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論文

A New measuring method for elemental ratio and Vickers hardness of metal-oxide-boride materials based on Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS)

阿部 雄太; 大高 雅彦; 岡崎 航大*; 川上 智彦*; 中桐 俊男

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/05

制御材に炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)を用いている原子炉(福島第一原子力発電所等)では、酸化物の約2倍の硬度を持つホウ化物が生成されているため、金属,酸化物及びホウ化物を判別しながら燃料デブリを取り出すのが効率的である。本報告は、レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)を用いた元素分析を用いて、金属,酸化物及びホウ化物を判別し、硬度計測方法への適用性を評価した。BWRの炉心溶融・移行挙動を解明するためのプラズマ加熱試験体(CMMR試験体)を用いた。測定は、EPMAによる試験体表面の元素マッピング情報および半定量情報を基に測定箇所を選定した後に、LIBS計測結果とビッカース硬度を比較した。その結果、Zrの結合状態に由来するLIBS蛍光発光強度の変化が確認され、材料硬度評価手法への応用が示唆された。

論文

Uranium waste engineering research at the Ningyo-Toge Environmental Engineering Center of JAEA

梅澤 克洋; 森本 靖之; 中山 卓也; 中桐 俊男

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 6 Pages, 2019/05

原子力機構人形峠環境技術センターは2016年12月に「ウランと環境研究プラットフォーム構想」を発表した。その一環として、われわれは、ウラン廃棄物工学研究を実施している。本研究の目的は、ウラン廃棄物の安全かつ合理的な処分に必要な処理技術を確立することである。具体的には、廃棄物中のウランや有害物質のインベントリを把握し、廃棄物中のそれらの濃度を、浅地中処分が可能な濃度に低減し、廃棄体の形態で処分する技術を開発することが必要である。廃棄物中のウランと有害物質の濃度を低減して処分するために、われわれは下記の課題に取り組んでいる。(1)ウランのインベントリ調査:ドラム缶中のウラン量や化学形態を調査している。(2)金属・コンクリート廃棄物の除染技術の開発:ウランで汚染された金属やコンクリートの除染方法を調査している。(3)有害物質の除去・無害化・固定化技術の開発:廃棄物中の有害物質の種類、量を調査している。また、有害物質の除去・無害化・固定化対策を調査している。(4)スラッジ類からのウラン除去技術の開発:多種類のスラッジに適用できる、スラッジからウランを除去する処理方法を検討している。(5)ウラン放射能測定技術:ウラン放射能測定の定量精度を向上させるとともに、測定時間を短縮化させる方法を調査、検討している。ウラン廃棄物工学研究の最終段階では、小規模フィールド試験及び埋設実証試験が計画されている。これらの試験の目的は、ウラン廃棄物の処分技術を実証することである。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-3 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO$$_{2}$$ペレットの代りにZrO$$_{2}$$ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-1 and the CMMR-2 tests

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO$$_{2}$$ Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Application of nontransfer type plasma heating technology for core-material-relocation tests in boiling water reactor severe accident conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020901_1 - 020901_8, 2018/04

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するために、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mm (height))を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用性が確認できた。また我々は、中規模の模擬燃料集合体(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR事体に関する試験を実施予定である。

報告書

ウランと環境研究プラットフォーム構想; ウランと環境研究懇話会

中山 卓也; 八木 直人; 佐藤 和彦; 日野田 晋吾; 中桐 俊男; 森本 靖之; 梅澤 克洋; 杉杖 典岳

JAEA-Review 2018-005, 163 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2018-005.pdf:72.95MB

人形峠環境技術センターでは、2016年12月21日に、今後の事業計画案として「ウランと環境研究プラットフォーム」構想を公表した。この構想は人形峠環境技術センターの施設の廃止措置を着実に進めるために必要な、ウランと環境をテーマとした研究開発を通じ、地域・国際社会への貢献を目指すものである。この構想を進めるにあたって、研究開発活動の効率化・活性化、研究活動を通じた地域共生、研究活動の安全・安心等の視点から、立地地域住民および外部の専門家等による、事業計画案への意見・提言を頂き、研究開発の信頼性・透明性を確保するため、「ウランと環境研究懇話会」を設置した。「ウランと環境研究懇話会」は、2017年6月から12月にかけて、5回開催し、「ウランと環境研究懇話会としての認識のまとめ」が取りまとめられた。また、この懇話会で頂いた意見・提言を「ウランと環境研究懇話会での意見・提言等の概要」として取りまとめられた。

