2025/07/14 更新

写真a

エンドウ トモヒロ
遠藤 知弘
ENDO Tomohiro
所属
大学院工学研究科 総合エネルギー工学専攻 エネルギー安全工学 准教授
大学院担当
大学院工学研究科
学部担当
工学部 エネルギー理工学科
職名
准教授
外部リンク

学位 1

  1. 博士(工学) ( 2007年3月   名古屋大学 ) 

研究キーワード 5

  1. 不確かさの定量評価

  2. 未臨界度測定

  3. 臨界安全

  4. 原子炉物理学

  5. データ同化

研究分野 1

  1. エネルギー / 原子力工学  / 原子炉物理学

現在の研究課題とSDGs 2

  1. 燃料デブリの取出・貯蔵における未臨界度測定・臨界安全解析

  2. 核データに起因する不確かさ評価、データ同化による核データ改善

経歴 3

  1. 名古屋大学   工学研究科 総合エネルギー工学専攻 エネルギー安全工学   准教授

    2019年9月 - 現在

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    国名:日本国

  2. 名古屋大学   工学研究科 総合エネルギー工学専攻 エネルギー安全工学   助教

    2017年4月 - 2019年8月

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    国名:日本国

  3. 名古屋大学   工学研究科 マテリアル理工学専攻   助教

    2010年4月 - 2017年3月

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    国名:日本国

学歴 3

  1. 名古屋大学   工学研究科 博士後期課程   マテリアル理工学専攻

    2004年4月 - 2007年3月

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    国名: 日本国

  2. 名古屋大学   工学研究科 博士前期課程   原子核工学専攻

    2002年4月 - 2004年3月

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    国名: 日本国

  3. 名古屋大学   工学部   物理工学科

    1998年4月 - 2002年3月

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    国名: 日本国

所属学協会 2

  1. 日本原子力学会

  2. American Nuclear Society

委員歴 2

  1. 日本原子力学会 論文誌編集委員会   編集委員  

    2013年7月 - 2017年6月   

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    団体区分:学協会

  2. 日本原子力学会プログラム編成ワーキンググループ   プログラム編成委員  

    2011年12月 - 2014年12月   

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    団体区分:学協会

受賞 8

  1. 第50回 日本原子力学会賞 論文賞

    2018年3月   日本原子力学会  

    遠藤 知弘, 山本 章夫, 渡邉 友章

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    受賞区分:学会誌・学術雑誌による顕彰  受賞国:日本国

  2. JNST Most Popular Article Award 2020

    2021年3月   日本原子力学会   Experimental validation of unique combination numbers for third- and fourth-order neutron correlation factors of zero-power reactor noise

    T. Endo, A. Yamamoto, M. Yamanaka, C.H. Pyeon

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    受賞区分:学会誌・学術雑誌による顕彰  受賞国:日本国

  3. JNST Most Popular Article Award 2019

    2020年3月   日本原子力学会   Sensitivity Analysis of Prompt Neutron Decay Constant using Perturbation Theory

    T. Endo, A. Yamamoto

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    受賞区分:学会誌・学術雑誌による顕彰  受賞国:日本国

    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 α. For this purpose, the numerical calculation method using the first-order perturbation theory is investigated. A specific theoretical formula is derived to evaluate the sensitivity coefficient of α to nuclear data. The derived rigorous formula utilizes forward and adjoint eigenfunctions which consist of neutron flux and delayed neutron precursor densities. Using the prompt approximation, the derived formula can be simplified without the term involving the delayed neutron precursor densities. By calculating α using the multi-energy-group neutron transport code for an ICSBEP benchmark problem, the derived formula for sensitivity analysis using the perturbation theory is verified by comparing with the reference results using the direct method. Consequently, the efficient numerical procedures for uncertainty quantification of α can be established by the aid of the sensitivity coefficients based on the perturbation theory.

  4. 第56回 日本原子力学会賞 論文賞

    2024年3月   日本原子力学会   Uncertainty reduction of sodium void reactivity using data from a sodium shielding experiment

    丸山 修平, 遠藤 知弘, 山本 章夫

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    受賞区分:国内学会・会議・シンポジウム等の賞  受賞国:日本国

  5. Outstanding reviewer of "Nuclear Engineering and Technology"

    2023年12月   Korean Nuclear Society  

    遠藤 知弘

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    受賞区分:出版社・新聞社・財団等の賞 

    Tomohiro Endo have been selected as one of the "Outstanding Reviewers" for the year of 2023 in recognition of your outstanding efforts, dedication and professionalism.

