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［様式2（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです
101 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 提案書 技術分野 ② （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 提案件名 カーボンナノチューブ純水分散液を用いた汚染水処理法 提案者 株式会社 大成化研 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 【概要】 弊社、株式会社大成化研の「ナノ墨」（商標：5323598 号）は多層カーボンナノチューブ （以下ＣＮＴ）を弊社独自の技術（カルボニル基等の高い反応性をもつ官能基を付加）に より、純水中に均一分散させた水溶液です。本来は自動車などのオイル添加剤として開発 したもので、各種潤滑オイルに添加することで機関部の摺動性を高め、燃費を改善する効 果があります。また、ＣＮＴの高い導電性を活かしたバッテリー再生液としても活用され ており、こういった分野では既に市場において一定の評価を獲得しております。その他に も、熱伝導率を活かした熱交換機への活用、生体親和性を活かした細胞培養への応用など が検討されており、様々な分野に応用可能な、極めて汎用性の高い製品となっております。 【性能・特徴】 今回のケースにおきましては、汚染物質の凝集沈殿剤としての活用が可能であると考え ます。汚染水中に「ナノ墨」を添加・攪拌することでセシウム、ストロンチウム、トリチ ウムといった放射性物質を凝集沈殿させ、簡便にこれらを除去することが出来、従来の凝 集沈殿剤と比較した場合、とりわけトリチウムに対する非常に高い吸着力が期待できます。 これは、ＣＮＴが本来持っている吸着・収蔵能力に加え、 「ナノ墨」特有の上記の官能基に よる強い化学的結合力が働くためです。具体的には、汚染水に少量の電解液とともに「ナ ノ墨」を添加して DC12V にて電気分解を行い、水中のトリチウムと酸素を分解、そのトリ チウムをＣＮＴが吸着し、その電荷を利用して一方の電極に集めることでトリチウムの分 離除去が可能であると考えられます。 また、 「ナノ墨」自体は不純物等を含まない純水による分散液であるため、環境中で安定・ 安全であることも特徴の一つとして挙げられます。 【仕様】 カーボンナノチューブ純水分散液「ナノ墨」 ・成分：多層ＣＮＴ（直径 3～15nm）1.2%＋精製水 98.8% ・液性：中性（pH7.0～8.0） ・価格：1Ｌあたり 20 万円 【保有者】 株式会社 大成化研（兵庫県姫路市土山東の町１番２号） 代表取締役 松原賢政 101 ２．備考 ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 前述の通り、オイル添加剤・バッテリー再生液としては市場展開済み。今回の案件の場合 大量生産となり、価格を引き下げることは可能です。汚染水処理については商業的な実績 はないが、水道水・汚泥水にて実験を行い、吸着・分離効果を確認済み。また、セシウム については（株）神戸工業試験場（分析専門機関）において下記の試験を実施した。 ①塩化セシウム(CsCL)試験液（1mg/L)を調整する ↓ ②試験液 1L に対し吸着剤「ナノ墨」0.5wt/V%の割合で添加し、常温で 2 時間攪拌する ↓ ③遠心分離（2260G、60min） ↓ ④ろ過材（孔径 0.1μ）にてろ過 ↓ ⑤試験前後の Cs 濃度を ICP 質量分析にて比較 その結果、Cs 濃度が 0.6mg/L まで低下（40%除去）していることを確認した。 今回の試験では微量（0.5wt/V%）のナノ墨を使用したが、添加量を増やすことでさらに除 去効果を高めることが出来る。また実際の汚染水には Cs だけでなく様々な物質がふくまれ ているため、共合吸着させることでより高い効果が得られると考えられる。 ① 試験前（1mgCs/L) ② 2 時間撹拌後（直後） ④ 遠心分離・ろ過後 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 実際の汚染水を用いた実証実験は未実施である。早急に実証設備を整える必要がある。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 「ＣＮＴ純水分散液及びオイルや放射性物質の結合」（特許出願中） 102 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ①汚染水貯蔵 願います） （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載 御提案件名 フォールトトラレントを有した遮蔽汚染水タンク 御提案者 成島 誠一 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ・ 特徴 本技術は、汚染水を長期貯蔵するに当たり万が一遮水構造が破損しても貯蔵機能を保持し かつ遮蔽性能がある汚染水タンク ・仕様 二重化された空隙幅 50cm のタンク内径 12m 外径 13m 内タンク高さ h=10m 汚染水容量 1,000 ㎥鋼製タンクの空隙に高比重変形追従型遮水遮蔽材を充填することで迅速な設置及び遮蔽 99%かつ遮水性能透水係数 k≦1.0×10-10m/sec の性能を有する図-1 に示す汚染水タンクであ る。 高比重変形追従型遮水遮蔽材の仕様は以下とする。 「遮水材配合組成(1)」 水 ：100.0 重量部 NB クレイ ：6.0～20.0 重量部 テルバー ：400.0 重量部以下（比重：2.60 以下）で任意に調整 「仕 様」 流 動 性 ：テーブルフロー値が 130mm 以上から 170mm 以下±5mm ブリージング率 ：1％以下 テルバーの沈降 ：沈降分離無し 高比重変形追従型遮水遮蔽材 径13m 径13m 径12m 50cm 空隙 汚染水内タンク 径12m h=11m 50cm 汚染水内タンク 空隙 h=10m h=10m 図-1 遮蔽汚染水タンク設置 h=11m 高比重変形追従型遮水遮蔽材 空隙充填 102 ・性能 タンク内径部から漏水した場合、高比重変形追従型遮水遮蔽材が機能し即時的な漏水を遮 水する。日々の点検、メンテナンス時など高線量汚染水のシールド性能として遮蔽 99%の表 面線量の減衰する性能を有する。 万が一、外径部が破損した場合、高比重変形追従型遮水遮蔽材が汚染水との比重差により 高比重変形追従型遮水遮蔽材が先に漏えいし汚染水を地盤へ浸透することを抑えることが 可能である。高比重変形追従型遮水遮蔽材の特徴を列記する。 ① 最大比重２．６０（ℊ／㏄）で任意の比重に調整可能。 ② 塑性流動、塑性体の性状を有し、変形追従して割れ、破壊を発生しない。 ③ 10-10～10-11m/sec の低透水性を達成 ④ 均一な遮水壁躯体が設置できる ⑤ 無機鉱物のみで構成された遮水材のため長期安定性に優れている。(腐敗分解がない） ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 高比重変形追従型遮水遮蔽材の開発済 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 二重化汚染水タンクの製造検討 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特許出願中 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 103 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ①汚染水貯蔵 願います） （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載 御提案件名 フォールトトラレントを考慮した NB 工法遮水構造汚染水貯蔵施設 御提案者 成島 誠一 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ・ 特徴 本技術は、汚染水を長期貯蔵するに当たり万が一遮水構造が破損しても貯蔵機能を保持し 続ける特徴を持つ汚染水貯水槽を提案するものである。 ・仕様 基盤は、コーン指数 qc≧1,2MN/㎡とした地盤に汚染水の貯蔵期間に応じた遮水層を敷設し た直上に遮水シートおよび布型枠コンクリートによる複合構造貯水槽である。 遮水層は、ナチュラルブランケット工法(NB 工法)を採用し、ベントナイト 100%粒径 26.5mm 以下の粒状であるベントナイト砕石 t1=50cm、透水係数 k=3×10-11m/sec、遮水シート t2=1.5mm 敷設、布型枠 t3=20cm の複合構造とする。NB 工法は、特記仕様書 1)に基づき厳格 に施工する。 ・性能 遮水シートが万が一破損してもベントナイト砕石層が厚さ 50cm であるとトラベルタイムが 滞留水深 6m で約 40 年である。ベントナイト砕石層は、変形追従性がありかつ無機粘土鉱 物のひとつであることから耐久性は永久的に遮水機能を有する。構造は、管理型最終処分 場に準拠したものであるが、ベントナイト砕石層は通常の粘土層に比較し 100 倍以上の遮 水性能が向上している。概念図を図-１に示す。 構造仕様 汚染水 水深h=6m ・底盤はベントナイト砕石厚さ50cm ﾄﾗﾍﾞﾙﾀｲﾑ40年、不等沈下防止機能 ・法面は緩勾配1:2.5以上 ・水深6m ・3ha面積で約18万㎥ 布型枠コンクリート t3=20cm ポリエチレンシート t2=1.5mm NB工法 ベントナイト砕石t1=50cm 図-1 トラベルタイム 40 年遮水構造例 103 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 1.東京都 8,000Bq/kg 以上指定廃棄物焼却飛灰一時保管隔離層の適用 t=30cm 2.群馬県富岡市特定一般廃棄物埋設閉鎖に伴う遮水層の適用 t=8cm 3.宮城県災害廃棄物放射能汚染飛灰 14 万 t 最終処分遮水層の適用 t=5cm 4.静岡県裾野市最終処分場遮水構造の適用 t=10cm 5.産業廃棄物管理型処分場遮水構造の適用 t=8cm 6.国立環境研究所中間貯蔵施設、指定廃棄物最終処分場最終覆土に係る適用 t=20cm ・開発・実用化に向けた課題・留意点 NB 研究会を窓口に写真-1 に示すように実用化された工法である。 ①基盤整地・不陸整正・材料搬入 qc≧1.2MN/㎡ ②機械敷設 厚さ25cm敷き均し1層 ベントナイト砕石敷均し ベントナイト砕石搬入 ④簡易測定キャスポル 締固め管理・出来形管理 ③ローラ転圧 平均Ia値≧18.5 ベントナイト砕石転圧 簡易支持力測定器キャスポルIa≧14 NB工法敷設概況 出来形検尺 写真-1 NB 工法施工状況 ・ その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 本工法は、特許出願中であるが既に広く採用されており NB 研究会にて一括対応している。 １)補足資料 特記仕様書 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 104 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ④建屋内の汚染水管理 （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願い ます） 御提案件名 高比重逸水防止塑性体（高粘性体）適用による遮水技術 御提案者 成島誠一 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ・ 特徴 本技術は、地下水の流れが強く、地下地盤、或は建屋内に亀裂が発生している状況下で使 用する空隙閉塞用の塑性体（高粘性体）である。 ・仕様 本技術は、流速がある地下水漏水個所へ比重 2.5 以上の高比重逸水防止塑性体により、水 との比重差を抵抗要因として連続的に注入することで徐々に破損個所へ充填され遮水する 技術である。図-1 に示すように原子炉建屋周囲及び、建屋内の地下水流入、流出部分近く にトレーミー管を降下させ、高比重逸水防止塑性体（粘性体）を打設し、空隙を一次閉塞 する。その後、高比重無機固化材を周辺に充填しマグネシアセメントとして完全に固化、 閉塞させる。本技術は、地下水の流れが強く、地下地盤に亀裂などが発生している状況下 で使用する空隙閉塞用の塑性体（高粘性体）製造技術であり、石油、地熱井掘削時に遭遇 する逸泥対策技術として研究開発され、実績を積んできた技術の応用である。 打設用ポンプから圧送 打設用トレミー管 原子炉建屋 汚染水 高比重逸水防止塑性体 配管周囲亀裂、及び管内 図-1 高比重逸水防止塑性体適用による遮水概念図 汚染水の流れ 104 ・性能 高比重逸水防止塑性体（高粘性体） 本塑性体は、地下水の流れが強く、地下地盤、或は建屋内に亀裂が発生している状況下で 使用する海水利用可能な空隙閉塞用の塑性体（高粘性体）の仕様を下記に列記する。 水 ：100.0 重量部 NB クレイ ：5.0～10.0 重量部 XCD－ポリマー ：0.5～2.0 重量部（適用温度によっては 150℃の高温環境下にお いても機能劣化を起こさないポリマーを選択使用） テルバー ：400.0 重量部以下（比重：2.60 以下）で任意に調整 空隙閉塞材（逸泥防止剤） ：軽石、雲母等の数㎝～数㎜の粒子径を持つ材料の混合物を水＋ NB クレイ混合物懸濁液 100 重量部に 15～30 重量部の範囲で添加 高比重無機固化材(マグネシアセメント) （溶解水） 水 ：100.0 重量部 マグハード A ：100.0 重量部 XCD－ポリマー ： 0.5 重量部（必要に応じて使用） ※溶解水比重は、1.22（g/cc） （閉塞流体） 溶解水 ：100.0 重量部 マグハード B ： 50.0 重量部 ※出来上がり流体比重は、1.57 （g/cc） 空隙閉塞材（逸泥防止剤）： 必要に応じて使用 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 本技術は、地下水の流れが強く、地下地盤に亀裂などが発生している状況下で使用する空 隙閉塞用の塑性体（高粘性体）製造技術である。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 高比重逸水防止塑性体（高粘性体）は、石油、地熱井掘削時に遭遇する逸泥対策技術とし て研究開発され、実績を積んできた技術の応用である。 高比重無機固化材は、石油掘削時の高温度環境下に於ける逸泥対策に使用される技術であ り、適応温度は最大 140℃である。 固化時間の調整（遅延剤の検討）」 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特許出願中 105 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ⑤地下水流入抑制の敷地管理 号を記載願います） （「技術提案募集の内容」の該当番 御提案件名 地下水遮水壁構築に用いる高比重変形追従型遮水材 御提案者 長江泰史 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ・ 特徴 本技術は、図-1 に示すように一般の土木工事で用いられている既往の連続地中壁工事技術 を適用、掘削後、本遮水材に入れ替えるか、鋼管矢板の継ぎ手部分に充填し流量が多く流 速が早くとも確実に遮水壁を構築する真水の代わりに海水も使用できる高比重変形追従型 遮水材技術である。下記に本技術の特徴を列記する。 ① 最大比重２．６０（ℊ／㏄）で任意の比重に調整可能。 ② 塑性流動、塑性体の性状を有し、地震等の外部応力に対し変形追従して割れ、破壊を 発生しない。 ③ 10-10～10-11m/sec の低透水性を達成 ④ 均一な遮水壁躯体が設置できる ⑤ 無機鉱物のみで構成された遮水材のため長期安定性に優れている。(腐敗分解がない） ⑥ 地層空隙閉塞材を併用できるため、地下水の流れが強い地域での適用が可能 打設用ポンプから圧送 高比重変形追従型遮水壁 打設用トレミー管 地盤 地下水の流れ 図-1 地下水遮水壁構築の概念図 105 ・仕様 本配合組成は、地下水の流れが強く、地下地盤に亀裂などが発生している状況下で使用す る空隙閉塞用の塑性体（高粘性体）として仕様を下記に列記する。 水 ：100.0 重量部 NB クレイ ：5.0～10.0 重量部 XCD－ポリマー ：0.5～2.0 重量部 テルバー ：400.0 重量部以下（比重：2.60 以下）で任意に調整 空隙閉塞材（逸泥防止剤）：軽石、雲母等の数㎝～数㎜の粒子径を持つ材料の混合 物を水＋NB クレイ混合物懸濁液 100 重量部に 15～30 重量部の範囲で添加 ・性能 一般土木工事で使用されているモルタルミキサー、2 軸パドルミキサーやモルタル製造プラ ント工場で製造した本遮水材は、既往の地中連続壁工事で利用するトレミー管を用いてコ ンクリートを打設する方法と同様な方法で設置する。設置された遮水壁は、遮水係数 10-10 ～10-11m/sec の低透水性を確保し地下水流速に勝る高比重変形追従型遮水を提供する。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 本遮水材は、海面処分場建設の底面、法面及び鋼管矢板の継ぎ手部分の遮水目的に開発さ れた技術と石油掘削で加重剤として使用されているテルバーを適用して流体比重をコ ントロールする技術とを合わせて開発した技術である。よって、個々の技術、材料として は、既に多くの国内海面処分場建設、石油天然ガス井掘削等で使用された実績がある。 また、地下水の流れが強く、地下地盤に亀裂などが発生している状況下で使用する空隙閉 塞用の塑性体（高粘性体）製造技術は、石油、地熱井掘削時に遭遇する逸泥対策技術とし て研究開発され、実績を積んできた技術の応用である。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 既往工法との適用検討 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特許出願中 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 106 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 提案書 技術分野 ① （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 提案件名 福島第一原発近傍において、良好な作業環境を整えて貯留ユニットの製 作を行ない、完全防水を実現するプラスチック製軽量貯蔵施設 提案者 髙井 征一郎（株式会社トーテツ 大石 不二夫（元鉄道総研主幹研究員、現職神奈川大学名誉教授・特別所員） 代表取締役社長） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） プラスチック製貯留材とシートを使って築造する地下貯留槽については、福島第一原 発において貯水量 10,000 ㌧前後の大規模貯留槽への汚染水貯蔵が行われたが、本年４ 月に漏出が発覚し貯留中止に追い込まれる結果となった。 ただ、この種の工法に長年かかわってきた私どもの判断では、失敗の原因は工法その ものにあるのではなく、当該工法の長所・短所を知り尽くした上での、適切な措置が実 施されなかったことによるものだと考えられる。そもそも遮水シートは薄く破損しやす いものであり、これによって完全防水を実現するには、品質管理等で適切な方策を講ず る必要がある。ここに私が提案するのは、当社が開発した貯留材「アクアパレス」が、 容量 50 ㎥程度の貯留槽として組立て完成させたものを、そのままロープをかけてクレ ーンで吊上げ移動できる性能を持つことを活用し（添付写真参照）、汚染水漏れによっ て問題が惹起することのない、地下貯蔵方式を実現するものである。 その貯留構成のあらましは、二重の漏出防止策を持つものであり、最初に万一の事態 への備えとなる、遮水構造を有する大規模地下空間を造成し、その中にさらに漏水テス トを行って、水漏れのないことを確認した 50 ㎥/ユニットの小型の地下貯留槽を多数設 置するというものである。（添付図参照）。 ユニットを 50 ㎥としたのは、第一には漏水テスト等の品質管理の徹底を期するには、 この程度の大きさが適正と考えられること、そして第二には作業環境の良い場所で製作 したユニットをクレーンにより吊上げて移動し、大規模地下空間に吊降す際に、作業が 比較的円滑に行える規模であることによるものである。 この小型ユニットは、前記の大規模地下貯留空間に比較的近い所に作業場を設けて製 作することになるが、この作業場は作業員が被曝から守られることはもちろん、風雨や 寒気、直射日光などの直接的な影響を受けず、比較的ゆとりを持って作業可能な環境を 整えることが望まれる。作業環境の良し悪しは作業効率のみならず、品質管理にも影響 するからである。 現時点で考えられる作業手順を次に示す。 ①遮水構造を持つ大規模地下空間の構築 ベントナイトシート、ポリエステル長繊維不織布、高密度ポリエチレンシートを多層 に敷設して、底面から水漏れが発生しない地下空間を形成する。 ②50 ㎥の小型ユニットの製作 貯留材・アクアパレスを組立て、シートで被覆し、汚染水注入口とエア抜きを取付け 106 る。シートによる被覆作業は、水漏れのない完全密封・完全防水を目標に行う。 ③完全防水確認のための試験検査の実施 完成した小型ユニット内に、コンプレッサにより圧縮空気を送り込んで、漏出箇所の 有無を判定。 ④クレーンで吊上げトレーラーに乗せ移動 検査に合格したユニットをクレーンで吊ってトレーラーに乗せ、大規模地下空間の周 縁へ運び、再びクレーンで大規模地下空間の底部に吊降す。 ⑤再検査の実施 大規模地下空間内に設置したところで、必要に応じて再度、完全防水確認の検査を実 施。この検査は③と同様、コンプレッサにより行う。 ⑥埋設し放射能汚染水を注入して長期保存 その際、大規模地下空間内部の複数の小型ユニットの間に生ずる空隙は、砂・泥等で 埋め戻しても良いが、将来、小型ユニットを取り出すことを考えるならば、アクアパ レスの部材を用いて耐圧構造を有する人工地盤として形成することもできる。（添付 図参照） ⑦監視カメラの設置 ユニット間の空隙部をアクアパレスの部材で人工地盤として構築する場合は、必要に 応じて、監視カメラを内蔵させることもできる。（添付図参照） ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) コンプレッサによる完全防水確認のための試験検査以外はすべて、これまでに実 施あるいは試験済みか、通常の建設現場での作業範囲のものであり、技術的には問 題なく実施可能と判断している。コンプレッサによる試験検査についても、問題な いと判断されるが現在、実証すべく準備中である。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 小型ユニット製作のための場所の確保、シート溶着等に従事する作業員の確保等。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 当社の貯留材「アクアパレス」は、今年３月に公益社団法人・雨水貯留浸透技術協 会の技術評価認定を取得した新しいタイプの貯留材であり、世界１７ヶ国に特許出願 中である。 107 ［様式２］ 御提案書 技術分野 ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理 御提案件名 地下水涵養の抑制と注水による地下水制御 御提案者 独立行政法人産業技術総合研究所 深部地質環境研究コア １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 福島第一原子力発電所第 1 号機～第４号機の建屋に流入する地下水の涵養をフェーシングにより 遮断するとともに、注水井を設置し、地下水を数 10 年間程度の長期間にわたって安定的に制御す るもの。具体的には、以下の方法による。 ① 福島第一原子力発電所第 1 号機～第６号機が立地する丘陵地全域（西側の沖積低地へ至る斜 面から東側の海まで）の全面をフェーシング（表面遮水処理）することにより、雨水による 地下水（富岡層 T3 部層中粒砂岩層の自由地下水（不圧地下水）および富岡層 T3 部層互層部 の被圧地下水）の涵養を抑制。 ② 丘陵地西端の沖積低地との境界部に沿って排水溝を掘削（あるいは、互層部の深度によって は矢板等の遮水壁を設置）し、互層部に対する沖積層からの地下水の涵養を抑制。この対策 工は、互層部の被圧地下水のポテンシャルを抑制することに繋がり、4 号機原子炉建屋や高温 焼却炉設備建屋の周囲に存在する埋め戻し部の高透水性領域を経由した互層部の被圧地下水 の自由地下水側への上向きの流出を抑制できる。 ③ 第１号機～第４号機の建屋敷地内に注水井を設置（あるいは既存サブドレインを活用）し、 坂下ダム導水の注水により地下水位を管理。なお、注水井は、中粒砂岩と互層部にそれぞれ 設置し、それぞれの水位・水頭を独立に管理できるようにする。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む） 既存工法の組み合わせであり、国内外の現場で多数の実績がある。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ① 問題点：丘陵地西側には、東電が所有していない民有地が存在する。また、伐採木の処分や 対策工に伴う建設廃棄物の処分が課題となる。 ② 留意点：斜面の安定化工事と長期的な保守管理、降雨等の効率的な排水計画の策定と放射性 物質による汚染の有無の確認。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 2013 年度日本水文科学会学術大会発表要旨集、28，p.XX-XX 108 ［様式２］ 御提案書 技術分野 ⑥ 地下水等の挙動把握 御提案件名 地下水挙動を把握するための補完的なデータ取得と解析 御提案者 独立行政法人産業技術総合研究所 深部地質環境研究コア １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 福島第一原子力発電所第 1 号機～第４号機の建屋に流入する地下水の挙動を把握するため、既に 観測されている各種データを補完するデータを取得し、また既存データの解析を行うもの。具体的 には、以下のデータを取得し、解析を行う。 ①福島第一原子力発電所の敷地を含む丘陵地周辺の航空レーザー測量の実施。 ②観測井・揚水井・サブドレイン等の GPS 測量の実施。 ③構内一般排水路の流量調査の実施。構内一般排水路流向・流量調査報告書（S58.3)との対比に 基づく健全性確認と排水路経由の地下水涵養量推定。 ④敷地造成時の排水管等の残置・現存状況の確認（特に構内進入路・大芋沢・10ｍ盤・4ｍ盤に おける排水管の状況） 。 ⑤海側埋立地（4ｍ盤）における液状化調査を実施し、人工構造物以外の流動経路の有無の確認。 ⑥山側タンク群設置面における接地面性状（切り土/盛り土） 、土壌改良の有無・深度を確認し、 35ｍ盤の被覆率を推定。 ⑦前面専用港内に簡易検潮機器を設置し、地下水位と潮位の関係を直接的に比較。 ⑧観測井等における各層採水・モニタリングの実施。 ⑨地下水位連続観測記録を用いた潮汐応答・降雨応答・気圧応答や揚水後の水位回復曲線から帯 水層の水理定数（透水係数など）の推定。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 既存技術・解析手法の組み合わせであり、国内外の現場で多数の実績がある。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 問題点：航空レーザー測量には、現在の上空飛行制限の一時的な解除が必要。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 塚本 斉・安原正也・風早康平（2013）公開資料に基づく福島第一原子力発電所周辺の水文地質構 造と地下水流動の検討 －数十年程度を見越した地下水対策をどう考えるか？－，2013 年度日 本水文科学会学術大会要旨，XX-XX． 細谷・徳永（2008）間隙水圧の気圧変動に対する応答を利用した堆積岩の鉛直方向の透水係数の 評価、土木学会論文集 C, 64, 238-252． Matsumoto, N. and E.A. Roeloffs（2003） Hydrologic response to earthquakes in the Haibara well, central Japan: II. Possible mechanism inferred from time-varying hydraulic properties, Geophysical Journal International, 155, 885-898． 110 111 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ① （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 汚染水貯蔵タンク水位の遠隔監視装置 御提案者 有限会社インターフェース 秋山 公彦 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 1-1.特徴 汚染水貯蔵タンクに取り付けられたフロートスイッチ及びパルス式レベルセンサの 信号を FOMA 対応無線機に繋ぐことにより、メールでデータ収集ができる。 1-2.仕様(詳細は添付タンク水位遠隔監視装置(IF-3C000124)参照) (1) 電源：AC100V20W (2) 入力：10 点 (3) 出力：2c リレー接点 (4) アナログ入力：4～20mA/1～5V 4 点 (5) 登録メールアドレス：10 点 (6) レベルセンサ検出範囲：200～2,000mm (7) レベルセンサ分解能：1mm (8) レベルセンサ精度：±3mm 1-3.性能 入力信号、アナログ信号及び停電・復電・ヘルス(装置が正常に動作していること) 信号をメールで送信ができる。 そのためデータ収集以外に遠隔監視装置の健全性を確認できる。 1-4.保有者 有限会社インターフェース 代表取締役 秋山 公彦 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) この遠隔監視装置は高齢者の生活をやさしく見守る安否確認通報システムとして運用 されている。そのため、短期間での製作・納入は可能。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 添付一般用安否確認通報システムパンフレット(PLT20120315)参照方。 現在運用されている安否確認通報システムの用途を汚染水貯蔵タンク水位の遠隔監視 に変更するだけなので、技術的課題は何もない。 留意点は放射線による機器のダメージがあるかどうかだけである。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 機器を組み合わせてのローテック技術であるため、特許はなし。 112 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 1,4,5 (Select the number from “Areasof Technologies Requested”) Title Nuclear Contaminated Waste Water Disposal, Site Tsunami Protection & Groundwater Management Submitted by D.E.B.Aitken MSc CEng MIMechE MICE MRINA 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) This document refers generally to the content of sections 1,4 and 5 but has some influence on sections 2 and 6 also, albeit indirectly. The technology offered by Maricuda Special Projects Limited (MSPL) in conjunction with Arup and CH2M Hill is both new and innovative and shall be described without reference to those features of which the intellectual property are/may be protected by patent. Project ‘A’ - Makes reference to the requirement to control groundwater beneath and adjacent to the Fukushima plant. This project can be readily modeled by proprietary computer programs and thus can be demonstrated to provide both an effective and economic solution. The MSPL solution is supported by Arup who has the necessary expertise required to deliver this technology. The MSPL solution to groundwater management is a recent development based on several years of study at a nuclear site in the UK and was subsequently accepted as a research topic on post graduate doctorate course at a leading UK University. Once adopted based on the results of a short study undertaken by a university or engineering institution, the implementation of the project would be swift and effective. MSPL is proposing a solution based on previous studies which were initiated to protect occupied land from groundwater contamination. Japan may already have the required equipment or this can be shipped from the UK. The level of expertise is able to be transferred to Japanese companies very quickly assuming that the skills are not already present. The main features of the system are:1. Very economical both to initiate and to maintain. 