Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for

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[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
2
(Select the number from “Areas of Technologies Requested”)
Title
Water Separator (CALFA “SEP)”
Submitted by
CALFA CHEMICAL CO.,LTD.
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
Regarding with “Features”,”Specification”,”Functions” etc.
Please see an attached PDF Catalogs.
This product has been used in many factories, office buildings to separate and remove
impurities in water. (The specific gravity of radioactive materials are heavier than water)
Logically thinking, It can separates HIGH contaminated water, and Lower one with only
circulation for few days as same as cooling tower cases we’ve done for long time.
We guess, Accumulation of contaminated(radioactive) water are separate easier and faster
than cooling towers case, because The concentration of contaminated water by radioactive
materials that stored tanks not to increase unlike condensation of water in cooling tower.
(Not “IN” “increasing”, but only “OUT” “decreasing).
ALPS system would be performed more efficiency if CALFA “SEP” separates HIGH and
LOW before treatment with the ALPS system as preliminary contaminated water separator.
CALFA “SEP” has wide variety line up as following. (standard model : 7)
However, We can manufacture bigger “CA-8” ”CA-9” for not so long.
1
2. Notes (Please provide following information if possible.)
-
Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry,
time line for application)
Left: Discharged from SEP, Right: Circulation water
Case 1: (Mitsui Fudosan Co., Ltd.)
A: Original Cooling water
B: Current Cooling water
C: Discharged from “SEP”
therefore, “SEP” was separated into
B and C from A.
B (SS:14mg/L)
A
(SS:45mg/L)
SEP
C (SS:445mg/L)
1
A
1
B
1
C
1
Case 2: (Kawasaki Heavy Industries Ltd.)
Left pic. : Discharged from SEP
Right pic.: Cooling water from tower
Case 3: (ENERGY ADVANCE CO., LTD.)
Left pic. : Discharged from SEP
Right pic. : Cooling water from Tower
1
Right Pic.
Left Pic.
1
Case 4: (TOYO GOSEI)
Left pic. : Discharged from SEP
Right pic. : cooling water from tower
Case 5: (NIPPON STEEL AND SUMITOMO METAL )
An attached is the test report which was done by NIPPON STEEL AND SUMITOMO METAL using
7 kinds of polluted water from IRON factory. (please not to be disclosed to public)
-
Others (referential information on patent if any)
Patent Pending.
2
［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］
御提案書
技術分野
⑤地下水流入抑制の敷地管理
御提案件名
地中導水路（トンネル）方式遮水壁
御提案者
渡邉
亮
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
福島第一原発を遠巻きに取り囲むように、長さ 3km～5km のトンネルを山側に掘削、山
側から流れてくる地下水をトンネルに導入し海に流します。海側の壁は遮蔽し、放流口に放
射線量のモニターと水門を取り付け、確認しながら放出します。トンネルを境に、水位の高
低差が大きく取れ、海側の汚染水の逆流を防ぎます。
この地下水の流入を減少させれば、汚染水の処理量も凍土方式遮蔽壁の使用電力量も減少
します。（凍土式遮蔽壁が不要になる可能性もあります。）
この方法は、表土を掘削することがないので、表土およびその付近の放射性物質を擾乱す
ることが少ないと考えます。
2
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)
一般的な導水路の工事方法で、事例を挙げますと下記の国土交通省 NETIS の詳細報告
にあるように、直径 2.8m、長さ 4925m の導水路を TBM で行った、工事期間約 1 年、
23.6 億円の工事事例です。
http://www.netis.mlit.go.jp/NetisRev/Search/NtDetailPreview.asp?REG_NO=KT-9905
88&pFlg=1
・開発・実用化に向けた課題・留意点
工法としては多くの実績があり、土木の専門家に検討をお願いすれば確実な計画になりま
す。事前に透水層の位置を確認するためのボーリング調査は必要です。
遮水壁の高さつまりトンネル外形の決定後、TBM の基本仕様、トンネル本数（上下 2 本
2
など）を決定すればよいと思います。工期短縮を望むならば、両側から TBM を推進させる
と１／２の短縮になるでしょう。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
なお、この提案は、京都地下鉄東西線建設の時、御池通りの北側の地下水水位が上がり、
南側の水位が下がったことをヒントにしています。京都市にその記録が残っていると思いま
す。
（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）
4
［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）］
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御提案書
技術分野
③港湾内の海水の浄化
（「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
アースエナジー 浄水機自走
御提案者
アースエナジー有限会社
（災害対応型浄水機）
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
当該補助事業執行の技術的能力に関する説明書
当社取扱いの アースエナジー浄水機 ADSSOS-1001（シーアクア）アースエナジー浄水機
自走ADSSOS-1002 （自走式シーアクア） を製作しているメーカー「 アクアデザインシステム
㈱ 」は高知県の会社で、2008年に会社が設立され、浄水装置の設計開発を手掛けてきまし
た。（シーアクア、自走式シーアクアはメーカー商品名）
私は今年の6月に、愛知県安城市にて、浄水装置と発電機の商品展示会があり、そこでアクア
デザインシステムの武田社長に初めて出会いました。武田氏のアフリカの子どもたちが泥水を2
時間、3時間かけてくみにいってるのを子供の頃にテレビで見て、その話を父親としていたりし
て、この商品の開発につながったというエピソードを聞き、とても共感し、 この商品はきっと世の
中の役に立つ。是非取り扱って世の中の役に立ちたいと思いさっそく取り扱いをはじめることにし
ました。
福島原発の汚染水の問題は以前よりニュースなどでも報道されており気になっていたので、
この浄水機が、きっと役に立つとの思いで、関係各所に、パンフレット等を送付したりメールで
案内しました。そのなかでご案内のメールを読んで頂けたようで、内閣府より直接お電話頂き、
経産省にて平成25年度「汚染水処理対策事業」に係る補助事業者の募集を公募開始してるの
で、それに応募されてみてはどうですかとのお話を伺い、先日、経産省の公募説明会に参加さ
せて頂き平成25年度「汚染水処理対策事業」に係る補助事業者の募集には応募させて頂きま
した。今回のiridの技術提案募集も、その流れで応募させて頂きました。
トリチウム以外の経産省資料の「処理対象水の性状について」に書かれている放射性物質
は、理論上、除去可能です。またセシウムに関しては実証実験（分析試験）が済んでおり除去
できることが実証されてます。
今回の状況を鑑みると、おそらく当社取扱いの自走式のADSSOS-1002 がベストな選択肢
になると思います。キャタピラーがついており、自走できるので、砂浜や多少の瓦礫の上でも、
様々な場所へ直接、移動、可搬でき、使用できます。 福島原発の汚染水が漏れてる場所ス
ポットスポットで浄水することも可能ですし、一箇所に複数台を置いて、まとめて一系統にする
ことも可能です。浄水して分離した汚染水を何度も繰り返し浄水することにより、汚染水を濃
縮、圧縮し汚染水を大幅に減らします。
また海水を浄水できますので、流出してしまった汚染水の浄水にも対応できます。是非とも
ADSSOS-1002 をご導入いただき 汚染水対策にお役立てください。
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)
当社取扱いの浄水装置 ADSSOS1001 は。すでに商品化販売されており、高知県庁、
室戸市役所、ハイチ共和国、その他いくつかの自治体に納入実績があります。
ADSSOS-1002 は、ADSSOS1001 の処理能力を高めて、自走できる仕様にしたもので、
災害時に活躍すること間違いありません。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
海水を浄水するときに、砂等で詰まらないように前処理装置もご用意できます。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
別途添付ファイルをご参照お願いします。
7
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
Treatment of contaminated water (Tritium, etc.)
Title
Fibrous radionuclide’s sorbents FIBAN K-1 and FIBAN K-1-1
Submitted by
Institute of Physical Organic Chemistry of NAS of Belarus (IPOC)
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
Trademark
of the fiber
Functional groups
Type
Optimal
Optimal
pH
Maximum
exchange
swelling,
working
temperature,
capacity,
g Н2О
range
0
meqg *
g ion
С
exchanger
FIBAN К-1
-
-SO3 H
+
monofunctional
+
3.0
1.0
0 – 14
100 (H )
modified
3.0
0.7
0 – 11
100
potassium-cobalt
10
strong-acid
-
+
2+
FIBAN
-SO3 (K , Co )
strong-acid,
К-1-1
KxCoy[Fe(CN)6]
by
ferrocyanide
mass.%
Fibrous sulfonic acid cation exchanger FIBAN K-1 for concentration of heavy metals
and radionuclides (e.g. strontium) is polypropylene fiber with graft copolymer of styrene and
divinylbenzene, EC = 3 meq/g.
The sorbent exists in two textile forms: staple fiber, nonwoven needle-punched material with
surface density 300-500 g/m2.
Fibrous cation exchanger FIBAN K-1-1 - radiocesium-137 sorbent based on fibrous
sulfonic acid cation exchanger FIBAN K-1.
Fibrous radiocesium-137 sorbent FIBAN K-1-1.
Static tests showed that the sorbent is capable to remove 90-95% of the ionic form of
radiocesium selectively from the following media: tap water, 0.1 M nitric acid (HNO3), solution
containing up to 200 g/L of sodium chloride, water solutions containing surfactants. The
distribution coefficients in these media were about 103 ml/g.
In dynamic experiments it was found that 50 g of the sorbent in the form of staple fiber, placed
into a 250 cm3 separatory funnel , are capable to purify 400 column volumes (100dm3) of water
7
containing cesium and strontium radionuclides. Extraction factor for cesium is about 95% and
for strontium - about 90%.
The sorbent exists in two textile forms: 1) staple fiber 2) Non-woven needle-punched material
with surface density 500-850 g/m2 and the content of the FIBAN K-1-1 about 60 wt %.
Developer and manufacturer - Institute of Physical Organic Chemistry of NAS of Belarus.
2. Notes (Please provide following information if possible.)
-
Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry,
time line for application)
In the IPOC a process procedure for sorbents production is developed and a pilot production line
operates with an annual output of 3 tons.
FIBAN K-1 may be applied in industrial filters for the deep air purification from ammonia, amines,
nitrogen-containing heterocycles, aerosols of alkalis (including in clean rooms in the electronic
and pharmaceutical industries). Water softening and purification from heavy metal ions.
-
Challenges
Studies of radionuclides sorption in liquids were performed only in laboratory line.
-
Others (referential information on patent if any)
【Areas of Technologies Requested】
(1)
Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.)
(2)
Treatment of contaminated water (Tritium, etc.)
(3)
Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor
(4)
Management of contaminated water inside the buildings
(5)
Management measures to block groundwater from flowing into the site
(6)
Understanding the groundwater flow
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[洋式 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汚染水処理（トリチウム処理等）セシウム
御提案件名
元素変換技術
御提案者
株式会社キャスｘコム
岸井
博司・湯村
眞一郎
1. 技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
概
要
汚染水または汚泥土壌等を容器内に入れ、電気分解の電極を設け、電気分解の浸透を
促す為に、混合液装置と波動装置により容器内の汚染水等が均一な電解環境を作る事により
処理する方法です。
仕
様
1）操作パネル
2）電源装置
3）振動装置
4）汚染水等収容容器
5）混合液装置
6）その他 給排水装置
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）
自費にて、サンプル採取等を福島県内特定地域より協力していただき実証試験を行いました。
公的機関よりデータ分析を頂き、実証試験は成功しております。（４回分データ有り）
・開発・実用化に向けた課題・留意点
セシウムは、低減しました。 一般では入手不可能なトリチウム・ストロンチウムでも
実証試験を試みたいです。おそらく低減すると思います。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
特許等よりも、早く対策をし、地元に帰してあげたい。
［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
港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等）
御提案者
有限会社
河合化研工業 河合
誠
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
1-1・港湾内の海水浄化を、大きく３点に分けて説明いたします。
最初に港湾内の低質汚泥について、高濃度の放射性物質により汚染されている低質汚
泥の堆積は不明ですが、低質汚泥が湾内で拡散して外洋に流出することを防止する為
には、低質汚泥の拡散を防止する為の処置として、拡散防止構造物と同時にキレート
材等による、重金属類や放射性物質を低減させる為の処置を海底に敷設して、海水の
放射性物質除去の一次処理を行う。
1-2・次に港湾内の海底に海草を繁茂させる為の敷設を行う。地上では、すでにチェル
ノブイで実証されております、
「ほうれん草」や「ひまわり」等が放射線量を吸収する
ことはよく知られておりますが自然界に於ける自己吸収的な作用は、まだまだ未知の
世界ですが、海草類も地上と同じように放射線量の吸収に役立つと考えております。
日本国の安倍総理大臣が世界に向けて、福島原発の港湾内に於ける放射線量は完全に
ブロックされていると、発信されました。日本国民として安倍総理の発言を無にする
わけには参りません。何としても総理の発言を虚妄にするわけには参りません。
すでに，海底における海草の繁殖は、実証されており「１－１」によって海水の放射
線量が低減され、港湾内に海草が繁茂して外洋への放射線量の流出が、最小限に食い
止められれば、外洋でも同じような試みが可能になります。将来的には漁業関係者に
も朗報となりオリンピックを７年後に控えて、世界に向けての大きな発信になるでし
ょう。
1-3・海底に敷設した、海草増殖機能により、海草が放射線量を吸収して大きく成長
した時には、定期的に海草を刈り取り、乾燥粉砕してコンクリートと除染水で混合攪
拌して、耐食性容器（Ⅰ㎥）に投入して、投入物が固化した時点で容器を密封する。
二次的処理が終了した容器は、大気汚染や地下水の汚染もなく中間貯蔵施設に搬入す
る場合でも、搬送路の周辺住民に対する被爆の心配もなく環境保全型であります。
生活者や自然環境に対して安心安全を保障できる処理方法をご提案いたします。
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)
問題は、港湾内の作業になると思います。作業員の被爆の問題解決が最大の課題です。
先にも述べましたが、低質汚泥の拡散防止や放射線量の低減は、各大学やその他の企業
でも行われており、採用が決定すれば２～３年で実用可能と考えますが、ＪＶの選定と
準備が必要と考えます。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
最終的には、何年後かにゼオライトやキレート材の回収と、高濃度の放射性物質の安全
保管の問題があります。２０年後３０年後を考える時、次世代の叡智に委ねるか、
有識者や学識者の意見に従うか、採用された暁に考えを述べさせて頂きます。
地震・津波・台風等に対する対策も考えながら。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
現在｢特許申請中」特願 2012-38003
特願 2012-169676
未公開
（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）
12
13
13
15
［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（「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
汚染水の可視化
御提案者
西村
謙
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
まったくの素人の提案ですが、無視せずご検討願います。
全ての汚染水に対して、管理把握の必要性に応じて、また時系列の判別が出来るよう着色
して管理する。
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
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
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[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
1,3,4,5 (Select the number from “Areas of Technologies Requested”)
Title
Biosafe Nanocomposite Polymer Sorbent (BNPS) for highly radioactive water
capture in solid state and Sr and Cs isotopes sorption
Submitted by
MedProFarm Ltd.
