Defect-free, high-performance support preparation via a novel rotary method for hydrogen-separation membranes in HI decomposition of the thermochemical iodine-sulfur process

Myagmarjav, O.; 野口 弘喜; 田中 伸幸; 上地 優; 杉本 千紘; 石井 克典; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰

International Journal of Hydrogen Energy, 198, p.152495_1 - 152495_9, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2025.152495

The thermal efficiency of hydrogen production via the thermochemical iodine-sulfur (IS) process can be significantly improved by applying a membrane reactor to the HI decomposition step. A key component in such systems is the hydrogen separation membrane, whose performance is strongly influenced by the properties of its support, consisting of a base -alumina tube and middle -alumina and silica layers. In this study, an innovative rotary coating technique was developed to fabricate middle -alumina layer with a smooth, defect-free surface and controlled thickness along an industrial-scale 400 mm length, an aspect not sufficiently addressed in previous studies. Key process parameters, including rotation speed, coating period, number of coating cycles, and coating solution concentration were systematically investigated. Unlike the conventional dip-coating method, which produced non-uniform layers (ranging from 31 to 56 m from top to bottom of the support tube) and frequent defects, the rotary method yielded a uniform and thinner layer of 21 m along the full length. The resulting supports also demonstrated superior permeation performance and structural integrity, confirming their suitability for high-efficiency membrane applications in HI decomposition.

Fabrication of hard-coated optical absorbers with microstructured surfaces using etched ion tracks; Toward broadband ultra-low reflectance

雨宮 邦招*; 越川 博; 八巻 徹也; 前川 康成; 蔀 洋司*; 沼田 孝之*; 木下 健一*; 田辺 稔*; 福田 大治*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 356-357, p.154 - 159, 2015/08

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2015.05.002

広帯域波長の極低反射率材料は光エネルギー管理の分野で様々な応用が期待できるが、極低反射率を持つ素材は、機械的に壊れやすいことが問題であった。そこで本研究では、CR-39基板上へのイオントラックエッチング、その後のダイヤモンドライクカーボンコートによる微細加工技術により、新しい硬質表面光吸収体を開発した。この新規光吸収層についてスペクトルの反射率を評価したところ、400-1400nmの波長域で2%と低い反射率を示した。機械特性の評価では、エアブローやテープ剥離試験による影響がなく、機械的に硬いことが確認された。

JMTR照射用イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの製作

中島 邦久; 岩井 孝; 菊地 啓修; 芹澤 弘幸; 荒井 康夫

JAERI-Research 2005-027, 42 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-027.pdf:4.15MB

マイナーアクチノイド核変換用窒化物燃料の照射挙動把握に資するため、ZrNやTiNのようなイナート(不活性)マトリックスを含有し、マイナーアクチノイドをプルトニウムで模擬したJMTR照射試験用燃料ピンを製作した。本報告書では、燃料ペレットの製造と確性試験結果並びに燃料ピンの製作について記述する。イナートマトリックス含有窒化物燃料ピンの照射は、2002年5月から2004年11月まで計11サイクル行われ、無事に終了した。

Hazard analysis approach with functional FMEA in PSA procedure for MOX fuel fabrication facility

玉置 等史; 吉田 一雄; 渡邉 憲夫; 村松 健

Proceedings of International Topical Meeting on Probabilistic Safety Analysis (PSA '05) (CD-ROM), 11 Pages, 2005/00

原子力機構では、MOX燃料加工施設に適用できる確率論的安全評価手順の開発を行っている。この第一段階のハザード分析として、機能レベルでの故障モード影響解析(FMEA)手法を用いて可能性のある事故原因の候補(異常事象候補)を抜け落ちなく抽出し、次に抽出した異常事象候補から事故シナリオにリスク上有為な寄与を与える異常事象を選別するために異常事象候補が原因で想定される事故の発生頻度及び事故影響を概略的に評価し、選別用リスクマトリクスを用いて相対的なリスクの比較をもとに選別する方法を提案した。機能レベルでのFMEA手法は、工程を構成する設備・機器の機能の喪失に着目しその影響を解析する方法で、詳細な機器情報に依存せずに実施できる特徴を持つ。この方法を用いて仮想的に設定したモデルプラントを対象に分析を実施しその有用性を確認した。

Research and development on HTGR fuel in the HTTR project

沢 和弘; 植田 祥平

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.163 - 172, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.08.006

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材を取出すために耐熱性の被覆燃料粒子を用いている。高温工学試験研究炉(HTTR)は六角柱状の燃料体にTRISO型被覆燃料粒子を用いている。HTTR用燃料の製造技術及び燃料性能等についての研究開発は30年以上にわたり行われてきた。さらに原研では、高温ガス炉技術の高度化のために高燃焼度化TRISO型被覆燃料粒子や、より高温での強度を確保するための革新的なZrC被覆燃料粒子を開発した。本論文ではHTTRプロジェクトにおける高温ガス炉燃料の研究開発の経験及び現状について述べる。本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。

