研究者詳細 - 遠藤　知弘

講演・口頭発表等 - 遠藤　知弘

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加速器駆動システムによる核変換処理の実現に向けた基礎研究 (3)決定論的手法(II)：即発中性子減衰定数および面積比

遠藤知弘, van Rooijen Willem Frederik Geert, 千葉豪, 金宋炫, 卞哲浩

日本原子力学会 2017年春の年会 2017年3月28日日本原子力学会

開催年月日： 2017年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東海大学湘南キャンパス国名：日本国

加速器駆動システム(ADS)における未臨界度測定では、パルス中性子法により即発中性子減衰定数および面積比が測定される。本研究では、決定論的手法に基づいた即発中性子減衰定数および面積比の数値解析手法に関する検討を実施した。

2次元非均質体系におけるモンテカルロ法の統計誤差過小評価の予測： (1)高次モード計算コードの開発

遠藤知弘, 林幸司, 山本章夫

日本原子力学会 2016年秋の大会 2016年9月8日日本原子力学会

開催年月日： 2016年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：久留米シティプラザ国名：日本国

これまでの研究において、モンテカルロ法に基づいた固有値計算で推定される統計誤差について、その統計誤差過小評価割合を評価するための理論式を導出した。この統計誤差過小評価割合を評価するためには、λモード固有値方程式の高次モードが必要である。本研究では、固有値が縮退したforward/adjoint固有関数についても正規直交条件を満足するような、多群拡散計算に基づいた高次モード計算コードを開発した。

Bootstrap法を用いた三次中性子相関法による未臨界度測定

遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2016年春の年会 2016年3月26日日本原子力学会

開催年月日： 2016年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東北大学川内キャンパス国名：日本国

三次中性子相関法による未臨界度測定手法に対してbootstrap 法を活用することで、1 回の時系列データ測定から三次中性子相関法の統計誤差推定が可能かどうか、仮想数値実験により検証した。

Theoretical Expression of Area Ratio Method using Detected-Neutron Multiplication Factor 国際会議

T. Endo, A. Yamamoto

2015 ANS Winter Meeting

検出中性子増倍率に基づいた面積比法の解釈

遠藤知弘, 山本章夫

日本原子力学会 2015年秋の大会 2015年9月9日日本原子力学会

開催年月日： 2015年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：静岡大学静岡キャンパス国名：日本国

面積比法の実験で測定される"面積比"について、検出中性子増倍率kdetに基づいて面積比の理論式を導出し、keff固有値方程式の固有関数との関係を明らかにした。京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)で過去に実施したDT中性子源を用いた面積比法実験を解析することで、kdet≒keffとなる位置に検出器を配置することで、数値解析による空間補正効果の少ない、ロバストな面積比法実験が可能であることを見出した。

Underestimation of Variance for Fission Rate Distribution

遠藤知弘

原子力計算のための日中韓先進モンテカルロ計算法専門委員会 2015年7月21日京都大学原子炉実験所

ランダムサンプリング法に基づいたバイアス因子法に関する検討

遠藤知弘, 渡辺友章, 山本章夫

日本原子力学会 2015年春の年会 2015年3月20日日本原子力学会

検出中性子増倍率に基づいた面積比法の補正

遠藤知弘, 前納健佑, 塩澤武司

第3回「炉物理専門研究会」 2014年12月3日京都大学原子炉実験所

断面積共分散データに基づいた炉心特性値の不確かさ評価

遠藤知弘, 木下国治, 渡辺友章, 山本章夫

2014年度核データ研究会 2014年11月28日日本原子力学会核データ部会

Statistical Error Estimation using Bootstrap Method for the Feynman-alpha Method 国際会議

遠藤知弘, 塩澤武司, 山本章夫, 卞哲浩, 八木貴宏

ANS 2014 Winter Meeting American Nuclear Society

Confidence Interval Estimation by Bootstrap Method for Uncertainty Quantification using Random Sampling Method 国際会議

T. Endo, T. Watanabe, A. Yamamoto

PHYSOR 2014

Theoretical Prediction on Underestimation of Statistical Uncertainty for Fission Rate Tally in Monte Carlo 国際会議

T. Endo, A. Yamamoto, K. Sakata

PHYSOR 2014

ランダムサンプリング法による不確かさ定量評価に対するブートストラップ法の適用

遠藤知弘, 渡辺友章, 山本章夫

日本原子力学会 2014年秋の大会 2014年9月10日日本原子力学会

開催年月日： 2014年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：京都大学吉田キャンパス国名：日本国

ランダムサンプリング法に基づいた不確かさ定量評価の統計誤差(信頼区間)の推定方法として、ブートストラップ法の適用可能性について検討を行った。

分散対平均法に対するブートストラップ法の適用

遠藤知弘, 塩澤武司, 武馬孝仁, 山本章夫, 卞哲浩, 八木貴宏

日本原子力学会 2014年春の年会 2014年3月27日日本原子力学会

開催年月日： 2014年3月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：東京都市大学世田谷キャンパス国名：日本国