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論文 116

  1. Bias factor method using random sampling technique 査読有り 国際誌 Open Access

    Tomohiro Endo, Akio Yamamoto, Tomoaki Watanabe

    Journal of Nuclear Science and Technology   53 巻 ( 10 ) 頁: 1494 - 1501   2016年10月

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    担当区分:筆頭著者, 責任著者   記述言語:英語   掲載種別:研究論文(学術雑誌)   出版者・発行元:Taylor & Francis, Ltd.  

    Toward the practical use of the bias factor method for actual light water reactor core analyses, the bias factor method using the random sampling technique is newly proposed. The bias factor method is one of the correction methods using information of E/C values in existing measurable systems, to reduce biases and uncertainties of predicted core characteristics parameters. By the aid of the random sampling technique, our proposed bias factor method can be carried out using only forward calculations without any adjoint calculations, and can easily take into account burnup and thermal-hydraulic feedback effects, which are difficult points in the practical application to actual core analyses. Although the statistical error due to the random sampling technique is inevitable in the proposed method, the statistical error can be simply quantified by the resampling technique such as the bootstrap method. As one of the feasibility studies, effectiveness of the proposed method is verified through a numerical experiment which virtually simulates a typical equilibrium pressurized water reactor core. In this verification problem, it is clarified that E/C values of control rod worth at the beginning of cycle under the hot zero power condition are useful information to reduce biases and uncertainties of predicted assembly-wise power distributions during operation of hot full power.

    DOI: 10.1080/00223131.2015.1126541

    Open Access

    Scopus

    その他リンク: https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1126541

  2. Data Assimilation Using Subcritical Measurement of Prompt Neutron Decay Constant 招待有り 査読有り 国際誌 Open Access

    Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

    Nuclear Science and Engineering   194 巻 ( 11 ) 頁: 1089 - 1104   2020年11月

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    担当区分:筆頭著者, 責任著者   記述言語:英語   掲載種別:研究論文(学術雑誌)   出版者・発行元:Taylor & Francis, Ltd.  

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

    DOI: 10.1080/00295639.2020.1720499

    Open Access

    Web of Science

    その他リンク: https://doi.org/10.1080/00295639.2020.1720499

  3. Theoretical Derivation of a Unique Combination Number Hidden in the Higher-Order Neutron Correlation Factors Using the Pál-Bell Equation 招待有り 査読有り 国際誌

    Tomohiro Endo, Fuga Nishioka, Akio Yamamoto, Kenichi Watanabe, Cheol Ho Pyeon

    Nuclear Science and Engineering   197 巻 ( 2 ) 頁: 176 - 188   2023年2月

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    担当区分:筆頭著者, 責任著者   記述言語:英語   掲載種別:研究論文(学術雑誌)   出版者・発行元:Taylor & Francis, Ltd.  

    The Pál-Bell equation is a backward-type master equation that describes the probability generating function (PGF) of neutron counts in a neutron multiplication system. Thanks to the Pál-Bell equation with the two-forked and the fundamental mode approximations, an analytical solution of PGF of neutron counts in a source-driven subcritical system can be theoretically derived. This theoretical derivation clarifies that the unique combination number of double factorial (2n−3)!! does exist in the ratio of the higher-order neutron correlation factors measured in a critical state even for any kind of fissile and moderator materials. Additionally, the unique combination numbers are experimentally validated for the order 3 ≤ n ≤ 6 through reactor noise measurements in actual subcritical systems. This knowledge can be used to judge whether a target system is in a deep subcritical state or to roughly estimate the magnitude of subcriticality, based on the factorial moments of the measured reactor noise in a zero-power state.

    DOI: 10.1080/00295639.2022.2049992

  4. Sensitivity Analysis of Prompt Neutron Decay Constant using Perturbation Theory 査読有り 国際誌 Open Access

    Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

    Journal of Nuclear Science and Technology   55 巻 ( 11 ) 頁: 1245 - 1254   2018年11月

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    担当区分:筆頭著者, 責任著者   記述言語:英語   掲載種別:研究論文(学術雑誌)   出版者・発行元:Taylor & Francis, Ltd.  

