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1．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
［様式２］ １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 1.1. トリチウム対策の包括的な評価、マネージメントの提案 要求されている提案はトリチウムを告示濃度以下に分離できる技術、分離以外の 方策によるトリチウム問題の解決方策、及び分離されたトリチウムの長期貯蔵方法 であることは十分認識している。 しかしながら、仮にトリチウムが分離されたとしても 100%の分離は極めて困難で あり、ALPS の処理水は告示濃度以下のトリチウムを含有して海洋へ放出されること になる。社会の関心は処理水の放出による安全性、あるいは海産物等への影響にあ ることは言うまでもないと考える。また一方で、処理に伴うコストも、最終的に電 気料金により負担される可能性があることから、経済性についても無視しえない。 そこで、ALPS の処理水を海洋放出した際のリスク評価と経済性評価を併せて実施し、 さらに、効果的な海洋放出方法、並びに海洋でのモニタリング方法（海水だけでな く、海産物も含む）を検討することを提案する。海洋放出する際、希釈が効果的に 進行するよう海水を混入させることが妥当と考えるが、その際の希釈も有効と考え る。一方、放出する海域、潮流の状況等により放出水の拡散の程度も変わってくる と考えられる。 様々な分離方法が提案されるものと推察するが、要約すると、それらの方法を比 較する際には経済性と処理水を海洋放出する際のリスク評価も行うこと(その際処 理しない場合のリスクも評価する)、併せて海洋放出方法、及びモニタリング方法に ついても検討することを提案する。 1.2. トリチウムの分離技術の提案 トリチウムの分離技術は過去に各種の分離技術が提案されている。この中で実用 検討が可能な段階に来ている技術は次の 2 種類の技術であると考える。 ① 水・水素同位体交換法 ② 水蒸留法 両者の技術を比較した場合、小型の装置では規模、消費エネルギーの観点から 水・水素同位体交換法が有利と言われているが、福島事故から発生する廃液処理量 が大きい場合には、装置的には規模が大きくなるが、原理が単純で、可燃性物資で ある水素を使わない水蒸留法も比較評価の対象となると考える。 また、いずれの技術も、過去の検討においては海水由来の塩分を含まない清水を 念頭に考えられている。このため、トリチウム分離技術を考える上では、前段に設 置される廃液処理装置の処理仕様、処理設備を含めた全体の廃液処理方法のマネー ジメントが必要である。 弊社は、トリチウム分離技術については、水・水素同位体交換法については既に 1980 年代から研究（添付文献１）している。また、水蒸留法についてはその基礎デ ータ取得(添付文献２)は確立しており、実規模への大型化、システム化が課題であ る。この点においても、弊社は蒸留装置における世界でもトップクラスの会社と考 えている。 1.3. 実施項目 (1)トリチウム分離技術の評価 ａ．技術的可能性評価 ｂ．経済性評価 (2)トリチウム海洋放出方策の検討 ａ．放出域と放出方法の検討 ｂ．放出水の拡散状況の検討 (3)モニタリング方策の検討 ａ．海水 ｂ．海産物 (4)トリチウム対策の評価 ａ．リスク評価 ｂ．経済性評価 ｃ．合意形成方策の検討 (5) トリチウム分離プロセス検討 a. スケールアップ検討 b. トリチウム収支検討 c. 後処理検討 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) トリチウム分離技術は、主に①核融合燃料サイクル分野、及び②重水炉分野で開発が進め られてきた。以下にトリチウム分離技術の主要実績を記す。 ①燃料サイクル分野 深冷蒸留法 -JAEA、MHI 熱拡散法 –東工大、名大、住重 水-水素同位体交換反応法-理研、日揮 ②重水炉分野 深冷蒸留法 -ダーリントン原子力発電所（カナダ【実機】） 水-水素同位体交換反応法 –チョークリバー研究所（カナダ）、月城原子力発電所（韓国 【実機】）、ダーリントン原子力発電所（カナダ【実機】）、 ラウエ・ランジュバン研究所（仏） ③その他 水蒸留法 -マンハッタン計画（米） 水-水素同位体交換反応法 –ふげん発電所（新型転換炉【実機】） ・開発・実用化に向けた課題・留意点 －処理対象水に塩類を含む。 －核融合及び重水炉の場合より、対象溶液の①処理容量が多く、かつ②トリチウム濃度が 低い。 ・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(添付) (1) S. Isomura, et al., “Separation and Recovery of Tritium by Hydrogen-Isotopic Exchange Reaction”, Fusion Technology, vol. 14, sep.1988. (2) 竹下、他、”福島原発事故で発生した廃棄物の合理的な処理・処分システム構築に 向けた基礎研究”、日本原子力学会「2013 年秋の大会」、N29 ［様式２］ １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 1.1．技術概要 浚渫土を水洗により除塩を行い、ろ液に溶出した 2 価のカチオンである Sr を分離除去し、 固体中に残留した Cs を昇華法により分離除去する。 1.2．技術内容 (1)浚渫範囲と深さの特定 円柱状に堆積土砂をサンプリングし（約 20 ㎝深さ程度まで）、Cs 及び Sr の深さ方向の 濃度分布を確認し、浚渫の範囲と深さを決定する。 (2)堆積土砂の浚渫 （1）の結果を基に決定した浚渫範囲の堆積土砂を最適な工法で浚渫する。 (3)除塩処理 浚渫土を水洗・固液分離を行い、塩分を取り除く。 (4)Sr の分離処理 ろ液中に溶出した 2 価のカチオンである Sr を両性イオン交換樹脂を用いて、Na、K と分 離する。 (5)Cs の分離除去 固体中に残留した Cs を昇華法により、分離除去する。 1.3．技術の特徴 －Sr と Cs を分離可能な技術。 －Sr は水洗により、ろ液に溶出させた後、両性イオン交換樹脂を用いて、Na、K と分 離する。 －固体中に残留した Cs は昇華法により分離除去する。 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) －除塩設備は震災がれき処理等ですでに実用化 －両性イオン交換樹脂を用いた分離は、最終処分場浸出水を用いて 2 価のカチオンで ある Ca の分離を実証。海水からの Sr 分離は実証試験の実績はなく確認中。 －固体中の Cs 分離除去は平成 23 年度国交省委託事業および内閣府委託平成 23 年度除 染技術実証試験事業で実証。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 －水洗により塩素と同時に Sr を溶出させる技術の開発 －両性イオン交換樹脂を用いた Sr の分離。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 両性イオン交換樹脂を用いた Sr 分離は特許出願準備中 ［様式２］ １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 1.1. 方法 ・Cs に対して選択吸着性のある海緑石を土嚢袋もしくは通液性のある袋に充填し、港 湾内海底に静置する。 1.2. 放射性核種の吸着性能 ・海緑石の Cs 選択吸着性能は、農研機構の「放射性物質吸着資材に関する効果実証試 験」公募においてプルシアンブルーとともに Cs 吸着性能が認められている。1,2) ま た、放射性 Cs の海水中の Kd 値測定試験において、海緑石は天然モルデナイトを上回 る値を得ている。 ・海緑石は、海洋中で生成した鉱物であることから、港湾内での吸着剤としての使用に 対し、抵抗感が少ないものと考える。 --------------------------------------------------------------------------1) http://www.naro.affrc.go.jp/topics/laboratory/naro/044864.html 2) http://www.naro.affrc.go.jp/publicity_report/press/laboratory/naro/045776.html --------------------------------------------------------------------------1.3. 保有者 ・窓口：日揮株式会社 ・海緑石供給元：昭和電工株式会社 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) －模擬海水中での放射性 Cs の Kd 値データは取得済み。 －砕いて粒径をそろえる技術は既存方法で対応可能。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 －Sr に対する性能（Kd 値の測定など）に係るデータの採取。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） ［様式２］ １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 1.1. 特徴 土壌中に Sr 高選択吸着性能の優れた材料を、メッシュ状容器もしくは袋に充填し、 所定深さに分散静置させることにより、イオン状 Sr を選択的に捕集する。 所定期間経過後、容器を回収し、焼却等の処理により吸着材料減容させる。 1.2．仕様 Sr 高選択性吸着剤：無機物の担体（SiO2 等）に Sr 高選択性有機化合物を接合した複 合材料、例えば SuperLig(IBC Advance Technologies Inc.,製) など。 メッシュ状容器 ：土壌中の水が通過する孔径を有する円筒の、Sr 分離材料が充填 可能な構造を有する容器。 1.3．性能 (1)Sr 吸着剤 Na+、Ca2+ が高濃度で存在する溶液中から Sr を分離できる。 (2)減容処理 吸着剤は有機物及び無機物の接合化合物である。本吸着剤は焼却または昇華処理によ り、有機物を酸化分解処理が可能で、主な残渣は SiO2 である。この残渣は将来の処 分に向けて安定な形状で保管が可能である。 1.4．保有者 窓口：日揮株式会社 輸入元：サニートレーディング会社 供給元：IBC Advance Technologies Inc., 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) －Sr 選択分離については実際の適用実績はない。 －ニーズに応じ、大容量の製造を検討することとなる。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 －適用箇所の環境（共存する Na、Ca 等濃度）における Kd 値の取得。 －Ca 濃度が 2,600ppm,Na 濃度が約 20,000ppm における Sr 分離試験結果（カラム通液デー タ）は取得済み。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 1.1. 技術の目的 敷地外、例えば国道沿いや県道沿いに、遮水壁を設置することにより、発電所内の汚染水 と地下水との混合を抑制する。 遮水壁設置例―国道、県道― 1.2. 提案内容の特徴 敷地外山側に遮水壁を施工した場合、以下のメリットがある。 ・ 山側の方が沿岸に比較し堆積層が薄く、遮水壁を地下深くまで施工する必要がない。 ・ 遮水壁付近で地下水をポンプアップしても、汚染地下水が逆流しない。 ・ 遮水の多重化により、原子炉建屋周辺の遮水設備の負荷（地下水凍結のためのラン ニングコストなど）を軽減できる。 ・ 原子炉建屋等から離れたエリアに設置するために、原子炉建屋付近への影響が低い。 ・ サイト内遮水壁設置工事に比較し、施工のための作業員の被ばく管理が、容易であ る。 1.3．手順 (1) 遮水壁設置候補地の抽出 －敷地外において遮水壁を設置可能な場所を抽出する。 (2) 遮水壁設置場所の検討 －地下水流動解析により、遮水壁を設置する場所・範囲を設定する。また、設置した 場合の効果、副次的な影響について検討する。 (3) 遮水壁の仕様検討 －遮水壁の深さ、材料等について、複数の仕様案を検討し、発注のための仕様書を作 成する。 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) ・開発・実用化に向けた課題・留意点 －設置可能場所の選定方法の確立 －設置場所近隣住民の方々への説明 －設置後の地下水流れの予測評価 －コスト評価 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 1.1. 提案概要 地下水の挙動把握については、建屋基礎や地下構造物が存在し、かつ、事故後に地盤改良 を行っているので、これらの不確実性の影響を考慮する必要がある。 ここでは地下水の挙動評価について、複数の評価結果を比較・考察することによって、地 下水汚染状況を多面的に捉えると共に、汚染水の状況を三次元的にとらえることを提案する。 1.2. 技術内容 (1) 評価提案の募集 地下水汚染問題（例えば、遮水壁設置の効果、副次的影響、遮水壁設置の順序、ポンプア ップとの組合せ方法）に対する評価提案を募る。書類等で審査をして複数のグループを選定 する。 (2) 情報の提供 地形・地質条件、地下構造物情報、地下水測定結果などの情報を選定されたグループに提 供する。 (3) 評価の実施 選定されたグループは評価を実施して、結果を提示する。 (4) 評価結果のレビュー 得られた複数の評価結果を比較・考察することによって地下水汚染状況を多面的に捉え、 実施する方策の決定に資する。更に、汚染水の状況を三次元で提示することとする。 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) 以下に、既に開発されている地下水流動解析の評価ツールの例を列記する。 － 浸透流ボクセル解析：単一の立方体要素（ボクセル，Voxel：Volume Pixel の略）の みを使う代わり，計算機性能ギリギリまで細かく分割したメッシュを用いて解析を行 う手法である。形状が非常に複雑でも，確実，かつ，高速にモデリングできる。 （http://library.jsce.or.jp/jsce/open/00035/2001/56-cs/56-cs-0028.pdf） － 混合ハイブリッド有限要素法：有限体積法の長所である局所物理量保存と有限要素法 の長所である地質形状への適用性を併せ持つ。 （http://www.taisei.co.jp/giken/report/2011_44/paper/A044_055w.pdf） － MODFLOW-USG: 開発歴 26 年の MODFLOW の最新バージョンであり、世界中で使われてい る事実上の業界標準の地下水シミュレーションプログラムである。最新バージョンで は、様々な形状のメッシュを取り扱うことができ、狭い範囲での詳細から広域の全体 像までを同時に高速にモデリングすることが可能である。 （http://pubs.usgs.gov/tm/06/a45/） ・開発・実用化に向けた課題・留意点 評価ツールは多く存在するが、重要なのは「どの評価ツールを使用するのか」ではなく、 「どのような評価アプローチをとるのか」である。評価者のアイデア/考え方をいかに組 合せるかが重要と考える。問題解決のアプローチ方法、重要視する現象/因子、3 次元/2 次元/1 次元の評価の組合せなどは、評価者の経験・知識・所有するツールによる。その ため、同じ現象に対して複数の団体が実施して、その情報を集約することにより、多面的 な捉え方ができることが期待できる。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 407 ［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） 御提案件名 地下水環境計測用マイクロ化学プローブ 御提案者 日立ＧＥニュークリア・エナジー(株) １．技術等の概要 ボーリング孔を利用して、地下水中の核種濃度のモニタリングや流速計測などが可能と なる地下水環境計測用マイクロ化学プローブを開発する。核種濃度モニタリングでは、化 学分離操作技術と放射線計測技術を組み合わせ、オンラインでγ線、全β、Sr-90、H-3 の 分析が可能なシステムを構築する。地下水流速計測では、複数のボーリング孔とトレーサ ー物質を利用し、表層地下水の実態的な移行挙動を把握するためのシステムを構築する。 同時に、透水係数の測定、地下水位、水質計測も実施可能なシステムを構築する。 目 的 主要な機能 ボーリング孔を活用し、地下水挙動、水質等 を総合的に評価可能なシステムを構築 地下水環境計測用 マイクロ化学プローブを開発 《全体イメージ》 マイクロ化学ラボ （無人/遠隔計測） ﾎﾞｰﾘﾝｸﾞ孔 P 止水ﾊﾟｯｶｰ 地下水流れ ① 地下水流速の計測 - トレーサー物質を用いた流速計測 ② 地下水中の核種濃度モニタリング - γ線、全β、Sr-90、H-3の計測 ③ 地下水基本特性の把握 - 透水係数、地下水位、水質等の計測 開発項目 開発技術／システム １．ボーリング孔掘削・ 保全技術の開発 ・ボーリング孔掘削/保全工法 ２．マイクロ化学ラボ ユニットの開発 ・地下水流速計測用システム ・地下水中核種濃度計測システム ・透水係数、水位、水質計測システム ・遠隔通信/制御システム ３．全体システムの 性能実証試験 ・現地施工/運転管理技術 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) - H16～19 年度において、革新的実用原子力技術開発費補助事業「地質環境診断用マイク ロ化学プローブに関する技術開発」にて、マイクロ化学ラボの基本技術は開発済み。 - 核種の化学分離技術（核種選択吸着剤）を保有（１Ｆサイト実証試験等の実績あり）。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 - １Ｆサイト内の地下表層（主に砂岩）へのボーリング孔の掘削/保全が課題。 - 実地下水を用いた核種濃度モニタリングの性能実証が必要。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 関連特許： 特許第 4068511 号、特許第 4641322 号、特許第 4673197 号、他 407 （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） 408 ［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港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等） 御提案件名 Cs 吸着繊維、Sr 吸着繊維による海水浄化 御提案者 日立 GE ニュークリア・エナジー(株)、(株)環境浄化研究所、千葉大学 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） (1)特徴 Cs 吸着繊維、Sr 吸着繊維は、放射線グラフト重合技術を用いてナイロン繊維に官能基を 導入し、Cs 繊維はフェロシアン化物、Sr 繊維はイミノジ酢酸を担持したものである。吸着 繊維はさまざまな形状への加工が可能であり、モール状やネット状に加工した繊維を港湾 内に浸漬、またはフィルタ―カートリッジ状に加工した繊維に海水を通水し、海水から Cs、 Sr を吸着除去することができる。 (2)性能 吸着繊維による Cs、Sr の除去性能を検証した試験結果を図 1、2 に示す。 図 1 は Cs を 10ppm 添加した海水に Cs 吸着繊維を投入、図 2 は Sr を 8ppm 含む海水に Sr 吸着繊維(図中 IDA 繊 維と記載)を投入し、海水中の Cs と Sr の濃度変化を測定したものである。いずれも 30 分 程度の接触時間で 1/50 以下まで海水から Cs と Sr を除去できることが確認された。 図 1 海水中 Cs 濃度の変化 1) 図 2 海水中 Sr 濃度の変化 2) (文献） 1)齊藤、「吸着繊維を使う水中からのセシウム除去」、日本海水学会誌、65(5)、280-284 (2011). 2)原山他、「海水中のｽﾄﾛﾝﾁｳﾑを高速に吸着除去する繊維の作製」、化学工学会第 77 年会、Q119(2012). 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)実験室規模で海水からの Cs、Sr 除去性能が確認されている(上記 1.(2)参照)。 (2)Cs、Sr 吸着繊維の量産化技術は確立されており、十分量の吸着繊維が供給可能である。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 港湾内の Cs 濃度は上記試験条件より低いため、低濃度における除去性能の評価が課題と なる。その結果に基づき、港湾内の海水を浄化するために必要な吸着繊維量の評価を行う 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） 関連特許：特開 2013-11599、特開 2013-212484、他 408 （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） 409 ［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 ⑥地下水等の挙動把握 提案件名 沿岸海域における海水の放射線量の連続監視システム 提案者 テクノヒル株式会社 １． 、 Mirion Technologies 社 技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） テ ク ノ ヒ ル （ 株 ） は 世 界 最 大 規 模 の 放 射 線 測 定 器 メ ー カ ー で あ る Mirion Technologies 社の日本代理店であり、高機能な放射線測定機器を日本国内にも供給してい る。特にスペクトル分析による核種分析製品の多様な製品群を専門家に供給中である。 現在水域の放射線量の測定は SPIR-HYDRO（スピアーハイドロ）という NaI(Tl)の高性能な 検出器が開発されており陸水（河川、湖、池）の測定で活躍中である。特に検出下限が１ Bq/l 以下という性能と５０ｍ程度の深さまで稼働し安心を提供できている。 世界７か国１３拠点を持つ Mirion Technolgoies 社として海外からの海洋汚染に関する懸 念払しょくのため技術提案として海域の放射線量の連続監視システムの技術提案を行う。 地下水および敷地からの排水においても当該製品は有用であるが、サイトの情報が少ない ため技術要素提案とする。 ① 目的 RO フィルタ１次水保管タンク漏洩に端を発する海洋汚染懸念は、核燃料取り出しに至るま での全過程において、廃炉処理上避ける事の出来ない問題である。 国際社会から日本に注がれる目は、国内で想定されている以上に海洋汚染に関しては厳し い。使用言語上の問題もあり、日本側の多大な努力にも拘らず、チェルノブイリ事故時よ りも遥かに情報の透明性が低いと評されている。 その為、東京電力福島第一原子力発電所近海の海水汚染レベルをリアルタイムで計測し、 海水中の放射能濃度を国内外に発信することにより、国内においては根拠のない風評被害 を低減し、国外においては国際社会からの不信感を払しょくすることを本事業の目的とす る。 ② 目標 福島第一原子力発電所近傍４ｋｍ四方を２ｋｍメッシュでγ線計測した海水中の放射能濃 度(Bq/ℓ)を 1 日単位で公的 WEB 上に公開する。公開データは測定条件、測定機器とともに 校正条件も明記し、google map 上に各計測値を表示する。ここで、デフォルトは英語表記 とし、容易に日本語表記との切り替えを可能とする。 409 2km 図１ 単位計測ブロック（9 計測点） ③ 機能 水深 50m の防水性能を有する放射能測定器付きブイ 9 基を１セットとして電力維持の為、 1 日一定時間稼働させる。GPS により得られた座標と収集されたデータは 3G 回線を経由し てデータセンタのサーバに転送される。バッテリーはリチウム電池とし定期的に交換する ものとする。また波浪状態によってソーラーパネルを設置しメインテナンスを減らす。 転送されたデータは放射線計測の知見を有する機関でのオンラインチェックを通過後にＷ ＥＢ上のデータが更新される。 図２ ブイのイメージ ④ 事業の内容 ④.1 放射能計測システム開発：テクノヒル（株）、Mirion Technologies 社 ④.2 計測ブイ開発： ④.3 データ伝送並びにデータストレージ：NTT コミュニケーションズ(株) ④.4 計測表示ソフトウェア開発：NTT コミュニケーションズ(株) ④.4 データのオンライン検証： 409 ④.5 WEB 公開： ④.6 公開に関する海外からのアドバイス Mirion １３拠点、IAEA など公的機関 ⑤ 放射線計測に係る項目 短時間で高感度な計測が必要なことから３インチ径 NaI(Tl)シンチレーションスペクトロ メータをもつ SPIR-HYDRO を海面下に設置し 137Cs に起因する 662keV 領域のみの計数値か ら放射能濃度（Bq/L）を算出する。長期間計測に対応するための省電力策としては光電子 増倍管安定時間を加味したタイマー制御による定時間運転とする。校正は一定濃度の 137Cs 標準溶液を満たしたタンク内で計数率と放射能濃度の間の換算係数を求めるものとする。 ⑥ 計測ブイに係る項目 ブイは係留型とし、シンカーにより海底に固定される。 ソーラーパネルは海域の調査後決定する。 ⑦ データ伝送に係る項目 特に高速通信を必要としない事、並びに福島近海の携帯電話エリア内の測定を前提とする ことから運用コストと開発コスト低減の為、3G データ通信とする。 ＾ 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) SPIR-HYDRO はすでに国内外で使われておりその検出能力は NaI(Tl)で世界最高レベルで ありフランス、タイの軍港などで原子力潜水艦から放射能漏えいがないことの検出など 世界中で実績がある。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 福島原子力発電所沖に設置する場合、その特に波浪に関する調査が必須でブイの選択が 重要となる。また航行禁止区域でもブイの設置に関しては国土交通省・海上保安庁と 調整が必要となる。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） NaI(Tl)によるスペクトル分析に関する技術は MirionTechnologies 社の独自の技術であ る。またメインテナンスは各事業組織と連携してテクノヒル（株）が取りまとめておこ なう。 409 （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） 410 ［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 技術課題⑥及びすべての技術課題に関する地球統計学による汚染物 質モニタリング技術 提案件名 汚染修復に関する地球統計学的手法によるサイトアセスメントと 4D 可視 化-ソフトウエア EVS の提供 提案者 Reed D. Copsey (C Tech: U.S.A) 林 義隆（有限会社太田ジオリサーチ：日本） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 私共は、EVS(Earth Volumetoric Studio) による地球統計学的手法（Geostatistical）を用 いた、福島第一発電所およびその周辺部の汚染物質の状態についてのサイトアセスメント及 び 4D 可視化技術を提供いたします。システムは米国 C Tech 社による Earth Volumetric Studio (EVS)及び GIS ソフトウエアに組み込んだ EnterVol です。 EVS は、地質、地下水、汚染物 質の濃度等を３次元で時系列に整理表示します。また、統計的な解析により、計測点が不足 している箇所の選定や重複し不必要な計測点を指摘する機能を持ち、最小の計測点で最大の 測定効果が上げられるような提案をいたします。 右の図は規制庁が公開した第 一発電所の汚染物質資料1を用い た可視化モデル例です。 EVS は 建屋周辺の陸上（地中） ・取水口 付近のシルトフェンスで隔離さ れた水域・港湾・外洋の汚染の 汚染状況を明瞭に表現していま す（それぞれの汚染濃度の分布 では、現地の境界条件を反映し、 不連続であることにも注目して ください）。 下図はモデルの元ととなった東京電力作成の A3 及び A4 図面です。この図から視覚的・直 感的に現地の状況を把握することは困難であり、関係者間の汚染状態認識とその共有につい て 、 EVS は寄与す るものが 大きいと 思われま す。 1特定原子力施設監視・評価検討会 汚染水対策検討ワーキンググループ（第７回）資料２ -1- P5 及び P15 を使用 410 EVS はサンプル採取位置や汚染プリュームを視覚的にわかりやすく表現します。 その上 EVS は地球統計学の手法を用いた“Uncertainty”（不確実性）という概念を持っ ており、汚染物資の濃度を補完した結果、濃度は高いが、周囲に測定点が少なく、信頼性が 低いという領域を示すことができます。図の球体は汚染物質のサンプリング地点とその濃度 を、モデル表面の色は「不確実性」の度合いをそれぞれ色で示しています（上図では色が青 →オレンジになるほど不確実性が高い）。この機能を用いれば、設置条件の厳しい現場でも 経済的で被爆リスクの相対的に少ない効率的な測定点の計画を立てることができるでしょ う。 -2- 410 EVS は時系列データ2があれば、汚染状態の変遷をアニメーション化することができます。 下図は、福島第一発電所沿岸の Cs137 濃度と浪江町の日降雨量を時系列にアニメーション化 したときの 1 コマです。図には Cs137 の”uncertainty”も同時に等高線で示しています（発 電所の北東沿岸部、赤い等高線の間が不確実性が高く、測定ポイントを追加することが望ま しい）。 このモデルに試験操業区 域を追加したものが左図 です。汚染区域と沖合の試 験操業区域とは遙かに隔 たっていることが明瞭に わかります（なお、底質の 汚染状況も示すとより正 確な情報になると思われ ます）。 2 複数の計測点について、欠測があったり、測定日が統一されていなくても補間が可能です。 -3- 410 以下提供できる技術をとりまとめます。 特徴； 地表、地中、地下水、空間、海水、底質等の汚染情報を３次元で補間、時系列データがあ れば、変遷をアニメーション化して、該当地域の汚染状況を可視化。同時に、地質データが あれば３次元地質モデルや水文地質モデルを作成できる。また、地下水位面についても帯水 層ごとに３次元でモデルを作成し、時系列にアニメーション化が可能。 EVS の地球統計学的手法「不確実性」を用いることによって、効率的で正確な汚染状況把 握地点の計画を作成・検証することができます。 「観測井戸」削減モジュールはすべての観測井の汚染データを照査し、サイト評価に与え る重要度を検証して観測削減可能な箇所を抽出します。 EVS は、⑥地下水等の挙動把握に寄与するばかりでなく、①汚染水貯蔵区域の地表 および堰内の汚染水濃度の管理 ③港湾内の海水の浄化 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）状 況のモニタリング評価と対応策への資料提供を一つのソフトウエアで行うことが可 能です。 ソフトウエアの互換性等； ArcGIS, Microsoft Access Database Tools,他の Data Management ソフトウエア. Groundwater Vistas, GMS, Femwater, MODFLOW, MT3D (Integration and Visualization) Input Formats Finite Element Models EVS Field Files, Finite Difference Models (UCD, Field, and EVS Field Files) AutoCAD DWG & DXF (2D and 3D CAD Models), ESRI Shapefiles, Image Files (all formats) Output Formats High Resolution Georeferenced BMP and World Files, Animation Output as AVI, MPEG, and HAV (lossless), VRML, 3D ESRI Shapefile , 3D DXF File, Text data files(Finite Element Models ,Finite Difference Models UCD, Field, and EVS Field Files) 保有者（国際チーム）； Software and consulting: Reed D. Copsey, President www.ctech.com Nuclear waste contamination consulting: Christopher A.Rautman, Geologist www.ctech.com 日本国内販売代理店・技術サポート・業務受託； 有限会社太田ジオリサーチ -4- www.ohta-geo.co.jp 410 ２．備考 ・開発・実用化の状況 C Tech のソフトウエアは産官学の広い分野で利用されています。取引顧客は下記の方々 が含まれています。 the United Nations, U.S. Environmental Protection Agency, Environment Canada, U.S. Geological Survey, British Geological Survey, U.S. Army Corps of Engineers, U.S. Department of Energy Laboratories, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Transportation, U.S. Laboratory Dept. of Energy – Sandia National 岩塩ドーム内に掘削された石油備蓄基地とその周辺の地 質３次元モデル作成 The US National Oceanic and Atmospheric Administration’s Pacific Marine Environmental Laboratory アラスカ-ロシア間海域の塩分濃度・温度の３次元モデル 化 The complex 3D Visualization geologic and environmental contamination 沿岸部に位置する工場における揮発性有機塩素化合物の汚染状況と地質分布の関係把握。 ウラニウム工場建屋側壁に沿った汚染状況の把握 -5- 410 地下水汚染は複雑な様相を呈す する場合があり、汚染修復には汚染源や帯 帯水層との関連を 的確に理解することが重要です す。下図は観測井戸スクリーンの位置、帯 帯水層、汚染源で ある工場建屋の関係を EVS で作 作成し、GIS ソフトで表現した事例です。 他多数、環境や地盤状況の３次 次元可視化の実積あり。 ・開発・実用化に向けた課題・留意 意点 EnterVol が作成した 3 次元モデ デルと ArcGIS と併用することで、現場の汚 汚染状況を複数の システムを作成することも可能です。 関係者に同時に閲覧できるようなシ -6- 410 （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） -7- 411 ［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 （「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 タンク内汚染水のストロンチウムの選択的除去システム 御提案者 Dr. Valentin Avramenko、藤村 忠正 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 本提案で使用する汚染水中のストロンチウム吸着剤は提案者ｱﾌﾞﾗﾒﾝｺが１５年かけて開発した、特殊な ナノ構造を持つ選択的無機系吸着剤である。海水成分や油分等の有無にもよるが、海水中で吸着平衡定 数Ｋｄ＝１２６００、Ｃａに対する選択性Ｋｓ＝７４．２という高い性能を持つ。下図はストロンチウ ムとセシウムのモバイル除去装置である。これまでチタン酸系のＳｒ吸着剤が広く知られているが海水 成分の混入下ではＳｒの吸着が著しく低下し、実質使用不可能になることが既に知られている。海水を 含む汚染水の選択的ストロンチウム除去を有効に行うには本提案の除去剤を使用するしか他に方法がな いと考える。それほど本Ｓｒ吸着剤は優れた吸着性能と、Ｃａに対する高い選択性を持っている。 下図のモバイル（定置型も可能）装置では汚染水の共存物や濃度によるが吸着剤１ｍ３使用して１０ｍ ３ の汚染水を１日に処理できる。装置をさらに大きくすることが可能であれば、さらに処理量を上げるこ とが可能である。いずれの場合も処理水はＳｒ規制値（Sr 90 30 Bq/L）をクリヤしそのまま環境放出 できる。本システムにより洗浄水容積と２次放射性固体廃棄物の量の比は塩分含有量に依存するが、100 以上となる。装置はモバイルなのでコンパクトである。吸着剤はカセットに入っており、交換操作が容 易である。本システムによりＣｓ，Ｓｒ, Ｃｏ, トランスウラニウム元素が除去可能である。また本装 置はＳＡＲＲＹあるいはＡＬＰＳとライン化して稼働させることが可能である[補足資料参照]。あるい は本提案のＳｒ吸着剤を既存のＳＡＲＲＹやＡＬＰＳ内で使用することも可能である。 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） 411 ・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 を含む) 本システムは既にロシアで海水中のＳr 除去に実績がある。また、優れたロシア研究者 が開発や稼働を担当しており、日本で吸着剤あるいはシステムが採用された際には来日し て責任を持って設置・稼働に協力する。装置の設置稼働形態によっては日本企業と共同で おこなうことを考えている。吸着剤の生産は現在ロシアで年間１５トン程度可能であり、 価格的に他国のＳｒ吸着剤より格段に安く提供できる見込みである。 本吸着剤はロシア以外にフィンランドの原発でも使用されている。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 現在のところシステムは完成しており、特に問題点はない。吸着剤の供給にも問題はな いとみているが、さらに多量の吸着剤が必要な場合は新たに生産体制を整えることができ る。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等 ロシア特許を提案者（ＶＡ）が持っている。 （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） 412 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to the public) Technology Information Area 2 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Title Kurion Modular Detritiation System (MDS™) Submitted by Kurion, Inc. 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Kurion has demonstrated that its patent-pending Modular Detritiation System (MDS™) successfully solves the three basic challenges for application of detritiation at Fukushima: can the technology i) perform light water detritiation? ii) process inlet water of low tritium activity 6 6 4 (1x10 to 5x10 Bq/l) to achieve an effluent of less than or equal to 6x10 Bq/l? and iii) achieve a throughput of tritiated wastewater of several dozen cubic meters per day to several hundred cubic meters per day in a cost effective manner? No other technology in the world except Kurion’s has demonstrated it can successfully solve these three challenges. Technology Name: Kurion Modular Detritiation System 1 (MDS™) and all necessary technologies (pre-treatment, secondary waste treatment, final waste treatment) to enable total water treatment and preparation for final disposal or recycle of tritium. 1 http://www.kurion.com/technology/separation/detritiation PAGE 1 OF 4 KURION IRID RFI TASK AREA 2 RESPONSE 412 Technology Type and Function: Based on significant advancements to the Combined Electrolysis and Catalytic Exchange (CECE) process tailored for light water detritiation, the MDS is a highly advanced technology that has been successfully and uniquely adapted for low activity light water treatment. Technology demonstration plan for Fukushima deployment has already successfully been completed. Technology Description: The decontamination of tritium (T) is particularly problematic: it is a special form of hydrogen that creates tritiated water (HTO vs. H2O), which does not lend itself to removal by conventional technologies. This is because instead of the contaminant being carried along in water in suspended or dissolved form, the water molecule itself is modified. As a result, tritiated water is particularly difficult to treat and can spread easily if it escapes into the environment. The industrial process of removing tritium from water has historically focused on cleaning highly contaminated “heavy water” for recycling back into nuclear reactors, such as the CANDU reactor design. However, this technology is prohibitively expensive for use with light water reactors. The Kurion MDS™ builds upon proven heavy water solutions and makes advances in throughput and efficiency where the tritium removal occurs. Kurion has developed an economical solution that – for the first time – allows for the recycling or clean release of reactor cooling water for light pressurized water reactors. Technology Owners: Kurion, Inc. is the unique offeror of the patent-pending, proprietary MDS technology. The technology was developed in early 2000’s for both light and heavy water detritiation but with an emphasis on the latter. Effort on light water detritiation started shortly thereafter and intensified in 2009-2012, resulting in a breakthrough, demonstrated and patent pending technology. MDS Specifications: 8 Process up to 7.4x10 Bq/l Release well below the required 6x10 Bq/l with DF of >1000 Electric consumption less than 50% that used by conventional CECE Only consumables are electricity, clean water, compressed air and argon/nitrogen purge 4 gas Small footprint compared to other traditional systems (25-50% less) Innovative system allows for simple expansion to 400 m /day or more PAGE 2 OF 4 3 KURION IRID RFI TASK AREA 2 RESPONSE 412 Comparison of Demonstrated Tritium Technologies The MDS is the only demonstrated cost effective technology to deal with the unique tritium problem at Fukushima because of the following: A fully integrated Kurion MDS is presently in operation in Houston, TX on an industrial 6 6 scale with Light Water with inlet activities ranging from 1x10 to 5x10 Bq/l, All components needed to process Fukushima water have been assembled and demonstrated at high fidelity with water with Fukushima wastewater characteristics, 4 Proven to have a release well below the required 6x10 Bq/l (Fukushima reactor release limit), Unique electrolyzer and column design for the highest possible throughput per area and 3 3 per energy (Bq/day/m and m /Watt), 8 Wide range of acceptable inlet activities, demonstrated up to 7.4x10 Bq/l No abandoned streams – the tritium can be concentrated in a very small volume for stabilization (e.g. concrete) for disposal as low level waste or to a pure form for recycle as feedstock (e.g. ITER), Low cost consumables – electricity, water, argon/nitrogen and compressed air, and Low scale up risk PAGE 3 OF 4 KURION IRID RFI TASK AREA 2 RESPONSE 412 Kurion team unique capabilities: more than 20 years providing commercial integrated solution to the tritium industry. The Kurion MDS is based on years of work in the tritium industry. Kurion and its partners have been involved in tritium remediation since the mid-1980s working on various systems and a variety of tritiated wastes. Key detritiation processes offered and operated for commercial customers: Heavy Water Detritiation, TOX Tritium Oxidation for Organics, Thermal Desorption System. Tritium recovery and reuse services through the use of up to six combined systems including the above mentioned systems for integrated treatment and recovery. Wastes processed industrially for commercial customer include: high tritium organics and solvents, neutron generator devices, foils from electron capture detectors, ion getter pumps, metal components of tritium handling systems, radioluminescent devices, decontamination of getter beds and subsequent deactivation of the devices for land disposal. Unique experience designing and implementing integrated processes encompassing and dealing with all secondary and final waste streams so that a regulatory path to final disposal is easily attainable. 