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
The investigations carried out in D.Mendeleyev University of Chemical Technology of Russia
have shown that: 1)BNPS is effective gelling agent; 2) presence of salts in the water improves
the strength of the gel; 3) upon drying the gel bonded water is easily derived from the gel into the
vapor space; 4) can be used to prevent spillage of toxic solutions and muds and their localization
the required volume (Official report of D.Mendeleyev University of Chemical Technology of
Russia)
By the atomic absorption spectrophotometry (AAS) investigation it was shown that BNPS can
bind Sr - 22% by weight, and Cs-25% by weight Polymer sample was subjected to high
irradiation for 24h it is resistant to high doses of radiation with the absence of radiation crosslinks
in its structure as evidenced by the identity of the H-NMR spectrum and the complete identity of
the two hydrogen triplet peaks. It shows a strong stability of the complete structure of the
polymer and its inertness to high dose of radiation. Curried out investigations on force
spectroscopy and RAMAN spectrometry of the native BNPS and its samples saturated with Sr,
Cs and Sr+Cs showed a unique stable structure for all the samples. Also there were proofed
BNPS nontoxic and biosafe properties on human keratinocyte-derived A431cells. (our own
results carried out in Institute of Theoretic and Experimental Biophysics (ITEB) RAS, Puschino)
All the detaile descriptions of the experimental results, photos and sample can be provided at
your request
2. Notes (Please provide following information if possible.)
-
Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry,
time line for application)
BNPS can be used: for binding and decontamination (in solid state) of highly radioactive water
from reactors; possible for radioactive fuel binding (hydration) for subsequent safe removal from
the reactor; a filler for portable and industrial filters for purification of highly radioactive liquids
(Area 3); as enterosorbent because of its biosafe properties. It can be used in various industries,
nuclear plants, agriculture and medicine.
16
Hydrated sample of BNPS stores without water leaks from 21.10.2012 (first-time synthesis) and
with the conclusion #3 of Official report of D.Mendeleyev University of Chemical Technology of
Russia all of these could solve the problem of 10 years storage.
All the necessary reagents for the synthesis of the sorbent BNPS are widely available at low cost
in Japan. Synthesis of the sorbent itself takes a little time. Therefore, the production of BNPS
can be organized in a short time.
-
Challenges:
-
1.1., 1.2.- tank leaks
-
3.1., 3.2- BNPS must be placed in a membrane bag with 100mkm pore
4.1.- Hydrated gel polymer BNPS to block water inside the buildings
5.3- BNPS can collecting radioactive Sr
-
Others (referential information on patent if any)
RF Patent priority from 19.06.2012. PCT under ugreement.
【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
18
［様式２］
提案書
技術分野
④
提案件名
溶融した低融点重金属による止水技術
提案者
高橋
実
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
（１）技術の概要
低融点重金属の凝固を利用する止水技術を提案する。溶融状態の低融点重金属をステン
レス鋼製の送液チューブを通して漏えい部の近くに内側または上部から送り込み、滞留さ
せるか、あるいは液体噴流として漏えい部周辺に噴射する。重金属は周囲の水によって冷
却され、同時に漏えい部付近の固体材料により冷却されて融点以下に温度が低下し、凝固
により漏えい孔を閉塞する。
この止水に用いる低融点重金属の候補として鉛系合金が考えられる。その融点の要件と
して、(i) 常温に近い水中で安定した凝固状態が保持されるようにするために、その融点
は常温を超えるある温度（例えば 40℃）より十分高いこと、(ii) 凝固時に水が沸騰して気
泡が発生し、撹拌効果で重金属表面が凹凸になることを防ぐため、その融点は大気圧の水
の沸点より低いこと、があげられる。これらの要件を満たす市販の低融点重金属として融
点 72℃のウッズメタル（以下、Wood’s metal と称する。
）またはこれに近い融点を有する
鉛ビスマス系合金の利用を提案する。
（２）特徴
溶融した低融点重金属による止水技術の主な特徴は、(i) 重金属の冷却に伴う凝固のみ
により漏えい個所を閉塞させ、止水するものであるので、伝熱と液体から固体への相変化
という単純な原理に基づくものであること、(ii) 冷却が良好であれば止水材料である重金
属が短時間で凝固するため、迅速に止水が実現できること、(iii) 空気、水等に触れる環
境や放射線の照射に対して止水材料である固体の重金属が数十年間の長期間安定であるこ
と、(iv) 止水材料である重金属に鉛を含むためγ線等の放射線の遮蔽効果が大きいこと、
(v) 漏えい水の流速と温度に応じて、適切に凝固するように止水材料（重金属）の噴射温
度と速度を自由に制御でき、しかも止水材料の比重が水の約 10 倍であるため下部に滞留さ
せやすく、水に溶解することなく水との分離と共存性も良好であること、(vi) 止水材料で
ある重金属が化学的に安定であり、水や漏えい部まわりの材料と化学的に反応したり腐食
させることもなく、常温で安定に共存できること、(vii) 止水材料（重金属）の成分が中
性の水に溶け出て毒物として拡散することは無視できるほど小さいこと（ただし、酸性の
水の場合は溶け出る）、(iix) 凝固した止水材料（重金属）を後で除去する必要が生じた場
合、温度 100℃程度の温水または高温蒸気により加熱・融解させることで容易に除去するこ
とができること、(ix) 止水材料（重金属）は市販されており量産によって安価であること、
である。
（３）仕様、
【止水材料】 前述のように低融点重金属である Wood’s metal を用いる。その成分は
18
48%Bi-26%Pb-13%Sn-13%Cd である。その物性値は、密度 9490kg/m3、粘性係数 4.0mPa s、比
熱 273J/kgK、熱伝導率 13.5W/mK、融点 72℃、融解潜熱 18.5kJ/kg である。水のおよそ 10
倍の比重にあるため漏えい部の上部に滞留しやすく、下部からの水の流入に対しても止水
可能である。重金属の溶融状態の流動性は良好であるのでチューブによる送液は容易であ
る。金属であるため熱伝導性が高く、融解潜熱が比較的低いため周囲の水によって冷却さ
れると容易に凝固する。
【送液チューブ】 材質としてステンレス鋼を用いた薄肉チューブが適している。融点付近
の温度の Wood’s metal はステンレス鋼を腐食しない。重金属を溶融状態に保つために送
液チューブを融点以上に加熱する必要がある。その加熱方式として、チューブ内側へのヒ
ーター挿入またはチューブ外側へのヒーター取り付けが可能であり、チューブの温度監視
のための直径 1 ㎜程度のシース熱電対を適宜取り付ける。チューブの先端には噴出ノズル
取り付け、必要に応じて交換可能とする。漏えい個所まで噴出ノズルを近かづけ、適切な
方向に重金属を噴出させるため、チューブは一部フレキシブルな構造とする。
【制御量】 適量の重金属を漏えい個所に供給するか、あるいは噴射して効率よく止水を実
現させるため、漏えい個所の状況に応じて、噴流形状を選択し、噴出温度（75～98℃）、噴
出速度、噴出量、噴出方向を制御する。
（４）性能
基礎研究の漏えい孔を有する水中の金属平板（材質：ステンレス鋼、黄銅）上に、止水
材料である Wood’s metal および模擬液体である金属ガリウム（融点：29.8℃）を噴射さ
せる実験を行った。低融点重金属による漏えい孔閉塞・止水の性能を調べた結果、(i) 適
切に凝固閉塞が実現可能であること、(ii) 熱伝導率が高い平板のほうが平板上で凝固しや
すいこと、(iii) 平板の温度が低い方が漏えい孔上に凝固閉塞が起こり、止水に適してい
ること、(iv) 周囲の水の温度は噴射溶融金属の漏えい孔への到達前の冷却に影響を及ぼす
こと、(v) 必要量以上の噴射を続けると一度凝固閉塞した止水材料が再び融解すること、
などがわかっている。
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)
(i)
提案者は平成 24 年度から本技術の基礎研究を行っており、その結果を日本原子力学
会 2013 年秋の大会（題目：漏洩箇所における止水のための重金属の凝固特性、講演
番号 K33、添付資料参照）で発表した。
(ii) 提案者は、1975 年から現在まで低融点重金属を用いた実験研究の実績がある。
(iii) 低融点重金属を漏えい個所の止水に用いた実績例はないが、高速炉原子炉容器上部
プレナムのカバーガスのフリーズ・シールに用いた例がある。
(iv) 大学の研究室単独では実用化が困難であるが、関係機関の協力により開発環境が良
好に整う場合を想定すると、送液チューブの漏えい個所への引き回し構造を設計・
試作する期間に 3 カ月、模擬試験装置による止水実証試験に 3 カ月として、初期段
18
(v)
階の実用化までの期間は最短でおよそ 6 カ月と考えられる。止水は一刻を争う緊急
事態であるので、集中的に開発を行えば、この期間をさらに短縮することも可能で
あろう。
初期段階の実用化の後にも、性能向上のための改良を継続することが望ましい。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
本技術の性能を向上させるためには、以下のような改良が必要である。
(i)
漏えい個所までの送液チューブの 3 次元引き回し構造を適切に設計する必要である。
(ii) 送液チューブは必要に応じて自在な曲げが可能な構造を部分的に有するように設計
し、加熱ヒーターの取り付け後もその自在曲げ機能が維持できるようにすることが
望ましい。その一案として、チューブ内にシースヒーターを挿入することが考えら
れる。
(iii) 漏えい孔の寸法・形状に応じて、適切に低融点重金属を噴射できるように、先端の
噴出ノズルを選択する。その噴出ノズルとして、直管ノズル、フルコーン・ノズル、
ホロコーン・ノズルがあげられる。
(iv) 漏えい孔の寸法が大きい場合には、低融点重金属が液体状態あるいは微小凝固粒子
の状態で水と共に流出してしまう可能性があるため、その対策として漏えい孔をあ
らかじめ薄い金属シートで覆い、漏えい孔の寸法を小さくしてから低融点重金属を
噴射する技術の開発が必要である。
(v)
漏えい孔における水の漏えい流速が大きい場合には、低融点重金属が漏えい水と共
に液体状態で流出する可能性がある。このような状態でも止水が有効であるように
するには、噴射条件（噴射ノズルと漏えい個所の距離、噴射温度、噴射速度）を最
適に選択する必要がある。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
当該技術の特許の保有なし。
（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）
19
［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
冷却方法から改良
御提案者
Libardo Enrique Lozano Akiyama
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
素人なので見当違いでしたらすみません。
A:冷却用の海水を流し込む前に、液体の鉛を流し込み、固め、その鉛を海水で
冷やし続ければ、冷却水自体が汚染されないのではないでしょうか。
B:海水をくみ上げた際、流し込む前に摂氏０度近くまで冷やし、冷えた海水を
使用する事で、冷却の効率化を図り、結果、汚染水の量を減らすことへ繋がる
のではないでしょうか。
C:急場しのぎとしては、汚染水はタンカーで他国の了承の下、一年中を通して気温が摂氏
０度を超えない土地へ運び氷の状態で保存。
太平洋を汚し続けるよりは良いと思います。
一朝一夕で出来ることではないと思いますが、何もせずに何十年も過ごすよりは
良いと思います。
２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします）
・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む)
・開発・実用化に向けた課題・留意点
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
20
［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
カキ養殖いかだによる牡蠣殻への放射性ストロンチウムの固定、バー
ミキュライトを用いたセシウムの除去に関する提案と情報協力
御提案者
島田
敏
はじめに
本技術については、特に、当社が技術を保有するものではありません。これまで、土壌から
の放射性物資の除去等に関しての検討を行った関係で、関連のある企業の方との交流、収集
した情報等から可能性のありそうな技術と思われたため、情報提供するものです。従ってそ
れらの技術を実施する許諾、体制整備、実施に企業として関われる体制は、今のところ全く
ありません。情報提供のみの協力としてご理解下さい。
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
①カキ養殖いかだによる牡蠣殻への放射性ストロンチウムの固定
下記資料によれば、カキはその殻に、ストロンチウムを蓄積する性質がある。
http://books.google.co.jp/books?id=fX6mM2A9dAoC&pg=PA63&lpg=PA63&dq=%E3%82%AB%E3%
82%AD%E6%AE%BB%E3%80%80%E3%82%B9%E3%83%88%E3%83%AD%E3%83%B3%E3%83%81%E3%82%A6%E3%
83%A0&source=bl&ots=6rEKXSAhI-&sig=9aaFNxRnkMAizmGjv5LVztwdaDc&hl=ja&sa=X&ei=ukss
UtmTII2ZkAWnjYGABg&ved=0CFEQ6AEwBTgK#v=onepage&q=%E3%82%AB%E3%82%AD%E6%AE%BB%E3%8
0%80%E3%82%B9%E3%83%88%E3%83%AD%E3%83%B3%E3%83%81%E3%82%A6%E3%83%A0&f=false
そこで、カキ養殖技術を活用し、湾内にカキ養殖いかだを配置し、ストロンチウムの固定を