Fabrication of nitride fuels for transmutation of minor actinides

湊 和生; 赤堀 光雄; 高野 公秀; 荒井 康夫; 中島 邦久; 伊藤 昭憲; 小川 徹

Journal of Nuclear Materials, 320(1-2), p.18 - 24, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(03)00163-6

原研では、地層処分の負担軽減,環境負荷低減を目的に、長寿命核種であるマイナーアクチノイドのNp,Am,Cmを窒化物燃料として加速器駆動核変換炉により短寿命核種に核変換する概念を提案している。これまでに、NpN,(Np,Pu)N,AmN,(Am,Y)N,(Am,Zr)N,(Cm,Pu)Nなどの窒化物を炭素熱還元法により酸化物から調製することに成功している。調製した窒化物については、X線回折法による相の同定及び格子定数測定,不純物酸素及び炭素の分析などを実施している。また、ウランを含まない(Pu,Zr)N及びPuN+TiNの燃料ペレットを製造し、材料試験炉JMTRにおいて照射試験を開始した。

Research and development of ZrC-coated particle fuel

湊 和生; 小川 徹

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1068 - 1074, 2003/00

ZrC-Triso被覆粒子燃料の研究開発、特に、製造,化学反応性,高温安定性,核分裂生成物の保持についてレビューする。ハロゲン化ジルコニウムの蒸気を装置内で発生させる方法を用いて、定比ZrC被覆層の製造法を確立した。照射試験,照射後加熱試験、及び炉外試験により、ZrC被覆層はSiC被覆層よりも核分裂生成物パラジウムによる腐食に強いこと、及びZrC-Triso被覆UO粒子はSiC-Triso被覆UO粒子よりも高温での照射性能が高いことを実証した。また、ZrC-Triso被覆UO粒子はSiC-Triso被覆UO粒子よりも核分裂生成物セシウムの保持性能が高いことを実証した。

分離第一壁型ITER遮蔽ブランケットプロトタイプの製作

古作 泰雄; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 佐藤 聡; 秋場 真人

JAERI-Tech 2002-063, 98 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-063.pdf:11.16MB

ITER-FEATの遮蔽プランケット設計では、放射性廃棄物量の低減と製作コスト低減のために分離第一壁型の構造を採用している。さらに、ディスラプションの際の電磁力低減のために渦電流を低く抑えるために、多様なスリット構造を必要とする。このような構造を実現するためには、ベリリウムアーマーと銅合金,銅合金とステンレス鋼の接合技術と第一壁及び遮蔽ブロックへのスリット施工技術等の大規模コンポーネントに対する有効性を実証すること、スリット施工技術を確立すること、などである。本報告は、これらの技術実証を目的として、ITER EDA延長期間中に、タスク合意G 16 TT 108 FJ (T420-2)に基づいて、プロトタイプの製作を行った。その結果、実規模のモジュールで、異種金属接合,スリット施工,遮蔽ブロック間電子ビーム溶接,異種金属接合部非破壊検査基礎データ取得を行い、基本的な製作性の実証を達成した。

高温工学試験研究炉用被覆燃料粒子製造工程の改良; 臨界安全対策

高橋 昌史; 植田 祥平; 安田 淳*; 吉牟田 秀治*; 加藤 茂*; 沢 和弘

JAERI-Tech 2001-091, 29 Pages, 2002/01

JAERI-Tech-2001-091.pdf:2.38MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、被覆燃料粒子を燃料としている。被覆燃料粒子の製造は、燃料核工程で行われる。燃料核の製造設備のバッチサイズは、4.3kg-Uで、燃料核はいわゆる外部ゲル化法による硝酸ウラニルを用いた湿式工程である。HTTR燃料のU濃縮度は、出力分布を最適化して燃料最高温度を低減化するために、3.4~9.9wt%の計12種類で構成されている。HTTR燃料の製造は、原子燃料工業(株)東海事業所のHTR燃料製造施設において行う。平成11年9月30日に発生したJCO事故の重大さを踏まえ、HTTR燃料製造工程を再度見直すことにした。検討の結果、濃縮度10%の以下のウランを取り扱うHTR製造施設の湿式設備の臨界安全対策として、核的に安全な制限値を超えないよう、取り扱うウラン自体の質量を制限するシステムの設置(インターロックの設置等)を行うこととした。これらの検討結果を踏まえて設備の改造を行い、安全性に十分配慮してHTTR第2次燃料の製造に着手する予定である。

被覆燃料粒子; 小さな粒の原子炉燃料

湊 和生

図説造粒; 粒の世界あれこれ, p.131 - 133, 2001/10

微小な粒子を燃料として用いている高温ガス炉の被覆燃料粒子について、その構造,機能,及び製造法の概要を写真を用いながらまとめた。