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Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07
被引用回数:0This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50C (Case 1) and 90
C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司
Progress in Nuclear Energy, 184, p.105710_1 - 105710_10, 2025/06
最近、原子炉建屋内の少ない観測点で測定された空間線量値から放射線源分布を逆推定する方法としてLASSO(Least Absolute Shrinkage and Selection Operator)が提案された。しかし、空間線量値を測定する際には誤差が含まれるが、この誤差が逆推定結果の精度にどのように影響するかは解析されていなかった。そこで本論文では、LASSOに対する不確実性解析を行い、Candesの理論に基づく不確実性推定関数を提案した。実際に、モンテカルロ法の1つであるParticle and Heavy Ion Transport code System (PHITS)を使用して得られた不確実性を持つ数値を入力値として用いたテスト計算を実施し、計算結果の誤差が提案された推定関数に従うことを示した。これにより、LASSOは推定された不確実性の範囲内で放射線源分布を求めることができる方法であることが確認できた。
佐藤 聡; 日引 俊*; 池田 遼; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 180, p.105593_1 - 105593_11, 2025/02
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉(PWR)の冷却材喪失事故では、ダウンカマーに流入するコールドレグに注入された緊急炉心冷却(ECC)水の流れにより、原子炉圧力容器(RPV)内壁に加圧熱衝撃(PTS)が発生するリスクがある。PTSは、ECC水によるダウンカマー壁の急冷によって発生し、ECC水の温度、壁面へのジェットの衝突位置と速度、壁面上の液膜の速度、液膜の厚さ、下降流の広がりなどに強く影響される。したがって、コールドレグからダウンカマーに流出するECC水の流れは、PTS事象に強く影響する可能性がある。この流動現象を理解するために、円管からの自由流出に関する研究をレビューした。流動条件の分類、流動条件間の遷移条件、端部深さ比、円管内の流れの自由表面形状、管から流出するナッペの形状に関する実験結果は、ほぼ一致した形で得られている。これに対し、コールドレグからダウンカマーへの流れを考慮する場合、自由空間ではなく狭い隙間への流れ、円管出口の角の丸みの存在、炉心からコールドレグへ流れる蒸気流の影響など、特殊な状況での流れ場を扱う必要がある。しかし、これらの要因を考慮した先行研究は少ないため、今後蓄積すべき知見としてまとめた。
Zhou, W.*; 三輪 修一郎*; 山下 晋; 岡本 孝司*
Progress in Nuclear Energy, 177, p.105441_1 - 105441_17, 2024/12
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)原子力工学や水力工学の分野では、噴流によって引き起こされる空気の巻き込み現象を理解することが重要である。空気巻込みは、原子力システムの重要な安全設計パラメータの1つである。しかしながら、既存研究のほとんどは、気泡の侵入深さを推定するための経験的相関式やカーブフィッティングモデルに依存しており、様々なジェット条件に対する合意された計算原理は存在しない。この問題に対処するため、本研究では、2つの先進的なAIアプローチを開発した。すなわち、空気巻き込みをセグメント化するための改良型YOLOv5と、気泡侵入深さを予測するためのNSGA-III-BPNN法である。改良型YOLOv5は、多様な条件下での空気巻き込み運動とダイナミクスのリアルタイムなセグメンテーションと抽出を可能にし、高いスケーラビリティとロバスト性を実証した。改良型YOLOv5を用いて推定された侵入深度は、従来の経験的相関と比較して高い精度を示し、動的な空気巻き込みパターンに基づく形状レジームを分類するための従来の画像後処理技術よりも効率的である。一般的にビデオや画像データに依存する物体セグメンテーションの限界を克服するために、NSGA-III-BPNN法はYOLOv5よりも高い精度で最大侵入深度を予測する。YOLOv5よりも高い精度で最大侵入深度を予測し、空気巻き込み侵入深度のより効果的な予測モデルを提供する。高度なAI技術を活用することで、この研究は、数値流体力学(CFD)モデリングを改良するための貴重なセグメンテーションデータを提供するだけでなく、原子力工学と水力工学の両分野における重要な進歩への道を開くものである。
植木 太郎
Progress in Nuclear Energy, 173, p.105236_1 - 105236_10, 2024/08
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)本論文は、不完全乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF)によってモデル化された燃料デブリの乱雑化レプリカに対して、中性子実効増倍率(keff)計算の極値評価を効率化したことを報告する。対象とした効率化手法は、有界増幅(BA)として特徴づけられるものである。数値計算結果により、BAのIRWFへの適用が、必要とされる乱雑化レプリカ数を、少なくとも1桁減少させることが分かった。この効率性向上検証のため、BAを適用せずに計算されたkeffのデータセットに一般化極値(GEV)統計を適用し、極値分布がワイブル分布に従うことを明らかにした。GEV理論はワイブル分布の上限値の存在を保証しており、実際に計算された上限は、BAが適用されて乱雑化レプリカ数を1桁以上減らした場合に得られる上位2つのkeff値よりも小さいことが判明した。これは、BAによる効率性向上がGEV解析によって確認されたことを意味する。
