Nuclear hydrogen demonstration project using the HTTR; Demarcation of nuclear-industrial laws and design standards

青木 健; 清水 厚志; 石井 克典; 守田 圭介; 水田 直紀; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 飯垣 和彦; et al.

Annals of Nuclear Energy, 220, p.111503_1 - 111503_7, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111503

原子力機構は、核熱により水素を製造する原子力水素製造システムの接続技術を確立するため、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始し、その許認可に向けた安全設計及び安全解析を行っている。本研究では、原子力水素製造システムの適用法令及び設計基準の区分の候補の優劣を評価するための相対評価手法を提案し、それをHTTR-熱利用試験施設に適用した。評価の結果、高圧ガス保安法を熱利用試験施設(水素製造施設)に適用し、高圧ガス保安法に基づく設計基準を水蒸気改質器に適用する候補は、いずれの指標においても最下位とならず、最も優れた候補として提案された。

Achievements and status of the STRAD project for radioactive liquid waste management

荒井 陽一; 渡部 創; 中原 将海; 船越 智雅; 星野 貴紀; 高畠 容子; 坂本 淳志; 粟飯原 はるか; 長谷川 健太; 吉田 稔生; et al.

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.168 - 174, 2025/05

https://doi.org/10.15669/pnst.7.168

STRADプロジェクトの進捗に係る報告として、CPFホットセルの処理状況とともに、新たなターゲットに係る研究計画と最新のトピックスについて報告する。

Addendum: Site occupancy of interstitial deuterium atoms in face-centred cubic iron

町田 晃彦*; 齋藤 寛之*; 杉本 秀彦*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 遠藤 成輝*; 片山 芳則*; 飯塚 理子*; 佐藤 豊人*; 松尾 元彰*; et al.

Nature Communications (Internet), 15, p.8861_1 - 8861_2, 2024/10

https://doi.org/10.1038/s41467-024-52736-1

前回の論文(Nature Commun. 5, 5063 (2014))では、988Kと6.3GPaで収集した中性子粉末回折パターンのリートベルト精密化によって、fcc Fe金属格子に溶解したD原子のサイト占有率を調べた。fcc金属格子には、八面体サイトと四面体サイトの2つのD原子収容可能な格子間サイトがある。リートベルト精密化により、D原子は主に八面体サイトを0.532占有し、わずかに四面体サイトを0.056占有することがわかった。その後、Antonov (Phys. Rev. Mater. 2019))による密度汎関数理論(DFT)計算の結果、四面体サイトの占有エネルギーは八面体サイトの占有エネルギーよりも著しく高く、988Kの高温でも四面体サイトの占有は起こりにくいことがわかった。消衰補正は粉末回折パターンに適用されることはまれであり、前回の精密化には含まれていなかった。その結果、八面体の占有率は0.60に増加し、四面体の占有率はゼロに減少した。D原子の八面体サイトのみの占有は、以前の結果とは対照的ではあるが、DFT計算と一致している。

Status of the laser stripping of H beam at J-PARC RCS

Saha, P. K.; 原田 寛之; 米田 仁紀*; 道根 百合奈*; 佐藤 篤*; 柴田 崇統*; 金正 倫計

Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.59 - 63, 2023/11

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2023/proceedings/PDF/WEOB/WEOB5.pdf

To overcome the issues and practical limitations associated with the stripper foil used for the charge-exchange injection (CEI) of H beam for high-intensity proton accelerators, we are studying a foil-less H CEI by using only lasers at J-PARC RCS. To establish our principle, we are preparing for a POP (proof-of-principle) demonstration of 400 MeV H stripping to proton by using lasers. We will use both IR and UV lasers in the process of H stripping to protons. A prototype YAG laser system has been developed through experimental studies of 3 MeV H neutralization. We have also developed a multi-reflection laser cavity system to sufficiently reduce the seed laser energy. We have succeeded for 32 reflections to gain on the laser energy up to 16 to obtain a neutralization fraction of 25%. To realize a perfect benefit of the cavity, we also recently developed higher efficient vacuum windows by which we can achieve the laser energy gain to almost 32, proportional to the number of reflections. As a result, the average power of the seed laser can be reduced to 1/32, which is more useful for the UV laser. The laser setup at the 400 MeV beam line is in progress to start POP experimental studies in 2024.