2. Immediately effective with results able to be obtained very quickly for monitoring 3. Highly effective. A solution based on these principles will deliver a high level of confidence regarding the integrity of the site and its condition. 4. The process provides a long-term non-degradable solution which is logical and secure. 112 Project ‘B’ - Is a waste water disposal method which enables the disposal operation to be totally controlled and worker safe from the first step to the last. This system addresses all of the common areas of concern relating to the disposal of nuclear waste, including but not limited to; operator safety, environmental controls, effect on food supply, cost effectiveness, risk mitigation, condition monitoring and public confidence/opinion. The intellectual property of this process is valuable and therefore cannot be described in detail, however it is possible to report that providing the basic principles of this system are acceptable then it is a simple matter to demonstrate the process using a real size model in a live monitoring situation. MSPL are able to draw upon the services of Brunel University who would be willing to work with a Japanese university to provide the necessary due diligence. Project ‘C’ - Refers to a barrier capable of resisting the 34m tsunami as predicted by the USGS. This barrier can protect the Fukoshima Plant and prevent radio-active debris from being spread inland by the inundation of the wave. Radio-active particulate thus distributed would be very difficult and costly to recover so to prevent such an occurrence is of prime importance. Arup would act in the capacity of EPC and would deliver this project using Japanese resources and materials. [This project is also equally applicable to Tokyo and other areas] Project ‘D’ - Does not relate specifically to the Fukushima situation but concerns the generation of electrical power by 65MW marine turbine which if placed in the Kuroshio Current would replace nuclear power (32 turbines = 2 x nuclear power stations = 2,200MW) CH2M Hill would act as EPC and are able to deliver this project using Japanese resources and materials and is prepared to undertake whatever action is considered necessary to provide proof of concept and construction feasibility. This project could make Japan power self-sufficient and eliminate the need to import coal and LPG/LNG from Australia, the US and Canada. The MSPL hydro-turbines are based on proven hydrodynamic laws and can be easily demonstrated for performance using modern mathematical modeling methods. Construction requires standard structural/civil engineering methods for which Japan is internationally renown. 112 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) MSPL, Arup and CH2M Hill collectively require between six to eight weeks from commencement to come to Japan for the purpose of presenting these proposals as projects ready for engagement. It is envisaged that there would be a period of study which would include all necessary engineering and project management required in order that the project(s) may be presented as deliverable works and that their described function(s) can be adequately demonstrated to be achievable. The mobilisation period after project initiation would be determined by the state of readiness and present capacity of those companies who would be willing to undertake the described works. - Challenges Having visited Japan twice since the 2011 tsunami and having discussed these projects in depth with CH2M Hill and Arup, I am convinced that a dynamic and professional attitude exists which could deliver these projects if required to do so. Japan has the problems and we have the solutions, given the opportunity we can work together over the next few years to improve the quality of life in Japan for future generations. The challenge is surely to deliver these projects as rapidly as possible in order that the threat of contamination from the Fukushima site can be rapidly contained and the maximum benefit is gained before the predicted 34m tsunami arrives. - Others (referential information on patent if any) MSPL is an engineering design and innovation company which is presently directing considerable effort and resource towards providing large scale engineering solutions to some of Japan’s large scale problems. The intellectual property of these solutions is currently available 112 as part of the project package(s) and may be transferred to the relevant Japanese body if required. 3. 【Areas of Technologies Requested】 (1) Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.) (2) Treatment of contaminated water (Tritium, etc.) (3) Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor (4) Management of contaminated water inside the buildings (5) Management measures to block groundwater from flowing into the site (6) Understanding the groundwater flow 113 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 5 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Title Double Wall Balance (Idea) Submitted by Franz Trieb, Germany 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) • Build a double wall around the reactors forming a deep trench in between. The outer wall should be massive while the inner wall should be perforated to let water that comes from below the reactor area sip into the trench before it reaches the reactor. • Pumping water from the trench will lower the groundwater level in the trench and, more slowly, also inside the reactor area. • The outer wall must be closed to all sides on its total height and length, so it will stop groundwater flow towards the reactors from the side, but not from below. • The inner wall must be perforated so groundwater entering from below will be pulled into the trench by the trench pumps before it reaches the reactors. • A good balance between the reactor decontamination pumps and the trench pumps must avoid pulling contaminated water towards the trench or pulling clean groundwater towards the reactors. The double wall balance serves to increase the distance between groundwater and the nucleus and to avoid new groundwater flow towards the reactors. Remember this is only an idea you must check with experts. Good Luck! 113 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) Should be possible to build with state of the art technology. The trench concept is used worldwide to reduce groundwater level in wetlands, although usually not as deep as needed here. The balance idea has not been applied yet. 113 - Challenges This is only an idea that has not been applied yet, check with experts - Others (referential information on patent if any) none 【Areas of Technologies Requested】 (1) Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.) (2) Treatment of contaminated water (Tritium, etc.) (3) Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor (4) Management of contaminated water inside the buildings (5) Management measures to block groundwater from flowing into the site (6) Understanding the groundwater flow 114 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 2 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Title Alternative Final Water Treatment System Submitted by The SimplyInfo.org Research Team 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) The Alternative Final Water Treatment System acts as a secondary system and process to the current systems in use at Fukushima Daiichi. The current system of desalination, cesium removal and ALPS should continue at Fukushima Daiichi in our estimation. This provides a better containment and use of established systems that appear to be working. This is with the assumption that ALPS will eventually function and run at capacity. Water treated through all current processes including ALPS at Fukushima Daiichi should be safely transported via a triple walled seismic rated pipeline to Fukushima Daini for final treatment and release. Daini is roughly 6 to 8 miles (9 to 12km) from Daiichi. A safe pipeline through this short distance that is currently part of the evacuation zone should be possible. Since water transported by this method would only contain tritium it should fall under less stringent regulation than if it had other isotopes contained within. Water brought to Daini should be processed for tritium removal. Water should be then reprocessed if needed to bring it down to zero contamination before it could be either reused at Daini or released to the sea. Holding tanks used in the process should meet US NRC standards for nuclear waste water tanks at a minimum. At Daini a series (or train) of tritium removal cooncentrator systems should be installed to treat the waste water from Fukushima Daiichi. Our suggested system uses an apparatus that concentrates the tritium into a “getter bed” eventually leaving the water decontaminated and safe for release. The entrapment media can then be stored as nuclear waste. Please see the attachment for specifications, details of the functions of the system and diagrams. Owners: SimplyInfo.org is the “owner” of the intellectual property of the concept. All equipment 114 suggested to complete the project are based on capability or adherence to technical standards. “Like for like” equipment could be exchanged to suit availability in Japan. Brands of equipment suggested are to clarify the concept. We have no affiliations of any type with the brands or companies used as representative suggestions. 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) The suggested tritium removal system is already in use within the industry. The system may be able to be sized up and could be run in series (multiple units) to achieve sufficient daily output. Timeline for readiness of the tritium removal systems would be dependent upon the manufacturing capability of the technology supplier. Pipeline and storage tank systems are both standard equipment already used in the nuclear and energy sectors. No new equipment would need to be designed from the ground up for this system. An expected project completion could be six months to one year if suppliers and construction work were conducted concurrently to fabricate and install the project. This would require sufficient manpower and resources to be dedicated to the project. The biggest timeline factor would be production of the tritium concentration towers. - Challenges Approvals from local government and currently displaced landowners for the pipeline could be a challenge. Since the land involved is currently part of the evacuation zone, direct risk concerns should be minimal as the area is not populated. Use of high standard triple walled pipeline, transparency of the project and proof that the project is being conducted in a safe and honest process is critical to relieve resistance. The pipeline, storage and processing project would pose fewer risks to the area population and local fisheries than the current plan of dumping tritium laced water into the sea by mixing it with clean water to meet release levels. This lower risk should help gain local approval as a better solution to the dilution and release plan that has been rejected locally. 114 To fully gain public approval and to have full transparency of the project, local governments, fishing cooperatives and 3rd party citizen environmental groups should be allowed to conduct their own testing of the decontaminated waters to be released. This kind of consensus and oversight can overcome concerns about accuracy and safety. - Others (referential information on patent if any) There is currently no patent on the concept proposed here. Representative suggestions of brands or types of equipment may be subject to their own patents with the manufacturer. 3. 【Areas of Technologies Requested】 (1) Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.) (2) Treatment of contaminated water (Tritium, etc.) (3) Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor (4) Management of contaminated water inside the buildings (5) Management measures to block groundwater from flowing into the site (6) Understanding the groundwater flow 115 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 1 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Title Underground Zeolite Wall System Submitted by The SimplyInfo.org Research Team 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Use of an underground trench filled with Clinoptilolite (a type of zeolite) has been proven to be an effective passive groundwater contamination removal system. A narrow trench dug with a one pass trencher and filled with this variety of natural zeolite provides both a blockade and sorption of strontium 90 in contaminated groundwater while allowing water to pass through. This technology, while developed for strontium 90 capture does have the potential to capture cesium 137 and 134 at the same time. Such a system installed between an underground contamination plume and the nearby body of water or escape route of the groundwater can stop the migration of contamination. Exact locations for potential implementation at Fukushima Daiichi would need to be identified based on groundwater flows and plume locations. The uphill area where leaking tanks are currently located may be one candidate application for this technology. Please see the attachment for specifications, details of the functions of the system and diagrams. Owners: Any patentable technology may be owned by University of Buffalo, West Valley Environmental Services and AMEC Geomatrix as these were the stakeholders in the original implementation at the West Valley Nuclear Site. All equipment suggested to complete the project are based on capability or adherence to technical standards. “Like for like” equipment could be exchanged to suit availability in Japan. Brands of equipment suggested are to clarify the concept. We have no affiliations of any type with the brands or companies used as representative suggestions. 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) 115 This is a proven technology already in use at the West Valley Nuclear Site in New York state in the US. The concept was fully tested before implementation by the University of Buffalo Civil Engineering Department. This concept has been in use at West Valley Nuclear Site since October of 2010 after extensive testing. Please see the attached document for a detailed overview of the project at West Valley Nuclear Site and applicability to Fukushima Daiichi. - Challenges The challenges for this project would be existing underground structures and total load capability of the zeolite media. Due to Fukushima Daiichi having many underground structures and utilities, care would need to be taken to identify those before committing to a trench location. Utilities no longer needed could be severed but would need to be analyzed for potential to disrupt the filtration wall and potentially capped. Due to the large volumes and high levels of contamination within the groundwater at Fukushima Daiichi, the zeolite may reach maximum sorption and need to be replaced earlier than in the case study at West Valley Nuclear Site. - Others (referential information on patent if any) The original concept and working examples of this technique may fall under patents of the University of Buffalo or their partner companies. Representative suggestions of brands or types of equipment may be subject to their own patents with the manufacturer. 3. 