Status of the Japanese nuclear hydrogen program

日本の原子力水素製造計画の現状

塩沢 周策; 日野 竜太郎; 小川 益郎

Shiozawa, Shusaku; Hino, Ryutaro; Ogawa, Masuro

黒鉛減速・ヘリウム冷却方式の高温ガス炉(HTGR)は、高温熱を取り出すことができ、かつ、高い固有の安全性を有することから世界的に注目を集めている。とくに、高温熱を利用して行う水素製造は、炭酸ガス排出量削減に代表される環境問題を解決するうえで、最も有望な対策の一つとして期待されている。この観点から、日本原子力研究開発機構(JAEA)は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた原子炉技術開発と、熱化学法ISプロセスによる水分解水素製造技術の開発研究を進めている。本講演では、まず、HTGRと原子力水素製造に関する日本の施策と日本における原子力水素製造に関する研究開発の概要を紹介する。次に、JAEAで進めている高温工学試験研究について、とくに、熱化学法ISプロセスの技術開発研究における成果を紹介し、最後に将来計画及び将来の見通しを述べる。

A High-Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR), which is a graphite moderated, helium cooled reactor, is particularly attractive due to capability of producing high temperature helium gas and its inherent safety characteristics. Especially the hydrogen production using HTGR heat is expected to be one of the most promising applications to solve the current environmental issues of CO emission. With this understanding JAEA has proceeded with the development studies of the thermochemical water splitting IS process as well as HTGR reactor technology in the HTTR Project. In the invited panel session, the Japan's policy for HTGR and nuclear hydrogen is given as an introduction, followed by summary of nuclear hydrogen development works in Japan. And the HTTR Project which is underway at JAEA is explained, focusing on the achievements concerning the IS process technology development and future plan. Finally, personal future perspective will be introduced, followed by concluding remarks.