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樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; 中野 正直*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(3), p.322 - 327, 2026/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)燃料再処理施設における水素安全に資するため、放射線分解により生成する水素発生に対する温度の影響を調べた。プルトニウム硝酸水溶液の放射線分解による水素発生量を、室温から溶液の沸騰温度までの温度について実験的に取得した。その結果、沸騰条件まで温度を上昇させても有意な水素発生量の上昇は見られなかった。さらに溶液の撹拌が水素生成に与える影響についても検討したところ、室温での静的条件と混合条件の間で水素生成に違いがみられなかった。これらの知見は、溶液の温度上昇や沸騰が水素生成を大幅に増加させないことを示唆しており、重大事故時の水素リスク評価に貢献する。
寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*; 原井 康孝*; 佐々木 岳*; 新家谷 英之*; 山下 俊幸*; 米田 次郎*; 岡林 一木*; 坂本 裕之*; et al.
JAEA-Data/Code 2025-012, 151 Pages, 2025/12
JAEA-Data-Code-2025-012.pdf:9.69MB
福島第一原子力発電所事故の経験や、事故から得られた教訓を踏まえ、原子炉のみならず廃止措置、廃棄物管理における水素安全評価・対策に適切に対応するための基盤技術の高度化を図ることを目的として、水素の発生から拡散、燃焼・爆発に至る挙動を予測する解析システムの開発を行った。本システムでは、汎用コード(FLUENT、AUTODYN)を活用し、そこに新規にモジュールやプリ/ポストプロセッサを組み込むことで、一般の実用に堪える解析システムを整備するとともに、より高い汎用性と低コストでの導入が可能なオープンソースコード(OpenFOAM)を活用したシステムの開発を並行して進め、原子力施設の水素防災計画に利用できる形での基盤技術の提供を目指している。これまで、PWR 原子力発電施設を対象に、実用的な観点から考慮すべき現象(火炎伝播加速現象の評価技術、格納容器規模の現象への適用性)に対処するためのシステムの拡充を行った。本報告書は、水素挙動統合解析システムの概要、取り扱い方法及び実機解析事例についてまとめたものである。
中村 勇気*; 小島 良洋*; 山下 拓哉; 下村 健太; 溝上 伸也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(12), p.1226 - 1230, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)In 2011, at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident, it has been reported that several Units of containment vessel had failed, and large quantity of radionuclides had been released into the environment, however, the detail of accident progression with core melt, reactor and containment vessel failure, has still large uncertainties. Especially for the Unit 2 and Unit 3, even they had succeeded in the initial core cooling, at last lost cooling system and fell into severe accident into large release of the fission product into the environment. To clarify these uncertainties in accident scenario, considering the latest information and several insights, the latest accident scenario for Unit 2 and Unit 3 are studied using the severe accident analysis code in this study. It is shown that both Units would result in the thermal stratification in the containment water which encouraged the containment pressure increase at the early phase of the accident. On the other hand, it would be also possible that containment leakage happened to decrease the containment pressure at the later phase of the accident.
2022年度)麻生 智一; 有吉 玄; 武藤 秀生*; 田中 茂人*
JAEA-Technology 2025-005, 51 Pages, 2025/10
JAEA-Technology-2025-005.pdf:2.47MB
J-PARCセンターの低温水素システムは、国内外からの多くのユーザーが利用する物質・生命科学実験施設(MLF)の核破砕中性子源において、発生した高エネルギー中性子を中性子散乱実験に適した冷中性子に減速(冷却)するために必要な冷凍設備で、非常に重要な設備の一つである。2008年に初めて中性子利用のためのMLF施設を稼動して以来、低温水素システムも運転と保守を継続的に続けているとともに、関連する技術開発を行っている。本報告書は、近年5年間のこれらの活動をまとめたものである。
石井 克典; 小野 正人; 野口 弘喜; 清水 厚志; 野本 恭信; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of World Hydrogen Technologies Convention 2025 (WHTC 2025) (Internet), p.26 - 28, 2025/10
Hydrogen production using nuclear heat offers a stable and large-scale method for generating carbon-free hydrogen. High temperature gas-cooled reactors are notable for their inherent safety and ability to supply heat. Japan Atomic Energy Agency owes the HTTR (High Temperature Engineering Test Reactor), which successfully ran at a coolant outlet temperature of 950
C. To demonstrate hydrogen production using HTTR heat, JAEA launched a heat application test project. Prior to this, a mock-up test using a single-tube steam reformer heated by electric-powered helium gas was conducted to validate the design and control system. In this study, a 3D CFD model of the reformer was developed and validated using mock-up test data to support scale-up to multi-tube systems. ANSYS Fluent was used to analyze flow, temperature, and hydrogen yield. The Yagi-Wakao correlation was applied to estimate heat transfer, improving temperature prediction and achieving hydrogen yield accuracy within 2%.