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) Technology Readiness Level Kurion has implemented since 2009 Technology Readiness Assessments according to widely accepted guidance (NASA, DOE, UK-NDA). Under the DOE TRA methodology, the Technology Readiness Level must be evaluated for the entire system offered and according to three main criteria: Scale of testing achieved vs. intended full scale application, Fidelity of test and Relevant Environment. According to the DOE TRA Methodology, Kurion has achieved bench scale and pilot scale, prototypical system validation in the relevant environment. Scaling factors have been fully determined for the application at Fukushima. The pilot scale currently in operations is capable of performing all the functions that will be required of the operational system. The operating environment for the demonstration study closely represented the actual operating environment. As the result of the extensive development and testing, the technology is ready for industrial deployment at operating nuclear power plant, and with modest scaling, for application at Fukushima. Additional information on the Technology Readiness Level and cases of application is disclosed in the Appendix. PAGE 4 OF 4 KURION IRID RFI TASK AREA 2 RESPONSE 413 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area Title 6 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Electrical geophysical imaging methods for [1] characterizing permeability controlling groundwater flow, and [2] monitoring groundwater/saline water interactions Submitted by Lee Slater & Dimitrios Ntarlagiannis, Rutgers University 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Low frequency electrical geophysical methods, primarily electrical resistivity, induced polarization and spectral induced polarization can be used to non-invasively image and characterize hydrogeological structure controlling groundwater flow and contaminant transport. Permeability (a.ka. hydraulic conductivity) variations can now be quantitatively estimated non-invasively using induced polarization measurements coupled to recent petrophysics relations. Electrical resistivity imaging can be used to monitor groundwater/saline water interactions and provide almost real time information non-invasive information at high spatial resolution. Waterborne measurements can be used to rapidly delineate locations of submarine groundwater discharge and identify areas of focused exchange between groundwater and saline water. Recent advances permit autonomous 4D monitoring under large grids of electrodes. The spectral induced polarization method is very sensitive to lithology, especially clay and silt layers, and provides the most reliable estimates of permeability (a.k.a. hydraulic conductivity) possible with non-invasive geophysical techniques. Unlike most geophysical measurements, two pieces of information on the subsurface properties are non-invasively obtained, from which permeability can be estimated using Kozeny-Carman like models. The method could be used to determine the hydrogeological structure in the vicinity of the plant and provide spatially extensive data that could be used to parameterize groundwater flow and transport models for the site. Professor Lee Slater is an internationally recognized expert with these techniques and has extensively applied them to major groundwater contamination problems involving surface water-groundwater interactions. He has made fundamental contributions to the development of the induced polarization geophysical method for environmental investigations, particularly estimation of permeability structure. 413 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) Slater led a major geophysical investigation at the U.S. Department of Energy Hanford site that demonstrated the readiness of these methods for imaging hydrogeological structures and monitoring the exchange of surface water with groundwater. These measurements identified the spatial distribution of the hydrogeological units channeling uranium-contaminated groundwater to the Columbia River. Information was acquired both on land and offshore. Slater was also involved in continuous resistivity monitoring experiments that were deployed to non-invasively determine the exchange of surface water and groundwater inland of the Columbia River. - Challenges Geophysical methods provide non-invasive, indirect information over unique spatial scales. Hard geological information (e.g. from boreholes) should be used, where possible, to minimize uncertainty in the interpretation of the geophysical images of the subsurface in terms of hydraulic properties (e.g. permeability) - Others (referential information on patent if any) Johnson, T. C., Slater, L. D., Ntarlagiannis, D., Day-Lewis, F. D., & Elwaseif, M. (2012). Monitoring groundwater-surface water interaction using time-series and time-frequency analysis of transient three-dimensional electrical resistivity changes. Water Resources Research, 48(7), n/a–n/a. doi:10.1029/2012WR011893 Johnson, Timothy C., Versteeg, R. J., Rockhold, M., Slater, L. D., Ntarlagiannis, D., Greenwood, W. J., & Zachara, J. (2012). Characterization of a contaminated wellfield using 3D electrical resistivity tomography implemented with geostatistical, discontinuous boundary, and known conductivity constraints. GEOPHYSICS, 77(6), EN85–EN96. doi:10.1190/geo2012-0121.1 Mwakanyamale, K., Slater, L., Binley, A., & Ntarlagiannis, D. (2012). Lithologic imaging using complex conductivity: Lessons learned from the Hanford 300 Area. GEOPHYSICS, 77(6), E397–E409. doi:10.1190/geo2011-0407.1 Slater, L. D., Ntarlagiannis, D., Day-Lewis, F. D., Mwakanyamale, K., Versteeg, R. J., Ward, A., … Lane, J. W. (2010). Use of electrical imaging and distributed temperature sensing methods to characterize surface water–groundwater exchange regulating uranium transport at the Hanford 300 Area, Washington. Water Resources Research, 46(10), 1–13. doi:10.1029/2010WR009110 414 ［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 サイト内トレンチ水のセシウム及びストロンチウムの選択的除去システ ム 御提案者 Dr. Valentin Avramenko、藤村 忠正 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 本提案で使用する汚染水中のストロンチウム吸着剤は提案者ｱﾌﾞﾗﾒﾝｺが１５年かけて開発した、特殊な ナノ構造を持つ選択的無機系吸着剤である。海水成分や油分等の有無にもよるが、海水中で吸着平衡定 数Ｋｄ＝１２６００、Ｃａに対する選択性Ｋｓ＝７４．２という高い性能を持つ。一方Ｃｓ吸着剤とし ては、炭素ファイバー上の金属ナノ構造上にフェロシアン化物を合成したものを開発している。Ｋｄは ９２００００、４．２Ｍ ＮａＭＯ３中におけるＮa に対する選択性Ｋｓは８．９ｘ１０４である。スト ロンチウムとセシウムのモバイル除去装置を下図に示す。セシウムの除去には本提案の除去剤あるいは 一般の除去剤も使用可能である。ストロンチウムの吸着剤としてはチタン酸系の吸着剤が知られている が、海水成分を含む汚染水ではストロンチウムの吸着機能が著しく低下することが知られている。海水 を含む汚染水のストロンチウム除去には本提案の除去剤を使用するしか他に方法がない。それほど本Ｓ ｒ吸着剤は優れた吸着性能と、Ｃａに対する高い選択性を持っている。 下図のモバイル（定置型も可能）装置では汚染水の共存物や濃度によるが吸着剤１ｍ３使用して１０ｍ ３ の汚染水を１日に処理できる。装置をさらに大きくすることが可能であれば、さらに処理量を上げるこ とが可能である。いずれの場合も処理水はＳｒ，Ｃｓとも規制値（Cs137 90 Bq/L, Sr 90 30 Bq/L） をクリヤーしそのまま海洋放出できる。本システムにより洗浄水容積と２次放射性固体廃棄物の量の比 は 100- 400 となる。この値は塩分含有量に依存する。装置はモバイルなのでコンパクトである。吸着剤 はカセットに入っており、交換操作が容易である。 414 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 を含む) 本システムは既にロシアで海水を含む汚染水に実用実績がある。また、優れたロシア研 究者が開発や稼働を担当しており、日本で本吸着剤およびシステムが採用された際には来 日して責任を持って設置・稼働に協力する。装置の設置稼働形態によっては日本企業と共 同でおこなうことを考えている。吸着剤の生産は現在ロシアで年間１５トン程度可能であ り、価格的に他国の従来品より格段に安く提供できる見込みである。 本吸着剤はロシア以外にフィンランドの原発でも使用されている。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 現在のところシステムは完成しており、特に問題点はない。吸着剤の供給にも問題はな い。さらに多量の吸着剤が必要な場合は新たに生産体制を整えることができる。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等 ロシア特許を提案者（ＶＡ）が持っている。 （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） 415 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 3 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Title Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor Submitted by Kurion, Inc. 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) (1) Removal of radioactive cesium and strontium inside the sea a) Radioactive cesium and strontium in the sea inside the harbor need to be removed, which is to say, their concentrations need to be decreased dramatically. b) Upon removal of above mentioned materials, the decrease in efficiency of removal due to absorption of materials other than targeted materials, such as magnesium and calcium should be limited. c) The amount of wastes produced due to cesium and strontium absorption should be limited. d) The removal systems should be a simple structure. In order to address these critical concerns as they apply to the decontamination of seawater inside the harbor (e.g., strontium and cesium), Kurion has, over the past 2 ½ years, developed a series of Ion Specific Media (ISM) that specifically target these isotopes, even in extreme competition in seawater (e.g., sodium, calcium, magnesium, potassium, etc.). The amount of media required to surgically remove only the target isotopes greatly reduces the amount of material required compared to standard water treatment techniques, thus minimizing secondary waste streams. Furthermore, all of the media have been specifically designed to be vitrification friendly, as they are all inorganic and are glass formers. This even further reduces the volume of waste while providing the safest possible ultimate waste form for storage or disposal. As importantly as the on-going media development since 2011, systems for deploying such media have developed over the last year in laboratory- and now full-scale testing and deployment. Those systems, applicable to this harbor water application, include the Submersible Media Filters (SMF), Submersible Columns (SC) and External pilot- and full-scale, lead-lag, vessel systems. This description will include the media development and testing, as well as that of the proposed deployment systems themselves. PAGE 1 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 Historical Kurion Media Systems and Decontamination Applications and Experience The 1200 ton/day Kurion ISM System (also known as the Kurion Cesium Removal System) went into service June 17, 2011 after a record 8-week design, fabricate and commission emergency turnaround. Of the Kurion, SARRY and AREVA cesium removal systems, the Kurion System is the only system to see the high-activity, high-salinity (100% seawater) water present during the initial system startup. This was due to the fact that i) the AREVA system operated downstream of the Kurion System so it received less than 1% of the original activity and ii) the SARRY System started up more than two months later and initially behind the Kurion System, so it never received more than 60% of the initial cesium level or 50% of the salinity present in June of 2011. Because of the enormous activity removed by the Kurion System in 2011 it has been responsible for about 69% of the total activity removed from the reactor and turbine buildings to date, with the SARRY system responsible for the balance of cesium removal. By any measure these system have demonstrated great success in removing cesium activity, now only about 2% of the original value. Current Media and Deployment Systems Proposed for the Harbor Water Application While the cesium levels have been reduced at the front end of the plant by the Kurion ISM System (and others) to some 2% of original concentrations at Fukushima Daiichi Station due to 5 extensive treatment and recycle, strontium levels have remained at initial levels of ~1 x 10 Bq/mL and fairly constant levels in the Harbor. While the strontium Bremsstrahlung x-ray dose contribution is approximately 3% of the cesium (gamma) equivalent, to further reduce dose to workers and the environment, development and testing of ion specific media (ISM) for strontium (Sr-89 & 90/Y-90) that began in June of 2011 has now been deployed at full scale. During this time, verification testing of the work done in Oak Ridge, TN was carried out at the Japan Atomic Energy Agency (JAEA), see Waste Management 2013 reference. Testing of the Sr media (KUR-TS-G), with and without Cs, was carried out at various seawater concentrations, including 100% (e.g., Harbor water) as well as additional competition amounts of calcium (Ca) and magnesium (Mg), with exceptional removal affinities and capacities (Kd’s of 103 – 104). An additional concern has arisen during operations due to the increased competition from calcium (Ca) and magnesium (Mg), likely being leached from the concrete in the containment PAGE 2 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 and basement areas of the plant, as well as in natural seawater. In order to insure that this increasing competition did not adversely affect the media’s removal of Sr, tests were also run comparing Kd’s for Sr against those of Ca and Mg for a variety of media. The key here is to compare the Separation Factors (SF) of Sr/Ca and Sr/Mg. The two most important current waste water conditions at Fukushima are the system influent 2.5% seawater (SW), the Tank Farm reverse osmosis (RO) 31% seawater and the Harbor water at 100% SW. In the case of Sr studies, the collaboration was with JAEA (Japan Atomic Energy Agency, JAEA, June 21, July 25 and October 12, 2012), Performance Test of Kurion TS-G (Test No. TS-G-1, 2 and 3r). Of course, Kurion cesium (Cs) removal media (H, EH and KH) has been thoroughly tested in the most stringent of conditions in seawater and H and EH deployed at full scale in the existing Kurion ISM System In addition to the development of a number of unique ion specific media (ISM), Fukushima experience also lead to the development of three new media delivery systems deployed full-scale in 2013 in Commercial NPP applications. These three media systems are: 1. Submersible Media Filters (SMF): These submersible units are designed for any type of fuel pool, pond or underwater isotope specific remediation. They fit into existing Tri-Nuc (Tri Nuclear Corp.) filter housings (single, dual or quad.) commonly used in the industry and use standard Tri-Nuc tools. They have an annulus (between two sheet filter) filled with an appropriate ion specific media (ISM) developed for each application (e.g., Cs, Sr, Ni, Co, C14, etc.) and are inside to out flow. Applications for these units would include the remediation of low activity levels such as for decontamination & decommissioning, D&D, or outages and operate in the recycle mode. 2. Submersible Columns (SC): These are also submersible units for similar applications but are able to remediate higher levels of activity due the fact that the entire unit is filled with ISM (vs annulus only) with top to bottom flow with discharge out the screened insert into the Tri-Nuc housing. Like the SMF, they too are designed to fit into a Tri-Nuc filter housing by utilizing this reusable screen insert (including lifting bales). 3. External Modular, Skid-Mounted, Lead-Lag Vessel System: These are basically mini-Fukushima ISM vessels capable of being used in a lead-lag configuration and utilizing different media in each vessel. The vessels can be either sluiceable or disposable as a whole. The vessels come with no, light or heavy shields depending on the application. As one would expect, these units are capable of much higher capacities and run times due to the amount of media present and added flexibility. Again, PAGE 3 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 applications include fuel pool or pond applications allowing for remediation and dose reduction during outages, D&D or pool draining. The primary reasons these media systems were developed and being deployed are to 1) Supply dose reduction/mitigation to workers and the environment during pool/pond outages, area D&D or even draining of the entire containments, 2) Offer a portable, skid-mounted mitigation system allowing the larger plant waste treatment system to be augmented, or by-passed (outages) or even shut down in the case of plant D&D, and 3) Offer a system that requires no plant modifications or license amendments. In order to offer an end disposition path for the small amount of secondary waste produced and full life-cycle cost, all of the systems have been designed to be vitrified into glass utilizing the Kurion GeoMelt® System, to be covered in a separate document. Submersible Media Filters (SMF) and Submersible Columns (SC) Utilizing S.S. Insert for Tri-Nuc Housing PAGE 4 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 Tri-Nuc Housings- single, double, or quadruple depending on flow rate. Kurion Submersible Columns (SC) at Magnox Station. Kurion Modular Cs Removal Vessels (EH), Sr Removal (TS-G) and Full, Shielded, Lead-Lag Modular System PAGE 5 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 Pond Trial Mitigation Application: An on-going application of all three ISM media systems involves deployment at a Magnox Plant in the UK in order to reduce dose and provide redundant (submersible and external) mitigation systems during D&D. This again involves the application of very specific media systems to surgically remove recalcitrant isotopes. In this case, strontium (Sr) being the primary and cesium the secondary (similar to Fukushima Harbor). The trials included Kurion EH-G and EH-P (granular and powder) for Cs+ and TS-G and TS-P for Sr2+. Several trials were run on-site and on actual wastewaters for Total “others” (beta including Sr-90/Y-90) and Cs-137 including: Vault water at pH 10.4 and conductivity 3.0 mS Pond water at pH 7 and conductivity 3.0 mS Pond Water + Powdered Pond Paint/Concrete, pH 11.4, Conductivity 3.66 mS: These trials, even at the higher competition and pH, showed high removal efficiencies for total beta and Cs-137. Pond Water + Pond Sludge, pH 11.09, Conductivity 6.4 mS: Again high removal efficiencies were reported for total beta and Cs-137. While the Magnox Pond Trials had a goal of a 10% overall reduction in dose (DF 1.1), the once-through system is easily providing a DF of >700 for Cs and > 1500 for Sr in a 166,000 gallon vault, allowing direct discharge of the effluent. (2) Installation of a silt fence that absorbs radioactive materials ・ Transport of radioactive materials should be blocked by installing a silt fence made of absorption materials mentioned above in inside the harbor. In order to make a more effective Silt Fence (sometimes referred to as a Reactive Core Mat), Kurion proposes to use our proven media for Sr and Cs removal in Geo-Membranes developed by and produced by our Japanese partner. The objective here is to remove the radioisotopes as they permeate the Reactive Core to further PAGE 6 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 reduce the dose in the Harbor as well as prevent disbursement to the sea. The design will be such that it is easily installed in the Harbor as well as easily removed when saturated. The Geo-Membrane, as well as media, is further designed for a stable end disposition in our Vitrification system, Geomelt®, which will be described in a different section. Technology Ownership: - Media development is by Kurion and production is with our exclusive production partners. - Submersible Systems design by Kurion and production with our exclusive production partner. - External Shielded Lead-Lag Systems by Kurion - Harbor Silt Screen (Reactive Core Mat) Replacement Option: Design and Media by Kurion with our Geo-Membrane production partner in Japan. 