    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 α. For this purpose, the numerical calculation method using the first-order perturbation theory is investigated. A specific theoretical formula is derived to evaluate the sensitivity coefficient of α to nuclear data. The derived rigorous formula utilizes forward and adjoint eigenfunctions which consist of neutron flux and delayed neutron precursor densities. Using the prompt approximation, the derived formula can be simplified without the term involving the delayed neutron precursor densities. By calculating α using the multi-energy-group neutron transport code for an ICSBEP benchmark problem, the derived formula for sensitivity analysis using the perturbation theory is verified by comparing with the reference results using the direct method. Consequently, the efficient numerical procedures for uncertainty quantification of α can be established by the aid of the sensitivity coefficients based on the perturbation theory.

    DOI: 10.1080/00223131.2018.1491902

    Open Access

  5. Comparison of theoretical formulae and bootstrap method for statistical error estimation of Feynman-α method 査読有り 国際誌 Open Access

    Tomohiro Endo, Akio Yamamoto

    Annals of Nuclear Energy   124 巻   頁: 606 - 615   2019年2月

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    担当区分:筆頭著者, 責任著者   記述言語:英語   掲載種別:研究論文(学術雑誌)   出版者・発行元:Elsevier B.V.  

    This paper discusses the statistical error of the variance-to-mean ratio, or the Y value in the Feynman-α method, from a single measurement of reactor noise. As a theoretical approach, two practical theoretical formulae are derived to estimate the statistical error of Y: one is based on the propagation of uncertainty with unbiased estimators for the third-and fourth-order central moments; the other is a simplified formula that reuses the Y value under the fundamental mode approximation, where the subcriticality is approximately less than 10,000 pcm. As a numerical approach, the bootstrap method is improved to efficiently estimate the correlations of Y between different counting gate widths, or covariance matrix Σ_Y , due to the bunching method. Through an actual reactor noise experiment at the Kyoto University Criticality Assembly, the statistical errors of Y using the theoretical formulae and the bootstrap method are validated by comparing the reference statistical errors that are estimated from the multiple experiments of reactor noise. Furthermore, the impact of Σ_Y on the statistical error of the prompt neutron decay constant α is numerically investigated. Consequently, in the case of this experimental analysis, it was confirmed that the bootstrap method with the correlations of Y seems to be slightly better from the viewpoint of the coverage probability of the estimated confidence intervals of α, although the fitting error method without the correlation of Y could be useful for the order estimation of the statistical error of α.

    DOI: 10.1016/j.anucene.2018.10.032

    Open Access

    Web of Science

    その他リンク: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2018.10.032

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書籍等出版物 3

  1. Introduction to Nuclear Reactor Experiments

    Genichiro Wakabayashi, Takahiro Yamada, Tomohiro Endo, Cheol Ho Pyeon( 担当: 共著 ,  範囲: Reactor Physics Experiments: Source Jerk Method, Inverse Kinetics Method, Reactor Noise Analysis Method)

    Springer  2022年11月  ( ISBN:9811965889

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    総ページ数:177   担当ページ:72–85   記述言語:英語 著書種別:教科書・概説・概論

    This book is open access, which means that you have free and unlimited access
    Is a distinguished textbook of basic reactor experiments for undergraduate readers.
    Provides broad coverage of nuclear reactor experiments, including reactor physics and radiation detection.
    Offers good references of subcriticality measurement methodologies in reactor physics.

    DOI: 10.1007/978-981-19-6589-0_2

    ASIN

  2. 原子炉実験入門: 原子力科学を学ぶ学生のために

    若林 源一郎, 山田 崇裕, 遠藤 知弘, 卞 哲浩( 担当: 共著)

    京都大学学術出版会  2022年3月  ( ISBN:4814003986

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    総ページ数:233   記述言語:日本語 著書種別:教科書・概説・概論

    本邦初の大学原子炉として60年以上にわたり日本の原子力教育を牽引してきた近畿大学原子炉(UTR-KINKl)による、これから原子力を学ぼうとする学生のための入門テキスト。原子炉物理や放射線計測に関わる実施可能な実験を網羅し、実験に先立つ基礎知識から実験の原理と方法、さらに放射線の利用や原子力関連の関係法規まで丁寧に解説する。

