HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2024年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2025-053, 86 Pages, 2026/02

JAEA-Review-2025-053.pdf:3.06MB

本報告書は、2024年度のHTTR(高温工学試験研究炉)の運転・保守管理状況、HTTRを用いた研究開発等についてまとめたものである。HTTRは熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの我が国初の高温ガス炉の試験研究炉である。高温ガス炉は固有安全性に優れ、発電のみならず水素製造等の多様な産業利用が可能な原子炉として、将来の脱炭素社会に対応した次世代原子炉の候補として挙げられている。HTTRは2004年に熱出力30MWにおける原子炉出口冷却材温度950Cを到達して以来、安全性実証試験、長期連続運転等の高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験を重ね、長年に及ぶ高温ガス炉の運転・保守に係る経験を有している。2024年度は、HTTRに接続を計画している熱利用施設(水素製造施設)での設備機器異常による熱負荷変動を模擬した熱負荷変動試験と高温ガス炉の1次冷却設備二重管破断事故を想定し、配管内に沈着している放射性ヨウ素量を把握するための放射性ヨウ素定量評価試験を実施した。また、高温ガス炉による水素製造技術実証のため、原子力規制委員会に対しHTTRに水素製造施設を接続するための原子炉設置変更許可申請を実施した。

Development of RELAP5-3D model for an integrated test facility for advanced reactor systems

幕内 悦予; 相澤 康介; 今井 良行; 上地 優; 赤坂 尚昭; Yan X.; 佐久間 渉*; 谷平 正典*

Nuclear Technology, 11 Pages, 2026/00

https://doi.org/10.1080/00295450.2025.2582351

This paper presents the development and application of a RELAP5-3D model to assist in the design optimization of a 5MWt integrated electrically-heated test facility, making it capable to simulate the transient behaviours of advanced reactor systems based on high-temperature gas-cooled reactor and sodium-cooled fast reactors, and various production modes, such as power generation, hydrogen cogeneration, and heat storage. Built upon the existing capability of the RELAP5-3D code, the model incorporates the advanced component models and specific fluid properties required to compute thermal and fluid behaviours of the advanced reactors and their balance of plants. Through several iterations of design added by the insights gained through the RELAP5-3D simulation, the final facility design has successfully captured the realistic transient behaviours of full-scale reactor system designs rated at hundreds of megawatts in thermal power. The paper presents the development of the RELAP5-3D model for the facility, including modelling of unique components and fluids present in the facility and discusses how the model was successfully applied to analysing and closing the performance gaps of the small-scale test facility from key known transient behaviours of the full-scale plants, for which the facility design aims to simulate. The paper concludes by outlining the plan for further expansion of the mode l and for verification of the model through construction and testing of the facility.

高温硫酸環境下で発生した応力誘起粒界酸化割れに及ぼす材料成分の影響

広田 憲亮

材料の科学と工学, 62(6), p.192 - 196, 2025/12

高温の硫酸環境下において、Alloy600は0.40mm/yearという高い腐食速度を示したのに対し、Alloy800H及び3Al-Ferriteは0.030.01mm/yearと著しく低い腐食速度を示した。4点曲げ試験では、0.2%耐力に到達するまでの応力の順序が3Al-Ferrite Alloy600 Alloy800Hとなることが明らかとなった。また、0.2%耐力の80%における曲げひずみは、Alloy800Hが最も高く、3Al-Ferriteが最も低かったことから、3Al-Ferriteが最も変形しにくい材料であることがわかった。腐食後の組織解析では、Alloy800H及び3Al-Ferriteは、き裂のない薄い酸化皮膜を形成していたのに対し、Alloy600は、Ni、Fe、Crからなる多層の厚い酸化皮膜を形成し、開口したき裂が確認された。また電子後方散乱回折法(EBSD)及び結晶粒基準方位偏差(GROD)マップにより、Alloy600における粒界き裂進展及び残留引張応力の存在が確認できた。これらの結果から、NiとCrを主成分とするAlloy600は、剥離、劣化しやすい酸化皮膜を形成し、その後生成される酸化物が結晶粒界を脆弱化させ、応力誘起粒界酸化割れ(SAGBO)を引き起こしたものと考えられる。

HTTR(高温工学試験研究炉)の試験・運転と技術開発(2023年度)

高温工学試験研究炉部

JAEA-Review 2025-032, 75 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-032.pdf:3.15MB

