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藤井 大輔; 川口 眞実也*; 田中 満*
Proceedings of Science (Internet), 500, p.239_1 - 239_6, 2026/01
クォークやグルーオンがハドロンの中に閉じ込められる機構の解明は、QCDにおける最も基本的な課題である。この課題を解決するためには、クォーク凝縮やグルーオン凝縮と、それに伴う自発的対称性の破れのハドロン形成における役割を理解することが重要である。近年、陽子内部の応力分布が実験的に測定できるようになった。これは陽子に対するエネルギー運動量テンソルの行列要素を特徴付ける重力形状因子から抽出される。この応力分布は、クォークやグルーオンをハドロン内部に閉じ込める力そのものであり、応力分布の観点から上記の課題にアプローチする道が拓かれた。本トークでは、クォーク凝縮やグルーオン凝縮など、カイラル対称性やスケール対称性の破れを反映する現象が、核子内部の圧力分布にどのように寄与するかを調べた結果、これらの寄与が核子を安定化させるために不可欠であることを示す。
藤井 大輔; 保坂 淳*; 岩中 章紘*; 酒井 忠勝*; 橘 基*
Proceedings of Science (Internet), 500, p.135_1 - 135_6, 2026/01
強結合QCD物質の理解は、その非摂動的性質のため依然として困難である。われわれは、クォーク質量が非零の二フレーバー・ハードウォール型ホログラフィック模型において、有限密度・零温度のQCDを研究する。高密度相は、一様アンサッツの下で古典的運動方程式を解くことで得る。バルク場と境界観測量を結び付けるため、ホログラフィック正則化を施して対応辞書を構築し、ハードウォールのカットオフにおけるIR境界項が本質的役割を果たすことを強調する。この枠組みで、バリオン数密度が大きくカイラル凝縮が強く抑制されたバリオン物質相を見出す。得られた解から状態方程式を導出し、中性子星の質量半径関係を計算すると、広いパラメータ領域で2太陽質量を超える星が実現し得ることが分かる。
藤井 大輔; 岩中 章紘*; 田中 満*
Physical Review D, 112(9), p.094051_1 - 094051_12, 2025/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Astronomy & Astrophysics)本研究では、トップダウンホログラフィックQCDにおいて得られる重力形状因子を用いて、パイオン内部のエネルギー密度および応力分布を解析する。特に、核子においてインスタント形式で示されていたように、閉じ込め圧力がQCDのスケール異常によって支配されるという特徴が、パイオンにおいてもライトフロント形式で成り立つことを示す。さらに、このホログラフィック模型で記述されるラージ
極限においては、スカラーグルーボールが閉じ込め圧力を媒介する役割を担っていることが明らかになる。これらの結果は、ハドロンの安定性におけるスケール異常の普遍的な役割を支持するものである。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2025-015, 73 Pages, 2025/09
JAEA-Review-2025-015.pdf:5.9MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和5年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究」の令和3年度から令和5年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、英国研究者との協力の下、高度な粒子検出及び特性評価システムとエアロゾルの分散制御を同時に組み込んだ安全なレーザー除染システムの開発を目指している。エアロゾル分散制御については、単純な機械的封じ込めフードから光学レーザーシールドに至るまでの新しい封じ込め方法を共同で調査する。日本側は、レーザー切断及び除染用途での放射線リスクを低減するため、ウォーターミストとウォータースプレーの利用に基づく放射性分散制御方法を開発する。英国側から提供されたエアロゾル粒子のデータに基づき、エアロゾルスクラビングの効率を高める可能性を調査する。また、エアロゾル粒子とウォーターミスト粒子の間の引力向上させるための電荷付与の効果を確認する。英国側は、エアロゾルのレーザー閉じ込め法を開発しており、スプレースクラビングにおいてエアロゾル粒子とミストの凝縮を改善するための実験を行う。エアロゾル除去技術と戦略の開発は、包括的な実験と計算研究によって実行される。実験はUTARTS(東京大学エアロゾル除去試験施設)で行われ、レーザー除染や切断とスプレー操作の同時作業等を検証する。また、CFDモデルのより適切な検証を実行できる高空間分解能データを取得するためエアロゾル測定を実施する。検証済みのCFDモデルは、効果的で安全な除染及び廃炉計画を作成するために、様々なレーザー操作シナリオで確認する。最終年度においては、実スケールでの作業及び除染効果を検証するため、モックアップ試験を実施し、本研究により構築した除染システムを評価検証する。
伊藤 啓*; 松下 健太郎; 江連 俊樹; 田中 正暁; 大平 直也*; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*
日本機械学会2025年度年次大会講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2025/09
巻き込まれた気泡によってポンプ等の流体機械の性能低下が引き起こされる可能性があることから、バスタブ渦によって巻き込まれるガスの流量(ガス巻込み流量)の推定が重要となる。本研究では、著者らが提案した旋回環状流モデルに基づくガス巻込み流量の評価モデルの適用性を確認するために、数値解析によって得られた渦の自由表面凹部(ガスコア)周辺の液相流速分布に本評価モデルを適用し、ガス巻込み流量を評価した。その結果、適切な評価領域を設定することで、ガス巻込み流量を評価できる見通しを得た。
福田 貴斉; 上澤 伸一郎; 山下 晋
Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 12 Pages, 2025/09
BWR炉心を想定したロッドバンドル体系における気液二相流を、異なる界面捕獲スキーム(ICS)を用いたVOF法により解析し、その結果を比較評価した。シミュレーション結果は、高速度カメラとワイヤーメッシュセンサー測定による実験データとの間で定性的及び定量的に比較評価された。その結果、すべてのICSは実験データとある程度の一致を示したものの、THINC/WLICではVOF値が体系内で拡散する課題が改めて確認された。一方、著者らにより開発されたTHINC/AWLICはTHINC/WLICのVOF拡散を改善し、より理論解に近いICSであるPLICのボイド率予測を概ね再現することがわかった。ただし、シミュレーションにおける気泡間の非物理的結合は、いずれのICSを用いても依然として課題であり、特に、実際には気泡結合がほとんど発生しない低気相流量下においては、手法の抜本的な検討が必要である。
福田 航大
Proceedings of Nuclear Criticality Safety Division 2025 Conference (NCSD 2025) (Internet), p.191 - 194, 2025/09