【Areas of Technologies Requested】 (1) Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.) (2) Treatment of contaminated water (Tritium, etc.) (3) Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor (4) Management of contaminated water inside the buildings 116 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 汚染水処理 （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 放射能汚染水中の放射性セシウム、トリチウム等の低減、及び濃縮処理 御提案者 東海メンテナンス株式会社 渡辺賢治 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） アースラブ式・有機物減量システムを応用したもので、渦巻き式・撹拌減量装置と酵素 活性化補助剤（アースラブ・リンネ）を組み合わせた「クローズド濃縮減量システム」 特徴 1）水分の大幅な減量化が起きる。渦巻き装置内を水温 50℃～60℃に保つと 1 日に 20％以上の水分が減少します。汚染水の場合は米糠を少量添加します。 減った分、汚染水を投入して行く事で汚染水の量を減らす事が可能となります。 特徴２）実証が必要ですが、放射能レベルの低減化の可能性があると思われます。 当社が昨年度行いました、汚染焼却灰の放射性セシウムの低減実験で、実験手法 データ等に大きな間違いが無ければ、低減化の可能性もあると考えます。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 本装置は短期間で製造及び設置を行う事が可能です。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 渦巻き装置内を水温 50℃～60℃に保つと 1 日に 20％以上の水分が減少しますが、一部 蒸発しますので、トリチウムが飛散する可能性があります。実証し、必要であれば回収 する方法について検討が必要です。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） (有)アースラブ・ニッポン 矢部栄次 が特許を取得（但し有機物減量化技術） 117 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ⑥ （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 ストロンチウム 90 の迅速分析手法 御提案者 福島大学 高貝慶隆ほか １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 本技術は，高周波誘導結合プラズマ-質量分析装置（ICP-MS）を用いる 90Sr 分析法である。 ICP-MS による 90Sr 分析で最も困難な「同重体分離」と「検出感度」の問題を，「カラム濃縮分離」と 「装置内での酸化反応」を組み合わせることで解決し，これまで２週間から１か月要した分析時間を （水溶液であれば）15 分以内で定量出来る。分析システム内に取り付けられた分離カラムで 90Sr の 同重体を粗分離し，その後，リアクションセル（ICP-MS 装置内）内にてさらに精密分離する。最終 的には，四重極にて質量分離することで 90Sr のみを検出するものである。分析システム内にこれら 3 段階（カスケード型）分離構造を備えつつ，自動分析できることが特徴である。つまり，サンプル 溶液を装置にセットするだけで 90Sr を全自動でルーチン計測できる。測定に必要な装置稼働時間 は約 15 分であり，土壌試料などの固体試料（6 g）の試料分解操作を含めたすべての作業工程を 含めても 8 検体を 3 時間（＝1 検体当たり約 20 分）で処理できる。10mL の試料導入時における検 出下限値(3σ)は，土壌濃度で約 5 Bq/kg (重量濃度換算：0.9 pg/kg)，溶液濃度で約 3 Bq/L(0.5 ppq)であった。検出下限値は，試料量(g)を増やすことで，さらなる改善が期待できる。実際の汚染 土壌を用いて従来法とクロスチェックにて有意差がないことを実証している。本法は，従来のミルキ ング法と比較して迅速性に優れ，現状のスクリーニング法としての利用が期待できる。特筆すべき は，この分析方法（本システム）は，市販の要素技術を組み合わせるだけで計測することができる ため，現状の分析ニーズに即応できるものである。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) すでに開発完了。イギリス王立化学会 Analytical Methods 誌に掲載予定（すでにオンライン版では 掲載中）。Analytical Methods(2013)“Inductively Coupled Plasma Quadrupole Mass-spectrometric Quantification of Radioactive Strontium-90 Incorporating Cascade Separation Step for Radioactive Contamination Rapid Survey” DOI: 10.1039/C3AY41067F （補足説明 2 として別添） 新しく提案した技術であるため，国内外の現場や他産業での実績例はないが，現在，JAEA と東 京電力と実証試験に向けての協議中。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 新技術（ハイフネーションテクノロジー）であるため，現場での実績がない。実証試験を 積む必要がある。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 分析システムとしては，特許申請準備中。個々の要素技術に関しては，パーキンエルマー 等が特許を保有している。 118 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ③ （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 高効率コンパクト核種吸着分離システム 御提案者 椿 淳一郎（JHGS（株）こな椿ラボ，名古屋大学名誉教授） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 特徴：ゼオライト粒子表面に到達した水中の Cs+は， 図 1 に示すように，その場で吸着するか内部まで拡散 して吸着する．従ってゼオライトに限らず吸着剤粒子 を小さくすると，体積当たりの表面積（比表面積）は 大きくなり拡散パスは短くなるので，吸着剤粒子を小 さくすることにより吸着効率の向上が期待できる． しかし吸着剤粒子を小さくすると，図 2 に示すよう に粒子を水中から分離することが難しくなるため，汎 用吸着装置では，数 mm の吸着剤粒子が充填されたカラ ムに被処理水を通し，目的物を吸着除去している． 提案者は，フィルターチューブに螺旋案内付きの芯 図 1 ゼオライト粒子の Cs+吸着機構 棒を挿入しただけのフィルター（デカフと命名）を考 案し，これまで沪過が難しいと言われていたマイカやアオ コ，活性汚泥など沪過に成功している． デカフを用いれば，数 mm の吸着剤を容易に数十 µm まで 小さくできるので，吸着効率を飛躍的に向上することが可能 である． デカフフィルターは構造が簡単なので小型化が可能で，ま た凝集剤などの薬剤が不要なので，廃棄物の量は従来のフィ ルタープレスより大幅に少なくすることができる． 仕様：フィルターは長さが 500mm，外径 12mm で，モジュー 図 2 吸着剤大きさの影響 ルに装填されている．モジューは 31 本までフィルターを装填でき る．沪過圧力は 0.1MPa 以下． 性能：フィルタープレス並の含水率まで凝集剤なしで脱水できる上 に，高濃縮されても流動性を失わないため，運転操作の自動化も容 易である．また，フィルター本数の増減だけで吸着性能を落とすこ となく装置の処理能力を変えることができる． 保有者：提案者および共同研究社である海和工業（岡山市）． 図 3 デカフフィルター 118 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む） フ ィ ル タ ー モ ジ ュ ー ル は 提 案 者 の JHGS(株)より市販されていて，幾つかの分 野で実用化研究が進められている． 現在，図 4 に示す放射能汚染土壌減容化 装置を海和工業と共同開発中で，汚染土壌 処理能力 1 日 4 トンの可搬型装置の開発を ほぼ終了し，11 月下旬に本宮市で実証試験 を行う． ・開発・実用化に向けた課題・留意点 要素技術である固液の接触・吸着および 固液分離に技術的課題は残されていない 図 4 放射能汚染土壌減容化装置沪過部 が，装置の構成・規模，運転操作などにつ いては，要求される処理能力と予備試験結果を勘案して決めることになる． ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） デカフフィルター：特許第４９１９３１１号 技術的背景：こな椿ラボ HP http://konatsubaki.jhgs.jp/ （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 119 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 提案書 技術分野 提案者 ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） 株式会社カサイ １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 長岡技術科学大学小林高臣教授と共同開発し た繊維状吸着材「K2AQUA-Cs」は多孔質の合成 高分子繊維とセシウム、ストロンチウム吸着に効 果のあるゼオライトの微粒子を均一に分散させ た複合吸着材である。 （右写真） 粉状、ブロック状のゼオライトを流水中で利用 本品写真及び、断面 SEM 画像 するためには、流出防止のためにカラム化、接触面積を増やすための流路確保などが必要となるが、 本品は約 300μm 径の繊維状であるため、通水性能がよく水の流れを阻害せず、ネットに入れ水中 に浸すだけで吸着性能を発揮するため扱いは非常に容易である。ゼオライトブロックは表面のみセ シウムを吸着し、内部には浸透しづらいために、吸着性能が表面のみに限られるが、多孔質の繊維 状吸着材では水が高分子材料内に拡散し、吸着することができるため、吸着性能がブロックと比べ 高い。また、粉体、及びブロック状のゼオライトは瞬間的にセシウムを吸着するため、交換頻度が 高く、扱いが困難であるのに対し、K2AQUA-Cs では過去の吸着試験結果において 1 カ月間以上も 吸着性能を持続できた。一カ月使用した例では浄化槽から排出される原水 0.5Bq/L、50m3 に対し処 理水は 0.1Bq/L 以下で放流し、吸着材濃度は 1600Bq/kg となった。一カ月間使用しても吸着性能 の低下が見られないため継続して使用中である。 本品は吸着性能をゼオライトの添加量で制御できるため、目的と する回収量の調整が可能である。 本品の設置方法としては繊維束が散らばないように保護ネットに 入れ海水に浸すだけでよい。良好な通水性のためにポンプ等の付属 設備が必要とせず、待ち受け型除染材として海水への設置には適当 である。 事前実験として焼却飛灰より抽出した放射性セシウム含有アルカ 吸着材設置例 リ水中（約 1500Bq-Cs/L、pH13.5）での吸着実験を試みた結果、約 10 万 Bq/kg 吸着することが出来た。 飛灰抽出アルカリ水中には多量の Ca や重金属が含まれており、 過酷条件下でも吸着材が機能したことからも海水中においても放射性セシウム、ストロンチウムを 吸着できる可能性が高い。 本品はプルシアンブルー等シアン化合物を含有していないため、大量に海に投入しても海を汚す ような危険性が極めて少ない。 119 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む） 吸着材の量産化として弊社㈱カサイにて 100kg/日の量産体制を整えている。 実績として福島県富岡町スクリーニング施設にて，カラム型吸着材が除染水処理目的で稼働中で あり、2.5m3/日の放射性セシウム含有排水処理を行っている。 H24 年度福島県除染実証試験に採択され自然界中に含まれる約 0.21Bq/kg の極微量溶存態セシウ ムを吸着・濃縮させることができた。 H24 年から、いわき市の協力を得て、焼却飛灰中の放射性セシウムの分離回収技術の開発に取り 組み、吸着材の性能の確認と向上に取り組んでいる。 H24-25 年 JST-復興震災 A-STEP ならびに H25-27 年の研究成果最適展開支援プログラム(A-STEP) ハイリスク挑戦タイプ(復興促進型)に採択され試験研究の実績がある。 本製品は Made in 新潟 新商品調達制度の認定を受けている。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 海水中の放射性物質の吸着性能については未だ経験していない。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特願 2012-134813「放射性セシウム吸着繊維及びその製造方法」 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① ② ③ ④ ⑤ ⑥ 汚染水貯蔵（タンク等） 汚染水処理（トリチウム処理等） 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 120 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ③ （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 木毛セメント板による海水中の放射性物質吸着および減容技術 御提案者 古賀一八 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 木毛セメント板は写真に示すように、木毛（木をウール状に削ったもの）とセメントを ブレンドし、プレス成型で板状に成形したものである。木毛とセメントの配合比率、プレ ス圧力で板の粗密や板厚を自由にコントロールでき、板の中の水の通過量を自在にコント ロールできる。短時間でセシウムなどの放射性物質を多量に吸着できるので、定期的に海 中に沈ておいたり、汚染水が海に漏れた直後に海中に沈めるなどすることにより、素早く 吸着し、汚染拡大が防止できる。 セメントにゼオライトやプルシアンブルーなどの吸着材を練り込むことができる。板状 またはブロック状の木毛セメント板を架台に組み込み一定期間（数時間）海水中に沈め、 海水中の放射性物質を吸着させたのち、焼却により減容化させる。 福島県浪江町で木毛セメント板の製造工場が現在稼働しており、原料の木材は、がれき 木材や放射性物質に汚染された山林の木材を利用できる。このことにより、森林の除染や がれき処理作業を進められ、林業などの仕事も確保でき、地元住民の雇用が確保でき、帰 還に向けて大きく前進できる。 タンクや地中に埋設することでタンク内部の汚染水や地下水中の汚染物質の吸着も可能。 写真右に示すように、浮きを付けた簡易な架台に木毛セメント板を組み込みクレーンで 海中に浮かべる だけで、設置で き、引き上げや 分解も容易であ る。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 木毛セメント板は建築物の屋根の野地板や壁材などに古くから用いられてきている。 ゼオライト入り木毛セメント板は屋内のにおい物質吸着を目的として古くから製造され ている。 現在、浪江町で木毛セメント板を製造しており、即時対応できる。 他産業としては、木毛セメント板を漁礁として海水に沈め、藻の育成など効果が得られて おり、耐久性も高いことが確認できている。 試験室で、CsCl 0.0634g/２L の水中に木毛セメント板 125g を浸漬し、CsCl の吸着量の 経時変化を確認した。木毛セメント板 125g は 1／4000m³に相当する。 120 実験結果として木毛セメント板 1m³に換算した CsCl 吸着量(g)を示した。 試験結果より、水中に木毛セメント板を浸漬することにより 100 分で CsCl を１７９ｇ、 1000 分（約 17 時間）で２３８ｇ吸着することが確認できた。 ゼオライト入り木毛セメント板1m3当たりの CsCl吸着量g 250 CsCl吸着量(g) 200 150 100 ゼオライト入り木毛セメント板 50 0 0 200 400 600 800 1000 浸漬時間(分） 現地での実施に当たっては、組織として、農林業分野、化学プラント分野、土木分野、木 毛セメント板製造会社（浪江町）、木質セメント版工業組合など、専門家がバッ クアップする体制が整っている。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 木毛セメント板を架台に組み込み、浮きを付けて海中に沈めて放射性物質の吸着を行う が、海水の流速などが不明なため、どの程度の期間海中に沈めれば効果的かなど の実証が必要。 減容化として、焼却を念頭に置いているが、焼却時に発生する煙中の放射性物質の回収 に留意する必要がある。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） なし （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） 121 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ① ⑤（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 増粘多糖類による汚染水の固化・融解技術 御提案者 古賀一八 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ①汚染水の固化 寒天、増粘多糖類などの粉末と防かび剤を 60℃程度のお湯に溶解させたもの１～２に対し 水を９で連続混合撹拌することによりゼリー状に固化する技術。 固化後 80℃程度（融点）以上に温度を上昇させると、液体状化し溶解するので、放射性 物質としての化学処理を行うことが容易となる。食品に用いられている技術であり、高濃 度の塩化物イオンや防錆剤が存在しても固化する。 汚染水全体をお湯にすることは大掛かりな設備投資がいるし、制約の多い敷地では困難 である。次のような簡易な設備を用いて、大量の汚染水が連続して固化できる。 「固化した い水の 1～２割を、瞬間湯沸かし器程度の設備で連続して温め、このお湯に上記の粉末を溶 解させ、溶解したお湯と水を内部がスクリュー型のパイプに送り込むことで、連続撹拌が できる。撹拌後の溶液をタンクに注入すると、1 時間程度でゼリー状の半固体となる。」 ゼリー状に固化した汚染水はタンクの隙間からは容易にもれなくなるし、漏れた場合で も目視で容易に識別できる。漏れたゼリー状の汚染水は地中に溶解しにくく、床上などに 固まった状態で存在するので、スコップなどで拾い上げ、タンクに容易に戻すことができ る。蛍光顔料を混合することで、夜間でもライトを照射することで、汚染水と非汚染水の 区別がより効率的に判断できる。 雨水とゼリー状に固化した汚染水の区別が容易で、処理水の量を最小限にできる。 海水を含んだ汚染水はタンク内部や接合部を腐食しやすいので、防錆剤を添加し腐食防 止を行うこともできる。 ⑤地下水流入抑制 上記の粉末を溶解したお湯を地中に注入撹拌することで、撹拌した周辺の汚染された地 下水がゼリー状になり、流動性を失う。流動性を失うことで、外部から侵入してきた非汚 染の地下水とは容易に混合せず、汚染された地下水を封じ込めることができ、海への流入 を防ぐことができる。注入撹拌は地盤改良で用いるセメントミルクの代わりにゼリー状に した固化材の種を用い、地盤改良機で混合撹拌できる。 地盤改良機は鉛直方向のみでなく、既存の機械で数十メートル斜めにも掘り進めること ができるので、建屋の外側から建屋下部の地下水を封じ込めることができる。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 寒天、増粘多糖類などの粉末をお湯に溶かし、低温状態に置くことで食品としてのゼリー 家庭でも作られている。 121 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ゼリー状に固化したものは、カビが生えやすいので、粉末には防かび剤を混合する必要 がある。また、水分が蒸発しないように閉鎖した空間(タンク)に充填する必要がある。 実験室では水を含んだ土に混合撹拌するなどし、効果を確認しているが、フィールド試 験は行っていない。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） ゼリー状に固める粉末に関しては、食品会社で特許を取得している可能性がある。 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 122 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ①②④⑤（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 提案件名 汚染水の固体化及び遮蔽効果の向上技術 提案者 NPO 法人グリーンアライアンス １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ＜はじめに＞ ◎この技術は非常に単純明快な技術であります。専門家ではないため科学的根拠は 不明でありますが、実フィールドの実証実験にて、効果の確認及びデータの収得と 再現ができた事を申し上げます。（資料①-1、①-２） ◎KEY WORD は、貯水頁岩（自然石）が持つ特異にある。水分の吸放湿効果と、汚染水を 微細な多細孔に吸着し、外気が乾燥状態になると水分のみを水蒸気として放出し、 放射性物質をセルの中に封じ込める特性である。（資料②） [技術分野①④について] １）貯水頁岩の特性を利用し、タンク内とその周辺、建物内とその周辺、及び敷地内の 汚染水を吸着・固体化・遮蔽が可能になる。又、乾燥させると数回程度のリユース が可能となる。（資料③） ２）放射性物質を吸着・封じ込めた貯水頁岩を骨材として、セメントで混練し、コンク リート二次製品にすることで、遮蔽（減染）性も向上し、その製品を公共事業に 利用できる。又は中間貯蔵コンクリートブロックとして貯蔵、維持、管理が長期的 に可能となる。（資料④） [技術分野②⑤について] ①④の効果より、専門家の方々の推論及び実証実験に向けたアドバイスを頂き、 研究・開発の余地があると考えます。 ＜最後に＞ ◎直接冷却水を利用せず、石棺冷却（間接冷却）、つまり、炉又は放射性物質を 貯水頁岩で覆い（埋没）、冷却水を注入することで、貯水頁岩が過熱し、セルの中の 水分のみが水蒸気となり、放射性物質は吸着・固定される。 この時、温度は 100℃前後に維持される。 簡単な方法で、オーブントースターに湿潤な貯水頁岩を入れ、過熱しても 80～100℃内になることも確認しています。 ◎東京五輪ファイナルプレゼンにて、安倍総理の汚染水に関する発言は、 122 日本人としての国際公約です。市民を含めた日本の総合力を発揮し、禍根を残すこ となく、提案するべきとの多数の方々のアドバイスを受け、本提案を提出する決意 に至りました。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) ◎公的機関の効果データ測定及びコンクリート二次製品の強度計測等で、約１カ月で 実用化見込み。 現在、貯水頁岩の採石能力は、500ｔ/月（重機及び砕石能力） ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ◎公的機関及び事業会社の支援、協力。 採掘場の先行収得が必要。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） ◎現在、特許出願中。 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） ※添付資料 ①-1 ①-2 ② ③ ④ 南相馬市における実証実験データ 上記実験時の写真資料 貯水頁岩資料 タンク周辺の汚染水漏れの固体化及び除染化の方法とコスト 汚染水からコンクリート二次製品づくりの実証実験 123 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ④（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 オーロラ工法による止水対策 御提案者 横田 辰男 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） オーロラ工法という止水対策により容易に建屋内の汚染水を管理できるようにする。 オーロラ工法というのは、全国止水躯体工事共同組合というところで実用化されている止 水工法です。コンクリートのひび割れには最適な止水工法で、流動性と充填性に優れた高 炉スラグ超微粒子ひび割れ注入材を用いて、全てのコンクリート構造物のひび割れ、ジャ ンカ、コールドジョイントなどの充填補修、補強が行えます。その他工法の適用箇所に応 じて種々の手法が考案されています。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 124 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ① （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 信頼性のある内面塗装等 御提案者 横田 辰男 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ここでは、特殊な技術を紹介するものではありません。 ただ、現在のボルト締め型タンクで漏洩が生じているので、溶接型タンクに切り替えよう としているのも分かりますが、溶接型タンクといえども決して万能ではないことを良くご 理解していただき計画・工事を進める必要があることの当たり前のことを述べるだけです。 しかし、相当数のタンクを増設するとなると、中にはどうしても思いもよらない施工不良 等により漏洩等が起こる可能性のあることを十分ご理解していただきたく以下記載しま す。 溶接型タンクですので鋼製タンクになりますが、内面を耐腐食性等の為、塗装をすること になりますが、その塗装において仕様選定はもとより、塗装の施工が非常に重要になりま す。一件、問題無く施工が終わり、耐圧試験も合格し、使用を開始してから数年の間に塗 装不良で漏洩にいたる可能性もありますので、塗装の施工に当たっては十分にその専門家 の指導を受けて実施する必要があります。 塗装は下塗り、中塗り、仕上げ等に分けて実施しますが、その間の下地処理や、乾燥後の 清浄度管理等に十分な施工担保があって初めて健全な塗膜ができます。その間に粉塵等が 付着したまま仕上げ塗装など行なってしまうと、粉塵のあったところは塗膜が十分に形成 れず、空隙など生じるとそのような箇所に水が浸漬し、中塗り、下塗り塗装があっても局 所的な隙間腐食が生じることがありますので、塗装施工は十分に気をつけて施工する必要 があります。 また、内面塗装以外にも底板の外側から腐食が進行することもあります。底板はコンクリ ートで施工するにしても、コンクリート基礎と底板の間に水が入り込まないようにシール 施工を行いますが、これらも十分に施工管理し実施する必要があるとともに、コンクリー トも劣化しひび割れが生じることがありますし、シール剤も劣化します。 従って、出来うれば屋内式のタンク貯蔵方式とすることが耐漏洩を担保するには優れてい ると思われます。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 125 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ②、③（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 非常に簡便な汚染水処理及び港湾内の海水の浄化 御提案者 横田 辰男 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 【汚染水処理】 小津産業株式会社というところが、東京大学生産技術研究所の協力を得て開発された商品 名「五大陸ＰＢ」というセシウムイオンを選択的に吸収するプルシアンブルー（ＰＢ）を バインダー無しで担持させた不織布です。 例えば、汚染水タンクの中に単純に当該不織布を上部マンホールからでも吊り下げておく だけで、中のセシウムを自然吸着してくれます。 セシウムを吸着した当該織布はそのまま焼却処理が出来ますので、減容化が容易に可能で す。 ＰＢ（プルシアンブルー）の製品以外に、ＰＰ（プルシアンピンク）とうい製品を最近で は開発されました。これは、焼却しない場合に、不織布を圧縮減容しそのまま、例えば地 中埋設するような場合にＰＢの場合、シアン化合物の遊離が生じえる課題がありましたが、 その対策として開発したものがＰＰで、フエロシアン化カリウムに酸化第二鉄を加えたも のだそうです。酸化第二鉄の場合二価と三価ご混在していたものを、ＰＰの場合には鉄を 銅に代えて反応させている。銅の場合２価だけでるため、シアン化合物の溶出も少なくよ り安定しているそうです。 若干材料費的には高くなるものの、先の 1000～2000 円／ｍ２の範囲は変わらないそうです。 【港湾内の海水の浄化】 また、このＰＢなり、ＰＰは港湾内の海水の浄化にも役立てることが出来ると思われます。 ただ、港湾内の海水に浸した不織布は塩分も付着しているので、そのまま焼却する訳には いかないと思いますが、港湾内でセシウムを吸着させてＰＢなり、ＰＰについては、その 後、例えば湧水排水系の水の中に浸しておくことにより湧水中に含まれる可能性のあるセ シウムを吸着するとともに、付着している海水塩分を湧水の真水で容易に洗い落とすこと が出来るので、その後焼却することが可能になります。圧縮減容も勿論可能です。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 小津産業株式会社連絡先：部長 金子裕一氏 03-3661-9545 126 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ③ ② （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 ハニカム成型体による海水からの Cs,Sr の選択的分離・濃縮および安定固化 御提案者 三村 均 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 東日本大震災により発生した福島第一原子力発電所事故においては、海水等冷却材の原子炉注入によ り、原子炉およびタービン建屋内の地下の溜まり水や、敷地内のトレンチなどに放射性物質を多く含んだ 数万トン規模の高レベル汚染水が発生し、作業障害や環境汚染を起こしており、今後 30 万トン以上にな ると予想されている。現行の循環注水冷却システムにより冷温停止状態が達成されているが、恒久的な除 染システムの継続には、選択的吸着性が高く、操作効率性が高く、かつ安価な新規吸着剤の開発が不可欠 である。特に、港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等）に関しては、環境対策を実施する上 で極めて重要な課題である。東北大学では、各種 Cs,Sr 吸着剤の基礎的な吸着特性、キャラクタリゼーシ ョン、破過特性、溶離特性、固体廃棄物の固化特性について明らかにしてきた。 ゼオライトは構造および吸着特性に関して、トンネル状孔路および提灯型ケージを有する Cs 選択性ゼ オライト（モルデナイト、フェリエライト、クリノプチロライト、チャバサイト）と、三次元的なかご型 構造を有する Sr、Co 選択性ゼオライト（A 型、X 型ゼオライト）に大別される。これらゼオライトに吸着 した Cs,Sr は高温焼成により Cs 揮発性を抑え、安定な固化体とすることが可能である。このことは、ゼ オライトは Cs,Sr 吸着能を有すると共に、ガス-トラップ機能、自己焼結機能を有していることによる。 高除染用吸着剤に関しては、従来より、独自の含浸・析出法を用いて、粒状の各種ゼオライト担体に高 除染吸着剤を担持し、Cs の選択的吸着特性を明らかにしてきた。高除染吸着剤自体（不溶性フェロシア ン化物およびヘテロポリ酸塩）は、Cs 吸着能はきわめて高いが、熱分解しやすく、Cs 揮発性が高く、そ のままでは焼成による安定固化は困難である。ゼオライト担体のマクロ孔内に高除染吸着剤を担持させた 複合体では、安定固化時に問題となる Cs の揮発をトラップ機能により抑制し、Cs を安定固化可能であ る。固化担体としてのゼオライトは、わが国の安価な天然産ゼオライトが利用でき、ゼオライトの含有率 や混合率を変化させることにより固化操作の自由度は高く、わが国独自の効率性が高い除染処理、安定固 化処理システムの構築が期待できる。 以上の経緯を基に、ゼオライトの高機能化を図る手段として、従来の粒状ゼオライトカラムに代わり、 ハニカム成型体による Cs,Sr の分離濃縮が考えられる。ゼオライトは従来、ハニカム化が困難であったが、 集積ゼオライト成型体にみられるように、成型体であり、かつポーラスなものが要求されており、新たな 素材化が実現している。セラミックス繊維を骨格として、これにスラリー状ゼオライトを含浸させている。 ハニカム成型体は無機繊維に、ゼオライト微粉末を含浸させているが、さらには、高除染吸着剤（不溶性 フェロシアン化物）をゼオライト担体に担持させてハニカム状にすることも可能である。ハニカム成型体 は、除染操作の安全性の向上が図れ、通液速度を大幅に向上でき、処理速度が飛躍的に増加すると考えら れる。ハニカム成形体には、Sr 選択性の高い A 型、X 型ゼオライト膜でも構成できることから、Cs の高 度除染のみならず、現在課題とされている Sr の除染にも有効と考えられる。セラミック・ペーパーのコ ルゲート加工が使え、4ｍφの大型のモジュールも製造可能とされている。 従来の粒状ゼオライトおよび高除染吸着剤を用いたカラム除染システムをより高度化し、特に海水から 126 の Cs,Sr の分離濃縮に高効率な処理システムの構築が可能と考えられる。 10 cm 図 1 ゼオライト含浸ハニカム成型体の概観 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 大学での基礎研究の段階である。ゼオライトハニカム成型体への Cs、Sr の基礎的なバッチ吸着特性、 キャラクタリゼーションおよび加熱変化が明らかにされている。 （1）Cs、Sr の分配特性と Cs,Sr の飽和吸着量：液固比（V/m）80 cm3/g、初期ｐH 3.1 で、Cs,Sr 担体 濃度 10 ppm、放射能濃度 3.7×102 Bq/ml の溶液条件下で分配係数を測定した。Cs の Kd 値は、4.8×103 cm3/g(Cs 吸着率 98.2%, 平衡ｐH 8.7)、Sr の Kd 値は 1.4×104 cm3/g(Sr 吸着率 99.6%, 平衡ｐH 8.9)で あり Cs,Sr に高い吸着性を示す。Cs,Sr の担体濃度を 1,000 ppm として放射能測定による Cs,Sr の飽和 吸着量は、それぞれ 0.874, 1.94 meq/g・ハニカム成型体である。ゼオライト正味の飽和吸着量から推 定すると、ゼオライト含有量は 41-47Wt%程度である。 (2) 加熱変化：0.1 M CsCl, 0.1 M SrCl2 溶液で数回処理し、飽和吸着処理した後、熱分析（DTA-TG） を行なった。また、加熱処理（1,000℃-1 時間、1,200℃-1 時間）後の相変化を調べた。Cs 吸着ハニカ ム成型体は、1,000℃加熱でも Cs 揮発率は 0.5%と低く、ポルサイト(CsAlSi2O6)に結晶化する。Sr 吸着 ハニカムは 870℃で一旦無定形となりそれ以上の加熱では Sr 長石（SrAl2Si2O8）に結晶化する。このよ うに、Cs,Sr 吸着後、プレス焼結により大幅な減容化および安定固化が可能である。 （3）ハニカム成型体の利点: ハニカム成型体の利点としては、以下の項目が優れている。 （1） 実海水からの Cs,Sr の吸着速度は、微粉末含浸のため従来の粒状品よりも大きい。 （2） カラムへの充填、取り外しが容易であり、水中での微粉末の離脱も認められない。 （3） 大型モジュールによる海水通液（循環通液）後、プレス減容、さらには安定固化が可能。 （4） 含浸ゼオライトの種類は多く、含浸量、担体材質、空隙率の調整可能。 （5） 含浸したゼオライトへ高除染吸着剤（不溶性フェロシアン化物等）の担持により、より高い Cs 選択性が付加出来る。また、チタン酸カリの含浸により、Sr 選択性の向上が図れる。 含浸ゼオライトの種類により Co の吸着も可能である。 126 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 実海水を用いた循環通水による Cs,Sr 吸着性能の評価は現在検討中である。含浸する吸着剤および担 体の無機繊維材質、形状をコントロールすることにより多核種除染への対応も可能である。大学での基 礎研究段階であり、実用化に向けた大型化、化学工学的評価は今後の課題である。 ハニカム成型体は高い空隙率を有し、各種ゼオライト微粉末が含浸できる。このため気相吸着として、 重水、トリチウム水蒸気の分離の可能性も有する。従来より、各種ゼオライトによるトリチウム水蒸気 の分離は多くの報告があり、簡便で経済的な方法である。X 型、Y 型ゼオライトが高い T-H 交換能力を有 していることが報告されており、ゼオライト細孔内の特殊場での同位体交換が進行するためである。こ のように、ハニカム成型体は、蒸発法での気相からのトリチウムの分離濃縮にも利用できる可能性があ り、分離係数、化学工学的評価は今後の課題であると考えられる。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 参考資料を添付 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 127 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 提案書 技術分野 ① 汚染水貯蔵（タンク等） 提案件名 小型タンク群を囲う堰内への降雨流入防止を目的とした簡易屋根の建設 提案者 斎藤公男、金田勝徳、和田 章、神田 順、田村和夫、川口健一、竹内 徹 本提案は、日本学術会議において京都大学名誉教授・香川高等専門学校嘉門雅史校長お よび東京大学小池俊雄教授と汚染水問題を議論した際に、汚染水と降雨水を分離する重要 性が指摘されたことを契機に、建築空間構造の研究者・技術者と纏めたものである。 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 安定的に汚染水を貯蔵する別の方法が完成し、汚染水そのものを減じることができるま での数年以上の期間、小型タンクからの汚染水漏えい問題に対処を続けなければならない。 一般の石油タンクなどと異なり、放射能汚染水の貯蔵に関しては、少量の漏れについて も大きな問題が生じる。ここで、汚染水を小型タンク群周囲にある堰内に留まらせること ができれば、この絶対量は少ないため次の対処ができる。しかし、この地は雨量の多いと ころであり、漏れ出した汚染水と降雨による大量の自然水が混ざってしまい、汚染水が大 量に増えてしまうことを、早急に防止すべきである。 タンクの基礎や側版を二重にし、内部からの漏れを検出し、即座に対処するなどの方法 により、外部への汚染水流失を防止するなどの方法はありうるが、既に設置された小型タ ンクそのものを短期間で作りなおすことは現実的ではない。 ここに行う提案は、上記の問題意識に基づき、タンク群を覆うように屋根と樋を設置し 降雨による自然水を汚染されないようにしつつ、外部に放出する方法である。 損傷した福島一号炉に設けられたように、屋根と壁によりタンク群を覆う方法、個々の タンク内部を防水膜で保護する方法、またはタンク内に自己治癒材、例えば空気に触れる と固形化する材料を混入させる方法なども適用可能である。ここに必要な緊急対策はほと んどの降雨を屋根で集め、樋により外部に放出することが目的であるから、簡易で施工性 の良い屋根と樋を設計し、緊急施工を開始すべきと考える。 具体的な方法 １．小型タンク上に軽微な屋根（台風性能、耐雪性能は必要）と樋を連続的に設置（次頁）。 ２．多くの小型タンクの間にある菱形状の空間にポスト群を立て、この上に軽快な屋根と 樋を構築するなど、状況に応じて多くの方法が考えられる。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) ほとんどが既存の技術により対処できるため、すぐにでも設計・施工が可能である。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 タンク群の平面図、タンク下の基礎、コンクリートスラブの図面、タンクそのものの 構造の詳細などの図面が必要であるが、特に大きな課題はない。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 一般的な屋根と樋の構造であり、特許などの問題はない。 128 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 2 (Select the number form '' Areas of Technologies Requested '') Title Proton Torch and Complete dismantling procedure Submitted by Mr Poittevin S. (from France) 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) The procedure describes the methods, required machinery and technologies especially designed for the Fukushima Dai-ichi nuclear site and previously submitted since April 25th 2011. It describes the dismantling area management, the sarcophagus models and nuclear resistant robotics that have to be implemented. It propose the Proton Torch technology to stabilize radioactive wastes (owned by Mr Poittevin S.) a special Automatized Decontamination Line that treat mud and fluids up to 360 m3 per day, and a 56,5 kW hydroelectric generator with 15'000 hours autonomy. 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, Time line for application) Sarcophagus model is commonly used but in human size equipment. Proton Torch not tested due to restrictive laws. Hydroelectric generator successfully tested as prototype. - Challenges Perform a temporary secured sarcophagus Use a Proton Torch and its Automatized Line Treat a Corium - Others (referential information on patent if any) Technologies are Intellectual Property Rights protected (similar to Copyright) 129 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 1 + 2 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Title Process for Fukushima cooling water Solidification in Gypsum Submitted by Dr. Jozef Hanulik / Deco-Hanulik AG, Switzerland 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Untreated contaminated cooling water (inclusive salts, strontium, cesium, tritium etc.) is mixed with gypsum by remote control according to the chemical reaction: CaSO4 + 2H2O à CaSO4.2H2O This liquid gypsum and water mixture is pumped into already existing, in some cases leaking tanks, box-shaped maritime containers, oversized tanks or specially prepared ultra-large dumping grounds, situated above the groundwater level and protected against rainfalls. The mixture solidifies after 1-2 hours. The gypsum to water ratio (by weight) can be for example 1:1. The weight of the processed water is hereby doubled, but the volume increases only by 50 percent. That means: 1,000kg gypsum + 1,000kg (Liter) = 1,500Liter solidified and hardened gypsum block. The processing is carried out with existing high-performance mixing machinery of the same kind that are commonly used on construction sites with routinely througputs of 100-300m3/hour. The freshly mixed gypsum-water continues to be liquid and can be pumped for 20-40minutes. With high-troughput pumps used in the construction industry the gypsum-water mixture is pumped into reservoirs/tanks for storage for the next 150-300years. This is equivalent to 5-10 radioactive half-lives of Sr-90 or Cs-137 respectively. 129 The process digests all activities including Tritium and makes the safe , longtime storage of the produced secondary waste possible. The process is technically approved and consists of 2 treatment lines: a. with capacity 30 m3 per hour for daily produced liquid quantities b. with capacity 100- 300 m3 per hour for treatment 300'000 T already stored quantities. These quantities could be treated in 4 - 12 months, depending on equipment investment. The process is patent pending in Switzerland (see Appendix 1).The necessary equipment for the process are standard parts, available in short time. The process costs are much smaller than the standard technologies, as osmosis, destillation etc. When designing the process an important factor was the protection of the people from radiation, therefore all relevant steps are remote control and still economical. Advantages of the proposed method: • For mixing and pumping high-throughput machinery and equipment is utilized that are proven and are commonly used on conventional construction sites. • Routinely troughputs of 100-300m3/hour are achieved. • No new construction of machinery is required. The machinery used on construction sites are cost-efficient and can be quickly commissioned. • It is also possible to operate several independent processing lines. This increases the operating flexibility. Should one processing line be down for whatever reason, then there are still other processing lines able to work. There is no such thing as everything is working or nothing is working. A very high operational availability does exist. • Due to the solidification of the contaminated cooling water in the gypsum mixture any kind of receptacles can be used for the storage. Almost any kind of forms and sizes of receptacles, boxes, containers are suitable. 129 • Utilizable as receptacles for the solidification process are also the already existing tanks used for the storage of the contaminated cooling water. • Due to the storage of the solidified contaminated cooling water as a gypsum ingot mold, no leakage can occur. No maintenance and repair work in a highly radioactive radiation field are necessary. • Compared with the storage of a liquid, the solidified contaminated cooling water is insensitive to the dangers of earthquakes. • Gypsum (CaSO4) has a solubility in water of only 2gram/Liter. In case of a water penetration only a small amount of activity is taken away. Should a water inleakage occur a subsequent eluate emerging could easily be detected by measuring the concentrations of the [Ca2+] and [SO42-] ions in the solution. • The treatment of the original liquid cooling water with the solidification does not need deionization of the water. Compared with osmosis the treatment of the cooling water with gypsum produces no secondary wastes. Additionally, by the omission of the expensive osmosis treatment a lot of maintenance work in an intensive radiation environment will not be necessary. The problem with tritium As a result of the solidification of the untreated contaminated cooling water the tritium problem is also solved in the same process step. The gypsum matrix is stored for at least 5 radioactive half-lives (approx. 60years). Due to the presence of cesium-137 and strontium-90 it is recommended to prolong the storage of the gypsum matrix for 250-300years. This seems a long period of time, but the storage can occur integrated in the landscape. After 250-300years have elapsed, hereafter the gypsum ingot molds of the different forms are identical with naturally occurring gypsum deposits. 129 Remarks: To cope with all the necessary work as the consequence of the nuclear disaster in Chernobyl in 1986, the assignment of an enormous number of humans was used. Over 500,000 soldiers were assigned for this mission. All the required procedures could only be accomplished with a self-sacrificing sense of duty. Only because of this enormous effort of human power Europe was spared from a widespread contamination. Dr. Jozef Hanulik was personally attendant in Chernobyl for a total of many months distributed over 3 years. A minimalization of the radiation dose for the individual human and for the entire workforce was only of secondary relevance by reasons of lack of time and not optimally organised work scheduling. The experiences gained from Chernobyl can teach two things: • In Fukushima the number of persons available for all the necessary work that has to be done is far less than in Chernobyl. • For this reason the necessary processing steps must be analyzed critically and more time for the work planning must be provided. In case a goal can be reached in two different ways, the process should be choosen with the least radiation dose for the entire workforce. Example 1: A process that involves a high radioactive dose for the entire workforce 129 Cooling water Desalinization / Deionization / Osmosis Tritium containing water Secondary waste Solidification for 100-300years Storage for a minimum of 60years This process includes many personnel-intensive steps. This process is also susceptible for repair work (in particular the osmosis process step) and needs a long term monitoring with the corresponding exposure. The outcome of this process is a high collective radioactive dose for the entire workforce. Example 2: Comprehensive solidification of the contaminated cooling water (This process is proposed) The contaminated cooling water including the salts, cesium-137, strontium-90 and tritium is mixed with gypsum. The whole process composed of the mixing, pumping, filling of the receptables/tanks is remotely-controlled. Existing high-performance mixing and pumping machinery from the construction industry with capacities of 100-300m3/hour are used. 129 Processing Procedure Contaminated cooling water Remotely-controlled mixing with gypsum is performed in one or several processing lines with an individual capacity of 3 100-300 m /hour Remotely-controlled pumping of the liquid gypsum into casting molds / tanks / maritime containers or very large dimensioned constructed tanks. Storage occurs above groundwater level and with protection from rainfalls. These solidified gypsum blocks are stacked in a kind of artificial hills for 300years. Abstract: Radioactively contaminated cooling water without any pretreatment (like osmosis) is solidified with gypsum. The gypsum is stored in maritime containers of a volume of ca. 90m3 each. The maritime containers can be stacked closely and can take the shape of hills. Already existing cooling water tanks, or newly constructed ultra-large tanks/basins with volumes of 1,000-10,000m3 can also be used for solidification. These deposits are built similar to state-of-the art waste deposits. 129 Additional information: Extract and summary from patent application: Process for the large-scale treatment and safely storage of heavily loaded radioactive water The storage of the solidified radioactive water is secured against earthquakes, leakage and possible terrorist attacks. The proposed storage tanks are secured against a possible airplane crash and also against small remotely piloted aerial vehicle attacks. Large-scale process for the treatment of radioactively loaded water at which the radioactive cooling water is solidified within gypsum according to the chemical reaction CaSO4 + 2H2O à CaSO4.2H2O Figure 1: Transfer of radioactive cooling water into gypsum tanks Figure 2: The storage in a tank or other receptacles Figure 3: The storage in a basin of a volume of 10,000 to 100,000m3 Figure 4: The storage in a maritime container One part of the water is bound as hydration water and the other part is bound into the porous mineral structure of the gypsum. Similar to a dry sponge. the mass balance is as follows : 1 part by weight gypsum and 1 part by weight water = 2 parts by weight of moist CaSO4.2H2O. Which is not different than moist gypsum. This represents a doubling of the mass or an increase of the volume by the factor 1.5 based on the quantity of water. Sodiumchlorid (NaCl), Strontium (Sr), Cesium (Cs), Cobalt (Co) and tritium are thereby adsorbed, bound and immobilized in the mineral matrix. The newly formed, emerging solid block can be stored for long periods of time. The blocks can easily be manipulated and can easily be transported. The procedure is visualized in Figure 1. No leakage can occur by dripping because there is no hydrostatic pressure inside the tanks. The tank is soley filled with the solidified gypsum. The tank is leakproof and closed. The drying-out is completely prevented. At the drying the tritium leaves. 1 part by weight gypsum + 1 part by weight water à 2 parts by weight 129 0.5 part by volume gypsum + 1 part by volume water à 1.5 parts by volume The storage can take place for example in maritime containers.They can be stacked up to six layers and can be placed side by side in a dense array. See Figure 4 for an illustration. The maritime containers can be placed closely spaced to each other because they are leakproof due to the solidified gypsum. Therefore there is no space necessary for maintenance repairs. A remotely controlled crane can be used to handle the maritime containers. At seaports there exists a great operating experience with managing big maritime container depots. The mixing of the gypsum with the radioactive cooling water is carried out with already existing equipment used in the construction industry. These machinery can handle great capacities of up to 200-300t/hour. Standard large-scale industrial cement mixers are available for wholesale prices. There is no need for expensive specially designed equipment necessary. The use of proven technologies in the construction industry enables the processing of the daily accumulating radioactive cooling water of 300t. It is also possible to process the already existing 300,000t that have been accumulated during the past 2 years. The liquid mixture of gypsum and radioactive cooling water is pumped into boxes or casting boxes. Suitable as receptacles or casting boxes are also the before mentioned maritime containers with a volume of approx. 