行う。養殖されたカキは、定期的に水揚げして陸上において管理する。
②バーミキュライトを用いた放射性セシウムの吸着
バーミキュライトは、放射性セシウムを吸着する高い性能を有する鉱物である。
福島県郡山市にある(株)ハイドロワークスでは、これら粘土鉱物を、急速かつ連続的に沈降
させる急速沈殿剤及びその簡易な混合装置を開発している。（株）ハイドロワークス 代表
の大橋氏は、原発事故発生直後に、バーミキュライトとこの急速沈降技術の組み合わせによ
る汚染水処理対策を東京電力等に提案したが、採用されていない。また、政府に対しても、
提案してきているが、同様に採用されているとは聞いていない。ハイドロワークス社に了解
をとったわけではないが、この手法については一度検討することをお勧めする。
バーミキュライトは、園芸用に用いる安価なものであり、海水中においても高い吸着性を有
しているとのことである。
http://www.lab.toho-u.ac.jp/sci/chem/sakutai/research/copy_of_clay_yamagishi.html
そこで、陸上の淡水の汚染水に関しては、バーミキュライトカラム及びバーミキュライト粉
末を用いた急速沈殿除去、湾内の海水に関しては、バーミキュライトカラムへの海水の通水
およびカキ養殖いかだに結びつけた網にいれたバーミキュライトおよびバーミキュライト
20
を不織布に詰め、それを 2 枚の網に挟み込み海面から水中に吊るし、吸着させる“バーミキ
ュライトフェンス”のようなものを数段に分けて、流出水及び地下水の流入する場所近辺に
設置することでセシウムを吸着させるバリアとして利用してはどうだろうか？
①②は、それぞれ安価で速やかに実施が可能な手法である。仮に、津波等によってそれらの
設備が破壊された場合においても、ゼオライト等のようなイオン交換性の結合とは異なるよ
り環境への再流出の少ない結合であるため、牡蠣殻、バーミキュライトフェンス等は、湾内
もしくは海底へ沈降し再回収もしくは、湾内海底においてより海水中へ再流出しづらい状態
の被害を留めておくことができる。
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)
バーミキュライトの急速沈降装置、沈降剤は既存のもの
バーミキュライトフェンスは、新規性があるが、製作及び生産は特に新たな開発が必要な要
素はないと考えられる。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
低コストで、速やかに実施できる仕組みである。吸着後のバーミキュライト、牡蠣殻の回収・
管理については適正な管理方法を検討する必要はある。
・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）
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様式２ (一般公開となるもの)
H25.10.8
提案書
技術分野
② 汚染水処理
(2)その他処理に求める要求事項
提案件名
汚染スラリーの減容・塊成化
提案者
武居技術事務所/代表　武居 博道(タケスエ ヒロミチ)
１．技術等の概要(特徴、仕様、性能、保有者など)
1) 改善内容
① 現状（一般に公開されている情報から)
低ﾚﾍﾞﾙ放射性廃棄物は遠心分離機などで減容した後、ｾﾒﾝﾄやｱｽﾌｧﾙﾄで固定化し、ﾄﾞﾗﾑ缶に
格納・埋設処分される。
② 今回の提案
上記の廃棄物の内、ｽﾗﾘｰ(水分=60-80%、ｾﾞｵﾗｲﾄなどの固形分の大きさ：100μm以下)を
ｾﾒﾝﾄ(約15%)を添加・撹拌後、高圧ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽ(圧=10MPa)によって、脱水・塊成化(ｻｲｽﾞ：
径=550mm、厚=30mm)し、直接ﾄﾞﾗﾑ缶に装入する。
2) 特徴
① 放射性ｽﾗﾘｰを短時間（30－60分）で脱水（減容）・塊成化が可能
② 処理後の塊成品（ｹｰｷ)のﾄﾞﾗﾑ缶への装入の自動化も可能で、人が介入する必要が無い。
③ 能率も大きく、設備費も安価
3) 仕様・性能(推定)
① ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽの圧搾圧=10MPa
② 塊成品ｻｲｽﾞ：径=550mm、厚=30mm、重量=約15kg/ｹｰｷ
③ 一回のﾌﾟﾚｽ当たりのｹｰｷの枚数=20-40枚
④ 能率：(ｹｰｷの枚数=30の場合) 600kg/hr
⑤ ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽ後のｹｰｷの含水率=15%
⑥ ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽ後のｹｰｷの強度：ｹｰｷの原形(ﾃﾞｨｽｸ状)を保てる強度あり
⑦ ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽからのｹｰｷの取り出し、ﾄﾞﾗﾑ缶への装入は自動ﾛﾎﾞｯﾄで行う
4) 保有者
現在、製鉄ﾀﾞｽﾄ用のﾊﾟｲﾛｯﾄﾌﾟﾗﾝﾄ(新日鉄/八幡製鉄所構内)及び操業技術・設備技術の
保有者は、（株）ｱｽｯﾃｸ入江。
２．備考
・開発、実用化の状況
製鉄所の転炉工場の湿式集塵機からのﾀﾞｽﾄのｽﾗﾘｰを脱水・塊成化をﾊﾟｲﾛｯﾄﾌﾟﾗﾝﾄ（実用機大）で
ｈ18年から開発、h24年に開発完了。H26年新日鉄/八幡製鉄所で実用化予定。
・開発、実用化に向けた課題・留意点
1) ｾﾞｵﾗｲﾄ等の吸着材のｽﾗﾘｰが製鉄ﾀﾞｽﾄと同様、脱水・塊成化が可能かどうか確認する必要。
①最適な高圧ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽの圧搾圧
②ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽ後の強度(原形を留めたｹｰｷが取り出せるか)
③減容・脱水が目標をｸﾘｱできるか?
2) ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽから取出しからﾄﾞﾗﾑ缶への装入までの作業の自動化技術の開発
3) 消耗品(ﾌｨﾙﾀｰﾌﾟﾚｽの濾布等)や交換品の取替作業や廃棄処理等の対策
4) 高ﾚﾍﾞﾙ放射性廃棄物の処理への適用
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等)
1) 特許(製鉄ﾀﾞｽﾄを対象とした塊成化技術)
① 名称
転炉発生ﾀﾞｽﾄのﾘｻｲｸﾙ処理方法
② 出願者
新日鉄*50%+ｱｽｯﾃｸ入江*50%
③ 出願日
H17.11.2
④ 特許第3712944号
2) ｾﾞｵﾗｲﾄ等の吸着材での試験は未実施であるため、仕様や性能等の数値は推定。
22
［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
放射性物質の安定化案
御提案者
佐々
英之
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
① 塩素系ゴム、フッ素ゴムの受酸に使用される受酸剤を使用する案。
受酸させる物質の実績
・酸化マグネシウム MgO
・ハイドロタルサイト Mg6Al2(CO3)(OH)16·4(H2O)
・水酸化アルミニウム Al(OH)3
放射性物質が含まれる土壌、海、池、汚染水タンク等に受酸剤を入れて放射性物質を封
じ込めることはできないだろうか。
② 化学反応の１０℃半減則は使えないでしょうか。
例えば放射性物質が含まれる水を 100℃で煮沸する装置を作り、時間はかかるが削減で
きるのではないか。
※温度を１０℃上げると反応速度は約２倍になるという法則であります。
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)
［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
汚染水処理（トリチウム処理等）
御提案者
有限会社
河合化研工業 河合
誠
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
放射性物質に汚染された、汚染水の処理は莫大な費用をかけた近代的設備も必要と考
えますが、原始的な方法も、一部では取り入れる必要があると考えられます。
例えば古来からの濾過方式などその一例ではないでしょうか。
現在稼動できず故障続きのアルプスなどのお役に立てればと、ご提案するものです。
今回提案いたしますのは、造粒法により粒状の異なる粒２㎜～２０㎜又それ以上の
粒状物を製造して、汚染水を貯留するタンク内に、１㎥入りの耐食性の籠に造粒物を
入れてタンクの底辺に静置する。溶接型タンクの容量は５００㎥を５基準備する。
１基のタンクに造粒物を入れた１㎥入りの籠を１０個タンク底辺に静置する。此の籠
の内部に入れた造粒物は、定期的に交換する為、タンク上部から取り出せる構造とす
る。ＮＯ１のタンクから順次、ＮＯ２・ＮＯ３・ＮＯ４・ＮＯ５・と汚染水の流れを
つくる事により、放射線量の濃度が１よりも２～５に至る迄、吸着と濾過を繰り返し
トリチウムやセシウムを吸着除去、アルプスでの最終処理の前処理を完成させる。
造粒物の原料は、ゼオライト・ジオポリマー・キレート等の配合比率による多孔質の
造粒物を精製、特にゼオライトはセシウムを吸着する事で知られております。これら
の造粒が、セシウムやその他の放射性物質を吸着しタンク内の放射線量の濃度低下が
確認できれば、更に造粒物の入れ替えを行い、多核種除去設備（アルプス）の逆浸透
膜の負担を軽くして吸着材の交換周期日数及び３０，０００㎥の処理水を大幅に引き
上げる事が可能に成り効率アップになります。
放射性物質を吸着した、造粒物は、セメントと除染水で混合攪拌して、モルタル状に
して、耐食性の容器（１㎥）に投入、内容物が固化した時点で容器を密封する。
耐食性容器は中間貯蔵施設に搬送、搬送経路の周辺住民の被爆や大気汚染の心配は有
りません。生活者を守り自然環境を守る安心安全の処理方法です。、汚染水貯留タンク
の設置にも限界があり一日でも早く放射性物質を除去して海への放流を可能にする。
今世界が最も注目しているのは、東日本大震災と福島原子力発電所の復興ではないで
しょうか。
７年後のオリンピックに来日する世界の人々に、スポーツの感動以上に日本の復興力
と、世界に類をみない復興の証を、オリンピックというスポーツの祭典と合わせて、
今こそ世界に示す時ではないでしょうか。
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)
造粒法については、造粒設備を要する工場が完成すれば、即稼動が可能です。
タンクは発注から現場設置まで約５ヶ月とありますので、タンクの完成に合わせての
の作業になると予測します。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
造粒設備の完成までの時間が厳しい事。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
現在「特許申請中」特願 2012-38003
特願 2012-169676
未公開
（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）
24
［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
④
提案件名
水冷却の中止
提案者
天野
芳文
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
メルトダウンがどの程度進行しているのか理解していませんが、すでに格納容器外まで出
ているとすれば水で冷却するよりも制御棒素材のような中性子吸収物質を投入して反応
をコントロールしつつ再度メルトダウンを進行させてはいかがでしょうか。
基底のコンクリート層を突き抜けて地下水汚染等の心配はもちろんですが、今の水による
冷却法では地表もしくは地表近くの水脈が汚染され影響は深刻です。 いずれにせよ放射
能は土壌による浄化に頼る以外なく、それを地中のどの辺で行うかだと思います。
２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします）
・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む)
・開発・実用化に向けた課題・留意点
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
（備考）技術提案募集の内容（６分野）
① 汚染水貯蔵（タンク等）
②
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）
25
26
26
27
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
2
(Select the number from “Areas of Technologies Requested”)
Title
Treatment of contaminated water
Submitted by
Jan Persson
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
I suggest you to construct a pipe of rubber, or steel, that is filled up with a mix of dried,
fine graded peat (95%), and fine graded sand (5%). Let the contaminated water flow
slowly through the ”peat pipe”. The radioactive isotopes, Tritium, Strontium 90, Cesium
134, 137 and Iodine 131, which are positively charged, will establish a complex with the
negatively charged colloides in the peat/sand mix (mostly half decomposed Sphagnum
sp) and therefore will be accumulated in the pipe. It could be a good idea to arrange the
pipe to have a slope, so the water can sieve through by itself.
After about 10-30 tons (depending on pipe diameter) of contaminated water has slowly
sieved through the pipe the ”peat pipe” is probably fully loaded with radioactive particles
and must be replaced. For taking care simplicity could the pipe have couplings in each
end, which make it easy to connect them, to make the pipe ring-formed, and no
radioactive water will therefore leak out of the pipe afterwords. (With steel pipes, you
can construct plugs to the ends, which makes it not necessary to make it ring-formed).
You can store the pipe on a safe place later. With this treatment method you can reduce
the amount of contaminated water in a substancial way, and it is cost effective too. If
you are interested, I have more suggestions concerning the construction of the pipe. It
is a low-tech method, but still it is a good chance that it could work out well.
27
2. Notes (Please provide following information if possible.)
-
Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry,
time line for application)
This is a low-tech method. You can construct the pipe with conventional technique. It
could be applicated to many industries with polluted water as a by-product or just toxic
waste water.
-
Challenges
The challenge is how to handle the pipe and the contaminated water in a safe way,
considering the radiation.
-
Others (referential information on patent if any)
I have not any patent on the method described, I have not searched for patent either. I
have not tested the method, and I have not heard anyone tried it before. It is a low-tech
method with perhaps a new application. I hope the method can help up the situation in
Fukushima.
