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報告書

地質環境の長期安定性に関する研究,年度報告書(令和元年度)

石丸 恒存; 尾方 伸久; 國分 陽子; 島田 耕史; 花室 孝広; 島田 顕臣; 丹羽 正和; 浅森 浩一; 渡邊 隆広; 末岡 茂; et al.

JAEA-Research 2020-011, 67 Pages, 2020/10

JAEA-Research-2020-011.pdf:3.87MB

本報は、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究の一環として実施している地質環境の長期安定性に関する研究について、第3期中長期目標期間(平成27年度$$sim$$令和3年度)における令和元年度に実施した研究開発に係る成果を取りまとめたものである。第3期中長期目標期間における研究の実施にあたっては、最終処分事業の概要調査や安全審査基本指針等の検討・策定に研究成果を適宜反映できるよう、(1)調査技術の開発・体系化、(2)長期予測・影響評価モデルの開発、(3)年代測定技術の開発の三つの枠組みで進めている。本報では、それぞれの研究分野に係る科学的・技術的背景を解説するとともに、主な研究成果等について述べる。

報告書

作業用ロボット及び偵察用ロボットの搭載無線機の機能高度化設計及び実装

西山 裕; 岩井 正樹; 椿 裕彦; 千葉 悠介; 早坂 寿郎*; 大野 隼人*; 羽生 敏紀*

JAEA-Technology 2020-006, 26 Pages, 2020/08

JAEA-Technology-2020-006.pdf:2.43MB

楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力災害特別措置法及び平成二十四年文部科学省・経済産業省令第四号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)に対応するための日本原子力研究開発機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。同課の重要な任務に遠隔機材(作業用ロボット及び偵察用ロボット等)の整備がある。作業用ロボットに関し、既存の作業用ロボット(台車)に積載された原子力災害対応用マニュプレータに付置するマニュプレータ操作指令用無線機について、作業用ロボット(台車)の操作指令機能を付加する改良を設計し実装した。これにより作業用ロボット(台車)の操作指令の冗長化(当該無線機異常時に既設無線機への切替えによる台車操作指令)及び遠距離又は障害物等回避時使用無線中継ロボットの一元化(1台の中継ロボットで台車及びマニュプレータの両操作指令中継)が図られた。(冗長性確保及び高機能付加)また偵察用ロボットに関し、無線通信距離の確認を行った上で、無線強度を測定し、複数のアクセスポイントから最良のアクセスポイントを自動選択する能力を有する運用にとって最善の無線機を選定した。その後当該無線機を偵察用ロボット既存無線機と同時搭載する設計を行い、実装した。(冗長性確保及び高機能付加)本報告書は、令和元年度に実施した、作業用ロボット及び偵察用ロボットの搭載無線機の機能高度化設計及び実装に関するものである。

報告書

変質した火山岩の年代測定のための岩石記載・化学組成・前処理に関する検討

丹羽 正和; 植木 忠正*; 星 博幸*; 杉崎 雄一*

JAEA-Research 2020-003, 33 Pages, 2020/07

JAEA-Research-2020-003.pdf:5.69MB

火山岩の形成年代の情報を得ることは、地層処分のサイト特性調査や安全評価などにおいて火山活動の影響を把握する上でも重要となる。本報告書では、変質した火山岩から正確なK-Ar年代値を得るための測定対象を適切に選定するために実施した、火山岩の偏光顕微鏡記載および鉱物・化学分析の結果をデータとして取りまとめた。また、火山岩の主要な斑晶鉱物の一つである斜長石の新鮮な鉱物を高純度で集めるための、凍結融解処理や塩酸処理などの手法についても報告書に取りまとめた。

論文

Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW$$>$$SR$$>$$RX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.

論文

Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.

論文

Analytical study of SPERT-CDC test 859 using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS

谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.

論文

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO$$_{2}$$ and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

論文

Improvements on evaluation functions of a probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.

