英国高温ガス炉実証炉建設サイト候補に関する調査報告

藤原 佑輔; 中嶋 國弘; 卜部 光平; 永塚 健太郎; 浅野 和仁; 清水 厚志; 野口 弘喜; 佐藤 博之; 大橋 弘史; 角田 淳弥; et al.

JAEA-Technology 2026-001, 43 Pages, 2026/05

JAEA-Technology-2026-001.pdf:2.93MB

2050年カーボンニュートラルの実現に向けて、製鉄、化学工業等の脱炭素化が困難な分野における二酸化炭素排出削減には、水素エネルギーの利活用が不可欠とされる。高温ガス炉は優れた安全性を有し、二酸化炭素を排出することなく高温熱を供給可能であることから、安定的に大量の水素を製造することが期待され、「GX実現に向けた基本方針」(2023年2月10日閣議決定)の参考資料に2030年代の運転開始を目標とする高温ガス炉実証炉開発工程が示されるとともに、経済産業省の革新炉ワーキンググループは実証炉建設に向けた技術ロードマップを定めた。一方、英国政府は、温室効果ガス排出ネット・ゼロ達成に向け、2022年9月から2030年代初期運転開始とする高温ガス炉実証炉プログラムを開始した。このような背景を踏まえ、高温ガス炉技術の早期の社会実装を目指し、日本原子力研究開発機構(JAEA)は英国国立原子力研究所(UKNNL)と連携して、英国において我が国の高温ガス炉技術の実証を進め、我が国の高温ガス炉実証炉開発への還元を目指す。本資料は、英国高温ガス炉実証炉(UKJ-HTR)の設計検討に資することを目的として、英国における高温ガス炉生産物の市場調査、建設サイト候補であるHartlepoolの環境、社会条件及び産業基盤の調査結果をまとめた。

Demonstration of the inherent safety feature of HTGRs through the loss-of-forced-cooling test in the HTTR

長住 達; 長谷川 俊成; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 久保 真治; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮; 篠原 正憲; 齋藤 賢司; et al.

Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114542_1 - 114542_14, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114542

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、高温ガス炉の優れた安全性を実証するため、ブロック型高温ガス炉として世界で初めて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施した。本試験では、全てのヘリウムガス循環機(HGC)を停止させるとともに、制御棒の挿入を防止することで、炉心の強制冷却機能および停止機能を意図的に喪失させた。HGC停止後、炉心温度の上昇に伴って生じた負の反応度フィードバック効果により、原子炉出力は100%(30 MW)からほぼ0%まで自発的に低下した。その後、炉心温度の低下およびキセノン(Xe)の減衰により再臨界に至ったが、原子炉出力は約1.2%という低い値で安定した。さらに、本試験中および試験直後のHTTR運転中に、一次冷却材中の放射性物質濃度はほぼ変化せず、本試験に伴う炉心温度上昇後も被覆粒子燃料に破損等が生じなかったことを示した。これにより、冷却材の喪失時に制御棒を挿入しなくても原子炉は自然に止まり、冷え、放射性物質が閉じ込められるという、高温ガス炉の優れた安全性を実証した。