90m3 each. After solidification and hardening of the liquid gypsum after 1h to 24h the ingots are transfered into standard maritime containers of lengths of 6 to 12m. Maritime containers can be stacked up on top of each other in up to six layers. In that way the stacking needs only a small base area for a comparatively big volume of solidified/immobilisied water. For the weather protection it is possible to cover the maritime containers with linings or to place them in a storehouse respectively. the storage for long periods of time is possible. A possibility to implement the process is by pumping the radioactive cooling water into tanks as pictured in Figure 2. Afterwards a layer of oil is put onto the water surface that serves as a barrier against the evaporation or vaporization of the water. subsequently, gypsum is slowly and uniformly added at the base of the tank. In this way the gypsum at the bottom of the tank solidifies gradually and grows upwards until the tank is filled with a hardened body of gypsum. The radioactive water is bound inside the body of gypsum. 129 In another variant, the maritime container coated with a water-tight lining can be filled directly with the liquid gypsum. This variant is shown in Figure 4. After the hardening of the gypsum the lining prevents as desired the drying-up. It is possible to operate with a massive excess of water. The water that is left after 1 to 10hours and has not yet reacted with the gypsum is later withdrawn by suction and can be used subsequently in the next pass. During the hardening of the gypsum the radioactive nuclides are bound/embedded and immobilized/fixated so that after the hardening is completed a whole block serves as a safety container for the radioactive nuclides. Gypsum is virtually insoluble in water and remains stable also after a water inleakage. The solubility of gypsum in wateer is approx. 2gram per liter. Tritium is also immobilized in the gypsum matrix. The solidified gypsum containeers, boxes or slabs can be stored without difficulties in huge numbers in a rain-proof warehouse. For maritime containers a stacking of up to six containers is possible. The repairing of a leakage will not be necessary because a now solidified body (of a formerly liquid) is stored. If needed a monitoring and inspection of an individual maritime container is possible at any time due to a remotely controlled container crane. The container crane is based on rails or as a self-moving crane on tires. In such a way the personnel is exposed only to a minimum radiation dose. The solidification of gypsum with contaminated cooling water is carried out with established and proven machinery and equipment used on large construction sites. This machinery and equipment allows to execute the necessary process steps in an expeditiosly and cost-effective way. The processing of 200 - 300t/hour gypsum is feasible. If demand requires it is always possible to build and operate a second operating line or even a third one. In this way the whole project and operating capacity can be accelerated significantly. It is also possible to build a separate processing line for the daily incoming cooling water and a separate processing line for the already accumulated contaminted cooling water in the existing cooling water tanks. The cost for the project is comparable with macinery and equipment on standard construction sites, i.d. construction sites without a radioactive contamination. The process is very robust and one can resort to comprehensive experiences with continously operated concrete mixers and concrete pumps. The stored solidified and such immobilized radioactivity bound in gypsum is strongly 129 resistent against the danger of earthquakes and possible terrorist attacks, and is also resistent to unintended handling errors during operation. There is great inherent safty in the process flow. The period of storage can be years to decades. After the expiration of 1-10 radioactive half-lives, i.e. 30-300years the gypsum will correspond to naturally occuring gypsum in respect of cesium-137. Despite the huge volume of processed radioactive cooling water the solidified water can be stored in a very dense manner. It is also viable to integrate the solidified gypsum in the nearby hilly landscape. The following practical examples are shown for some mixtures. Example 1: a) 1 kg Gypsum + 1kg radioactive contaminated cooling water is mixed with 0% NaCl b) After 7 hours a 2kg ingot solidifies, it feels moist, but is kockproof Example 2: a) 0.200kg gypsum + 1kg cooling water b) After 4 hours the ingot is knockproof, 0.820kg water has not reacted c) After 3 days the ingot weighs 0.380kg Example 3: a) 1kg gypsum + 1Liter 35%-NaCl solution, density 1.1g/cm3 b) After 1 hour it solidifies, after 3 hours noticable hard, the unreacted volume of water is 0.150Liter c) After a 3 days drying period the mixture weighs 1.830kg, but the gypsum is not very hard Cooling water containing a lot of tritium Radioactive cooling water is solidified with gypsum at the ratio of 1 : 0.5 (by weight) 129 (gypsum to cooling water) until the ratio reaches 1 : 1 but it is prevented that the newly developed gypsum is able to dry. The exchange of tritium is prevented due to linings inside the receptacles or outside the receptacles. Also possible is a combination of a lining inside and outside the receptacles. Or the solidified gypsum is stored in sealed receptacles or silos. Possible is also a storage in especially sealed big dumps/cavities. These dumps/cavities are lined with a waterproof layer (i.e. asphalt) and sealed on the top afloat with an oil layer. As a variant, the gypsum mixed with the radioactive cooling water can be filled into pool-like, water-tight built trenches or basins in the soil that act as forms where the blocks can solidify and harden. This is shown in Figure 3. After filling of the holes, trenches or basins the hardened blocks are covered with an oil layer, and then covered with a lining that prevents the evaporation oft he water. Then the lining is covered with a layer of asphalt which is followed with a layer of soil. This soil layer can be planted with plants or with trees. Such a basin is built and structured like a state-of-the art waste deposit. In such a way it is possible to safely store huge volumes. It is feasible to fill by pumping basins with volumes of up to 10.000 – 100,000m3. Figure 1 Figure 2 129 Figure 3 129 Figure 4 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application): see above. - Because of the simplicity and low risk of the process and the not expensive equimpent the problem with the contaminated cooling water can be solved within a few weeks/ months and makes possible to store the contaminated and solidificated water safe and "forever". - Others (referential information on patent if any) Others: information about Dr. Jozef Hanulik and patent situation Dr. Jozef Hanulik (see the attachments) has personally spent several months in Chernobyl where he has overseen the construction and operation of a radioactive decontamination process plant. This decontamination plant is based on Fluoroboric Acid (HBF4) and has a processing capacity of 5tons/hour for stainless steel. Dr. Jozef Hanulik is the inventor of the HBF4-Decontamination process, the Decoha-process. Appendix: - presentation of Dr. Jozef Hanulik (CV, work experience) - letter from Swiss Federal Institute of intellectual Property, confirming Patent application of October 1, 2013 130 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 1, 4, 5, 6 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Title Suggestions to control situation Revision 5 Date 10/28/13 Submitted by David R. Weilant 1401 N Buckeye Rd. Muncie, IN 47304 USA 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Storage tanks: Stack bags of zeolite around tanks with gap between bags and tanks. Fill gap with polyurethane based foam. Top with screen wire and zeolite bags. Note: It might be wise to reinforce the storage tanks with corrosion-resistant bands and sheet metal for sea water and earthquake protection. Groundwater flow: Measuring groundwater flux: www.hydrol-earth-syst-sci.net/10/873/2006/hess-10-873-2006.pdf Ground water containment: Instead of freezing ground, drill holes around and under. Use fracking drilling methods and/or a trench digging machine for a vertical wall. Insert high nickel anchor rods with hemispherical ends. Insert corrosion resistant vertical sheet (fence). Fill with polyurethane based foam. Reactor building: Fill entire floor area (except cooling pool) with .08 dia. Lead shot (pellets). And/or fill entire structure with polyurethane foam. This would make the structure more earthquake resistant to further damage. It would vibrate as a solid mass rather than individual elements impacting each other (Ref: Video during earthquake). Cooling pool: Add pyrolytic carbon spheres coated with SiC (Ref: pebble-bed reactors for graphite moderation). Or maybe Panasonic pyrolytic graphite sheet (PGS) for high thermal conductivity. Maybe sheet could float on cooling water and then lower water level to coat rods with PGS film? See attached sketch photo of PGS cover that could be lowered over rods. Note: Prior to any of these actions, apply a layer of powdered graphite to seal small cracks and/or a layer of silicon carbide SiC powder for a diffusion barrier. Molybdenum disulfide powder (specific gravity 5.6 – 4.8) might seal better, but might be chemically affected by sea water. 130 Resulting compound could enhance sealing. And/or Epoxy pond liner Liquid rubber Polyurea spray on pond liner, elastic, flexible, abrasion & puncture resistant 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) Foam: www.dowgreatstuff.com This would require an appropriately sized pressure tank and pipe work to apply. Space to be filled may require blow drying (not sure). Lead shot: Used in shot gun shells. Specific gravity 11.3 Graphite: Chemically inert, specific gravity 2.2-2.3 powder form or maybe amorphous graphite. Pyrolytic graphite: specific gravity < 2.1 Silicon carbide: specific gravity 3.1 PGS: specific gravity 0.85 to 2.1 g/cm3 Molybdenum disulfide powder: specific gravity 4.8-5.6 Liquid rubber: www.koienterprise.com Polyurea Dragonkote: elastic, flexible, abrasion & puncture resistant, 4000 psi tensile www.durablecoatingsystems.com www.upscalecoatings.com - Challenges 1. Proactive management of cooling pool. Methods to apply. 2. Safe and controlled access to facility. Need a crane with 3 axes control to penetrate 130 structure at specified coordinates and apply materials where needed. 3. Systemic response rather than individual isolated responses. 4. Real time report on current system status at key location points (temperature, etc.) - Others (referential information on patent if any) 【Areas of Technologies Requested】 (1) Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.) (2) Treatment of contaminated water (Tritium, etc.) (3) Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor (4) Management of contaminated water inside the buildings (5) Management measures to block groundwater from flowing into the site (6) Understanding the groundwater flow 131 【 様式２ 】 提案書 技術分野 ③ 提案件名 前処理吸着材（珪藻土又はバーミキュライト）及び天然無機系凝集剤JOSENを用いた港湾内の海水浄化 提案者 株式会社 日本港湾コンサルタント 眞田 武 １．技術等の概要 福島第一原子力発電所における港湾内（1～4号機取水路前）における放射性物質は、土砂等の懸濁物質（SS）に付着して いるものもあるが、その多くはイオン状態で存在しているものと考えられる。 SSに付着している放射性物質については、凝集剤のみでの処理が可能であるが、イオン状態で存在している放射性物質 は、凝集剤のみでの処理は困難と考えられることから、事前に前処理吸着材として珪藻土又は粘土鉱物であるバーミキュライ トを用いて放射性物質イオンを吸着させた後に、弊社の商品である天然無機系凝集剤「JOSEN」を用いて凝集沈殿させるもの とする。 天然無機系凝集剤「JOSEN」は、補足資料-1に示したとおり、一剤で凝集処理が可能であり、圧倒的な凝集スピードを誇る ことから、従来の凝集剤を用いた場合と比べ、反応攪拌槽及び沈殿槽はの必要規模を１／５以下の小型化が可能となる。 本浄化方法のシステムフローは、下図に示すとおりであり、最も簡易な既存の凝集処理技術（規模は1/5）を用いて処理が 可能となる。 なお、補足資料-3に示したとおり、一連の処理槽を1系統のみとするよりも、複数系統とする方が、前処理吸着材と天然無機 系凝集剤「JOSEN」の総使用量が少なくて済むことから、3系統の処理槽を用いて循環処理を行うものとする。 凝集沈殿後のスラッジについては、弊社商品である安定固化剤「Iflocc」（JOSENをベースに安定固化機能を加えたもの。固 化後は、含有物質の溶出はゼロとなる。）に少量のセメントを添加し、鋼土ブロックを作成し、これを港湾内海底土の被覆材と して転用することにより、廃棄物の発生量を抑制することが可能となる。 返送水 基 準 値 以 下 に な る こ と を 確 認 後 天然無機系凝集剤 「JOSEN」 シリーズ 放射性物質（ｲｵﾝ）吸着材 (珪藻土又はバーミキュライト) 急速反応撹拌槽 沈殿槽 Ｐ Ｐ M M M M M M M Ｐ Ｐ M M Ｐ Ｐ 、 港 外 に 放 水 緩速反応撹拌槽 Ｐ Ｐ Ｐ 海 水 返 送 ポ ン プ Ｐ Ｐ Ｐ Ｐ 港湾内1～4号機 取水路前 Ｐ 放射性物質吸着槽 防 波 堤 Ｐ Ｐ Ｐ Ｐ Ｐ Ｐ Ｐ Ｐ 凝集 スラッジ 脱水機 放射性物質 含有海水 脱水処理後の余剰水返送 鋼土ブロックを 池底に沈設する Ｐ 型枠に流し込み 鋼土ブロックを製作 安定固化剤「iFlocc」 及びセメントを添加・撹拌 ２．備考 ・開発・実用化の状況 補足資料-2～4に示したとおり、放射性セシウムを含む海水の代替として塩化セシウム溶液を用い、かつ前処理吸着材とし て珪藻土を用いた実験を行ったところ、セシウムイオンの高い吸着性能と天然無機系凝集剤「JOSEN」の高い凝集性能を確 認することが出来た。 なお、天然無機系凝集剤「JOSEN」については、福島県那須塩原市の除染用として東洋建設様に継続的にご購入頂いてい るとともに、外務省発注の平成24年度政府開発援助海外経済協力事業委託費による案件化調査における「ベトナム社会主 義共和国 新しい天然無機質系凝集沈降剤（HOH）を用いた小規模飲料水供給事業案件化調査」でも使用されており、高い性 能が確認されている。（ここに、「HOH」は「JOSEN」に殺菌・水質機能を付加した弊社商品である。） ・開発・実用化に向けた課題・留意点 塩化セシウム溶液を用いた実験では、良好な結果が得られた。しかし、福島第一原子力発電所港湾内における実際の放射 性セシウムイオン及びストロンチウムイオンにおいても同様な効果が発揮されるかについては、現場にて実証実験を行う必要 がある。 また、海水に存在するナトリウムやマグネシウムイオン等の目的外元素による前処理吸着材の効果が低下しないかどうか についても確認する必要がある。ただし、東邦大学理学部訪問教授：山岸晧彦の研究(＊) によると、前処理吸着材としてバーミ キュライトを用いれば海水中においてもセシウムイオン、ストロンチウムイオンを効率良く吸着できることが確認されていること から、本提案システムにおいてもバーミキュライトの使用も考慮に入れるものとする。 （＊） http://www.lab.toho-u.ac.jp/sci/chem/sakutai/research/clay yamagishi.html ・その他 天然無機系凝集剤「JOSEN」は現在、商標登録申請中である。ただし、申請にあたり名称を変更する可能性あり。 132 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ① （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 超高圧液体窒素除染技術（NitroJetⓇ）によるボルト締め型タンクの除染 御提案者 株式会社 IHI／NitroCision, LLC. １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） （1）概要 『ボルト締め型タンクの撤去作業の円滑化』のうち内面に付着した放射性物質を速やか に除去する技術として、半遠隔操作の超高圧液体窒素除染技術（以降、NitroJetⓇと呼ぶ） を提案する。 （2）NitroJetⓇの概要と特長 図 1 に NitroJetⓇ写真を、図 2 に NitroJetⓇプロセス概要を示す。本技術は超高圧の液体 窒素を除染対象物に吹き付けることにより、汚染された表面層の除染・除去を行う技術で ある。NitroJetⓇは米国アイダホ国立研究所が開発した技術であり米国 NitroCision, LLC. （IHI グループ会社）が本技術のライセンス使用権を受けている。 【特長と利点】 ・液体窒素を使用したドライプロセスであり、水による二次汚染や液体廃棄物が発生し ない。 ・除染能力は既存の方法と同等以上である。 ・遠隔対応が容易であり、高線量エリア・狭隘部での除染に適している。 ・除去した汚染物は真空吸引装置にて吸引してドラム缶及びフィルタで回収し、周辺に 飛散させることなく固体廃棄物として扱うためハンドリングが容易である。 ・入熱の無いプロセスであるため可燃性物質など入熱を嫌う物質に対する除染に適して いる。 ・使用する媒体は窒素であり環境影響の心配が無い。 ・コンクリートはつり（深さ MAX40mm）や、配管・構造物の切断に適用可能。 【主な仕様・性能】 項 目 内 容 本体寸法・重量 寸法：約 L3.0×W1.8×H1.2m、重量：約 3.4ton 稼働圧力 41∼410MPa 稼働温度 最低 除染速度 コンクリート表面除染の場合：10m2/時 コンクリートはつりの場合 ：2.5m2/時（深さ 14mm） 最大 40mm まではつり可能 -160℃ 1 132 Nit itroJetⓇ本体 体 米 WestValley We y での除染例 例（注 1） SUS US 配管の切断 断例 注 1 ） 出 典 ：“ Decontam tamination Usi sing Remote DDeployed Nit itroCision Tec echnology ” Le Lettie Chilso son(WVES) and nd L.B.Winkler( r(WVES) ,WM201 011 Conference ce Ⓡ 図 1 NitroJet N による除染 染・切断例 写真 図2 Nitr itroJetⓇプロ ロセス概要 ルト締め型タ タンク内面 面除染への NNitroJetⓇ適用 （3）ボル タンク内 内の汚染レ レベルに応じ じて遠隔除 除染、作業員 員による直 直接除染を使 使い分ける ることを提 提 案する。 Ａ.汚染レ レベルがほと とんど問題 題にならない い場合 タンク解 解体後（作 作業員による る直接作業 業）、グリー ーンハウス内 内等にて Ni NitroJetⓇを使用した を た 作業員によ よる直接除 除染を行う。 。 2 132 Ｂ．汚染レベルが比較的軽度な場合 汚染度が高いと想定されるタンク床面部に対して、まず自走小型ロボットを使用した NitroJetⓇによる半遠隔除染を行い、線量率が低下した時点でタンク内側面等に対して作業 員による NitroJetⓇを使用した直接除染を実施する。 Ｃ．汚染レベルが比較的高い場合 上部プラットホーム／下部プラットホームの 2 段プラットホーム方式を採用した NitroJetⓇ除染システムを適用する。上部プラットホームに設置した操作盤により、下部プ ラットホームに設置したロボット（NitroJetⓇ噴射部を把持）を遠隔操作して除染を行う。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 米国 West Valley 再処理工場の高線量セル内にて遠隔除染実績有り。また非原子力分野 ではエポキシコーティングの剥離、石油化学プラントの熱交換器洗浄、化学兵器工場の除 染等に広く実績がある。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 実除染対象物に応じて先端パーツ開発設計、必要に応じてモックアップが必要となる。