論文

Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021205_1 - 021205_10, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)事象を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。

報告書

Prototype fast breeder reactor Monju; Its history and achievements (Translated document)

光元 里香; 羽様 平; 高橋 慧多; 近藤 悟

JAEA-Technology 2019-020, 167 Pages, 2020/03

JAEA-Technology-2019-020.pdf:21.06MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution1.pdf:47.3MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution2.pdf:34.99MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution3.pdf:48.74MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution4.pdf:47.83MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution5.pdf:18.35MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution6.pdf:49.4MB
JAEA-Technology-2019-020-high-resolution7.pdf:39.78MB

高速増殖原型炉もんじゅは、1968年の研究開発着手から半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの貴重な成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」, 「設計・建設」, 「試運転」, 「原子炉安全」, 「炉心技術」, 「燃料・材料」, 「原子炉設備」, 「ナトリウム技術」, 「構造・材料」, 「運転・保守」, 「事故・トラブル経験」の技術分野について、特徴や技術成果を取りまとめたものである。

報告書

先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*

JAEA-Review 2019-040, 77 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-040.pdf:4.61MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「先端計測技術の融合で実現する高耐放射線燃料デブリセンサーの研究開発」について取りまとめたものである。本研究は、冠水した燃料デブリの分布状況及び臨界性を「その場」で測定・分析することを目的として、小型(200$$mu$$m$$times$$5$$sim$$10$$mu$$m厚)のダイヤモンド中性子センサーと、回路設計により耐放射線性を向上した集積回路を開発して中性子計測システムを構築し、マルチフェイズドアレイ・ソナーや表層下部音波探査装置(SBP)とともに、ROV(日英共研で開発)に設置し、PCV模擬水槽で実証試験を行う。

報告書

レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-034, 59 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-034.pdf:3.15MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「レーザー加工により発生する微粒子の解析と核種同定手法の開発」について取りまとめたものである。レーザー加工は様々な長所を有するが、利用に際して多量の微粒子が発生することが知られており、放射性物質で汚染されている廃炉廃棄物に対する適用が躊躇されているが、その発生メカニズムは不明な点が多い。そこで、本研究は、その微粒子発生を基礎に立ち戻って検討するとともに、エアロダイナミックレンズを用いて微粒子を捕集することで粒径分布を測定し、さらに微粒子を構成する核種をレーザーによりオンラインで計測するための原理装置を開発する。

報告書

放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 芝浦工業大学*

JAEA-Review 2019-028, 71 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-028.pdf:6.46MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「放射性核種の長期安定化を指向した使用済みゼオライト焼結固化技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、継続して発生するCs等の放射性核種を吸着したゼオライト(使用済みゼオライト)の焼結固化法の開発を目的とする。焼結固化法は、使用済みゼオライトにガラスをバインダーとして添加し、それらを焼結することで核種を固定化する新たな固化法である。本法は、ガラス固化と比較して固化体の大幅な減容や焼成固化と同程度の安定な固化体の形成が期待できる。本事業では、コールド試験により焼結固化に適したガラスの選定、焼結温度等の最適化を図りホット試験で実証する。平成30年度においてバインダーの候補ガラスの熱特性、及び加熱雰囲気が焼結固化に及ぼす影響について調査した。また、放射性核種を含む模擬汚染水を作成するための照射済燃料を選定し、試料の状態を確認した。さらに、ゼオライトの固化、焼成固化等に関する既存の研究成果及び最新の研究動向を調査した。

報告書

幌延深地層研究計画における地下施設での調査研究段階; (第3段階: 必須の課題2015-2019年度)研究成果報告書

中山 雅; 雑賀 敦; 木村 駿; 望月 陽人; 青柳 和平; 大野 宏和; 宮川 和也; 武田 匡樹; 早野 明; 松岡 稔幸; et al.

JAEA-Research 2019-013, 276 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-013.pdf:18.72MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している地層処分技術に関する研究開発の計画である。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めている。原子力機構の第3期中長期計画では、本計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。本稿では、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度から令和1年度までの地下施設での調査研究段階(第3段階)における調査研究のうち、原子力機構改革の中で必須の課題として抽出した(1)実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、(2)処分概念オプションの実証、(3)地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証、の3つの研究開発課題について実施した調査研究の成果を取りまとめた。

論文

Effects of heterogeneity of geomechanical properties on tunnel support stress during tunnel excavation

岡崎 泰幸*; 林 久資*; 青柳 和平; 森本 真吾*; 進士 正人*

Proceedings of 5th ISRM Young Scholars' Symposium on Rock Mechanics and International Symposium on Rock Engineering for Innovative Future (YSRM 2019 and REIF 2019) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2019/12

