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成川 隆文*; 高田 孝*; Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結; 高田 毅士
Journal of Nuclear Engineering (Internet), 6(4), p.49_1 - 49_14, 2025/12
Despite the advancements in dynamic probabilistic risk assessment methodologies that account for the dynamics of event progression, the development of risk importance measures for such methodologies remains a significant research challenge, particularly in terms of fully capturing the rich, multidimensional risk information provided by dynamic PRA. This study proposes novel risk importance measures from the perspective of the risk triplet: Timing-Based Worth (TBW), which captures the scenario occurrence timing (scenario diversity), Frequency-Based Worth (FBW), which reflects the likelihood of scenarios, and Consequence-Based Worth (CBW), which represents the consequences of scenarios. These three measures are formally defined, and a conceptual framework for integrated importance evaluation is presented to enable multidimensional assessment. As a preliminary demonstration, TBW and FBW are applied to a simplified reliability model using a dynamic PRA based on the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method to evaluate their interpretability and the coherence of the proposed conceptual framework. The results demonstrate that TBW and FBW enable a more comprehensive risk importance evaluation by capturing resilience effects and temporal diversity, alongside existing frequency-based evaluations. This advancement is expected to enhance the practical use of dynamic PRA outputs in risk-informed decision-making.
Chaerun, R. I.; 佐藤 淳也; 平木 義久; 吉田 幸彦; 佐藤 努*; 大杉 武史
Construction and Building Materials, 500, p.144270_1 - 144270_10, 2025/11
アルカリ活性化材料(AAMs)、特にメタカオリンを原料とするものは、その高密度な微細構造と化学的耐久性により、有害廃棄物の固定化に用いる持続可能なバインダーとして大きな注目を集めている。これらの非晶質アルミノケイ酸塩構造は、有害物質を効果的にカプセル化し、環境リスクを低減することができる。しかし、この非晶質ネットワークの安定性を維持することは容易ではなく、特にナトリウム(Na
))を多く含む前駆体を使用する場合、過剰なNaが結晶化を促進し、マトリックスの完全性を損なうことが知られている。本研究では、主にカリウム(K))で活性化されたメタカオリン系AAMsにおけるNa+濃度が構造安定性に与える影響を体系的に検討した。その目的は、非晶質構造を保持し化学的安定性を維持できるNa取り込みの閾値を明らかにすることである。透過型電子顕微鏡(TEM)、ラマン分光法、熱力学モデリングを用いて、さまざまなNa:Kモル比におけるK-AAMsの構造進化を解析した。その結果、Na:K比が高い場合には、ナノポアの形成やNaに富むゼオライト相の早期結晶化が生じ、マトリックスの安定性が低下することが明らかとなった。一方で、非晶質ネットワークを維持し、アルミノケイ酸塩骨格を保つ最適なNa:K比が特定された。これらの知見は、高耐久かつ先進的な廃棄物固定化技術に向けたK-AAMsの最適化に有用な指針を提供するものである。
篠原 佑也*; 岩下 拓哉*; 中西 真大*; Liu, Y.*; Cooper, V. R.*; 古府 麻衣子*; 楡井 真実; Dmowski, W.*; Hickner, M. A.*; 江上 毅*
Journal of Physical Chemistry B, 129(47), p.12330 - 12337, 2025/11
Enhancing proton transport in polymer electrolytes is crucial for advancing next-generation solid-state batteries, yet our understanding of proton conductivity in nonaqueous environments remains limited due to a lack of atomic-scale insights. In this study, we investigated the atomic-scale dynamics of 1,2,3-triazole, a small molecule capable of dynamic hydrogen bonding, as a model system for proton hopping in nonaqueous environments. Using the real-space correlation function determined by the double Fourier transformation of inelastic neutron scattering spectra, we identified that the self-motion of protons and intermolecular dynamics occur on comparable time scales. Furthermore, we observed that the activation energy associated with the intermolecular dynamics matches the energy barrier for molecular rotations determined through Density Functional Theory calculations. These findings underscore the importance of controlling molecular dynamics at the atomic scale to control proton transport. Additionally, we demonstrated that intermolecular dynamics in systems involving protons can be studied using inelastic neutron scattering even without deuteration, thereby providing a broader avenue for studying atomic-scale dynamics in soft matter systems.