報告書

AWJによる模擬燃料集合体加熱試験体の切断作業

阿部 雄太; 中桐 俊男; 綿谷 聡*; 丸山 信一郎*

JAEA-Technology 2017-023, 46 Pages, 2017/10

JAEA-Technology-2017-023.pdf:8.01MB

本件は、廃炉国際共同研究センター(Collaborative Laboratories for Advanced Decommissioning Science: CLADS)燃料溶融挙動解析グループにて平成27年度に実施した「プラズマトーチによる模擬燃料集合体加熱試験(Phase II)」で用いた試験体について実施したAbrasive Water Jet (AWJ)切断作業に関する報告である。模擬燃料集合体は、外周のるつぼ及び模擬燃料にジルコニア、制御ブレード及びステンレス、そして被覆管及びャンネルボックスにジルカロイ(Zr)を利用している。したがって、プラズマトーチを用いて高温に加熱し物質移行した模擬燃料集合体に対して、材料分析を実施するためには、硬度及び靭性の異なる材料を一度に切断する必要がある。加えて、本試験体は、大型かつ、溶融物を保持するためエポキシ樹脂が充填されている。これらの影響を鑑みて、AWJ切断を選定した。以下の点を工夫することで、本試験体をAWJで切断することができた。ホウ化物の溶融部分のように1回(ワンパス)で切断できない場合は、アップカットとダウンカットを繰り返す往復運動により切断を行った。切断が困難な箇所には、Abrasive Injection Jet(従来工法AIJ)方式より切断能力が高いAbrasive Suspension Jet(ASJ)方式を用いた。本作業を通じて、プラズマトーチを用いた模擬燃料集合体加熱試験における切断方法が確立できた。なお、切断作業では、AWJの先端で切断能力を失うと送り方向と反対に噴流が逃げる際に生じる湾曲した切断面が試験体中央部で確認できた。その結果を元に、切断面の荒さや切断時間の短縮のための課題の抽出を行った。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

論文

Hydrogen flux through the heat transfer tube wall in the steam generator of Monju

土井 大輔; 中桐 俊男

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(3), p.343 - 349, 2014/03

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

In fast breeder reactors (FBRs), hydrogen, one of the major impurities in sodium coolant, is used for water leak detection and tritium control in the interest of operating nuclear plant safety. It is essential to evaluate the hydrogen flux into the sodium coolant through the heat transfer tubes in a steam generator to understand the hydrogen behavior in an FBR plant. This study shows the time and temperature dependence of hydrogen flux using data obtained in the power rising test of the prototype FBR, Monju, and using the analysis code that can simulate the hydrogen distribution in an FBR plant. The hydrogen flux evaluated by the code gradually decreased with operating time, following the parabolic oxidation law and the Arrhenius relation over a wide range of steam temperatures. The results agreed with the hydrogen fluxes of other FBR plants evaluated in the past. It was also found that the hydrogen flux was mainly controlled by permeation through the heat transfer tubes, rather than the corrosion at the water side of the heat transfer tubes.

論文

Demonstration of partially transparent thick metallic sodium in the vacuum ultraviolet spectral range

大道 博行; 鈴木 庸氏; 河内 哲哉; 福田 武司*; 中桐 俊男; 加来 正典*; 窪寺 昌一*

Optics Express (Internet), 21(23), p.28182 - 28188, 2013/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.72(Optics)

一般に金属は紫外線を吸収するため、紫外線が金属を透過するとは考えられていなかった。実際、様々な金属に対する紫外線の透過率が調べられているが、数ミリ厚の金属を紫外線が透過する報告はない。一方、まだ十分に紫外線透過率が調べられていない金属もあり、そのひとつがナトリウムである。ナトリウムの透過特性の研究は1930年代に遡るが、正確な実験データの取得ができなかった。ナトリウムは空気中の水分と反応して性質が変わるため、安定した厚みをもつ試料の作成が難しい点が理由の一つと考えられる。今回、フッ化マグネシウムという紫外線を通す特殊な窓材の間にナトリウムを挟み込むことで安定な試料の作製に成功し、その結果、真空紫外線と呼ばれる波長115-170ナノメートル(ナノメートルは100万分の1ミリメートル)の光が、厚さ1mm$$sim$$8mmの固体金属ナトリウムや温度150$$^{circ}$$Cの液体金属ナトリウムを透過することを世界で初めて明らかにした。さらに厚さ8ミリメートルのナトリウムの陰に隠れた物体の透視を行い、その像を明瞭に撮影することにも成功した。