簡易粘弾性評価モデルを用いた炉内黒鉛構造物の応力挙動の解析的検討

西條 友章; 島崎 洋祐; 石原 正博

JAEA-Technology 2025-010, 126 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-010.pdf:12.52MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の運転中には、黒鉛構造物に熱応力が発生する。また、黒鉛材料は中性子照射により収縮挙動を示すとともに、クリープ現象が発生するため、原子炉停止時には黒鉛構造物に残留応力が発生する。そこで、HTTR炉心黒鉛構造物の設計においては、有限要素法応力解析コード「VIENUS」を用いた黒鉛構造物の応力解析を行ってきた。HTTRの黒鉛構造物は配置場所によって照射される温度域が400Cから1200Cと大きく異なるため、材料物性値や照射収縮などの照射挙動も黒鉛構造物ごとに異なる。一方、VIENUSコードは熱流動・熱伝導解析結果を解析条件として入力し応力を評価する解析コードであるため、温度条件や材料物性値をパラメータとした検討には向かない。そこで、本報告書ではVIENUSコードよりもパラメータスタディを効率的に実施できる2本のはり要素からなる簡易粘弾性評価モデルを用いて、400Cから1200Cの温度域にある黒鉛構造物の照射挙動が応力挙動に与える影響を解析し、運転時応力は黒鉛構造物の照射収縮の影響により、照射温度800Cを境に2つの異なる挙動を示すことを明らかにした。また、原子炉停止時の残留応力は熱応力に漸近するため、照射収縮が大きくなった場合でも過度に大きくならないことがわかった。さらに、簡易粘弾性評価モデルとVIENUSの応力解析結果を比較した結果、応力挙動の傾向が一致し、簡易粘弾性評価モデルは応力挙動の把握に有用であることが明らかとなった。

高速炉と高温ガス炉を中心とした革新炉の開発動向,4(最終回); 国際的な開発動向

豊岡 淳一; 久保 重信; 西村 正弘; 上出 英樹

日本原子力学会誌ATOMO, 67(11), p.644 - 648, 2025/11

https://doi.org/10.3327/jaesjb.67.11_644

脱炭素目標の達成やエネルギー安全保障の確保を背景に世界の原子力開発が加速している。本稿では、革新的な軽水炉、第4世代炉としての高速炉、高温ガス炉など革新炉の国際的な開発動向について小型モジュール炉(SMR)、規制基準、新しい製造技術に着目して解説する。

Development of the three-dimensional CFD analysis model of helium heat exchanger type steam reformer for hydrogen production by nuclear heat

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

https://www.whtc2025.com/conference-proceedings

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 950C. 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%.

Nuclear hydrogen demonstration project using the HTTR; Demarcation of nuclear-industrial laws and design standards

青木 健; 清水 厚志; 石井 克典; 守田 圭介; 水田 直紀; 倉林 薫; 安田 貴則; 野口 弘喜; 野本 恭信; 飯垣 和彦; et al.

Annals of Nuclear Energy, 220, p.111503_1 - 111503_7, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111503

原子力機構は、核熱により水素を製造する原子力水素製造システムの接続技術を確立するため、HTTR-熱利用試験プロジェクトを開始し、その許認可に向けた安全設計及び安全解析を行っている。本研究では、原子力水素製造システムの適用法令及び設計基準の区分の候補の優劣を評価するための相対評価手法を提案し、それをHTTR-熱利用試験施設に適用した。評価の結果、高圧ガス保安法を熱利用試験施設(水素製造施設)に適用し、高圧ガス保安法に基づく設計基準を水蒸気改質器に適用する候補は、いずれの指標においても最下位とならず、最も優れた候補として提案された。

Reactor response during thermal load fluctuation test using HTTR

長谷川 俊成; 長住 達; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 中川 繁昭; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮

Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 6 Pages, 2025/09

高温ガス炉の熱を利用した水素製造実現のため、原子力機構では高温工学試験研究炉(HTTR)と水素製造施設の接続を計画している。これを実現するためには、水素製造施設で発生した除熱変動による原子炉への影響を把握しておく必要がある。本研究ではHTTRの運転中に熱負荷変動試験を実施し、除熱変動に対する原子炉の応答を調べた。本試験は原子炉出力90%の状態で実施し、水素製造施設における除熱変動の再現として、原子炉入口温度を約11C上昇させた。その結果、原子炉出口温度はほとんど変化せず、原子炉入口温度上昇分に相当する熱が炉心の黒鉛ブロックに伝達されることを確認した。さらに、黒鉛ブロックの温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより、制御棒を操作しなくても原子炉出力が低下し約88%で一定となった。したがって、原子炉入口温度に生じた外乱の影響は黒鉛ブロックへの蓄熱によって抑制されることが分かった。

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.