廃炉環境国際共同研究センター 分析研究グループ; NAIS*
JAEA-Research 2025-004, 102 Pages, 2025/08
JAEA-Research-2025-004.pdf:3.33MB
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にて発生する放射性廃棄物の管理を計画する上で、廃棄物中の放射能量の推算が不可欠である。核燃料の損傷に伴う汚染とともに原子炉運転中の放射化による寄与を考慮するが、後者に関して生体遮へいコンクリートは物量が多く重要な対象である。生体遮へいに含まれる放射化生成物の放射能濃度を求めるに当たって、福島第一原子力発電所では現地調査や分析試料の採取が困難であるので、放射能濃度を計算解析により求めることとなる。ここで、実際の構成材料の条件を考慮した検討のためには、微量に含まれる成分の放射化や水による中性子束への影響を考慮する必要があり、計算解析に係わる不確実性の評価が重要となる。本研究では、生体遮へいコンクリートが含む微量な成分及び水分量を調査するとともに、福島第一原子力発電所の2号機原子炉建屋を対象とした3次元の計算モデルを構築し、放射能濃度を推定した。この推定結果に含まれる不確実性を評価するために、不確実性に寄与する因子を抽出し、それらの因子が計算結果に及ぼす不確実性、すなわち、計算モデルの多様性及び計算モデルに用いるパラメータの変動幅が計算結果に及ぼす影響を検討した。その結果に基づいて、不確実性に寄与する支配的な要因を抽出するとともに、コンクリートを廃棄物として取り扱う方策を検討した。
茂木 孝介; 松本 俊慶; 塩津 弘之
Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet), 10 Pages, 2025/08
Since the hydrogen explosion at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants accident in March 2011, hydrogen management during severe accidents at nuclear power plants has attracted attention as an important issue. In order to improve hydrogen management under severe accident conditions, the propagation of flames and the resulting loads on structures need to be predicted accurately. For this reason, the use of computational fluid dynamics methods is expected. Various benchmark experiments have been carried out and turbulence models, turbulent combustion models and chemical reaction models have been discussed, but the uncertainties of each model have not been treated independently. Analysis including uncertainty assessment is necessary to promote efficient research activities through uncertainty-based prioritisation and to reflect the latest findings in best practice guidelines. The aim of this study is to establish a methodology for quantifying the chemical reaction uncertainty in turbulent premixed flame CFD and to perform CFD and uncertainty analyses on existing benchmark experiments.
大橋 智典*; 坂巻 竜也*; 舟越 賢一*; Steinle-Neumann, G.*; 服部 高典; Yuan, L.*; 鈴木 昭夫*
Journal of Mineralogical and Petrological Sciences (Internet), 120(1), p.240926a_1 - 240926a_13, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：69.66(Mineralogy)0-6GPa, 1000-1300Kのドライおよび含水Na
Si
O
融体の構造と高温高圧から回収したガラスの構造をその場中性子回折及びX線回折により調べた。また、0-10GPa, 3000Kの融体の構造をab-initio分子動力学シミュレーションにより調べた。その場中性子実験から、-O-D-O-架橋種の形成によりD-O距離が圧縮とともに増加することが明らかになり、分子動力学シミュレーションでも再現された。圧力による-O-D-O-形成は、水素がより強固に取り込まれることを反映しており、実験的に観測されたケイ酸塩融体中の水の高い溶解度のメカニズムとして働く。一方、0-10GPa, 3000KにおけるドライNaSiOの圧縮は、Si-O-Si角の曲げに支配される。さらに、含水NaSiO融体の分子動力学シミュレーションから、圧力上昇とともに、2(![$$^{[4]}$$](/search/images/ERPHWWZULV4SI.gif)
Si-O
+ Na
) 
Si-(O-![$$^{[5]}$$](/search/images/ERPHWWZVLV4SI.gif)
Si-O)
+ 2NaおよびSi-O + Na + Si-OH Si-(O-H-O-Si) + Naで示される反応により、ナトリウムイオンがネットワーク修飾の役割を果たさなくなることを示唆している。
Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結; 高田 毅士; 成川 隆文*; 高田 孝*
Journal of Nuclear Engineering (Internet), 6(3), p.21_1 - 21_18, 2025/06
While traditional risk importance measures (RIMs) in probabilistic risk assessment (PRA) are effective for ranking safety-significant components, they often overlook critical aspects such as the timing of accident progression and consequences. Dynamic PRA offers a framework to quantify such risk information, but standardized approaches for estimating RIMs remain underdeveloped. This study addresses this gap by: (1) reviewing traditional RIMs and their regulatory applications, highlighting their limitations, while introducing newly proposed risk-triplet-based RIMs, consisting of timing-based worth (TBW), frequency-based worth (FBW), and consequence-based worth (CBW); (2) conducting a case study of Level 2 dynamic PRA using the JAEA's RAPID tool coupled with the severe accident