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

日本原子力学会 2021年秋の大会 2021年9月8日日本原子力学会

開催年月日： 2021年9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

もんじゅサイトへの新たな試験研究炉の設置に関する具体的な検討の開始を受けて、炉物理部会では試験研究炉の具体的な設計検討に反映すべき要望を取りまとめるための「試験研究炉検討会」を令和3年3月に設置し、幅広い意見の集約ならびに議論を実施している。
本セッションでは、試験研究炉検討会における検討結果ならびに取りまとめた要望、次代の炉物理研究を担う若手を中心に実施したアンケート結果ならびに集約した意見について報告を行うとともに、実験炉・研究炉の活用した将来の炉物理研究に関する問題提起と議論を行う。

Perturbation-Theory-Based Sensitivity Analysis of Prompt Neutron Decay Constant for Water-Only System 国際会議

Tomohiro Endo, Akihiro Noguchi, Akio Yamamoto, Kenichi Tada

2021 ANS Virtual Annual Meeting 2021年6月15日 American Nuclear Society

開催年月日： 2021年6月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン開催国名：アメリカ合衆国

The present study developed an in-house code of a deterministic α-eigenvalue calculation code for a non-neutron-multiplication system such as a water-only system. Besides, sensitivity analysis of α with respect to nuclear data was carried out based on the first-order perturbation theory.

その他リンク： https://doi.org/10.13182/T124-35323

軽水のみ体系に対する即発中性子減衰定数の核データ起因不確かさ評価

遠藤知弘, 野口晃広, 山本章夫

日本原子力学会 2021年春の年会 2021年3月17日日本原子力学会

開催年月日： 2021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

非増倍体系における即発中性子減衰定数αの不確かさ評価を実施するため、SN法とべき乗法に基づいてα固有値計算コードを試作した。過去に水槽体系で実施されたパルス中性子実験を対象として、一次摂動論を用いて核データ起因のαの感度解析ならびに不確かさ評価を実施した。

Subcriticality Estimation using Unscented Kalman Filter for Reactivity- and Source-Transients 国際会議

Tomohiro Endo, Akio Yamamoto, Masao Yamanaka, Cheol Ho Pyeon

2020 ANS Virtual Winter Meeting 2020年11月18日 American Nuclear Society

開催年月日： 2020年11月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：オンライン開催国名：アメリカ合衆国

This study aims to apply the unscented Kalman filter (UKF) to the subcriticality monitoring for a subcritical system where multi state-parameters (e.g., subcriticality −ρ, external neutron source strength S, and point kinetics parameters Λ and βeff) can vary in time.

その他リンク： https://doi.org/10.13182/T123-33367

光子-中性子結合確率母関数方程式に基づいたFeynman-α法の理論式導出

遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2020年秋の大会 2020年9月18日日本原子力学会

開催年月日： 2020年9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

ガンマ線検出数の炉雑音測定結果から即発中性子減衰定数αの推定が可能かどうか考察するため、光子-中性子を結合した確率母関数方程式に基づいてFeynman-α法の理論式を導出した。結果として、外部線源や光-原子相互作用によって検出光子間に追加の相関が生じることにより、従来のFeynman-α法の理論式に対して「定数項のバックグラウンド成分」が追加される形となる。PHITSを用いることでガンマ線炉雑音測定の仮想数値実験を実施し、導出した理論式をフィッティングすることで即発中性子減衰定数αの推定を試みた。

Unscentedカルマンフィルタを用いた未臨界度逆推定

遠藤知弘, 山本章夫, 山中正朗, 卞哲浩

日本原子力学会 2020年春の年会 2020年3月16日日本原子力学会

開催年月日： 2020年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：福島大学国名：日本国

DT加速器中性子源を用いた京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)により、反応度および外部中性子源強度の変化による未臨界過渡実験を実施した。本研究では、測定された中性子計数の時系列データに対してUnscented Kalman Filter (UKF)を適用することで、加速器駆動未臨界体系における未臨界度の逆推定を試みた。

Effectiveness of Subcritical Measurement at Solid Moderated KUCA Core for Reducing Nuclear Data-Induced Uncertainties in Other Light Water Reactor Analysis 国際会議

T. Endo, A. Yamamoto

Reactor PHysics Asia 2019 2019年12月2日 Reactor physics division of Atomic Energy Society of Japan

開催年月日： 2019年12月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Osaka, Japan 国名：日本国

This paper aims to clarify that the subcritical measurement at the solid moderated KUCA core is useful to reduce nuclide data-induced uncertainties of the effective neutron multiplication factors keff in other light water moderated systems. For this purpose, we pay attention to the prompt neutron decay constant α, which was measured by the Feynman-α method with the moving block bootstrap method for the deep subcritical KUCA core under the shutdown state without any external neutron source. The sensitivity analyses of α for the subcritical KUCA core and of keff for various light water moderated critical cores were carried out based on the first-order perturbation theory. Consequently, it is demonstrated that the nuclear data-induced uncertainties of keff can be reduced by the bias factor method using the measurement value of α, if the target keff value has a strong correlation with the measured α value in the subcritical KUCA core.