中原 将海; 渡部 創; 木村 修也; 佐々木 美咲*; 稲垣 博光*; 森口 哲次*
Progress in Nuclear Energy, 172, p.105195_1 - 105195_8, 2024/07
被引用回数:1 パーセンタイル:62.55(Nuclear Science & Technology)原子力施設の廃止措置に伴い発生する二次廃棄物の低減を目指したウルトラファインバブルを用いた新しい固体汚染物質の除去技術を提案している。非放射性物質であるCo酸化物の模擬汚染物を用いた除去試験により除去技術の性能評価を実施した。また、放射性物質で汚染された燃料ピン端栓部を使用した除染試験をホットセルで実施し、異なる化学形の違いによる影響を調べた。
Hong, Z.*; Ahmed, Z.*; Pellegrini, M.*; 山野 秀将; Erkan, N.*; Sharma, A. K.*; 岡本 孝司*
Progress in Nuclear Energy, 171, p.105160_1 - 105160_13, 2024/06
被引用回数:4 パーセンタイル:90.97(Nuclear Science & Technology)本研究では、BC粉末とステンレス鋼(SS)間との共晶反応はB
C粉ペレットとSS間とのそれより相当に速いことが分かった。粉末及びペレットに対して導出された反応速度定数は参考文献値によく一致している。また、粉末とペレットの場合の詳細微細構造をSEM/EDSを用いて組成分析を行った。粉末の場合、(Fe,Cr)Bからなる反応層として厚肉層が見られた。一方、ペレットの場合、2つの反応層が見られた。
廣瀬 意育; 安部 諭; 石垣 将宏*; 柴本 泰照; 日引 俊*
Progress in Nuclear Energy, 169, p.105085_1 - 105085_13, 2024/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)Immersed boundary methods (IBMs) have been developed as complementary methods for computational fluid dynamics (CFD). They allow a flow simulation in a mock-up model that includes complex-shaped inner structures and/or boundaries with a non-body conformal mesh. Such a model might force us to create a complicated body-fitted mesh with a high cost in the conventional CFD (CCFD) approach. We focus on the Brinkman penalization (BP) method and its extended version, which we call here the extended Brinkman penalization method (EBP), among the different types of IBMs, aiming to apply them to the phenomena that occur during severe accidents in a nuclear reactor containment vessel and explore the possibility that the methods can partially replace the CCFD. In this paper, as a preliminary step to validate the applicability of these methods, we measure the jet flow rectified by a grating-type structure used for the validation of numerical techniques and apply them to simulate the behavior of an upward jet rectified by a horizontally placed grating-type structure modeled as an immersed body. This type of structure is generally used in reactor buildings, and it is crucial to evaluate their influence on gaseous flows because the behaviors of hydrogen produced during severe accidents may be influenced by them. The structure is selected as our subject because it has moderate complexity, enabling us to examine the effects of the IBMs and compare them with CCFD. We investigate whether these methods can reproduce a result of corresponding CCFD in which the grating is modeled as body-conformal mesh and show that the former can produce the latter with equivalent accuracy. All these results are also compared with the experimental data on the flow velocity distributions downstream of the grating measured using particle image velocimetry.