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) Kurion Ion Specific Media (ISM) and deployment systems are very mature treatment technologies, having been successfully deployed internationally, including in Japan, the UK, and the United States. The two Kurion Submersible technologies, have been used to treat radioactively contaminated water in Magnox Plants (UK) vaults and ponds (fuel pool) at full scale. The Kurion External Lead-Lag System has also been applied at full scale in Magnox vaults and ponds. The latter, externally shielded system, is currently being successfully used to reduce dose in a 166,000 gallon vault to allow the Decontamination and Decommissioning (D&D) of that part of the plant. We are currently replacing the plant’s Active Effluent Treatment Plants (AETP) with Kurion Modular Active Effluent Treatment Plants (MAETP) allowing the former to be shut down and decommissioned. By United States Government standards, Kurion Modular Systems are considered mature PAGE 7 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 technologies. The United States uses a Technology Readiness Assessment (TRA) wherein Technology Readiness Levels (TRL) are applied to define technology maturity, on a scale of 1 to 9. A score of 7 and above indicates mature full-scale demonstrations and deployments. Because Kurion Modular Treatment Systems (KMTS) deploy in a range of configurations, depending on the site and waste to be treated, it is expected to achieve a TRL ranging from 7 to 9, when evaluated against each site’s project specific requirements. United Kingdom (Magnox and Sellafield) waste owners are actively partnering with Kurion to treat radioactive waste at several commercial (7) and government sites where their most problematic wastes are stored, and for which there are few, if any, other treatment options for such dose reduction by such mobile or modular systems. By Japanese Government standards, Kurion ISM media and systems has been deemed mature after 2.5 years of full-scale operations at the Fukushima Daiichi Nuclear Plant. The Magnox Lead- Lag external vessel system is merely a mini-Fukushima system for the removal of strontium and cesium in waste waters (vaults, ponds and tanks). The extension of the deployment of submersible systems (self-shielding) is merely a refinement of the application for such applications as the Harbor decontamination to not only reduce dose in the Harbor, but to reduce dose to the workers. Of course all TRA evaluations and TRL levels have to be applied to actual conditions and waste streams. - Challenges While submersible ISM (and pump) systems greatly reduce shielding requirements and dose to workers, this is, of course, a huge body of water and at extreme seawater conditions. Placement of such submersible vessels is routine, as it is in fuel pools, etc. However, removal and storage of any media or vessel would be required. The ISM Submersible Columns (SC) and Submersible Media Filters (SMF), as well as their containment systems, have been designed for ease in removal and replacement. Such systems could be arranged on pontoon or float systems for ease of access, or simply accessed from the Harbor dock. Since there is little one can do to mitigate additional Sr and Cs from entering the Harbor from trenches and ditches at this time, this will require the application of a considerable number of systems and media to bring this dose level down and maintain it at acceptable levels. PAGE 8 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 Considering the location and lack of protection of any system deployed at or in the Harbor, one will have to address the potential for storm conditions, etc. The advantage here is that these KMTS are submersed under the surface and be able to withstand considerable hardships regarding weather. Since there is more beta (Sr) than gamma (Cs) in the Harbor, shielding is not as big of an issue as at other Kurion locations within the plant. However, as concentrations build up, this will have to be carefully addressed. While Kurion Modular Treatment Systems do not need constant monitoring, especially in a submersible application, the ISM media will become saturated if not replaced (as will the Silt Fence). However, as more and more strontium (Sr) is loaded, the media will “roll off” first the calcium (Ca), then the potassium (K) and, finally, the magnesium (Mg). The Sr will merely saturate, but not roll off or dump as more is added at this point. A similar situation will be reached with the Silt Fence (Reactive Core Mat) as it becomes “saturated.” A design would be deployed for ease of removal, dewatering, storage and final disposal. This, like the submersible filters, submersible columns, external vessels and media are all candidates for melting in the Kurion Geomelt® Vitrification System. - Others (referential information on patent if any) All proprietary Submersible Systems are patent pending both in the U.S. and International. Waste Management Conference: International Collaboration and Continuous Improvement, Phoenix Convention Center, Phoenix, Arizona, US, February 24-28, 2013 “Isotope Specific Remediation Media and Systems” - Paper 13614 EPRI International Low Level Waste Conference 2013, Kurion Paper “Novel Isotopic Specific Systems For Commercial Nuclear Power Plant Applications” PAGE 9 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 and basement areas of the plant, as well as in natural seawater. In order to insure that this increasing competition did not adversely affect the media’s removal of Sr, tests were also run comparing Kd’s for Sr against those of Ca and Mg for a variety of media. The key here is to compare the Separation Factors (SF) of Sr/Ca and Sr/Mg. The two most important current waste water conditions at Fukushima are the system influent 2.5% seawater (SW), the Tank Farm reverse osmosis (RO) 31% seawater and the Harbor water at 100% SW. In the case of Sr studies, the collaboration was with JAEA (Japan Atomic Energy Agency, JAEA, June 21, July 25 and October 12, 2012), Performance Test of Kurion TS-G (Test No. TS-G-1, 2 and 3r). Of course, Kurion cesium (Cs) removal media (H, EH and KH) has been thoroughly tested in the most stringent of conditions in seawater and H and EH deployed at full scale in the existing Kurion ISM System In addition to the development of a number of unique ion specific media (ISM), Fukushima experience also lead to the development of three new media delivery systems deployed full-scale in 2013 in Commercial NPP applications. These three media systems are: 1. Submersible Media Filters (SMF): These submersible units are designed for any type of fuel pool, pond or underwater isotope specific remediation. They fit into existing Tri-Nuc (Tri Nuclear Corp.) filter housings (single, dual or quad.) commonly used in the industry and use standard Tri-Nuc tools. They have an annulus (between two sheet filter) filled with an appropriate ion specific media (ISM) developed for each application (e.g., Cs, Sr, Ni, Co, C14, etc.) and are inside to out flow. Applications for these units would include the remediation of low activity levels such as for decontamination & decommissioning, D&D, or outages and operate in the recycle mode. 2. Submersible Columns (SC): These are also submersible units for similar applications but are able to remediate higher levels of activity due the fact that the entire unit is filled with ISM (vs annulus only) with top to bottom flow with discharge out the screened insert into the Tri-Nuc housing. Like the SMF, they too are designed to fit into a Tri-Nuc filter housing by utilizing this reusable screen insert (including lifting bales). 3. External Modular, Skid-Mounted, Lead-Lag Vessel System: These are basically mini-Fukushima ISM vessels capable of being used in a lead-lag configuration and utilizing different media in each vessel. The vessels can be either sluiceable or disposable as a whole. The vessels come with no, light or heavy shields depending on the application. As one would expect, these units are capable of much higher capacities and run times due to the amount of media present and added flexibility. Again, PAGE 3 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 415 applications include fuel pool or pond applications allowing for remediation and dose reduction during outages, D&D or pool draining. The primary reasons these media systems were developed and being deployed are to 1) Supply dose reduction/mitigation to workers and the environment during pool/pond outages, area D&D or even draining of the entire containments, 2) Offer a portable, skid-mounted mitigation system allowing the larger plant waste treatment system to be augmented, or by-passed (outages) or even shut down in the case of plant D&D, and 3) Offer a system that requires no plant modifications or license amendments. In order to offer an end disposition path for the small amount of secondary waste produced and full life-cycle cost, all of the systems have been designed to be vitrified into glass utilizing the Kurion GeoMelt® System, to be covered in a separate document. Submersible Media Filters (SMF) and Submersible Columns (SC) Utilizing S.S. Insert for Tri-Nuc Housing PAGE 4 OF 9 KURION IRID RFI TASK AREA 3 RESPONSE 416 ［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 （６） （「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 放射性核種の原位置移行試験の経験を踏まえた地下水に係るデータ収 集・分析手法、ボーリング技術、水質の分析技術等にもとづく福島第一 NPP 周辺地域の地下水流動場の把握 提案者 イーエナジー株式会社/NAGRA（スイス） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） I. NAGRA と NAGRA の得意とする専門技術内容（参考資料１） NAGRA ではスイスで発生する全ての放射性廃棄物処分に係わる研究開発と地層処分のスイス国内での実現性 明示、処分サイト選定とその適合性評価、予定地での特性調査に係わる許認可申請と調査、および処分に関 する社会的合意形成のための活動を展開している。 NAGRA の得意とする専門技術内容は地質特性評価と水理 解析、様々な情報の統合、モニタリング、放射性核種の移行評価、地下研究施設における特殊な観測孔を用 いたサンプリング・モニタリング技術、地下水流れ場の評価、ボーリング技術などである。特記すべき事項 は、 “自然の破砕帯を用いて、世界「唯一」の実際の放射性核種を用いた原位置移行試験の実施経験と放射性 核種のサンプリングの経験”である。開発した技術は他の機関に提供するとともにスタッフを定期的に日本 を含む海外諸国に派遣し技術サポートも実施している。 II. 福島に支援できる内容 経済産業省のホームページに基づき、検討課題を１）その後の汚染 除去に対して大きく影響を与える可能性がある早急または短期的な 課題（今後 3 ヶ月から１年の間に実施）、２）対応の必要があるもの の多少の時間を要する中長期的な課題に分類し、調査対象エリアを Area A 図１のように提案する。 まず、同調査対象エリアは沿岸地域であるため、以下に示す塩分に Area B 関する情報は地下水の挙動を把握する上で大変重要となる。 地下水中の塩分濃度分布および地質構造がどのように影響し Area C 図１．調査対象エリア ているか 淡水と塩水の境界およびその時間変化 異なる層における塩水と淡水の混合の度合い 塩分による密度分布の影響を補正しない、あるいは潮汐の影響を考慮しない場合、地下水場は過度に簡略化 されて評価されてしまう。その場合、特に前述の福島第一 NPP 近傍に見られるような動水勾配が小さい領域 においては、地下水流の量や向きを誤って評価することとなる。よって、地下水中の塩分濃度に関しては出 来る限り正確な情報を取得し、流れ場の把握に活用しなくてはならない。したがって、NAGRA の放射性核種 の原位置移行試験および核種を含むサンプリング採取・分析の経験を踏まえ以下の事項を提案する。 1 416 区分 1：NAGRA から支援可能な短期的な課題 ■早急課題 U1: エリア A、B における地下水の流動の把握 トリチウムはどのように NPP から海に流出しているか 吸着性核種(Sr-90, Cs-134, Cs-137)はどのように海に流出しているか? 井戸からの揚水によってエリア A への地下水流動はどのような影響を受けるか? (エリア B)? ■早急課題 U2: 観測井からのデータの信頼性の評価 ■早急課題 U3: 追加観測データの必要性の有無 どんな種類のデータをいつ、どこで採取するのか? 観測システムの計画および実施 ボーリング孔掘削の代替案として、どのような探査手法（地表からの物理探査など）が適用できるか？ 早急な課題に対する支援対策案 ■早急課題 U1 に対しての NAGRA からの支援対策案 エリア A と B の地下水流動の把握のための第１ステップとして、以下に示す「水収支の計算」 （類似したもの が実施されていればその評価）を提案する。これによって、同エリアにおける地下水の起源および混合過程 を特定することが可能となる。 フラックスに基づく地下水の収支計算（注水量・揚水量、水理地質的、地形学的、潮汐の影響を考慮） 様々な箇所で採水したサンプルの放射性核種の濃度に基づく収支計算（地下水, NPP 内汚染水, 貯水 槽内汚染水, 河川水など） 観測井や海などから採取した水サンプル中の塩分濃度に基づく収支計算 ●期待される効果: 以上の独立した３つの収支計算より以下が可能となる。 地下水流動場の理解および自然または人的支配要因の特定 工学的な解決策の効率の評価、揚水・貯蔵する汚染水の量の最適化（最小化） 対策が当初予定した効果を発揮しない場合の改善・代替策の提案 ■早急課題 U2 に対しての Nagra からの支援対策案 現状および計画中の地下水モニタリングシステムの評価・レビュー（計測されたパラメータ、要求される精 度、サンプリング頻度、生データの解釈など） ●期待される効果: 必要に応じてシステムの改善・代替策の提案 システム本体やこれまでに計画・実施したモニタリング作業の精度の検証 データやモデルの不確実性を把握した上でのモデルによる予測結果の信頼性の定量化 ■早急課題 U3 に対しての Nagra からの支援対策案 現状および計画中のモニタリング・サンプリング用ボーリング孔の技術レビュー。狭い箇所での掘削など必 要に応じて現場サポートも提供。 様々な要因でボーリング掘削が制限されるような場合には、地表からのレーダー・弾性波・電気探査の実施 に対してのサポートを提供し、地質構造や塩分濃度分布、地下水面位置などをより詳細に特定する。 2 416 ●期待される効果: 必要に応じて改善策や最新の技術に基づく手法の提案 空間的に制限のあるような場所を含めた 30m ボーリング孔の掘削に関する技術的解決策の提案 地表物理探査とボーリングデータの統合により、より少ないボーリング孔数でより詳細な地質水理構 造 区分 2：NAGRA から支援可能な中・長期的な課題 地下水流動の把握や対策の実施の際のリスク評価ため、これに用いるモデルの信頼性を向上する必要がある。 そのためには、取得したデータ、パラメータの空間的不均質性、構築したモデルのキャリブレーションなど に付随する不確実性を評価する必要がある。 ■ NAGRA からの支援対策案 M1: NPP サイト（エリア A と B）や、より大きなスケールの地質や水理情報を考慮した広域サイト （エリア C）に関する既存の地質・水理モデルのレビューや改良 M2: 長期の地下水場や放射性核種フラックスに関するより詳細なプロセスの理解 M3: 地下水中の放射性核種による汚染のリスクアセスメントを含む対策の性能評価の実施 ●期待される効果: モデルの改良やプロセス理解の進展により、実施する対策の成果およびその予測信頼性にどのような影響が あるかを評価できる（リスクアセスメント） 。 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） 既存のデータを評価する技術、ツールについては既存のものは現状で容易に提供可能、また専門家に ついても容易に提供可能である。ただし、放射性核種を含む地下水を対象とした調査地域特有のデー タをさらに取得するためには、既存技術をこれに対応できるよう改良しなくてはならない場合も想定 される（例えば、測定機器のプラスチックやゴム部分には放射性物質が吸着しやすく測定精度の低下 や作業員の安全とも関わり機器の水と接触する部分をよりステンレスなどの金属部品の改良したり、 ボーリング掘削に関しては空間的に限られた場所の作業を可能するように掘削機器を改良するな ど） 。 （2） 既存の技術や手法を試し改良することで対応可能と考えられる。これらについては IRID と定義・合 意されるサイト特有の要求水準を満たすようなものとしなくてはならない。 （3）U1 においては、既存データが多少不足している場合でも概略の収支計算は可能で、その結果をもとに 既存のモデルの評価およびさらにどのようなデータが必要であるかの選定が可能である。 3 416 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 （1）既存データへのアクセスおよびデータの品質、そして NAGRA に最大限の情報を提供する目的でデータに アクセスして選別・文書化する現地スタッフが必要となる （2） データの品質はそのデータから導かれる結論の信頼性を左右するため、データの品質を評価するため の情報の有無も重要 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 添付参考資料を参照願います 参考資料１ （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 ③ ④ ⑤ ⑥ 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） 4 417 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area Title 4 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Management of Contaminated Water Inside the Buildings Using GeoMelt Sub-Planar Vitrification Outside the Building Submitted by Kurion, Inc. 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Kurion, Inc. is the owner of the GeoMelt ® process, a worldwide patent-protected vitrification technology that has been commercially active since 1992, and which has undergone continual refinement during the years since it was first developed by the U.S. DOE Pacific Northwest National Laboratory (PNNL). Kurion has several GeoMelt systems in the U.S. and Japan that can be immediately deployed for off-site or on-site demonstrations or work. The GeoMelt process involves sending an AC electric current between graphite electrodes that are positioned in-situ (in-place in-ground), in-container and in-cell to process contaminated soil, debris, and other wastes either individually or in combination (see image to right). The electrical current creates joule (resistive) heating between the electrodes, and this heat is also transmitted into the nearby material until it eventually melts. As more power is applied, the molten material progressively develops into a larger melted volume between and near the edge of the electrodes. Once all of the pre-determined volume of material has been melted (treated), power is terminated, and the resulting glass product is allowed to cool into a solid block. The technology safely destroys (organics, asbestos, etc.) and immobilizes contaminants (radionuclides), creating a durable glass and crystalline product. The durability of the GeoMelt glass has been proven many times, using internationally accepted durability tests (PCT, TCLP, SPFT, VHT, Leachability, Compression, etc.). It can PAGE 1 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 withstand extreme environmental conditions, including groundwater corrosion/erosion, while lasting thousands of years without measurable degradation. The durability of glass subjected to long periods of wet conditions was demonstrated when 1,800-year old glass objects were recovered from a shipwreck in the Adriatic Sea. These objects were subjected to the extreme conditions of warm salty water for millennium, conditions that are expected to be more challenging than the groundwater or marine environment at Fukushima. For more information on the study by the PNNL, refer to http://energy.gov/em/articles/ancient-glass-nuclear-age-denis-strachan-and-joseph-ryan). In December 2012 the U.S. Department of Energy (US DOE) issued a 6000 page Final Environmental Impact Statement for the Hanford Site that summarized ten years of study on a number of matters, including alternative waste stabilization methods. The conclusion was that the GeoMelt technology (also known as Bulk Vitrification) was deemed as having the lowest life-cycle cost over concrete, fluidized bed steam reforming (pyrolysis) and competing vitrification technologies (refer to Table S–31, Tank Closure Alternatives – Total Cost Projections, Including Waste Disposal). Refer to: http://energy.gov/nepa/downloads/eis-0391-final-environmental-impact-statement. Please also see Kurion’s response to IRID Task Area 5 for additional information. (1) Technologies to Block Water Inside the Buildings While the GeoMelt technology is not suitable for forming water stops from inside a building, it can be used to form external water stops between buildings and by blocking underground water from continuously flowing into the buildings. This is accomplished by forming underground glass walls or dams to seal flow paths between buildings, seal cracks in building foundations or by diverting groundwater as described in (2) below and as discussed in the Kurion response to Technology Area 5 - “Management measures to block groundwater from flowing into the site”. (2) Technologies for Soil Improvement The following discusses how GeoMelt can be used for soil improvements that can be: implemented by remote control near or between buildings to stop underground water from flowing into the buildings even in the case of a high radiation environment or with space limitations, and used to block water even inside underground obstacles that can disturb implementation of soil improvement, such as underground trenches. The GeoMelt technology can be used to form external water stops between buildings to block PAGE 2 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 underground water from continuously flowing between and into the buildings. This is accomplished by forming underground glass walls or dams to seal flow paths between buildings, seal cracks in building foundations or by diverting groundwater as described in the Kurion response to Technology Area 5 - block groundwater from flowing into the site. In-ground glass walls can be created to prevent contaminated water infiltration at Fukushima Daiichi by placing electrodes next to the areas to be sealed off. For example, a 3-m long by 1-m wide by 16-m deep glass wall could be produced that would seal each of the edges of the six gaps between the Reactor Buildings and Turbine Buildings (1 and 2) as shown in IRID’s Figure 4 – “Underground map of the buildings” (other dimensions also possible for the glass walls). After the GeoMelt Treatment Hood is installed (electrode manipulation and off-gas controls), operation of the system would be implemented by remote control at a safe distance from the Treatment Hood, allowing the project to be completed even in the expected high radiation environment near the buildings. The hood size and shape, as well as electrodes size could be tailored to different geometries, depths and challenges. Electrodes would be energized and as they melt the soil could be pushed down into the soil to the target depth via remotely operated mechanical actuators. Because the soil will densify as it is transformed into glass, volume reduction will occur as the melt progresses downward (approximately 40 percent). To compensate, backfill soil (clean or contaminated) will be added onto the melt surface during treatment. This process will produce a glass barrier extending from the surface down to the impermeable layer beneath the Reactor Building. Contaminated or clean soils may be scrapped from the surface and added to slumped areas during in-situ processing or processed separately in-container or in-cell (see images on first page). Melts in this manner are available up to several dozen tons in size (e.g. 50 ton melts in large roll-off in-container melts) or larger for in-cell. Sealing building foundations can be performed in a similar manner by planning for the melt zone to contact the building concrete walls. When this happens the glass will partially melt into the concrete, creating a watertight bond between the concrete and the glass. This capability to melt into a concrete barrier was established for the Japan Research Institute in the early 1990’s (Ref. GeoSafe Corp. contract #01-034953-29). Although concrete can be completely vitrified if desired, controlled and partial melting of a concrete wall can also be achieved. This is done by specifying the initial position of the electrodes and the total power rate applied during treatment, so that a specified melt shape, including the desired penetration into the concrete wall, is achieved. A photo showing the results of this controlled melting into a concrete wall are shown below. PAGE 3 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 A processing time of approximately 120 hours, or 5 days, is expected to complete each one of the six proposed treatment zones. Offgas produced during treatment would be cleaned using GeoMelt’s offgas treatment system, removing any particulates or contaminants before releasing clean offgas into the atmosphere. A graphic of the GeoMelt and ICV offgas process, showing a system installed near one of the junctures between Reactor and Turbine Buildings #2, is provided below: PAGE 4 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 GeoMelt Equipment Location Turbine Building Exterior Wall Off-gas Hood Low Dose/Safe Operating Area Power & Instrumentation Cables Remote Equipment & Control Off-gas Treatment Top and side cutaway views of the glass wall after treatment are shown here: Plan View of Completed Treatment Zone A Turbine Building Exterior Wall GeoMelt Glass Wall Building Gap Reactor Building Exterior Wall A’ PAGE 5 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 Section View of Completed GeoMelt Treatment Zone A’ A Reactor Building Turbine Building Grade Level Groundwater Level GeoMelt Glass Wall Permeable Layer (Tomioka Sandstone) Artificial Bedrock Low-permeable Layer There is the question of cracking of the GeoMelt in-ground barrier, such as from an earthquake, potentially allowing additional water to pass through as a result. Although it is unlikely that an earthquake would cause sufficient crack separation to allow large amounts of water to permeate, given all of the surrounding hydraulic pressures to keep the block intact, a simple corrective action could be taken in such an event. Nearby leak detection that will be installed at key locations behind the wall would easily pinpoint the location of the leak. GeoMelt equipment could then be sited above or adjacent to the barrier where the leak was indicated, and the selected area can be treated again, melting into the existing glass wall and effectively sealing the leak and preventing further leakage. Above ground obstacles that prevent placement of standard ICV hoods will need to be addressed for a specially designed hood solution. Underground obstacles such as electrical cabling, concrete or steel piping, etc. will pose no difficulty for the process since those materials will readily melt and become part of the molten block. Molten material that might travel laterally into nearby piping or trenches will cool and solidify after a short distance, creating a self-sealing plug in those locations. Underground facilities that should not be melted, if any, such as cables, can be suitably protected via local concrete walls or injection of materials that don’t melt. - Technology readiness level: GeoMelt® is a very mature treatment technology, having been successfully deployed internationally, including in Japan, Australia, the UK, and the United States. The two main GeoMelt methods, in-ground in-situ vitrification (ICV™, also known as Sub Planar Vitrification™ or SPV™), and ICV PAGE 6 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 (In-Container Vitrification)™, have been used to treat radioactively contaminated soils and debris, hazardous POPs, asbestos, sludge, debris, and many other hazardous waste materials. Ever since the technology was developed in 1980 by the Pacific Northwest Nuclear Laboratory, almost 26 000 metric tons of wastes have been transformed into a safe and durable glass product. Japanese standards: Kurion is an equity owner in, and licensor to ISV Japan Ltd. (ISVJ) of its GeoMelt technology. ISJV has been continuously treating PCBs, dioxin, asbestos, and other hazardous materials and contaminated soils in Japan since 1993. The ISVJ facility operates under a license from the Ministry of Environment and is located at the Mie Chuo Kaihatsu commercial waste treatment facility in the Mie Prefecture owned by Daiei Kanko Corporation. See http://www.kurion.com/applications/stabilization/hazardous-and-toxic-waste-treatment-across-japan. United States standards: GeoMelt has been considered mature since it was commercially launched and the U.S. Environmental Protection Agency (EPA) authorized an operating permit for treatment of contaminated soil and hazardous waste. Since then, GeoMelt has treated thousands of tons of soil and hazardous waste at sites across the United States. For example, the technology was deployed at the US DOE’s Los Alamos National Laboratory to vitrify 500 tonnes of radioactive waste. The United States uses a Technology Readiness Assessment (TRA) process wherein Technology Readiness Levels (TRL) are applied to define technology maturity, on a scale of 1 to 9. A score of 7 and above indicates mature full-scale demonstrations and deployments. Because GeoMelt deploys in a range of configurations, depending on the site and waste to be treated, it has consistently achieved a TRL ranging from 7 to 9, when evaluated against each site’s project specific requirements. See http://www.lbl.gov/dir/assets/docs/TRL%20guide.pdf. Australian standards: GeoMelt is considered mature because GeoMelt was chosen over several competing technologies to vitrify thousands of tons of plutonium contaminated soil at the Maralinga Nuclear Test Site. Here the technology was operated successfully for several years in the austere conditions of the southern Australian Outback desert. For more, please refer to http://www.kurion.com/applications/stabilization/contaminated-soil-at-nuclear-weapons-site. European standards: Waste owners are partnering in the United Kingdom and a confidential European country with Kurion to establish radioactive waste treatment facilities at several government sites where their most problematic wastes are stored, and for which there are few, if any, other treatment options. Kurion expects to announce the new deployments by the first quarter 2014. - Recommendations for Next Step Kurion has several GeoMelt systems in the U.S. and Japan that can be immediately deployed for PAGE 7 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 off-site or on-site demonstrations or work. Using existing equipment Kurion recommends the following be taken as the next step: 1) Perform a baseline treatability test using the unique soil conditions and depths to be treated at Fukushima Daiichi to generate necessary data to support design and schedule considerations. 