Conversion from prompt neutron decay constant to subcriticality using point kinetics parameters based on α- and keff-eigenfunctions 国際会議

T. Endo, A. Yamamoto

11th International Conference on Nuclear Criticality safety (ICNC2019) 2019年9月17日 Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN)

開催年月日： 2019年9月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Paris, France 国名：フランス共和国

The conversion from the measurement value of prompt neutron decay constant α to the subcriticality –ρ is investigated, using special point kinetics parameters which are defined by mixing forward α- and adjoint keff-eigenfunctions. The mixing α-k weighted point kinetics parameters are very useful to reduce the conversion bias of neutron multiplication factor in a deeper subcritical system. In the same manner as the k-ratio method, the mixing α-k weighted point kinetics parameters can be well approximated by three eigenvalues of α, keff, and prompt keff,p to be simply estimated by the forward eigenvalue calculations without any adjoint calculations.

非増倍体系での三次中性子相関法実験

遠藤知弘, 今井頌, 渡辺賢一, 山本章夫

日本原子力学会 2019年秋の大会 2019年9月12日日本原子力学会

開催年月日： 2019年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：富山大学五福キャンパス国名：日本国

Cf252中性子源周りをポリエチレンで囲んだ体系について、中性子回折実験用に作成された小型・大立体角のTRUST Eu:LiCAF検出器を用いて、約1.9日間の炉雑音測定実験を実施した。moving block bootstrap法を用いた三次中性子相関法により、非増倍体系において測定された中性子相関比Y_3/Y^2を分析し、「臨界状態の固有数3」とは有意に差があることを実測により確認した。

Data Assimilation using Subcritical Measurement of Prompt Neutron Decay Constant 国際会議

T. Endo, A. Yamamoto

International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2019) 2019年8月28日 Idaho Section, American Nuclear Society

開催年月日： 2019年8月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Portland, Oregon, USA 国名：アメリカ合衆国

The prompt neutron decay constant α can be directly measured by the reactor noise analysis method (e.g., the Feynman-α method) in a steady-state subcritical system. In this study, the applicability of the data assimilation techniques (i.e., the bias factor and cross section adjustment methods) using a subcritical measurement of α conducted at the Kyoto University Critical Assembly (KUCA) was investigated to reduce the nuclear data-induced uncertainty of k_eff.The sensitivity coefficients of k_eff and α with respect to the nuclear data were efficiently estimated using a deterministic SN transport code with the first-order perturbation theory. As a result, a priori relative uncertainty of k_eff due to the 56 group SCALE covariance data can be reduced. The experimental value of α contributes to improving nuclear data of fission spectrum χ and total fission neutron number ν via strong correlations between χ and prompt χ_p and between ν and prompt ν_p.

即発中性子減衰定数を用いたバイアス因子法および炉定数調整法

遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2019年春の年会 2019年3月21日日本原子力学会

開催年月日： 2019年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：茨城大学水戸キャンパス国名：日本国

運転停止状態の京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)において、bootstrap法に基づくFeynman-α法により即発中性子減衰定数αおよびαの誤差を測定した。得られたαの測定結果および一次摂動論に基づくα, keffの感度係数を利用したデータ同化手法(バイアス因子法および炉定数調整法)により、別のKUCA実験炉心において予測されたkeff核データ起因不確かさの低減を試みた。

ブートストラップ法を活用したFeynman-α法の測定共分散評価

遠藤知弘

第7回「炉物理専門研究会」 2018年11月26日京都大学複合原子力科学研究所

1次摂動論に基づいた即発中性子減衰定数の核データ起因不確かさの定量評価

遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2018年秋の大会 2018年9月5日日本原子力学会

開催年月日： 2018年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：岡山大学津島キャンパス国名：日本国

本研究では、Rossi-α法により臨界時の即発中性子減衰定数αの測定が行われたGodiva臨界実験(HEU-MET-FAST-001)を対象として、Sn輸送計算コードPARTISNにより即発中性子減衰定数αの数値解を求めた。加えて、1次摂動論に基づくことで、核データに対するαの相対感度係数を評価し、SCALE6.2の核データ共分散データ(252groupcov7.1)に基づいて核データ起因不確かさを評価した。

Sensitivity Coefficient Analysis of Omega-Eigenvalue based on First-Order Perturbation Theory 国際会議

Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

PHYSOR 2018 2018年4月22日 Mexican Nuclear Society and the Reactor Physics Division of the American Nuclear Society

開催年月日： 2018年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Cancun, Mexico 国名：メキシコ合衆国

Experimental results of prompt neutron decay constant α is useful information to validate numerical results of ω eigenvalue for spatial and energetic fundamental mode. In order to accomplish the data assimilation technique using α it is desirable to establish an efficient numerical calculation method for sensitivity coefficient analysis of ω eigenvalue. For this purpose the numerical calculation method using the standard first order perturbation theory is investigated. A specific theoretical formula is derived to evaluate the sensitivity coefficient of ω to nuclear data. The derived formula utilizes forward and adjoint eigenfunctions which consist of neutron flux and delayed neutron precursor densities. Through a feasibility study based on the multi group diffusion calculation the derived formula is verified by comparing with the reference results using the direct method. In addition it is confirmed that the prompt approximation is applicable to the evaluation of sensitivity coefficient of α for a subcritical state where α is sufficiently larger than decay constants of delayed neutron precursors.