分散対平均法に対してブートストラップ法を適用することで、1回の時系列データ測定から求められた二次相関量Y値および即発減衰定数αの統計誤差を推定することが可能かどうか、京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)にて未臨界炉雑音実験を実施し検証を行った。

ブートストラップ法を用いたFeynman-α法の信頼区間評価

遠藤知弘, 塩澤武司, 武馬孝仁

第2回「炉物理専門研究会」 2013年12月4日京都大学原子炉実験所

Random Sampling-Based Cross-Section Adjustment Technique for LWR Core Analysis 国際会議

S. Kato, T. Endo, A. Yamamoto, H. Yamauchi, Y. Kimura

2013 Int. Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP2013) Korean Nuclear Society

開催年月日： 2013年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Lotte Hotel Jeju, Jeju Island 国名：大韓民国

In the present study, a random sampling-based cross-section adjustment technique is developed to apply to LWR reactor core analysis procedure. In this technique, random sampling method is utilized for fine energy group microscopic cross-section libraries used in lattice physics code. For few energy group homogenized macroscopic cross-section used in core analysis code, the covariance and sensitivity matrices are numerically evaluated, and then the cross-section table in core analysis are upgrade by cross-section adjustment technique. As a feasibility study, our proposed technique is verified for small core geometries based on the published data of BWR (Peach Bottom-2). Through the verification, it is confirmed that core characteristics (criticality and assembly-averaged relative power) during operation period can be improved by core analysis using adjusted few energy-group cross-sections.

軽水炉炉心解析に対するランダムサンプリング法に基づく断面積調整法の適用

加藤慎也, 遠藤知弘, 山本章夫, 山内英人

日本原子力学会 2013年春の年会 2013年3月27日日本原子力学会

開催年月日： 2013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

ランダムサンプリング法と集合体均質化断面積を対象とする断面積調整法を組み合わせることで、現在の炉心解析フローに適用可能な断面積調整法を開発した。さらに、PeachBottom2号機のカラーセット体系を利用した検証計算を実施し、その適用性を確認した。

DOI： 10.11561/aesj.2013s.0.144.0

その他リンク： http://www.aesj.or.jp/meeting/2013s/j/13Spr_program17-41.pdf#page=14

Subcriticality Measurement by Neutron Source Multiplication Method with Detected-Neutron Multiplication Factor 国際会議

遠藤知弘, 山本章夫, 卞哲浩, 八木貴宏

ANS 2012 Winter Meeting American Nuclear Society

検出中性子増倍率に基づいた中性子源増倍法による未臨界度測定

遠藤知弘, 山本章夫, 卞哲浩, 八木貴宏

日本原子力学会 2012年秋の大会 2012年9月20日日本原子力学会

開催年月日： 2012年9月

記述言語：日本語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：広島大学東広島キャンパス国名：日本国

検出中性子増倍率kdetは、全検出中性子に対する核分裂反応起因の中性子の割合として定義される量である。本研究では、kdetに基づいた最適な中性子検出位置の探索法および、京都大学臨界集合体実験装置KUCAにおいて実施したkdetに基づいた中性子源増倍法の実験結果について報告を行う。

DOI： 10.11561/aesj.2012f.0.155.0

その他リンク： http://www.aesj.or.jp/meeting/2012f/j/12Fall_program16-43.pdf#page=27

Estimation of Average Burnup of Damaged Fuels Loaded in Fukushima Dai-Ichi Reactors by using the Cs134/Cs137 Ratio Method 国際会議

T. Endo, S. Sato, A. Yamamoto

PHYSOR 2012 American Nuclear Society

開催年月日： 2012年4月

記述言語：英語会議種別：口頭発表（一般）

開催地：Knoxville Convention Centor, Knoxville, TN 国名：アメリカ合衆国

Average burnup of damaged fuels loaded in Fukushima Dai-ichi reactors is estimated, using the Cs134/Cs137 ratio method for measured radioactivities of Cs134 and Cs137 in contaminated soils within the range of 100 km from the Fukushima Dai-ichi nuclear power plants. As a result, the measured Cs134/Cs137 ratio from the contaminated soil is 0.996±0.07 as of March 11th, 2011. Based on the 134Cs/137Cs ratio method, the estimated burnup of damaged fuels is approximately 17.2±1.5 [GWd/tHM]. It is noted that the numerical results of various calculation codes (SRAC2006/PIJ, SCALE6.0/TRITON, and MVP-BURN) are almost the same evaluation values of Cs134/Cs137 ratio with same evaluated nuclear data library (ENDF-B/VII.0). The void fraction effect in depletion calculation has a major impact on 134Cs/137Cs ratio compared with the differences between JENDL-4.0 and ENDF-B/VII.0.

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