伊東 達矢; 小川 祐平*; Gong, W.; Mao, W.*; 川崎 卓郎; 岡田 和歩*; 柴田 曉伸*; Harjo, S.
波紋, 35(3), p.129 - 133, 2025/08
Recent studies have shown that the addition of hydrogen to SUS310S stainless steel (Fe-24Cr-19Ni, mass%) simultaneously enhances both strength and ductility, indicating a phenomenon contrary to the conventional understanding of hydrogen embrittlement. In this study, we investigated the underlying mechanism through 
neutron diffraction experiments during tensile deformation using TAKUMI at the MLF of J-PARC. The results revealed that solid-solution strengthening by hydrogen plays the most significant role in improving the mechanical properties. Solute hydrogen atoms distort the lattice to suppress dislocation motion, thereby increasing the strength. The raised stress in the hydrogen charged sample enables the onset of deformation twinning at a smaller strain compared to the non-hydrogen charged sample. Consequently, the twinning-induced plasticity effect contributes more significantly to work hardening and the improvement of uniform elongation due to the solid-solution strengthening by hydrogen. These findings suggest a new pathway for the effective utilization of hydrogen in austenitic steels.
茂木 孝介; 松本 俊慶; 塩津 弘之
Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 10 Pages, 2025/08
Since the hydrogen explosion at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident in March 2011, hydrogen management during severe accidents at nuclear power plants has attracted attention as an important issue. In order to improve hydrogen management under severe accident conditions, the propagation of flames and the resulting loads on structures need to be predicted accurately. For this reason, the use of computational fluid dynamics methods is expected. Various benchmark experiments have been carried out and turbulence models, turbulent combustion models and chemical reaction models have been discussed, but the uncertainties of each model have not been treated independently. Analysis including uncertainty assessment is necessary to promote efficient research activities through uncertainty-based prioritisation and to reflect the latest findings in best practice guidelines. The aim of this study is to establish a methodology for quantifying the chemical reaction uncertainty in turbulent premixed flame CFD and to perform CFD and uncertainty analyses on existing benchmark experiments.
田中 裕久*; 松村 大樹; 他10名*
International Journal of Hydrogen Energy, 141, p.1088 - 1097, 2025/06
被引用回数：1 パーセンタイル：45.93(Chemistry, Physical)Global efforts are being made to decarbonize the energy sector. Liquefied (cryogenic) hydrogen is suitable for large-scale storage and transportation due to its high storage density, so it is likely to play a fundamental role in the future hydrogen economy. The STACY project, "Towards the Safe Storage and Transport of Cryogenic Hydrogen", is investigating safety aspects of liquid hydrogen in order to overcome potential safety risks. Research is being conducted into passive autocatalytic recombiners using cutting-edge catalyst technology to enable them to be used in conditions where liquid hydrogen escapes, evaporates and forms a cold (
50C) explosive gas mixture with the ambient air. To this end, the crystal structure of the catalyst was designed at the atomic level, an actual catalyst was prototyped, and repeated tests were carried out on a laboratory scale and in a large reaction vessel. Progress has been made in developing catalysts that can oxidize hydrogen even at very low temperatures, high expansion, and low-oxygen environments, are resistant to catalyst poisons, and can prevent spontaneous unintended ignition. The tested catalyst technologies use different carrier materials (alumina and ceria) to control the surface state of precious metals and suppress hydrogen ignition through a multilevel configuration.
