性維持・向上に寄与
することができる放射性廃液処理設備を提供することに
ある。

【００２３】また、本発明は、放射性廃液処理設備の従
来のバッチ処理を、処理から回収までの一連の運転を連
続処理することにより、廃液処理設備の運転面に時間的
な裕度を持たせ、ひいては定期検査期間の短縮化、廃液
処理設備量削減をさせることができる放射性廃液処理設
備を提供することにある。

【００２４】さらに本発明は、浄化装置を有する設備へ
の配管接続および同設備の処理能力改善によりこれらの
非常用系統の供給水を一括処理し、個々の系統の水源の
水質を向上させることができる放射性廃液処理設備を提
供することにある。

【００２５】また、本発明は、水質管理項目の全てに計
測ユニットを配置し基準値との比較により診断するか、
または不足する計測ユニットを計測している項目との化
学的相関関係で診断するか、更に計測ユニット自体の異
常を理論や蓄積データから判断するという、従来、分析
員・運転員により負っていた作業を自動化することによ
り、廃液処理装置の性能確認、それに伴う運転指示の無
人化を達成することができる放射性廃液設備を提供する
ことにある。

【００２６】

【課題を解決するための手段】本発明は放射性廃液受け
タンクと、この廃液受けタンクに接続した廃液処理装置
と、この廃液処理装置に接続した流路切換装置と、この
流路切換装置の下流側に接続した復水貯蔵容器放出カナ
ルおよび前記廃液受けタンクへの戻り配管と、前記廃液
処理装置と前記流路切換装置とを接続する出口配管から
分岐して接続した自動水質分析装置と、この自動水質分
析装置の診断信号を前記流路切換装置に入力する信号系
路とを具備したことを特徴とする。

【００２７】

【作用】自動水質分析装置は廃液処理装置の下流配管を
流れる処理水の水質管理項目に対する連続的な診断をす
る。この診断結果によって処理水を廃液受けタンクへ戻
すか、復水貯蔵容器へ流入するか、またはカナル放出側
へ流すかを流路切換装置によって行う。

【００２８】自動水質分析装置の計測・診断完了までに
流れる処理水量以上の容量を自動水質分析装置と流路切
換装置の間に有する配管や機器から構成し、連続的に流
れる処理水を連続的に水質診断し、かつ水質悪化時に自
動で移送先へ変更する手段を有することにより、連続処
理・回収を可能とする。

【００２９】放射能分析で最低限の水質診断を成し得る
とされる放射性廃液処理設備において、連続的に流れる
処理水を連続的に水質診断し、かつ水質悪化時に自動で
移送先を変更する手段を有することにより、連続処理・
回収を可能とする。

【００３０】連続的に流れる処理水を連続的に水質診断
し、水質悪化時に自動水質分析装置の診断を経て流路切
換装置が作動完了するまでに、流路切換装置を水質が悪
化した処理水を復水貯蔵容器および放出カナルへ移送さ
せずに、かつ自動で移送先を変更する手段を有すること
により、連続処理・回収を可能とする。

【００３１】原子力発電プラントの非常用炉心冷却設備
の模擬試験用配管と復水貯蔵容器と弁を介して接続する
ことにより、非常用炉心冷却設備の模擬試験に伴う非常
用水源である復水貯蔵容器の水の浄化を行い、非常用炉
心冷却水系統の健全性を維持するとともに、復水貯蔵容
器の水量バランスを保つことを可能とする。

【００３２】自動水質分析装置内の個々の連続分析ユニ
ットは、その計測方法により廃液処理設備の出口配管か
ら処理水を分岐して導いてくる方法と配管に直接装置を
取り付ける方法が採られ得る。

【００３３】また、分析ユニットの処理水の得る方法は
同じでも計測原理の相違により、計測完了に要する時間
は異なる。これらの計測ユニットのうち最大の計測時間
が、当該処理水の自動水質分析点から廃液流路切換装置
までの移動時間より短くなければならない。