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） NitroJetⓇの使用ライセンスは米国 NitroCision, LLC.（IHI グループ会社）が有してい る。 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 3 133 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ④ （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 超高圧液体窒素除染技術（NitroJetⓇ）による建屋止水前除染 御提案者 株式会社 IHI／NitroCision, LLC. １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） （1）概要 汚染水を除去した後の作業員による建屋内からの確実な止水作業ための前処理として、 高濃度汚染水汲み上げ後の建屋内除染作業に遠隔操作の超高圧液体窒素除染技術（以降、 NitroJetⓇと呼ぶ）の適用を提案するものである。 （2）NitroJetⓇの概要と特長 図 1 に NitroJetⓇ写真を、図 2 に NitroJetⓇプロセス概要を示す。本技術は超高圧の液体 窒素を除染対象物に吹き付けることにより、汚染された表面層の除染・除去を行う技術で ある。NitroJetⓇは米国アイダホ国立研究所が開発した技術であり米国 NitroCision, LLC. （IHI グループ会社）が本技術のライセンス使用権を受けている。 【特長と利点】 ・液体窒素を使用したドライプロセスであり、水による二次汚染や液体廃棄物が発生し ない。 ・除染能力は既存の方法と同等以上である。 ・コンクリートはつり（深さ MAX40mm）や、配管・構造物の切断に適用可能。 ・遠隔対応が容易であり、高線量エリア・狭隘部での除染に適している。 ・除去した汚染物は真空吸引装置にて吸引してドラム缶及びフィルタで回収し、周辺に 飛散させることなく固体廃棄物として扱うためハンドリングが容易である。 ・入熱の無いプロセスであるため可燃性物質など入熱を嫌う物質に対する除染に適して いる。 ・使用する媒体は窒素であり環境影響の心配が無い。 【主な仕様・性能】 項 目 内 容 本体寸法・重量 寸法：約 L3.0×W1.8×H1.2m、重量：約 3.4ton 稼働圧力 41∼410MPa 稼働温度 最低-160℃ 除染速度 コンクリート表面除染の場合：10m2/時 コンクリートはつりの場合 ：2.5m2/時（深さ 14mm） 最大 40mm まではつり可能 1 133 Nit itroJetⓇ本体 体 米 WestValley We y での除染例 例（注 1） SUS US 配管の切断 断例 注 1 ） 出 典 ：“ Decontam tamination Usi sing Remote DDeployed Nit itrocision Tec echnology ” Le Lettie Chilso son(WVES) and nd L.B.Winkler( r(WVES) ,WM201 011 Conference ce Ⓡ 図 1 NitroJet N による除染 染・切断例 写真 図2 Nitr itroJetⓇプロ ロセス概要 屋止水前の建 建屋内除染 染への Nitro troJetⓇ適用 用 （3）建屋 非汚染区 区域（建屋 屋外など）あ あるいは作 作業員が立ち ち入れる程 程度の軽度 な汚染区域 域と除染対 対 象区域の境 境に貫通口 口を設置し、 、除染ユニ ニット（噴射 射部、真空 空吸引装置、 、フィルタ タ、自走小 小 Ⓡ 型ロボット ト）を設置する。その の他操作盤 、NitroJe et 本体等は は除染対象 象区域外に設 設置し、遠 遠 隔操作によ より除染を を行う。 ・自走小 小型ロボッ ットに Nitr troJetⓇ噴射 射部を把持させ床面等 等の除染を行 行う。除染 染された汚 汚 染物は は真空吸引 引装置によりドラム缶 缶、フィルタに回収さ されるシス ステムとなっ っているた た 2 133 めダストによる二次汚染の拡大は最小限に抑えることが可能である。 ・機器、配管等に対してはその形状に沿った専用先端ノズル（噴射部）、その位置に応 じた自走式ロボットを使用することで除染する。 ・ある程度まで線量が低減したら、遠隔除染では対応しきれない箇所を作業員により直 接除染を行う。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 米国 West Valley 再処理工場の高線量セル内にて遠隔除染実績有り。また非原子力分野 ではエポキシコーティングの剥離、石油化学プラントの熱交換器洗浄、化学兵器工場の除 染等に広く実績がある。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 実除染対象物に応じて先端パーツ開発設計、必要に応じてモックアップが必要となる。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） NitroJetⓇの使用ライセンスは米国 NitroCision, LLC.（IHI グループ会社）が有してい る。 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 3 134 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 提案書 技術分野 ４，５ 建屋内の汚染水管理, 地下水流入抑制の敷地管理 提案件名 福島第一原発の高レベル放射能汚染水の流出防止対策 提案者 古川 博恭 ・黒田 登美雄 １．技術等の概要 これまでの高レベル放射能汚染水の海に向かって流れる流出防止策は、山側から流下し てきた地下水を原子炉建屋の上流で揚水井戸によって揚水し、地下水バイパスにより地下 水位を低下させ、建屋内への流入量を抑制する案となっている。しかし、この案では、相 変わらず建屋内へ地下水が流入し、完全な地下水流出抑制にはならない不完全方式である。 さらに、この案で示された地下水解析のパラメータには問題が多く、解析結果も不十分で ある。 そこで、多くの諸調査を追加し、精度の高い各種パラメータを使用して本地点の連続壁 案を提案する。この連続遮水壁で汚染源周辺を取り囲めば、上流域からの地下水を完全に 遮断し、かつ、建屋内で原子炉から発生する原子崩壊熱の冷却のための冷却水の流入に対 しても対応できる。この上流からの地下水流入防止と建屋内の汚染冷却水を完全に防止す るために、添付資料のような「内側連壁」と「外側連壁」との 2 重の遮水対策を実施する ことによって、完全にこの高レベル放射能汚染水の海への流出を防止できる。この対策工 は、地下水遮水に多くの実績があり、われわれ提案者が約 40 年間にわたって研究・開発し てきた「地下ダム」において、すでに実用化され、地下水遮水に何ら問題がなく、運用さ れている。さらに、この手法は、費用対効果にも優れていることが確認されている。 ２．備考 ・開発・実用化の状況 この地下水遮水対策は、世界の 17 ヶ所で「地下ダム」として完成している。 この地下ダムによる地下水遮水工は、世界で最初に出版された英文単行本 古川博恭・黒田登美雄「The Underground Dam」（2011）、P.687 によってまとめられて いる。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 原発事故という特殊な条件下での仮設・施工深度・壁厚の決定、遮水壁の根入れ深度な どの問題があるが、これらは、今後、十分解決できる課題である。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 135 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ②③（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 セラミック電極を使用した無隔膜電気分解と隔膜電界による、汚染水か らの放射性物質の分離・濃縮技術 御提案者 (株)ジー・イー・エス 〒547-0013 大阪市平野区長吉長原東 3-2-56 TEL06-6700-4141 e-mail:[email protected] 下川樹也 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 特 徴（技術の概要） セラミック電極を活用した無隔膜電気分解と隔膜電界の 2 種類の方法を併用し、水中の放 射性物質を分離・濃縮することによる汚染水の減容化技術。 セラミック電極の特長は、一般的な白金電極の 34 倍の耐久性を有するところ。 STEP-1 無隔膜電気分解 汚染水中に含まれる、放射性物質を吸着した有機物を、セラミック電極を使用した無隔膜 電気分解によって、ラジカル酸素を発生させ、有機物を酸化分解させることによって、放 射性物質単体を水中に溶解させる。 STEP-2 隔膜電界 放射性物質（＋因子を持った物質）を隔膜を有する電界装置で、マイナス極側へ電気泳動 することによって、放射性物質の含む水と含まない水に分離を行う。これを繰り返すと濃 縮率は上昇し、求める減容化が可能となる。 仕 様 ①無隔膜電解装置 電極：セラミック製特殊電極（GES 社製）DB-DISC-1 型 電源装置：HWS1000L-48 電流 1～25A 電圧 48V ポンプ：0.75kw 消費電力：3 相 200V 1.75kw 装置サイズ：幅 1m×奥行 1m×高さ 2m 処理流量：1m3/h～5m3/h ②隔膜電界装置 電極：セラミック製特殊電極（GES 社製）DB-EIS-1 型 隔膜：イオン交換膜セレミオン 電源装置：HWS1000L-48 電流 1～25A 電圧 48V ポンプ：0.75kw 消費電力：3 相 200V 1.75kw 装置サイズ：幅 1m×奥行 1m×高さ 2m 処理流量：0.5m3/h～2.5m3/h 135 保有者 株式会社ジー・イー・エス 中村信一 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 震災直後から汚染土壌の減容化実験を実施。 直近では平成 25 年 9 月 2 日～9 月 27 日の期間で、福島県浪江町にて土壌から放射性物質の 除去による減容化実証実験を実施。 本技術は既に地下水浄化や化学工場の排水処理などに活用しているので、装置は完成して います。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 実際の汚染水による実証が必要です。その他はありません。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 学術ブレーン 京都大学名誉教授 工学博士 西原英晃 京都大学名誉教授 理学博士（放射線生物学）内海博司 京都大学名誉教授 （現ポニー工業(株)放射線計測センター長）齋藤眞弘 京都大学教授 工学博士（エネルギー応用化学）平藤哲司 大阪府立大学理事・副学長 工学博士 安保正一 大阪府立大学 放射線研究センター長 工学博士 奥田修一 関連特許 ①特開 2012-251780 平成 24 年 12 月 20 日公開 ②特開 2013-40787 平成 25 年 2 月 28 日公開 ③特願 2013-108490 平成 25 年 5 月 23 日出願 ☆トリチウム関連 上記記載の京都大学名誉教授 齊藤眞弘教授はトリチウムの専門家です。 電解技術を活用した場合の、トリチウム処理についてアドバイスをもらいましたので、ご 意見をそのまま記載します。 ２．汚染水処理 （１）トリチウム分離技術に関して 蒸散法と電気分解法を併用するのが一番である。 蒸散法により大気放出される分については、現存の世界の重水炉から 放出されているトリチウムの濃度の 10 分の１くらいで抑えればよいだろう。 135 新たな汚染物を生まないこと。そのためには物理的方法が最適。 同じ時間内に 100 倍濃縮するには電気分解法が最適である。 電気分解で一日に４００m^3 を処理するために必要な電力は？ 発生した水素と酸素を燃料電池で燃やせば電力の回収は可能である。 最終的なコストはどのくらいになるのか見積もる必要あり。 最終処分は地下貯蔵がよい。トリチウムの半減期は約 12 年なので。 （２） 海水浄化に関して 電気分解と隔膜分離の方法によって、放射性物質が濃縮された海水を 密閉容器に入れて保存すべきである。その際容器の材料として、Cs 吸着能を 持った物質を用いればよい。 （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） [様 式 2(汚 染水処理 対策委員 会 に報告 し、 一 般公 開 とな る もの で す )] ② 技術分 野 御提案書 (「 技術提案募集 の内容」の該当番号を記載願 います) 御提案件名 電解 方 に よる トリチ ウム処理等 御提案者 閉 日本 プラン ト建設 技術 等 の概 要 (特 徴 、 仕様 、性 能 、保 有者 な ど) 別紙 2.備 考 (以 下 の 点 な ど、可能 な範 囲 で御 記入 い ただ けます よ うお願 い します ) 。開発 。実用化 の状況 (国 内外 の現場 や他 産業 での 実績 例 、実用化 見込み 時期 を含 む ) 実績例無 し、実用化 見込 時期 は実験 後 、躯体 工事 、電気 、機械 工 事 6ヶ 月 ・ 開発 。実用化 に向けた課題 ・ 留意 ′ 点 汚染水 102位 を 2時 間位 実験後 、汚染水 よ リ トリチ ウム が 削減 か 、 Hか ○に集 ま つ た場合 は 、 500t/dの 処理水 を行 う場合 、 1000t/dの 処理 槽 が必 要 とな る場合 が あ る。 。そ の他 (特 許等 を保 有 してい る場合 の参 照情報等 ) Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information (1) Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.) Area (2) Treatment of contaminated water (Tritium, etc.) (3) Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor (4) Management of contaminated water inside the buildings Title Hydrotalcite-based radionuclide removal technology for fresh and saline waters Submitted by Dr Grant Douglas, Senior Principal Research Scientist, CSIRO, Australia 2. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Radionuclide-contaminated waters produced from the damaged Fukushima nuclear reactors present a unique remediation challenge given the diverse suite of elements and chemical species present. Effective removal of radionuclides from these waters is further complicated by the presence of both fresh and saline waters within storage tanks and reactor infrastructure. CSIRO has developed considerable expertise in contaminant remediation, principally to treat wastewaters generated by the uranium industry. In particular, patented CSIRO research known as the “Virtual Curtain” technology has exploited the in-situ formation of hydrotalcites, a layered Mg-Al mineral, to simultaneously remove a suite of cationic and anionic contaminants. Images of hydrotalcites formed in-situ from a uranium mining wastewater are shown in Figure 1. Significantly, the Virtual Curtain technology is generally a one-step, broad spectrum process that requires little infrastructure and thus can be quickly and easily applied to decontaminate affected waters. Importantly, this hydrotalcite-based remediation technique also offers an alternative to conventional lime dosing or ferric iron precipitation with the additional downstream advantage of lower solids generation that is more readily de-watered, enhancing the entire remediation/water recovery cycle. The small volumes of hydrotalcites produced can also be calcined or silicified to produce a stable material suitable for long-term disposal within a containment cell. The Virtual Curtain technology is distinct from other radionuclide removal technologies: it is simple to implement, it rapidly and simultaneously removes a range of radionuclides, and is inexpensive. Figure 1. Hydrotalcite (HT) aggregates and detail of HT aggregates. Scale bars are 200 nm. Importantly, hydrotalcites synthesised in-situ in uranium mine wastewaters have been demonstrated to be able to quantitatively remove a wide variety of radionuclides such as those present in contaminated waters at Fukushima. A study of barren lixiviant (wastewater) decontamination at an in-situ uranium mine in Australia has already demonstrated the capability to remove a range of U-series daughter radionuclides similar to that present in contaminated waters at Fukushima (Table 1). In addition, a wide range of other elements, many of which also represent major radionuclide contaminants at Fukushima, can also be effectively removed (Figure 2) including removal of 135 Cs, 90 137 Y, Cs, 91 Y, 89 113 Cd, Sr, and 115 90 Cd, Sr. 95 Zr, 60 Co, 58 Co, 242 Am, 242 Cm, in addition to partial The full range of elements that can be effectively removed from contaminated waters is shown in Figure 1. Thus, the Virtual Curtain technology constitutes a simple, generally one-step broad spectrum tool to deal with the complexity of radionuclide contaminated waters at Fukushima that may complement or augment existing radionuclide removal technologies. Two internationally peer-reviewed manuscripts demonstrating the efficacy of the Virtual Curtain technology as applied to the removal of contaminants from two uranium mine wastewaters with a similar suite of trace element contaminants to those present at Fukushima are contained in Appendix 1. Table 1. Radionuclide activities for barren and treated lixiviant, hydrotalcite (HT)-based precipitate and percentage removal produced during neutralisation of Beverley North barren lixiviant. Barren lixiviant Treated lixiviant Radionuclide 238 Percent HT precipitate (Bq/L) (Bq/L) removal (Bq/kg) U 225 2 99.1 67194 234 Th 557 0.3 99.9 120986 230 Th 8683 66 99.2 1955469 226 Ra 324 26 92.0 55282 214 Pb 326 26 92.1 53822 Bi 322 26 92.0 57013 Pb 2193 4 99.8 488302 214 210 Figure 2. Elements removed by hydrotalcites (pink) and 235U fission products (radionuclides) present at Fukushima. Table 2. Summary of major (mg/L), trace element (µg/L) and rare earth element (REE) of Beverley North Barren Lixiviant (BL), and post treatment solution compositions. *Red numbers denote half analytical detection limits, na – not analysed In the specific context of Fukushima, the hydrotalcite-based technology could be applied to a range of radionuclide contaminated waters, both fresh and saline. Where contaminated saline waters are present, the application of hydrotalcites is especially simple where Mg already present is used as a building block for hydrotalcite formation with only the addition of Na aluminate in the required stoichiometry required. In fresh waters, the technology only requires the appropriate addition of Mg and Na aluminate to form hydrotalcites. Treatment of radionuclide contaminated waters could be undertaken in either batch or continuous flow configurations. In batch mode, appropriate reagents could be simply added to a tank as solutes, mixed, the hydrotalcite containing the radionuclides and other contaminants allowed to settle, and the waters either decanted or pumped off. In continuous flow mode, soluble reagents could be injected into a pipe containing the contaminants and allowed to react with the precipitated hydrotalcite removed via settling, filtration, or continuous flow centrifugation. 3. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) The Virtual Curtain technology has already been evaluated at laboratory scale using a range of U, Cu, Zn and Au mine water effluents where it has been demonstrated to be successful. The technology has also been used to remove a range of contaminants including Cu, Zn, Mn, and Fe from 70 megalitres of an acidic mine pit water demonstrating the capacity to easily upscale to volumes commensurate with those present at Fukushima. CSIRO as the Australian national scientific agency with its considerable scientific resources, in collaboration with Virtual Curtain Limited have the technical expertise and experience to quickly evaluate and implement this technology in collaboration with a Japanese government agency or private partner. Both CSIRO and Virtual Curtain Limited are also working in collaboration with AusTrade, an Australian government agency in Sapporo to support the introduction of the technology. Evaluation of the Virtual Curtain technology could be completed within one month and deployment could occur soon thereafter with very low infrastructure and application costs. - Challenges Given its inherent simplicity, there are few technical challenges in terms of the evaluation of the Virtual Curtain technology or in implementation. To optimize the speed and efficiency of evaluation and implementation Virtual Curtain Limited would seek to partner with a Japanese government agency or private company as described above. Dr Grant Douglas, a Senior Principal Research Scientist with CSIRO for over 20 years and the inventor of the Virtual Curtain technology (in addition to the patented Phoslock anion absorption technology now used in 25 countries) already has experience working in Japan having made five scientifically-based visits, the most recent in September, 2013. Dr Douglas and Virtual Curtain representatives are available to travel to Japan at short notice to demonstrate and implement the technology. - Others (referential information on patent if any) The Virtual Curtain technology is licenced to Virtual Curtain Limited, an Australian innovation and technology company. Two patents have been granted internationally and considerable knowledge on process understanding and optimization resides within Virtual Curtain Limited and CSIRO that would facilitate rapid and efficient deployment of the technology. 139 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 御提案書 技術分野 ３（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 御提案件名 １）海水・塩水中の Cs および Sr を選択的に吸着可能で低ランニングコ スト運用可能な無機系吸着剤 ２）62 核種を除去できる吸着剤のシステム ３）現行 ALPS と比較して 2 次放射性廃棄物量の大幅低減可能な、塩水中 硬度を除去する前処理と吸着剤による処理システム 御提案者 ピュロライト株式会社 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 無機系吸着剤および有機系キレート樹脂 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 福島第一原子力発電所の汚染水実液を用いてカラム試験実施済 1 ロット約 10m3 以上での商業生産可能 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 140 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 提案書 技術分野 ③ （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 提案件名 港湾内の海水中に含まれる放射性 Cs、Sr 除去（濃度低下） 提案者 穗積 豊治 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 特徴 海水中に含まれる放射性 Cs 及び Sr を海水の構成成分の著しい変更なしに除去する。 Cs は微粒子に付着しやすく付着粒子を除去することで目的が達せられる。 Sr はイオン化しているので不溶性沈殿物粒子に変更させて除去する。Sr イオンの不溶化 には炭酸ガスを用い、溶解度の差を利用して炭酸ストロンチウム（Ksp は 7X10-10 でアルカ リ土類の炭酸塩では最も小さい）の沈殿物を分別する。放射性 Sr の海水中の存在量はごく 微量なので、非放射性 Sr を添加して沈殿物形成を促進する（共沈法）。 これ等の沈殿物は珪藻土をろ過材としてコーティングした Max フィルタ（スプリングフ ィルタ）による陰圧濾過で除去を行う。ろ過材に付着した放射性汚染物質は逆洗により回 収できる。 又、海水中の浮遊物（固形物）は非常に少ないので廃棄物として出るろ過材 の量は少なくて済むし、海底汚泥を同時に濾過する事も出来る。濾過後の海水の構成成分 の変化は殆ど起こらない。 仕様 海水汲み上げ用ポンプ、非放射性 Sr 濃度を調整するタンク及び攪拌機 炭酸ガスを導入する散気管と飽和させるタンク及び炭酸ガスボンベ Max フィルタろ過器及びろ過材調整タンク 調整済み汚染水の吸引用ポンプ及び差圧検知システム 逆洗後のろ過材保管タンク及び濾液中の放射性物質の測定用濾液保管タンク 以上の装置をパイプで接続し、ほぼ全自動で運転できる操作システムである。 概略図を示す。 