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and hydrogen production facility, 1; Overview of the HTTR heat application test plan to establish high safety coupling technology

野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and Hydrogen Production Facility, 2; Development plan for coupling equipment between HTTR and Hydrogen Production Facility

水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; 野口 弘喜; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to extend the use of nuclear heat to a wider spectrum of industrial applications such as hydrogen production, high efficiency power generation, etc., due largely to high temperature heat supply capability as well as inherent safe characteristics. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been contracted by the Agency for Natural Resources and Energy, part of the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI) of Japan, to conduct its Hydrogen Production Demonstration Project Utilizing Very High Temperature. The primary objective of this project is to establish "coupling technology" between HTGR and hydrogen production facility in accordance with "Green Growth Strategy Through Achieving Carbon Neutrality in 2050". From this fiscal year, JAEA initiated a program to produce hydrogen using an HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor) to develop coupling technologies between HTGR and hydrogen production facility required for a massive, cost-effective and carbon-free hydrogen production technology. This paper describes the development plan for coupling equipment which is required for an HTTR heat application test as coupling technologies between an HTTR and a hydrogen production facility. The coupling equipment is composed of a high temperature isolation valve to prevent the ingress of the flammable gas and/or the leakage of radioactive materials for nuclear facility, a secondary helium gas circulator to feed a high temperature helium gas, and a high temperature insulation pipe to transport of a high temperature helium gas from an Internal Heat Exchanger (IHX) to a hydrogen production facility. The development plan of coupling equipment contains each target and draft schedule.

Status of POP demonstration of 400 MeV H laser stripping at J-PARC RCS

Saha, P. K.; 原田 寛之; 金正 倫計; 米田 仁紀*; 道根 百合奈*; 佐藤 篤*; 柴田 崇統*

Proceedings of 19th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.272 - 276, 2023/01

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2022/proceedings/PDF/TUP0/TUP003.pdf

To eliminate the issues and practical limitations associated with a stripper foil used in a proton accelerator for the charge-exchange injection of H beam, we are preparing for a POP (proof-of-principle) demonstration of foil-less H charge-exchange injection by using only lasers at J-PARC. A prototype YAG laser system has been developed and keep continuing its upgrade through experimental studies of 3 MeV H neutralization. To sufficiently reduce the seed laser energy, we have also developed a multi-reflection laser cavity system, which has as many as 32 reflections overlapped at the interaction point of the ion beam. In 2022, we have obtained nearly 20% flat neutralization for over 40 s of the ion beam. In addition, the spot neutralization (estimated from the fraction overlap with the ion beam due to a tiny laser spot) was obtained to be nearly 100%. This implies the significant merit of the cavity to reduce the seed laser power. The POP demonstration of 400 MeV H stripping will be started in 2023.