田中 裕久*; 松村 大樹; 他8名*
International Journal of Hydrogen Energy, 141, p.1317 - 1327, 2025/06
被引用回数：1 パーセンタイル：45.93(Chemistry, Physical)The safe removal, transportation, and long-term storage of fuel debris in the decommissioning of Fukushima Daiichi is the biggest challenge facing Japan. In the nuclear power field, passive autocatalytic recombiners (PARs) have become established as a technology to prevent hydrogen explosions inside the containment vessel. To utilize PAR as a measure to reduce the concentration of hydrogen generated in the fuel debris storage canister, which is currently an issue, it is required to perform in a sealed environment with high doses of radiation, low temperature, and high humidity, and there are many challenges different from conventional PAR. A honeycomb-shaped catalyst based on automotive catalyst technology has been newly designed as a PAR, and research has been conducted to solve unique problems such as high dose radiation, low temperature, high humidity, coexistence of hydrogen and low oxygen, and catalyst poisons. This paper summarizes the challenges of hydrogen generation in a sealed container, the results of research, and a guide to how to use the PAR for fuel debris storage canisters.
hydridosilicate at high pressures; A Bridge to BaSiH
polyhydrideBeyer, D. C.*; Spektor, K.*; Vekilova, O. Y.*; Grins, J.*; Barros Brant Carvalho, P. H.*; Leinbach, L. J.*; Sannemo-Targama, M.*; Bhat, S.*; Baran, V.*; Etter, M.*; et al.
ACS Omega (Internet), 10(15), p.15029 - 15035, 2025/04
被引用回数：2 パーセンタイル：69.11(Chemistry, Multidisciplinary)SiH八面体部位を特徴とするヒドリドケイ酸塩は、水素貯蔵と水素化物イオン伝導に関連する潜在的な性質を持つかなり新しい化合物のクラスである。ここでは、Zintl相水素化物BaSiH
を4GPa以上の圧力でH
流体と反応させ、その後常圧まで減圧して得られた新しい代表的なBaSiHについて報告する。SiH
イオンはBa
対イオンによって八面体に配位している。Ba原子とSi原子の配置は理想的なfcc NaCl構造からわずかにずれている。IRとラマンスペクトルからSiHの屈曲と伸縮モードがそれぞれ800-1200と1400-1800cm
の範囲で観測された。BaSiHは95
Cまで熱的に安定であり、それ以上ではBaHとSiに分解する。DFT計算により、直接バンドギャップは2.5eVであることが示された。BaSiHの発見により、ギガパスカル圧力(10GPa以下)のシリサイドの水素化反応からアクセス可能なヒドリドケイ酸塩の化合物クラスが固まった。BaSiHの構造的性質は、超伝導ポリハイドライドBaSiHを予測されるより高い圧力で水素化するための中間体(あるいは前駆体)であることを示唆している。
neutron diffraction study伊東 達矢; 小川 祐平*; Gong, W.; Mao, W.*; 川崎 卓郎; 岡田 和歩*; 柴田 曉伸*; Harjo, S.