A preliminary analysis was conducted to clarify the potential impact of a transient inrush of aqueous solution on the criticality condition during the 1970 Windscale Works accident. This analysis couples computational fluid dynamics (CFD) with Monte Carlo (MC) neutron transport calculations, providing a unique and modern approach to modeling a complex multiphase system relevant to criticality safety. The inrush was assumed to occur over a 2-second period, with the fluid entering the vessel at a 15-degree upward angle, based on a past report. Fluid distributions obtained from CFD snapshots were used as inputs for static MC calculations. The results revealed that the inrush could cause a temporary increase in the effective multiplication factor keff, exceeding 1 just after the inrush stopped although this is based on the preliminary analysis. The observed behavior was attributed to the central accumulation of fissile materials, increasing the fast neutron non-leakage probability and the eta value. This study demonstrates the importance of transient fluid behavior in criticality risk assessments and presents a methodology that can be extended to similar legacy or future incidents. Further high-fidelity and kinetics analyses are needed to fully characterize the accident scenario.
岡垣 百合亜; 竹田 武司; 和田 裕貴; 安部 諭; 市原 京子*; 塩谷 仁*
Proceedings of 10th Workshop on Computational Fluid Dynamics for Nuclear Reactor Safety (CFD4NRS-10) (Internet), 12 Pages, 2025/00
Core Exit Temperature (CET), measured by core exit thermocouples (T/Cs), is utilized worldwide as a crucial parameter to start Accident Management (AM) operator action by detecting core temperature excursion during accidents in Pressurized Water Reactors (PWRs). The CET is used to switch accident response procedures from preventing core damage to preventing containment failure. Various thermal-hydraulic phenomena in the core influence the behavior of CET during an accident. Previous studies have indicated that CET may rise more slowly than the fuel cladding temperature. This study aimed to deepen the understanding of the relationship between CET and fuel cladding temperature during representative accident progressions by employing Computational Fluid Dynamics (CFD) simulations. It sought to complement experimental findings by evaluating the effects of three-dimensional core thermo-hydraulic behaviors, such as secondary flows in the upper core region. The CFD simulation was performed for a 1% vessel upper head small-break Loss-Of-Coolant Accident (LOCA) experiment, which was conducted at the Large-Scale Test Facility (LSTF) at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2023. The LSTF experiment assumed that the high-pressure injection system of the emergency core cooling system had totally failed. This study focused on the representative period when a significant rise in core temperature appeared during core uncovering. The transient solver for compressible fluids in OpenFOAM was employed for the CFD simulation. Boundary conditions, such as mass flow rate, temperature, and pressure at the core's top position, were applied. The turbulence model used was the Shear Stress Transport (SST) 
model. The CET distributions were compared with the experimental data, which had a total of 20 points. The velocity and temperature distributions in the mainstream and cross-sectional directions were visualized to elucidate thermal-hydraulic phenomena. This study provided valuable insights into CET behavior and related thermo-fluid dynamics.