【００３４】このための設計として、自動水質分析装置
の計測・診断完了時間、即ち、計測ユニットのうちの最
大計測時間にデータ収集装置の処理時間、および廃液流
路切換装置の動作応答時間を加えた時間に、処理水最大
流量を掛けた処理水量以上の容量を、自動水質分析点と
流路切換時間の間に有することで、処理水水質悪化時の
移送先水質基準逸脱を防ぐ。

【００３５】さらに、化学分析項目としては、導電率，
ｐＨ、固形分濃度，シリカ濃度、塩素濃度、ＣＯＤボロ
ン濃度，ＴＯＣ等がある。放射能分析項目としては、全
γ放射能濃度，放射性核種濃度等があるが、いずれも直
接的または間接的に連続的な計測が可能なユニットが製
品・実用化されている。

【００３６】従って、自動水質分析点にこれらの計測ニ
ユットを配管・弁等の接続で組み合わせ、各計測ユニッ
ト所定試料条件で通水すること、また、得られる計測信
号処理すべくコンピュータ等で構築されるデータ診断装
置、データ収集装置に所定のプログラム、記憶容量を有
させることで自動水質分析装置が設計される。

【００３７】

【実施例】図１を参照しながら本発明に係る放射性廃液
処理設備の第１の実施例を説明する。図１において、符
号17は廃液受けタンクで、この廃液受けタンク17に入口
配管27を介して廃液処理装置18が接続している。廃液処
理装置18には出口配管26が接続し、この出口配管26の下
流側には流路切換装置25が接続している。この流路切換
装置25の下流側は復水貯蔵容器21、放出カナル22および
廃液受けタンク17に接続する戻り配管５が接続する。

【００３８】出口配管26の分岐点28から分岐して自動水
質分析装置19が接続している。自動水質分析装置19は計
測ユニット20およびデータ診断装置23が内蔵されたもの
である。データ診断装置23からは移送の不許可信号24を
流路切換装置25に伝送する信号系路が設けられる。

【００３９】しかして、図１に示した放射性廃液処理設
備において、放射性廃液の移送配管を通じて廃液受けタ
ンク17に収集された廃液は、廃液処理装置18でろ過、イ
オン交換等の処理がなされ、出口配管26に設けられる自
動水質分析装置19の計測ユニット20で連続的に計測され
ながら、復水貯蔵容器21または、放出カナル22に移送さ
れる。また、必要に応じて戻り配管５から廃液受けタン
ク17へ移送される。

【００４０】処理水水質が悪化した場合は、自動水質分
析装置19のデータ診断装置23から上記移送の不許可信号
24を廃液流路切換装置25に向かって発せられ、移送先流
路を廃液受けタンク17或いは入口配管27に切り換える。

【００４１】つぎに図２により本発明に係る放射性廃液
設備の第２の実施例を説明する。なお、この第２の実施
例の図２中、図１と同一部分には同一符号を付して重複
する部分の説明は省略する。

【００４２】自動水質分析装置19が処理水を水質診断し
廃液流路切換装置25を作動させる間に処理水は出口配管
26を流れ続けるが、出口配管26上の自動水質分析装置19
への配管分岐点28或いは同配管26上に分析装置が設置さ
れる場合の分析点を処理水が通過する時間と前記流路切
換装置24が水質悪化で作動する時間は異なり、両者に時
間遅れが生じる。

【００４３】この遅れ時間は、処理水が出口配管26上の
自動水質分析装置19への配管分岐点28或いは出口配管26
上の分析点を通過した時から、この配管分岐点28から試
料が自動分析装置計測ユニット19に通水され、或いは出
口配管26上で直接分析され、データ診断され、廃液流路
切換装置25を動作完了させる時までの時間をいう。

【００４４】遅れ時間内に処理水が廃液流路切換装置25
を復水貯蔵容器21或いは放出カナル22を通過しないため
には、同時間内の処理水容量分以上を前記配管分岐点28
或いは同配管上に分析装置が設置される場合の分析点か
ら廃液流路切換装置25の間の配管系に有すことが必要と
なる。