【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
28
［様式２（汚染水処理対策委員会に報告し、一般公開となるものです）］
御提案書
技術分野
① 汚染水貯蔵（タンク等）（「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
タンクの連結方法
御提案者
三宅
勇次
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
タンクは剛体の配管とバルブで連結されている。この状態で地震が発生した時、内部の液体
はタンク毎に固有の振動が発生します。タンクの側板が個別に振動すると言うことは、連結
配管の長さが変化する結果となります。
長さが変化すれば、配管の長さは一定の剛体であり、切断されるか、タンクとのつなぎ目に
亀裂が生じます。
溶接タンクへ置き換えるのには賛成ですが、緊急措置として
タンクの連結をはずしてください。
28
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)
開発要素は全くなく、即時実行出来ます。
タンク群を配置する時のエンジニアリングの常識です。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
置き換える溶接タンク群の設計にも反映してください。
連結は 充填時の便利の為に配管があると思われますが、充填時のみフレキシブル配管と
し、充填後は速やかにフレキシブル配管をはずしてください。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
なし
29
30
［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.汚染水処理
（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います）
御提案件名
燃料電池と水電解を使った省電力型トリチウム分離回収技術
御提案者
松島
永佳
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
排気ガス
本研究案では、水電解と燃料電池を組み合わせた
革新的な低消費電力型トリチウム分離回収法を提案
する（図１）。今まで捨てられていた、水電解で発生
する水素ガスと酸素ガスを燃料電池発電に使い、電
気エネルギーの回収を行う。この方法では燃料電池
によって生成したトリチウムを含む水は、再び水電
解槽に還流させ、トリチウム含有量が低い水素ガス
は大気に排気され、汚染水の減量にも役立つことが
期待される。この燃料電池での濃縮反応を考慮する
と、さらに高効率に分離回収できる可能性も秘めて
いる。図１に示すように、この過程をカスケード方
式により水電解槽で連続的に行うことで、最終的に
大量の汚染水から少量かつ高濃度に濃縮されたトリ
チウム汚染水を少ない消費電力量で分離回収するこ
とができる。
燃料電池
発電
外部電力
汚染水
生成ガス
水電解槽
濃縮
燃料電池
水電解槽
濃縮
≈
≈
燃料電池
水電解槽
濃縮
トリチウム水(HTO)
生成ガス（H2, HT, O2）
トリチウム含有水（HTO,H2O）
電気エネルギー
図 1 新規な重水素分離・濃縮法
図１省電力型トリチウム分離回収法
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)
水電解と燃料電池を組み合わせたモデルは、水素クリーンエネルギーシステムとしてエ
ネルギー分野で注目・研究されている。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
大規模での実証開発
燃料電池での同位体分離効果の確認
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
学術論文に公表（添付資料参照）
［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
（原発敷地に到達する前に地下水を抑制する工法）
御提案件名
乾田工法による原発敷地への地下水流入抑制
御提案者
井川英雄
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
厳密にいうと、本公募における技術分野には該当しないと思われるが、原発敷地に到達
する前に地下水を抑制することで汚染水処理の抜本的解決に繋がると思っております。
乾田工法（湧水タイプ）とは、湿田を乾田化するために研究し、地下水（湧水）を制御
することに成功した工法です。
地下にある砂の層には、圧力のかかった伏流水が存在しており、その地層にパイプを敷
設すると地下水（湧水）が自然に湧き上り、その水を近くにある排水路までパイプを使っ
て排水する工法です。
自然の力を活用した安価で施行できる工法であるといえます。
２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします）
・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む)
○乾田工法による施行地区
＊代表的な施行地区一覧
・平成５年度：茨城県行方市北浦地内
・平成１９年度：茨城県要土地改良区
・平成２０年度：茨城県要土地改良区
行戸地内
行戸地内
・平成２１年度：茨城県鉾田南部土地改良区 烟田地内
・平成２２年度：茨城県要土地改良区 小幡地内
・平成２３年度：茨城県要農林事務所 笠間市小原地内、滝川地内
茨城県要農林事務所 茨城町野曽地内
・平成２４年度：茨城県鉾田南部土地改良区 新宮地内、吉崎地内
茨城県武田土地改良区 武田地内
・開発・実用化に向けた課題・留意点
＊本工法は、上記にもあげた通り、実用化されております。
＊ここでの課題は、本地区の施行に係わる課題をあげます。
①主に原発敷地外の水田に施行することになるので、地権者の同意・県・町の協力
が得られるか？
（水田地帯の道路敷に敷設することは可能）
②近くの河川や排水路に地下水が流入し、海へと流れることになるが関係者（漁協
等）の合意が図れるか？
③立入り禁止区域と思われるが施行は可能か？
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
特許第４６２３４７３号（平成２２年１１月１２日取得）
乾田技術発明者
井川英雄
（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）
32(1)
［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
1.2.4.及び 5
願います）
（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載
御提案件名
福島第一原子力発電所の核燃料が臨界に到達して、高温状態にて暴走を
しているのを、液化 LNG の気化熱の冷熱をフロンに置換をして原子炉を
冷温停止させる方法。
御提案者
長浦
善昭
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（以下、略して、フクイチとする）の、原子炉が破損をして、原子
炉内部の核燃料が核分裂を起こし、臨界に到達をして暴走している。この暴走をしている
核燃料は、3000℃以上の高温状態に上昇をしている。この核燃料を水溶液を冷媒として冷
却をしているのが現状である。この核燃料を冷却するのに水溶液を使用して冷却すると、
高濃度放射能汚染水（以下、略して、汚染水とする）が発生をする。この核燃料を冷却す
るのに、汚染水を発生させることなく冷却して、原子炉を冷温停止させることを目的とす
る。
２．技術等の概要
フクイチを構成している、原子炉の周辺一帯、及び原子炉の真下の部分を、全面的に、液
化 LNG の気化熱を、熱交換機を使用して、引火性がなく、凝固点が低くて、危険性が全く
ない、フロン、又はアンモニア、又はその他の冷媒に、液化 LNG の気化熱と置換をしたフ
ロンは、フロンの種類にもよるけれども、例えば、品名がフロン２２R（以下、略して、フ
ロン２２R、又はフロンとする）は、－100℃以下の低温に、－162℃の液化ＬＮＧの気化熱
を使用して冷却をすることが出来る。例えば、会社名が、住友精密工業株式会社が製造し
ている熱交換機を使用して、－162℃の液化 LNG の気化熱を、－100℃以下のフロン２２R
に置換をして、フロン２２R を－100℃以下の低温に効率よく冷却をすることが出来る。こ
のー100℃以下に冷却をした、フロン２２R を使用して、核燃料の周辺、及び原子炉の真下
の部分を、間接的に、－100℃以下のフロン２２R を使用して冷却をする。結果として、フ
クイチを構成している核燃料を、フクイチの外周、及び核燃料の真下の部分から、－100℃
以下に冷却をしたフロン２２R を使用して冷却をすることにより、高温状態の核燃料を、
100℃未満の温度に低下をさせて、原子炉を冷温停止させる構成とする。
３．技術等の概要
核燃料が核分裂を起こして、3000℃以上となっている、高温状態の核燃料を水溶液を冷媒
として冷却すると、下記の推論（1）から推論（6）に記載の問題点が発生をする。
【1】 推論（1）は、フクイチの核燃料の中心部分の温度は、3000℃以上の高温である可能
性がある。けれども、核燃料の外周の表面上温度は、水溶液を使用して冷却をして
いるので、300℃前後と推測できる。
【2】 推論（2）は、核燃料を収納している格納容器が、300℃前後の高温と、塩分まじり
の水溶液を使用して冷却をすることにより、格納容器を形成している、鉄製の格納
32(1)
容器は中性子により放射化されての劣化、及び錆による腐蝕の進行は、大変に早い
と推測できる。
【3】 推論（3）は、核燃料を収納している格納容器が、中性子により放射化されての劣化、
及び錆などにより、底辺の部分が腐蝕により破損をして、核燃料が地中に落下をす
ると、水溶液を使用して、核燃料を冷却している冷却手段では、核燃料を冷却する
ことが出来なくなる。
【4】 推論（4）は、格納容器が高温、中性子、塩分、及び錆などの影響により、格納容器
の底辺が腐蝕、又は破損をして、核燃料が地中に抜け落ちる時期としては、例えば、
5 年から 10 年後位と推測できる。
【5】 推論（5）は、核燃料が地中に抜け落ちると、核分裂の反応が進行して、核燃料は、
3000℃以上の高温となって、地球を構成している、地表からマグマまでの厚さが、
約 20ｋｍを、高温の核燃料が岩石を溶融塩の状態である。岩石を溶岩の状態に溶融
をしながら、岩石を溶かして、地表からマグマまで、3000℃以上の高温となってい
る核燃料は、岩石を溶融してマグマの内部に抜け落ちることになる。この核燃料が
マグマの内部にて、核燃料を構成している、何百トンものウラン、プルトニウムな
どの放射性物質が、マグマの内部にて爆発をすると、広島型原爆の数万倍以上の大
爆発を起こすことになる。これにより、日本の六大都市である、東京、名古屋、大
阪、仙台、札幌などの都市では、今後、100 年以上にわたり、猛毒の死の灰であるプ
ルトニウムなどの、放射性物質による汚染の影響にて、日本の中心都市である、六
大都市には、人類が居住をすることが出来なくなる可能性がある。
また、今回のフクイチの事故は、地球上に於いて、最も悲惨で、日本列島、及び近
隣諸外国にも甚大な被害を与える可能性がある。汚染水の問題は序の口である。
【6】推論（6）は、海洋汚染に与える、放射能汚染水の問題は序の口で、今後、原子炉を
水溶液以外の冷却手段を使用して冷温停止が出来なければ、近い将来、おこりえる
近隣諸外国、特に、韓国、北朝鮮、ロシア、中国などの国々に与える、被害総額に
基づいての損害賠償金額は、天文学的な金額となる可能性がある。
４．技術等の概要
現在、本提案とは目的は異なるけれども、フクイチの 1 号原子炉から 4 号原子炉（以下、
略して、原子炉とする）の外周に凍土壁を形成して、原子炉の内部に原子炉の山側の外側
から、原子炉の建屋内部に水溶液が浸入するのを遮断する目的にて、原子炉の外周を囲む
地下に凍土壁を形成する建設工事が決定している。
５．技術等の概要
上記にて説明をした、凍土壁の建設工事の内容と、下記の①、②、及び③にて説明をして
いる。本提案の、原子炉を冷温停止させる構成とを比較すると、凍土壁を建設する目的は、
原子炉の建屋内部に水溶液が浸入することを遮断するだけの目的である。本提案は、原子
炉の周囲を全面的に、－100℃以下の冷媒を使用して凍結をして、高温状態にて暴走をして
いる原子炉を、－100℃以下に冷却をして冷温停止をさせることを目的としている。
①凍土壁の建設工事の内容と、本提案の内容とを比較すると、原子炉の外周を凍結して
32(1)
凍土壁を形成する内容とは、全く同じである。けれども、目的は異なるのである。相
違点としては、本提案を使用して、原子炉を冷温停止させるのには、膨大な冷熱が必
要である。例えば、凍土壁を建設する場合の冷熱を、１の冷熱とするならば、本提案
を使用して、原子炉を冷温停止させるのには、50 倍から 100 倍以上の冷熱を必要と
する相違点がある。けれども、冷温停止という抜本策の解決手段を選択するのであれ
ば、凍土壁を建設する必要性は、全くなくなる。ということは、凍土壁は無用の長物
となる。
②原子炉を中心として、現在、建設が決定をしている凍土壁を、原子炉を中心として外
周を囲む形状に、例えば、深さが、30ｍの凍土壁を建設しても、山側から浸入をして
くる地下水の水圧が高いので、サイフォンの原理である。U 字管の現象にて、山側か
ら流れてくる地下水は、地下、30ｍ程度の地中に建設をしている凍土壁の真下を迂回
して原子炉の真下から原子炉の建屋内部に、山側からの地下水は浸入をする。このサ
イフォンの原理にて、凍土壁の真下を迂回して浸入をしてくる水溶液を遮断するのに
は、原子炉の真下、及び建屋の真下を、全面的に凍結する以外に解決手段はない。
③原子炉を中心として、原子炉の外周に形成をする地中の凍土壁の計画に、さらに、原
子炉の真下の部分も凍結をする。さらに、原子炉を中心として、原子炉の地上の部分
の高さと同等か、又はそれ以上の高さまで、原子炉を中心として、原子炉が露出をし
ている側壁部分の、全部の面積の側壁部分を凍結する。例えば、―40℃以下に冷却を
する目的にて、－162℃の液化 LNG の気化熱を、－100℃以下のフロンに置換をした冷
媒を使用して、原子炉の側壁部分を、－100℃以下に冷却をして、原子炉の側壁部分
を、間接的に冷却をして、原子炉内部にて核分裂を起こして、3000℃以上の高温状態
にて暴走している核燃料を、100℃以下の温度に冷温停止させる構成とする。
６．技術等の概要
フクイチの問題で、現在、一番最初に解決をしなければならないのは、フクイチの 4 号機
のプールの内部には、原子炉に入る核燃料棒の 2.8 倍にもなる、1535 本もの核燃料棒が入
っている。しかも、その内 204 本は使用済みではない、新品の核燃料棒である。この 4 号
機のプールの内部にある核燃料棒を、近いうちに、安全な場所に移動をさせる計画がある。
けれども、1535 本もの核燃料棒を、安全な場所に移動をさせるのも、大変に危険を伴う作
業である。この 1535 本もの核燃料棒を、安全な場所に移動をさせるのには、直径が 3ｍで、
厚さが 7.5ｃｍもある。鋼鉄製の「キャスク」と呼ばれるドラム缶を水中に沈めて、この「キ
ャスク」の内部に核燃料棒を入れて、蓋をしてプールの内部から引き揚げる作業を、約 50
回繰り返さなくてはならない。もし、一回でも、総重量が 100 トンからある「キャスク」
を取り落すと、核燃料棒の表面を保護しているジルコニウム被膜が破損して発火をする危
険性がある。この解決手段を、下記の①、及び②にて説明をする。
①4 号機のプールの真下に位置をしている、4 号機の原子炉（以下、略して、原子炉と
する）の外周を、4 号機のプールを含む原子炉の高さと、同じ高さか、又は原子炉の
高さよりも、より一段と高い構造物を、例えば、古い海上コンテナーの長さが、20
フィートコンテナー、又は 40 フィートコンテナーを使用して、積層をして積み重ね
32(1)
て、円筒形状、又は 4 角形状、又は長方形状の構造物を、原子炉を中心として構築
をする。または、コンクリート、又は鉄骨と、鉄板を使用して、原子炉を中心とし
て構造物を建設する。この原子炉を中心として、原子炉の外周に構築をした構造物
の内部に真砂土を投入して、この真砂土に水分を含水させた真砂土を、真砂土の内
部に多数配管をしている。液化 LNG の気化熱を、－100℃以下のフロンに置換をした
冷媒を、含水状態の真砂土の内部に鋼管を配管して循環させて、原子炉の外周に構
築をしている構造物の内部に投入をしている。含水状態の真砂土を、－40℃以下に
凍結をして、含水状態の真砂土を氷結して、4 号機のプールを含む構造物の耐震性、
及び耐久性を補強する構成とする。
②上記にて説明をした、1535 本もの核燃料棒が入っている、4 号機のプールの内部の
水溶液を、液化 LNG の気化熱をフロンに置換をした、－100℃以下の冷媒を、4 号機
のプールの内部に多数配管をしている内部を、－100℃以下の冷媒を循環させて、4
号機のプールの内部の水溶液を、例えば、―40℃以下に凍結をして水溶液を氷結し
て、現状のままの状態にて、1535 本の核燃料棒を、安全に保管をする構成とする。
７．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 全てが既存の技術なので、実用化は容易である。
② 冷凍機を使用してフロン、又はアンモニアを圧縮した冷媒を使用して、原子炉を中心と
して凍結をするのには、冷媒の能力が、圧倒的に不足をする。
８．開発・実用化に向けた課題・留意点
① 高温状態の原子炉を冷却する目的にて、液化 LNG の気化熱（廃熱）を使用して、原子炉
の外周、及び原子炉の真下の部分を凍結することが出来る。
② 高温状態の核燃料を冷却するのに、例えば、水溶液を冷媒として核燃料を冷却すると、
放射能汚染水が際限もなく発生をする。水溶液以外の冷媒としては、空気がある。けれ
ども、空気を冷媒として、空気を高温状態の核燃料と直接に接触させると、空気が放射
能に汚染をされる。
③ 結論（a）としては、高温状態の核燃料を冷却するのには、冷媒として水溶液、又は空
気ともに使用をすることが出来ないのが現実である。
④ 結論（b）としては、放射性物質の半減期間、又は放射性物質の崩壊期間の長期間、放
射能汚染水、又は放射能に汚染された空気を発生させることなく、核燃料の温度を 100℃
未満の温度に低下をさせて、原子炉を冷温停止させるのには、原子炉の外周、及び原子
炉の真下の部分を凍結して、原子炉を、間接的に冷却をして、原子炉を冷温停止させる
以外に方法がないのが現実である。
９．その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
① 特開 2013-2869 にて、平成 25 年 1 月 7 日に公開がされている。
32(1)
また、上記の特許公報にて、原子炉を中心として、原子炉の外周を、全面的に凍結をし
て、原子炉を冷却することに関して、特許公報にて公開されている。
② 特願 平成 25 年 9 月 27 日に、2013-201286 として、液化 LNG の気化熱（廃熱）を使用
して、原子炉の外周、及び原子炉の真下の部分を凍結して、核燃料を冷却することを、
特許出願している。
（備考）技術提案募集の内容（６分野）
① 汚染水貯蔵（タンク等）
② 汚染水処理（トリチウム処理等）
③ 港湾内の海水の浄化（海水中の放射性物質の除去等）
④ 建屋内の汚染水管理（建屋内止水、地盤改良等）
⑤ 地下水流入抑制の敷地管理（遮水壁、フェーシング等）
⑥ 地下水等の挙動把握（地下水に係るデータ収集の手法、水質の分析技術等）
33
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
5
(Select the number from “Areas of Technologies Requested”)
Title
Managed Wide Scale Groundwater Bypass System
Submitted by
The SimplyInfo.org Research Team
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
This wide scale groundwater bypass system would take plant wide terrain and contamination
problems at Fukushima Daiichi into account. The system utilizes the plateau drop in the
geography and a nearby stream as boundary areas to create a network of controllable bypass
wells and a sealed water diversion system. (see attached document for diagrams)
This would allow the diversion of uncontaminated groundwater before it reaches the plant
grounds. Such a system will allow for direct diversion to the sea of water at acceptable levels
without requiring dilution. Groundwater at these locations should be uncontaminated or
minimally contaminated where if any filtration is required, simple media bed filtration should
suffice.