code of MELCOR 2.2 to simulate a station blackout scenario in a boiling water reactor, generating probabilistically sampled sequences with quantified timing, frequency, and consequence of source term release; (3) demonstrating that TBW, FBW, and CBW provide differentiated insights into risk significance, enabling multidimensional prioritization of systems and mitigation strategies, for example, TBW quantifies the delay effect of mitigation systems and CBW evaluates consequence-mitigating potential. The study underscores the potential of dynamic PRA and risk-triplet-based RIMs to support risk-informed and performance-based regulatory decision-making, particularly in contexts where the timing and severity of accident consequences are critical.
曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.403 - 414, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウム漏えい事故を管理するためにナトリウムの燃焼挙動を理解することが極めて重要である。本研究では、多次元熱流動解析コードAQUA-SFを用いて、サンディア国立研究所(SNL)のT3実験のベンチマーク解析を実施した。この実験は、容器容積100m
、ナトリウム流量1kg/sの密閉空間で実施され、ナトリウム注入直後の局所的な温度上昇がもたらす多次元的な影響を明らかにした。本研究では、AQUA-SFの機能を拡張することを目的として、このような多次元的な温度変動、特に容器底部における高温領域の形成のシミュレーションに焦点を当てた。提案したモデルには、ナトリウム液滴着火の一時停止と床面上のナトリウム飛沫の噴霧燃焼が含まれる。さらに、底部高温域の再現性を高めるためには、床部近傍に熱源を追加することが不可欠であることを示した。そこで、噴霧円錐角の感度解析と床面上の液滴の長時間燃焼を含むケーススタディを実施した。この包括的なアプローチにより、ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム燃焼のダイナミクスと安全対策に関する貴重な知見を得ることができた。
and -MOX lattice calculations藤田 達也
Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、PWR-UO及びMOX燃料格子計算において、多群核反応断面積(XS)摂動に起因する間接効果が中性子無限増倍率の不確かさに与える影響を評価した。まず、XS共分散行列と感度係数を用いたサンドウィッチ式に基づき、間接関数の影響を簡易的に評価した。その結果、重核種の核分裂反応と(n,
)反応において間接効果の影響が顕著であり、またUO及びMOX燃料集合体の燃焼度に対する依存性は小さいことを確認した。これを踏まえて重核種に着目し、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数に対する間接効果の影響を比較した。
Puと
Puについては、MOX燃料棒体系において間接効果の影響が顕著に見られた。一方で、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を増加させることにより、これらの間接効果の影響を低減可能であることが分かった。以上から、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を適切に設定することにより、ランダムサンプリングにおける間接効果の取扱を明示的に考慮しないことが現実的に可能となった。
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.53 - 59, 2025/03
This paper presents the experimental study and computational fluid dynamics (CFD) analysis on the effect of thermal radiation in the humid atmosphere inside the containment vessel. The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical analysis was carried out using the open-source CFD code OpenFOAM. The initial gas condition inside the CIGMA containment consists of three gases, helium, air, and water vapor, at room temperature 30 
C and a pressure of 1 atm. Initial helium stratification was located 6 m above the bottom vessel, and its molar fraction was 55 %. The initial water vapor molar fraction was set to 0.1% in order to minimize the thermal radiation absorption by the water molecule. Pure helium was injected through a nozzle from the top, leading to increased vessel pressure and a corresponding rise in gas temperature. The numerical validation at low water vapor, i.e., 0.1% HO, was performed by comparing the transient profile of pressure, gas molar fraction, and temperature with the experimental data. A Weighted Sum of Gray Gases (WSGG) model was implemented in the OpenFOAM solver. The numerical results showed a reasonable agreement compared to the experimental data. In addition, the numerical simulation with various water vapor mass fractions, i.e., 0.0%, 0.1%, 0.3%, 0.5%, and 60%, was performed to analyze the effect of humidity on the radiative heat transfer. The predicted temperature was overestimated when the numerical model neglected thermal radiation. Therefore, it indicated that thermal radiation should be considered when modeling the containment thermohydraulic.