廣瀬 意育; 柴本 泰照; 日引 俊*
Progress in Nuclear Energy, 168, p.105027_1 - 105027_17, 2024/03
被引用回数:2 パーセンタイル:49.11(Nuclear Science & Technology)This study reviewed the literature that measured critical heat flux (CHF) for downward flow in round pipes and arranged the proposed correlations. Each correlation shows relatively good prediction accuracy for experimental data from their literature, but the accuracies sometimes decrease for experimental data from other literature. No correlation accurately predicts all the experimental data of the literature, indicating an issue in extrapolating existing correlations. Therefore, we developed a correlation that can accurately predict the experimental data of the collected literature. First, we used a neural network to select the essential dimensionless quantities that comprise the correlation. Then, we regarded the prediction accuracy when all candidate dimensionless quantities extracted from the literature were used for the input variables of the network as the achievable limit prediction accuracy and searched for the minimum combination of dimensionless quantities required to achieve it. The results showed that only the dimensionless mass flux and the ratio of the heating length to the channel diameter are the essential parameters to achieve it. We developed a correlation equation using these two dimensionless quantities and achieved 17.6% of the average prediction accuracy. This result considerably improved existing correlation equations with 25%-40% average prediction accuracy for the same experimental data.
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 吉田 亨*; 長谷川 幸弘*; 岡本 孝司*
Progress in Nuclear Energy, 162, p.104792_1 - 104792_19, 2023/08
被引用回数:2 パーセンタイル:27.70(Nuclear Science & Technology)空間線量率のモニタリングに基づいて原子炉建屋内の放射源分布を予測することは、原子力発電所の廃止措置に向けた最も重要なステップの一つである。しかし、この問題は、一般には数学的には計算を行うには条件が足りない不良設定問題になり、解くことが困難である。そこで、このような不良設定問題でも線源分布の逆推定を成功させるために、損失関数を最小化する機械学習手法であるLASSOの有効性を調査する。ここで、
および
はそれぞれ建屋の表面メッシュ上で定義された放射線源により構成されたベクトルおよび室内で観測された空間線量で構成されたベクトルである。また、
はPHITSを用いて計算された建屋の表面メッシュと観測点の寄与率で構成される行列である。CandesとTaoの理論に基づき、線源分布を正しく予測するための観測点の個数に関する条件を数学的に見出し、実際に、LASSOでは、観測点数がこの条件を満たす限り、実際に高い可能性で線源の分布を示すことができることを確認した。さらに、検出点数が基準値より少ない場合でも、線源分布の一部が示されることを見出した。さらに、現実的な実験モデルにおいても、放射線源が逆推定できることを確認する。最後に、逆推定における予測可能性を高めるために、観測点と線源間の距離のような影響因子を調査する。以上の実証結果から、LASSOスキームは福島第一原子力発電所のような損傷した原子力発電所で見られるホットスポットを探索するのに非常に有用な方法であることを示す。
植木 太郎
Progress in Nuclear Energy, 159, p.104630_1 - 104630_9, 2023/05
被引用回数:1 パーセンタイル:27.70(Nuclear Science & Technology)一般化極値(GEV)は、極端な値の観測に関する統計モデルである。本論文では、GEVの方法論を、サンプリングの困難さで知られる弱結合体系のモンテカルロ臨界計算の例題に適用し、中性子実効増倍率(keff)分布の裾野の利用価値を評価したことを報告する。具体的には、核分裂源サイクルあたりの粒子数が十分に大きい場合に、keff分布の上限と下限に対する極値指数(EVI)が不確かさの範囲内で同じ値をとること、及びその値が境界値層としてのガンベル分布のEVIを含むワイブル分布の範囲内に収まることを示す。核分裂源サイクルあたりの粒子数が不十分な場合に対しては、一つの平衡状態から別の平衡状態への移行時に、keff分布の上下限のEVIが剥離し、一方がワイブル分布の範囲内に、もう一方がフレシェ分布の範囲内に入り、計算の異常診断に利用可能であることが示される。
Hamdani, A.; 安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Progress in Nuclear Energy, 153, p.104415_1 - 104415_16, 2022/11