もんじゅ燃料体取出し作業報告書; 2018年度及び2019年度の「燃料体の処理」作業

塩田 祐揮; 矢部 孝則; 村上 牧生; 磯部 祐太; 佐藤 方実; 浜野 知治; 高木 剛彦; 長沖 吉弘

JAEA-Technology 2022-001, 117 Pages, 2022/07

JAEA-Technology-2022-001.pdf:25.55MB

もんじゅ廃止措置計画の第一段階では「燃料体取出し作業」を行う。「燃料体取出し作業」では、炉外燃料貯蔵槽に貯蔵中の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵する「燃料体の処理」、炉心にある燃料体を模擬体等と交換し炉外燃料貯蔵槽に貯蔵する「燃料体の取出し」を交互に行い、炉心にある370体と炉外燃料貯蔵槽にある160体の燃料体を全て燃料池に貯蔵する。「燃料体の処理作業」に用いる燃料取扱設備の自動化運転は約10年ぶりの作業であった。このため、2017年度から作業開始までに設備の点検を行い、作業に先立ち使用済み制御棒等を用いて総合試験、模擬訓練を行った。そのうえで、最初の「燃料体の処理作業」として、2018年度に炉外燃料貯蔵槽にあった86体の燃料体を洗浄・缶詰し燃料池に貯蔵した。あわせて、「燃料体の取出し」に向けて76体の模擬体を炉外燃料貯蔵槽の空ポット内に貯蔵した。その間、86種類、232件の警報・不具合等が発生したが、何れも燃料体や設備の安全に直ちに影響を及ぼした事象ではなく、燃料体落下等の安全上重要な事象及び移送機器の機構部分のスティック等の長期停止可能性のある事象は発生していない。機器故障は、燃料出入機本体Bグリッパの爪開閉クラッチ破損の1件であるが補修して作業を再開できた。複数回発生したナトリウム化合物の固着や機器の連続使用が直接要因となった機器の動作・性能の状態異常は、直接要因の除去あるいは特別採用した上で作業を継続した。その他、動作のタイムアウト等の系統制御に係る不具合等も多く発生したものの、安全を確保したうえで作業を継続することができた。もんじゅの燃料取扱設備はナトリウム冷却高速炉固有の機能を持つものであり、実燃料体を対象とした連続・継続的な運転は途に就いたばかりである。このため、原理的に完全な発生防止が難しい事象、使用実績が少ないことに起因する事象、システムの最適化が十分でないことに起因する事象を「対策を施したとしても発生する事象」と想定し、その発生頻度を出来る限り抑える対策と工程影響を最小化する復旧策を施すこととした。

大規模公共イベント等における核・放射性物質モニタ技術開発

持丸 貴則*; 小泉 光生; 高橋 時音; 弘中 浩太; 木村 祥紀; 佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 山西 弘城*; 若林 源一郎*

第42回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2021/11

日本原子力研究開発機構では、文部科学省核セキュリティ強化等補助事業の下、大規模公共イベント等において、核・放射性物質を用いたテロ行為等を未然に防ぐため、イベント会場にそれらが持ち込まれた場合に迅速に検知するための技術・装置の開発を目的とし、広域における放射性物質検知技術開発を4年計画で進めている。本講演では、プロジェクトの概要を説明するとともに、技術開発の進捗状況を一部紹介する。

Development of long pulse arc driven ion source for iBNCT

柴田 崇統*; 杉村 高志*; 池上 清*; 高木 昭*; 佐藤 将春*; 内藤 富士雄*; 大越 清紀; 長谷川 和男

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011009_1 - 011009_6, 2021/03

https://doi.org/10.7566/JPSCP.33.011009

茨城ホウ素中性子捕捉治療(iBNCT)計画におけるリニアック大強度化の一環として、イオン源からのビーム生成においてduty factor 10%(パルス幅1msかつ繰返し周波数100Hz)以上を保ち、ピークビーム電流をこれまでの30mAから60mAに引き上げることが課題である。さらに医療応用上、ビーム大強度化とともに、ビーム波形の安定性(ピーク電流の揺らぎ、shotごとの波形再現性)が重要である。本研究では、六ホウ化ランタン(LaB6)フィラメントを使用したアーク放電型のイオン源を構築し、イオン源からピーク電流値53mA、ピーク電流の揺らぎ0.5mA以内のビーム引き出しを達成した。さらに、パルス幅を200sから1msに伸ばすためのアーク電源を開発し、アーク電流・電圧100A・80-120V、および900sのプラズマ生成に成功した。この長パルスアークプラズマを生成するための、新たなアークパルス電源では、DC300Vと比較的高圧の直流電源と定電圧CV回路を組み合わせることで、医療応用において重要な省スペース化とともに実現した。