研究者詳細 - 遠藤　知弘

講演・口頭発表等 - 遠藤　知弘

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遠藤知弘, 廣田諒我, 山本章夫, 荒木祥平, 石井淳一, 郡司智

日本原子力学会 2026年春の年会 2026年3月12日日本原子力学会

開催年月日： 2026年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：熊本城ホール国名：日本国

STACY更新炉で測定された炉雑音測定の試解析として、分散対平均比および共分散対平均に基づく2つのFeynman-α法を適用し、circular block bootstrap法によりα統計誤差を評価した。本発表では、両者によって得られた即発中性子減衰定数の結果を比較し、α評価結果の差異について議論する。

Theoretical Formula for Probability Generating Function of Neutron Counts in a Non-Multiplication System 国際会議

Tomohiro Endo, Ryonosuke Ohashi, Ryoga Hirota, Akio Yamamoto

2025 ANS Winter Conference & Expo 2025年11月10日 American Nuclear Society

開催年月日： 2025年11月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Washington Hilton, Washington, D.C. 国名：アメリカ合衆国

This study derived the theoretical formula for the probability generating function (PGF) of neutron counts measured in a non-multiplication system driven by a multiple emission source such as Cf252. To rigorously obtain the theoretical formula of the PGF, the theoretical derivation is achieved by taking into account higher-order mode components based on the α-eigenfunction expansion.

α固有関数展開に基づいた高次モード成分を考慮した非増倍体系における中性子検出確率母関数の理論式導出

遠藤知弘, 大橋諒之介, 廣田諒我, 山本章夫

日本原子力学会 2025年秋の大会 2025年9月12日日本原子力学会

開催年月日： 2025年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：北九州国際会議場, AIM 国名：日本国

Cf252自発核分裂源を用いた中性子非増倍体系で測定された中性子検出数の揺らぎ(中性子雑音)について、固有関数展開に基づくことで高次モード成分を考慮した確率母関数の理論式を導出した。導出した理論式に基づくことで、非増倍体系についてもFeynman-α法など炉雑音解析手法が適用できる見込みを得た。

Subcriticality Estimation Without Point Kinetics Parameters Based on Autocovariance of Reactor Noise Using Delayed Neutron Components 国際会議

Tomohiro Endo, Ryoga Hirota, Akio Yamamoto, Kenichi Watanabe, Genichiro Wakabayashi, Kengo Oda, Junichi H. Kaneko

International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2025) 2025年4月28日 American Nuclear Society

開催年月日： 2025年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：The Westin Denver Downtown, Denver, CO 国名：アメリカ合衆国

The reactor noise analysis method is useful as a passive measurement technique for a steady-state target subcritical system. When detailed information is not available in the target system, there are large uncertainties in the point kinetics parameters, such as the effective delayed neutron fraction and the neutron generation time. In this case, if the subcriticality measurement techniques using the point kinetics parameters (e.g., indirect conversion method from the measured prompt neutron decay constant to the subcriticality) are applied, the measured subcriticality will inevitably have a large uncertainty. To address this problem, the present study aims to investigate the absolute measurement of subcriticality without the point kinetics parameters by focusing on the delayed neutron components in the zero-power reactor noise. For this purpose, an analytical formula for the lag-1 autocovariance of the reactor noise is derived via the pair detection probability based on the fundamental mode approximation using the forward and adjoint keff-eigenfunctions. The proposed method utilizes the nonlinear least squares fitting method for the measured autocovariance to determine the following three fitting parameters: the subcriticality in the dollar units; the ratio of βeff⁄Λ; and a proportional factor related to the Diven factor, the detection efficiency, and so on. Preliminary experimental analysis using the proposed method is demonstrated through the reactor noise measurement at UTR-KINKI (University Teaching and Research Reactor of Kindai University) under a shutdown state.