  3. 原子炉の物理

    遠藤 知弘( 担当: 分担執筆 ,  範囲: 7章 中性子の一生)

    日本原子力学会  2019年12月  ( ISBN:9784890471720

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    総ページ数:380   担当ページ:125-156   記述言語:日本語 著書種別:教科書・概説・概論

    その他リンク: https://rpg.jaea.go.jp/else/rpd/others/study/text_data/text_each/chap7_20191220_r1.pdf

MISC 192

  1. 基礎から分かる未臨界:(第3回) 未臨界度測定のいろは 査読有り

    遠藤 知弘, 左近 敦士  

    アトモス : 日本原子力学会誌61 巻 ( 12 ) 頁: 857 - 862   2019年12月

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    担当区分:筆頭著者, 責任著者   記述言語:日本語   掲載種別:記事・総説・解説・論説等(商業誌、新聞、ウェブメディア)   出版者・発行元:日本原子力学会  

    原子炉物理学分野において,これまでに提案されてきた未臨界度測定手法について解説し,既存手法の課題を述べる。未臨界度測定法は,静的手法,動的手法,炉雑音解析手法に分類される。各手法にはそれぞれ利点・欠点があるため,対象とする測定体系や状況に応じて適切な測定手法を選定したり,組み合わせて使用したりすることが重要である。

    DOI: 10.3327/jaesjb.61.12_857

    CiNii Books

  2. Subcriticality Estimation without Point Kinetics Parameters Based on Autocovariance of Reactor Noise Using Delayed Neutron Components 査読有り 国際誌

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

    Proc. M&C2025   頁: 2028 - 2037   2025年4月

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    担当区分:筆頭著者, 責任著者   記述言語:英語   掲載種別:研究発表ペーパー・要旨(国際会議)   出版者・発行元:American Nuclear Society  

    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 eff-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 eff ⁄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.

    DOI: 10.13182/MC25-46579

  3. A Simple Resonance Calculation Method for Flexible Geometry Using Equivalence Relation and Point-wise Cross Sections (ERPX) 査読有り 国際誌

    A. Yamamoto, T. Endo  

    Proc. M&C2025   頁: 544 - 553   2025年4月

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    記述言語:英語   掲載種別:研究発表ペーパー・要旨(国際会議)   出版者・発行元:American Nuclear Society  

    ERPX, a simple resonance calculation method that can incorporate space-dependent shelf-shielding is proposed. ERPX calculates space-dependent escape cross sections using the ultra-fine group (UFG) calculation in heterogeneous and homogeneous geometries with the narrow resonance (NR) approximation. Then the space-dependent escape cross sections and the explicit slowing down calculation in homogeneous geometry are then used to estimate the space-dependent effective cross section to mitigate the error caused by the NR approximation. The reduce-order model is developed and used in the UFG calculation in heterogeneous geometry to achieve short computation time. Verification calculation is carried out in 3x3 pin-cell geometry containing a large water region. The fuel pellet in focus is azimuthally and annularly divided. The calculation results indicated that the ERPX method can provide reasonable accuracy with practical computation time that can be used for the design calculations.

    DOI: 10.13182/MC25-47330

  4. Correction Method of Few-Group Cross Sections for Core Analysis of High-Temperature Gas-Cooled Reactors 査読有り 国際誌

    Amane Haga, Tomohiro Endo, Akio Yamamoto, Go Chiba  

    Proc. M&C2025   頁: 472 - 481   2025年4月

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    記述言語:英語   掲載種別:研究発表ペーパー・要旨(国際会議)   出版者・発行元:American Nuclear Society  

    To reduce the discretization error associated with the energy group collapsing, a correction method for few-group cross sections used in a core calculation of High-Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs) was investigated. It was confirmed that the correction of the removal scattering cross section as a function of the spectral index, which is the ratio of the fast and thermal group neutron fluxes, improves the calculation accuracy of the k-effective and the fuel compact-wise relative power distribution in the two-dimensional heterogeneous full core model of the High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). The method of correcting the total scattering cross section, including the self-group scattering cross section, did not improve the accuracy. The method using the removal scattering cross section may be a candidate for a core design method of HTGRs.