【００４５】そのため、図２（ａ）において出口配管26
と廃液流路切換装置25との間に容量指定タンク29ａを設
けたことにある。また、図２（ｂ）では容量指定タンク
29ａの代りに容量指定配管29ｂを設けたことにある。

【００４６】容量指定タンク29ａにはサンプルタンク等
を使用することができ、容量指定配管29ｂはタンクの設
置ができない箇所または制約される配管条件などに好適
する。この容量指定配管29ｂは口径と配管長の組み合わ
せて十分な配管容量を得ることができる。

【００４７】つぎに図３により本発明に係る放射性廃液
設備の第３の実施例を説明する。なお、図３中、図１と
同一部分には同一符号を付してその重複する部分の説明
は省略し、本実施例の要部のみ説明する。

【００４８】図３において、非常用炉心冷却水源を貯留
する復水貯蔵容器21と、復水貯蔵容器21からポンプ配管
32を介して原子炉30に送水するための送水ポンプ31と、
復水貯蔵容器21と送水ポンプ31を接続する配管と、送水
ポンプ31と原子炉30を接続する配管49と、送水ポンプ31
と原子炉30を接続する配管50から分岐し原子炉30を介さ
ず復水貯蔵容器21に接続する模擬試験用配管33から構成
される。

【００４９】非常用炉心冷却設備の前記模擬試験用配管
33から分岐し放射性廃液処理設備の廃液受けタンク17に
廃液受けタンク入口弁34を介し接続する戻り配管51で構
成する。非常用炉心冷却水の模擬試験用配管33を接続す
ることで、復水貯蔵容器21から供給され復水貯蔵容器21
へ戻る模擬試験配管33の流水を前記廃液処理設備へ導
き、同設備廃液処理装置での処理を経て復水貯蔵容器21
へ回収する。

【００５０】ここで、非常用炉心冷却設備の模擬試験用
配管33の廃液処理設備への分岐点35は、充分に復水貯蔵
容器側とすることで非常用炉心冷却設備配管の浄化範囲
が増すので、この分岐点35は非常用炉心冷却設備配管の
復水貯蔵容器入口弁36の近傍に置かれるのが効率的とな
る。

【００５１】つぎに図４により本発明に係る放射性廃液
設備の第４の実施例を説明する。図４は本実施例におけ
る自動水質分析装置を示すもので、廃液処理装置17の出
口配管26上の配管分岐点28から、試料採取止め弁37を介
した試料採取管38を通じて処理水試料を自動水質分析装
置19の化学分析計測ユニット39と放射能分析計測ユニッ
ト40に導くように配管接続している。

【００５２】個々の計測ユニット39，40の種類は、廃液
処理設備の水質管理項目により決定されるが、化学分析
項目の例としては、導電率計41ａ，ｐＨ計41ｂ，濁度計
41ｃや微粒子カウンタ計41ｄ（共に固形分濃度測定を計
器計測値の相関により測定），シリカ計41ｅ，ＴＯＣ計
41ｆ（ＴＯＣ測定、およびボロン濃度をＴＯＣ計測値の
相関により測定），塩素計41ｇ，ＣＯＤ計41ｈの全部お
よび一部が適用される。

【００５３】放射能分析項目の例としては、Ｎａｌシン
チレーション検出器42ａ（全γ放射能）、連続分析型Ｇ
ｅ半導体検出器42ｂ（放射性核種）の両者および一部が
適用される。

【００５４】尚、自動水質分析装置19の放射能分析装置
としては少なくとも連続的な放射能分析を可能とする例
えば上記放射能分析項目の計測ユニットを有する放射性
廃液処理設備であり、図１と図４の放射能分析項目の組
み合わせであるので図による説明は省略する。