被引用回数:4 パーセンタイル:44.16(Nuclear Science & Technology)This paper describes the computational fluid dynamics (CFD) analysis and validation works from the previous experimental study on the natural convection driven by outer surface cooling in the presence of density stratification consisting of air and helium (as a mimic gas of hydrogen). The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical simulation was carried out to analyze the detailed effect of the cooling region on the erosion of the helium stratification layer. The temporal and spatial evolution of the helium concentration and the gas temperature inside the containment vessel was predicted and validated against the experimental data. In addition, two stratification behaviors that depend on the cooling location were presented and discussed. The CFD simulation confirmed that an upper head cooling caused two counter-rotating vortexes in the helium-rich zone. Meanwhile, the upper half body cooling caused two counter-rotating vortexes in the helium-poor zone. These findings are important to understand the mechanism of the density stratification process driven by natural convection in the containment vessel.
酒瀬川 英雄; 野村 光生; 澤山 兼吾; 中山 卓也; 矢板 由美*; 米川 仁*; 小林 登*; 有馬 立身*; 檜山 敏明*; 村田 栄一*
Progress in Nuclear Energy, 153, p.104396_1 - 104396_9, 2022/11
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)ウラン濃縮施設の使用済み遠心分離機を解体する際、解体部品のウラン汚染面のみを選択的に除去できる除染技術を開発することは重要である。これは適切な除染を通じて、解体部品を非放射性廃棄物として処分、もしくは、再利用するためである。これまでの研究により、ウラン汚染面を除去できる酸性電解水を利用した湿式除染技術を開発した。ただし、実用化のためにはさらなる技術の最適化は必要である。解体部品は、様々な運転履歴、七フッ化ヨウ素ガスを使用した不均一な系統除染の状況、そして、解体後の長期保管条件の変化により、ウラン汚染状態が異なるためである。本研究は遠心分離機の低炭素鋼製ケーシングからウラン汚染状態の異なる試料を採取して酸性電解水を利用した湿式除染を実施した。その結果、ウラン汚染面のみを効果的に除去することができ、最大20分間で放射能の目標値を下回った。実際の除染時間は解体部品の大きさや形状にも依存することになるが、この方法が遠心分離機のウラン汚染部品に対する除染技術として利用できることを明らかとした。
植木 太郎
Progress in Nuclear Energy, 144, p.104099_1 - 104099_7, 2022/02
被引用回数:2 パーセンタイル:30.61(Nuclear Science & Technology)確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(RWF: randomized Weierstrass function)は、無秩序な物質混合で生成する乱雑化媒質の臨界性不確かさ評価のための手法である。本論文は、実用面でのRWFの精緻化を、周波数領域変数の上下限指定を伴うスペクトル範囲制御により達成したことを報告する。臨界解析実務への具体的効果は、空間分布が不確定な燃料デブリを想定した乱雑化媒質に対して、逆冪乗則パワースペクトルの下での公平な臨界性不確かさ評価を可能にすることである。数学的側面においては、RWFの三角関数項の無限和が、任意の低周波数領域を含むように拡張され、スペクトル範囲制御という唯一の目的のために有限項に切り捨てられている。これは、精緻化RWFが、ワイエルシュトラス関数のフラクタル特性への収束の問題と切り離されたことを意味する。このため、精緻化RWFは、不完全確率的乱雑化ワイエルシュトラス関数(IRWF: Imcomplete RWF)と命名される。適用事例として、3次元化されたIRWFを、中性子減速環境下の3種燃料から成る乱雑化燃料混合体に適用して中性子実効増倍率の不確かさをモンテカルロ法コードSolomonにより評価したことを報告する。
粟飯原 はるか; 渡部 創; 柴田 淳広; Mahardiani, L.*; 大友 亮一*; 神谷 裕一*
Progress in Nuclear Energy, 139, p.103872_1 - 103872_9, 2021/09
被引用回数:4 パーセンタイル:41.66(Nuclear Science & Technology)To prevent unexpected accidents at nuclear facilities caused by accumulated ammonium nitrate in an aqueous liquid waste containing ammonium salts and nitric acid, NH
in the liquid waste must be decomposed under mild reaction conditions. In this study, we investigated the oxidative decomposition of NH
with O
at 333 K in the presence of a homogeneous Co
catalyst and Cl
in the wide pH range of the test solution. The reaction behavior was greatly affected by pH of the test solution. In a basic solution at pH 12, high conversion of NH
was obtained even in the absence of Co
and Cl
and the main product was NO
. However, Co
and Cl
in the solution greatly enhanced the decomposition rate of NH