This system is superior to the current attempt by TEPCO as it creates the control of incoming
groundwater by manipulating the wide scale groundwater well system. This will allow engineers
to adjust the groundwater entering the site to avoid any unforeseen consequences such as
ground subsidence. The system avoids the contamination problem found in the TEPCO system
due to it being sited close to the reactors within the plant grounds. Combined with the already
under construction port wall and sea front soil solidification, the wide scale groundwater bypass
should give considerable control over the groundwater at the plant.
Please see the attachment for specifications, details of the functions of the system and
diagrams.
Owners: SimplyInfo.org is the “owner” of the intellectual property of the concept. All equipment
suggested to complete the project are based on capability or adherence to technical standards.
“Like for like” equipment could be exchanged to suit availability in Japan. Brands of equipment
suggested are to clarify the concept. We have no affiliations of any type with the brands or
companies used as representative suggestions.
33
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 concept relies on existing common technology and equipment, lowering the time
needed to implement the project. This strategy will also keep costs down. Groundwater
management control systems including relief wells, sump pumps, wells and water cut-off
tactics have been used in large scale construction projects for many years. This technology
has also been used for permanent water management for certain public structures and
buildings that need ongoing water management. Many large tunnel projects require long
term use of this technology. The Fleet Center in Boston required a permanent groundwater
management system due to the geology of the area.
A project such as the Wide Scale Groundwater Bypass could be fast tracked in as little as 6
months if hydrogeology surveys are done quickly and well, wall and piping systems are
constructed concurrently with sufficient staffing levels to do the work in an accelerated time
frame.
-
Challenges
Land ownership could be a challenge depending on who owns the peripheral land around
the plant. Since the project does not introduce new radioactive contamination to the land
being used, permission for use under a time frame to coordinate with the plant
decommissioning schedule would create a potential for a time limited lease or easement to
use the land.
The number of wells needed to effectively divert the incoming groundwater would be
dependent on the hydrogeology surveys and modeling. This could increase or decrease the
project cost based on these findings.
Radioactive contamination could be a potential problem. For this reason a closed system
should be used rather than open trenches to pump and divert water. A closed system would
prevent surface and runoff contamination. Groundwater should be monitored weekly to
33
assure any radioactive contamination changes to deep groundwater are identified before it
becomes a larger problem. This strategy would also increase public confidence in the safety
of this system.
-
Others (referential information on patent if any)
There is currently no patent on the concept proposed here. Representative suggestions of
brands or types of equipment may be subject to their own patents with the manufacturer.
3.
【Areas of Technologies Requested】
(1)
Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.)
(2)
Treatment of contaminated water (Tritium, etc.)
(3)
Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor
(4)
Management of contaminated water inside the buildings
(5)
Management measures to block groundwater from flowing into the site
(6)
Understanding the groundwater flow
34
［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
環境省 除染関係ガイドライン規格を満たした、自重脱水フレコンを使用
した高含水汚染廃棄物の一貫処理について
御提案者
株式会社 ファーストソリューション
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
■エコポーチ TypeⅡ
エコポーチ TypeⅡとは昨年 9 月に開発を完了した、環境省 除染関係ガイドライン規格を満た
した、高含水汚染廃棄物（ヘドロ、瓦礫他）の自重脱水及び長期間保管用フレコンである。
◇用途
（Ⅰ）高含水汚染廃棄物の一環処理
【工 程】
①高含水汚染廃棄物の収集
②脱水・乾燥→減容化
エコポーチ TypeⅡで高含水汚染廃棄
物の②脱水・乾燥作業完了後、③～⑤
③仮保管場所への運搬
一貫処理
の工程において内容物の積み替え等
がないため、作業性がよくコストメリ
④仮保管（3 年程度を仮定）
ットも高い。
⑤中間貯蔵施設へ搬出
（Ⅱ）各種除染プラントの前処理
・汚染水中に浮遊する粒径 0.5～1.0mm 以上の汚染物質を回収する。
・回収した物質に関しては（Ⅰ）②以降の工程を実施する。
（Ⅲ）各種除染プラントにおける濃縮物の脱水
・濃縮物に関しては（Ⅰ）②以降の工程を実施する。
別添資料 1
ＭＣ工法
参照
◇特徴
脱水効率を高めるため、内部にセンターウェル（空洞の排水用の筒）を装備した特殊構造(ド
ーナツ型/特許第 4964083 号)で縫製。
◇有効容量
1,100 リットル
◇規格
・環境省「除染関係ガイドライン」適合
・JIS
・JFC（日本フレキシブルコンテナ工業会規格）
◇材質
ポリプロピレン特殊素材
34
■エコポーチ
TypeⅡの構造
センターウェル
センターウェル
外
観
内
観
エコポーチ底部
センターウェル
■エコポーチの内部構造
（
は脱水時の排水経路を表す。
）
自重脱水の仕組み
エコポーチの脱水状況
■製造
当社より日豊製袋工業㈱（本社 大分県中津市、日本フレキシブルコンテナ工業会 正会員）に
製造委託
■価格
１枚 18,000 円
34
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)
■使用例
目的：浄水場の汚泥の中間（脱水）処理
作業内容：浄水場の汚泥（約 130～150 ㎥）を 20～30 日間で脱水及び固形化し場外搬出を行う。
エコポーチ TypeⅠ（汎用品/従来型）設置数：81 基
建設用単管足場材
①汚泥の投入直後
汚泥が減容したことにより、エコポーチ
が収縮したことが確認できる。
②投入１週間後
③乾燥状況（エコポーチを足場材から降ろしても自立して倒れない状況まで固化している）
内観
乾燥効率を高めるため、木製パレットに
載せ底部の通気を良くする。
含水率が 99％→90％以下へ減少
34
④搬出はユニック車で行う。
脱水及び乾燥完了後の固形物は約 1/5～1/8 まで減容する。
※上記以外の浄水場においても、2 年間で約 2,000 ㎥の同様な汚泥処理を行った実績がある。
■実績
◇エコポーチ
TypeⅠ（汎用品/従来型）
浄水場、港湾局、建設現場（国土交通省、県土木）、製造工場
◇エコポーチ
TypeⅡ
約 400 枚販売
（被災地向け/24 年 9 月製品化）
（独）日本原子力研究開発機構
35 枚販売
■実用化見込み
「エコポーチ
TypeⅠ及び TypeⅡ」に関しては被災地でも実証を行い評価を得た。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
■課題
①放射性物質の微細な粒子（粉塵）に対する飛散対策
脱水・乾燥後はエコポーチ内部の放射性物質の微細な粒子（粉塵）に対する飛散対策が必要
だと想定さる。
また凝集剤等を使用した場合は、凝集剤の粘着及び固化作用により固形物質の粉砕等が少
なく、放射性物質の微細な粒子（粉塵）の発生は少ないと想定される。
②放射線量にもよるが脱水・乾燥作業期間は作業空間がホットスポットになると想定される。
上記①及び②の課題解決においては、社外の研究者等の専門的見地が必要だと考える。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
◇特許/泥状物処理装置「エコポーチ」
発明の名称：泥状物処理装置
特許番号：特許第 4964083 号
出願者・発明者：代表取締役
高田 将文
◇国土交通省 NETIS 登録
「ＭＣ工法」登録番号 QS-100015-A
◇当該事業は経済産業省 新連携事業の認定を受け、製品の開発製品化を行っている。
事業名
認定日
「安価・高性能・コンパクトな汚泥処理システム ＭＣ工法の事業化」
平成 21 年 8 月 6 日
（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）
35
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
(5) Treatment of contaminated water (Tritium, etc.)
(Select
Select the number from “Areas of Technologies Requested”)
Requested
Title
Immobilization of Group II, and Group III radio
radio-nucleotide
nucleotide pollutants and
tritiated water using Cylenchar Technology.
Submitted by
Dr Peter J. Hurley, BSc(hons), PhD, MBA, CSci, CChem, MRSC, CEnv,
C.WEM, MCIWEM,
Cylenchar Limited
1. Overview of Technologies (features, sspecification,
pecification, functions, owners, etc.)
etc.
35
The technology is both Proprietary and Patent Pending property of Cylenchar Limited:
www.cylenchar.com
2. Notes (Please provide following information if possible.)
-
Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear industry,
time line for application)
application
The process chemistry is well understood. However, it will need adaptation to meet the scale of
need
d and use within the prevailing safety considerations posed by the high level of radio -toxicity
toxicity
of the wastes concerned.
-
Challenges
(1)
Management of localized heat of reaction on treatment (easily solvable) .
(2)
Assessment of treatment stability. (Requirements n
need
eed to be refined with client)
(3)
Safe disposal to a surface repository. (Site needs to be identified and repository
specification agreed with client in view of projected life of the repository).
35
-
Opportunities
-
(4)
The technology has the capability to be extrapolated to address the removal of Cs137
and Sr 90 and other heavy metals radio-nucleotides from the seawater in the harbor.
-
Others (referential information on patent if any)
【Areas of Technologies Requested】
(4)
Accumulation of contaminated water (Storage Tanks, etc.)
(5)
Treatment of contaminated water (Tritium, etc.)