【００５５】個々の計測ユニットには、それぞれの計測
条件により計測器43の他に流量、圧力条件を整えるため
の調整弁44を有し、計測原理によっては、温度条件調整
のための減温器，加温器，恒温器や、化学条件調整のた
めの試薬供給容器・ポンプ，除去フィルタ，付属計器，
電気品等が配管・配線により接続されることで構成され
る。

【００５６】データ診断装置45は、コンピュータにより
構成され、計測ユニット39，40からの信号を受ける入力
部47ａと計測値を評価する診断部47ｂと、計測データや
診断結果を出力する出力部47ｃからなる。

【００５７】診断部の評価方法は、個々の水質管理項目
と水質管理基準値との上下比較をする方法と検出ユニッ
ト数を減らし未計測項目を計測項目との水化学的な既知
の相関関係により評価する方法がある。

【００５８】その具体例としては、導電率を計測するこ
とをもって、溶解成分（塩素濃度等）の導電率寄与率か
ら当該溶解成分の水質管理基準値に対する上下を評価す
る等が考えられる。

【００５９】また、付属機能として、水質管理項目の多
成分を計測していることから、各計測項目間で相関関係
が大なる計測項目については、極端にこの相関関係を逸
脱する場合を標準偏差等を利用して検知する、計測ユニ
ットの自己診断する機能を、データ診断装置診断部に有
すことができる。

【００６０】更に、水質悪化徴候の事前検知および計測
ユニットの故障検知の目的から、個々の水質計測ユニッ
トデータの変化率（単位時間当たりのデータ偏差）を連
続的に任意の設定幅に対して比較する機能を、データ診
断装置診断部に有すことができる。これらの機能を形成
するには、比較データとして計測ユニット正常時の連続
データを蓄積し、系統処理されていなくてはならない。

【００６１】データ処理装置46は、データ診断装置から
出力されるデータの収集部48ａと、それの記憶部48ｂ
と、データの中・長期の系統計算を行う演算部48ｃと、
それらのデータを表示・出力したり、これまで記憶した
必要データをデータ診断装置45に出力する出力部48ｄか
らなる。

【００６２】しかして、本実施例では自動水質分析装置
として全ての所定水質管理項目を廃液処理装置の運転中
に連続的に計測，診断する装置を設けている。すなわ
ち、廃液処理設備には水質管理目的により化学分析項目
と放射能分析項目があり、それぞれの水質管理項目全て
に個々に対応する連続計測ユニットを設けている。

【００６３】この連続計測ユニットの計測結果を水質管
理基準値に基づきデータ診断装置45で診断する。そし
て、計測データをデータ処理装置46の収集部48ａで保
管，系統処理する。

【００６４】また、水質管理項目の一部の項目に対応す
る連続計測ユニットの計測結果を基にして水化学的な相
関性から間接的に直接計測しない項目を評価することに
よって全ての水質管理項目をデータ診断装置45で診断
し、データ処理装置46で保管，系統処理する。

【００６５】診断結果が良となれば処理水の再利用や系
外放出の許可信号を廃液流路切換装置25に発し、診断結
果不良により移送の不許可信号24を廃液流路切換装置25
に発する。データ診断装置45は計測した保管データから
自己性能の異常診断し、データ収集装置は水質収集デー
タの保管，記録，統計処理を行う。

【００６６】

【発明の効果】本発明によれば、水質分析設備の自動診
断により、受入廃液の処理から回収までの一連の運転を
一時的な貯留なしで連続的に処理でき、廃液処理設備の
円滑な運転のため、時間的裕度がもたらされる。

【００６７】また、この様な処理能力の高い廃液処理設
備を原子力発電プラントの非常用炉心冷却設備に接続す
ることにより、非常用水源の水質の浄化が可能となり、
ひいては非常用炉心冷却系統の健全性維持に寄与するこ
ととなる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る放射性廃液処理設備の第１の実施
例を示す系統図。