藤田 達也; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02
被引用回数：1 パーセンタイル：33.61(Nuclear Science & Technology)本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。
多田 健一; 川瀬 頌一郎*
核データニュース(インターネット), (140), p.26 - 46, 2025/02
2024年11月11日
15日にウィーンのIAEA本部にて開催された、Technical Meeting on Nuclear Data Retrieval, Dissemination, and Data Portals(核データの検索、配布、データポータルに関する技術者会合)について報告する。本技術者会合の目的は、核データの検索、データの公開、データポータルについて議論し、新たな開発と将来の計画を発表することである。本稿では、本会合での発表資料の概要について紹介する。
藤田 達也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.470 - 479, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、ランダムサンプリングに基づく核反応断面積(XS)共分散データに起因する不確かさ定量化手法を高度化するため、制御変量法(CV)とラテン超方格サンプリング(LHS)の併用効果について統計的なばらつきを考慮しつつ確認するとともに、CV適用時に必要な代替パラメータの選択による影響について感度解析を行った。PWRを想定したUO燃料集合体体系において、ランダムサンプリング中の中性子無限増倍率の不確かさに対する収束性能を、対称変量法(AS)、LHS、CV及びそれらを組み合わせた手法などの効率的サンプリング手法間で比較した。中性子無限増倍率の不確かさは、ENDF/B-VIII.0に基づくACE形式の摂動XSファイルを用いてSerpent2を多数回計算した結果を統計処理することにより評価した。CV+LHSは、AS、LHS、CV+ASよりも効率的に中性子無限増倍率の不確かさを評価した。また、CV適用時に必要な代替パラメータの選択に関する感度解析を行った。3
3燃料格子体系における計算を用いることで、CV+LHSの計算効率を改善することが可能であることを確認した。この理由は、33燃料格子体系における計算がGd同位体のXS共分散データの影響を捉えることができるためと定性的に考察される。結論として、ランダムサンプリング時の中性子無限増倍率の不確かさを評価するための収束性能の改善に対して、CV+LHSの適用性を確認した。
福田 航大
Annals of Nuclear Energy, 208, p.110748_1 - 110748_10, 2024/12
被引用回数：1 パーセンタイル：33.61(Nuclear Science & Technology)The Windscale Works criticality accident in 1970 resulted from mixing an aqueous solution with an organic solvent with different plutonium concentrations and densities. Although this accident has been studied using improved computer capabilities in recent years, a precise criticality scenario has not yet been identified. This study aims to clarify a possible criticality scenario of the accident-the time variation of reactivity and its mechanism. The accident was simulated by combining the multiphase computational fluid dynamics solver of OpenFOAM and the delta-tracking-based Monte Carlo neutron transport code Serpent2. Consequently, the periodic uneven arrangement of fluids might have caused oscillations in neutron leakage and absorption, resulting in periodic wavy reactivity changes. Furthermore, the emulsion, which was thought to be the primary cause, might not be the dominant mechanism for reactivity change, although it contributed to the criticality of the accident.