in acidic to mild basic solutions (pH 1-8), while only low conversion of NH
was observed unless both Co
and Cl
were present. For the reaction with Co
and Cl
in the solutions, NH
was transformed mainly into chloramines (NH
Cl
, x = 1-3) by the reaction with HClO, which was formed by the reaction of Cl
with O
catalyzed by the homogeneous Co
catalyst, and led to the high decomposition rate of NH
. Cl
suppressed the formation of the precipitate CoO(OH) during the reaction and consequently the Co
catalyst stably existed in the reaction solution, which was another reason for the high decomposition rate of NH
in the presence of Cl
. Owing to the swift decomposition of NH
under mild reaction conditions and small formation of secondary waste, the oxidative decomposition of NH
in the presence of the homogeneous Co
catalyst and Cl
is suitable and applicable for the treatment of the aqueous liquid waste containing ammonium salts and nitric acid.
Goullo, M.*; Hokkinen, M.*; 鈴木 恵理子; 堀口 直樹; Barrachin, M.*; Cousin, F.*
Progress in Nuclear Energy, 138, p.103818_1 - 103818_10, 2021/08
被引用回数:7 パーセンタイル:57.70(Nuclear Science & Technology)1023Kから453Kの温度勾配管中のヨウ化セシウム粒子の移行挙動に関するデータを取得した。まず、アルゴン(Ar)と水蒸気(HO)で構成される層流条件下にてヨウ化セシウム粒子を温度勾配管中に流し、沈着量を調べた結果、低流速、高蒸気濃度であるほどより多くの粒子が沈着することが分かった。次に、雰囲気の異なる三種類の混合ガス(Ar/H
O, Ar/H
, Ar/Air)を流すことで沈着した粒子の再蒸発および/または再浮遊の有無を調べた結果、Ar/H
OとAr/H
条件では沈着したものと同等の粒径の粒子が再浮遊する一方で、Ar/Air条件ではより大きな粒子が再浮遊することが分かった。実験結果をASTECコードのSOPHAEROSモジュールを用いて解析した結果、沈着挙動は解析結果と一致するものの、再浮遊挙動は再現できなかった。
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野村 幹弘*; 野口 弘喜; 今井 良行; 上地 優; 久保 真治; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Energy, 137, p.103772_1 - 103772_7, 2021/07
被引用回数:8 パーセンタイル:68.12(Nuclear Science & Technology)Hydrogen production from nuclear energy has attracted considerable interest as a clean energy solution to address the challenges of climate change and environmental sustainability. With respect to the large-scale and economical production of hydrogen using nuclear energy, the thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process is a promising method. The IS process uses sulfur and iodine compounds to decompose water into its elemental constituents, hydrogen and oxygen, by using three coupled chemical reactions: the Bunsen reaction; sulfuric acid decomposition; and hydrogen iodide (HI) decomposition. The decomposition of HI is the efficiency-determining step of the process. In this work, a membrane reactor with a silica membrane closed on one end was designed, and its potential for hydrogen production from HI decomposition was explored. In the reactor-module design, only one end of the membrane tube was fixed, while the closed-end of the tube was freely suspended to avoid thermal expansion effects. The closed-end silica membranes were prepared for the first time by a counter-diffusion chemical vapor deposition of hexyltrimethoxysilane. In application, HI conversion of greater than 0.60 was achieved at a decomposition temperature of 400C. Thus, the membrane reactor with closed-end silica membrane was shown to produce a successful equilibrium shift in the production of hydrogen via HI decomposition in the thermochemical IS process.