(6)
Removal of radioactive materials from the seawater in the harbor
(7)
Management of contaminated water inside the buildings
(8)
Management measures to block groundwater from flowing into the site
(9)
Understanding the groundwater flow
36
［様式２］
御提案書
技術分野
① 汚染水貯蔵（タンク等）
（
御提案件名
チタン遮水工法を用いた、貯水及び放射性廃棄物貯蔵用ボックスカルバ
ート
御提案者
協伸工業株式会社
１．技術等の概要
①概要
「チタン遮水工法を用いた、貯水及び放射性廃棄物貯蔵用ボックスカルバート」とは、放射
性物質を含む水及び廃棄物の一時保管用設備である。
地上設置型概要図（地下埋設型・屋上駐車場利用型も可能です）
本工法に用いられるボックスカルバートは、容易に連結して所望の強度を発現することが
出来ますので、貯水タンクとしての利用が終了した後に、フォークリフトの通行が可能な開
口部を設け、廃棄物の貯蔵用としても利用が可能です。
36
②仕様
仕様例としては、コンクリート製のボックスカルバートを基本構造とし、その床板部分は、
シーム溶接によるチタンシート、及び、チタンシートを電食から守ると共に遮水効果の高い
ゴムアスファルトシートがトーチ法により一体化されています。
更に、遮水性向上のために、外面全体にもゴムアスファルトシートによる遮水層を設けるこ
とが出来ます。
本工法は、規格型の大型ボックスカルバートに、工場で上記遮水工事（連結部分を除く）
を行いますので、工事の品質が保たれると同時に設置現場での作業が軽減されます。
コンクリートの厚さにより、タン
ク内の放射線の遮へい機能を高め
ることが可能となります。
部分詳細図
36
③チタンシートについて
本工法に用いられるチタンシートは、耐食性が求められる復水器や配管に用いられて来た
実績があり、特に海岸部での塩分（海水）に対し優れた耐食性を示します。
チタンシートの接合は、シーム溶接と云う溶接による接合により一体化するので、他の有機
系遮水シートの接着剤による接合強度と比べて、長期的に安定な接合が出来ます。
チタンシート施工画像
チタンの特性について
http://www.kobelco.co.jp/titan/characteristic/
36
④ゴムアスファルトシートについて
チタンシート表面の保護とコンクリート躯体全体の遮水の為に用いられるゴムアスファ
ルトシートは、貯蔵物の中に電位差のあるような金属粉が混入している様な場合でも、電食
を防止することが可能であり、かつ、遮水性能を有しています。またバーナーで炙ることに
より、重ね貼りによる補修も容易です。
トーチ法によるゴムアスファルトの施工画像
アスファルト防水について
（全日アスファルト防水事業協同組合資料）
http://www.zennichiasu.jp/spec/asfit/index.htm
36
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)
○
放射線の遮蔽という観点からは、本工法に用いられるボックスカルバートは、高比
重の金属粉等を用いない通常のコンクリート製（チタン板との電食の危険性がありま
すので、鉄分や鉛を含むコンクリートとの組合せは不可）ですが、厚みを任意に設定
する事が出来るので、貯蔵物から生ずる放射線の遮蔽もコントロールが容易です。
○
本工法に用いられるボックスカルバートは、非常に廉価であると共に、屋上部分を
駐車場として有効利用するような実績もあり、また、チタンシート、ゴムアスファル
トシートも、屋上防水処理材として一般的に利用されており、数多くの実績を有して
いるもの（厚さは夫々任意）を使用します。コストは、仕様、素材の使用状況により、
変動します。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
○ ボックスカルバートの耐震性においては、耐震性を有する接合方法を使用する。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
特許第３４５３５２９号
37
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
Title
1, 2, 4, 5, 6
Treatment, management, solidification, sealing of pipes and surrounding
structures, understanding groundwater flow
Submitted by
Geochemie Sanierungssysteme GmbH, Germany
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
Contaminated liquids, water etc. can be fixed, solidified and stabilized with Tubogel T1+T2 by
adding sand or other stone like aggregate to produce a solid, sandstone like, unit.
The contaminated liquid, water, will be mixed with Tubogel components and than by adding sand
or other stone like aggregate consolidated, hardened in a basin or were it is.
The than produced block is not anymore water soluble and can be sealed with concrete to
prevent further radiation.
Based on the above can liquids or water which have penetrated the soil be stabilized and locally
fixed.
The GeoChemie Tubogel components are since 1996 in the market, predominantly in Europe
and the Middle East to prevent sewage and other toxic waters to spill into the ground and
spoiling groundwater etc.
The Tubogel components are certified by the German Institute of Building Standards and the
German Institute for Hygenic Standarts in Gelsenkirchen, Northrhine Westfalia and therefore
cleared Germany wide.
The owner of the Tubogel Products, Names, Rights of Product Formula, Rights of
Manufacturing, Rights of Application etc., are all with:
Geochemie Sanierungssysteme GmbH
Wettersteinstrasse 10
82024 Taufkirchen
Germany
www.tubogel.de
37
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 Tubogel Products can be used and applied for multipurpose, their use is not limited to the
nuclear industry.
The application can start as soon as the goods are on site, this depends on the shipping time
from Germany.
-
Challenges
The challenge to solidify nuclear contaminated water and thereby stop spillage of the same, can
be done, as well as the sealing of pipes and surrounding structures.
Tubogel is NON-PETROCHEMICAL, this ensures that there is no hazard to ground- or drinking
water, or human beings involved with the application.
-
Others (referential information on patent if any)
Geochemie, Tubogel and it’s application are protected by German an European laws, protection
in Japan is applied for.
【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
38
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
5
(Select the number from “Areas of Technologies Requested”)
Title
Dounreay Shaft Isolation Project
Submitted by
David Gibson – BAM Ritchies
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
Background
Dounreay was Great Britain’s nuclear fast reactor centre from 1955 until 1994; and the
shaft is one of the highest priorities UKAEA faces in its £4billion project to decommission
the 140-acre site.
The shaft was used as a Scottish Office approved disposal facility for solid radioactive
waste from 1959. Approximately 750m3 of radioactive waste accumulated in the shaft up
to 1977, when disposals ceased following an explosion.
BAM Ritchies’ Shaft Isolation scheme, developed with consultant Halcrow, was
designed to provide reassurance against leakage, eliminate concerns that the shaft is a
source of particles in the marine environment, and create a stable environment for waste
retrieval at a later date.
The works are briefly described as follows:Ground Investigation
Prior to the main grouting works of the £16M project to hydraulically isolate a shaft partly
infilled with nuclear waste at the UK Atomic Energy Authority (UKAEA) Dounreay site, on
the north coast of Scotland, BAM Ritchies undertook ground investigation work to add to
the knowledge gained from preliminary ground investigation work and assist with the
design of the grouting trials and hydrogeological testing.
The ground investigation work comprised:- Seven boreholes using Geobore S triple tube coring to depths between 62 and 105.5m;
vertical and inclined
- Geophysical Testing (by Robertson Geologging Ltd)
•
Optical televiewer
•
Acoustic Televiewer
•
Borehole geometry(4 arm caliper)
38
•
Spectral Gamma
•
Fluid temperature and conductivity
•
Resistivity
- Hydrological Testing (by Solexperts)
•
Environmental Head Tests using double packers at
5m spacings
•
Production Tests
- Double 19mm and 50mm standpipes in each hole
- Factual report
Grouting Trials
BAM Ritchies undertook grout penetration trials where the spread of grout was tracked,
in real time, through in in-situ rock mass. Three separate trials were carried out, with
both cementitous blocker and primary grouts being injected in a total of 50 stages.
Three or four component grout was mixed using the full scale plant, tested in the site lab
and injected using single packer, ascending stage techniques.
The twin computer controlled grout batching equipment produced colloidally mixed
grout in batch volumes of up to 200 litres. This was fed to five pump units, which were
controlled and datalogged remotely from a grout control module. The pump capacity
ranged from 3-12 litres per minute and from 0 to 100bar. The grout was then delivered
to the injection stage through pipework of up to 200m in length, which feed boreholes of
75m depth. Typical pump flow rates were 3-5 litres per minute at 15 to 40 bar.
Around each grout injection borehole were up to six monitoring boreholes. These
boreholes were set at radial distances from the injection borehole of 3, 4 and 6m. Within
each monitoring borehole, a double packer string was set in the bedrock at the same
level as the grout injection packer, at depths of up to 75m. The packer string contained
pH, temperature and pressure sensors monitored by data loggers.
In addition to the pH, temperature and pressure sensors contained within the double
packers, a further 40No vibrating wire piezometers were installed across the trials site.
These recorded ambient, tidal and grout injection induced changes in ground water
pressures at depths of up to 80m below ground level.
38
The tests were successful with grout penetration being recorded in fissures of
approximately 50 to 1000microns. It is believed that this trial represents the first time
that grout penetration has been measured and tracked in real time through insitu rock
fissures.
Main Works
Following the successful completion of site trials and construction of the Raised
Working Platform, the main works to hydraulically isolate the Dounreay shaft was
successfully completed resulting in a massive reduction in potential water ingress
during future radioactive waste removal operations from an estimated 350m3/day to
12.7m3/day.
The works commenced with site characterisation & baseline hydrological testing
followed by bulk infilling of the Liquid Effluent Discharge Tunnel (LEDT) and then high
pressure rock fissure injection grouting. All drilling and grouting equipment operated
with datalogged sensors and grouting control included realtime ground movement
monitoring at depths of up to 100m with a resolution of 0.03mm.
Drilling was undertaken using wireline methods. Custom grout mixes were developed
for both LEDT infill and rock fissure injection with ultrafine cements used extensively.
BAM Ritchies drilled more than 300 boreholes up to 80 metres deep, with a combined
total of 24km.
The work created a nominal ten metre thick barrier around the shaft by grouting fissures
in the Caithness Flagstones reducing rock mass permeability to 5 10-9 m/s. The project
was complete in 2008 after a year programme.
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 technology used at Dounreay along with related technologies for non-rock masses
is readily available within BAM Ritchies with regard to:•
Personnel
•
Plant
•
Equipment
38
-
-
•
Design
•
Supply Chain
•
Management Systems
•
HSQE precautions
Challenges
•
Working in the contaminated site
•
Access/working areas
•
Language
•
Verification
•
Residual water flows
•
Royal BAM Group approval to undertake work
•
Insurances
•
HSQE management
Others (referential information on patent if any)
• Requirement of a local partner in Japan?
【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
39
［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
船舶による汚染水貯留・汚染水処理システム
御提案者
金子仁
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
現在の増え続ける汚染水を洋上のコンテナ船やタンカーに貯留および洋上にて汚染水の
低濃度化処理を行う。
本システムに必要な主な施設は、以下のとおり。
①洋上の船舶（コンテナ船およびタンカー）
②福島原発港から洋上の船舶や中継港に汚染水を運ぶ中積船
③放射線遮断機能のあるタンクコンテナ
④中積船が停泊、汚染水の積み込み・積み下ろしができる福島原発港
⑤中継港。中積船や洋上船舶が停泊できる港。一部、汚染水の積み込み・積み下ろし
ができる港。
⑥造船所。中積船や洋上船舶が修理等の保全ができる造船所。
貯留能力はタンカーの場合１隻あたり３０万トン、コンテナ船の場合、２０万トン程度。