Acta Materialia, 287, p.120767_1 - 120767_16, 2025/04
被引用回数：12 パーセンタイル：96.33(Materials Science, Multidisciplinary)Incorporating solute hydrogen into Fe-Cr-Ni-based austenitic stainless steels enhances both strength and ductility, providing a promising solution to hydrogen embrittlement by causing solid-solution strengthening and assisting deformation twinning. However, its impacts on the relevant lattice defects evolution (
, dislocations, stacking faults, and twins) during deformation remains unclear. This study compared the tensile deformation behavior in an Fe-24Cr-19Ni (mass%) austenitic steel with 7600 atom ppm hydrogen-charged (H-charged) and without hydrogen-charged (non-charged) using neutron diffraction. Hydrogen effects on the lattice expansion, solid-solution strengthening, stacking fault probability, stacking fault energy, dislocation density, and strain/stress for twin evolution were quantitatively evaluated to link them with the macroscale mechanical properties. The H-charged sample showed improvements in yield stress, flow stress, and uniform elongation, consistent with earlier findings. However, solute hydrogen exhibited minimal influences on the evolution of dislocation and stacking fault. This fact contradicts the previous reports on hydrogen-enhanced dislocation and stacking fault evolutions, the latter of which can be responsible for the enhancement of twinning. The strain for twin evolution was smaller in the H-charged sample compared to the non-charged one. Nevertheless, when evaluated as the onset stress for twin evolution, there was minimal change between the two samples. These findings suggest that the increase in flow stress due to the solid-solution strengthening by hydrogen is a root cause of accelerated deformation twinning at a smaller strain, leading to an enhanced work-hardening rate and improved uniform elongation.
寺田 敦彦; Thwe Thwe, A.; 日野 竜太郎*
JAEA-Review 2024-049, 400 Pages, 2025/03
JAEA-Review-2024-049.pdf:13.94MB
福島第一原子力発電所(1F)事故における水素爆発を鑑みて、原子力技術者が理解しておくべき水素安全技術の先端を示しつつ、原子力技術者に協力すべき燃焼、爆発専門家向けに原子力における水素安全の要点を示し、事故後廃棄物管理までを視野に入れて放射線分解水素に関する情報を加えた「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第1版)」を2017年に刊行した。その後、水素安全対策の合理的な高度化や水素安全評価のさらなる信頼性の向上に向けて、原子力事故の解析に一般的に用いられている集中定数系(LP)コードを補完するうえで、原子炉格納容器(CV)内での局所的な水素濃度上昇の影響、着火後の火炎伝播加速による安全機器の健全性、水素処理対策の妥当性等をより精緻、かつ定量的に評価できる数値流体力学(CFD)解析への期待が高まっている。これは、さらなる水素挙動や爆発燃焼に対する安全性の向上を図ることが必要とされていることにもよる。そこで、加圧水型原子炉(PWR)を対象に、シビアアクシデント(SA)時の水素拡散から爆発燃焼、それによるCV及びCV内の安全機器への影響評価までを解析するCFDによる水素挙動統合解析システムを構築・整備してきた。ここで得られたSA安全対策、それによる水素安全向上、安全対策を踏まえた水素発生事故に対する安全性評価などについて、LP及びCFD解析の役割や活用例を本「原子力における水素安全対策高度化ハンドブック(第2版)」にまとめた。ハンドブックに記載した実機サイズの解析結果は解析モデル等を既存の代表的な小型、中型、大型試験による照合解析で確認した。
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.235 - 242, 2025/03
Hydrogen plays an important role in the transition to clean energy and the achievement of net-zero emissions. Thermochemical iodine-sulfur (IS) process, which uses nuclear heat to decompose water, is considered the most prospective method for producing large amounts of hydrogen without emitting carbon dioxide. The IS process consists of three coupled chemical reactions (Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition). A major challenge for the practical application of the IS process is the efficient separation of hydrogen from the mixed corrosive gas of hydrogen iodide and iodine generated during hydrogen iodide decomposition (2HI
H
+ I). A membrane that can efficiently separate H while treating this corrosive HI gas has not yet been developed. In this study, a membrane with high separation performance and corrosion stability was developed by fabricating a three-layer structure consisting of a base 
-alumina support tube, a middle silica layer and a top H-selective silica layer. By selecting the dipping time and CVD time, which are critical to the properties of the resulting silica layers, the prepared membrane showed high separation performance. For instance, the H/SF
selectivity varied between 1622 and 1671 in the temperature range of 30-200 C. The result suggests that the developed membranes had no defects, especially existence of pinholes. HI stability tests also showed that these membrane were stable in corrosive environments.
