Current status of high temperature gas-cooled reactor development in Japan

永塚 健太郎; 野口 弘喜; 長住 達; 野本 恭信; 清水 厚志; 佐藤 博之; 西原 哲夫; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Design, 425, p.113338_1 - 113338_11, 2024/08

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113338

高温ガス炉は固有の安全性を有し、二酸化炭素を排出することなく大量の水素や高温の熱供給が可能なことから、産業分野の脱炭素化に貢献できる。本報では、原子力機構で進めるHTTR(高温工学試験研究炉)を利用した炉心強制冷却喪失(LOFC)試験等の研究開発成果に加え、現在設計を進めるHTTRを用いた水素製造実証試験(HTTR-熱利用試験)の計画を紹介する。加えて、2030年代後半の運転開始に向け、基本設計が進められている高温ガス炉実証炉計画を紹介する。

高温ガス炉

野口 弘喜; 佐藤 博之; 西原 哲夫; 坂場 成昭

化学工学, 88(5), p.211 - 214, 2024/05

次世代革新炉の一つである高温ガス炉は、安全性が高く、非常に高温熱が取り出せることから水素製造等の多様な熱利用が可能である。日本では、「2050年カーボンニュートラルに伴うグリーン成長戦略」において、原子力機構(JAEA)が保有する我が国唯一の高温ガス炉HTTRを活用した大量かつ安価なカーボンフリー水素製造に必要な技術開発の推進が示された。さらに「GX実現に向けた基本方針」では、原子力の安全性向上を目指し、新たな安全メカニズムを組み込んだ高温ガス炉を含む次世代革新炉に開発・建設に取り組むことが示された。これらの政策に沿って、JAEAでは、高温ガス炉の優れた安全性の検証に加え、世界初の高温ガス炉の核熱を用いた水素製造試験に取り組み、また、産業界と協力して高温ガス炉実証炉の建設に向けた検討も開始した。本稿では、国内における高温ガス炉の研究開発の現状を紹介する。

Present status of JAEA's R&D toward HTGR deployment

柴田 大受; 西原 哲夫; 久保 真治; 佐藤 博之; 坂場 成昭; 國富 一彦

Nuclear Engineering and Design, 398, p.111964_1 - 111964_4, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.111964

日本原子力研究開発機構は、高温ガス炉の研究開発を進めている。原子炉技術の研究開発は、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて行われている。HTTRは2021年に大規模な補強無しで運転再開された。2022年1月には、OECD/NEAのLOFCプロジェクトにおける安全性実証試験を実施した。原子力機構は、熱化学法ISプロセスによるカーボンフリー水素製造の研究開発を進めている。また、高温ガス炉の実用化に向けた設計研究を行っている。HTTRによる水素製造の実証に関する新たな試験プログラムが開始された。2030年までの最初の実証のため、メタンの水蒸気改質による水素製造システムが選定された。

高温工学試験研究炉(HTTR)における研究開発の現状

西原 哲夫

電機, (827), p.42 - 44, 2022/08

高温ガス炉の研究開発の現状に関して、最近のエネルギー政策における高温ガス炉の位置付けを紹介し、原子力機構で進めている高温工学試験研究炉HTTRを活用した高温ガス炉の優れた安全性を実証する試験、グリーン成長戦略に基づき高温ガス炉を熱源とした水素製造に必要な技術開発を行うにHTTR熱利用試験、カーボンフリー水素製造法の一つであるISプロセスの研究開発、並びに高温ガス炉に関する国際連携の状況について説明する。

高温ガス炉のカーボンニュートラルへの貢献

西原 哲夫

原子力の新潮流, 2-2, p.30 - 36, 2021/08

日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉とこれを用いた水素製造の研究開発を進めている。高温ガス炉を熱源として、二酸化酸素を排出せず、将来のクリーンエネルギーである水素を安価で大量に製造するシステムの実現を目指している。本システムは、日本政府が掲げるカーボンニュートラルの実現に大きく貢献できる。本報では、国の政策における高温ガス炉の位置付けや海外での高温ガス炉開発の現状も含め、高温ガス炉の研究開発の現状について説明する。

最先端の研究開発,日本原子力研究開発機構,5; 高温ガス炉システムの実用化をめざして

峯尾 英章; 西原 哲夫; 大橋 弘史; 後藤 実; 佐藤 博之; 竹上 弘彰

日本原子力学会誌ATOMO, 62(9), p.504 - 508, 2020/09

https://doi.org/10.3327/jaesjb.62.9_504

高温ガス炉は、ヘリウムガス冷却,黒鉛減速の熱中性子炉で、優れた固有の安全性を有しており、発電のみならず、水素製造などの多様な熱利用に用いることができる。このため、我が国のみならず、海外においても温室効果ガス削減に有効な技術として期待されている。本稿では、ガスタービン発電や水素製造などの熱利用施設と高温ガス炉で構成される高温ガス炉システムの実用化に向け、原子力機構が取り組んでいる技術開発の最前線を紹介する。

Uranium-based TRU multi-recycling with thermal neutron HTGR to reduce environmental burden and threat of nuclear proliferation

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(11), p.1275 - 1290, 2018/11