藤井 大輔; 岩中 章紘*; 田中 満*
Physical Review D, 110(9), p.L091501_1 - L091501_8, 2024/11
被引用回数：13 パーセンタイル：88.52(Astronomy & Astrophysics)トップダウンのホログラフィック量子色力学(QCD)アプローチから、パイ中間子の重力形状因子(GFF)を運動量移動依存性を含めて初めて計算した。ハドロンのGFFは内部応力分布に関する情報を持っており、QCDがハドロンを形成するメカニズムの解明につながる可能性があるため重要である。このGFFsの前方極限値、すなわちD項も得られた。さらに、このアプローチでは、パイ中間子が無限個のグルーボールスペクトルを介して重力相互作用をする、いわゆるグルーボールドミナンスを観測した。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 7 Pages, 2024/11
電極間の気相と液相の導電率の違いを利用したコンダクタンス型ワイヤメッシュセンサ(WMS)は、流路断面ボイド率分布を測定する有効な手法の一つである。本研究では、WMSの計測誤差を明らかにするために、単一球形気泡と気泡流についてWMS周りにおける数値流体力学(CFD)解析と静電場解析を実施した。単一気泡における解析結果より、WMS周囲の不均一な電流密度分布に基づく計測誤差があることが明らかにされた。ボイド率の瞬時値とWMS信号の関係は、同じ気泡であっても、WMSを通過する気泡の位置に対して一意に決まらず、従来用いられてきたWMS信号からボイド率への変換方法である線形近似やマクスウェルの式とも一致しないことが確認された。気泡流における解析結果より、瞬時ボイド率の定量的な計測は、ボイド率の偏差が
0.2程度と大きく、難しいことがわかった。一方、WMS信号を時間平均するとその偏差は減少することが確認された。このように、既存の変換方法を使用したWMSでは時間平均ボイド率を計測できるものの、瞬時ボイド率を定量的に計測することは困難であることがわかった。
早川 教*; 萩原 裕之*; 今村 亮*; 小野田 雄一; 田中 正暁; 中村 博紀*
Proceedings of 13th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS13) (Internet), 8 Pages, 2024/11
ナトリウム冷却高速炉では、高温のナトリウムが構造物に接触するのを防ぐため、主容器内のナトリウムプールの上部にアルゴンガスで満たされたカバーガス領域が設けられている。この領域では、カバーガスの自然対流による熱輸送、液面と構造物間の輻射、ミストと蒸気間のナトリウムの相変化とともに、蒸発、凝縮、構造物への沈着によるナトリウムの質量輸送も起こる。本研究では、市販のCFDコードFluentにナトリウムミストの輸送・成長モデル、輻射散乱モデルを組み込んだ数値評価法を開発した。評価法の妥当性を確認するため、円筒形のカバーガス領域を持つ実験室規模の試験のシミュレーションを実施し、カバーガス領域内の温度分布とナトリウムミスト濃度、およびカバーガス領域を横切る熱流束が試験結果とよく一致することを確認した。プール型ナトリウム冷却高速炉のシミュレーションでは、過飽和度が大きいカバーガス領域の上部にある環状部を中心に、より低温の領域でナトリウムミストが生成されること、カバーガスがナトリウム液面から上昇する領域では、カバーガス温度とナトリウムミスト濃度が高くなることがわかった。
Cf fission fragments with MRTOF-MS and detailed study of masses of neutron-rich Ce isotopes木村 創大*; 伊藤 由太; 他8名*
Physical Review C, 110(4), p.045810_1 - 045810_9, 2024/10
被引用回数：6 パーセンタイル：84.06(Physics, Nuclear)We report the mass measurements of neutron-rich isotopes produced via spontaneous fission of Cf using a multireflection time-of-flight mass spectrograph. The mass of 
Ce is determined experimentally for the first time. A discrepancy between the experimental and literature values was found for the mass of 
Sb, which was previously deduced through indirect measurements. In comparison with several theoretical predictions, both the values and the trend of the mass excesses of 
Ce cannot be consistently explained. The wide-range and simultaneous mass measurements of the multireflection time-of-flight mass spectrograph enable us to crosscheck the existing mass data, and the conflict between the measured time-of-flight ratio and the extracted mass would imply the necessity of re-examining them.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2024-031, 75 Pages, 2024/08
JAEA-Review-2024-031.pdf:3.74MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和3年度に採択された研究課題のうち、「福島第一原子力発電所の廃止措置における放射性エアロゾル制御及び除染に関する研究」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、英国研究グループとの協力のもと、レーザー除染時のエアロゾル拡散制御を行いつつ、同時に高度な微粒子測定と評価が可能な安全なレーザー除染システムの開発を目的としている。日本側では、東京大学が保持する試験装置を活用し、水ミストと液滴を用いたエアロゾル拡散抑止技術の確立と、CFD解析を活用した除染時の流れ場評価を実施し、効果的に制御する除染システムを開発する。具体的には、エアロゾルと水界面の相互作用に関連する技術を応用し、模擬放射性物質へのレーザー照射試験を行い、高精度検出器による10nm