-FeOOH; The Spin-reorientation transition and hydrogen-bond symmetrization池田 理*; 山本 孟*; 佐野 亜沙美; 坂巻 竜也*; 栗林 貴弘*; 野田 幸男*; 鈴木 昭夫*
Journal of the American Chemical Society, 147(5), p.4005 - 4016, 2025/02
被引用回数：3 パーセンタイル：78.82(Chemistry, Multidisciplinary)鉄オキシ水酸化物-FeOOHの圧縮挙動は複雑であり、磁性特性と結合特性に変化が見られる。本研究では、20GPa超える圧力下で、-FeOOHと-FeOODのin situ粉末中性子回折実験を行い、スピン再配列転移、水素結合対称化、およびそれらの相関を調査した。磁気転移は、-FeOOHと-FeOODの両方で8GPaで観測された。-FeOOHの結晶対称性と水素結合は、17.90GPaで非対称水素結合を持つP21nmから水素結合が不規則なPnnmへと変化したが、-FeOODは非対称のままであった。原子間角度と距離の圧力変化から、Feの座標幾何学は水素結合の対称化に向かって変化し、磁気異方性に影響を与えたことが示唆される。
Yang, X.*; Che, G.*; Wang, Y.*; Zhang, P.*; Tang, X.*; Lang, P.*; Gao, D.*; Wang, X.*; Wang, Y.*; 服部 高典; et al.
Nano Letters, 25(3), p.1028 - 1035, 2025/01
被引用回数：5 パーセンタイル：88.38(Chemistry, Multidisciplinary)飽和sp
-カーボンナノスレッド(CNTh)は、その高いヤング率と熱伝導率が予測され、大きな関心を集めている。中心環へのヘテロ原子の導入がCNThの形成に影響を与え、化学的に均質な生成物が得られることが示されているが、ペンダント基が重合プロセスに与える影響については、まだ未解明である。本研究では、フェノールの圧力誘起重合を調べ、0.5GPaと4GPa以下で起こる2つの相転移を明らかにした。20GPa以上では、フェノールは水酸基とカルボニル基を持つ重合度4のCNTに重合する。ヒドロキシル基の水素移動は、重合度6のナノスレッドの形成を妨げることがわかった。この発見は、さらなるカラム内重合を阻止する水酸基の重要な役割を浮き彫りにし、今後のメカニズム研究やナノ材料合成に貴重な示唆を与えるものである。
伊藤 辰也; 永石 隆二; 桑野 涼*; 神戸 正雄*; 吉田 陽一*
Radiation Physics and Chemistry, 226, p.112198_1 - 112198_5, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)近年、放射線照射実験や非密封放射性同位元素実験用の容器として、ポリイミドやポリエーテルエーテルケトンなどの耐放射線性樹脂の使用が増えている。しかし、水の分解生成物と樹脂との相互作用の可能性が見つかり、樹脂が放射線場における水中の反応に影響を及ぼすことが懸念された。その相互作用を明らかにするために、
線による水の放射線分解における重クロム酸イオン(CrO
)の還元と過酸化水素(HO)の生成を樹脂の有無で比較した。同一線量で樹脂ありの水溶液中のCrO還元量は樹脂なしの場合よりも大きくなり、樹脂によってCrO還元が促進されることを示した。一方、電子捕捉剤の有無にかかわらず、純水中のHO生成は樹脂の有無にほとんど依存しなかった。これらは、放射線場において水と接触した樹脂とヒドロキシルラジカルとの相互作用を示唆している。
demand and HTGR development potential in the industrial complex in Japan野口 弘喜; 石井 克典; 小野 正人; 笠原 清司; 佐藤 博之; 坂場 成昭
Proceedings of World Hydrogen Technology Convention 2025 (WHTC 2025) (Internet), p.50 - 52, 2025/00
2050年の日本におけるカーボンニュートラル達成に向け、水素は排出削減が困難な分野における化石燃料の代替として期待される。製鉄分野では、コークスによる鉄鉱石の還元を伴う従来の高炉製鋼プロセスに代わるものとして、水素を用いた還元プロセスが開発され、化学工業分野では、中間体であるメタノールを経由し、水素とCOを用いた新規オレフィン製造プロセスが開発された。このMTOプロセスは、COリサイクルを可能とする低炭素技術である。これらの新プロセスには大量の水素が必要となる。原子力エネルギーは大規模低炭素水素製造に適している。高温ガス炉(HTGR)は高温熱を抽出する特徴を持つ原子炉であり、その熱は水素製造に応用可能である。本研究では、2050年における日本の5つの産業クラスターにおける水素需要を予測し、需要を満たすための高温ガス炉(HTGR)導入の可能性を評価した。HTGRの導入は、大規模な水素供給能力を有するため、産業団地の脱炭素化に向けた有望な解決策となり得る。
勅使河原 誠; Lee, Y.*; 達本 衡輝*; Hartl, M.*; 麻生 智一; Iverson, E. B.*; 有吉 玄; 池田 裕二郎*; 長谷川 巧*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 557, p.165534_1 - 165534_10, 2024/12
被引用回数：1 パーセンタイル：30.35(Instruments & Instrumentation)J-PARCの核破砕中性子源において、水酸化第二鉄触媒の機能性を評価するため、1MW運転時の積算ビーム出力9.4MW
hの条件で、ラマン分光法を用いてパラ水素割合をその場測定した。その結果、1MW運転におけて触媒が十分に機能していることが分かった。また、触媒を通さないバイパスラインを用いて、中性子照射によるパラからオルソ水素への逆変換率を調べることを試みた。測定されたオルソ水素割合の増加は、500kW運転で積算ビーム出力2.4MWhの場合に0.44%であった。しかしながら、この結果は、冷中性子モデレータ内で引き起こされた逆変換と、バイパスされた触媒容器中の温度上昇によって発生した準静的オルソ水素のメインループへの受動的滲出との合算であることが示された。