論文

Transmission imaging of sodium in the vacuum ultra-violet spectral range; New application for an intense VUV Source

大道 博行; 鈴木 庸氏; 河内 哲哉; 福田 武司*; 中桐 俊男; 加来 正典*; 窪寺 昌一*; Pirozhkov, A. S.

Proceedings of SPIE, Vol.8849, p.884908_1 - 884908_11, 2013/09

ナトリウムの光学的特性は20世紀前半から調べられてきた。1930年代にWoodにより紫外線域に透過の可能性があることが指摘された。その後の研究では透過像を取得するには至ってない。近年、大阪大学の福田らによりその重要性が指摘され、それに基づいて筆者らの研究グループではより厚いサンプルを用いた固体ナトリムの真空紫外域の透過スペクトル特性の詳細を調べた。その結果、大変高い透過率を観測し、透過イメージングにも成功した。これらを踏まえ、高強度真空紫外光源の必要性とそのナトリウム流動観察などへの応用等について講演する。

論文

Evaluation of hydrogen transport behavior in the power rising test of Japanese prototype fast breeder reactor Monju

土井 大輔; 中桐 俊男

Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 6 Pages, 2012/07

トリチウム/水素挙動解析コードを用いてトリチウム挙動を解析するためには、同位体効果を通じて影響を及ぼし合う水素挙動を理解することが重要である。本研究では、1995年に行われた「もんじゅ」性能試験データを利用し、TTTコードを使用して、蒸気発生器から2次系ナトリウムへ拡散する水素量(拡散水素量)の温度依存性及び経時変化を評価した。評価結果から、他原子炉で報告されている拡散水素量と矛盾がないことを確認した。そして拡散水素量はアレニウス型の温度依存性を示すことや、放物線則に従って減少しその後一定値で推移することがわかった。

論文

The Dependence of equilibrium partition coefficient of cesium and iodine between sodium pool and the inert cover gas on the concentration in the pool

宮原 信哉; 西村 正弘; 中桐 俊男

Nuclear Engineering and Design, 241(12), p.4731 - 4736, 2011/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:75.97(Nuclear Science & Technology)

液体ナトリウムプールとカバーガス間のセシウム及びヨウ素の気液平衡分配係数を測定した。得られた経験式は、キャッスルマンの理論式と一致した。また、分配係数に及ぼすセシウム濃度の影響も理論値と一致した。一方、ヨウ素濃度の影響は、カバーガスでNaIの二量体(Na$$_{2}$$I$$_{2}$$)が生成するために、理論的な検討結果と一致しなかった。

論文

Lab-scale water-splitting hydrogen production test of modified hybrid sulfur process working at around 550$$^{circ}$$C

高井 俊秀; 久保 真治; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之

International Journal of Hydrogen Energy, 36(8), p.4689 - 4701, 2011/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:71.24(Chemistry, Physical)

ウェスティングハウスプロセスをベースに、Na冷却型FBR向けの水を原料とした熱化学法による水素製造プロセスを開発している。本プロセスでは、その反応温度を、高速炉の運転温度域(500$$sim$$550$$^circ$$C)まで低減するため、ユニークな三酸化硫黄の電気分解プロセスを導入している。このたび、実験室規模の試験装置を開発し、実用化のための障壁を取り除くため鍵となる技術的課題について試験を行った。試験結果より、機器構成や制御方法の妥当性が確認され、本プロセスに基づく連続水素製造が達成可能であることがわかった。

論文

The Configuration and electronic state of SO$$_{3}$$ adsorbed on Au surface

鈴木 知史; 中桐 俊男

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 72(1), p.10 - 16, 2011/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:78.77(Chemistry, Multidisciplinary)

