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, 2025/05

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。

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。

Developing an online composition prediction for an HI-I-HO system using deep neural network

田中 伸幸; 竹上 弘彰; 野口 弘喜; 上地 優; Myagmarjav, O.; 小野 正人; 杉本 千紘

Chemical Engineering Science, 299, p.120479_1 - 120479_11, 2024/11

https://doi.org/10.1016/j.ces.2024.120479

熱化学水素製造法ISプロセスでは、溶液組成を制御して安定な運転を行うため、溶液組成を把握することが求められる。本研究では、深層ニューラルネットワークモデルによる機械学習を用いて、計測可能な物性値から組成をオンラインで予測する手法を開発した。本手法は、従来のサンプリングによる滴定分析と比べて、迅速に溶液組成に関する情報を取得することが出来る。ISプロセスで主要な溶液組成であるHI-I-HO系において、温度、圧力、溶液密度の測定値から組成を予測できるモデルを作成し、トレンドデータから組成を推定可能であることを示した。また、得られたモデルを解析することで、組成制御に効果的な運転パラメータを明らかにした。

Methodology development for explosion hazard evaluation in hydrogen production system using high temperature gas-cooled reactor

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

https://doi.org/10.1115/ICONE31-135407

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.

An Evaluation on Inelastic Thermal Neutron Scattering Cross-Section Data of Crystalline Graphite

沖田 将一朗; 安部 豊*; 田崎 誠司*; 深谷 裕司

Radioisotopes, 73(3), p.233 - 240, 2024/11

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.73.233

In the latest nuclear data libraries ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5, the inelastic scattering cross-section data for reactor graphite and crystalline graphite are employed. The data for reactor graphite reproduces the measurement values very well, while the data for crystalline graphite tends to underestimate the measurement values, and there is room for improvement. Therefore, in the present study, for future updates of JENDL, a new molecular dynamics simulation model for crystalline graphite is prepared and inelastic scattering cross-section data are evaluated based on both incoherent approximation and Vineyard approximation. As a result, the obtained inelastic scattering cross-section data of crystalline graphite show very good agreement with the measured data and successfully presented more reliable data than those employed in ENDF/B-VIII.0 and JENDL-5.

Project plan of HTTR heat application test facility; Safety design and Safety analysis

青木 健; 長谷川 武史; 倉林 薫; 野本 恭信; 清水 厚志; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of 11th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2024), 6 Pages, 2024/10

原子力機構はHTTR(高温工学試験研究炉)及び水素製造施設を接続するHTTR-熱利用試験を計画している。本研究は、HTTR-熱利用試験施設の安全設計及び安全解析の成果を報告する。安全設計では、期待する安全機能に基づき構築物・系統及び機器の安全重要度分類を定めた。予備安全解析では、RELAP5コードを用いた熱流動解析を行った。予備安全解析は、蒸気発生器の伝熱管破損を除くHTTR-熱利用試験で新たに想定される事象が既設のHTTRの許認可ベース事象に包絡されること、並びに、新たな許認可ベース事象の候補は安全解析の判断基準を満足することを明らかにした。

Survey on research and development status of Japanese small modular reactors in OECD/NEA activities (2022-2023)

竹田 武司; 柴田 大受

JAEA-Review 2024-040, 29 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-040.pdf:1.33MB

日本の第6次エネルギー基本計画では、2050年までのカーボンニュートラルを目指したエネルギー政策の道筋を示すことが重要なテーマとなっている。2030年に向けた日本の原子力研究開発(R&D)への政策対応には、国際連携による2030年までの小型モジュール炉(SMR)技術の実証が盛り込まれている。これを踏まえ、脱炭素化と経済成長を同時に達成するGreen Transformation (GX)の実現に向けて、今後10年を見据えた取組の基本方針が取りまとめられた。海外に目を向けると、米国、カナダ、欧州、中国、ロシアを中心に、重工メーカーやR&D機関のみならずベンチャー企業も含めて、国際的にSMRのR&D活動が活発である。このような状況下で、原子力機関(NEA)の原子力施設安全委員会(CSNI)は、SMRの安全性への影響評価を支援するために、SMRに関する専門家グループ(EGSMR)を招集した。EGSMRの取組として、SMRの導入や研究活動に関する最新情報の収集を主目的とした数回にわたるアンケートへの回答の提出が求められた。これに対して、筆頭著者から、JAEAに加えて日立GEニュークリア・エナジー株式会社、三菱重工業株式会社からの情報に基づき回答した。アンケートに対する日本の回答の多くは、CSNI Technical Opinion Paper No.21 (TOP-21)のベースとなる情報である。本報告書では、整理した公開可能な日本のアンケート回答と付加情報を示し、TOP-21の記載内容の一部を補完した。これにより、EGSMRの活動(2022-2023年)を中心とした日本におけるSMRに関するR&Dの調査結果をまとめた。本報告書は、SMRに関する今後の国際協力の議論や国内外の原子力分野の人材育成に役立てることを目的としている。この中で、日本の革新炉のR&Dの主なトピックスとして、高温ガス炉(HTGR)とナトリウム冷却高速炉(SFR)に関して、実用化に必要な技術と現状のギャップを同定している。また、HTGRと水素製造施設の相互接続に関連して、水素製造施設からの可燃性ガスの漏洩と異常発生が安全性に与える影響等について整理している。

2023年度夏期休暇実習報告

石塚 悦男; 長住 達; 長谷川 俊成; 川井 大海*; 脇坂 真司*; 長瀬 颯太*; 中村 建斗*; 矢口 陽樹*; 石井 俊晃; 中野 優美*; et al.

JAEA-Technology 2024-008, 23 Pages, 2024/07

JAEA-Technology-2024-008.pdf:1.69MB

「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2023年度夏期休暇実習において、3つの大学から5名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、強制冷却機能喪失時の挙動解析、一次冷却系統のヨウ素沈着挙動解析、高温ガス炉用エネルギー貯蔵システム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、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。

消防自動車を用いたHTTRのBDBA拡大防止対策

島崎 洋祐; 地代所 達也; 石井 俊晃; 猪井 宏幸; 飯垣 和彦

JAEA-Technology 2024-005, 23 Pages, 2024/06

JAEA-Technology-2024-005.pdf:5.53MB

HTTRでは、新規制基準への対応の一環として新たに多量の放射性物質等を放出するおそれのある事故(BDBA)の想定を行うとともに、BDBAの拡大防止対策を定めた。このうち、使用済燃料貯蔵プールに係る冷却水漏洩によって発生するBDBAの拡大防止対策においては、大洗研究所の消防自動車をBDBAの拡大防止対策機器として選定し、揚水性能等の要求性能を定めて検査で確認した。これにより、消防自動車は使用前事業者検査に合格し、HTTRの運転再開に貢献した。