2) A study would need to be performed on melting in the presence of constant groundwater flow to determine power drain impacts or suitable design precautions. - Others (referential information on patent if any) Kurion holds exclusive worldwide patent rights to the GeoMelt® Technology, both SPVTM and ICVTM, in Japan, the United States, Europe, the UK and elsewhere. These patents are kept current, and additional information, such as specific patent numbers, etc. can be provided upon request. PAGE 8 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 underground water from continuously flowing between and into the buildings. This is accomplished by forming underground glass walls or dams to seal flow paths between buildings, seal cracks in building foundations or by diverting groundwater as described in the Kurion response to Technology Area 5 - block groundwater from flowing into the site. In-ground glass walls can be created to prevent contaminated water infiltration at Fukushima Daiichi by placing electrodes next to the areas to be sealed off. For example, a 3-m long by 1-m wide by 16-m deep glass wall could be produced that would seal each of the edges of the six gaps between the Reactor Buildings and Turbine Buildings (1 and 2) as shown in IRID’s Figure 4 – “Underground map of the buildings” (other dimensions also possible for the glass walls). After the GeoMelt Treatment Hood is installed (electrode manipulation and off-gas controls), operation of the system would be implemented by remote control at a safe distance from the Treatment Hood, allowing the project to be completed even in the expected high radiation environment near the buildings. The hood size and shape, as well as electrodes size could be tailored to different geometries, depths and challenges. Electrodes would be energized and as they melt the soil could be pushed down into the soil to the target depth via remotely operated mechanical actuators. Because the soil will densify as it is transformed into glass, volume reduction will occur as the melt progresses downward (approximately 40 percent). To compensate, backfill soil (clean or contaminated) will be added onto the melt surface during treatment. This process will produce a glass barrier extending from the surface down to the impermeable layer beneath the Reactor Building. Contaminated or clean soils may be scrapped from the surface and added to slumped areas during in-situ processing or processed separately in-container or in-cell (see images on first page). Melts in this manner are available up to several dozen tons in size (e.g. 50 ton melts in large roll-off in-container melts) or larger for in-cell. Sealing building foundations can be performed in a similar manner by planning for the melt zone to contact the building concrete walls. When this happens the glass will partially melt into the concrete, creating a watertight bond between the concrete and the glass. This capability to melt into a concrete barrier was established for the Japan Research Institute in the early 1990’s (Ref. GeoSafe Corp. contract #01-034953-29). Although concrete can be completely vitrified if desired, controlled and partial melting of a concrete wall can also be achieved. This is done by specifying the initial position of the electrodes and the total power rate applied during treatment, so that a specified melt shape, including the desired penetration into the concrete wall, is achieved. A photo showing the results of this controlled melting into a concrete wall are shown below. PAGE 3 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 417 A processing time of approximately 120 hours, or 5 days, is expected to complete each one of the six proposed treatment zones. Offgas produced during treatment would be cleaned using GeoMelt’s offgas treatment system, removing any particulates or contaminants before releasing clean offgas into the atmosphere. A graphic of the GeoMelt and ICV offgas process, showing a system installed near one of the junctures between Reactor and Turbine Buildings #2, is provided below: PAGE 4 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 5 Title (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Management Measures to Block Groundwater from Flowing into the Site ® Using an Underground GeoMelt Barrier Submitted by Kurion, Inc. 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) ® Kurion, Inc. is the owner of the GeoMelt process, a worldwide patent-protected vitrification technology that has been commercially active since 1992, and which has undergone continual refinement during the years since it was first developed by the U.S. DOE Pacific Northwest National Laboratory (PNNL). Kurion has several GeoMelt systems in the U.S. and Japan that can be immediately deployed for off-site or on-site demonstrations or work. The GeoMelt process involves sending an AC electric current between graphite electrodes that are positioned in-situ (in-place in-ground), in-container and in-cell to process the contaminated soil, debris, and other wastes either individually or in combination (see image to right). The electrical current creates joule (resistive) heating between the electrodes, and this heat is also transmitted into the nearby material until it eventually melts. As more power is applied, the molten material progressively develops into a larger melted volume between and near the edge of the electrodes. Once all of the pre-determined volume of material has been melted (treated), power is terminated, and the resulting glass product is allowed to cool into a solid block. The technology safely destroys (organics, asbestos, etc.) and immobilizes contaminants (radionuclides), creating a durable glass and crystalline product. The durability of the GeoMelt glass has been proven many times, using internationally accepted durability tests (PCT, TCLP, SPFT, VHT, Leachability, Compression, etc.). It can PAGE 1 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 withstand extreme environmental conditions, including groundwater corrosion/erosion, while lasting thousands of years without measurable degradation. The durability of glass subjected to long periods of wet conditions was demonstrated when 1,800-year old glass objects were recovered from a shipwreck in the Adriatic Sea. These objects were subjected to the extreme conditions of warm salty water for millennium, conditions that are expected to be more challenging than the groundwater or marine environment at Fukushima. For more information on the study by the PNNL, refer to http://energy.gov/em/articles/ancient-glass-nuclear-age-denis-strachan-and-joseph-ryan). In December 2012 the U.S. Department of Energy (US DOE) issued a 6000 page Final Environmental Impact Statement for the Hanford Site that summarized ten years of study on a number of matters, including alternative waste stabilization methods. The conclusion was that the GeoMelt technology (also known as Bulk Vitrification) was deemed as having the lowest life-cycle cost over concrete, fluidized bed steam reforming (pyrolysis) and competing vitrification technologies (refer to Table S–31, Tank Closure Alternatives – Total Cost Projections, Including Waste Disposal). Refer to: http://energy.gov/nepa/downloads/eis-0391-final-environmental-impact-statement. Please also see Kurion’s response to IRID Task Area 4 for additional information. (1) Construction Technologies for Impervious Walls The following discusses how GeoMelt can be used to construct impervious walls that: divert groundwater flow away from the area 10 meters above sea level (hereinafter referred to as the o.p. 10m area) where unit buildings are located, by installing, for example, walls at the hillside, do not interfere with already planned impervious walls, but can mate up to or work with them, and lower the amount of groundwater on the hillside, using, for example, walls on the o.p. 35m area. An impervious underground wall made of Kurion’s proprietary GeoMelt ® glass product can be constructed to prevent groundwater from flowing into the buildings at Fukushima Daiichi. This wall, as shown in Figure 1, would surround the Reactor and Turbine Buildings, extending downward from the surface to the low-permeable layer (up to 30 meter depth) beneath the facilities. In this case, a 1300 to 1500 meter long perimeter around the buildings would be needed. PAGE 2 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 475 meters Approximate size and shape of one treatment zone Figure 1 – GeoMelt Treatment Zone around Fukushima Daiichi Facilities 1 and 2 Landside groundwater inflow would be prevented, and seaside outflow of contaminated water would be prevented with this wall building method. Alternate landside treatment locations, including A) locating the land-side perimeter wall on the sloped area between the 10m OP and the 35m OP, and B) on the 35m OP, are shown in Figures 2 and 3. Option A has the advantage of avoiding high contamination areas and areas with existing equipment. Option B has the advantages of requiring less depth to reach the Low-Permeable layer, thus needing less time to complete each individual melt zone. It would also be performed in areas with less radioactive contamination and dose and where less equipment is located. Section View of Proposed Location and Alternate “A” Location Tank Farm GeoMelt Glass Wall: At Building Intersection Reactor Building Grade Level GeoMelt Glass Wall: IRID Preliminary Location (Amongst Facility Structures) GeoMelt Glass Wall: Alternate Location ‘A’ (Unused Land) Area Hillside Cutout Turbine Building Groundwater Level Permeable Layer (Tomioka Sandstone) Artificial Bedrock Low-permeable Layer Figure 2 - Preliminary and Alternate “A” Location for GeoMelt Wall (glass wall to right) as well as the plant perimeter glass wall and intra-building glass water stop (see also Kurion IRID Task Area 4 response) PAGE 3 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 Section View of Alternate Location “B” GeoMelt Glass Wall: Alternate Location ‘B’ (Where Impermeable Formation GeoMelt Glass Wall: At Building Intersection Groundwater Level Approaches Surface) Tank Farm Area Grade Level Permeable Layer (Tomioka Sandstone) Low-permeable Layer Figure 3 – Alternate “B” Location for GeoMelt Wall (see Kurion response to IRID Task Area 4 for more information) Individual treatment zones, each measuring 12-m long by 1-m wide by 12-m deep (or deeper), would be produced for any of the optional locations, until the entire perimeter is sealed in an impermeable glass wall. Two zones can be treated concurrently with a single system, joined with previously melted zones, as shown in Figure 4. Section View of GeoMelt Underground Wall Building Process GeoMelt Process Equipment Electrodes Cooled GeoMelt Glass Wall Section Contaminant Containment Hood Grade Level GeoMelt In Process Cooled GeoMelt Glass Wall Segment Groundwater Level GeoMelt In Process 12 meters Permeable Layer (Tomioka Sandstone) Low-permeable Layer Figure 4 – Section view of Proposed GeoMelt Underground Wall Building Process An example aerial photo of this process of melting distinct zones, side by side, is shown in Figure 5. In this case, the melt on the left was excavated to verify the glass was melted properly, the second melt from the left was just completed, and the melter hood on the far right is being staged for treatment of the next zone. This particular photo differs from the proposed method in that it uses a 4 electrode hood, instead of the two electrode hood planned for Fukushima Daiichi site. PAGE 4 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 Figure 5 - Aerial view of adjacent treatment zones to create a single GeoMelt wall Because the soil will densify as it is transformed into glass, and thereby volume reduce as the melt progresses downward (approximately 40 percent), backfill soil (clean or contaminated) will be added onto the melt surface during treatment. This will compensate for the initial volume reduction and provide a solid glass barrier that fully extends from the ground surface down to the low-permeable zone. At the ends of each treatment zone, next to the electrodes, the molten glass will partially melt into the glass zone that has already been created, thereby producing a watertight bond between each section of glass so that the finished wall will be one continuous barrier, with no gaps between treatment zones. This ability to melt adjacent treatment zones and produce a seamless interface when completed has been demonstrated on numerous occasions in the United States and Australia. One example project treated persistent organic pollutants in Michigan, USA, which treated six distinct melt locations, 8.5 meters wide, joined together as proposed here, into one long 50 meter melt. (Ref. EPA Innovative Technology Evaluation Report 540/R-94/520). This same process of joining adjacent melts to treat a larger area was also successfully performed in Washington State and Utah State, USA. It is estimated that 108 individual zones would be needed to complete the approximately 1300 meter long wall. At an estimated treatment time of 14 days per four concurrent zones averaging 12 meters deep, the wall will be completed within one year. This time frame can be shortened to any desired duration by adding additional GeoMelt Treatment Systems operating simultaneously. A GeoMelt system designed for this type of application is currently available for use, and can be mobilized and operational PAGE 5 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 within weeks. A distinct advantage of the GeoMelt product is that it requires no maintenance once it is complete and can be mated up with other groundwater walls (e.g. concrete, frozen). It is a passive and permanent product, requiring no active power or monitoring systems to maintain its integrity. This is especially attractive in an environment like Fukushima Daiichi, where a protective barrier will need to be in place for many decades. In the event of a power loss caused by tsunami, typhoon or other event, there is no risk of failure of the passive GeoMelt Barrier as opposed to the active ice wall approach. In addition, this “no maintenance” solution means no personnel will be needed and put at risk for unnecessary radiation exposure, unlike other proposed treatment methods. Finally, a distinct advantage of the GeoMelt Barrier is that any radioactive materials contained in the soil will be trapped in the glass product, with no risk of escape, for thousands of years. There is the question of cracking of the GeoMelt in-ground barrier, such as from an earthquake, potentially allowing additional water to pass through as a result. Although it is unlikely that an earthquake would cause sufficient crack separation to allow large amounts of water to permeate, given all of the surrounding hydraulic pressures to keep the block intact, a simple corrective action could be taken in such an event. Nearby leak detection that will be installed at key locations behind the wall would easily pinpoint the location of the leak. GeoMelt equipment could then be sited above or adjacent to the barrier where the leak was indicated, and the selected area can be treated again, melting into the existing glass wall and effectively sealing the leak and preventing further leakage. Above ground obstacles that prevent placement of standard ICV hoods will need to be addressed for a specially designed hood solution. Underground obstacles such as electrical cabling, concrete or steel piping, etc. will pose no difficulty for the process since those materials will readily melt and become part of the molten block. Molten material that might travel laterally into nearby piping or trenches will cool and solidify after a short distance, creating a self-sealing plug in those locations. Underground facilities that should not be melted, if any, such as cables, can be suitably protected via local concrete walls or injection of materials that don’t melt. 2. Technology readiness level: ® GeoMelt is a very mature treatment technology, having been successfully deployed internationally, including in Japan, Australia, the UK, and the United States. The two main GeoMelt methods, in-ground SPV (Sub Planar Vitrification)™ and ICV (In-Container Vitrification)™, have been used to treat radioactively contaminated soils and debris, hazardous POPs, asbestos, sludge, debris, and many PAGE 6 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 other hazardous waste materials. Ever since the technology was developed in 1980 by the Pacific Northwest Nuclear Laboratory, almost 26 000 metric tons of wastes have been transformed into a safe and durable glass product. Japanese standards: Kurion is an equity owner in, and licensor to ISV Japan Ltd. (ISVJ) of its GeoMelt technology. ISJV has been continuously treating PCBs, dioxin, asbestos, and other hazardous materials and contaminated soils in Japan since 1993. The ISVJ facility operates under a license from the Ministry of Environment and is located at the Mie Chuo Kaihatsu commercial waste treatment facility in the Mie Prefecture owned by Daiei Kanko Corporation. See http://www.kurion.com/applications/stabilization/hazardous-and-toxic-waste-treatment-across-japan. United States standards: GeoMelt has been considered mature since it was commercially launched and the U.S. Environmental Protection Agency (EPA) authorized an operating permit for treatment of contaminated soil and hazardous waste. Since then, GeoMelt has treated thousands of tons of soil and hazardous waste at sites across the United States. For example, the technology was deployed at the US DOE’s Los Alamos National Laboratory to vitrify 500 tonnes of radioactive waste. The United States uses a Technology Readiness Assessment (TRA) process wherein Technology Readiness Levels (TRL) are applied to define technology maturity, on a scale of 1 to 9. A score of 7 and above indicates mature full-scale demonstrations and deployments. Because GeoMelt deploys in a range of configurations, depending on the site and waste to be treated, it has consistently achieved a TRL ranging from 7 to 9, when evaluated against each site’s project specific requirements. See http://www.lbl.gov/dir/assets/docs/TRL%20guide.pdf. Australian standards: GeoMelt is considered mature because GeoMelt was chosen over several competing technologies to vitrify thousands of tons of plutonium contaminated soil at the Maralinga Nuclear Test Site. Here the technology was operated successfully for several years in the austere conditions of the southern Australian Outback desert. For more, please refer to http://www.kurion.com/applications/stabilization/contaminated-soil-at-nuclear-weapons-site. European standards: Waste owners are partnering in the United Kingdom and a confidential European country with Kurion to establish radioactive waste treatment facilities at several government sites where their most problematic wastes are stored, and for which there are few, if any, other treatment options. Kurion expects to announce the new deployments by the first quarter 2014. - Recommendations for Next Step Kurion has several GeoMelt systems in the U.S. and Japan that can be immediately deployed for off-site or on-site demonstrations or work. Using existing equipment Kurion recommends the following PAGE 7 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 be taken as the next step: 1) Perform a baseline treatability test using the unique soil conditions and depths to be treated at Fukushima Daiichi to generate necessary data to support design and schedule considerations. 