日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉で(FBR)発生する熱と電気を利用した水素製造プロセスとして、ハイブリッド熱化学法を開発している。このプロセスには、三酸化イオウ(SO$$_{3}$$)分解が含まれている。しかしながら、SO$$_{3}$$の電気分解の反応機構は明らかでなく、さらなる高性能化には、反応機構を明らかにする必要がある。これまでに、第一原理計算を実施してSO$$_{3}$$のPt電極表面への吸着・解離反応を明らかにしてきた。さらに電極の高性能化のため、実験より比較的優れた特性を示したAuについての検討を行うため、第一原理計算を実施した。計算結果より、Au表面上でSO$$_{3}$$は6種類の安定構造を取ることが明らかとなった。

論文

Equilibrium partition coefficients of cesium and iodine between sodium pool and the inert cover gas

宮原 信哉; 西村 正弘; 中桐 俊男

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05

揮発性核分裂生成物であるセシウムとヨウ素の液体ナトリウムプールとその不活性カバーガス間の気液平衡分配係数をトランスパイレーション法を用いて測定した。実験の目的は、600から850$$^{circ}$$Cの高温におけるセシウムとヨウ素の平衡分配係数を得ることと、平衡分配係数のナトリウムプール中のセシウムとヨウ素の濃度の依存性を調べることである。既往研究と本研究の結果から得られた温度と気液平衡分配係数に関する実験式は、Castlemanの理論式とほぼ一致した。また、プール中濃度による影響は、セシウムについては理論的な傾向と一致し、ヨウ素については逆の傾向を示した。後者はカバーガス中でのNa$$_{2}$$I$$_{2}$$の生成によるものと思われる。

論文

Evaluation for the configurational and electronic state of SO$$_{3}$$ adsorbed on Pt surface

鈴木 知史; 山田 洋一; 中桐 俊男

Applied Surface Science, 256(3), p.862 - 869, 2009/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:65.01(Chemistry, Physical)

日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉(FBR)で発生する熱と電気を利用した水素製造の可能性を検討している。この方法として、水を原料として硫酸の合成・分解を組合せたプロセスを選定した。このプロセス中で三酸化イオウ(SO$$_{3}$$)ガス分解反応を行うが、この反応に関して、YSZ固体電解質とPt電極からなる電解セルを使用した電気分解を行うハイブリッド熱化学法を行うことによって、FBRで取り出し可能な約500$$^{circ}$$Cまで低温化できることを実証した。しかしながら、SO$$_{3}$$の電気分解の反応機構は明らかでなく、さらなる高性能化には、反応機構を明らかにする必要がある。この第一段階とし、SO$$_{3}$$のPt電極表面への吸着について第一原理計算を実施した。この結果、Pt表面上でSO$$_{3}$$は2種類の安定配置が存在することがわかった。さらに、この安定配置について、SO$$_{3}$$とPt面との結合状態や電荷の移動についての評価をするため、DV-X$$alpha$$分子軌道法による計算を実施した。その結果、Pt表面からS原子へ電荷が移動すること、さらには、SO$$_{3}$$のPt表面への吸着によって、S-Oの結合が弱まり、O原子の解離が促進されることがわかった。

報告書

ハイブリッド熱化学法による水素製造試験; システム成立性及び効率の簡易的評価

高井 俊秀; 中桐 俊男; 稲垣 嘉之

JAEA-Technology 2008-068, 63 Pages, 2008/10

JAEA-Technology-2008-068.pdf:3.73MB

高速増殖炉用水素製造技術として提案されたハイブリッド熱化学法に基づく工学試験装置を使用し、システム成立性を確認するための試験を実施するとともに、本試験装置の現状における水素製造効率を簡易的評価し、改良点の摘出を行った。実験においては、SO$$_{3}$$電解器に装着されたYSZ管7本のうち4本を作動させ、SO$$_{3}$$電解器温度約600$$^{circ}$$Cの条件で、約1.1時間の間、ほぼ約0.4NL/h-H$$_{2}$$(1.1$$times$$10$$^{-7}$$Nm$$^{3}$$/s-H$$_{2}$$)の速度で水素を発生できることを確認した。現状の装置における水素製造効率を簡易的に評価することにより、水素製造効率を向上させるには、水素製造に寄与しない余剰の硫酸循環量の低減,電解電圧の低減が有効であることを明らかにした。

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