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mのエアロゾル粒子の計測、水ミストやスプレー液滴の電気化学的処理による粒子分散制御、並びに得られたデータを基にして分散制御に関するCFDシミュレーションの精度向上を目指す。最終成果としては、模擬ウェル試験場において日英の研究成果を活用したモックアップ実験を通した実証試験を行う。得られた成果は、両国の廃炉現場における高線量エリアのレーザー除染計画に役立つものと期待される。
寺田 敦彦; 永石 隆二
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(8), p.1135 - 1154, 2024/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)天井と側面に換気口を設けた部屋の床面から漏洩した水素の挙動について、CFD解析を用いて実験結果との照合を行うことで、部屋周囲の風況による影響を明らかにした。室内の水素濃度の経時変化は、天井と床面付近の間で成層化がみられ、計算結果については局所的な流れ場の特性変化を反映できる乱流モデルと比較的大きな乱流シュミット数(1.0)を組み合わせた場合に実験結果の再現性が向上した。風況によって、室内に水素が滞留したケースについて、天井開口部にシンプルな板を設置することで換気の改善が図れることを示した。
福田 貴斉; 山下 晋; 吉田 啓之
Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation, and Safety (NUTHOS-14) (Internet), 12 Pages, 2024/08
VOF法は移流界面を含む混相流解析に最も広く適用されているCFDの一種であり、高精度なVOF値の移流のために数多くの「界面捕獲スキーム」が開発されている。しかし、これらのスキームの性能は典型的に、空間的に規則的な速度場が時間固定された限られた数値問題に対してのみ評価されており、原子炉内の気液二相流などのより現実的で複雑な条件に対してこれらのスキームの性能を評価する研究はほとんど実施されていない。そこで本研究では、比較的近年開発されたTHINCおよびTHINC/WLICという界面捕捉スキームを用いて気泡流の3次元解析を実施し、その結果を、炉内ボイド率分布に影響するような気泡の数、体積、軌跡といったより工学的な指標を用いて評価する。これらの比較の結果は、界面捕獲スキームの選択によってはVOF値が著しく拡散し、気泡が数値的に分裂・消散する可能性を示した。
相馬 秀; 石垣 将宏*; 安部 諭; 柴本 泰照
Nuclear Engineering and Technology, 56(7), p.2524 - 2533, 2024/07
被引用回数：7 パーセンタイル：89.21(Nuclear Science & Technology)When analyzing containment thermal-hydraulics, computational fluid dynamics (CFD) is a powerful tool because multi-dimensional and local analysis is required for some accident scenarios. According to the previous study, neglecting steam bulk condensation in the CFD analysis leads to a significant error in boundary layer profiles. Validating the condensation model requires the experimental data near the condensing surface, however, available boundary layer data is quite limited. It is also important to confirm whether the heat and mass transfer analogy (HMTA) is still valid in the presence of bulk condensation. In this study, the boundary layer measurements on the vertical condensing surface in the presence of air were performed with the rectangular channel facility WINCS, which was designed to measure the velocity, temperature, and concentration boundary layers. We set the laminar flow condition and varied the Richardson number (1.0-23) and the steam volume fraction (0.35-0.57). The experimental results were used to validate CFD analysis and HMTA models. For the former, we implemented a bulk condensation model assuming local thermal equilibrium into the CFD code and confirmed its validity. For the latter, we validated the HMTA-based correlations, confirming that the mixed convection correlation reasonably predicted the sum of wall and bulk condensation rates.
