第 57 回福島問題研究会議事録（ダイジェスト版）
2021.7.29 伊達記

1. 開催⽇時 2021/6/24 14:00〜16:00
2. 出席者（敬称略）：⼩林、横堀、中尾、郷、橋本、⼾井⽥、松井、⽜尾、⼭下、伊達松⽥（⽋席）
3. 議題：(1) 第 56 回研究会議事録の確認(2) ⼊⼿情報紹介・情報交換：前回以降の関連会合情報等(3) 討議事項：中⻑期リスク低減⽬標マップ関連の議論(4) その他―――――――――――――――――――――――――――――――――(1) 第 55 回議事録、第 56 回題議事録確認・2 ⽉の東北地震(最⼤震度 6 強)による１Ｆの 1 号機、2 号機の⽔位低下について、その後の状況を共有し、第 55 回議事録に反映。
・第 56 回議事録承認。
(2) ⼊⼿情報紹介・情報交換：前回以降の関連会合情報等の紹介〇5/18（⽕）トリウムおよび溶融塩⾼速炉に関するシンポジウム
・講演 1 Thorium Fuel Utilization in Water Cooled Reactor ⾼⽊ 直⾏（都市⼤）・講演 2 Molten Chloride Salt Fast Reactor (MCSFR) Dr. Ed Pheil (Elysium Industries)
・講演 3 Hard Spectrum Reactor (HSR) Dr. Andrei Andrei (Aristos Power)
・講演４Liquid-fueled Accelerator-Driven System for Nuclear Transmutation
佐々 敏信 (JAEA)
溶融塩炉は燃料である溶融塩⾃体が⾃然循環し空冷可能であるため、冷却機能喪失時も受動的安全を保つ。そのため⾒直されてきている。トリウムの場合は腐⾷性、ナトリウムの場合は 化学的活性が強い等の問題はある。
〇5/26（⽔）核医学・核⼯学シンポジウム「がんを制する⼈⼯核種をつくる」〜内⽤療法向けα放出核⽣成技術の最前線〜
α内⽤療法に Ac-225 は近年特にその有⽤性が注⽬され加速器や原⼦炉を⽤いたα核⽣成技術の研究開発最前線について以下の紹介。
・各国の状況と陽⼦加速器による Ac-225 ⽣成（QST 東達也）
・電⼦線形加速器を利⽤した Ac-225 の製造（⽇⽴製作所⽥所孝広）・サイクロトロンによる At-211 ⽣成と Ac-225 輸⼊計画（阪⼤福⽥光宏）
・⾼速実験炉「常陽」による Ac-225 ⽣成（JAEA 前⽥茂貴）
・発電⽤軽⽔炉による Ac-225 ⽣成（都市⼤⾼⽊直⾏）
・・・他〇5/26（⽔）⽇本技術⼠会情報化研究会（定例会合）
・カ―ボンニュウトラル実現のための次世代原発（荒野喆也）
カーボンニュウトラル実現の為の次世代原発として、⼩型炉、⾼温ガス炉への期待と開発現状の紹介があった。
（新規情報は特になし）〇6/8（⽕）13:30〜17:00 原⼦⼒学会（安全部会主催のフォローアップ）
・事業者の視点からの継続的安全性向上、伊原 ⼀郎 (中部電⼒)・規制の視点からの継続的安全性向上、⻄崎 崇徳 (規制庁)
・⽴地⾃治体の視点からの継続的安全性向上、⼭本 晃弘 (福井県)
・社会の視点からの継続的安全性向上、勝⽥ 忠広 (明治⼤)〇6/12（⼟）午前 ANFURD（福島復興・廃炉推進に貢献する学協会連絡会）
̶東京電⼒福島第⼀原⼦⼒発電所 ALPS 処理⽔の処分に関するウェビナーー
(1)ALPS 処理⽔の処分に関する基本⽅針について
資源エネルギー庁原⼦⼒発電所事故収束対応室⻑（奥⽥修司）(2)東京電⼒ HD 福島第⼀原⼦⼒発電所 ALPS 処理⽔の処分に関する⽇本原⼦⼒学会の⾒解 ⽇本原⼦⼒学会⻑（中島 健）(3)資源エネルギー庁⽅針を受けた海⽔中放射性核種分布の将来予測解析