処 理 シ ス テ ム 概 略 図 CO2 P-3 P-2 P-1 T-1 T-5 T-2 Maxフィルタ T-3 T-4 汚 染 海 水 T-1:調整タンク T-2:CO2処理 タンク T-3:珪藻土タンク T-4：廃ろ過材 タンク T-5：濾過液保管 タンク 140 性能 Max フィルタのろ過能力は微粉末珪藻土を使用すると、粒径 0.1μm 以上の固形物を除去 する事が出来る。このろ過性能は、フィルタがスプリング型式を採っていることで、ろ過 と伴にスプリングの間隔が狭まり、より良いろ過結果を提供する。 140 バラスト水管理の目的で福地氏（九州大学大学院工学研究院）の修士論文研究課題とし ても取り上げられ、動物・植物プランクトンの濾過除去の検証も実施され、本フィルタが 目標を達成することが示されている。 砂利採掘場等で発生する汚濁水の濾過に本フィルタを適用し、ろ液を河川に問題なく放 流することは工事現場等で実施されている。 汚濁水の濾過が効率よく出来ることを踏まえ、福島県内の農業用貯水池の放射性汚染源 の除去試験を福島県土地改良事業団体連合会の協力を得て実地検討を実施した。貯水池の 水には Cs134 及び Cs137 は各々3.5～5.7Bq/L 及び 4.4～7.9Bq/L、そして湖底の泥（乾泥） には Cs134 及び Cs137 は各々70,000Bq/kg 及び 100,000Bq/kg の放射能が検出された。除去 試験の試料として水と泥との混合物を Max フィルタに掛け濾液の放射能を測定した。ろ液 には放射性 Cs は検出されず、放射性物質は除去できる事が明らかとなった。 （添付資料１） 泥に付着している放射性 Cs は付着時に複合塩を形成するためか、低濃度硫酸酸性で常温 ではあまり溶出出来ない事は実験で確認済みである。 Max フィルタは微粒子の除去に効力を発揮するので、Cs の様に他の物質に強固に付着し 易い物は比較的容易に除去可能である。 Sr の様にイオン化して海水中に存在する場合に は Sr イオンを不溶性の粒子に変化させ濾過除去する必要がある。 Sr イオンは溶解度の非 常に小さい炭酸塩を形成する。炭酸ストロンチウムの溶解度積（Ksp は 7X10-10）は炭酸カ ルシウムのそれよりも一桁小さく、カルシウムより沈殿物を容易に形成する。但、放射性 ストロンチウムの濃度は著しく低いので、炭酸ストロンチウムの沈殿物を形成するために 非放射性ストロンチウムイオンを共存させて行う。炭酸ガスは海水に対し自然界でも関わ り合いがある物質で、この点からも海水のイオン濃度が著しく変化しない事を意味する。 沈殿物形成では炭酸ガス以外の化学薬品（凝集沈降剤やイオン交換樹脂再生の為の酸や アルカリ）を使用しないので、廃棄物としては主にろ過材のみでその発生は最小限に抑え られる。 濾過システムは陰圧による濾過であり、配管に対する圧力のトラブルは殆ど考慮しなく て良い。ろ過材の目詰まりの変化は圧力差として検知され、ろ過材の交換時期を把握する 情報として用いる。従って、ろ過材の交換時期まで汚染海水は濾過を継続出来、この点も 廃棄物の減少化には役立つ。 保有者 Max フィルタの特許権は株式会社モノベエンジニアリングが保有し（５件）国土交通省への 登録２件及び千葉県の認定製品となっている。 本提案に関する事業は株式会社モノベエンジニアルングの他に株式会社ピーアンドエス及 び株式会社エー・イー・エルの共同事業として推進する。 尚、ここで提案している海水中の放射性汚染物質の除去方法は特許出願中である。 140 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) Max フィルタの技術は国土交通省への新技術登録として実施されている。 登録 No.KT-06004 QS-12005-A 千葉県からも製品認定を受けている。 ちばものつくり認定製品 : 認定番号 第 7 号 工事現場での濁水処理、各種工場排水処理、地下水等の浄化等多数の実施例があります。 その一部は http://www.monobe.co.jp/product.html で参照できます。 濾過実施規模は Max フィルタの本数を変えることで調整（濾過量）できる。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 他のろ過器との比較を示しますが、微細な粒子の連続濾過に多大な能力を発揮します。 他のろ過システムと同様、イオン化して溶解している物質の補足には検討の余地がある。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 株式会社モノベエンジニアリング保有の特許は以下の通りである。 特許 ： 第 182317 号 ･ 第 3124901 号 ･ 第 3353225 号・第 3394490 号 第 4104864 号 ･ 第 4451647 号 ･ 第 4774223 号 141 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 提案書 技術分野 ④・⑤ （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） 提案件名 排水シート（CAPIHON）ﾊﾟｲﾌﾟ状も含む 提案者 株式会社都商事 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ・特徴 目詰まりしない･･･動力作用及び毛細管現象によって、土中の土砂粒子（固体/液体） を自動的に分離する。 高耐圧性･････････連続ｱｰﾁ橋式構造の断面設計によって、重厚な覆土の土圧及び 土面走行車両の荷重に耐え、破損・断裂しない。 自主的/排水能力･･毛細管現象とサイホン作用が両者相俟って、さらに脱、排水能力 がさらに増加する。 高浸透能力･･･････有効吸、排水孔の開孔率が排水ｼｰﾄ全体の 20%に達し、吸、脱水 能力がさらに増加する。 砂利/不織布等の 濾過層不要･････排水ｼｰﾄ自体が土層の固体分/液体分を分離し、かつｻｲﾎﾝ作用による 自己清掃能力が機能する為、ｼｰﾄ材に直接覆土の埋戻し可能。 施工が容易･･･････ﾛｰﾙ状ｼｰﾄ材で、容積が小さく、運搬/取扱い/保管/裁断/施工が 容易である。 たわみ性/圧縮強度 が高い･････････湾曲、たわみ性があるので、起伏がある地形に従順、土層に密着し、 重車両の荷重を受けても、潰れない地下通水/排水通路を形成する 低コスト/高効率･･施工が容易である為、効率が良く、工事費用が安価で、かつ信頼性 が高く、ﾗﾝﾆﾝｸﾞｺｽﾄが不要である。 国際発明 ｺﾝｸｰﾙで優勝････ドイツ/ﾆｭﾙﾝﾍﾞﾙｸ 1999 年の発明コンクールで当年度の最優秀発明 貢献賞として金メダルを受賞。米国/EU/日本等々世界特許を保有。 ・仕様 材質は「軟質 PVC」の為、土圧及び重量物にも支障はない。 シート状：W200 ㎜×100M/1 巻になっており、任意の長さにカット出来る。 ﾊﾟｲﾌﾟ 状：≒65 ㎜Φ×100 ㎜になっており、任意の長さに連結出来る。 ・性能 開孔率 20％の為、大容量の水分を吸収する 柔軟性の為、傾斜・起伏等、様々な現場に対応出来る。 処理能力は土質及び設置本数等により、異なる為明確に表示出来ない。 141 アーチ型断面構造設計で応力を有効的に分散出来る。 ・保有者 株式会社都商事 東京事務所 ・その他 布設作業時間を縮減し、安価な費用で施工が容易に出来る。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発 1998 年台湾にて開発 ・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 台湾：25 万ｍ ｵｰｽﾄﾗﾘｱ：12 万ｍ カナダ/USA：7 万ｍ ブラジル：2 万ｍ EU：8 万ｍ 東南アジア：6 万ｍ 中国：25 万ｍ 日本：250ｍ ・実用化に向けた課題・留意点 現場にてテスト施工の実施を要請致します。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特許出願年月日：平成 10 年 1 月 27 日･･･特許願第 013920 号 取得年月日：平成 15 年 4 月 4 日（日本国内） 特許第 3413422 号 発明の名称：シート式排水材 特許権者：胡 鳴群/杜 永安（両者台湾国籍） 日本国内専用実施権者：株式会社都商事（平成 24 年 12 月 5 日特許庁登録済） （備考）技術提案募集の内容（６分野） ① 汚染水貯蔵（タンク等） ② 汚染水処理（トリチウム処理等） ③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） ⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等） ⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等） 142 143 144 145 146 147 148 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 1 149 ［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］ 野 御 提 案 書 （「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います） ②汚染水処理（トリチウム処理等） 処理水の性状等（２０１３/９/２４現在） 塩化物イオン濃度 約５００～２６,０００ppm トリチウム濃度 １～５× １０６Bｑ/１ 処理水量 約３５０,０００㎥ 約４００㎥/dayで増加 [現状] 発生した汚染水は「セシウム吸着装置」「淡水化装置」「多核種除去設 備」での処理により、ほぼ全ての核種のレベルを大きく低減させるシ ステムとなっている。しかしながら、これらの装置では放射性水素（ト リチウム）を取り除くことが出来ず告示濃度限度を超えるトリチウム 水を保管している。 [課題] ALPS処理を行った場合においても、取り除けない核種として放射性水素 （トリチウム）があり、現状はアルプス処理後の水をタンクに貯留する 計画となっている。 ALPS処理後の水は線量限度等を定める告示（以下「告示」）に定める周 辺監視区域外の濃度限度より高いトリチウムを含有しており、その取り 扱い方法についてはトリチウム分離のフイージビリティスタディを含 めたあらゆる可能性検討することが求められる。 ※ ベクレルとは、放射性物質の量を示す単位で、１秒に１個の放射性物質が壊れて放射線を出す と１ベクレルに当たる。 同じベクレル数でも放射性物質の種類によって人体への影響は異なってくる。出てくる放射線に 違いがあるからだ。 例えば、トリチウムの影響はセシウムの千分の１程度とされる。 提案名 勇気をもって、原発問題の解決に道筋をつける。 福島原発事故 収束のご提案 ②汚染水処理（トリチウム処理等） 提 案 者 会社名： 名 徳和株式会社 英 訳 名 TOKUWA CO.LTD. NSケミカル事業部 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 2 案件（１） 1/４ 149 [求める技術] （１）トリチウム分離技術に求める要求 ◆ 多核種除去設備（ALPS）処理水に含まれるトリチウムを告示濃度以下へ分 離できること。 アルプス処理中のトリチウム濃度 告示濃度（要求） 約１～５×１０６Bｑ/１ ６×１０４Bｑ/１以下 トリチウムをとるにはＰｄ重水素触媒によるＨｅガスへの変換が必要です。中性子が出る一種 の※常温核融合です。 ※、常温核融合とは、 ・重水素やトリチウムはニッケルまたは白金触媒上で水素と原子交換をすると考えられます。 ・ 重水 二重水素Ｄ、三重水素Ｔ、大気中のトリチウムは、水蒸気 (HTO)、水素 (HT) および炭化水素 (CH3T) の３つの化学形で存在している。 ・ 重水Ｄ２Ｏは水素と以下の様な交換反応を行います。 重水の中にアルコールなどを入れておくとＲＣ－ＯＨ＋Ｄ２Ｏ⇄ＲＣ－⇄ＯＤ＋ＨＤＯとなります。 ・同様にトリチウムＴにおいてもＲＣ－ＯＨ＋Ｔ２Ｏ⇄ＲＣ－ＯＴ＋ＴＨＯ 水との反応ではＤ２Ｏ＋Ｈ２ ⇄ ＤＨ＋ＨＤＯＮｉ、ＰｄまたはＰｔ触媒がアレバ速く反応が進みます。 ・ＤＨはオレイン酸、リノール酸、動植物油がアレバ不飽和結合にトリチウムが取り込まれます。 同様にトリチウムでもＴＨＯ＋Ｈ２⇄Ｈ２Ｏ＋ＴＨ ＴＨは取り込まれます。 ※ 重水が生体に危険という意味はこういう事です。 こういう反応性を利用することでＴＨＯをある程度除去することが出来ます。 Ｔ２Ｏ＋ＲＯＨ⇄ＲＯＴ＋ＴＨＯ ＴＨＯ＋ＲＯＨ⇄ＲＯＴ＋Ｈ２Ｏ アルコール置換して活性炭吸着などの方法が考えられます。 今ひとつは ＴＨＯ＋Ｈ２＋Ｎｉ→ ＤＨＯ＋ＤＨ＋Ｈｅ＋Ｅ（Ｈｅａｔ） トリチウムが水素に中性を与える核融合。 こういう環境の中で水素化反応をやれば、 水中からある程度のトリチウムは除去可能と考えています。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ※ 重水 地球上の水には、どの地域を調べても重水という成分が含まれます。この重水は、がん細胞の増 殖に必要な成分で、重水を確保できる環境では、がん細胞は分裂を繰り返し、増殖を続けます。 反対に、がん細胞から重水を取り除くと、がん細胞は分裂できなくなり、やがて栄養失調になって 死滅します。 重水は、土地の高度が上がるほど水中の含有量が低くなります。一般的な多くの水には１５０ｐｐ ｍの重水が含まれますが、高度２000～３000 メートルの間にあるビルカバンバやコーカサスなど の地域の水は１４０ppm 程度です。そのビルカバンバやコーカサスに住む人たちは長命で、がん の発生率が非常に低いのです。 ※ 重水の濃度が低い「命水立山」活性水素還元水は、 北アルプス立山連峰の伏流水を使用したスーパーライトウオーター（重水減少水）です。 ハンガリーのシャイム博士は、がん細胞が一個できた段階で、増殖を阻止するには、重水の濃 度を低くしたスーパーライトウオーターを、年間９０日１日１リットル飲むことを推奨しています。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 3 149 ２ 案 件 名 ◆装置の設置面積あたりの処理能力（Bｑ/day/ｍ ）が高いこと □ 福島サイトには十分な設置スペースが確保できないため、装置は小型 （１）2/4 かつ高い処理性能であることが求められる。 トリチウム回収装置は、 水爆用トリチウム生産装置にコミットすることになります。 １、 ウラン濃縮マススペクトル分離装置などが必要で入手不可能。 ２、 したがって交換方法が旨く行けば画期的な方法になります。 要求事項： ① タンクの水処理量は１０００トン/日、５０トン／ｈｒの能力が必要です。 ② 要求される処理剤； 概算０．６％量＋繊維０．６％ ③ １．２％の残渣を伴います。 １２トン/日が残渣です。これは焼却で０．６％程度に減容できます。 ④ 汚染水の線量は把握されているでしょうか？ 処理テストを１００倍程度？原液１万ＢＱに希釈したものでやル事を考えています。 ⑤ 原液の残渣量を把握されているでしょうか？ 固形物としてはかなり低濃度だと予想されます。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 基礎実験 基礎的な実験をやってからでないと値段は推算出来ません。 ★交換反応実験は効果があるか無いかで判断できますのですぐに結果が出ます。 ★予算を組む場合以上の実験に基づくプロセスエンジニアリングの試算が必要です。 ★ 凝集剤を使用した実験場所の確保 ★ 現場の水を使った希釈実験が出来る場所を確保してください ★ これまで何も出来なかったことを解決するのですから直接ご担当からお話くだされば 幸いです。 あとは活動予算など事前配分の可能性をお聞かせいただく必要があります。 アイデアの供与にも限度があるとお考えください。 または契約していただければご相談に乗ります。 ★ 実証テスト、実験をする場合の場所や費用などは 決まっていないと思いますが線量の測定が最も重要です。 ★ さらにプロセスの自動交換するモジュール化を採用する必要があり高線量にさらされる事 を避けるために遠隔操作が必要なのでこういう工程を設計する必要があります。 手順 １．交換反応が起こるメタノールなどアルコールなどの有機物を使用する。 ２．Ｎｉニッケルなどの水素化触媒を使用する。旨く行かない場合は水素化不均化を行う。融合は起 こる可能性は低いがＨｅが検出できれば成功。 ３．水素ガスバブル圧入して触媒カラムを通過する／ 水素圧１ｋｇ/ｃｍ2 ～４ｋｇ/ｃｍ2、常温から200度耐圧ステンレス製ニッケル触媒カラムがス タート実験条件として提案します。 ４．以上の方法で旨く行かない場合、除去は難しい。以上 やって見るしかない。この処理水のトリ チウムがどれくらいか希釈水にてテストを行うことをまず提案したいと思います。効果があれば後 は簡単です。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 4 149 案 件 名 ◆装置の処理量が４００㎥/day以上であること □ 建屋地下に流れ込む地下水量（４００㎥/day）以上の処理量が求めら （１）3/4 れる。 提案１、残渣の自動隔離ヤードを整地する。 ＤＰハイブ リッドプロセス浄化工場により空きタンクを増やせるようにする。 ★タンクヤードから最外殻部に漏れたりしたタンクの水処理工場を建てタンクを開けてゆく。 ★浄化水は放流し空きタンクを作っていく ★遮水計画で水を汲み上げても余力があるようにする。 ① ② ③ ④ ＤＰハイブリッド法にて凝集させて スラリーをコンパクトにまとめカセット式ＰＥＴモジュールにて濾過して これを鋼鉄製のるつぼまたは鉛容器に移して焼却に備える。 こうして出来た高線量残渣を鉛容器に封じ込める以外にないと思います。 焼却排ガスのＣｓ蒸気はＮＩＭＳで開発したメゾポーラスセラミックなどに吸着固定させる。 と言う方式を考えるべきです。 ⇒ 漏れないシステムを完成するまでこれでやれると考えています。 タンクの水を軽減することから始めることが出来ると思います。 こういう方法にて処理を行うべきかと思います。 また供給能力増強についてはメーカーに確認致します。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ＤＰハイブリッドが出来る能力。 水相の場合1回の処理で98%近くの効果が得られる。 3段にすればさらに除去率は高くなる。 問題は沈殿をどうするかであるが ＤＰ法では大きく凝集するので簡単なカートリッジ式のモジュールで濾過する。 これを3段直列、3並列とすればほぼ確実に除去出来る。 圧力低下があれば交換して遮へいする。 容器はＰＥＴで良い。 これを鋼鉄またはコンクリート隔離容器に一時仮置。 2万トン－10万トンのタンカーに移送した場合でも処理減容は可能である。 ３／１００までに減容できるので福島第一敷地面積を再利用出来る。 多価金属Ｓｒも含めて除去するためＤＮ繊維とＤＰの二つのタイプを使って 除去出来ると考えています。 ⇒ ＡＬＡＰＳは稼働しておらず汚染水はただ汲み上げていただけのようです。 汚染水の処理についての確認を希釈したものでテストすることを 実現しいたのですが 貴方では可能でしょうか？⇒OK 手配します。 実際は簡単ではないかも知れませんがゼオライトでは除去出来ていないことが明らかになって 居ます。 ゼオライト置き場が見あたりません。 ⇒ またチューブは塩ビなどでは1年持たないようです。 ガンマ線やベータ線での劣化が著しい。 ⇒ このような間違ったやり方を排除しないと国際的にペナルティーを科される可能性があります。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 5 149 案 件 名 提案２、放射線吸着材タンク内投入後の沈下汚泥スラリー処理 （１）４/４ スラリー輸送は、長距離になると、送水停止などで生じる分離汚泥の固化などの対策が必要。 この場合は、排出圧力が高圧（数百気圧にも達する場合あり）となる可能性をチェックしてくださ い。長距離高圧となれば、油井用のＦＲＰ高圧管を使用するべきです。 （ＦＲＰ高圧管ラインパ イプは、耐圧８０ＭＰａ，耐久性 100 年です） ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 配管材の検討 ●一般的には、スラリー輸送で最も効果のある耐食層は、ゴム系の材料 です。普通はウレタン、耐久性を要求の場合は、高価なものが多くある。 消防のホース状の仮設ホース（内部に、１ｍｍ程度のウレタンコート）が 適当。但し、（タンクのスラリー量によるが）短時間仕様。メーカーとしては、 芦森工業（＠大阪、枚方市）やブリジストンなどが日本を代表する。 ●次に、タンクの水漏れ、吸着、汚泥の移動には流体から粘弾性体となる ケミカル剤を考えてください。答えは、温度依存性の固化剤です。 温度を例えば 50℃に加えたら液化して、常温では-20～45℃の液体の 状態を保てば、すべてが解決する。 ● さらに、加熱反応で増粘加工を行うタイプにして、常温では水に溶けない （分離する）機能を持たせる。 さらにバクテリアが繁殖しないようにする。 さらに、水の増粘のみの機能か、吸着剤の凝集機能を持たせるのがよいのか・・・考える。 要は、水を長期間保管、処理など扱うには、液体から粘弾性（固体化）が 必要。さらに、目的により自由に変化させる必要がある。容器は絶対では ない、コストがかかりすぎなどあまりにもお粗末。 上記したスラリーの件だけでも疑問は多く、この問題だけなら化学的な手法を用いるのが基本。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 6 149 案 件 名 提案技術（２）その他処理に求める要求事項 ◆ 前述（１）以外の方法によりトリチウムを含有する大量の水を処理 （２）１/10 又は長期安定的に貯蔵できることのできる方法 提案１、 循環型汚染水処理について 原則的に回収の難しいトリチウムは原子炉の循環浄水冷却に再利用する。同じベクレル 数でも放射性物質の種類によって人体への影響は異なってくる。出てくる放射線に違いが あるからだ。 例えば、トリチウムの影響はセシウムの千分の１程度とされる。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ①汚染水を一段階、二段階、三段階と人工ゼオライトを通過させる ②人工ゼオライトと汚染水を攪拌槽で攪拌して人工ゼオライトを吸着する。 放射性物質はイオンの形態で存在する。 放射性同位体がイオン結晶と相互作用するとき電位形成イオン・交換性の吸着が起き る。すなわち静電的及び化学的な性質によって拡散する。 結論として減酸素雰意気の触媒槽は、触媒によりセシウム化合物はイオン化される。一 方、電離作用を繰り返すことと光電作用によって中性子が電子を放出して陽子になり、 Baに壊変する行程を作り出していると思われる。 遊離の中性子は安定でなく電子を放射(β壊変)して、半減期＝10.37minで陽子に変わ る。一方、原子核に束縛された核内中性子は壊変しない。 今回の福島原発では放射性ヨウ素と放射性セシウムを 汚染水浄化して再利用する原子炉の循環浄水冷却を開始した。 汚泥の埋め立て可能 ⑦高濃度放射能汚染水 汚泥 汚染水 人工ゼオライト を１回通過 水 人工ゼオライト を 2 回通過 人工ゼオライト を 3 回通過 ⑦高濃度放射性物質を吸着した人工ゼオライト⇒スラリー処理へ 一段階、二段階、三段階と人工ゼオライトを攪拌槽で攪拌して人工ゼオライトに放射性物 質を吸着させる。人工ゼオライトを投入しセシウム含有汚泥を攪拌することによりセシウム の７５％削減がみられた。 2回目の実験結果は高濃度の放射能であったが78％の削減があった。 3回目の測定では約90％削減した。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 7 149 案件名 （２）2/10 ◆ 分離以外の方法 処理１、 放射性物質を含む汚染水の放射性物質を沈殿により除去する。 汚染水を硫酸アルミニウムと攪拌するとセシウムミョウバンとなって汚泥、汚染水の 放射性物質は沈殿する。 汚泥、汚染水を攪拌すると、放射性物質を含んだ汚染水ができる。 その汚染水と硫酸アルミニウムと攪拌するとセシウムミョウバンとなって汚染物質は沈澱する。 ①汚染土を１時保管する中間貯蔵施設を建設するのでなく、高濃度で汚染された地域の表 面土壌をすくい取って水と攪拌する ②攪拌した汚染水に CS２SO４ ＋AL２（SO４） ２ → ２CSAL（SO４） ２ 放射性物質は沈殿（白色）セシュームミョウバンとなる。 ①除染で発生した汚染土壌・ 高濃度放射能汚染水 水 今回の福島原発では放射性ヨウ素と放射性セシウ ムを汚染水浄化して再利用する原子炉の循環浄 水冷却を開始した。 フェロシアンは粒子がこまかすぎて回収が難し い。 ② 汚染水を硫酸アルミニウムと 攪拌するとセシウムミョウバンとな って汚染物質は沈澱する ③ 無害な水として排出 分離濃縮された処理水「廃スラッジ」の処理へ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 「汚染水を硫酸アルミニウムと撹拌させ、汚染物質を沈殿」させる方法に関する精密実験 の件ですが、NIMSの材料分析ステーションで、沈殿物がどういう物質なのか、セシウムは どのように固定されているのか、 上澄みの中の残留汚染物の量はどのくらいか、などの分析、物質特定が可能です。測定料 金は有料ですが、電子顕微鏡、X線分析装置などを使用しての精密、広範な測定が可能です。 http://www.nims.go.jp/units/s_analysis/index.html 先ずは、汚染水から得られる沈殿した汚染物質を特定し、その汚染物質のみを分離する方 法を検討されるというのはいかがでしょうか。この場合、試験管にて作製した汚染沈殿物質 を測定用に持参いただくと作業が早いと思います。 私が相談した研究者によると、御社の方法は沈殿した汚染物質の表面にセシウムが吸着し ている状態の可能性が高いようです。 表面吸着の場合、セシウムは取れやすく、セシウムのついた状態の沈殿物質のみを水から 分離して取り出すのは難しいようです。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 8 案件名 149 処理２、沈殿と同様な降下が期待出来る凝集沈下法 （２）3/10 ※ＤＰ法 ①同様な降下が期待出来る。 ②高圧洗浄水の場合1回で98％が除去出来る。 ③減容効果は繊維分をガスまたは水に酸化できる。 １／１０から１／１００に、1トンの水は１／１００の１０ｋｇの残渣に 3回やれば３０ｋｇで収まる。 Ｑ：５００トン/日の０．６％のＤＰ供給は可能ですか？ ★DP法では大きく凝集するので簡単なカートリッジ式のモジュールで濾過する。 これを3段直列、3並列とすればほぼ確実に除去出来る。 圧力低下があれば交換して遮へいする。容器はＰＥＴで良い。 ★ＤＰハイブリッド法は海水中でも可能です。 水相の場合1回の処理で98%近くの効果が得られる。 3段にすればさらに除去率は高くなる。 ◆ 凝集沈殿法の問題点とＤＰの効果 ①凝集剤のＤＰとの反応性の失効 カルシウムイオンやマグネシウムイオンによってブ ロックされてしまいＤＰと反応性が失われる懸念 ②異物を抱え込んだフロック長時間安定ではない、こまかく分離して膨潤し排水が困 難である。 ③ 濾過助剤をプレコートしたドラム濾過,またはベルト圧搾装置が必要で場所を問わ ずに簡単に取り出すこと が出来なかった。つかんで移動させることが困難。 ④ ＤＰの性質はこの余ったアニオン基と不可逆に強いポリマーコンプレックスを作っ て安定化してスラリーを ＤＰ上に強く固定化、吸水ポリマーの性質を破壊するた め作業が容易になる。 ⑤ 残渣は長時間ガンマ線で崩壊し糖に変わるか炭化する。 遮へい容器などが必要になりますがこれらは我々は持っていないので各社との 要素技術の連携になります。 ① カルシウム、マグネシウムが多いと凝集剤 自身が働かない。 ② 硫酸アルミではコストは安価かも知れませんが、※ＤＰ法より性能があまり期待出 来ないと思います。吸着剤は高熱ガス流体の補修技術に結びつけば納得できま す。 ③ ＮＩＭＳの技術の工業化を検討されるなら理解できます。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ベストの方法でとり組むと言うことについて賛同いただけるなら モジュール交換方式の半自動化プロセスの素案を書きます。 モジュールなどを試作する必要がありマス。 いまはＰＥＴボトルを加工してやっています。 実際の汚染水でやる必要があります。 ＮＩＭＳとの関係 最終処分用の材料開発に成功していますのでこの 材料の量産が課題になると思います。 ＤＰハイブリッド法は焼却出来ますので減容後の線量は増大するため 吸着固定材料が必要です。＝酸化チタン系の封止材料。 補足などありましたら追加してください。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 149 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 9 処理３、汚泥、焼却灰に含む放射性物質を人工ゼオライトに吸着させ、篩分けする。 案件名 （２）4/10 この度の東日本大震災により発生した福島原発のセシウム137放射線は、イオン化 傾向がナトリウムより大きいので、セシウム137は「人工ゼオライト」の微細孔に吸着 されます。簡単に言うと、セシウムはプラスのイオンであり、「人工ゼオライト」のイオ ン交換機能により結合します。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ① 焼却灰から生成した人工ゼオライトを用いて、放射性物質を人工ゼオライトに吸着させ吸着後 篩い分けします。 ② 焼却灰は金属・非金属の原子がつまっている結晶の混合物であり、人工ゼオライトには約２５元 素が含有され、この元素の中に有害重金属として法律で指定された元素も含まれている。 ③「人工ゼオライト」側にセシウムイオンが結合され、結合した「人工ゼオライト」を篩で選別すること ができます。 ④ 焼却灰と「人工ゼオライト」の大きさが違うので、目の小さい篩で「人工ゼオライト」は篩い分けさ れます。するとセシウムの量が減った焼却灰が残ることになります。 ゼオライトは化学的にみるとアルカリ金属、あるいはアルカリ土類金属を包含する含水アルミノケ イ酸塩です。 焼却灰にはケイ酸アルミニウムの成分からなるコロイドが存在しています。表面活性が強く土壌中 において植物の養分蓄積や汚染物質の集積・分解など影響力の強い成分です。さらにはこれまで の焼却灰の研究からケイ素とアルミの構成要素以外に複合触媒としての活性が実証から発見さ れています。 □ 焼却灰を無害化することで、貯蔵施設での管理は必要でなくなり、周辺住民の不安を払拭 することになる。 ⑤再生資源化が可能 ①放射性物質を含んだ汚泥、焼却灰 焼却灰 ③人工ゼオライトのイオン交換機能によってセシウム 137 （+）を吸着する。 ③人工ゼオライトは篩い分けられる。 ④無害化処理 した汚泥焼却 灰、 土壌改良材として散布する。 0 放射性物質を吸着した人工ゼオライトはスラリー輸送 へ ★ 放射性物質はイオンの形態でも存在する。簡単に言うと、セシウムはプラスのイオン （Ｃｓ+）であり、人工ゼオライト中のH＋やNa＋とイオン交換してゼオライトに結合する。 ★ 放射性物質を含むごみ（一般廃棄物）の焼却灰は、人工ゼオライトを製造する過程で、焼却 灰に含まれる重金属、放射性物質はイオン交換作用により７５％焼却灰より取り除くことがで きる。 ★ 2回目の実験結果は高濃度の放射能であったが78％の削減があった。 3回目の測定では約90％削減した。 ４回目で９７、５％削減した。 ５回分離槽を通過することで、９９、３７％除去できた。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 10 案件名 （２）5/10 ◆ 149 分離濃縮された処理水を長期間にわたり安定的に貯蔵する方法。 例）蒸散、地下埋蔵、コンクリート固定化。 分離濃縮された処理水「廃スラッジ」の処理 現在、除染作業ではゼオライトを土壌に散布する方法が研究されているが、この方法では、 セシウムやストロンチウムをほぼ完全に土から分離することはできない。 また、昭和電工と東北大の研究チームは、※「フェロシアン化物」の残さ１に対し特殊な ゼオライト１～２を混ぜたうえで８００～１１００度の高温で焼き、高圧でプレスする技術 を開発した。 冷却水 福島第一原発 （建屋にたまった汚染水） 原発周辺地域の除染作業 放射性物質を含む残さ ゼオライトを 高温高圧処理 安定個化 しかしこの方法では、「フェロシアン化物」およびゼオライトにはセシウムを含有しており、８００ ～１１００度の高温で燃焼することは、沸点641℃の物性を持つセシウムを大気中に拡散する可 能性があります。また、燃焼の際、ダイオキシン類の発生や一部の重金属類が不安定な化合 物に変化し、水に溶けやすくなり公害発生の原因になっています。 ※ 「フェロシアン化物」 （独）産業技術総合研究所の開発したナノプルシアンブルーによるCｓ１３７の吸着 欠点：回収が難しい Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 11 149 案件名 （２）6/10 提案１、高濃度放射性物質を含有する人工ゼオライトと沈殿したセシウム明礬の処理 SNC工法は金属触媒とゼオライトを粉末状の微粒子にして化学反応を行います。 触粉末状の微粒子のゼオライト成分にセシウムミョウバンと金属触媒とで化学反応を行います。 触媒反応には多成分触媒が最も効率があるといわれています。 手順はSNC工法により人工ゼオライトにセシウム明礬を吸着して難溶性化合物に分子の組 み替えをすることです。 焼却灰は金属･非金属化合物の混合物であり、約２５元素から成ります。含有する金属元素 の Mg, Si,Cu, Ni, Cr, Mn, V, Fe, Al, Ca などの酸化物が触媒として有効に利用でき、２０ ０℃以下で化学吸着が起•こり物質の変化があります。物質には酸化して分解するものや還元 により分解されるものがあり、それぞれの触媒が含まれています。 人工ゼオライトのイオン交換機能によって汚泥のセシウム 137（+）を吸 着し、篩い分けした高濃度放射性物質を含む人工ゼオライト 不溶性元素にして触媒活性力のある低 結晶のセシウムミョウバン 温金属触媒活性剤 金属触媒と硫黄固化剤を溶融混練する。 ケイ酸塩鉱物の含有成分はケイ素、アルミニウム、カルシウム、の三元素からなるケイ酸 アルミニウム酸化物(アルミノケイ酸塩鉱物)で、微量元素の鉛等を含む金属類２5元素以 上が含まれている混合物なので、遮蔽力は強いものがある。 □人工ゼオライトは一般廃棄物の焼却灰を触媒還元処理により地下鉱物資源の元素に生成 した物質である。 □人工ゼオライトは重金属類が溶出しないように地下資源と同じような金属化合物に分子の 組み換えを行い無害化して、環境基準値で決められている溶出基準をクリアしている。 □ 人工ゼオライトの含有成分はケイ素、アルミ、カルシウム、の三元素からなるケイ酸アルミ 酸化物(アルミノケイ酸塩鉱物)で、微量元素の鉛等を含む金属類２5元素以上が含まれて いる混合物なので、遮蔽力は強いものがある。 □ 焼却灰は金属・非金属の原子が１Cｍ３の中に約10２２個つまっている結晶の混合物であ り、人工ゼオライトには約２５元素が含有され、この元素の中に有害重金属として法律で指 定された元素も含まれている。 □ 硫黄固化剤は重金属類が溶出しないように地下資源と同じような金属化合物に分子の組 み換えを行い無害化して、環境基準値で決められている溶出基準をクリアしている。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 12 149 案件名 （２）7/10 提案２、放射性物質の密閉し遮蔽する方法。 遮蔽力に優れた化学的に自然な状態の石、土、砂を造る。 ◆ 放射性遮蔽防止材「NSケミカル」について ① ② ③ ④ ⑤ 一般廃棄物の焼却灰から精製したゼオライトの粉末状の微粒子に、 汚泥に含まれる放射性物質を、人工ゼオライトに吸着させ篩い分けし、 高濃度放射性物質を含有する人工ゼオライトと NS固化剤と低温金属触媒とを組み合わせて溶融混練することで、 地下鉱物資源と同等の金属・非金属の難溶性化合物として、長期安定性にすぐれた放射性 物質の遮蔽防止材を製造できる。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ ★「Natural Sｔone＆Chemical」は鉄（酸化鉄）及び重金属分含有量が多く比重が大であり、しかも硫 黄との結合力が大きく加熱下での溶融混練処理により長期安定性に すぐれた放射線遮断材料を造ることができる。 ★「Natural Sｔone＆Chemical」は、放射線及び放射性物質の遮蔽、防止において、一般廃棄物の 焼却灰、汚泥に含まれる放射性物質を、焼却灰、汚泥から分離し、「金属触 媒」と溶融混練処理することで、地下鉱物資源と同等の金属・非金属の難溶性 化合物として、長期安定性にすぐれた放射性物質の遮蔽防止材である。 ★ 「Natural Sｔone＆Chemical」はケイ素、アルミニウムによるケイ酸塩化合物で、ゼオライト成分を 保有する金属元素の集合体です。 含有成分はケイ素、アルミニウム、カルシウム、の三元素からなるケイ酸アルミニウム酸 化物(アルミノケイ酸塩鉱物)で、微量元素の鉛等を含む金属類２5元素以上が含まれてい る混合物なので、遮蔽力には強いものがある。 ケイ酸塩鉱物の含有成分はケイ素、アルミニウム、カルシウム、の三元素からなるケイ酸ア ルミニウム酸化物(アルミノケイ酸塩鉱物)で、微量元素の鉛等を含む金属類２5元素以上が 含まれている混合物なので、遮蔽力は強いものがある。 ★「Natural Sｔone＆Chemical」は鉄（酸化鉄）及び重金属含有量が多く比重が大であり、 しかも硫黄との結合力が大きく加熱下での溶融混練処理により長期安定性にすぐれ た放射性物質の遮蔽防止材である。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 13 案件名 149 提案３、放射線を吸収（遮断）する方法。 （２）8/10 放射線（セシウムの場合ですと、ベータ線、ガンマ線）を遮蔽するには、 とにかく 遮断するための質量（重量）が必要である。 地中に埋める材料も、したがって、鉛や鉄のような重い金属となってしまい、材料選択の余地はあ まりない。 ・ あとはこれらの金属が腐食しないか腐食しても問題無い処理をすることが開発要素といえるくら いのものである。 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 地中に粘土ブロック塀を造り、遮断 地中に、壁面厚さ２５Cm×２５ｃｍ×２５cmの粘土ブロック塀で収納スペースを作成、 その中に放射性物質を投棄する。投棄物には溶融硫黄を混練し、容量を１/３になる。 薄くてひび割れしない放射線遮断箱に封入して放射線を遮断する。 鉄は錆びる 鉛は有害 チタン： 高価 粘土 ：分厚くなる ステンレス：薄くてさびない、比較的安価、加工し易い アルミニウム：錆びる ガラス：ひび割れする コンクリート：分厚い、耐用は５０年以下 釉薬の塗布による遮断 人工鉱物に放射線遮断剤（釉薬）を塗布し放射線を遮断する。 遮蔽防止材の製造にあたり、ケイ素、アルミニウムによるケイ酸塩化合物で硬質 ガラス（セラミック）を１３００℃以上で処理するのでもろい。 また、水裂く（スラグでコンクリートのように水で固まるがひび割れ）を起す可 能性もある。 これを解決する為に、７００℃～８００℃で焼付け、厚さ１０ｍｍの軟質ガラス 成型物をつくる。厚さ１０ｍｍの軟質ガラス成型物に１０ｍｍの鉄粉をサンドウ イッチに挟み込み１ｍ×１ｍ×厚さ３ｃｍの薄い成型板を造る。 材質例：ポリエステル樹脂・鉄・ポリプロピレン・ポリエチレン Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 14 案件名 （２）9/10 149 提案４、海洋汚染防止は硫黄を用いて⇒有害物質を全て閉じ込める。 明治４２年３月（１９０９年）岡山県犬島の東部地殻に銅の精錬工場 （坂本精錬場）が開設されました。 当時親会社が福島県にある日本硫黄会社で、 岡山工場が犬の島に二硫化炭素の製造を開始しました。 創業時に、銅の原鉱石及び残渣を硫黄と混練したものが 現在の黒ブロックと言われる硫黄固化体で、ブロック塀、 道床として現在でも残っております。 足尾銅山で知られる鉱毒を、原鉱石と細粉残渣を、固化体（煉瓦状）とし環境への影響を押えるこ とができた。 硫黄固体化（煉瓦状）処理 ① 硫黄を１１９～１５９℃で溶融させ、改質剤を加えて改質硫黄にする。 ② 改質硫黄、金属触媒と減容化した放射性物質を約１５０℃で混練。 ③ 冷却により数時間で完全固化したものを「硫黄固化体」という。 特願 2010-230762 硫黄固化成形物の製造に使用する被処理原料処理方法 ＜内容＞ 従来提案されていた硫黄固化成形物の製造方法において、原料とする廃棄物に含有する 特定含有成分（水銀、カドミウム、鉛、六価クロム、砒素、シアン、セレン） の含有量が高濃度な場合、成形後の溶出試験で基準値を満たさないケースがあ るという課題があった。この課題を解決するために、前もって焼却灰、鉄鋼ダ スト等の被処理原料に含有する特定含有成分を測定し、定めた基準値以上の場 合、マグネシア処理剤により、事前に被処理原料を処理する工程を付加する。 これにより、高濃度の特定含有成分含有の原料であっても、成形後、より確実 に溶出を防止でき、優れた硫黄固化成形物が生産できるというものである。 結果報告：鉄鋼スラグで固化すると路面等膨張し、ひび割れを起こす。 硫黄の特徴は 耐燃焼性、耐細菌性、塩分の封鎖性、強度、耐酸性などがあります。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 15 案件名 （２）10/10 149 ◆ 硫黄の特性評価試験＜試験内容＞ ■ 重金属溶出特性 （封鎖性） ･････････・・・結果： いずれも環境基準をクリア １．環告46号溶出試験 ２．オランダ Ａｖａｉｌａｂｉｌｉｔｙ試験（世界でもっとも厳しい試験） ■ ダイオキシンの封鎖性････・結果： 想定される最高濃度でも環境基準をクリア １．ダイオキシン溶出試験（環告46号溶出液） ■ 塩分の封鎖性････････････・・結果： ｺﾝｸﾘｰﾄ骨材許容値を下回る １．土木学会・モール法 ■ 耐酸性 ･････････････結果： 初期に若干の強度低下が見られるが、３ヶ月 １．１０％塩酸溶液浸漬試験で初期強度８０％を保持。比較のｺﾝｸﾘｰﾄは構 造体の形状を保持していない。 ■ 強度 ･････････・・・・・・・・・・・・・・・結果： いずれもｺﾝｸﾘｰﾄを上回る結果が得られる 1、強度試験（ｺﾝｸﾘｰﾄとの比較） 圧縮強度 (97:35),曲げ強度(11: 6), 引張強度( 6: 3 ) ■ 耐燃焼性･････････････・・・・・・・・・・・・・・・結果： 着火せず、危険性なしの判定 １．消防庁・小ガス炎着荷性試験 ■ 耐硫黄酸化細菌性･･････・・・・・結果： 改質硫黄使用により細菌の影響は問題なし １．硫黄酸化細菌加速試験 2,000年相当で僅かな侵食 ■ 耐アルカリ性･･･････・・・・・・・・・・・・・・・・結果： 改質硫黄使用により問題なし ■ 耐海水性･･･････････・・・・・・・・・・・・・・ 結果： 改質硫黄使用により問題なし １．人工海水浸漬試験 ２．塩水連続噴霧試験 ■ 生物付着性 １．実海域生物着生試験･･･ 結果： 藻類付着（被度70%）と良好。(ｺﾝｸﾘｰﾄ被度10%) 強 度： コンクリートに比べ倍以上の圧縮/曲げ/引張強度 電気伝導率： 電気伝導率が小さく強絶縁体として使用可能 熱伝導率： 熱伝導率が小さく外部から1,300℃で加熱6時間でも内部温度変化無し マイナス196度で冷やし続けても変化無し 放射線遮蔽： 従来使用されているPSコンクリートよりも遮蔽効果が高い 耐強酸、耐強アルカリ性： 強酸/強アルカリでも溶出は無い 耐候性数千年レベル リサイクル性： 粒径2mmまで粉砕すると120∼150℃程度の熱で溶けて何度でもリサ 特徴・長所等 イクルが可能 安定性： 長期間(モール試験/耐候性促進試験/高濃度微生物腐食試験等)で数千 年レベルで安定 封鎖性： 重金属/有機ハロゲン物質(ダイオキシン/PCB/DDT等)/塩分も封鎖 世界 で最も厳しいオランダのアベイラビリティ試験でも99.5%の封鎖性を示す 超緻密構造： 超緻密構造のため鉄筋は何年たっても錆びないし線膨張係数はコン リートと同程度で剥離は起きない 環境適合性：海洋試験では漁場環境に最適で最も敏感な珊瑚でさえ卵を付着させる 実証試験等により、硫黄固化成型物の有害物質の封鎖性、長期安定性、生物親和性、強度や 耐久性など、建材等に対して有望な製品であることが証明されている。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 16 149 １． 技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 特徴：どこが優れているのか？ どのようにして放射性物質を密閉（遮蔽）し、放射線を吸収（遮断）するか ？ 低レベルの放射性物質の処理事業を運営する ① 一般廃棄物（可燃物）の放射性物質を減容化 ② 放射性物質の含有する焼却灰の減容化 ③ 汚泥に含まれる放射性物質を人工ゼオライトに吸着させ、篩い分けする。 ④ 放射性物質を含む汚染水の放射性物質を沈殿により除去する。 ⑤ 高濃度放射性物質を含む人工ゼオライトと沈殿した凝集剤の処理 焼却灰・汚泥 の無害化 高濃度放射性物質を含む 焼却灰 人工ゼオライトを作る 過程で放射性物質は ７５％削減する。 触媒還元炉で考えられる化学反応は 硫黄との反応 ２Cs＋２H2O―→２CsOH ＋H2 ２CsOH＋H2SO３―→Cs２ SO3＋２H2O 人工ゼオライトに放射性物質を 吸着。５回行うと放射性物質は 99．３７％削減できる。 二酸化炭素との反応 ２CsOH ＋CO2→Cs２CO3 ＋H2 O 上記反応により難溶性化合物になる。 放射性物質を篩分け 汚泥 汚染水 高濃度放射性物質を含む 低温金属触媒 人工ゼオライト成分 活性剤を精製 汚染水を硫酸アルミニウ ムと攪拌するとセシウム 明礬となって、汚染水の 放射性物質は沈殿する。 軟性ガラスに鉄粉を混合して製 造した放射線遮断箱に封入 人工ゼオライトにセシウム明礬を吸着して 難溶性化合物に分子の組み替えをする。 ケイ酸塩鉱物は放射性物質を密閉 利用方法１、汚染水の減容化処理 利用方法２、粘土でため池作戦⇒地下汚染ゼロ 利用方法２、NSケミカルは、防潮堤、備蓄庫の建設資材として ⇒津波、防災に備える。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 17 商 品 の 149 適 正 社会性 地球上の鉱物資源のほとんどが、硫黄化合物として安定しています。しかし、焼却灰に含まれて いる重金属類は、焼却処理されたことにより、水に溶けやすい有害な金属化合物や金属塩化物に なっております。 追いかけるように福島第一原発の、放射能の被害が日増しに増え続けています。 拡散した放射性物質は人体にどのように影響するのでしょう？ 放射線にはα線、β線、γ線等があります。ヨウ素134の半減期は8.04日、セシウム137は33年で す。セシウム137は放射性同位体から安定同位体に変わる過程でγ線という非常に波長の短い電 磁波を放射します。即ち、元素は安定しようとしてエネルギーを放出します。これが放射線で単 位はシーベルトで測定します。 γ線とは ウランから放出されるα線ほどの有害性はないが、飛散距離が長くγ線を遮蔽できる のは鉛や鉄鋼などです。α線は紙やアルミニウム程度でも遮蔽できます。 セシウムは641℃と沸点が低く、アルカリ金属に属し、その中でも原子量が大きく電気的に陽性 （プラス）です。水との反応性に富んでいるが、鉛、カドミウム、鉄、銅との複塩は難溶性元素 になります。それは、セシウムイオンが溶液中でルイス塩基と反応して錯体を形成するからです。 以上がセシウムの物理的・化学的な性質ですが高温で燃焼することは大気汚染が十分考えられま す。処理方法と考えられるのはセシウムを吸着して難溶性化合物に分子の組み替えをすることで す。 徳和の提案する「NSケミカル」は、水に溶けない安定した金属にするため、触媒反応で硫黄化合 物に変化させています。 即ち、焼却灰から精製した人工ゼオライトの触媒反応で発生させた水素イオンで還元して無害 化しているのです。 普及性 □ 焼却灰を有効利用するものです。 一般家庭より排出するごみは占有者が生活環境において不必要になった固体廃棄物で、場 所、時間、経済、気象などあらゆる要因で変化があり、一定の組成を示すことは難しいが、 大半は有機物90％、無機物10％です。 □ 有機物のうち生ゴミの化学組成は、可燃分として炭素Ｃ，酸素Ｏ，水素Ｈ、窒素Ｎ，硫黄Ｓ， 塩素Ｃｌ、その他灰分(金属類の酸化物)、水分などで、廃棄物の物理組成は、紙類、厨芥類、 繊維類、草木類、プラスチック・ゴム類、不燃物として金属類、ガラス･陶磁器類、土砂･瓦 礫類があります。 □ 燃焼により細菌･ウイルスなどの微生物も死滅します。一般家庭ごみも可燃性物質は物理的 に加工することによって、100℃の燃焼温度域で燃焼が始まり燃焼します。 □ 焼却灰の含有成分は Ca(カルシウム)、Si (ケイ素)、Al(アルミニウム)、Cl(塩素)、Fe(鉄)、 K(カリウム)、Na(ナトリウム)、Mg(マグネシウム)、S(硫黄)、P（燐）、Ti(チタン)、Zn(亜 鉛)、Ni(ニッケル)、Cu(銅)、Mn(マンガン)、Pb(鉛)、As (砒素)、Cd(カドミウム)、Cr(ク ロム)、V(バナジウム)、Se（セレン） 、C(炭素)などです。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 18 149 仕様： [０００１] 焼却灰は金属・非金属の原子が１Cｍ３の中に約10２２個つまっている結晶の混合物であり、人工ゼオラ イトには約２５元素が含有され、この元素の中に有害重金属として法律で指定された元素も含まれてい る。 [０００２] 焼却灰より精製した、微粒子のゼオライト成分にセシウムミョウバンと粉末状の金属触媒とで化学反応 を行います。 [０００３] 不溶性元素にして触媒活性力のある低温金属触媒活性剤にセシウム明礬を吸着して難溶性化合物に分 子の組み替えをすることです。 [０００４]人工ゼオライト」は、ケイ素、アルミニウムによるケイ酸塩化合物で、ゼオライト成分を保有する金属元素 の集合体です。ゼオライトの基本は二酸化ケイ素（SiO２）の結晶です。 [０００５] 触媒反応は多成分触媒が一般的に高い効率を示す。焼却灰から製造した触媒はセメント水和物を形成 する際に消費される８H２Oの実に4倍にあたる32H２O の水分が吸収されます。 これは高含水土壌に対して用いられることで圧倒的な差異が認められるほど、効果の進捗に大きな差が 生じます。またその際に生成される金属触媒による水和生成物は、エトリンガイトが主流であり、これは 有機質による固化阻害を受けない水和物です。即ち有機性土壌に対して優位性が認められます。この 化学反応はイオン化した電荷の反応で植物繊維質全体を内部から固化する機能を有します。 金属触媒が高含水率や腐蝕土の有機性軟弱地盤に於いて有効に機能し、他の固化剤との差別化が明 白なのはこの特長によるものです。 [０００６] 重金属類が溶出しないように地下資源と同じような金属化合物に分子の組み換え無害化して、環境基 準値で決められている溶出基準をクリアしている。 [０００７] 「Natural Sｔone＆Chemical」はケイ素、アルミニウムによるケイ酸塩化合物で、ゼオライト成分を保有す る金属元素の集合体です。 含有成分はケイ素、アルミニウム、カルシウム、の三元素からなるケイ酸アルミニウム酸化物(アルミ ノケイ酸塩鉱物)で、微量元素の鉛等を含む金属類２5元素以上が含まれている混合物なので、遮蔽 力は強いものがある。 [０００８] 「Natural Sｔone＆Chemical」は鉄（酸化鉄）及び重金属分含有量が多く比重が大であり、しかも硫黄と の結合力が大きく加熱下での溶融混練処理により長期安定性にすぐれた放射線遮断材料を造ることが でる。 [０００９] 固化の方法は、NSC固化剤（ゼオライト成分と金属触媒）で固めてプレスすれば固化生成物を作ること ができる。金属触媒は、焼却灰(炭素化物)を完全無害化するために、減酸素雰囲気の触媒槽で還元処理 すると、地下鉱物資源と同等の金属・非金属の化合物となり、不溶性元素にして触媒活性力がある。 [００１０]「NSC 固化剤」はケイ素、アルミニウムによるケイ酸塩化合物で、ゼオライト成分を保有する金属元素の 集合体です。ゼオライトの基本は二酸化ケイ素（SiO２）の結晶です。 ケイ素とアルミナが結合して負(マイナス)に帯電した物質で、微細孔面にナトリウム（Na）＋イオン があり電荷のバランスをとっています。 更に触媒能が高く、化学反応の促進剤として有効に働き、吸着力に優れている。 [００11]放射線が気体や液体にあたる時その分子はイオン化または励起を受けるのであるが一般的にイオン対 をつくるのに要するエネルギーはその物質の化学的性質に依らず大体３０～３５ｅＶ程度である。 [００12]「Natural Sｔone＆Chemical」を精製する触媒還元炉内は励起状態にあると思われる。 触媒還元炉での化学反応 硫黄との反応 ２Cs＋２H2O―→２CsOH ＋H2 ２CsOH＋H2SO３―→Cs２ SO3＋２H2O 二酸化炭素との反応 ２CsOH ＋CO2→Cs２CO3 ＋H2 O 上記反応により難溶性化合物になる Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 19 149 性能： 施設１、可燃物 破砕粉砕機付カーボン製造設備1式 可燃物を物理的に破砕・粉砕することによって可燃物の乾燥は速く、比表面積が大きくなるため 自燃による加熱が可能である。 焼却処理料：１㎥あたり、１５,０００円 処理能力：がれき類（可燃物）1日900t 施設２、「炭化炉プラント」は 廃掃法で言う焼却炉と異なり、リサイクル事業として可燃物の炭素化により、土壌改良剤・固形燃 料等製造が可能です。 処理能力：１日２４時間で６０ｍ３の瓦礫を処理 固形燃料が約1割の６ｍ３ｔできます。 固形燃料 Ｋ当り、５００円程度 施設３、還元炉で汚泥、焼却灰の無害化処理 ダイオキシンは燃焼工程により発生する。ダイオキシンの生成温度は400～600℃が知見的に知ら れている。低温金属触媒工法は400℃以下の触媒燃焼による還元雰囲気で処理するのでダイオ キシンの生成温度に達しないので、ダイオキシン・放射性物質の大気中への拡散を防ぎます。 特徴：市町村の焼却炉から発生する焼却灰を触媒の活性力で無害化すると、 焼却灰は金属触媒として負荷価値を高め、セメント添加剤や土壌改良、肥料、土木資材、脱臭・脱色 など触媒の効果を相乗的に発揮することができる。 実績：焼却灰を再資源化するため、３年間にわたって実証プラントを稼動させ、約２万トンの焼却灰をリサイ クルしました。 処理能力：焼却灰100ｔ/日無害化処理し、50ｔ/日人工ゼオライトを製造。 焼却灰から生成する人工ゼオライトは、t当り０,０００円 施設４、「NSケミカル成型プラント」は化学的に自然な状態の石・土・砂を造ります 放射線及び放射性物質の遮蔽、防止において、 ① 一般廃棄物の焼却灰、汚泥に含まれる放射性物質を、焼却灰、汚泥から篩い分けし、高濃度放射性物 質を吸着した人工ゼオライトと ②汚染水から沈殿した、高濃度放射性物質を凝集したセシウム明礬と ③ NS固化剤と低温金属触媒とを組み合わせて溶融混練することで、 ④ 地下鉱物資源と同等の金属・非金属の難溶性化合物として、長期安定性にすぐれた放射性物質の遮蔽 防止材を製造できる。 「Natural Sｔone＆Chemical」は、放射線及び放射性物質の遮蔽、防止において、一般廃棄物の焼却灰、汚泥 に含まれる放射性物質を、焼却灰、汚泥から分離し、「金属触媒」と溶融混練処理することで、地下鉱物 資源と同等の金属・非金属の難溶性化合物として、長期安定性にすぐれた放射性物質の遮蔽防止材で ある。 処理能力： 100トン/日密閉 施設見積金額: \896,400,000 保有者： 徳和株式会社 他関連会社 処理料： 焼却灰の無害化処理：トン当たり３０,０００円 人工ゼオライトは、トン当り６０,０００円 可燃物焼却処理量：１㎥あたり、１５,０００円～ 固形燃料 Ｋ当り、５００円程度 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 20 149 ２、備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・ 開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む） 事業テーマ：放射性物質の処理 Ⅰ、廃棄物処理の問題解決 Ⅱ、放射性物質を含むゴミ（廃棄物）の処理 Ⅲ、汚染土壌、汚染水の処理 Ⅳ、福島第一原発事故での収束は 基本方針：勇気をもって、原発問題の解決に道筋をつける。 キャッチフレーズ：１００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 地球が誕生してから４６億年 この地球が長い年月をかけて創りあげてきた 貴重な鉱物資源や豊かな自然 綺麗な空気や美味しい水 これらが調和を保ちながらこの地球を支えて来ました。 しかし、今回の東北地方における地震津波による破壊状況は、世界にまれな 大災害でした。追いかけるように放射能の被害が日増しに増え続けています。 一刻も早く重なり合った災害を解決するために、徳和NSケミカルは 開発： 汚染水処理（トリチウム処理等）については、パイロットプラントによる実証が必要 １、 除染作業 ① 遮断壁を築くのは必須 ② 沈殿剤、吸着剤、凝集剤についての開発 DP処理剤：６００円～１,０００円/ＫＧ 抗菌性繊維 アニオンカチオンイオン交換繊維 消臭繊維 高発色繊維 撥水、撥油 超親水繊維不織布 導電性繊維 ④ 投入後の沈下汚泥の固化処理の開発 ⑤ 沈下汚泥のスラリー輸送プラントの建設 ⑥ 残渣の自動隔離ヤードを整地する。 ２、原子力関連 ① 循環型汚染水処理装置 ３、欧米・チェルノブイリへの応用が利く可能性がある。 ４、ホットスポット浮遊選鉱的に水抽出して飲料水系、黒海マグロ、ブルガリア農産物への下流汚染ダスト拡 散低減 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 21 149 実用化の状況： ① 除染工程について 基本工程を作成：低レベルでは徳和のプロセスを利用できる。 設備リスト化：減容設備、固化設備、 メーカーと打ち合わせ：基本方針にそって ①廃炉の技術的な問題を解決する為に、専門家をきちんと養成する。 ②広く技術を公募し、パイロットプランで成果のあるもののみ採用する。 ③研究者はコストと安全性の情報を開示し、当事者（住民、作業者）に判断を仰ぐ。 ②遠隔操縦 モジュール自動交換システム 遮蔽遠隔容器選定 減容溶融施設 ③ 高機能多孔質封止材料の使用 ④ バックフイルター複合化 ⑤ 濾過フイルター複合化 ⑥ 最終処分 オンカロ等へ 【事業化における会社の強み、ネットワーク等】 １、実績 ① 焼却灰については20年間研究を重ね、土壌改良剤、汚水や廃水中のアンモニアやCODの除去などを行 うための陽イオン無機交換体ないしは吸着剤として水処理に、又は畜舎の床に散布することで除湿、及び 脱臭剤としても利用する基礎技術を有する。 ② 「NSケミカル」については、まず、粒子状の放射性物質は人工ゼオライトのイオン交換による篩い分け、 ③ 汚染水については、沈殿、凝集、降下で放射性物質をスラリー状にし、 ④ 固化方法は、１００年前からある硫黄を用いた、有害物質の固化技術を改良し、 ⑤ 高濃度放射性物質を含む人工ゼオライトと、低温金属触媒とNS固化剤を低温で溶融混練りすることで、 遮蔽力に優れた鉱物資源を製造できた。 ⑥ 尚、放出する放射線は、遮断力の強い遮断箱に収納し、建設資材として活用できる。 ２、研究者ネットワーク ★原子力関連の人脈と実力判定、放射線に関する基礎的な知識をご提供できる。 ★大学のOB、企業OB、大学等の研究機関など支援可能な人材を確保できる。 ★京都府、京大、物質・材料研究機構（NIMS） ３、国立大学等の施設、設備、研究者の応援が可能 物質、材料研究機構 原子力開発機構 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 22 149 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 課題： 放射性物質を含むゴミ（廃棄物）の処理 塩分を含んだ木材は、塩が木材の表面を覆い燃え難くなり、量的な燃焼には無理があると思います。また、セ シウム含有の可能性もあり、瓦礫を燃焼することは、沸点641℃の物性を持つセシウムを大気中に拡散する可 能性もあります。焼却の際、ダイオキシン類の発生や一部の重金属類が不安定な化合物に変化し、水に溶け やすくなり公害発生の原因になっています。量的な燃焼には無理があると思います。 汚染土壌、汚染水の処理 土壌に吸着した放射性物質など総数量は２，０００万トンを超えています。 膨大な数量の汚染物は、一時貯留保管をする前に除染を試みて除染効果を出すべきと思います。 除染とは放射性障害を排除し、単に表面の除去だけではなく完全度と効果を目標とするべきと思います。さ らには量的に処理が可能でなければなりません。 環境省の試算では、除染に伴って福島県内で少なくとも１,５００万立方メートルの廃棄汚染土が生じる。 この汚染土の保管・処理方法の確立が除染活動の本格化にも不可欠だ。汚染土を１時保管する中間貯蔵施 設を巡り、国が設置を要請している原発周辺の地元自治体との協議は遅れている。 廃棄物処理の課題 廃棄物（ゴミ、焼却灰、汚泥など）や産業廃棄物（鉄鋼スラグ、鉄鋼ダストなど）は、日常の生活の中で継続的に発 生し、その処分に膨大な費用と労力が投入されています。また、その中には有害物質が含まれ、人間の健康、地 球環境の保全に重大な影響を与えるものとして、処分の方法については、様々な法律で規制されています。 -しかし、現在の処分方法では、 ・長期的な安全性に問題があるものもあり ・また全国２３００ヶ所あまりの最終処分場の能力限界が近づきつつあり、 ・更に現状の処分方法は、その過程において多大なエネルギーを消費する など大きな環境負荷となっており、早急な解決が求められています。 環境立国を奉げるわが国の重点政策である「循環型社会への構造変革」 への取り組みの中で、この廃棄物処 理の問題解決は、わが国の将来をも左右する重点課題と言って も過言ではありません。当然、これは日本だけ でなく、地球規模の人類救済の課題でもあります。 溶融炉 1. 溶融炉は運転が複雑かつ不安定で爆発事故を含むトラブルが相次ぎ 東京都足立清掃工場では2005年5月に火柱が10メートル上がるほどの爆発事故 2. 自燃力のない無機物を溶融するにはカロリーゼロの状態で エネルギーをかけるために多額のコストが発生 3. 大量の助燃(灯油などの追い焚き)が必要で 運転コストが膨大 4. 高温の溶融炉の炉内(耐火レンガ等)は半年で交換が必要でコストは膨大 5. 金属類は禁忌品ですぐに炉を傷める 現在、全国的に自治体の関心は、普及後40年の歴史があり低価格で運転も簡単で安定している、従来型の焼 却炉に向きはじめている 焼却炉 1. 2. 3. 4. ダイオキシン生成の90%がゴミ焼却に由来 生成減のため800℃以上で燃焼されるが冷却過程の飛灰中でダイオキシンが生成 飛灰をフィルター捕捉し埋め立てると土壌汚染 焼却により塩化水素/亜酸化窒素/硫黄酸化物/悪臭等の有毒ガスや汚水が発生し 除去設備の建設と維持管理に莫大なコスト 原子力関連 ①福島第一原発収束に向けて ②森林、河川、地下水、海洋汚染の効果的除染について Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 23 149 留意点： 基本方針：勇気をもって、原発問題の解決に道筋をつける。 ①廃炉の技術的な問題を解決する為に、専門家をきちんと養成する。 ②広く技術を公募し、パイロットプランで成果のあるもののみ採用する。 ③研究者はコストと安全性の情報を開示し、当事者（住民、作業者）に判断を仰ぐ。 高レベルの放射線では １．３０年以上にわたり稼働できる自動作業システムが必要です。 ２．凝集させた放射性スラッジを収納したカートリッジを無人回収する必要があります。 ３、または専用工場を造り希釈（溶液に水を加えて薄めること）して操作するなどの尽力介入方式 でも被曝対策が必要です。 ４．カートリッジの遮蔽容器への充填、運搬貯蔵等一連のシステムと、ロボットロジスチックシステ ムなどが必要です。 ５、此処から最終処分場へ移送可能な減容は必至です リスク ① 研究開発費もロボットの投入などを考慮すると、想定範囲を大幅に超えたものになるのは確実です。 ② 処理工場排水処のコスト低減への応用可能？ ③ 既存のイオン交換方式を置き換えられるか？ Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 １００年 後 もすみ易 い地 球 であるために 24 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特許情報 特許第３８１４３３７号 焼却灰のセメント化法 特許第３８４０４９４号 焼却灰の再資源化法 特許第３９７１８１３号 低温度における焼却灰の重金属類及びダイオキシン類の処理方法 特許第３９７３２５２号 PCB廃棄物の無害化処理方法及び得られた固化生成物 特許第４０２２２６７号 PCB廃棄物の無害化処理と生成物の再利用 「特許文献」 項 目 番 号 名 称 特許 4019982 Method For Treatment of Waste Water Containing Organic Pollutants 特許 4147665 Magnesia Adsorbent 米国特許 特許 5935618 Apparatus For Manufacturing Molded Materials Solidified By Sulfur 特許 6083431 Method For Solidifying And Sealing In A Toxic Substance With Sulfur 特許 6547712 B1 Method For Solidifying And Sealing In A Toxic Substance With Sulfur 特許 6638204 B2 Method Of Disposal Of Waster Containing Heavy Metal 昭 60-35298 放射性廃棄物容器 昭 59-43395 放射線の遮断、防止材 平 07-151113 硫黄固化成形物の製造装置 平 10-187629 造形物用組成物、造形物及びその製造方法 平 10-223068 構造物の製造方法 平 10-223069 構造物用組成物及び構造物 平 10-248842 有害物質の硫黄固化封鎖方法 平 11-132923 土木・建築用硫黄固化物の施工方法 国内特許平 11-279153 土木・建築用資材 2000-183671 硫黄固化成形物の製造方法 2000-246869 硫黄結合材の製造方法、硫黄結合材及び硫黄組成物の製造方法 2000-260303土木・建設用資材の製造方法 2000-283350 硫黄資材の製造方法 2000-283351 硫黄結合材及び硫黄土木建築資材 2000-289553 土木・建築用資材、その製造方法及びその使用方法 2001-056546 土木・建設用資材の製造方法 カナダ (特許2,177,206、特許1,047,179)、 EP(特許96108324.)、 シンガポール (特許 49955)、 中国 (特許 96110058.3)、 タイ(特許 392725)、 台湾 (特許 082289)が成立している。 Copyright reserved by Tokuwa Corporation Ltd. 2013/10/18 149 150 ［様式２］ 提案書 技術分野 ⑤ 地下水流入抑制 提案件名 汚染水処理及び地下水処理対策及び津波防御壁工事 提案者 杉原勇治 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ・汚染水に関連したすべての重要施設の、海側を除いた周囲を取り囲むように集水用トレ ンチを設置し、周辺からの地下水の流入を阻止する。 ・トレンチの外側は有孔壁を採用して透水性とし、さらに外側 45 度方向に「ひれ」を加え て、トレンチと並行する地下水流を補足することにより、集水効果を高める。 ・トレンチ延長上に 1 辺数か所程度を目安に、マンホールを設置し、大出水によるトレン チのオーバーフローが懸念される場合の揚水に利用するとともに、汚染検査の際の採水に 利用する。 ・トレンチ設置時に必要な埋戻し部は透水性が高いと予想されるため、雨水の浸透防止を 目的に、フェーシングを行う。 ・トレンチおよびマンホール、深井戸の深度と容量の設定については、地盤高、地層構成、 地下水位と地下水流、海面変動、他の対策による水位変動などを解析評価して決定する。 ・対策は緊急性を要することから、1)緊急対策工事、2)本工事の２段階で推進する。 1)-1 緊急対策工事その１：敷地西側（地下水流入元と想定）に本工事のトレンチと並行 してトレンチを設置する。トレンチの最北部及び最南部の標高を低くして集水し、そこ から海に向かって排水路を設置して排水する。 1)-2 緊急対策工事その２：その１で設置したトレンチと本工事で設置する予定のトレン チとの中間に、３か所の深井戸を設置する。揚水は上記排水路を通じて海へ排水する。 2)本工事：重要施設を取り囲むようにトレンチとマンホールを設置する。海側が低いこ とから、自然に海側に排水を促すこととなる。 ２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします） ・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む) 既存の土木技術の応用であり、実績多数、すぐに設置できる。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 現地における深度・容量の設定は、慎重なデータ収集と分析が必要。そのため、緊急対策 工事を暫定数値をもとに即時開始して、本工事は詳細の検討を待って開始する。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）