= 0.01-600C, 
= 1-3000 bars, 
= 0.35-1.1 g cm
, and 
= 0
Walker, C. S.*; Arthur, R. C.*; 安楽 総太郎; 笹本 広; 三原 守弘
Applied Geochemistry, 175, p.106086_1 - 106086_17, 2024/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Geochemistry & Geophysics)水和した単量体シリカ(Si(OH)
(aq), SiO(OH)
及びSiO(OH))及び脱水状態を想定した単量体シリカ(SiO(aq), HSiO及びSiO)化学種の状態パラメータに関わる修正Helgeson-Kirkham-Flowers式(r-H-K-F EoS)と熱力学特性は、シリカを含む全ての構成物の生成及び分解反応におけるpH、組成、温度及び圧力依存性を表すために幅広く用いられている。そのため、水和及び脱水状態の単量体シリカ化学種の生成反応に関わる平衡定数の実験値を文献から収集し、イオン相互作用理論に基づきイオン強度0へ外挿し、熱力学特性及びr-H-K-F EoSパラメータを導出した。同一の研究で全ての生成反応を考慮することで、単量体シリカ化学種の熱力学特性及びr-H-K-F EoSパラメータが見直され、これにより、温度=0.01-100C、圧力=1-3000 bars,水の密度=0.35-1.1 g cmの条件において、十分に合致するようになった。これらの温度・圧力は、放射性廃棄物の地層処分が想定される深さ1km程度までの温度(0.01-100C)及び圧力(1-270 bars)を包括している。
Zheng, X.; 玉置 等史; 柴本 泰照; 丸山 結
日本原子力学会誌ATOMO
, 66(11), p.565 - 569, 2024/11
原子力安全の継続的な改善のためにはリスク情報と不確かさ情報を活用した合理的な意思決定が重要であり、近年ではこれを効率的に実施するために人工知能/機械学習(AI/ML)を活用することが期待されている。本報では、原子力分野におけるAI/MLの活用例を調査し、日本原子力研究開発機構が行うAI/MLを活用した動的確率論的リスク評価(PRA)と不確かさ評価・感度解析の研究状況を紹介する。具体的には、決定論的解析コードと機械学習による代替評価モデルを柔軟に共用できる多忠実シミュレーション手法を構築することで、ランダムサンプリングを用いた動的PRAとソースターム不確かさ評価・グローバル感度解析の効率的な実施を可能とした。
杉浦 佑樹; 石寺 孝充; 青柳 登; Mei, H.; 斉藤 拓巳*; 舘 幸男
Applied Clay Science, 258, p.107476_1 - 107476_10, 2024/09
被引用回数：2 パーセンタイル：46.50(Chemistry, Physical)This study performed batch sorption experiments using Eu and Sm as chemical analogs of trivalent actinides to evaluate their sorption behavior onto illite in the presence of dissolved inorganic carbon (DIC). The results were analyzed using a thermodynamic sorption model (TSM), which predicted that Eu/Sm forms ternary-surface complexes with carbonate ions. Time-resolved laser fluorescence spectroscopy (TRLFS) measurements were performed to gather information on the chemical forms of sorbed Eu on illite. Parallel factor analysis (PARAFAC) of the TRLFS data indicated the presence of two Eu chemical species. The pH dependence of the chemical species was consistent with that of the surface species predicted by TSM. The dominant chemical species in the presence of carbonate was inferred to be coordinating carbonate ions based on the fluorescence lifetime, supporting the validity of the TSM.
井上 倫太郎*; 長田 裕也*; 富永 大輝*; 佐藤 宗太*; 川北 至信; 山脇 大昇*; 守島 健*; 杉野目 道紀*; 杉山 正明*
Journal of Chemical Physics, 161(5), p.054905_1 - 054905_8, 2024/08
The side chain dynamics of poly(quinoxaline-2,3-diyl)s (PQXs) are expected to influence their conformation. To investigate these dynamics experimentally, quasielastic neutron scattering (QENS) was performed for PQXs in deuterated tetrahydrofuran (THF-
) and deuterated 1,1,2-trichloroethane/THF (1,1,2-TCE-/THF-), in which they formed right-handed and left-handed helical structures, respectively. The mean-square displacement of the PQX side chains in 1,1,2-TCE-/THF- was lower than that in THF-. Furthermore, QENS complementary studies and molecular dynamics simulations unraveled a coupling between the main-chain and side chain dynamics of PQXs, suggesting the possibility of controlling the main-chain helical chirality through the dynamics of chiral side chains. These insights present a novel strategy for the design of synthetic helical macromolecules with precise chirality control.
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。
Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.935 - 957, 2024/07
被引用回数：2 パーセンタイル：35.31(Nuclear Science & Technology)For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.