⽇本原⼦⼒研究開発機構（町⽥昌彦）(4)資源エネルギー庁から公表された⾵評被害対策に対する社会科学者からの⾒解
筑波⼤学（五⼗嵐泰正）・社会科学者からの⾒解で興味深い。
・コミュニケーションが⾮常に重要で、その伝達は、「説得」ではなく「説明」であるべき。
・福島の産物は必ずしも市場で嫌われているわけではなく、流通の中で“忖度”が働いている。
〇6/12（⼟）午後 ⽇本原⼦⼒学会廃炉シンポジウム−１Ｆの廃炉 第５回 廃炉 10 年⽬の課題と展望−より安全な廃炉に向けて−・「廃炉における安全マネジメント」⾼⽥ 孝⽒（東京⼤学）
・「福島第⼀原⼦⼒発電所の廃炉に向けたロボット技術の現状と課題」⼤隅 久⽒（中央⼤学）
・「建屋の耐震性評価と維持管理」瀧⼝克⼰⽒（東京⼯業⼤学）
・「事故炉における強度評価の考え⽅」鈴⽊俊⼀⽒（東京⼤学）
・「世界の事故炉の廃⽌措置と環境修復」柳原 敏⽒（福井⼤学）〇１Ｆの放射性廃棄物 ⾼まる漏洩リスク 保管設備の劣化進む（東京新聞 6/21）
・⾼濃度の放射性物質を含む汚泥を、ステンレスで補強したＨＩＣというポリエチレン製容器（直径１・５メートル、⾼さ１・８メートル、厚さ約１センチ、2.6m3）に⼊れて保管している。 その数は約３３００基。東電は放射線量を試算し、容器が寿命を迎えるのは２０２５年以降と⾒込んでいた。だが、規制委は底にたまった汚泥は密度が濃く、放射線量も⾼いため劣化は速く進み、今後２年間でさらに５６基が寿命を迎えると試算。東電は対応⾒直しを迫られ、８⽉から急ピッチで新しい容器へ移し替える。
・がれきや使⽤済み防護服などの放射性廃棄物を⼊れた⾦属製コンテナも劣化が進んでいる。
(3) 討議事項：中⻑期リスク低減⽬標マップ関連の議論
今回の議論は①固形状放射性廃棄物(HIC+コンクリートカルバート)の取り扱い、②プロセス建屋地下の汚染⽔の処理、③東電のトリチウム分離技術に関する公募について。
① 固形状放射性廃棄物の処理
・上記の東京新聞情報をもとに、情報共有と議論を⾏った。
・初期のアレバ、ALPS の⼊吸着剤を HIC に⼊れて保管。⽔素が発⽣するため、空気道(抜き⼝)を作ってある。
・将来的には、減容化→ガラス固化→地中に埋める作業が発⽣する。
・HIC の何が問題かは明確でない。
・材料選定に問題はなかったか？HIC はポリエチ製であり⽔素が多いため、中性⼦の吸収性は良いはずであるが、有機物である以上耐放射線性は課題のはず。
② プロセス建屋地下の汚染⽔処理・地下汚染⽔中に放置のゼオライト⼟嚢に由来するゼオライト微粒⼦の処理が課題の模様。
・分離技術としては①フィルトレーション、デカンター、液体サイクロン等、②凝集剤の使⽤等が考えられるが、検討状況等不明。
③ 第三者機関を活⽤したトリチウムの分離技術に関する公募の開始について
・4/16 公表の TEPCO ⽅針に基づき、トリチウム分離技術の幅広い調査の実施や提案の受付 に関して、透明性を確保するため第三者機関：ナインシグマ・ホールディン
グスを選定し、同社の HP に公募ページを開設して公募を開始(5/27)。
・ナインシグマが⼀次評価(技術内容の確認・評価、アドバイス)、⼆次評価は TEPCO。
⼀次評価及び⼆次評価により実⽤化の可能性が確認できた技術について、廃棄物の性状や 発⽣量、原⼦炉等規制法への適合性、設備の設置⾯積等について TEPCO 確認。
＊今回の研究会後に予定している元）NDF の沼⽥様参加の情報交換会では以下を中⼼に議論することとした。
・１Ｆ廃炉に向けての課題の優先順位付け
・上記③のトリチウム分離技術の公募の経緯と状況（前回公募のの技術情報含む）（４）その他
１）元ＮＤＦ）沼⽥⽒との情報交換会を本研究会後に実施。内容については別途メモとして報告して本研究会内で共有。
２）次回研究会
・７⽉後半から８⽉初旬で、後⽇⽇程調整（→8/3 14:00〜）
以上