炉雑音の自己共分散解析による未臨界度推定: (1) 遅発中性子成分を利用した最小二乗法

遠藤知弘, 廣田諒我, 山本章夫, 渡辺賢一, 若林源一郎, 織田堅吾, 金子純一

日本原子力学会 2025年春の年会 2025年3月12日日本原子力学会

開催年月日： 2025年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン開催国名：日本国

遅発中性子を考慮したゼロ出力炉雑音のラグ1自己共分散の理論式を導出した。検出時間幅に対するラグ1自己共分散の変化を測定し、導出した理論式を最小二乗法でフィッティングすることにより、一点炉動特性パラメータに関する事前情報無しでドル単位未臨界度を推定可能か検討した。

2D Cylindrical SP3 Transport Calculation Using Finite Volume Method with Cross-Diffusion Treatment for Unstructured Meshes 国際会議

Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

2024 ANS Winter Conference and Expo 2024年11月20日 American Nuclear Society

開催年月日： 2024年11月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Renaissance Orlando at SeaWorld, Orlando, FL 国名：アメリカ合衆国

This study presents a prototype of an in-house code to numerically solve the simplified P3 (SP3) neutron transport equation for a 2D cylindrical geometry using unstructured meshes for spatial discretization. In the developed SP3 calculation code, the cross-diffusion effect due to the unstructured meshes can be treated by a variant of the Green-Gauss reconstruction technique.

遅発中性子成分に着目した自己相関法に関する検討: (1) 理論式導出

遠藤知弘, 廣田諒我, 山本章夫, 金子純一

日本原子力学会 2024年秋の大会 2024年9月12日日本原子力学会

開催年月日： 2024年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東北大学川内北キャンパス国名：日本国

自己相関法による未臨界度測定の高度化に向け、固有関数展開とゼロ出力伝達関数を利用することで、高次モード成分と遅発中性子成分を考慮した2時点検出確率の理論式を導出した。

Real-Time 3D Fine Spatial Mesh Kinetics Simulator Using POD for Coupled Core 国際会議

Kaito Ito, Kosuke Tsujita, Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024) 2024年4月24日 American Nuclear Society

開催年月日： 2024年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Hilton San Francisco, San Francisco, CA 国名：アメリカ合衆国

Toward the development of the digital triplets to effectively educate the reactor physics experiment, the present study develops a real-time 3D fine spatial mesh kinetics simulator based on the proper orthogonal decomposition (POD). Our developed simulator, called Ikaros3D, was specifically designed for a coupled core to promote students’ better understanding of the complicated behavior of the spatial variation of the dynamic reactivity depending on the neutron detector position. Through a verification test, we confirmed that the reduced order model (ROM) using POD was able to accurately and quickly simulate the variation in the total core power due to the operation of two different control rods, thanks to the pre-tabulated compressed coefficient matrices for the POD based kinetics calculation.

その他リンク： https://www.fermi.energy.nagoya-u.ac.jp/Ikaros3D.html

stationary bootstrap法による自己相関法の統計的不確かさ評価

遠藤知弘, 廣田諒我, 山本章夫, 渡辺賢一, 金子純一

日本原子力学会 2024年春の年会 2024年3月26日日本原子力学会

開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：近畿大学東大阪キャンパス国名：日本国

1回の炉雑音解析測定結果から自己相関法の統計的不確かさを適切に推定するため、中性子計数の時系列データ標本に対して不偏推定法を適用した上で、stationary bootstrap法の適用可能性について検討を実施した。

ANECにおける原子炉実習の展開

若林源一郎, 卞哲浩, 遠藤知弘

日本原子力学会 2024年春の年会 2024年3月28日日本原子力学会

開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：近畿大学東大阪キャンパス国名：日本国

原子炉を用いた実習は、学生が座学で得た知識を実践して理解を深める場として不可欠ですが、実機を使った実習の場は極めて限られているのが現状です。近畿大学には教育訓練用原子炉UTR-KINKI（定格熱出力1W）があり、60年以上にわたってわが国の原子力教育に貢献してきました。学生が自ら運転操作をしながら学べる原子炉として、現在も多くの大学・高専の実習に活用され、理科教員や中高生を対象とした研修会、海外技術者の研修にも利用されています。本セッションでは、原子炉を用いて展開されている最近の人材育成活動を紹介し、今後の実習教育について意見交換を行います。