摂動論に基づいた即発中性子減衰定数の感度係数評価

遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2018年春の年会 2018年3月26日日本原子力学会

開催年月日： 2018年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：大阪大学吹田キャンパス国名：日本国

炉雑音解析やパルス中性子法のような未臨界実験により、即発中性子減衰定数αを測定することができる。即発中性子減衰定数αの不確かさ評価およびαを活用したデータ同化を目的として、ω固有値計算のadjoint計算結果を利用した一次摂動論に基づいて、即発中性子減衰定数αの感度係数を評価する手法を新たに考案した。

未臨界積分法・外挿法によるドル単位未臨界度測定

遠藤知弘, 野中朝日

第6回「炉物理専門研究会」 2017年11月29日京都大学原子炉実験所

開催年月日： 2017年11月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：京都大学原子炉実験所国名：日本国

ステップ状の(−ρ, βeff, Λ, S)の変化に対して、積分法ならびに外挿法により中性子計数率の測定のみでドル単位未臨界度が概算可能であることを示す。ただし本手法による未臨界度測定結果は中性子検出器の位置に依存する。

未臨界実験を活用したデータ同化手法に関する研究

遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2017年秋の大会 2017年9月15日日本原子力学会

開催年月日： 2017年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：北海道大学国名：日本国

未臨界体系で測定された測定結果を活用したデータ同化手法として、①ランダムサンプリング法に基づいたバイアス因子法および②尤度を利用したベイズ推定、の2つの手法について検討を実施した。具体的には、京都大学原子炉実験(KUCA)で実施されたPb-Bi装荷ADS炉心体系を対象として、即発中性子減衰定数αの測定結果を用いて、核特性(実効増倍率keff、中性子生成時間Λ、実効遅発中性子割合βeff)の核データ起因不確かさの低減を試みた。

Evaluation of the n/γ Discrimination Performance of the Neutron Detector with Eu Doped TRUST-LiCaAlF6 国際会議

M. Maeno, T. Endo, A. Yamamoto

2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants

開催年月日： 2017年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Fukui and Kyoto, Japan 国名：日本国

The n/γ discrimination performance of the prototype neutron detector using Eu doped TRUST-LiCaAlF6 is quantitatively investigated, in order to confirm its applicability to the subcriticality monitoring in the decommissioning works at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant units 1-3, especially focusing on removal of fuel debris. In this paper, the experimental results of pulse-height distribution measurement using Cf252 at the Nagoya University Cobalt 60 irradiation facility are shown. Additionally, in order to investigate the applicability to the reactor noise analysis, preliminary experimental results of the Feynman-α method are also shown.

Theoretical Discussion of Statistical Error for Variance-to-Mean Ratio 国際会議

T. Endo, A. Yamamoto

M&C 2017 - International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering

開催年月日： 2017年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

国名：大韓民国

In the present paper, statistical error of variance-to mean ratio, or Y value in the Feynman-α method, is theoretically investigated to discuss the relationship among the statistical error of Y value, external neutron source strength, and measurement time. Practical theoretical formulae are derived to estimate the statistical error of Y value from a single measurement of reactor noise. The derived formulae clarify that the statistical error of Y value can be reduced by the total number of counting gate, or total measurement time, rather than the strength of external neutron source. Through an actual reactor noise experiment at the Kyoto University Criticality Assembly, the derived estimation formulae are validated.

Nuclear Data-Induced-Uncertainty Quantification of Neutron Multiplication Factor and Prompt Neutron Decay Constant for Pb-Bi loaded ADS Benchmark Problems at KUCA 国際会議

T. Endo, A. Yamamoto

M&C 2017 - International Conference on Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science & Engineering

開催年月日： 2017年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Jeju, Korea 国名：大韓民国

By the sensitivity analysis using the SCALE6.2.1/TSUNAMI-3D and the random sampling method using the SCALE6.2.1/Sampler/NEWT/PARTISN, nuclear data-induced uncertainties of neutron multiplication factor keff and prompt neutron decay constant α are evaluated for Pb-Bi loaded Accelerator Driven System benchmark problems at Kyoto University Critical Assembly. As a result, the nuclear data-induced correlation between α and keff is strongly negative. It is supposed that the nuclear data-induced uncertainty of subcriticality is major contribution to the uncertainty of prompt neutron decay constant.

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