本報告書は、2023年度のHTTR(高温工学試験研究炉)の運転・保守管理状況、HTTRを用いた研究開発等についてまとめたものである。HTTRは熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cの我が国初の高温ガス炉の試験研究炉である。高温ガス炉は固有安全性に優れ、発電のみならず水素製造等の多様な産業利用が可能な原子炉として、将来の脱炭素社会に対応した次世代原子炉の候補として挙げられている。HTTRの目的は高温ガス炉技術の基盤の確立及び高温ガス炉の安全性の実証等であり、安全性実証試験、長期連続運転等の高温ガス炉の研究開発に関する各種実証試験並びに高温ガス炉の運転・保守に係る実績を有している。2023年度は、OECD/NEAの国際共同試験として、安全性実証試験(原子炉出力100%における炉心流量喪失試験)を実施し、高温ガス炉の高い安全性を実証した。

熱化学水素製造法ISプロセスのためのヨウ化水素濃縮用イオン交換膜の開発

田中 伸幸; 澤田 真一*; 越川 博*; 八巻 徹也*

Material Stage, 25(6), p.76 - 80, 2025/09

熱化学水素製造法ISプロセスの熱効率の向上を行う膜技術の開発が進められており、HI-I-HO (HIx)溶液のHI濃縮のため、カチオン交換膜を用いた電解電気透析法(EED)が適用されている。カチオン交換膜に対して、放射線グラフト重合法を用いることにより、イオン導電性を向上し、消費エネルギーを大幅に削減した。さらに、グラフト鎖に架橋を導入し、膜の膨潤を抑制することで、H選択性を向上させ、イオン導電率との両立を実現した。現在では、膨潤抑制効果がさらに期待できるイオン飛跡グラフト重合法を用いて、イオン交換膜の性能向上を進めている。

2024年度夏期休暇実習報告

長谷川 俊成; 長住 達; 石塚 悦男; 江頭 慶一郎*; 古屋 碧海*; 安藤 涼太*; 坂口 旺*; 櫻井 洋亮; 中野 優美*; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2025-004, 20 Pages, 2025/07

JAEA-Technology-2025-004.pdf:1.67MB

「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2024年度夏期休暇実習において、3つの大学から4名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、一次冷却系統のCs沈着挙動解析、高温ガス炉を利用した原子力ロケットの概念検討について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、職員とのコミュニケーションをとる機会が多かったので有意義な実習になった等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。

高温ガス炉熱利用技術および熱化学水素製造法ISプロセスの開発状況

久保 真治

触媒, 67(2), p.71 - 77, 2025/04

高温ガス炉は、炉心溶融しない設計が可能など優れた安全性を有する次世代の革新炉である。高温ガス炉で発生可能な熱・蒸気・電気などを水素製造プロセスのエネルギー源として利用することができる。本稿では、高温ガス炉の構造とその安全性の概要、試験炉HTTRを高温熱源として活用する水素製造実証計画の概要、将来的に高温ガス炉に接続する水素製造法の評価に係る取り組み及び原子力機構における熱化学水素製造法ISプロセスの研究開発状況と反応器用触媒について解説する。

Development of corrosion-stable dual-Si-layered membranes for hydrogen production via thermochemical iodine-sulfur process

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

https://doi.org/10.15669/pnst.7.235

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.

高温ガス炉水素製造システムの概要と開発の状況

久保 真治

金属, 95(1), p.25 - 33, 2025/01

高温ガス炉は、炉心溶融しない設計が可能など優れた安全性を有する次世代の革新炉である。高温ガス炉より発生可能な熱・蒸気・電気などを水素製造プロセスのエネルギー源として利用することができる。本報告では、水素製造に必要な一次エネルギーとしての高温ガス炉の位置付け、高温ガス炉の構造とその安全性、様々な原子力を用いた水素製造法の概要、高温ガス炉による高温熱供給方法および高温ガス炉を熱源とするおよび水素製造技術の研究開発の状況について解説する。

Quantitative evaluation of leakage flow rate in the sealing part using graphite gland packing to mount a hydrogen separation membrane tube for HI decomposition membrane reaction

杉本 千紘; Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 久保 真治

International Journal of Hydrogen Energy, 95, p.98 - 107, 2024/12

https://doi.org/10.1016/j.ijhydene.2024.10.334

The thermochemical iodine-sulfur (IS or SI) process can produce hydrogen by decomposing water through chemical reactions and nuclear heat. The hydrogen iodine (HI) decomposition reaction of the IS process thermally decomposes HI at ca. 500C to produce hydrogen. The thermal efficiency of hydrogen production in the thermochemical IS process can be effectively enhanced using a membrane reactor for the HI decomposition reaction; hydrogen separation membrane tubes made of ceramic are attached to a tube plate via sealing parts. The applicability of a sealing method using the expanded graphite grand packing was investigated. During 50 thermal cycles ranging between 25 C-450 C and gas pressure of 0.2-0.8 MPa (gauge), the leakage flow rate was approximately 210 Pa m s. This value is comparable to a detection limit of the standard bubble leak test, indicating that this sealing method works effectively.