AA2017-0752.pdf:1.25MB

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1492983

環境負荷低減と核拡散の脅威の削減を目的として高温ガス炉を用いたマルチリサイクルに関する研究を行った。これらの問題はプルトニウムとマイナーアクチノイドからなる超ウラン元素を燃焼させることにより解決され、高速増殖炉の多重リサイクルにより超ウラン元素を燃焼させるコンセプトがある。本研究では、増殖の代わりに核分裂性ウランをサイクルの外部から供給することにより、熱中性子炉であってもマルチリサイクルを実現させる。この燃料サイクルにおいて、再処理から得られる回収ウランと天然ウランは濃縮され、再処理・分離から得られる回収超ウラン元素と混合され、新燃料が作られる。その燃料サイクルを600MW出力のGTHTR300を対象に、ウラン濃縮施設の概念設計も含め設計した。再処理は現行PUREXに4群分離技術を付随したものを想定した。結果として、ネプツニウム以外の超ウラン元素のマルチリサイクルの成立を確認した。潜在的有害度が天然ウランレベル以下に減衰するまでの期間はおよそ300年程度であり、高レベル廃棄物の処分場専有面積は、既存の再処理処分技術を用いた場合と比較し99.7%の削減を確認した。このサイクルから余剰プルトニウムは発生しない。さらに、軽水炉サイクルからの超ウラン元素の燃焼も本サイクルにより可能である。

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討

深谷 裕司; 笠原 清司; 水田 直紀; 稲葉 良知; 柴田 大受; 西原 哲夫

JAEA-Research 2018-004, 38 Pages, 2018/06

JAEA-Research-2018-004.pdf:1.81MB

高温ガス炉導入検討のための需要調査及び熱バランスの検討を行った。はじめに、先行研究の需要調査に対する整理を行った。次に、高温ガス炉の商用炉設計であるGTHTR300の熱バランスとその特徴について調べ整理した。これらの情報を踏まえ、現在の日本の需要に見合う高温ガス炉導入基数を算出した。また、今後の研究の発展に備え、熱バランス評価コードの整備も行った。

Optimization of disposal method and scenario to reduce high level waste volume and repository footprint for HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 大橋 弘史; 西原 哲夫; 津幡 靖宏; 松村 達郎

Annals of Nuclear Energy, 116, p.224 - 234, 2018/06

AA2017-0381.pdf:0.87MB

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.02.031

高温ガス炉の高レベル廃棄物減容及び処分場専有面積低減のための処分法及び処分シナリオの最適化を行った。高温ガス炉は廃棄物発生体積及び処分場専有面積低減に対し、軽水炉と比較し有利な特徴(高燃焼度、高熱効率、ピンインブロック型燃料)を持つこと、およびこれらの減容が可能であることが先行研究で分かっている。本研究では、シナリオの最適化、地層処分場のレイアウトをKBS-3H概念に基づいた横置きに基づき(先行研究では、KBS-3Vに基づいた竪置き)評価した。その結果、直接処分において、横置きを採用しただけで専有面積の20%減を確認した。40年冷却期間を延長することにより、専有面積の50%が低減できる。再処理時は燃料取り出しから再処理までの冷却期間を1.5年延長するだけで廃棄体発生体数の20%削減ができる。専有面積については、処分までの冷却期間を40年延長することにより80%の低減が可能である。さらに、核変換を行わずに4群分離技術のみを導入した場合、150年冷却の冷却を想定すると専有面積は90%削減できることが分かった。

Burn-up characteristics and criticality effect of impurities in the graphite structure of a commercial-scale prismatic HTGR

深谷 裕司; 後藤 実; 西原 哲夫

Nuclear Engineering and Design, 326, p.108 - 113, 2018/01

AA2015-0964.pdf:0.64MB

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.11.003

商用ブロック型高温ガス炉のための黒鉛中の不純物の燃焼特性と臨界性に関する研究を行った。高温ガス炉では、炉内が黒鉛構造で満たされるため、黒鉛中の不純物による臨界性に対する毒作用が無視できない。そこで、商用高温ガス炉であるGTHTR300は高純度黒鉛材料であるIG-110を臨界性の観点から、燃料ブロックに隣接する反射体に用いている。燃料ブロックでもIG-110が用いられるべきであるが、経済性の観点から低純度黒鉛材料であるIG-11を用いている。本研究では、高純度黒鉛材料の商用高温ガス炉に対する必要性を不純物の燃焼特性と臨界性を評価することにより再検討する。不純物の毒作用はホウ素等量であらわされるが、この値はBの燃焼のように、指数的に減少し、初期値の1%程度のレベルで飽和する。一方で、IG-11のホウ素等量の1%に相当する0.03ppmの臨界性は燃料ブロック及び反射体ブロックに装荷した場合の両方において、0.01%k/kk'以下であり無視できる。不純物は天然ホウ素で代表しても問題はない。そこで、不純物の毒作用を全炉心燃焼計算で行った。その結果、商用高温ガス炉に対しては、不純物の臨界性に対する影響は問題にならないことが分かった。なぜなら、IG-11を用いた場合でもサイクル末期までに十分に燃焼するためである。この結果により、IG-110を排除することにより、より経済的な発電が期待できる。