トンネルの支保工の設計の際、数値解析により掘削時の岩盤の挙動や支保工へ作用する応力が予想される。しかしながら、解析では、岩盤の持つ力学的な不均質性を考慮しない場合が通常である。そのため、解析では掘削時の岩盤挙動を正確に再現できていない可能性がある。そこで、本研究では、幌延深地層研究センターの深度350mの調査坑道を対象として、岩盤の持つ不均質性を考慮したトンネル掘削解析を実施した。結果として、調査坑道で計測されたような局所的に作用する支保工応力を再現するためには、岩盤の不均質性を考慮する必要があることが明らかとなった。また、不均質性の寸法の考慮も重要な要素であることが明らかとなった。

論文

The Analysis of thermomechanical periodic motions of a drinking bird

上地 俊*; 上地 宏*; 西村 昭彦

World Journal of Engineering and Technology, 7(4), p.559 - 571, 2019/11

水飲み鳥の動作について熱力学的モデルを論じる。熱力学的モデルから導かれる数学的表現を数値計算の上で明示した。これは機械的な動作と熱力学的な動作の違いに関して基礎的な理解を得ることに助けとなる。機械的な繰り返し動作と熱力学的な繰り返し動作の間には数学的にも物理的にも違いが存在する。この水飲み鳥の工程は本論文で示した手法で環境エネルギー発電に対して適用可能である。

論文

タスクベースの要素技術開発・システム化

川端 邦明; 大隅 久*; 大西 献*

日本機械学会誌, 122(1211), p.16 - 17, 2019/10

本稿では、2019年5月にJヴィレッジホテルにおいて開催されたInternational Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2019)のうち、われわれが担当したTrack3; Robot technology, remote control systemにおいて企画されたキーノートスピーチやテクニカルセッション関する報告および遠隔操作技術の周辺状況についての解説を行った。

論文

Effect of quenching on molten core-concrete interaction product

北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Domenger, R.*; Roger, J.*; 鷲谷 忠博

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.902 - 914, 2019/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:53.3(Nuclear Science & Technology)

Characterization of fuel debris is required to develop fuel debris removal tools. Especially, knowledge pertaining to the characteristics of molten core-concrete interaction (MCCI) product is needed because of the limited information available at present. The samples of a large-scale MCCI test performed under quenching conditions, VULCANO VW-U1, by CEA were analyzed to evaluate the characteristics of the surface of MCCI product generated just below the cooling water. As a result, the microstructure of the samples were found to be similar despite the different locations of the test sections. The Vickers hardness of each of the phases in these samples was higher than that of previously analyzed samples in another VULCANO test campaign, VBS-U4. From the comparison between analytical results of VULCANO MCCI test product, MCCI product generated under quenching condition is homogeneous and its hardness could be higher than that of the bulk MCCI product.

報告書

幌延深地層研究計画; 平成31年度調査研究計画

青柳 和平

JAEA-Review 2019-008, 20 Pages, 2019/07

JAEA-Review-2019-008.pdf:3.33MB

幌延深地層研究計画(本計画)は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施しているものである。原子力機構の第3期中長期計画では、本計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めることとしており、全体の期間は20年程度を考えている。平成31年度は、地下施設での調査研究段階(第3段階)を継続しながら、第3期中長期計画の5年度目として、同計画に掲げた3つの課題を達成していくための調査研究を実施するとともに、成果の取りまとめを行う。

論文

Research and development on membrane IS process for hydrogen production using solar heat

Myagmarjav, O.; 岩月 仁; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 井岡 郁夫; 久保 真治; 野村 幹弘*; 八巻 徹也*; 澤田 真一*; et al.

International Journal of Hydrogen Energy, 44(35), p.19141 - 19152, 2019/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:26.46(Chemistry, Physical)

Thermochemical hydrogen production has attracted considerable interest as a clean energy solution to address the challenges of climate change and environmental sustainability. The thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process uses heat from nuclear or solar power and thus is a promising next-generation thermochemical hydrogen production method that is independent of fossil fuels and can provide energy security. This paper presents the current state of research and development of the IS process based on membrane techniques using solar energy at a medium temperature of 600$$^{circ}$$C. Membrane design strategies have the most potential for making the IS process using solar energy highly efficient and economical and are illustrated here in detail. Three aspects of membrane design proposed herein for the IS process have led to a considerable improvement of the total thermal efficiency of the process: membrane reactors, membranes, and reaction catalysts. Experimental studies in the applications of these membrane design techniques to the Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition are discussed.

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