【図２】（ａ）は本発明に係る放射性廃液処理設備の第
２の実施例を示す系統図、（ｂ）は（ａ）における他の
例を示す系統図。

【図３】本発明に係る放射性廃液処理設備の第３の実施
例を示す系統図。

【図４】本発明に係る放射性廃液処理設備の第４の実施
例を示す系統図。

【図５】従来の放射性廃液処理設備を示す系統図。

【符号の説明】 １…高電導度廃液サンプルタンク、２…高電導度廃液収
集タンク、３…高電導度廃液濃縮器、４…高電導度廃液
脱塩塔、５…戻り配管、６…復水貯蔵槽、７…濃縮液、
８…カナル、９…低電導度廃液サンプル槽、10…低電導
度廃液収集槽、11…低電導度廃液ろ過器、12…低電導度
廃液脱塩塔、13…シャワー廃液サンプルタンク、14…シ
ャワー廃液収集タンク、15…シャワー廃液ろ過器、16…
ストーム廃液収集タンク、17…廃液受けタンク、18…廃
液処理装置、19…自動水質分析装置、20…計測ユニッ
ト、21…復水貯蔵容器、22…放出カナル、23…データ診
断装置、24…移送の不許可信号、25…廃液流路切換装
置、26…出口配管、27…入口配管、28…自動水質分析装
置への配管分岐点、29ａ…容量指定タンク、29ｂ…容量
指定配管、30…原子炉、31…送水ポンプ、32…ポンプ配
管、33…模擬試験用配管、34…廃液受けタンク入口弁、
35…廃液処理設備への分岐点、36…復水貯蔵容器入口
弁、37…試料採取止め弁、38…試料採取管、39…化学分
析計測ユニット、40…放射能分析計測ユニット、41ａ…
導電率計ユニット、41ｂ…ｐＨ計ユニット、41ｃ…濁度
計ユニット、41ｄ…微粒子カウンタユニット、41ｅ…シ
リカ計ユニット、41ｆ…ＴＯＣ計ユニット、41ｇ…塩素
計ユニット、41ｈ…ＣＯＤ計ユニット、42ａ…Ｎａｌシ
ンチレーション検出器ユニット、42ｂ…連続分析型Ｇｅ
半導体検出器ユニット、43…計測器、44…調整弁、45…
データ診断装置、46…データ処理装置、47ａ…データ診
断装置入力部、47ｂ…データ診断装置診断部、47ｃ…デ
ータ診断装置出力部、48ａ…データ処理装置収集部、48
ｂ…データ処理装置記憶部、48ｃ…データ処理装置演算
部、48ｄ…データ処理装置出力部、49…原子炉配管。

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 放射性廃液受けタンクと、この廃液受け
   タンクに接続した廃液処理装置と、この廃液処理装置に
   接続した流路切換装置と、この流路切換装置の下流側に
   接続した復水貯蔵容器放出カナルおよび前記廃液受けタ
   ンクへの戻り配管と、前記廃液処理装置と前記流路切換
   装置とを接続する出口配管から分岐して接続した自動水
   質分析装置と、この自動水質分析装置の診断信号を前記
   流路切換装置に入力する信号系路とを具備したことを特
   徴とする放射性廃液処理設備。
2. 【請求項２】 前記自動水質分析装置への配管分岐点と
   前記廃液流路切換装置との間に容量指定タンクまたは配
   管を設けてなることを特徴とする請求項１記載の放射性
   廃液処理設備。
3. 【請求項３】 前記復水貯蔵容器に送水ポンプを介して
   模擬試験用循環配管を接続し、この模擬試験用試験配管
   から分岐して原子炉に接続する分岐配管を設けてなるこ
   とを特徴とする請求項１記載の放射性廃液処理設備。
4. 【請求項４】 前記自動水質装置は化学分析計測ユニッ
   トと、放射能分析計測ユニットを備えたものであること
   を特徴とする請求項１記載の放射性廃液処理設備。
5. 【請求項５】 前記各々の計測ユニットから出力される
   計測信号値を入力するデータ診断装置と、このデータ診
   断装置に接続したデータ処理装置とを設けてなることを
   特徴とする請求項１記載の放射性廃液処理設備。