空間依存性を考慮した教育用リアルタイム三次元炉心シミュレータ開発

伊藤魁人, 辻田浩介, 遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2024年春の年会 2024年3月27日日本原子力学会

開催年月日： 2024年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：近畿大学東大阪キャンパス国名：日本国

今後の炉物理教育に使用可能な空間依存性を考慮したリアルタイム三次元炉心シミュレータを開発した。本シミュレータでは、近畿大学原子炉(UTR-KINKI)を単純化した二分割炉心を対象としてPODに基づく3次元詳細メッシュ相当の動特性計算を用いてリアルタイムのシミュレーションが可能である。本シミュレータを用いて制御棒操作による中性子束の空間依存性が模擬可能かどうか確認した。

その他リンク： https://www.fermi.energy.nagoya-u.ac.jp/Ikaros3D.html

Nuclear Power Situations and Reactor Physics Activities in Japan 招待有り国際会議

Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

Reactor Physics Asia 2023 (RPHA2023) 2023年10月24日 Korean Nuclear Society

Feasibility Study on Subcritical Rod Worth Measurement for UTR-KINKI 国際会議

Tomohiro Endo, Go Chiba, Kenichi Watanabe, Cheol Ho Pyeon, Genichiro Wakabayashi

Reactor Physics Asia 2023 (RPHA2023) 2023年10月24日 Korean Nuclear Society

開催年月日： 2023年10月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Hwabeck International Convention Center, Gyeongju, Korea 国名：大韓民国

In this study, we investigate the feasibility of the subcritical rod worth measurement (SRWM) to UTR-KINKI (University Training Reactor, Kindai University) through a virtual numerical experiment.

Efficient Uncertainty Quantification Using Deterministic Sampling Method with Simplex Ensemble and Scaling Method 国際会議

Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

The 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) 2023年10月4日 Japan Atomic Energy Agency

開催年月日： 2023年10月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Sendai international center, Miyagi, Japan 国名：日本国

In the field of criticality safety, the uncertainty quantification (UQ) of the neutron multiplication factor is important to investigate the appropriate safety margin for a target system. The random sampling method is a practical and useful method for the UQ. Note that, when using the random sampling method, the statistical error of the estimated uncertainty is inevitably caused. Therefore, a longer calculation time is required because of the larger sample size to reduce the statistical error. Furthermore, if an input variable follows a normal distribution with a large standard deviation, the perturbed input variable by the random sampling method may become a physically inappropriate or negative value. To address these issues, this study proposes an improved deterministic sampling method using the simplex ensemble and the scaling method for efficient UQ. The features of the proposed method are summarized as follows: 1) the sample size is equal to (r+2), where r corresponds to the effective rank of the covariance matrix between the input variables; 2) the scaling method enables us to arbitrarily give a perturbation amount of the input parameters in the deterministic sampling method, thereby the weighted mean and covariance for the target output parameters are deterministically estimated depending on the weight by the scaling factor; 3) the scaling factor can be updated to prevent the negative values in the perturbed input variables. The effectiveness of the proposed method is demonstrated through the UQ due to fuel manufacturing uncertainties for a typical PWR pin-cell burnup calculation.

simplexアンサンブルとscaling法を利用した決定論的サンプリング法に関する検討

遠藤知弘, 丸山修平, 山本章夫

日本原子力学会 2023年秋の大会 2023年9月7日日本原子力学会

開催年月日： 2023年9月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：名古屋大学東山キャンパス国名：日本国

効率的な不確かさ定量評価手法としてsimplexアンサンブルを用いた決定論的サンプリング法に注目し、目的に応じて入力パラメータを任意に摂動することができるように、scaling法と組み合わせた手法を考えた。

Pál-Mogil’ner-Zolotukhin-Bell-Babala分布に基づいた低い中性子計数率条件下における臨界判定に関する検討

遠藤知弘, 渡辺賢一, 田中真伸

日本原子力学会 2023年春の年会 2023年3月15日日本原子力学会

開催年月日： 2023年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東京大学駒場キャンパス国名：日本国