隻数を増やすことで貯留能力増加。
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過去にタンカーにて石油の洋上備蓄を行い、500 万ＫＬもの石油備蓄を行った。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
①放射線を遮蔽できるタンクコンテナの製造が課題である。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
［様式２］
御提案書
技術分野
②および③
御提案件名
好気性微生物処理で最終処理を行うことによる除染
御提案者
（株）小川環境研究所
小川尊夫
１．技術等の概要
・具体的な方法は以下の３つで除染する。
①低濃度用の活性汚泥処理装置を作って、ALPS で処理した水（および低レベル放射性排
水）を、さらに浄化して、港湾内に放流する。（AS1 方式）
②港湾内をプランクトン培養槽にして、食物連鎖で港湾内を除染する。（AS2 方式）
③中濃度用の活性汚泥を作って、トレンチなど構内の高濃度汚染水で汚染された地下水
を処理し、汚染水が海に流れこまないようする。（AS3 方式）
・AS1 方式：低濃度用の活性汚泥処理装置
◎低濃度用の活性汚泥では、セシウムやストロンチウムは、ほぼ完全に取れるはず。
◎トリチウムは、活性汚泥である程度除去できると思うが、具体的なデータがないので、
除去率がどの程度になるかわからない。
◎低濃度排水の活性汚泥処理は、高浜原発で実績があり、実施にはほとんど問題ない。
・AS2 方式：プランクトン培養槽
◎原発前の長方形の部分に、栄養物と酸素を添加して、プランクトンと小さな魚介類を
大量発生させる。外側の港湾内には、適当な中型の魚を育て、シルトフェンスを通過
する小さな魚介類を捕食させ、中型魚に放射性物質を蓄積濃縮させ、捕獲して除染。
◎プランクトン培養槽は、閉鎖構造にはできない。シルトフェンスでは、魚介類の移
動を完全にはブロックできないので、プランクトン培養槽の運用と汚染魚の拡散防
止には、漁協の協力が欠かせない。
・AS3 方式：中濃度用の活性汚泥処理装置
◎トレンチなどからの漏れ出しを防止するためには、地下水位に合わせて汚染された地下
水をくみ上げる必要があり、やや濃度の高い多量の汚染水が発生するはず。
◎やや濃度の高い多量の汚染水の処理は、吸着方式より生物処理のほうが断然有利。
◎活性汚泥でどこまで高濃度の排水が処理できるか、現時点では不明だが、微生物の「環
境適応能力」は非常に大きく、かなりの高濃度排水を処理できる可能性がある。
・廃棄物等
◎低濃度用活性汚泥 600t/day 処理の場合、廃棄物量（余剰汚泥）は脱水状態で約 0.5t/day
発生するが、汚染魚の処分が同時にできることを考慮すれば、決して多くない。
（参考：ALPS の廃棄物量は約 6m3 の容器 1.5 本/day）
・好気性微生物処理で最終処理をする効用
◎好気性微生物処理の運転には、栄養源が必要で、汚染魚の拡散防止で捕獲した魚介類
を栄養源とすれば、合理的。プランクトン培養槽の運用と合わせて、被害者である漁
協と一緒になって除染ができることの意義は大きい。
◎ALPS 処理水を希釈して外洋に流すのは、
「有害だから希釈」の風評危険性があり、漁協
と合意は難しいと思われる。
「好気性微生物処理で、ALPS 処理水をさらに処理するとと
もに、微生物が正常であることを確認することで安全を担保して港湾内に流し、港湾内
はプランクトン培養槽で除染する」、ことで海に流す合意を得るのが、適切と考える。
◎港湾内の汚染魚のデータを、積極的に公開する。データは除染効果と食物連鎖サイク
ルが短くなることで、必ず良くなるはず。港湾内の魚介類でさえこの程度ということ、
港湾内の魚介類は捕獲され外洋には拡散しない、ということがわかれば、風評被害は
なくなるはず。
・強調したい点
「汚染水を、環境に排出するには、人間と同じ酸素を必要とする微生物を使う好気性微
生物処理を通すべき」、というのが、基本的な考えです。
安全が、全て科学的に証明できることばかりではないので、「好気性微生物処理で最終
処理を行う」とことで漠然とした不安をできる限り解消することが必要と考えます。
２．備考
・開発・実用化の状況
◎（AS1 方式）低濃度用の活性汚泥での放射性物質の除去
高浜原発の処理装置納入業者の三菱重工の技術レポート（三菱重工技報 Vol43 No.4：
2006）に、Co-60 の除去データが記載されており、それによると、入口 Co-60 濃度 50
～800Bq/L に対し、出口 Co-60 濃度 4Bq/L 程度で、除去率 98%以上である。
セシウム・ストロンチウムについては記載がないが、その化学的性質から除去できると
推定する。
（弊社では入手できないが、高浜原発には詳細な運転データがあるはず）
高浜原発の活性汚泥流入排水の Co-60 濃度は 50～800Bq/L、ALPS 処理水の Co-60 濃
度は 200Bq/L 以下であり、且つ活性汚泥の許容放射線レベルは十分余裕があるので処
理は可能と推定できる。
ALPS 処理水での除去データは、放射性排水を扱える場所・施設があれば、すぐにでも
ラボテストでの実証は可能である。また活性汚泥は汎用装置なので、実機へのスケール
アップの問題はほとんどない。
◎（AS2 方式）プランクトン培養槽での除去
港湾内の汚染魚の Cs 濃度実測データ（東電資料）＝100～740,000 Bq/kg 程度で、
アイナメ等高蓄積魚の平均 Cs 濃度を略 30,000Bq/kg＝0.03×10＾6 Bq/kg として、
港湾内 3 号機取水口（シルトフェンス内）の Cs 濃度≒100 Bq/L、港湾内に流入する
汚染地下水量推定＝300 t/day とすれば、流入 Cs 量≒30×10＾6 Bq/day となるので、
汚染魚を約 1 ton/day 捕獲除去すれば、流入 Cs 量を除去できる計算。
養魚密度を 1.5 kg/m3（ブリ養殖の場合は 7 kg/m3）として、原発直前の長方形の部分
の容量≒330,000m3 なので、約 500 ton の小魚養魚が可能であり、港湾全体容量≒
1,600,000m3 で、1 ton/day 程度の中型汚染魚の捕獲除去は十分可能と推定。
1 ton/day の汚染魚は、低濃度用の活性汚泥（AS1 方式：排水処理量 600 t/day）に必
要な栄養源の量と同程度で、捕獲除去した汚染魚は、全量栄養源として活用できる。ま
た汚染魚から持ち込まれる Cs 量≒30×10＾6 Bq/day は、排水量 600 t/day に対し、Cs
濃度≒50 Bq/L なので、低濃度用の活性汚泥で阻害なく処理でき、より高濃度に濃縮さ
れた廃棄物（余剰汚泥）として、系外に除去できる。
また、プランクトン培養槽の運転に必要な栄養源は、拡散防止のため港湾外で捕獲し
た汚染の微量な魚介類（推定約 2ton/day）を破砕してミルク状にしたものを供給する
ことで、汚染魚の拡散防止→プランクトン培養槽（AS2）→港湾内高濃縮魚捕獲回収→
低濃度活性汚泥（AS1）→余剰汚泥として廃棄物保管、の除染サイクルができる。
◎（AS3 方式）中濃度活性汚泥で、もっと高濃度の排水が処理できる可能性
三菱重工のレポート（三菱重工技報 Vol43 No.4：2006）に、γ線照射テストのデータ
があり、γ線に対する微生物の耐性は、吸収線量が 600Gy までは汚泥の有機物分解速
度（活性）は一定であり、600Gy 以上になる影響を受けて活性が低下していき、
約 5000Gy で活性が 0 となるデータと、汚泥の増殖滞留条件から、汚泥が受ける吸収線
量は 0.06Gy であること、が記載されている。
このデータから、該当排水の入口放射線レベル（約 200 Bq/L）の約 10,000 倍の濃度の
放射性排水まで処理可能の計算になる。
β線の照射データは記載なしだが、γ線のデータから、かなりの高濃度の処理ができる
可能性がある。
三菱重工の活性汚泥（MBR）は、担体を使って、廃棄物量を少なくする運転法である
が、より高濃度排水を処理する観点からは、汚泥増殖量を多くする運転法の方が単位微
生物量あたりの吸収線量が小さくなるので有利（推定 5 倍程度）になる。
また、より高濃度放射性排水処理は、化学廃水でときどき見られる阻害性物質混入排水
を処理する活性汚泥と類似の挙動をすると推定され、汚泥の活性を管理しながら、順次
濃度の高い排水で、汚泥を馴養することで、より耐性の強い活性汚泥ができると思われ
る。
中濃度用活性汚泥は、MLSS 中の放射性物質濃度が高くなるので、処理水に SS の流
出がない膜分離活性汚泥（MBR）、または活性汚泥処理水をさらに凝集沈殿する方式が
適切。
運転管理は、汚泥が放射性物質で阻害を受ける可能性があるが、汚泥の活性を連続測定
管理することで、安全に維持管理ができる。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
◎活性汚泥装置自体は、下水処理で広く用いられており、設備化は全く問題ない。
低濃度用は、処理水量 600 t/day 規模で、曝気槽容量 1,000m3、沈殿槽 300m3 程度。
設備費は 3 億円程度か。
中濃度用は、活性汚泥＋膜処理が適当で、現時点では、トレンチからのモレ出し防止で、
どの程度の地下水の処理が必要になるか不明だが、地下水量から推察し 200~300t/day
とすれば、設備費は 2 億円程度か。
◎プランクトン培養槽は、装置的にはヘドロで汚れた海の再生方法と同様で問題ない。
設備費は１億円程度と推定。
運用方法は、餌とプランクトンのバランス、プランクトンの質と量の管理、小魚の種
類、量の管理、中型魚の選定（濃縮度の大の魚種、港湾内からでない性質の魚）等々、
試行錯誤しながらの効率的な運用が必要。汚染魚の拡散防止方法（捕獲回収）などと
ともに、運用の主体的部分を漁協に委託することがベストと考える。
・その他
◎約 10 分間のビデオに提言内容をまとめてあるので参照願いたい
（DVD およびビデオ内容：資料-2）
41
［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
鉛を用いた溶融燃料の冷却および汚染水発生の防止
御提案者
山田廣成
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
鉛粉末を格納容器内に注入する。冷却水循環ポンプを用いるか、別途コンクリート輸送ポ
ンプを用いて注入する。場合によっては格納容器に穴を開ける。溶融燃料に到達した金属
粉末はやがて格納容器の底部に堆積し、燃料の熱により溶けて液状鉛がプールを作り出す。
燃料の熱は鉛から格納容器に伝わり、格納容器から放熱される。冷却水に触れている場所
の鉛は解けないが、熱を伝導する役割は果たす。冷却水を循環させながら鉛の投入を続け、
徐々に流量を減らし、最後には冷却水を止める。
燃料は鉛で覆われているため、放射能は鉛に閉じ込められ、放射能が外部に放出される危
険はどんどん軽減する。したがって、地下水が流入しても、汚染水は発生しない。
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)
・開発・実用化に向けた課題・留意点
冷却水ポンプが鉛粉末を輸送する力があるか。
鉛を投入する入口をどこに作るか。
投入する鉛の量の検討（格納容器の図面が必要）
安定状態になった後の格納容器の温度と健全性の検討
鉛が不適切な場合には、溶けやすい金属である錫やアルミについて検討する。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
42
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
4
(Select the number from “Areas of Technologies Requested”)
Title
Water additive
Submitted by
CM
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
A temporary solution to prevent water leakage from a bolted flange type tank can be the use of
an additive in the water.
The contact between water, additive and air can form a seal in cracks, corrosion pitting, flanges
etc.
Different types of additives are available, one component or two components. Some are based
on crystalline minerals or spices like ginger etc.
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 is available.
-
Challenges
Temporary method while weld type tanks are being constructed.
-
Others (referential information on patent if any)
43
［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
汚染水貯溜タンクの製作数軽減設備
汚染水貯溜タンクの劣化防止と放射性物質を分離する設備
御提案者
株式会社 昭和冷凍プラント
代表取締役
若山
敏次
当社は北海道釧路市において、鮮魚や生鮮食品の独自の鮮度保持技術を開発し活用施工
しているプラント設備会社です。
１．技術等の提案概要
※大気中の窒素、水及び氷の特性を活用した設備提案
(1) 汚染水貯溜タンク内の汚染水を大気中の窒素を活用し、冷却窒素置換を行い汚染水
の窒素溶存量を飽和状態にし、貯溜タンク内部からの酸化劣化防止を計り貯溜タン
クの寿命を長期化させ、タンク製作数の軽減を目的とする。また同時に凍結(界面前
進、シャーベット状)方法で汚染水の分離を目的とする、窒素ガスは不活性ガスであ
り、周囲の環境への負荷をかける事もない設備方法である。
① 汚染水を化学的に安定させる。
② 汚染水を冷却窒素置換する事により溶存窒素量を増加させ、タンク内部の酸化
による劣化防止を計り汚染水貯溜タンクの寿命を長期化させ、また冷却する事
により不純物の分離沈殿を促す。
③ 一次工程、二次工程と作業工程が分離しているため効率的かつ低コストで短期
間の作業が可能。
(2) 冷却窒素置換した汚染水を凍結分離する。
① 界面前進凍結濃縮方法を用いて濃縮汚染水と氷に分離し放射性物質が除去さ
れた氷を生成させ、氷は再利用また廃棄することにより汚染水貯溜タンク内容
量の増量を可能とする。
② 汚染水貯溜タンク内汚染水を窒素置換冷却しシャーベット状氷を生成濃縮分
離して行き、タンク内上部に溜まったシャーベット状分離氷を外部に廃棄し汚
染水貯溜タンク内容量の増量を計る。氷の特性を生かした、安価なコストで工
期も短縮でき、今後の汚染水貯溜タンクの製作数を軽減する。
43
(3) 工程
（循環）
A 放射性物質汚染水
B 窒素置換および冷却
（貯溜汚染水を冷却窒素置換）
C 凍結濃縮氷分離
（界面前進凍結方法またはシャーベット状凍結方法により凍結）
E 液体
D 固体（氷）
（未凍結の汚染水は再度貯溜タンク、凍結した氷は回収）
回収
※上記工程のアルファベット記号は、以下のフロー図のアルファベット記号と連動
C
D
E
B
A
43
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）
(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 上記提案設備は、生鮮食品の鮮度保持技術として自社により開発実用化され、
各市場関係業者、漁業協同組合、一般生産者など各方面にて実績を上げており
別紙特許の応用設備である。
(2)開発・実用化に向けた課題・留意点
① 汚染水貯溜タンクの数の軽減、コストの軽減を計るという逆転の発想提案であり
また、窒素ガス、水及び氷の特性を最大限に生かした設備であること。
② 多重防御方法の一環としても確実に実績を残せる設備であること。
(3)その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
※添付資料
参照プラント機器写真
特許出願番号 2013-157310 ：放射性物質汚染水処理方法
※参照特許
特許 第 4079968 号 ：窒素ガス封入氷および製造方法
特許 第 4969897 号 ：漬け汁製造装置(加工水)
㈱昭和冷凍プラント
㈱昭和冷凍プラント
㈱昭和冷凍プラント
（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）
44
［様式２］
提案書
技術分野
提案件名
提案者
２
処理水の分離技術以外の方法
高津戸
厚
１．技術等の概要
今、福島第一（F1）でなすべきことは放射性物質を長期間隔離し、保管管理する策を
早急に講じるべきだと考える。
汚染水処理対策において、トリチウム分離技術の実用化の難しさを考慮した場合、
分離技術以外の方法も考える必要がある。
そこで、分離技術以外の方法として
処理水（液体）を凍結し、氷（固体）として冷凍貯蔵場に保管管理する方法を提案
する。（現在、処理水が 35 万㎥貯蔵されていることを承知の上、あえて提案する）
（特徴）
① 技術的には複雑ではなく、開発研究の必要もなく、既存技術を利用できる。
② 規模は大きくなるが、すぐに産業規模で実用化の可能性がある。
③ 作業者の被ばくを防止し、作業性が良く、複雑でない設備・施設の設計が容易であ
る。
（性能）
① 水（液体）を氷（固体）にすることにより、水（液体）のはたらき（化学物理的反
応・機能等）を低下させ、氷河のように水質を長期間に亘り保つ。これにより氷中
に比較的安定して放射性物質（トリチウム）を封じ込め、減衰を俟つ。
② 将来、放射性物質の処理技術開発が進んだ場合、氷（固体）から元の処理水（液体）
に戻し、開発技術で処理できる可能性がある。
２．備考
・開発・実用化の状況
実例としては、水に放射性物質が多量に含まれていることを除けば、現行の製氷・冷
凍倉庫の技術と同等とみている。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
・この方法を長期的実用可能なものにするには福島第一から発生する滞留水を減らすこ
とが必要だと考える。
それには福島第一原発（１～３号機）を石棺し、敷地を核廃棄物(ごみ）処分場とする
こと並びに原子炉の冷却は現在の冷却水かけ流し方式を止め、ドブ浸け方式にし、汚染
水を減らす。建屋に流入する地下水をドブ浸けし水位を上げることで止めることに努め
る。止まらない場合は１～３号機建屋の石棺工事で建屋内に流入する地下水を防ぐ施工
をする。
45(1)
［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
汚染水処理フィルターシステムの提案
御提案者
東田商工株式会社
東
Rad-Cap
System
昌伸
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
特徴:
無機のフィルター材を利用した、多核種複合放射性物質吸着剤を利用した、除染システム
です。無機のフィルター材を使用するため、電力を必要とするものは、水の循環ポンプの
みとなり、停電時には、重力降下を利用することにより、処理の途絶を防止することが出
来る。フィルター材を交換時には、バルブの開け閉めのみとなり、操作も簡単で、事故防
止上有利である。フィルターに付着したものは、薬品により取り出すことが出来、後の廃
棄時に容量を小さくすることが出来る。4 種の化学処理された Zeolite と、KMS によりトリ
チウムを含めた全核種の除去に成功しており、残るは、実際の汚染水にての除去率の確認
だけとなっています。除去率により、ラインの延長、ラインの構築方が変わりますが、フ
ィルター自身を変更する必要はありません。また、Rad-Cap は、海水、真水を問わず使用す
ることが出来るので、海洋に流れ出した汚染物質も、ポンプからの汲み出しにての使用も
可能です。
仕様:
化学処理された Zeolite
ストロンチウム用 KMS
危険物質含有無
色：ベージュ
状態：顆粒状
臭い：無
PH:N/A
融点：1800°F(982℃)
水溶性：無
重量比：2.2－2.4
4 種類
1 種類
性能：
除去性能は、セシウム、ストロンチウムを含む全核種。
時間容量は、フィルターサイズ容量と、水量に左右されます。
保有者：
パワープラス社
現在サンプルは、日本にあります。
45(1)
２．備考（以下の点など、可能な範囲で御記入いただけますようお願いします）
・開発・実用化の状況（国内外の現場や他産業での実績例、実用化見込み時期を含む)
本品は、除染実証試験時に、現場での水回収用として使用され、排水中の汚染物質は、ND
で推移し、現場廃水を可能としました。また、提供された汚染水を元にアメリカでのテス
トでは、トリチウムを含む、全核種にて 99.97%の除去率を直径 15 ㎝、長さ 15 ㎝の容器に
１回だけ通しただけで、達成しています。福島での実施試験では、直径 30 ㎝高さ 120 ㎝の
ステンレス容器を 5 連つなぎ、排水中の汚染物質は、ND となりました。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
開発済で、すでに実用化されています。必要なものは、製造時間だけとなります。
残る課題は、実際の汚染水中の高濃度トリチウムの除染率を確認だけとなります。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
KMS は、取り除くのが困難であったストロンチウムに対して開発されました。レイヤードメ
タルをナノ単位で製作し、安価で、確実に除去するものとして、実用化されています。
Rad-Cap は、KMS を開発した Northwestern 大学から製造権を受け、現在第 3 世代の除去フ
ィルターとして使用されています。
（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）
46(1)
［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
御提案件名
２
（「技術提案募集の内容」の該当番号を記載願います）
トリチウム光触媒・水素同位体吸蔵触媒・電解分離回収
水素エネルギーシステム有限会社代表取締役　李　勤三
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
御提案者
概要：放射能汚染水を1,光エネルギー2,光触媒3,水素同位体分解触媒(Pd-Pt)の３種類に
よって、トリチウムを優先的に水分解する。水分解したものを電解分離し回収する、ま
たはALPSに接続する。
フロー：
hv→HTO⇔｜Pd-Pt | 電解質膜→Pt-Ti電極・水素吸蔵電極→回収　仕様：光源：108,122,172nm,184.9nm,254nm,
光触媒：SrTiO3,TiO2
光水素同位体分解・吸蔵触媒：Pd-Pt,V-Ni,U-Pd-Pt,　光水素同位体吸蔵電極：La-Ni
浄化率：多段式
保有者：李　勤三
特徴：光エネルギー・光触媒・光水素同位体分離触媒を用いることにより、放射能
汚染水の中の水素イオン、重水素イオン、トリチウムイオンに分離する。　分離された水素イオン、重水素イオンとトリチウムイオンを電解分解回収。
仕様：20A.