2) A study would need to be performed on melting in the presence of constant groundwater flow to determine power drain impacts or suitable design precautions. - Others (referential information on patent if any) Kurion holds exclusive worldwide patent rights to the GeoMelt ® Technology, both SPVTM and ICVTM, in Japan, the United States, Europe, the UK and elsewhere. These patents are kept current, and additional information, such as specific patent numbers, etc. can be provided upon request. PAGE 8 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 475 meters Approximate size and shape of one treatment zone Figure 1 – GeoMelt Treatment Zone around Fukushima Daiichi Facilities 1 and 2 Landside groundwater inflow would be prevented, and seaside outflow of contaminated water would be prevented with this wall building method. Alternate landside treatment locations, including A) locating the land-side perimeter wall on the sloped area between the 10m OP and the 35m OP, and B) on the 35m OP, are shown in Figures 2 and 3. Option A has the advantage of avoiding high contamination areas and areas with existing equipment. Option B has the advantages of requiring less depth to reach the Low-Permeable layer, thus needing less time to complete each individual melt zone. It would also be performed in areas with less radioactive contamination and dose and where less equipment is located. Section View of Proposed Location and Alternate “A” Location Tank Farm GeoMelt Glass Wall: At Building Intersection Reactor Building Grade Level GeoMelt Glass Wall: IRID Preliminary Location (Amongst Facility Structures) GeoMelt Glass Wall: Alternate Location ‘A’ (Unused Land) Area Hillside Cutout Turbine Building Groundwater Level Permeable Layer (Tomioka Sandstone) Artificial Bedrock Low-permeable Layer Figure 2 - Preliminary and Alternate “A” Location for GeoMelt Wall (glass wall to right) as well as the plant perimeter glass wall and intra-building glass water stop (see also Kurion IRID Task Area 4 response) PAGE 3 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 418 Section View of Alternate Location “B” GeoMelt Glass Wall: Alternate Location ‘B’ (Where Impermeable Formation GeoMelt Glass Wall: At Building Intersection Groundwater Level Approaches Surface) Tank Farm Area Grade Level Permeable Layer (Tomioka Sandstone) Low-permeable Layer Figure 3 – Alternate “B” Location for GeoMelt Wall (see Kurion response to IRID Task Area 4 for more information) Individual treatment zones, each measuring 12-m long by 1-m wide by 12-m deep (or deeper), would be produced for any of the optional locations, until the entire perimeter is sealed in an impermeable glass wall. Two zones can be treated concurrently with a single system, joined with previously melted zones, as shown in Figure 4. Section View of GeoMelt Underground Wall Building Process GeoMelt Process Equipment Electrodes Cooled GeoMelt Glass Wall Section Contaminant Containment Hood Grade Level GeoMelt In Process Cooled GeoMelt Glass Wall Segment Groundwater Level GeoMelt In Process 12 meters Permeable Layer (Tomioka Sandstone) Low-permeable Layer Figure 4 – Section view of Proposed GeoMelt Underground Wall Building Process An example aerial photo of this process of melting distinct zones, side by side, is shown in Figure 5. In this case, the melt on the left was excavated to verify the glass was melted properly, the second melt from the left was just completed, and the melter hood on the far right is being staged for treatment of the next zone. This particular photo differs from the proposed method in that it uses a 4 electrode hood, instead of the two electrode hood planned for Fukushima Daiichi site. PAGE 4 OF 8 KURION IRID RFI TASK AREA 4 RESPONSE 419 420 421 ［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 フレキシブルタンクによる５０万トン海上貯蔵 御提案者 福岡 強 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ポリエステルフィラメントによる環状織物を外袋とし、内面を防水ライニングする。 フレキシブルなファイバータンク 環状織物：直径 2000mmφ✕長さ 500mm（容量 1500 トン） 両端は鋼製フランジ このファイバータンク 338 本（最大容量 500,000 トン）を防波堤で仕切られた 取水海面(港湾)に浮かべて貯水する。 ファイバータンク 338 本は 50 本をイカダ組み（巾 100m）上下各 3 段（計 7 段） の俵積みとして一体化する。 各々のタンクは直列連結して廃炉用冷却水として利用する。 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) φ2000mm の環状織機および防水ライニングは既存技術 小口径の物は消防ホースとして量産実績あり。 機械的に 2000mm までの拡大口径が可能（国内では 1 社のみ） 500m 長さの巻き上げのため、ワインダーの改造が必要 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 防水ライナーの破損による漏れ対策として、内袋を薄いゴム引き布、外袋と内袋の 間に導電性フェルトによる水漏れ検知システムを付加（管理型産廃処理場で実績あり） ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 421 （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） 422 ［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 （「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 不織布常温蒸発法による汚染水の減容化 御提案者 福岡 強 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 汚染水を不織布蒸発板に導き、100℃以下の温風を通すことにより、汚染水を濃縮 清浄な水蒸気のみを大気中に放出する。 コールドチェーンの内蔵型冷凍ショーケースのドレン蒸発技術の転用 蒸発方式としては トラス構造不織布蒸発体エレメント ハニカム構造デシカントロータ ジャバラ抜きスダレ構造への散水 等が利用できる。 100℃以下の静かな気化方式をとることにより、多段蒸発法よりはるかに省エネで 同等の正常な水蒸気を放出することができる。 蒸発効率は面積の拡大によって補完でき、シンプル構造のため故障しない。 不揮発性の多くの核種に対応する。 トリチウムに対しても沸点差を有効利用できるのではないかと考えている。 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) 不織布蒸発板製造は国内複数社で稼働中 汚染水専用にプルシアンブルーや粘土鉱物を含浸させた蒸発板設計製造が可能 蒸発ユニット(システム設計）もショーケースメーカで可能 簡単なエンジニアリングでよいため、多くの機械設計メーカの参入が可能 ・実用化に向けた課題・留意点 気化した水蒸気中の放射性物質の測定システムを並行利用しなければならない。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 422 （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） 423 ［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 （「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 空堀掘削による地下水のバイパス放流 御提案者 福岡 強 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 福島第一原発敷地全域を汚染島に指定する。 敷地境界内側 10m を地下導水層まで掘削する。 掘削斜面内側(原発側)はベントナイト複合シートによる防水壁とする。 ドイツからの輸入品『ベントフィックス』ではなく、国内のニードルパンチ不織布 とベントナイトを NP による複合化がベスト。 中古の NP 機を導入して福島にベントナイトシートの製造工場を作る。 外側(山側)斜面は不織布土木シートによる透水性斜面として、多数の集水パイプを 打ち込む。 原発敷地への地下水の流入は阿武隈山系伏流水の位置のエネルギーによるものである。 原子炉建屋でなく、境界敷地で目に見える形で、電力を使用せずに放流する： 汚染島内の汚染水は濃縮減容化して汚染島の外に出さない。 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) 全て既存のローテク技術で可能である。 山側の伏流水は放射線チャックをしたうえで問題なければ、水ストレスに対応可能な 輸出戦略物資として福島復興のシンボルとなる。 後手後手となって頭を下げる姿でなく、復興のシンボルが必要である。 ・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） 423 （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） 424 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Area 2, 5, 6 Title Remote geophysical monitoring of groundwater flow and remediation efficacy Lawrence Berkeley National Laboratory: Susan Hubbard, Mike Kowalsky, Haruko Murakami-Wainwright, and Ken Williams Submitted by 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Quantification of subsurface hydrological and geochemical properties and their change over space and time is needed to design and assess the success of remedial treatments. Techniques for characterizing the subsurface have conventionally relied on ‘point’ measurements acquired at the land surface or through borehole access to the subsurface (such as through core or log analyses). Given the heterogeneous nature of the subsurface, the inability to characterize controlling properties at a high enough spatial resolution and over large enough regions using conventional approaches has limited the successful implementation of remediation or containment strategies that honor subsurface variability and thus that are efficacious for long periods of time. To better address such limitations, LBNL has pioneered the development of the fields of hydrogeophysics (Hubbard and Rubin, 2005; Hubbard and Linde, 2011) and biogeophysics (e.g., Williams et al., 2009), which integrate geophysical and point measurements to quantify shallow subsurface hydrological, geochemical, and microbiological properties over large spatial extents and in a minimally invasive manner. When collected in a time-lapse sense, these geophysics-based approaches have been successfully used to track infiltration (Kowalsky et al., 2005), groundwater flow and the mixing of fresh and contaminated groundwaters (Kowalsky et al., 2011; Gasperikova et al., 2012), and the onset and spatial distribution of geochemical products resulting from remediation treatments (Flores Orozco et al., 2013; Hubbard et al., 2008). Hydrogeophysical inverse methods have also been used to successfully estimate parameters that control subsurface flow and transport (e.g., Kowalsky et al., 2005; Murakami et al., 2010). This hydrogeophysical and biogeophysical expertise is recognized as a US Department of Energy core competency for environmental remediation of metals and radionuclides. Implemented across the US at key Department of Energy contaminated sites, the capability has led to vastly improved understanding of shallow subsurface heterogeneity and subsurface responses to remediation treatments as well as to improved predictions of subsurface flow and transport (Scheibe et al., 2006). Implementation of these advanced geophysics-based approaches at the Fukushima Daiichi nuclear site are expected to be useful for both characterization (e.g., delineating subsurface stratigraphic relationships of relevance to contaminant mobility, including the distribution of sandvs. silt/clay-rich facies, permeability and other transport parameters) and remote monitoring of natural and reclamation-induced subsurface processes (e.g., water table, groundwater salinity). Of note, prolonged monitoring using such approaches can be done in a remote, autonomous fashion not requiring direct exposure of personnel to potentially hazardous conditions in the vicinity of the plant and its environs. Integration of time-lapse borehole-to-borehole and surface-to-borehole geophysical datasets (including seismic, radar, and/or electrical) with discrete point-based (hydrological, geochemical, physical) is expected to be invaluable for illuminating (a) the spatiotemporal distribution of and response to a remediation treatment; (b) the efficacy of installed groundwater barriers; and (c) the flow and mixing of upgradient (fresh) groundwater with contaminated groundwaters and marine waters. The high-resolution quantification of subsurface processes and properties will in turn enable improved remediation, control of subsurface flow and transport and prediction of subsurface processes. 424 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 subsurface imaging and data fusion approaches are ready to be deployed. - Challenges The presence of metal infrastructure in general hinders the ability to use electrical methods. Other methods (such as seismic) are not sensitive to the presence of metal in the ground or at the ground surface. An assessment of the location of site infrastructure relative to the imaging targets (plumes, treatments, barriers, etc.) would need to be performed to determine which method or combination of methods are likely to be most successful, as would assessment of infrastructure requirements (e.g., electrical power and cellular phone networks) enabling remote, autonomous data collection. - Others (referential information on patent if any). NO RELATED PATENTS Flores Orozco, K. H. Williams, and A. Kemna, Time-lapse spectral induced polarization imaging of stimulated uranium bioremediation, Near Surf. Geophys., doi:10.3997/1873-0604.2013020, 2013 Gasperikova, E., Hubbard, S.S., Watson, D., Baker, G., Peterson, J., Kowalsky, M., Smith, M., Brooks, S., Long-term electrical resistivity monitoring of recharge-induced contaminant plume behavior, Journal of Contaminant Hydrology,142.-143, 33-49; doi: 10.1016/j.jconhyd.2012.09.007, 2012. Hubbard, S.S.,and N. Linde, Hydrogeophysics. In: Peter Wilderer (ed.) Treatise on Water Science, vol. 1, pp. 401–434 Oxford: Academic Press, 2011 Hubbard, S.S., K. Williams, M. Conrad, B. Faybishenko, J. Peterson, J. Chen, P. Long and T. Hazen, Geophysical monitoring of hydrological and biogeochemical transformations associated with Cr(VI) Biostimulation, Environmental Science and Technology, DOI 10.1021/es071702s, 2008 Hubbard, S.S., and Y. Rubin, Hydrogeophysics, Chapter 1 in Hydrogeophysics, Y. Rubin and Susan Hubbard, eds., Springer, The Netherlands, Water and Science Technology Library, V. 50, p. 3-7, 2005. Kowalsky, M.B., S. Finsterle, J. Peterson, Hubbard, S.S., Y. Rubin, E. Majer, A. Ward, and G. Gee, Estimation of field-scale soil hydraulic and dielectric parameters through joint inversion of GPR and hydrological data, Water Resources Research, v. 41, W11425, DOI: 10.1029/2005WRR004237, 2005. Kowalsky, M. B., E. Gasperikova, S. Finsterle, D. Watson, G. Baker, and Hubbard, S.S., Coupled modeling of hydrogeochemical and electrical resistivity data for exploring the impact of recharge on subsurface contamination, Water Resour. Res., 47, W02509, doi:10.1029/2009WR008947, 2011, Murakami, H., X. Chen, M.S. Hahn, Y. Liu, M.L. Rockhold, V.R. Vermeul, J.M. Zachara, and Y. Rubin, “Bayesian approach for three-dimensional aquifer characterization at the Hanford 300 area”, Hydrol. Earth Syst. Sci. Discuss., 7, 2017–2052, 2010. Scheibe, T., Y. Fang, C.J. Murray, E. E. Roden, J. Chen, Y. Chien, S.C. Brooks, Susan S. Hubbard, S.S.,, Transport and biogeochemical reactions of metals in a and chemically heterogeneous aquifer, Geosphere, 2(4), doi: 10.1130/GES00029.1, 2006 Williams, K.H., A. Kemna, M. Wilkins, J. Druhan, E. Arntzen, L. N’Guessan, P. E. Long, Hubbard, S.S., and J. F. Banfield, Geophysical monitoring of microbial activity during stimulated subsurface bioremediation, DOI 10.1021/es900855j, Environ. Sci. Technol., 2009. 425 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area Title Submitted by 6 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Comprehensive Groundwater Flow Model for Planning and Optimizing Hydraulic Measures Lawrence Berkeley National Laboratory: Kenzi Karasaki, Haruko Murakami-Wainwright, and Jens Birkholzer 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Development of a comprehensive geohydrologic groundwater flow model of the 1F site area is proposed that honors the observed data and the assumed boundary conditions as well as the dynamics of the freshwater-saltwater interface. The TOUGH2 family of codes, a multi-phase flow simulator developed by LBNL, will be used for forward simulation as well as optimization and uncertainly quantification. The model will be utilized to evaluate/compare the effectiveness of various hydraulic counter measures (sub-drain pumping, groundwater bypass, trenches, cryogenic barrier, impervious walls, paving) to reduce the groundwater flow into the contaminated site and into the sea. The model is able to assess the inevitable landward movement of the seawater due to the lowering of the water table at the site. The ability of estimating the salinity distribution is also important because the transport behavior of radio-nuclides is strongly influenced by ionic strength. The first step in building a reliable conceptual model is to utilize the year-to-year and seasonto-season data of groundwater levels in the past. Such groundwater monitoring data, including the pump test data, that have been collected at the site will be qualified and re-evaluated first before they are incorporated into the model. The next step is to conduct model calibrations using available characterization and monitoring data utilizing the inverse modeling and optimization framework iTOUGH—part of the TOUGH2 family of codes. The calibrated model will then be used to probe and compare the performance of various hydraulic mitigation measures. In this process, iTOUGH can be used to optimize such measures; e.g., the optimal locations of pumping and monitoring wells as well as pumping rates. The uncertainties of the calibrated model can be quantified as well. The model can be used to examine alternative conceptual models including the case where the silty low permeability layers are not hydrologically isolated. We note that the calibrated groundwater flow model can serve as a base of the reactive transport model separately proposed by LBNL. We envision that the comprehensive groundwater flow model will also be used to test the effectiveness of additional hydraulic countermeasures that are currently not considered. One potentially effective measure to reduce the amount of groundwater flow at 1F is to install a semi-horizontal drain oriented north to south, potentially outside of the site. The drain can be installed using the horizontal drilling technology. It will capture uncontaminated groundwater, which can be drained to the sea by gravity, thus avoiding the need for long-term maintenance and eliminating the possibility of pulling in the contaminated water from the 1F site. The drain can also be equipped with the innovative sensors proposed by Rohit Salve of LBNL. It is also suggested that the direct push technology (DPT) be used in place of drilling for additional groundwater and geologic data collection where feasible. The DPT does not produce cuttings and can collect samples and deploy sensors rapidly. In addition, it is recommended that the monitoring sensors are networked wirelessly to minimize worker exposures. 425 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 TOUGH2 family of codes developed by LBNL is widely used in the world for various applications including modeling a nuclear waste repository and environmental remediation. - Challenges The scarcities of data, uncertainties of the parameters, other assumptions and boundary conditions to be used in the model may greatly affect the outcome of the model prediction. - Others (referential information on patent if any). NO RELATED PATENTS Finsterle, S., Multiphase inverse modeling: Review and iTOUGH2 applications. Vadose Zone J., 3: 747–762, 2004. Pruess, K., The TOUGH codes—a family of simulation tools for multiphase flow and transport processes in permeable media. Vadose Zone J., 3: 738–746, 2004. 426 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area Title Submitted by 5, 6 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Reactive transport modeling for understanding the long-term fate of radionuclides in groundwater and for evaluating remediation strategies Lawrence Berkeley National Laboratory: Carl Steefel, Nic Spycher, James Davis, Haruko Murakami-Wainwright, Jens Birkholzer 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) Reactive transport modeling is a critical component for understanding the long-term fate of radionuclides in groundwater and soils, as well as for evaluating the effectiveness of remediation strategies and site cleanup alternatives. Although the current focus at the Fukushima Daiichi NPP site is primarily on understanding and managing groundwater flow through the site and into the ocean, geochemical reactions could potentially have a significant impact on the long-term fate of radionuclides such as cesium, tritium, and strontium, and thus need to be understood if predictive models or successful remediation strategies are to be developed. Even if hydraulic and decontamination countermeasures are successful in reducing most of the local groundwater contamination, radionuclides may remain in the silt and clay fractions of impacted soil. Changes in ionic strength and/or in the concentration of specific constituents that compete for sorption sites – a possible result of hydraulic measures moving the local seawater-freshwater boundaries – could strongly influence the sorption-desorption and other reactive behaviors of radionuclides, potentially leading to contaminant remobilization after remediation. In fact, high concentrations of cesium have been discovered in groundwater at the Fukushima Daiichi NPP site, even though it had originally been assumed that cesium would be immobile as a result of strong sorption. Similar observations have been made at the Hanford 200 Area, where cesium migrated to significant depths because of the high ionic strength of the solutions moving through the vadose zone (Zachara et al, 2002; Steefel et al, 2003; Steefel et al, 2005). These findings suggest that ignoring geochemical reactions could potentially cause a costly failure of any proposed remedial alternative. For example, reducing the up-gradient groundwater flow could draw more seawater into the site, potentially promoting the desorption of cesium and increasing its flux into the ocean. Such geochemistry-governed radionuclide transport, which has been reported at many other sites [e.g., Bea et al., 2013; Steefel et al., 2003; Davis et al, 2004], can be assessed with advanced reactive transport models that take into account the subsurface physical and geochemical heterogeneities and represent complex groundwater flow and salinity conditions. There are advanced reactive transport simulation codes developed under the US Department of Energy (DOE) such as the TOUGH family of codes (esd.lbl.gov/research/projects/tough/), CrunchFlow (www.csteefel.com/CrunchFlowIntroduction.html), and also the multi-lab code development ASCEM (esd.lbl.gov/research/projects/ascem/) that can address these issues. Key features of these simulators relevant to the Fukushima site include: - Complex geochemical reactions for describing the effect of variable groundwater geochemistry at the freshwater-seawater boundary [Steefel et al., 2003; Xu et al., 2008] - Groundwater flow with variable density for simulating seawater intrusion - High-performance computing resources for enabling high resolution large-scale simulations - Global sensitivity and uncertainty analysis capabilities for addressing the uncertainty in various parameters [Finsterle, 1999; Freshley et al., 2012] - Optimization capabilities of remediation and counter-measure strategies [Finsterle, 2006] In addition, LBNL has extensive knowledge and experiences in characterizing geochemical reactions at contaminated sites and developing conceptual and numerical reactive transport models [Davis et al, 2004]. Such experience, along with the numerical and computational capabilities at Lawrence Berkeley National Laboratory, will certainly contribute to improvement in our understanding of radionuclide transport as well as the designs for effective remedial strategies at the Fukushima Daiichi NPP site. 426 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 reactive transport simulators mentioned above are ready to use. - Challenges To develop the conceptual and numerical models of groundwater flow and geochemistry, various types of data are needed. These include water table elevations, subsurface permeability, evapotranspiration rates, soil and subsurface ion exchange properties, and mineralogy. - Others (referential information on patent if any). NO RELATED PATENTS Bea, B. A., H.M. Wainwright, N. Spycher, B. Faybishenko, S. S. Hubbard, M. Denham, Identifying key controls on acidic-U(VI) plume behavior at the Savannah River Site, using reactive transport modeling, Journal of Contaminant Hydrology, 151, 34-54, ISSN 0169-7722, 2013. Davis, J.A., S.B. Yabusaki, C.I. Steefel, J.M. Zachara, G.P. Curtis, G.D. Redden, L.J. Criscenti, B.D. Honeyman, Assessing conceptual models for subsurface reactive transport of inorganic contaminants. EOS 84(44) (2004) 449, 455. Finsterle, S., iTOUGH2 user’s guide, LBNL-40040, 1999. Finsterle, S., Demonstration of optimization techniques for groundwater plume remediation using iTOUGH2, Environmental Modelling & Software 21.5, 665-680, 2006. Freshley, M., et al., Advanced Simulation Capability for Environmental Management (ASCEM) Phase II Demonstration”, ASCEM-SITE-2012-01, 2012. Steefel, C.I., Carroll, S., Zhao, P., and Roberts, S. (2003), Cesium migration in Hanford sediment: A multi-site cation exchange model based on laboratory transport experiments. J. of Contaminant Hydrology 67, 219-246. Steefel, C.I, D. DePaolo, and P.C. Lichtner, 2005, Reactive transport modeling: An essential tool and a new research approach for the Earth sciences, Earth and Planetary Science Letters 240: 539-558. Xu, T., et al. TOUGHREACT User's Guide: A Simulation Program for Non-isothermal Multiphase Reactive Geochemical Transport in Variably Saturated Geologic Media, V1. 