土井 大輔
International Journal of Hydrogen Energy, 91, p.1245 - 1252, 2024/11
被引用回数：2 パーセンタイル：18.35(Chemistry, Physical)Hydrogen is a major nonmetallic impurity in the coolant of sodium-cooled fast reactors (SFRs) during normal operation. A higher hydrogen concentration than the gas-liquid equilibrium has been transiently detected in the gas space of actual SFR plants. The presence of several sodium compounds can increase hydrogen generation; however, a thorough understanding of the thermal behavior of candidate reactions is lacking. Herein, thermal analysis reveals the hydrogen release behavior of sodium hydride. Mass spectrometry indicates hydrogen generation with decreasing sample mass, indicating thermal decomposition. Detailed kinetic analysis based on master plot methods indicates that the hydrogen release reaction occurred through a mechanism involving random nucleation and growth of nuclei. Furthermore, the reaction rate was newly formulated based on a kinetic model function representing the above mechanism and the Arrhenius-type reaction rate constant comprising an activation energy of 119.0 
0.8 kJ mol and a frequency factor of 1.8 
10
s. These findings will enable the numerical simulation of the hydrogen release behavior in SFRs.
守田 圭介; 青木 健; 清水 厚志; 佐藤 博之
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 6 Pages, 2024/11
High temperature gas-cooled reactor (HTGR) is expected to use nuclear heat to wide range of industrial applications such as hydrogen production, which is capable of high temperature heat supply with inherent safe characteristics. JAEA started a High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to develop coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, carbon-free hydrogen production. One of the key technologies is a safety evaluation method which can simulate an impact of explosion hazards induced in the hydrogen production plant on reactor facility because HTGR hydrogen production system contains large amount of combustible gases such as hydrogen. A computational fluid dynamics code FLACS has been sufficiently validated for dispersion and explosion of combustible gases such as hydrogen and methane worldwide, however, only few attempts have been made for validation of analysis in closed area with small space. A leak of combustible gases to the piping in HTGR hydrogen production system may occur in case of abnormal condition in hydrogen production plant and therefore an explosion in the piping must be considered. This paper describes the validation of FLACS by analyzing explosion experiments in straight piping and complex piping aiming to establish a safety evaluation method for analyzing explosions of combustible gases in piping.