相馬 秀; 石垣 将宏*; 安部 諭; 柴本 泰照
Nuclear Engineering and Design, 416, p.112754_1 - 112754_18, 2024/01
被引用回数：3 パーセンタイル：30.64(Nuclear Science & Technology)The wall function (WF) enables analyzing condensation flow in a nuclear reactor containment vessel with reasonable computational costs. However, conventional wall treatments rely on the logarithmic laws for velocity, temperature, and concentration, limiting applicability. In this paper, we applied the analytical wall function approach to the condensation flow analysis of steam/air mixtures. This approach features the analytical integration of transport equations considering the buoyancy, the material property change, and the convective terms. We conducted CFD analysis with the analytical wall function models for the forced, mixed, and natural convection and confirmed good prediction, especially when the log law does not hold.
中村 秀夫; Bentaib, A.*; Adorni, M.*
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.5668 - 5678, 2023/08
The OECD NEA Working Group on Analysis and Management of Accidents (WGAMA) is responsible for activities related to potential accidental situations in nuclear power plants address the safety aspects of existing reactors and emerging safety challenges to enable safety design and operation of advanced nuclear technologies, including those for SMRs. The WGAMA objective is to assess and, where necessary, strengthen the technical basis needed for the prevention, mitigation and management of potential accidents in NPPs, and to facilitate international convergence on safety issues and accident management analyses and strategies. The achievements of WGAMA have been outstanding in preparing technical reports, becoming reference materials, and in organizing workshops and conferences to discuss innovative methods, materials and technologies in the fields of thermal-hydraulics (T/Hs), CFD and severe accidents. This paper aims to review and summarize the recent WGAMA activities and outcomes, as well as future perspectives, focusing on nuclear reactor T/Hs safety analysis in water cooled reactors and possible applications to advanced designs.
渡辺 奈央; 山下 晋; 上澤 伸一郎; 西原 健司; 吉田 啓之
Proceedings of 20th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-20) (Internet), p.3522 - 3534, 2023/08
JAEAでは、鉛ビスマス共晶合金(LBE)を冷却材とする加速器駆動型核変換システム(ADS)を設計している。LBE流路壁の腐食速度の推定は、安全性や構造物全体の寿命を検討する上で重要な課題である。腐食速度は材料表面に形成される酸化層の状態に依存する。そこで、本研究では数値解析により酸化層の成長および溶解(OLGD)速度を推定することで、ADSにおける腐食速度を評価し設計に反映できる手法の構築を目的とする。OLGD速度は材料とLBE間の酸素と鉄の質量移動速度およびLBE中におけるこれらの移流拡散速度と相互に依存している。したがって、OLGD速度を推定するには、3つの数値解析モデルを連成させて解を得る必要がある。このうち、移流拡散の計算には、ADS中の複雑な流れへの適用性からCFDコードの使用が合理的である。一方、移流拡散に比べてはるかにスケールの小さい現象である材料とLBE間の質量移動およびOLGDについては、何らかの相関式を用いることが合理的である。本報告では、JAEAが開発しているCFDコードJUPITERを用いたOLGD速度の解析手法の構築について述べる。なお、材料とLBE間の質量移動速度およびOLGD速度の相関式については、実験式から導出され先行研究で用いられた既存のモデルを修正して用いた。
Li, C.-Y.; Wang, K.*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 高田 孝*; 岡本 孝司*
Applied Sciences (Internet), 13(13), p.7705_1 - 7705_29, 2023/07
被引用回数：2 パーセンタイル：25.25(Chemistry, Multidisciplinary)For a sodium-cooled fast reactor, the capability for stable cooling and avoiding re-criticality on the debris bed is essential for achieving in-vessel retention when severe accidents occur. However, an unexploited uncertainty still existed regarding the compound effect of the heterogeneous configuration and dynamic particle redistribution for the debris bed's criticality and cooling safety assessment. Therefore, this research aims to develop a numerical tool for investigating the effects of the different transformations of the heterogeneous configurations on the debris bed's criticality/cooling assessment. Based on the newly proposed methodology in this research, via integrating the Discrete Element Method (DEM) with Computational Fluid Dynamics (CFD) and Monte-Carlo-based Neutronics (MCN), the coupled CFD-DEM-MCN solver was constructed with the originally created interface to integrate two existing codes. The effects of the different bed configurations' transformations on the bed safety assessments were also quantitively confirmed, indicating that the effect of the particle-centralized fissile material had the dominant negative effect on the safety margin of avoiding re-criticality and particle re-melting accidents and had a more evident impact than the net bed-centralized effect. This coupled solver can serve to further assess the debris bed's safety via a multi-physics simulation approach, leading to safer SFR design concepts.