2.1. No. LBNL-55460-2008. Ernest Orlando Lawrence Berkeley National Laboratory, Berkeley, CA (US), 2008. Zachara, J.M., Smith, S.C., Liu, C., McKinley, J.P., Serne, R.J., Gassman, P.L., 2002. Sorption of Cs+ to micaceous subsurface sediments from the Hanford site, USA. Geochimica et Cosmochimica Acta 66, 193– 211. 427 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Area 2 Title Long-term geological sequestration of tritium using deep-well injections Submitted by Lawrence Berkeley National Laboratory: Haruko Murakami-Wainwright, Jens Birkholzer, Kenzi Karasaki 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) The release of tritium and other radionuclides into the ocean has become one of the biggest public concerns at the Fukushima Daiichi NPP site. While pump-and treat options are planned for decontamination of local groundwater (e.g., ALPS technology), there are currently no viable and affordable technologies to separate tritium chemically and physically from the contaminated water. Thus, the treated water would still contain tritium and would have to be kept away from the accessible environment for decades. This can be done in storage tanks but the total waste volumes are large and cost could become an issue. This proposal suggests exploring the possibility of injecting tritiated water into deep geological formations for long-term disposal. In North America, as regulated under the Underground Injection Control (UIC) program, toxic wastewater has been commonly disposed off in the deep subsurface, including contaminated water from municipalities and water produced from hydrocarbon exploration. Given that tritium has a relatively short half-life and it eventually decays into harmless hydrogen, the deep-well injection of tritium-contaminated water may be a promising option at this site. In general, with favorable geologic conditions, it is possible to design deep underground injection of wastewater such that there is no endangerment of shallow aquifers and other environmental receptors. There are, however, many potential concerns associated with deep-well injection of wastewater, such as the upward migration along preferential flow paths (such as faults) and the potential for pressure-induced reactivation of faults. In addition, there is currently no regulatory framework in place that would allow injection of tritium-contaminated water. An investigation into the feasibility and performance of deep underground injection of tritiated water would involve (1) evaluation of regulatory framework, (2) site characterization, (3) design of deep-well injection and disposal system, (4) simulation of injection reservoir flow and transport processes, (5) risk assessment, and (6) design of sophisticated monitoring system. In this context, LBNL has developed various analytical and simulation tools for designing and managing deep-well injections: - TOUGH family of codes for comprehensive and rigorous numerical modeling of tritium plume migration, pressure propagation, and hydro-geomechanical-coupled processes [Pruess et al., 2012; Rutqvist et al., 2010] Statistical tools to evaluate the risk of fault activation and induced seismicity [Bachmann et al. 2011, 2012] Optimization methods for designing pressure management strategies [Cihan et al., 2011] System-level risk assessment tools for quantitative evaluation of disposal risk In additions, LBNL has available various site characterization and monitoring technologies including the hydrologic characterization of faults. 427 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) Most of the analytical and site characterization technologies mentioned above have been applied to actual deep-well injections and are ready to use. - Challenges Although the public acceptance might be an issue, it would be resolved by setting a proper regulation and providing proper information to the public. - Others (referential information on patent if any). NO RELATED PATENTS Bachmann, CE, S Wiemer, J Woessner, S Hainzl, Statistical analysis of the induced Basel 2006 earthquake sequence: introducing a probability-based monitoring approach for Enhanced Geothermal Systems, Geophysical Journal International, Volume 186, Issue 2, pages 793–807, August 2011, DOI: 10.1111/j.1365-246X.2011.05068.x Cihan, A., Zhou, Q. and Birkholzer, J.T., 2011. Analytical solutions for pressure perturbation and fluid leakage through aquitards and wells in multilayered aquifer systems. Water Resour. Res., W10504. Pruess, K., C. Oldenburg, and G. Moridis, TOUGH2 User's Guide, Version 2.1, Report LBNL-43134, Lawrence Berkeley National Laboratory, Berkeley, Calif., 2012. Rutqvist J., Vasco D., and Myer L. Coupled reservoir-geomechanical analysis of CO2 injection and ground deformations at In Salah, Algeria. Int. J. Greenhouse Gas Control, 4, 225–230 (2010) 428 ［様式２］ 提案書 技術分野 ⑤・⑥ 提案件名 地下水対策計画の立案のための水循環モデル解析 提案者 国際航業株式会社 平山利晶 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ・特徴 地下水対策では、リスクの洗い出し や、予防的かつ重層的な対策を遂行する 上で、自然及び人為的な外的条件のもと で、地下水挙動の変化を予測することが 必要である。そこで、地表水と地下水の 挙動を一体的に解析する水循環モデル をご提案する（右図）。 水循環モデルの概要 ・仕様、及び、性能 水循環モデルは、次の要素モデルにより構成される。 要素モデル 構成 内容 浸透モデル 鉛直１次元 土地利用に応じて、流入量（降水量、表面流出量、 水収支モデル 地下水浸出量）を蒸発散量、地下浸透量、表面流 出量に分離 地表流モデル 平面２次元 地表部を正方形メッシュで区分し、メッシュ単位 分布型モデル で地表流の挙動を、Kinematic-Wave 法により解析 地下水モデル ３次元飽和－不飽 土壌水・地下水の流れをダルシー則により、水中 和浸透流モデル の放射性物質濃度は移流分散方程式により解析 水循環モデルでは、レーダー解析雨量データや細密空間情報基盤データ（ＤＥＭデータ、 ＤＭＣ画像解析データ）等の空間情報の活用することで、効率化と高精度化を図る。 レーダー解析雨量データ （降水量データ） ＤＥＭデータ （地形データ） ＤＭＣ画像解析データ （土地利用データ） ・保有者 弊社、国際航業は、先に挙げた水循環モデルの数値解析技術とともに、細密空間情報基 盤データの作成技術も保有する。 主なアウトプットを次頁に例示。 428 ２．備考 ・開発・実用化の状況 上記技術を用いた業務は国や自治体等により発注されており、十分に実用化されている。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 効率的な作業とするため、地下水挙動を総合的に検討した地下水流動システムに係る概 念モデルの構築と並行することが望ましい。また、環境中での放射性物質の挙動に係るパ ラメータに係る情報は少ないので、文献だけでなく、海外を含め、放射性物質に関わる解 析、とくに広域を対象とした事例も参照する必要がある。 429 ［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建屋内の汚染水管理 ⑥地下水等の挙動把握 御提案件名 放射性同位体をトレーサーとして用いた地下水の挙動調査 御提案者 株式会社日本環境調査研究所 板羽昌之 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の敷地内に流れ込む地下水の挙動を知る為には、対象区域での局所 的な地下水の流れだけでなく、対象域上流側などを含むより広域的な地下水の流動状況の 把握が必要です。地下水の挙動を追跡するための有効な手段として各種トレーサーの利用 があります。それらの中で天然起源の放射性同位体を利用する方法は、それが水と同様の 挙動をとる場合、長期評価に効果的な利用法であり、地下水の流域区分や地下水起源の推 定及び地下水滞留時間の推定に有用であります。ここで利用されている放射性同位体には トリチウム 3Ｈや放射性炭素 14Ｃなどがあります。 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) ダムや地熱発電所など地下水を含む水利用施設や、大深度地下構造物などの建設計画に おける地下水の挙動調査で実績のある手法です。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 地質調査・水源コンサルタントやボーリング工事が実施できる専門会社及び水文学など の学識経験者とタイアップして計画・実施する必要があります。 原発事故後に当該調査対象エリアに降った雨水中のトリチウム濃度情報が必要です。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 当社は電解濃縮法により地下水等のトリチウム濃度を極低レベル（０．０３７Ｂｑ／Ｌ） まで測定することが可能です。 詳細は別添資料をご参照願います。 430 431 ［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 ボルト締めタンク内のスラッジ除去 御提案者 Bouygues Construction Service Nucleaires(ＢＣＳＮ)(仏) １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 【目的】 本装置はタンク内のスラッジを回収するためのものであり、マンホールから投入さ れる可動式アームから構成される。装置先端についた関節型吸引口を作動させるこ とでタンク底部に溜まったスラッジを回収することができる。可能性のある適用と しては、ボルト締め型汚染水タンク解体前の除染、凝集沈殿スラッジ受けタンク底 部の残留スラッジ抜き出し等が考えられる。 【メリット】 本装置では、マンホール下のスラッジのみならず、そこから離れた位置にあるスラ ッジも吸引することができる点である。 【装置構成】 アーム 2 本 ① マストの役目を果たす垂直アーム（脚付でスプリング上に搭載） ② 可動アーム：タンク外側上部にあるピストンにより、可動アームの回転角度を変 えることができる。可動アームに搭載されるテレスコ型ピストンにより、吸引口 を動かすことで、最も離れた場所のスラッジへもアクセスすることができる。 タンク外部にある回転モーターにより、可動アームはタンクの内面全面をカバーす 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) 仏ＥＤＦ発電所にて実績あり ・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） 補足説明資料参照 （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） 431 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） 432 ［様式２］ 御提案書 技術分野 ① 提案件名 タンカーを利用した汚染水洋上貯留 提案者 常石造船株式会社 小葉竹 泰則 １．技術等の概要 (1)概要 : 福島原発沖の日本領海内に係留した大型(30 万トン)タンカーに汚染水を貯留する。 ①第 1 段階:錨泊大型タンカーへ小型タンカーで移送 30万トンタンカー 貯蔵 タンク P 汚染水を移送 小型タンカー 汚染水を移送 水深50m以上 約10km 福島第一原発 ポンプなどの 移送設備が必要 錨で係留 ②第 2 段階: 固定係留大型タンカーへ海底パイプで移送 福島第一原発 貯蔵 タンク 30万トンタンカー 船体とタレットを接続 (改造工事) 汚染水を移送 P 海底パイプ チェーン (2)本提案の優位性 : ①安全性: ・既存技術や実績がある。特許等の特別な技術の使用や新規技術の開発は不要。 ・即ち、漏洩や気象・津波等に対しての安全性が極めて高い。 ②速効性: 既存タンカーを使用するので、早期に対応が可能である。 ・第 1 段階 : 約 5 ヶ月後。大型・小型タンカーの調達、港湾積込み設備新規工事、使用開始。 ・第 2 段階 : 約 27 ヶ月後。大型タンカー補強・塗装、固定係留設備新規工事、海底パイプ敷設。 ③貯留量: 大型タンカー1 隻当たり 30 万トン。(1 日 400 トンの汚染水の約 2 年間分に相当。) (3)タンカーの安全性: ①汚染水からの放射線: ・鋼板で閉囲されており、Cs137:104Bq/ℓオーダーのγ線の遮蔽効果がある。 Sr90:108Bq/ℓオーダーのβ線も遮蔽可能。 ・タンク内で発生の制動 X 線を低減可能。(鋼板約 20mm。さらに内面樹脂塗装で低減可能) ・周辺からの放射線の影響がない。 ●二重船殻構造 - 衝突・座礁してもOK ②汚染水漏洩防止:国際海洋汚染防止条約に基づき、 - 汚染水タンクから 以下のタンカーへの漏洩防止対策を施工済み。 漏れてもOK ・座礁・衝突等でも貯留液体が海洋に流出しない様 鋼板での二重構造。 ・鋼板での二重構造の為、タンクに万が一漏れが あっても海への漏洩はない。 ・汚染水貯留タンクと外板との間の空の二重構造区画 には液面計装置を設置し、漏洩を監視。 ③長期貯留性: ・タンカーの構造:厳しい海象で耐えうる強度を 有している。 (20 年以上の耐用実績有) ●点検 上甲板、バラストタンクから ・タンクの防錆: 汚染水貯留タンクには 防錆の為、 乗組員が点検可能 エポキシ系塗料を塗布。 ・汚染水貯留タンクと海との間の空の二重構造区画は ●液面計 ●液面計測装置 - 汚染水タンク：漏洩時の液面低下を監視 作業員が入って検査可能。 - バラストタンク：漏洩時の液面上昇を監視 WBT：漏洩時の液面上昇を監視 432 ④係留装置: ・大型台風等で避難の必要のある場合、自力で航行して避難する。(第 2 段階の固定係留では避航不要。) ・地震に対しては、海洋の浮体物のタンカーなので、影響が極めて小さい。 ・津波の影響を小さくする為、十分な水深の海域にて係留する。 (5)計画スケジュールと概算費用: ①計画スケジュール プロジェクト 開始 大型タンカー 貯留開始 累積貯留量 0 ヶ月 第 1 段階 1 隻目 5 ヶ月 30 万トン 2 隻目 9 ヶ月 60 万トン 第 2 段階 3 隻目 27 ヶ月 90 万トン 4 隻目 39 ヶ月 90 万トン 1 隻目の汚染水タンク内は無塗装のため、 4 隻目に移送する。 ②概算費用 1 年目 2 年目 3 年目 4 年目 (1～12 ヶ月) (13～24 ヶ月) (25～36 ヶ月) (37～48 ヶ月) 概算費用(億円) 290 185 105 75 (*1) ALPS 設置・処理、船舶除染・解体費用、漁業補償除く (*2) 費用・工期は現段階の目安であり、実際には変更の可能性あり。 ２．備考 ・開発・実用化の状況 (1)大型・小型タンカー : 既に何十年にもわたり運航している。 (2)港湾・積込み設備、係留装置 : 既に何十年にもわたり使用されている。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 技術的な課題は少ない。また、既存技術にて対応でき、新規技術の開発も無いので、 信頼性が極めて高い。 ・その他 特許等の特別な技術の使用は無い。 （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） 総計 655 433 ［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 汚染水貯留状態でのボルト締め型タンクの防水処理 御提案者 Bouygues Construction Service Nucleaires（BCSN）(仏) １． 技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 既設のボルト締め型タンクの防水性を向上するために、汚染水が貯留された状態でタンク内部にポリ ウレタン系樹脂製の薄膜で作成した水密バッグを設置（バッグインボックス）することを提案します。 【設置要領】 ① タンク蓋板を外す ②水面上に浮いた状態で水密バッグを広げる ③水密バッグの周囲をタンクの頂部（歩廊でも良い）に気密となるように固定する ④水密バッグの中央部プラグを開け、水密バッグをタンク底部へ沈める ⑤中央部プラグを閉止し、水中硬化型シリコン系特殊樹脂をタンク上部からホースで注入し固める ⑥水密バッグとタンクの間の水を水中ポンプによりくみ出し、水密バッグ内部へ移す。これにより水 密バッグはタンク内部に密着し、-汚染水はバッグインボックス型の水密バッグ内部に貯留される ⑦タンク蓋板を設置する 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) 同様なコンセプトの実施例有り。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 中央部プラグの開閉機構等を検討する必要が有るが、困難では無い。 ・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 ④ ⑤ ⑥ 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） 434 ［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 特殊樹脂充填による建屋内からの止水 御提案者 Bouygues Construction Service Nucleaires (BCSN)（仏） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 本技術は以下の要領で建屋内に設置したカバー内に水中硬化型シリコン系特殊樹脂を流 し込み、硬化させて止水するものです。 【施工要領】 ① 配管等の建屋地下階貫通部内側に反力受けを後打ちアンカーで固定し、その内側にカバ ーをセットして反力受けの押しボルトでカバーを壁面へ押付け密着させる。 ② カバーに取り付けられたノズルよりシリコン系特殊樹脂をカバー内と壁貫通部に流し 込み硬化させる。 注入する特殊樹脂は、BCSN 社製のシリコン系樹脂であり、今回の用途からは硬化時間が 長く、流動性に富み、柔軟性があり、水中でも硬化する樹脂を選定します。又、使用する 樹脂は補足説明資料にある型番だけでなく、成分の調整により特性を種々調整可能です。 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) BCSN 社の樹脂は多くの原子力施設、とりわけフランスで広く使用されており、十分実用 化されています。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 この技術は既に確立されており、現地調査の上で適切な樹脂を選定し、直ちに実施可能 です。 ・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 ③ ④ ⑤ 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） 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） 435 ［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 特殊樹脂による建屋周辺の止水 御提案者 Bouygues Construction Service Nucleaires (BCSN)（仏） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 建屋間の入口を地下水レベルまで掘り下げ、水中硬化型シリコン系特殊樹脂を注入し硬 化させ、地下水の建屋間への侵入を阻止すると共に、建屋間の狭隘部地上には、屋上から 同種の樹脂を散布して、雨水の土壌への侵入を阻止します。 使用する特殊樹脂は BCSN 社製のシリコン系樹脂であり、今回の用途からは硬化時間が長 く、流動性に富み、柔軟性があり、水中でも硬化する樹脂を選定します。又、使用する樹 脂は補足説明資料にある型番だけでなく、成分の調整により特性を種々調整可能です。 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） BCSN 社の樹脂は多くの原子力施設、とりわけフランスで広く使用されており、十分実 用化されています。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 この技術は既に確立されており、現地調査の上で適切な樹脂を選定し、直ちに実施可能 です。 ・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） 436 ［様式２］ 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） 提案件名 海水中での線量率分布モニタリングシステムの構築 提案者 日立 GE ニュークリア・エナジー(株)／清水建設(株) １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 海洋汚染の拡大防止のための対策として海側遮水壁の設置が進められており，今後は Cs，Sr などの除去が行われる予定である。対策を進めるにあたり，海水中の線量分布を正確に把握する 必要があり，従来行われていない，深度方向の分布も測定する必要がある。 線上の線量率分布測定が可能な光ファイバを用いた線量率計（商標 D-phod）をブイと GPS など で構成する係留装置により海水中に配置し，測定位置及び海水中の水深毎に線量率分布を測定 する。測定した線量率分布の可視化などデータベース管理システムにより，海水中での汚染水分 布の把握を行なう。 【性能】 ・光ファイバ長 ：20m（海水中の水深が 20m を超える場合，複数の光ファイバを使用する） ・位置分解能 ：FWHM で 1m 以下（測定間隔：1 点/10cm） ・測定範囲 ：～ 10μSv/h（高感度型光ファイバの場合） 実績：測定時間３分で 0.1μSv/h の分布測定（10cm 毎測定）が可能 【PSF 線量率計（商標 D-phod）】 測定結果表示 PC 信号処理部 光ファイバ 20m ・D-phod のニュースリリース 光検出部 http://www.hitachi.co.jp/New/cnews/month/2012/05/0524b.html 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) 1) PSF 線量率計（D-phod）：開発済み。ニュースリリース参照。 2) 線量率分布データの可視化：空間線量率分布報告システム（D-phod 測定データの宅地地 図等へのマッピングシステム）を開発済み。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 PSF 線量率計(D-phod)の海水対応及び仮留装置の開発。 バックグランド、測定レンジに対応した PSF 仕様、放射能濃度への変換方法の検討 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 436 D-phod 及び空間線量率分布報告システムに係る特許は出願済みである。現在，審査請求 の手続き中である。 437 ［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 セシウム吸着不織布 提案者 日本バイリーン株式会社 技術本部 第二技術部 伊藤康博 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） プルシアンブルー(PB)は、海水中の Na イオンや K イオンなどが存在している環境下でも Cs イオンを選択的に吸着する能力を持っています。弊社の Cs 吸着不織布は、この PB を担 持させた不織布であり、放射性 Cs を効率的に吸着させることが出来ます。この技術は、産 業技術総合研究所（産総研）と共同で開発しています。この Cs 吸着不織布を港湾内に投入 することにより、海水中の放射性 Cs 濃度を低減することが可能と考えます。粒子状 PB を 直接投入することに比べ、不織布は適度の通水性と PB を有機系接着樹脂により繊維に担持 させているので、海水の通水性と回収が容易です。不織布に放射性 Cs を吸着させることで、 減容化が可能となります。 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) 現在、この Cs 吸着不織布をカートリッジに加工し、低濃度の放射性 Cs モニタリング技 術開発として JST の研究成果展開事業からの委託研究を受け実用化が進んでおり（産総研、 福島県農業総合センターと共同）、また、産総研では放射性 Cs 汚染物を除染・減容するた めの実証試験が行なわれています。PB に関しては、ナノ PB、亜鉛置換体 PB 担持不織布の 研究も行なっており、より効率的に吸着することが可能となっています。（添付資料参照） ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ストロンチウムに対する吸着は確認されていません。また、廃棄物の処理方法は放射性 廃棄物と同様の扱いとなります。 弊社では不織布の提供のみとなることをご了承願います。港湾内への投入方法、不織布を 用いた除去設備等の技術はありません。また、PB は有機系接着樹脂により固着しています が、微量のシアンが流出しており、現在、シアン流出の低減を検討しています。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特開 2013-13418「セシウム吸収材」、特開 2013-53389「不織布」 その他関連未公開特許有り （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） 438 ［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 海水中の放射性セシウム及びストロンチウムの除去 提案者 関東化学株式会社 技術･開発本部 技術･開発部 金澤 幸広 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 関東化学は産業技術総合研究所(以下、産総研)と共同で、高選択・高効率な放射性セシ ウム吸着能を示すプルシアンブルーナノ粒子（以下 PB ナノ粒子）の量産化技術を開発しま した。 PB ナノ粒子は、共存イオンが高濃度で存在する液 からも、セシウムイオンを選択的に吸着します。図 １は、海水同様に K、Na が高濃度で存在する焼却灰 洗浄水からのセシウム吸着挙動を示します。プルシ アンブルーは、ゼオライトに比べ非常に高効率にセ シウムを吸着し、中でも、PB ナノ粒子は特に高い吸 着率を示すことがわかります。 さらに、PB ナノ粒子をバインダで造粒した PB ナ ノ粒子 MC ビーズ(粒子径約 1ｍｍ)も製品化しまし た。MC ビーズは海水中でも高いセシウム吸着性能を 示します。疑似海水を利用した液固比 250:1 のしん とう試験において、4 時間で 99%以上のセシウムの 図１ 焼却灰洗浄水からの 吸着率を確認しています。 非放射性セシウム（1ppm）吸着率 また、PB ナノ粒子 MC ビーズは、ストロンチウム の回収にも一定の効果を発揮します。純水(Sr 1ppm)、疑似海水(Sr 7ppm)でのしんとう試 験では、分配係数がそれぞれ 250, 90 (mL/g)と、相応の吸着性能を示しました。吸着材配 合の調整により、さらにセシウム及びストロンチウムの吸着性能を共に向上させることも 可能と思われます。 この PB ナノ粒子 MC ビーズは、シート上への固着、また土のう袋に入れたものを海水に 投下するといった簡便な方法で、セシウムやストロンチウムの回収が可能となります。 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) 産総研と東京パワーテクノロジーと共同で植物系放射性セシウム汚染物を除染・減容する ための実証プラントを福島県双葉郡川内村に設置し、MC ビーズを用いた実証試験を H24 年,H25 年と進めています。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 大量生産及び低コスト化に向け検討を進めています。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 特開 2013-173077 陽イオン吸着剤の製造方法 438 特願 2012-225919 陽イオン吸着剤粒子およびその製造方法 （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） 439 ［様式２］ 提案書 技術分野 ④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等） 提案件名 建屋止水機能の強化 提案者 日立 GE ニュークリア・エナジー（株）／清水建設（株） １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 炉心燃料を冷却するために注入された水は、格納容器の損傷部から原子炉建屋地下を経 て、タービン建屋等の周辺建屋に拡散、地下水と混ざり 1 日約 800 トンもの汚染水が発生 している。この汚染水量を低減し、さらに汚染水の拡散を防止するためには、原子炉建屋 への地下水流入を抑制する方策、及び原子炉建屋からの汚染水流出を防止する方策を組み 合わせて実施することが有効であると考えられる。 1) 原子炉建屋への地下水流入を抑制する方策（建屋周辺からの止水技術） セメント系材料を用いた建屋周辺地盤の浸透固化による止水技術の技術開発を提案する。 これは建屋周辺の土粒子の間隙にセメント系材料を浸透固化させることで、建屋周辺を非 透水性の土壌へと改良し、地下水流入量を削減する工法である。本検討では想定土壌への 浸透固化方法、手順の検討のほか、モックアップ試験等により想定土壌での浸透固化に適 したセメント系材料（粒度）の選定を行う。また浸透固化体の長期耐久性を検証するほか、 現地の線量環境を加味し遠隔作業に適した施工方法の検討を行う。 なお，高放射線下での施工方法については，英国のドーンレイにおけるセメント系グラウ トによる止水の事例を参考に検討を行う。 2) 原子炉建屋からの汚染水流出を防止する対策（建屋内からの止水技術） 配管貫通部などの想定漏水部に対して、壁面内側からセメント系材料を打ち込んで堤体 を構築し、閉塞させる技術を提案する。 該当箇所は、漏水孔の位置や大きさが不明であることから、建屋壁面の内側に、壁面と 接するようにして、コンクリートを打ち込む。ただし、打込み箇所は水中であり、流速が 速く、さらに水流の下流側からコンクリートを打ち込む必要もある。そのまま水中不分離 性コンクリートを打ち込んだ場合、水流によって、セメント分が洗い流される懸念がある。 そこで、はじめに壁際に、角張った砕石を配置し、流速を緩和させた後、砕石の間隙に粘 性の高い水中不分離性のセメントペーストやモルタルを注入して、コンクリートを形成す る。なお、ここで、砕石を使用するのは、砕石が角張っていることにより、相互に噛み合 い、水流に対して、崩壊しにくいことを期待したものである。 この方法は、プレパックドコンクリート工法と呼び、本州四国連絡橋（以下、本四連絡 橋と表記）の基礎工事などに適用されている。 ただし当該箇所は本四連絡橋工事と違い、線量環境により作業者のアクセスができない ため、所定の位置に砕石を確実に配置することが困難である。これを解決するため、1 階床 に下階の壁に沿って孔を開け、網を入れそこから砕石を投入することで、所定の範囲に砕 439 石を留める。なお、砕石には、通常の岩石を想定しているが、水流が著しく速い場合は、 重量で抵抗するため、鉄や銅などの金属成分を多く含む重量骨材に置換する。 プレパックドコンクリートはすでに確立された技術であり、土木学会のコンクリート標 準示方書で規定化されている。ここでは対象箇所に対して、すき間なくコンクリートの堤 体を構築するための砕石の種類や寸法、網の大きさとそれを挿入する孔の配置、およびこ れらの打込み方法ならびに品質管理方法について検討を行う。 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) 1) に関するセメント系材料の例 超々微粒子セメント（太平洋アロフィックス SR-Z（太平洋マテリアル）など） は，実証規模ベースの試験は終了し，砂層地盤の改良（透水係数が 2 桁程度小さくな る）は実施済である。 2) に関するセメント系材料 技術的にはすでに確立されたものであり、 『コンクリート標準示方書』 （土木学会）に 規格化されている。 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 1) に関するセメント系材料の例 実大規模での実験と高放射線環境下での施工方法の開発が課題である。 2) に関するセメント系材料 対象箇所に適合した材料・施工方法の確立（最適解の導出） ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 1) に関するセメント系材料の例 とくになし。 2) に関するセメント系材料 とくになし。 （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） 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） 440 ［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 耐汚染性ＰＴＦＥ多孔質膜による膜蒸留システム 御提案者 住友電気工業株式会社 １．技術等の概要 １－１．システムの概要 ・新規な防汚対策を施した撥水機能を有する管状ＰＴＦＥ（フッ素樹脂）多孔質膜の外側に放射性 ストロンチウム、セシウム等を含む海水を加熱して流し（加温海水）、膜を介して反対側に純水を （冷却して）流す。この２つの水は撥水機能をもつこの膜で完全に隔離されており、温度の高い放 射性廃水側から、極めて高純度の水蒸気が、膜を介して反対側の冷却水側に移動することで放射性 廃水が減容濃縮され、非放射性の純水が生成、増量される。 １－２．主な性能等（期待効果） ①処理水中の不揮発性の放射性物質は Sr90 等核種によらず、理論上、正常な稼働でゼロにできる。 （海水相当（含 3.5％塩水）の非放射性Ｓｒｲｵﾝ含有模擬排水の短時間処理実験では、ほぼゼロ実証） （２）対象廃水が海水なので塩水の飽和濃度３０％まで濃縮可能。 （RO 膜は最大６％程度） （３）その後塩分が析出するので、後段に晶析装置を設置し濃縮液を乾燥させ、Sr90 を含む放射性 物質を含む固形塩分として完全分離し処分する。 （塩分等ない場合は 10,000 倍以上濃縮期待） １－３．新規性/進歩性 ・ＰＴＦＥ膜による膜蒸留技術は、沸点以下の低温で、膜の高い比表面積を利用して効率よく低エ ネルギーで蒸留できる公知の技術であるが、無機物や有機物、油分等による膜面の汚染により、徐々 に撥水性が低下しリークすることが問題であった。本技術によれば、単なる①膜の表面処理技術に よる防汚対策②適切な膜洗浄技術によりこれを克服でき、本問題に有効活用できる可能性がある。 ２．備考 ２－１．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）ＰＴＦＥ多孔質膜を用いた精密ろ過膜モジュールは世界１００カ所以上で実用化。 （２）膜蒸留システムも複数の社外運転実績あり。 （１９９３年プラントメーカー殿経由で、膜モジュールを納入し、原子力発電所で低線量の 放射性実廃水（生活排水）を用いた膜蒸留運転（パイロット試験）を約３カ月間実施 し、0.01Ｂｑ/cm3 未満（検出限界以下）の処理水質を維持し、処理能力も安定を維持した。） ２－２．開発・実用化に向けた課題・留意点 （１）処理水質の確認（初期） （２）最適膜材料および運転条件（温度、設定濃縮倍率等）最適化と性能（水質、処理水量） についての耐久寿命の評価 ２－３．その他（特許等を保有している場合の参照情報等） （１）PTFE 膜蒸留技術関連特許出願件数（9 件）膜ろ過技術関連特許（多数） （２）放射性物質特有の取扱いおよび関連設備技術・プロセス技術については原子燃料工業殿と の協力関係を有する。 