臨界近傍条件で検出された中性子計数の確率分布は、Pál-Mogil’ner-Zolotukhin-Bell-Babala分布に従う。この統計的性質に基づくことで、低い中性子計数率条件下における臨界判定が可能かどうか検討した。

Review of data assimilation using prompt neutron decay constant 招待有り国際会議

Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

5th International Workshop on Nuclear Data Covariances (CW2022) 2022年9月27日 Institute of Innovative Research, Tokyo Institute of Technology

開催年月日： 2022年9月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（招待・特別）

開催地：Online 国名：日本国

This presentation will review our recent research about the applicability of the prompt neutron decay constant α to the data assimilation in order to reduce the nuclear data-induced uncertainty of the neutron multiplication factor keff for a target system.
In the field of reactor physics, the data assimilation has been effectively utilized to improve the accuracy and precision of numerically predicted core characteristics parameters and to update a priori nuclear data that are used as input parameters in the core analysis. For the data assimilation using the integral experiments, critical experimental results collected in databases such as the International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project (ICSBEP) are often utilized. For the following reasons, we focus on the utilization of other integral experiments for the data assimilation process: (1) Construction of a new facility for critical experiments is not easy; (2) Because a typical experimental system (e.g., geometry and combination of fuel and other materials) for the critical experiment tends to be complicated, a simpler experimental system is desirable to effectively update the a posteriori target data based on the data assimilation technique.
One of the alternative integral experiments is the prompt neutron decay constant α, which corresponds to a time constant for the fundamental mode of exponential decay of prompt neutron flux. Even not only for the subcritical system with fissile nuclides but also for the non-neutron multiplication system without any fissile nuclide, the α value can be directly measured using the pulsed neutron source method or reactor noise analysis method (e.g., Rossi-α or Feynman-α methods).
As the improvement of the measurement technique for the fundamental mode of α value, we clarified that the robust estimation of the α value can be achieved by applying dynamic mode decomposition to the time series data (e.g., time histograms of the pulsed neutron and Rossi-α methods) measured by the multiple neutron detectors.
Furthermore, in order to accomplish the data assimilation using the α value, we developed the efficient sensitivity analysis of α based on the first-order perturbation theory. In this presentation, we will present application examples of the data assimilation of α using the sensitivity coefficients and covariance matrix of nuclear data.

中性子生成時間を陽に利用しない逆動特性法に関する検討

遠藤知弘, 渡辺賢一, 田中真伸

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月8日日本原子力学会

開催年月日： 2022年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城大学日立キャンパス国名：日本国

中性子生成時間の不確かさが大きく、入力信号(中性子計数)におけるノイズ・外れ値の影響が大きい場合でも頑健に反応度を逆推定可能な方法として、①中性子生成時間を陽に利用しない形式による単純フィードバック法の改良および②メディアンフィルタの適用について検討した。

炉物理計算に対するROMの適用例招待有り

遠藤知弘

日本原子力学会 2022年秋の大会 2022年9月7日日本原子力学会

Area Ratio Method Using Dynamic Mode Decomposition 国際会議

遠藤知弘, 西岡楓賀, 山本章夫, 山中正朗, 卞哲浩

International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) 2022年5月19日 American Nuclear Society

開催年月日： 2022年5月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Pittsburgh, PA 国名：アメリカ合衆国

To reduce the higher mode effects on the subcriticality estimation using the pulsed neutron source without the aid of a high-fidelity neutron transport calculation, we propose a new area ratio method based on a data-driven approach using the dynamic mode decomposition (DMD) with the neutron count data measured by multiple neutron detectors. Thanks to eigenvalues and eigenvectors based on DMD, the fundamental mode of the prompt neutrons and the background component due to delayed neutrons are extracted from the measured neutron count data matrix. The effectiveness of the proposed method is demonstrated via experimental analysis for a pulsed neutron source measurement performed at Kyoto University Critical Assembly.

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