電解性能：1L/分：2g-Cs/L・分.
光触媒水素同位体分離電解装置の処理量：
ラボ試験　1Ｌ/分
検証試験　２０Ｌ/分
実証試験　４００～ｍ３/日
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,ラボ試験機1L/分(２枚目の写真を参照）
HTO水質：多段浄化方式、データ収集中
HTO浄化速度＆処理量：全Ⅰ価イオン浄化速度：2g/L・分＆400～m3/日
・開発・実用化に向けた課題・留意点
汚染水中の超微粒のHTOの選択的光波長同期＋光触媒＋光エネルギー
光水素同位体分解吸蔵合金：Pd-Pt,
吸蔵電極:Pd-Pt-LaNi&Pd-U.
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
トリチウム浄化装置（光触媒・水素同位体吸蔵触媒・３室電解装置
処理後：Pd拡散器、Ｕ貯蔵容器使用（700日～）
遅漏防止設備＆対策
同時浄化品目：Cs＋：2g-Cs/L(電解性能）
46(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 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）
②汚染水処理（トリチウム処理等）
フロー：
光エネルギー＋触媒＋水素同位体分解触媒＋水素同位体吸蔵電極＋電解分離・貯蔵回収
光源：108,122,172,184.9nm,254nm～
光触媒：TiO2,SrTiO3～
光・水素同位体分解触媒：TiO2-Pd-Pt,TiO2-V-Ni-Pt/Pd,
水素同位体吸蔵合金触媒：U-Pd,Zr-Co,V-Ni-Pt/Pd,
選択的光触媒・水素同位体分離触媒：
hv→|HTO|⇔TiO2+Ru-Pd-Pt|電解質膜|⇒水素同位体吸蔵合金触媒hv→|
HTO|⇔SrTiO3+Ru-V-Ni-Pt/Pd|電解質膜|⇒水素同位体吸蔵合金触媒
1-1.ラボ試験：光触媒に依る水分解＆HTO分解テスト。
トリチウム・水素同位体分解触媒
トリチウム・水素同位体貯蔵電極
47
[Form 2 (to be reported to Committee on Countermeasures for Contaminated Water Treatment
and to be disclosed to public)
Technology Information
Area
(4) + REMOVAL OF FUEL RODS FROM FUEL POOL IN REACTOR-4
Title
Replace Water in Fuel Pools and Reactors with Sodium Thiosulfate
Submitted by
Dipl. Phys. Dott. Ing. Markus Reichert
1. Overview of Technologies (features, specification, functions, owners, etc.)
Given the fact that the coolant water works also as moderator, the removal of fuel rods from the
pool in reactor 4 is expected to become extremely challenging. The problem with the partially
burned rods is, that they are hot AND contain still enough fissible material to risk prompt
criticality or at least delayed criticality when disintegrated and surrounded by water. The decay
heat might have caused fuel rod damage due to water shortage during the accident. Thus an
attempt to lift the bundles could lead to rod fragments falling to the ground of the pool risking to
create a critical configuration.
To avoid this, the proposal is to replace the water by a liquid which moderates neutrons much
less then water. Sure some research has to be done especially for the possible chemical
reactions, but Sodium Thiosulfate Na2S2O3 might be a solution.
It melts at 48°C / 52°C (pentahydrate / anhydrous) and could (if chemically stabile) work up to
100°C / 300°C (pentahydrate / anhydrous).
It can be effectively cooled just by adding solid Sodium Thiosulfate or water in case of
emergency.
Liquid Sodium Thiosulfate is transparent so fuel rack handling is still possible.
It can bind iodine:
I2 + 2 Na2S2O3 --> 2 NaI + Na2S4O6
There should be no chemical contamination issue (WGK 1 slightly water endangering, LD50 rat
> 5000 mg/kg), however some chemical reaction products could be more dangerous.
The (compared to water) high melting point allows for sealing leakages automatically where the
temperature drops below 48°C.
This approach could also be considered for the coolant in the reactors and if the leaks are not
too deep in the ground where running groundwater might take away too much Sodium
Thiosulfate by dissolving, it could even seal the leaks and separate groundwater from the core
cooling circuit. However this would require an enormous amount of Sodium Thiosulfate.
47
2. Notes (Please provide following information if possible.)

Technology readiness level (including cases of application, not limited to nuclear
industry, time line for application)
As far as I know this has never been tried before.
Therefore the technology has to be developed. I expect that the research could be done within
one month. The topics are:
-
Chemistry of Sodium Thiosulfate in the environment of the fuel pool.
-
Mixing of water with Sodium Thiosulfate under the conditions in the pool.
-
Shielding capacity against radioactivity.
-
The heat-exchanger and a pump technology.
-
Kinematic and heat transport studies of Sodium Thiosulfate in the fuel pool

Challenges
-
Chemical reactions with substances present in the fuel pool
-
Supply of ~1200 m³ Sodium Thiosulfate for each fuel pool
-
Transition process from Water to Sodium Thiosulfate
-
Development of corrosion inhibitors if necessary
-
Transition from the coolant Water to Sodium Thiosulfate (pH needs to be controlled)
-
Flow control more difficult due to higher viscosity and smaller temperature window
(local crystallization could create ho spots)
-
Engineering on heat exchanger and pump required
-
Research on radiation shielding required

Others (referential information on patent if any)
As far as I know there are no patent issues.
【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
48
［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
連続多量処理凍結濃縮装置
御提案者
手塚正博
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
放射性物質汚染水の多量処理の方法で提案します。
凍結濃縮による方法です。凍結濃縮（装置）の既存の技術は、次のように要約されます。トリチ
ウムを除く全ての放射性物質を一回の操作で濃縮出来る。凍結は蒸発の１／７の潜熱（必要エネル
ギ）で済む。しかし、氷と濃縮液の分離が難しく、このため装置の処理量が少ない。
本提案の方法は、連続多量処理とし、分離効率を下げた方法で、
（単純な構成で）装置費も非常に
低コストです。
・能力
１回処理（氷：濃縮液≒２：１）で、濃度１／１０～１／１００ほどの希薄液（濃縮液；３倍濃
度）が得られます。２回処理ですと、それぞれ２乗の数値となります。
・装置規模と運転条件
現在、以下の
既存機器で
上記の処理が可能です。
a ) 製氷機（幅１ｍ強×奥行き約１ｍ×高さ約１ｍ）
：―２５℃、処理量５０トン／（台・日）
×１０台＝５００トン／日
ｂ）分離器（幅約１ｍ×奥行き約１．５ｍ×高さ約１．５ｍ）
：１～５台（処理量５００トン
／日）
ｃ）冷凍機：上記製氷に必要な冷凍能力の物（既存機で可能）
・その他
a ) 海水中の塩分も放射性物質と同時に除去できます。
ｂ）試験では、価格を調べていないのですがコバルト同位体（非放射性物質）を使うつもりで
す。
ｃ）トリチウムの氷中の移動の他者報告があります。しかし、詳細に検討していません。少な
くなるようですが、その移動量が少ないように思われのですが。
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)
a ) 処理量の少ない類似技術の開発研究を行っていた（化学工学論文集５報ほど等）
。
ｂ）溶質に関して装置運転条件（製氷機：冷却温度、回転数；分離器：スクリーン穴径・形
状等）と処理量および分離効率の関係が定性・定量的に把握されている。
ｃ）実用化見込み時期：必要冷凍機の能力を検討後、試作機の構成機器の発注が可能。
ｄ）既知の各種産官学との共同開発が可能。
・開発・実用化に向けた課題・留意点
a) 本方法は、溶液中の固体はその粒子径が大きいほど（氷液混合物からの脱水時に）氷層
に捕捉される割合が増加する。しかし、放射性物質は粒子径が小さく（サブミクロン）
48
脱水時に氷層に捕捉される割合が少ないと思われる。
また、必要であれば氷液混合物
の原液への浸漬後の脱水も考えられる。
ｂ）本技術は、溶液の濃度が低いほど分離効率が大きくなる。本件の放射性物質を含む廃液
は、容量濃度において低いと思われる。したがって高い分離効率となると思われる。
ｃ）本方法の処理前に砂、泥等の除去が必要に思われる。
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
特許作成中
（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）
49
［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
プルシアンブルーナノ分散液を使ったセシウムの吸着除染
御提案者
三菱化学エンジニアリング株式会社
宗澤
潤一
１．技術等の概要（特徴、仕様、性能、保有者など）
１．１ 特徴
プルシアンブルーナノ粒子を造粒加工等せずに、ナノ分散液そのものの高吸着性能を
損なうことなくナノ分散スラリーにて吸着材として活用し、汚染水はケーキ膜にて吸
着材と分離され、除染された透過水を得る。十分吸着した吸着材は９０ｗｔ％含水ケ
ーキとして排出する。
排出された吸着ケーキは容器に充填され、更に容器のまま誘導加熱装置にて乾燥・燃
焼酸化し、セシウムは容器内で酸化鉄に包含され固定化する。
（プルシアンブルーナノ粒子；ＰＢＮ）
１．２ 仕様（模擬実証装置）
１）吸着・分離工程
① 汚染水処理量；1.2m3/hr 連続処理 ② 吸着能力；13g-Cs/kg-ＰＢＮ
２）乾燥・燃焼酸化工程
① ６L 容器
１．３ 性能（模擬実証装置）
１）セシウム累積吸着量 13g-Cs/kg-ＰＢＮで、99.9wt%以上吸着性能を維持する。
２）セシウム累積吸着した吸着材（ＰＢＮ）は９０wt%含水脱水ケーキとして排出する。
１．４ 保有者（模擬実証装置）
（株）ＩＨＩ 、三菱化学エンジニアリング（株）
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 焼却灰洗浄水、安定セシウムでの吸着性能試験、実証済み
② 安定セシウムでの一貫模擬試験を実証済み
・開発・実用化に向けた課題・留意点
① 放射性セシウムの取り扱い、試験場所の制限から放射性セシウムでの一貫実証試験
が出来ていない。
② プルシアンブルーナノ粒子は Na、Ca、ｋイオン含有での影響を受けないと言われ
てるが、海水での装置運転確認は行っていない。
（材質 SUS304 であるため腐食強化
が必要）
・その他（特許等を保有している場合の参照情報等）
① セシウムの回収方法 として特許出願 済み
② セシウム吸着スラリーの処理方法 として特許出願 済み