441 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Technology Information Area 5, 6 Title (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) CONTROLLING GROUNDWATER FLOW AT THE FUKUSHIMA SITE WITH A NATURAL MINERAL BARRIER CAPABLE OF IMMOBILISING STRONTIUM AND CAESIUM Submitted by Dr Chris Waring (Australian Nuclear Science and Technology Organisation) www.ansto.gov.au/ Dr Jeff Taylor (Earth Systems P/L) www.earthsystems.com.au/ 1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.) CONTROLLING GROUNDWATER FLOW AT THE FUKUSHIMA SITE WITH A NATURAL MINERAL BARRIER CAPABLE OF IMMOBILISING STRONTIUM AND CAESIUM Prepared for INTERNATIONAL RESEARCH INSTITUTE FOR NUCLEAR DECOMMISSIONING (IRID) October 2013 441 INTRODUCTION The Australian Nuclear Science and Technology Organisation (ANSTO), an Australian Federal Government agency, in collaboration with Earth Systems Pty. Ltd., an Australian environmental technology and consulting company, are pleased to submit this preliminary proposal to introduce IRID to a new groundwater flow control technology that may have application at the site of TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. NEUTRAL BARRIER TECHNOLOGY (NBT) The technology is referred to as Neutral Barrier Technology or NBT. It involves the preparation of a proprietary mixture of solids into a low-viscosity slurry, controlled injection of this slurry into an aquifer and strategic neutralisation of the slurry with a gas mixture. Barrier formation is instigated at the zone of slurry-gas interaction and is comprised of natural carbonate and silicate minerals which progressively occlude porosity in the aquifer. As porosity is lowered, fluid flow (liquid and gas) is focused in residual pathways, thereby providing the barrier technology with a self-seeking, self-sealing capacity. Horizontal and vertical groundwater barriers may be constructed in-situ with minimal reagent consumption. APPLICATION OF NBT TO FUKUSHIMA Having the ability to control groundwater flow provides many benefits at the Fukushima site. Initially, it is envisaged that the NBT could be deployed to prevent groundwater inflow to the reactor buildings, by installation within the aquifer up hydraulic gradient of the reactor buildings. Using the barrier to direct groundwater flow to an extraction zone or even a permeable reactive barrier zone, could dramatically simplify current groundwater management strategies. Simply using the barrier to constrain water while up-gradient extraction bores direct flow to storage tanks or eventually a treatment plant could also lower risk and management costs. Several other applications of NBT can be considered, particularly as a longer-term, low cost replacement to the proposed groundwater ice wall encapsulating the reactor buildings. 441 BENEFITS OF NBT The NBT offers many benefits over conventional groundwater barrier systems. These include: Lower cost implementation in many situations; Can be installed in both consolidated and unconsolidated geological formations; Low number of injection wells required is faster to deploy than close spaced drilling required for grouting; Low reagent consumption; Horizontal injection bores can be used for the gas mixture injection in many situations; When a barrier starts to form, groundwater flow diminishes thereby forcing flow to adjacent areas where further reaction and barrier formation occurs - the self seeking principle; Aquifer definition requirements are much less than grouting because of self seeking NBT formation; TEPCO’s Fukushima site may offer the potential to install and operate injection wells quite remote from the barrier installation site, thereby minimising the exposure of operators; Radiogenic strontium can be induced to precipitate as a carbonate mineral during the barrier installation process; Reactive compounds can be added to the proprietary solids mixture to ensure that radiogenic Cs can also be immobilised in the aquifer, particularly proximal to the groundwater barrier. The NBT can also be adapted to create a reactive barrier if required, to remove radiogenic Sr and Cs from groundwater; Recirculation of low activity groundwater by irrigation & evaporation on 35m plateau to reduce water volume for treatment & storage, In the longer term, it may be possible to replace the ice wall technology with an inert mineral barrier (NBT) that has no ongoing costs. 2. Notes (Please provide following information if possible.) - Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry, time line for application) ANSTO worked with Earth Systems during the laboratory research stage of technology 441 development, and Earth Systems subsequently took the technology and conducted full-scale field implementation at a contaminated site and a mine site in Australia. In spite of successful field demonstrations, the groundwater control technology has yet to be commercialised. - - Challenges Scaling the existing field demonstration to the large scale necessary at Fukushima. Choosing an optimal reagent injection configuration. Others (referential information on patent if any) http://earthsystems.com.au/research-and-development/neutral-barrier-technology/ Patent No.: US 6,648,551 B1 Key application know-how is further supported by in-house knowledge and expertise developed during the full scale field demonstrations. 【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 442 平成 25 年 10 月 23 日 ［様式２］ 提案書 技術分野 ⑤地下水流入抑制の敷地管理 提案件名 鉄鋼スラグから製造された超微粉末を注入グラウト材とした遮水壁工法 提案者 ・日金建設㈱ ・㈱博有 代表取締役 代表取締役 河野 修三 波多野 正道 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） 注入工法として、超高圧ジェットを利用して地盤を切り崩す工法とオーガで測定深さ の土を排除し、注入する工法が代表的である。 通常、セメント・ベントナイト・水で配合されたもの、又水ガラスが多く用いられて いる。 今回、新提案の連壁注入材は、大手鉄鋼メーカーで製造され、グリーン購入法に指定 されたスラグ微粉末を主原料としている。 小隙間の充填に極めて優れ、微細隙間に充填可能で、従来品に比べ、高強度・無収縮 グラウト・耐薬品性にも優れている。 高流動ペーストの物性 項 目 試験値（20℃） 試験方法 水結合材比 30.5% スラリー密度 2.01ｇ/ｃｍ3 ＪＩＳＡ1132 に準拠 ＪＰ漏斗値 １５秒 ＪＳＣＥ-Ｆ531 に準拠 フロー（Φ5×10cm） 容器 309ｍｍ ＪＡＳＳ15Ｍ-103 に準拠 ※ 凝結 始発 ２時間 10 分 時間 終結 5 時間 30 分 ＪＩＳ-Ｒ5201 に準拠 7ｄ 40Ｎ/ｍｍ2 圧縮強度 ＪＳＣＥ-Ｇ531 に準拠 24ｄ 75Ｎ/ｍｍ2 ブリーデング 0.0% ＪＨＳ420 による 体積変化率 0.0% ＪＨＳ420 による 塩化物含有量 0.08Ｋｇ/ｍ3 ＪＩＳＲ5202 に準拠 ※ 凝結・時間の始発・終結は、コントロール可 〈無収縮グラウト材の特性〉 高い材料不分離性を有しており、ポンプ圧送打ち下しにも支障なく施工できるととも に、水中不分離性を確保しているから、トレーミー法による水中施工も可能。又、強度 1 442 の発現性にも優れ、σ7 強度約 40Ｎ、σ28 は 70Ｎで、高強度を有し、長期の耐久性に 優れている。 凍土壁にかわる案として提案する。凍土壁にくらべ、無収縮グラウト材を注入する本 工法は、経済性・発現性に優れ、長期安定で、地下水の建屋内への流入を抑制できる。 最も信頼性の高い遮水壁である。 ２．備考 ・開発・実用化の状況 本工法は多くの現場で実用化されており、所定の効果を発揮している。主な実績とし て、 ・沖縄県地下ダムで漏水防止対策として採用 ・トンネル等の重填材、止水材 ・高速道路の柱脚補強材（補強鉄板と躯体との接着剤） ・崩壊斜面の充填補強材、雨水浸水防止対策 ・防水、遮水のための土壌改良材 ・その他 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 本工法を凍土壁にかわる遮水壁として施工するにあたり、現場の状況、土質条件など 事前に厳密な調査をする必要がある。それらの調査結果に基づいて施工計画を立てる。 すでに厳しい環境下での実績も数多くあり、施工技術も多岐にわたってあり、これら を現場の状況に合わせて検討すれば問題なく施工出来る。 2 443 様式 2 2013 年 10 月 16 日 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 汚染水技術調査チーム 御中 プラント技術者の会 筒井哲郎 汚染水貯留 10 万トン級タンク １．応募対象技術 放射能で汚染された水を完全に処理し終えるためには、汚染水処理の時間も必要である し、トリチウムのように処理方法が容易に見いだせないものは貯留して半減期を待つとい うことも必要である（トリチウムは 12.32 年）。そのためには、長期間安定して保存できる 大容量のタンクを建設しなければならない。そこで、石油備蓄基地や製油所内の原油タン クとして実績のある 10 万トン級タンクの建設仕様を提案する。 ２．タンクの仕様 １）容量：10 万トン/基 ２）建設基数：8 基 ３）建設場所：7 号機・8 号機の建設予定地 ４）形式：ドームルーフタンク ５）材質：炭素鋼 ６）地震係数：1G ７）腐れ代：3mm ８）防食：内面接液部エポキシコーティング（耐用年数 10 年以上） ９）基礎：サンドパイル＋敷砂、アスファルト 10）外気とのシール：水封シールポット ３．工期と費用 １）工期 通常、石油コンビナートの建設環境では、基礎施工から始めて、タンク組立・溶接、 内面コーティング・外面塗装、配管・水張り試験などを含めて、使用開始まで 12 ヶ月 である。今回は、それに先立つ地盤の調査・造成も含めて 18 ヶ月と見る。工事を経済 的にするために（人員・重機などの動員を分散）、工期を 4 分割し、最初の 2 基は 18 ヶ月、次は 20 ヶ月、次 22 ヶ月、最終 24 ヶ月とすることが合理的と考える（工程表参 照）。 1 443 ２）標準費用 通常、石油コンビナート内で建設する場合は、基礎・付帯設備を含めて１基 30 億円 以内である。ただし、福島第一の建設環境では、特殊な制限条件があると考えられる ので、個別に引き合いが必要である。 ４．添付資料 １）タンク構造図 ２）PFD ３）配置図（典型例） ４）工程表（典型例） 以上 2 444 様式 2 2013 年 10 月 16 日 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 汚染水技術調査チーム プラント技術者の会 筒井哲郎 地下水流入抑制の敷地管理 タンク群の上流に実績ある遮水壁を １．応募対象技術 本応募は「地下水流入量低減方策」を対象とする。 従来の政府案と異なるところは、地下水に対する遮水壁を、タンク群上流の山側に設け ることと実績ある簡易な工法で良しとすることである。 ２．遮水壁の基本原則 ここで提言する対策の基本原則は次の項目に集約される。 １）最短期間で完工できること。 ２）被ばく労働を最小化すること。 ３）以上の原則を満たした上で、費用を最小限に抑えること。 ３．設計条件 １）遮水壁と併用する技術 遮水壁単独で地下水流入量を完全にブロックしてしまうというのではなく、遮水壁 に沿った上流側には井戸（サブドレン）を設けて、サイトに流入する地下水全量を汲 み上げて海へ放流する合計容量を持つ井戸とポンプのセットを設ける。その合計容量 は、関係情報から 1000t/d とする。 併せて、遮水壁下流エリアにおける雨水のしみ込みによる地下水の新たな発生を防 ぐためにはフェーシングし、側溝を設けて海へ放流する。 ２）水処理装置とのバランス 現在、水処理設備 ALPS の負荷は 800t/d（＝循環水 400t/d + 流入地下水 400t/d） である。このうち、地下水をゼロにすれば、400t/d となる。 しかるに、現行 ALPS の設備容量は 500t/d であり、さらに 500t/d の高性能 ALPS を追加しつつある（注 1）。 そこで、汚染水処理設備の運転容量を 400t/d±10％（つまり 360～440t/d）と置く。 そうすると、遮水壁の漏洩量をほとんど気にする必要はなく、既存の確立した技術で 十分である。 1 444 ４．設計内容の提案 １）遮水壁の位置 現行政府案では遮水壁の位置を、建屋周辺を一周する形で全長 1.4km としている。 これに対して本提案では、タンク群の上流を幅約 1km、側面約 1km、合計約 3km と する（添付図による）。海側の遮水壁は、現在施工中の物を充てて、その内側の水のバ ランスを取りながら、建屋から汚染水が流出しないように制御する。建屋内の汚染水 と建屋周辺の地下水との差は建屋近傍の井戸の水位によって調節する。 タンク群上流に遮水壁を設置する理由は、上記第２項に記載した「基本原則」のい ずれをも満たす方策であると考えるからである。すなわち、タンク群の上流にある外 周に近い道路周辺は、建屋近傍に比べて作業環境の空間線量ははるかに少ないと考え られる。建屋近傍では空間線量が高く、このような環境では大形建設機械を運転する 専門性の高い技術者はすぐ枯渇すると予想される。メディア報道によれば、現在福島 現場では専門性のある労働力の不足が作業の律速になっているようである。また、サ イトの外周近傍での作業は、使えるスペースが広く、地下障害物も少ない。よって、 複数の重機を並行して作業させることができるから、工期短縮に大きな効果がある。 併せて重機・人員を有効活用できるので、必然的に費用の低減にもつながる。 ２）遮水壁の種類 遮水壁の漏洩を±10％許容するという条件であれば、鋼矢板でも粘土壁でも、実績 がある経済的かつ短納期のものを選ぶことができる。仮に遮水壁上流の汲み上げ井戸 が機能しなくても、せき止められた地下水は南北の遮水壁外側エリアへ迂回して流下 するから、水位が特段に上昇することはなく、ごく普通に行われる鋼矢板工法でも漏 洩は数％以内に留まる。さらに、遮水壁上流の井戸の汲み上げによって、両側の水位 差を無くしたり、逆転させたりすることも可能と予想される。遮水壁の種類の如何に 関わらず、タンク群の地盤が不安定になったり、建屋内外の水位差が過小になったり する可能性があるので、施工直後は、水位が安定するまで観察と調整が必要である。 ６．添付書類 １）遮水壁位置図 １葉 ２）鋼矢板の例 １葉 注1． 東京電力「汚染水の影響抑止に向けて」平成 25 年 9 月 19 日、P.3 http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/handouts/2013/images/handouts_130925_11-j.p df 2 445 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Area Title Technology Information Option 1 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”) Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.) Submitted by EnergySolutions Services Inc. 1.0 Introduction; Summary of the Problem The existing tanks located at the Fukushima site will need to be safely removed from their location and stored. To accomplish this, proposed technology to assist with the removal of the bolted type of tanks should meet: Swift removal of the disassembled (old) tanks, Timely and efficient processing techniques with minimal radiation exposure to personnel, Material must be stored in a confined area on site. 1.1 Overview of the technology EnergySolutions does not propose an offering for new tanks as tank manufacture as an indigenous supply chain is readily available. However, decontamination, treatment, recycle, storage and disposal are a core focus of our business. Technology featured to facilitate this includes decontamination and machinery for dismantlement, compaction, shredding, and metal melt. For decontamination, we offer a number of viable treatment solutions to assist with the process. Products for decontamination include; Supercritical fluid decontamination of nuclides from porous materials such as silts and soils is a patented process developed by EnergySolutions. Supercritical fluids have the solvent properties of a liquid and the diffusion properties of a gas. This makes them ideal candidates for the sequestration of nuclides from porous materials, such as contaminated soils under tanks. Patent attached Appendix 1.1. Biodecontamination is an EnergySolutions developed and patented process for the passive decontamination of highly radioactive concrete structures. A gel of sulphur oxidizing bacteria and food source are sprayed remotely on to a structure and over time the bacteria deliver sulphuric acid to the cement contaminated matrix at binding microsites exfoliating it for subsequent removal by remote vacuum techniques. This is a remote, low cost solution to remediation of highly contaminated structures such as concrete tanks, reactor containment building etc Patent attached Appendix 1.2. Selchem 2 decontamination is an EnergySolitions developed and patented decontamination process. It removes contamination without aggressively dissolving the substrate. The process employs re-generable organic acid so that no liquid waste is produced and it is well suited to removal of organic deposits, such as oily films on tank / pipe surfaces. Patent attached Appendix 1.3 Selchem 1 is an EnergySolutions developed and patented aggressive decontamination process suited to reactor decommissioning. It removes deposited and grown oxide films and base substrate to the desired level. The decontamination fluid is regenerated ensuring no liquid waste is produced and all secondary waste is produced in disposal compliant solid forms. Patent attached Appendix 1.4. Chemical decontamination for recycle. EnergySolutions operated a waste recycling facility at Oak Ridge in TN employing physical decontamination, chemical EnergySolutions 2 445 decontamination and metal melting to produce recycled products for reuse form metallic contaminated waste, such as the Fukushima water storage tanks. Patent attached Appendix 1.5 Process equipment for volume reduction and recycle; Hypercompactiion. The Hypercompactor allows for a multi step process of compacting materials flat and then shearing them to manageable sizes. Once sized, the material can be placed in a container for storage, or melted into second life use. Key features of the Hypercompactors: o They use several stages of force application in three orthogonal directions. o They use shear/compactor technology to apply forces on the order of 400 to 2,000 tons. o They compact the material loose, achieving densities up to 70% of the solid metal. o They are designed to compact metallic debris up to 2” wall thickness. o Containers do not have to be sacrificed with the waste (although containers can be compacted, if desired). o They incorporate a shear capable of cutting steel plate up to 3” (80 mm) to 7” (180 mm) thick dependent on machine size. Metal Melting for Recycle begins with the separation. The metal is processed to prepare for melting by removing metal not acceptable for melt; such as aluminum, copper, bronze. The metal will also be subjected to inspection for the removal of any liquids contained in pockets of the metal. Sizing the metal is necessary before allowing direct feed into the metal bath. The sized metal is placed in a cart that is pre-heated to burn off any non-metallic components such as paint, plastics, or rubber. The heat also drives of any liquids and melts any lead not found during the pre-melt processing phase. Metal is then fed into the furnace where it is melted. When the desired quantity of molten metal is present in the bath, the metal feed is suspended and samples of the molten metal are obtained for analysis. (chemistry and radiological). Once the bath chemistry is determined to be acceptable, the furnace is inverted to allow the molten metal to flow into pre-positioned molds. Molds can be formed in a manner that allows final product use as shielding and other recycled purposes dependent upon specific needs. This option offers functional size reduction and second life opportunities prior to long term disposition. The various treatment methods noted in this proposal represent a small portion of products and EnergySolutions 3 445 services. The examples offered should be viewed as potential solutions for other long term efforts outside of just the removal of tanks. Looking forward, there will be a need for many contributors who work together to solve the challenges faced at Fukushima. Initial solutions may be viewed as part of a long term answer to safe remediation efforts. 1.2 Owners The proposed technology for decontamination is patented by EnergySolutions. EnergySolutions owns Bear Creek Operations in Oak Ridge, Tennessee occupies 44.65 acres of land on the southwestern perimeter of the DOE Oak Ridge Reservation. The site houses 142,000 ft2 of indoor space for treatment and processing capabilities, and a bonded radioactive material storage space of approximately 378,000 ft2. The facility encompasses incineration, metal smelting, compaction, decontamination, and other volume-reduction and processing methods for LLW/MLLW. Our commercial waste treatment equipment and technologies at Bear Creek include: The only 2 commercial LLW incinerators in the US. A 10-million lb. force supercompactor. A 20-ton, 7,200 kW electric-induction furnace for metal melting and recycling radioactively contaminated metals into shield blocks. Sorting, segregation, and repackaging systems and processes. Our Bear Creek facility has handled materials from the US, Canada, the UK and Germany. Metal Melt Operations include: Capacity: >10M lbs. per year . Products (Beneficial Reuse — All products back to nuclear industry): o Shield blocks. o Security barriers. o Irradiated hardware storage canister. Compactor Operations include: Largest LLW compactor in US. A force of 10 million pounds. Average compaction for DAW of 6:1. Transfer Station Operations include: Low Activity DAW and Metals “Commercially Certified” for Clive disposal replacing incineration and compaction. Speed of processing/disposition (less than 45 day average to disposal). EnergySolutions waste profiles and GSAP permits used. Rail delivery. 100% visual and radiological inspection. Note: Appendix material may bear reference to BNFL. BNFL was acquired by EnergySloutions in 2006. EnergySolutions 4 445 2.0 Technology Readiness Levels The proposed strategies rely on readily available technologies. Most decontamination products will have a 6-9 month lead time. 【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 EnergySolutions 5 446 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Area Title Technology Information Option 2 Treatment of contaminated water (Tritium, etc.) Submitted by EnergySolutions Services Inc. 1.0 Introduction; Summary of the Problem There are currently a large number of onsite sources of contaminated water on the Fukushima site. Some of these streams are highly contaminated with various radionuclides and others that only contain relatively low amounts of contamination. To treat these different sources, there are several different stream specific treatment options. 1.1 Overview of the technology This proposal offers to treat significant tritium contamination using a mobile treatment skid. Using a combination of Mechanical Vapor Recompression (MVR) and Kinectrics CECE process areas of significant tritium contamination can be remediated on site and integrated with the existing ALPS installation. 1.2 Features Currently, the accumulation of tritium contaminated water is a major concern. The state of technology is not amenable to economical treatment of low levels of tritium contaminated water at a large scale. We are proposing a multi-staged approach to address this shortfall. The approach proposed here will use a nuclearized MVR unit to distill a volume of water in the most energy efficient way possible. The distillate from this system will be very low in dissolved nuclides and other contaminants such as NaCl but will still contain a sizeable fraction of tritium. The concentrate from MVR will be passed through the ALPS for treatment. The benefit of using the MVR is that it can handle a wide variety of waters of varying levels of contamination Indiscriminately, while generating a stable clean distillate. The process of tritium removal relies on having a stream whose primary contaminate is only tritium, this is where the MVR will work wonderfully, as the only species that will pass readily into the distillate are water and tritiated water. The cleaned distillate from the MVR will be fed to Kinectrics CECE process. Each coupled pair of MVR and CECE would process approximately 5 m3/day, returning a small tritium enriched stream (~0.16 m3/day) for appropriate disposition. Direct tritium remediation is a relatively slow and extremely expensive process. It has throughput limitations and usually performs better on more concentrated tritium feed, with very low contamination from other species. This proposed treatment provides a solution for these common issues. By focusing on only the high concentration challenge areas, the treatment shifts the burden of tritium removal to a much smaller processing rate, at which there are established techniques for handling such streams. The greatest value and effectiveness are elicited from the technology. Furthermore, the smallest possible amount of equipment would be used, resulting in a significant cost reduction. 1.3 Functions There are three separate processes that serve specific functions in the waste processing scheme. The MVR performs as a thermally efficient distillation column and serves the purpose of generating a flow of low Total Dissolved Solids (TDS) water that is easily handled by the EnergySolutions 2 446 CECE process to reduce tritium levels. The brine (or the reject from the MVR) is handled by the existing ALPS system that has already been deployed and is an established technique. The TRT is used to remove smaller quantities of highly contaminated tritium waters after being conditioned by the MVR. This tritium depleted water is then fed back in to the ALPS system for final polishing. 1.4 Owners EnergySolutions has licensed the ALPS technology and has commercial arrangements in place to offer the MVR and Kinectrics CECE via a similar license agreement. 2.0 Technology Readiness Levels The MNRS (the ES ALPS technology) and CECE have broad experience in handling nuclear materials. MVR has been used industrially, and high hazard military applications, for decades to treat very high salt waste streams. The newest generation of MVR to achieves high throughput, excellent energy economy 80% less consumption than traditional evaporation, and robust reliability. Additionally a version of mechanical vapor recompression was used to process water during the incident at Three Mile Island Incident. 【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 EnergySolutions 3 447 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Area Title Technology Information Option 3 Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor Submitted by EnergySolutions Services Inc. 1.0 Introduction; Summary of the Problem There is approximately 160,000 m3 of contaminated seawater impounded in the harbor at Fukushima Daiichi. This water is contaminated with radionuclides, principally fission product Strontium-90 (90Sr) and Cesium-134 and 137 (134Cs and 137Cs) at concentrations of up to 440 total beta Bq/liter of somewhat lower levels of Cs. The requirements are to remove the radionuclides to an acceptable level (30 Bq/liter for 90Sr or lower) and 60 Bq/l for 134Cs and 90 Bq/l 137Cs or lower. The principle challenge is to remove the 90Sr, removal of the Cs radioisotopes is also required. This is to be achieved in the presence of the natural minerals in seawater, principally sodium (Na), Magnesium (Mg) and calcium (Ca) and should be delivered by a simple process that does not generate significant secondary waste. This proposal offers the IBC Advanced Technologies, Inc. (IBC) Molecular Recognition Technology (MRT) in a joint proposal, submitted by IBC and EnergySolutions (ES). IBC have extensive experience in removal and recovery of radionuclides from waste and separation of precious metals in the metallurgical and nuclear industries whilst ES have a detailed knowledge and experience of designing, deploying and operating equipment to clean up radioactive liquid effluent including the project at Fukushima to deploy their ALPS technology. 