Atkinson, S.*; 青木 健; Litskevich, D.*; Merk, B.*; Yan, X.
Progress in Nuclear Energy, 134, p.103689_1 - 103689_10, 2021/04
被引用回数:1 パーセンタイル:10.40(Nuclear Science & Technology)本稿では設計が進められている熱出力10MWのU-Battery炉概念を対象に、制御棒引抜事故及び冷却材喪失減圧事故に対する安全性を評価する。両過渡事象に対する評価手法として、1次元伝熱モデルと制御棒引抜事故における原子炉動特性を評価するための1点炉近似を組み合わせた評価手法を用いる。評価の結果、制御棒引抜事故において、燃料温度が110K上昇し、負の燃料温度係数により余剰反応度が相殺されることを明らかにした。冷却材喪失減圧事故においては燃料最高温度が事故後60時間で1455Kに達することを明らかにした。結論として、両過渡事象において、燃料温度は定格運転時の最高温度より低く維持されることを確認した。
Herranz, L. E.*; Jacquemain, D.*; Nitheanandan, T.*; Sandberg, N.*; Barr, F.*; Bechta, S.*; Choi, K.-Y.*; D'Auria, F.*; Lee, R.*; 中村 秀夫
Progress in Nuclear Energy, 127, p.103432_1 - 103432_14, 2020/09
被引用回数:6 パーセンタイル:22.19(Nuclear Science & Technology)WGAMA started on Dec. 31st 1999 to assess and strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPP and to facilitate international convergence on safety issues and AM analyses and strategies. WGAMA addresses reactor thermal-hydraulics (Thys), in-vessel behavior of degraded cores, containment behavior and protection, and FP release, transport, deposition and retention, for both current and advanced reactors. This paper summarizes such WGAMA contributions in Thys, CFD and severe accidents, which include the Fukushima-Daiichi accident impacts on the WGAMA activities and their substantial outcomes. Around 50 technical reports have become reference in the related fields, which appear in References. Recommendations in these reports include further research, some of which have given rise to the joint projects conducted or underway within the OECD framework. Ongoing WGAMA activities are numerous and a number of them are to be launched in the near future, which are shortly mentioned too.
Baron, P.*; Cornet, S. M.*; Collins, E. D.*; DeAngelis, G.*; Del Cul, G.*; Fedorov, Y.*; Glatz, J. P.*; Ignatiev, V.*; 井上 正*; Khaperskaya, A.*; et al.
Progress in Nuclear Energy, 117, p.103091_1 - 103091_24, 2019/11
被引用回数:107 パーセンタイル:94.22(Nuclear Science & Technology)本論文では、将来のクローズド燃料サイクルにおける使用済燃料のための分離プロセスに対する国際的リビューの結果が、技術成熟度評価の結果ととともに示されている。本研究は、ORCD/NEAで組織された燃料リサイクル化学に関する専門家グループによって実施されたものである。本研究の特徴的な点は、分離プロセスを使用済燃料中の分離対象元素(ウラン, ウラン-プルトニウム, マイナーアクチノイド, 発熱性元素等)別の分離階層により区分けして評価したことであり、これに使用済燃料の前処理プロセスの評価を加えている。分離プロセスとしては湿式プロセスと乾式プロセスの両者をカバーしている。