2.0 Overview of the technology 2.1 Features The main features of this proposal are as follows: ® Uses the proven resins SuperLig 605 for strontium removal and SuperLig® 644 for removing cesium. These resins have a high specificity for the target ions (Sr and Cs) and can be used in seawater in the presence of a large excess of the common seawater species. The resin can be regenerated by removal of the target ions at high purity by low volumes of simple solutions (dilute acid, base or water) and thus minimizes the volume of spent ion exchange resin The recovered solutions of Sr and Cs without the other seawater ions can be treated with existing or planned equipment at Fukushima, for example the ALPS multi-nuclide separation unit The spent resin is of low volume and can be dispositioned by many options including the planned incinerator, the HIC route or grouted. The seawater will almost certainly require filtration prior to removal of Sr and Cs, to remove particulates that would blind the Ion Exchange resin and also to remove any particulates with sorbed radionuclides that would compromise the separation and add to the residual activity in the regenerated resin. We recommend a plastic tube cross flow ultrafilter as used on desalination plants. The recovered sludges can be disposed of along with the ALPS sludges. The core technologies are ion selective resins based on Molecular Recognition Technology (MRT) whose complexing species is designed with a very high specificity for a particular ion. EnergySolutions 2 447 The design, based on charge and ion size as well as preferred ligand binding geometry and other factors to more individually recognize the ion, can remove the target ion from chemically complex and challenging solutions. For example the Cs removal resin has been extensively tested for application in clean-up of HLW waste at Hanford (Tank Waste) which contains a wide range of radioactive and non-radioactive species and has an exceptionally high Na and K content. These resins have a high capacity for the target ion and the absorbed ions can be removed by simple acid, basic or neutral solutions to give a low volume high purity, in terms of the recovered ion, eluted liquid. The resin has a low residual retention of radioactive contaminants. The resins have been demonstrated to have a high chemical stability and a very high resistance to radiation, retaining the properties of the resin up to exposures of 108-109 R. These properties enable IBC with ES to offer a regeneration flow sheet with a resin that is capable of multiple recycles, and generating low volume products that can be treated in processes already deployed or planned on the site thereby avoiding any new disposition challenges. 2.2 Specification IBC recommends two of its proprietary resins: SuperLig® 605 on a silica support for Sr which would be expected to demonstrate excellent selectivity for Sr in seawater at or near pH 8 and would be eluted with dilute hydrochloric acid. SuperLig® 644, has been exhaustively tested for Cs removal. This resin is on an organic substrate and gives a very high level of selectivity for Cs. This resin would be eluted with dilute HCl to recover the Cs. 2.3 Functions The basis of this offering is a regeneration flow sheet, removing the Cs and Sr for further treatment, leaving a decontaminated seawater stream suitable for discharge. The elements of this flow sheet are: 1. Filtration: Removal of any particulates in the seawater, if necessary to prevent blinding of the resin and retention of nuclides sorbed onto the particulates. We recommend a hollow fiber cross flow ultrafilter unit. These are available and have a history of seawater filtration as a pretreatment in desalination plants. Whilst it is difficult to be specific as to the volume of recovered sludge from this filtration, we estimate that volumes equivalent to approximately 5 8-120 HICs will be generated from treating 160,000 m3 of contaminated seawater, should the concentrate be exceed radioactivity limits for discharge back to sea. 2. Sorption of Cs and Sr: Using two separate trains of Cs and Sr resins (3 columns in series for each with breakthrough detection). It is estimated that the columns will contain approximately 8 m3 and 23 m3 of resin for Sr and Cs respectively for decontamination factors estimated to be between 10 and 100 respectively. This is well in excess of the DF implied by the measured concentrations in the seawater and the target limits. 3. Elution: Recovery of the sorbed Sr and Cs in low volume solutions (approximately 493 m3 total for the Sr column and 4,514 m3 total for the Cs column). The combined total of the Cs and Sr eluents equals 3% of the incoming volume. 4. Recovered nuclide treatment: We envisage these low volumes of relatively low concentration nuclides can be added to the ‘Blue Tanks’ for processing through the ALPS multinuclide removal system. The volumes are equivalent to approximately one day of arising of liquid waste from the reactor cooling, for the eluent from the SR column from the seawater and approximately 11 days arising for the Cs eluent. 5. Spent Resin: It is estimated for treating the entire 160,000 m3 approximately 31 m3 of EnergySolutions 3 447 spent resin will be produced. The spent resin will be of low specific activity and can be dispositioned by routes that either exist or are planned at Fukushima. For example the 23 m3 of organic SuperLig® 644 can be burned in the planned LLW incinerator and the 8 m3 of silica resin dispositioned along with the ALPS inorganic resins. IBC will provide the resin and operating data whilst ES will provide the plant design and any balance of plant. 2.4 Owners IBC will manufacture and provide the resins whilst ES will be responsible for the plant design and specification. IBC routinely manufacture resins in quantity for their customers which include major mining and metal processing customers under stringent levels of Quality Assurance. The details of the resins are proprietary and are provided together with recommendations and consultancy on the detailed operating conditions. The details of cost and charges will depend on the pre-installation testing required, quantities of resins and the level of input required from IBC/ES. 3.0 Technology Readiness Levels No formal Technology Readiness Assessment has been carried out, as defined in the US DOE Technology Level procedure (Technology readiness Assessment Guide, DOE G 413.3-4A 9-15 2011), for either the IBC resin or the engineered process. The resins are a well proven and established product that have been extensively characterized (See notes below) for other applications. The resins are, however, available for this project and all that remains to do is to define the detailed design of the plant and the operating regime for this particular application. That indicates a formal assessment would place the resins as critical technology elements in the Technology Readiness Level 5-6. The equipment train has also not been formally subject to a Technology Readiness Assessment but ES have extensive design experience in deploying the IBC products, through their involvement with design of the Waste Treatment Plant at Hanford and have experience of deploying ion exchange equipment at Fukushima Daiichi (The ALPS system). Therefore, the equipment can be rapidly deployed on site. Cases of Application ® ® The IBC resin products, SuperLig 605 (Sr) and SuperLig 644 (Cs) have both been extensively tested in the nuclear industry. SuperLig® 605 has been tested with highly concentrated sea water matrix. Based on the test work, actual sea water (with lower Na, K, and Ca concentrations) will allow for even larger volumes of solution to be treated (see Appendix 3.1 and References). SuperLig® 644 has been extensively tested against the complex and challenging chemistry of the Hanford High Level Waste Tank solutions which are exceptionally high in sodium and potassium (see References). The SuperLig® Technetium removal resin has been tested against removal of Tc from secondary waste from the Hanford Tank Project (see References). IBC have used their manufacturing skills to produce the liquid phase complexant for treating sodium waste at Savannah River by solvent extraction (See Appendix 3.2). IBC products have a long history of deployment in the non-nuclear industry, for example, the precious and rare metals processing industries (See Appendices 3.3 and 3.4) Timeline for Application For the IBC resins the deployment would be limited by the definition of the resin requirements and its manufacture. This would involve some confirmatory tests on the seawater or a simulant (2 months) and manufacture of the resin in operational quantities. IBC have extensive experience in resin manufacture and estimate that the resin can be supplied to the project in EnergySolutions 4 447 less than 6 months, subject to contract. ES estimate that the design and installation of the equipment, together with commissioning, can be delivered on a similar schedule to a standard ALPS system. Challenges The IBC products are a mature technology so there are no technical challenges to their use on this project. There are a number of steps in the process of deploying this and any technology, including confirmation of the composition of the seawater (radionuclide content, presence and contribution of particulates) and confirmatory tests with the resins. These would be features of any deployment of a mature technology in a project and would be used specify the filters, to fine tune the column sizes (and thus resin requirements) and operating regimes. Others Intellectual property The IBC resins are proprietary and trade secret products of IBC. IBC has extensive experience in supplying this product in bulk to customers whilst providing assurances concerning quality and performance of the resins. EnergySolutions will provide access to the IBC ion exchange media, and its application, using the same mechanism it gives access to technology in the existing ALPS system. Publically Available Reports on SuperLig 644 (Cs) and 639 (Tc) 1. Charles A Nash, William R Wilmarth, D Douglas Walker, Cheryl E Duffey, Bill D King, Murray R Thorson, Jennifer Meehan and David J Sherwood. Cesium Ion Exchange at the Hanford River Protection Project Waste Treatment Plant, WRSC‐MS‐2004‐00802 WM‐5343, WM‐05 Conference, Tucson Arizona. 2. Thong Hang, Charles A Nash and Sebastian E Aleman, Modeling Results from Cesium ion Exchange Processing with Spherical Resins, WM2011 Conference Phoenix, Arizona. 3. DE Kurath and JJ Wagner, Analysis of Spent Ion Exchange Media: SuperLig 639 and SuperLig 644, PNWD‐3037 BNFL‐RPT‐028 Rev. 0 4. DJ McCabe, NM Hassan, WD King, JL Steimke, MA Norato, LL Hamm, LN Oji and ME Johnson, Comprehensive Scale Testing of the Ion Exchange Removal of Cesium and Technetium from Hanford Tank Waste, WRSC‐MS‐2000‐00499 5. WD King, DJ McCabe, NM Hassan and R Hayden, Evaluation of SuperLig 639 Ion Exchange Resin for Removal of Rhenium from Hanford Envelope A Simulant, BNF‐003‐98‐0140 6. WD King, NM Hassan and DJ McCabe, Intermediate Scale Ion Exchange removal of Cesium and Technetium from Hanford Tank 241‐AN‐102, WRSC‐TR‐2000‐00420, SRT‐RPP‐2000‐00014 7. WD King, WA Spencer, LL Hamm, S Aleman and CE Duffey, Column Performance Testing of SuperLig with Simulated Hanford Waste Supernates; Identification of the Primary Sorbing Species and Detailed Characterization of their Desorption Profiles, WRSC‐MS‐2003‐00792 8. LN Oji and DJ McCabe, Evaluation of the Radiation Stability of SuperLig 639, SRTC‐BNFL‐013 Rev. 0 EnergySolutions 5 447 9. IE Burgeson, DL Blanchard Jr., JR Deschane, Small Column Testing of SuperLig 639 for removing Tc‐99 from Hanford Tank Waste Envelope B (Tank 241‐AZ‐101), pnwd‐3281 Rev. 1, WTP‐RPT‐ 058, Rev.1 10. DL Blanchard, DE Kurath and JR Bontha, Small Column testing of SuperLig 639 for Removing Tc‐ 99 from Hanford tank Waste Envelope A (Tank 241‐AW‐101),PNWD‐3004, BNFL‐RPT‐016, Rev. 0 11. NM Hassan, WD King, DJ McCabe, ML Crowder, Small‐Scale ion Exchange Removal of Cesium and Technetium from Envelope B Hanford Tank 241‐AZ‐102, WRSC‐TR‐2000‐00419, SRT‐RPP‐ 2000‐00036 Rev. 0 12. NM Hassan, R Hayden, WD King, DJ McCabe and ML Crowder, Small‐Scale ion Exchange Removal Cesium and technetium from Hanford Tank 241‐AN‐102, BNF‐003‐98‐0219 13. ST Arm, DL Blanchard Jr and SK Fiskum, Chemical Degradation of SuperLig 639 Ion Exchange Resin, PNWD‐3345, WTP‐RPT‐047, Rev.0 14. IE Burgeson, DL Blanchard Jr., JR Deschane, Small Column Testing of SuperLig 639 for removing Tc‐99 from Hanford Tank Waste Envelope A (Tank 241‐AP‐101), PNWD‐3222, WTP‐RPT‐030 Rev. 0 15. WD King and TB Calloway, Tank 241‐AZ‐102 Superlig 639 Technetium Ion Exchange Eluate Evaporation Study, WRSC‐TR‐2000‐00424, SRT‐RPP‐2000‐00024 Rev. 0 16. DE Kurath, DL Blanchard Jr and JR Bontha, Small Column Ion Exchange Testing of SuperLig 644 for Removal of Cs‐137 from Hanford Tank Waste Envelope C (Tank 241‐AN‐107), PNWD‐3039, BNFL‐RPT‐024 Rev. 0 17. WD King, DJ McCabe, NM Hassan and R Hayden, Optimization of Cesium removal from Hanford Envelope A Simulant with SuperLig 639 Ion Exchange Resin, BNF‐003‐98‐0169 18. DE Kurath, DL Blanchard Jr and JR Bontha, Small Column Ion Exchange testing of SuperLig 644 for Removal of Cs‐137 from Hanford tank Waste Envelope A (Tank 241‐AW‐101), PNWD‐3001, BNFL‐RPT‐014 Rev. 0 19. WJ Crooks III and DJ McCabe, Evaluating Effects from Contacting SuperLig 644 Resin with Sodium Permanganate, WSRC‐TR‐2001‐00235 20. LA Bray, JE Amonette, GN Brown, TM Kafka and SF Yates, Efficient Separations and processing Crosscutting Program: Develop and Test Sorbents, PNL‐10750, UC‐2030 21. GN Bray et al, Chemical and Radiation Stability of SuperLig 644, Resorcinol‐Formaldehyde, and CS‐100 cesium Ion Exchange Materials, PNL‐10772, UC‐2030 22. LL Hamm, FG Smith III and DJ McCabe, Preliminary Ion Exchange Modeling for Removal of Cesium from Hanford Waste Using SuperLig 644 Resin, BNF‐003‐98‐0220 23. JL Steimke, MA Norato, TJ Steeper and DJ McCabe, Summary of Initial Testing of SuperLig 644 at the TFL Ion Exchange Facility, WSRC‐TR‐2000‐00505 24. NM Hassan, R Hayden, WD King, DJ McCabe, SuperLig Ion exchange Resin Swelling and Buoyancy Study, BNF‐003‐98‐0051 25. HH Saito, WJ Crooks III, DJ McCabe, CA Nash, SuperLig 644 Ion Exchange Resin Stability in Nitric Acid at Elevated Temperatures, WSRC‐TR‐2000‐00411 EnergySolutions 6 447 26. SK Fiskum, ST Arm and DL Blanchard Jr., Aging Study and Small Column Ion Exchange Testing of SuperLig 644 for Removal of Cs‐137 from Simulated AW‐101 Hanford Tank Waste, PMWD‐3195, WTP‐RPT‐015 27. SK Fiskum, ST Arm, DL Blanchard Jr., BM Rapko, Small Column Ion Exchange Testing of SuperLig 644 for Removal of Cs‐137 from Hanford Waste Tank 241‐AP‐101 Diluted Feed, (Envelope A), PNWD‐3198, WTP‐RPT‐016 28. SK Fiskum, DL Blanchard Jr., MJ Steele and JJ Wagner, Analysis of SuperLig 644 Resin Used in Hanford Tank Waste Processing, PNWD‐3353, WTP‐RPT‐089 Rev. 0 Strontium Removal 1. RL Bruening, “Report on Separation of Sr from High Na/K/Ca/Mg Mimic Solution,” May 12, 2012 [Addendum, October 15, 2013]. 2. Surface and Groundwater analysis Using Solid Phase Extraction Discs, Donna M Beals et al, BAERCon‐43p023pdf lanl.gov 3. SR Izatt, RL Bruening, BW Nelson, and RH Decker, “Highly Efficient and Cost‐Effective Separation of Complex Radionuclide, Mixed Waste, and Other Contaminants Using Molecular Recognition Technology,” in Challenges and Innovations in the Management of Hazardous Waste, VIP‐52 (RA Lewis and G Subklew, eds.), Proc. 2nd International Conference on Waste Management, Washington, DC, May 9‐12, 1995, Air and Waste Management Association, Pittsburgh, PA pp.215‐216. 4. G Goken, RL Bruening, L Bray, D Wester, and T Fryberger, “Selective Removal of Cesium and Strontium from Nuclear Wastes: A DOE/Industry Partnership,” Waste Management ’94, February 27 – March 3, 1994, Tucson, AZ. 5. SR Izatt, RL Bruening, KE Krakowiak, and RM Izatt, “The Selective Separation of Anions and Cations in Nuclear Waste Using Commercially Available Molecular Recognition Technology (MRT) Products,” Waste Management ’03 Conference, February 23‐27, 2003, Tucson, AZ Trade Publications www.ibcmrt.com www.energysolution.com EnergySolutions 7 [Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment and to be disclosed to public) Area Title Technology Information Option 6 Understanding the groundwater flow Submitted by EnergySolutions Services Inc. 1.0 Problem Summary On reviewing measures to prevent groundwater flow into the buildings, TEPCO is working on groundwater flow at the site and reviewing the effects of the countermeasures taken. To conduct a quantitative and sufficiently accurate review, it is crucial to gather more geological and groundwater-related data. It is important to continuously monitor data on groundwater levels around the buildings, groundwater flow and water quality. The number of observation holes need to be increased and sampling need to be conducted more frequently. Further accurate analyses of the groundwater flow at the site and groundwater inflow to the reactor buildings etc. should be conducted. However, many challenges in terms of time and resources rely on adequate data, since for example it takes a certain period of time to dig an observation hole by boring (approximately 1 week/ approximately 30m-hole), and space to dig these holes at the site is limited. For these reasons, technologies to measure geological data (geological structure, permeability) and groundwater data (water level, water pressure, flow speed) through methods other than boring are requested. 2.0 Overview of the technology EnergySolutions has been monitoring ground water and tank leakage at the Hanford reservation for 8 years. Monitoring in this location poses significant challenges due to nature adjacent buildings, legacy piping and underground holding tanks. Similar to Fukushima, tanks have at Hanford have leaked over time. To accurate monitor groundwater and plume patterns, new technology for horizontal access has been successfully utilized. Horizontal push technology uses a hydraulic hammer to penetrate the soil. Drilling is avoided, thus alleviating airborne debris or fugitive dust. Dependent upon soil density, push technology can reach depths of 200+ feet. As the hole is developed it is automatically lined with pipe segments to keep the hole open for access and monitoring. Samples can be drawn quickly without concern for cross contamination at higher ground levels. Two direct push units at Hanford are affixed to both a rubber tired back hoe and a tracked crawler unit. The third option is a stand mounted hammer that allows for extreme angles. Each setup accommodate minimal interface with personnel, thus limiting personnel exposure. The crawler unit itself can be operated remotely, however, casings need to be loaded manually. EnergySolutions 2 Appendix 6.1 contains a presentation on the hydraulic push technology utilized by EnergySolutions and partners WRPS. 2.1 Owners The hydraulic push technology is a commercially available item that has been engineered and modified for use in nuclear applications. Modification design and fabrication of plate adapters and angle anchors are EnergySolutions'. 3.0 Technology Readiness Levels The hydraulic push technology is readily available. EnergySolutions personnel are available to train operators locally and support operations at Fukushima as needed. 【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 EnergySolutions 3 449 ［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 ○ 御提案件名 HHO ガスの活用による汚染水処理（トリチュウム処理等） 御提案者 鈴木文雄 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ◯HHO ガスの活用による高温熱処理により、重水、トリチュウムの分離 ・特徴 ： 核反応と化学反応の中間を行く熱処理を起こす。 ① Ｈ（水素）とＯ（酸素）の原子共振の振動熱を活用した原理で、ミルズ博士 （＊１）が発明者である。 ② 量子力学では、水素と酸素は、ほぼ同じエネルギー準位である。 Ｈの基底状態：13.598eV （＊１） Ｏの基底状態：13.618eV ③ また、Ｈの電子は軌道を 1/n、つまり、1/2,1/3 などの下の軌道に縮小した水素 原子（ハイドリノ）になる。さらに小さくなると原子の近傍に近寄り、擬似 中性子とも言われている。 ④ 上位から下位の準位に遷移するときはエネルギーを放出し相手を励起する。下 位から上位の場合はエネルギーを吸収自分は元の状態にもどる。 ⑤ ＨとＯが（４）の条件で共鳴振動を起こすが、原子Ｈと原子Ｏを補給する限り 振動熱は大きくなる。実際の実験ではタングステンも容易に気体になる。 1 eV のエネルギーは１．１６万度（＊３）に相当する高温である。 ＊１：ミルズ博士が再構築する古典量子力学、Ｐ１１８ ＊２：化学便覧Ⅱ、Ｐ６１７ ＊３：核融合への挑戦：狐崎晶雄他、Ｐ２３ 仕様 ：RO 膜やゼオライト等で除染された後の残水の成分には、真水、重水、トリチュ ウム等が含まれている。最初に真水成分を①遠心分離機で取り除き（完全では ない）、主に重水、トリチュウムが多く含まれる成分を②過熱水蒸気装置で加熱 し、約 920℃で H、H２、H3 と O2 の気体にする、③O2 を酸素分離装置で分離し、過 熱水蒸気の燃料に用いる。一方、H、H２、H3 の残存気体は、④HHO ガス装置にて 高温プラズマ化して、⑤高温プラズマ装置にてイオン蒸着して H、H２、H3 を吸収 する。高温プラズマでの問題は、「核融合への挑戦」（上記図書３）の実験過程 でも述べられており、吸収は可能である。 449 関係者以外秘扱 10.10 核分裂生成物の除染・除去 案A,B トリチュウムの処理 遠心分離器 HHO gas 発生装置の適用 H2,H3の回収 F H1,H2,H3 蒸気化 過熱水蒸気 酸素分離 O2,, H２ H２ プラズマ化＊ メガフロートブロック（Ｓ部） 貯蔵フロート S C 酸素の回収 冷却して ⇒燃料へ 固体化す る方法も ある ＊ ５０００～１００００℃位？ H1の含んだ水 の回収 知的所有権は著者に所属する。 H1, H2, H3 イオン蒸着 H3回収 40 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 ② ③ ④ ⑤ 遠心分離機 安価な装置 ・・開発要 期間 約０．５年 過熱（加熱ではない）水蒸気発生装置・・開発済 酸素分離装置 ・・市販 HHO ガス発生装置 ・・開発済 高温プラズマ装置 ・・市販製品の改良（関連技術者保有） 期間 約０．５年 ・開発・実用化に向けた課題・留意点 ① 遠心分離機：原子力関係の高級品な装置を用いないで、安価な装置を開発したい。 ⑤ 高温プラズマ装置は市販製品を改良したい。関連技術者を保有しており、レンガ 電極等を開発する。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） 出願準備中、 450 ［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 ○ 御提案件名 RO 膜（逆浸透膜）の活用による汚染水処理 御提案者 鈴木文雄 １．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など） ◯RO 膜（逆浸透膜）の活用 特徴 ： RO 膜（逆浸透膜）とは、ろ過膜の一種であり、今例では水を通しイオンや塩 類など水以外の不純物は透過しない性質を持つ膜のことである。この RO 膜を 用いることにより、海水中の放射性 Cs、Sr の除去を実施する。 仕様 ： 陸側を高濃度（カリュウム等で調整）、海側を低濃度とした RO 膜にて放射能汚 染物質を陸側に残し、海側には真水とトリチュウムとに纏める。これにより、 真水と重水、トリチュウム等の混在した水のみが放出され、原子番号の高い放 射能物質は遮断される。高濃度側で RO 膜フィルターにて戻された汚染水はゼ オライト等の吸着剤で高濃度に吸着し収集する。このことにより、吸収剤の大 量な使用は大いに節約することが出来る。RO 膜は日本が世界に誇る技術であ り、RO 膜フィルターはマイクローザ（旭化成社製）が代表的である。筒型で なく板型を開発したい。これが実現すれば、鉄板の横から高圧水を掛けること （クロスフローと呼ぶ）により、目詰まりの無いメインテナンスしない半永久 フィルターが実現する（軍用艦艇では常識）。 図解 ： ： 450 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） ・ RO 膜の活用は特に中東における海水淡水化装置で実用化しており日本の各社では １００トン/Hr/Unit クラスの装置は容易に設置が可能である。 ・ 開発・実用化に向けた課題・留意点 ・ 筒型でなく板型を開発したい。クロスフローにより、目詰まりの無いメインテナン スフリーな半永久フィルターが実現する。 ・ また、システムとしては、保守が生じても二重系にした堰構造にする。堰の交換は 半自動構造にてフィルターを交換する。 ・ RO 膜の高圧側が低圧化した場合の事故について、逆流を防止するために、膜の入り 口と出口には遮蔽トビラを設置し流出を防ぐ。 ・その他（特許等を保有している場合の参照情報等） ・ 出願準備中 （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）