    DOI: 10.13182/MC25-47343

  5. Reactivity Estimation in Dollar Units Based on Bayesian Monte Carlo Using Autocovariance of Reactor Noise Measurement 査読有り 国際誌

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

    Proc. M&C2025   頁: 2038 - 2047   2025年4月

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    記述言語:英語   掲載種別:研究発表ペーパー・要旨(国際会議)   出版者・発行元:American Nuclear Society  

    The reactor noise analysis method can measure the prompt neutron decay constant using only time series data of neutron counts measured in a steady-state subcritical system. However, the point kinetics parameters such as the neutron generation time Λ and the effective delayed neutron fraction eff are needed to estimate the reactivity in dollar units by conversion from the measured value. To address the above-mentioned problem, this study aims to develop the estimation technique of the reactivity in dollar units eff , by utilizing the delayed neutron component of reactor noise. To extract the delayed neutron components, this study focused on the lag-1 autocovariance for reactor noise. In addition, the Bayesian Monte Carlo (BMC) with merging particle filter (MPF) was applied as the data assimilation technique to estimate eff from the measured variation of the autocovariance with respect to the counting gate width. As a result, the proposed method was validated through the reactor noise measurement at UTR-KINKI (University Teaching and Research Reactor of Kindai University).

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講演・口頭発表等 80

  1. 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

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    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.

  2. 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

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    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。

  3. 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

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    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.

  4. 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

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    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。

  5. 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

     詳細を見る

    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

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共同研究・競争的資金等の研究課題 1

  1. 遮蔽不要な臨界近接監視システム用ダイヤモンド中性子検出器の要素技術開発

    2020年9月 - 2023年3月

    令和2年度 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業 課題解決型廃炉研究プログラム 

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    担当区分:研究分担者  資金種別:競争的資金

科研費 8

  1. 詳細不明な体系における未臨界測定技術の開発

    研究課題/研究課題番号:19K05328  2019年4月 - 2022年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

    遠藤 知弘

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    担当区分:研究代表者  資金種別:競争的資金

    配分額:3380000円 ( 直接経費:2600000円 、 間接経費:780000円 )

    詳細な情報が不明あるいは不確かさが大きな体系を対象とした未臨界度測定に関する研究として、2019年度は以下の研究を実施した。
    ①過渡変化時における中性子計数率の時系列データの情報から、不確かさが大きな体系においてドル単位未臨界度を測定する手法として時間領域分割積分法(Time-Domain Decomposition-based Integral method, TDDI法)を新たに考案した。従来の中性子源増倍法や逆動特性法の場合には、体系の未臨界度だけでなく、外部中性子源強度だけでなく一点炉動特性パラメータが同時に変化するような過渡変化の場合に、正しく未臨界度を推定することができなかった。新たに考案したTDDI法では過渡変化前後の定常状態と、過渡変化が起こっている最中の時間領域を分割し、状態変化前と変化後の定常状態の中性子計数率、状態変化途中の中性子計数率の時間変化のみ測定し、各時間領域における中性子計数率の時間積分を求めることで、状態変化後のドル単位の未臨界度を推定することができる。(a)近畿大学原子炉(UTR-KINKI)において未臨界度と外部中性子源強度が同時に変化する未臨界過渡変化実験、(b)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)において未臨界度と一点炉動特性パラメータが同時に変化する未臨界過渡変化実験をそれぞれ実施し、TDDI法の有効性を実証した。
    ②カリフォルニウム中性子源とポリエチレン減速材を用いることで、核分裂連鎖反応の起こらない非増倍体系において三次中性子相関法実験を実施し、非増倍体系において中性子相関量の比が臨界状態の固有数「3」とは有意に異なる値となることを実証した。
    ③仮想的な数値実験を通じて、複数の中性子検出器の測定結果から、体系固有の基本モード成分に相当する即発中性子減衰定数を抽出するデータ駆動型の手法として、動的モード分解が適用できる見込みを得た。

  2. 臨界実験に頼らない臨界安全性の予測精度向上:未臨界実験を活用したデータ同化手法

    研究課題/研究課題番号:17K14909  2017年4月 - 2019年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  若手研究(B)

    遠藤 知弘

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    担当区分:研究代表者  資金種別:競争的資金

    配分額:2080000円 ( 直接経費:1600000円 、 間接経費:480000円 )

    数値計算による臨界安全性(実効中性子増倍率keff)の予測精度を向上するため、本研究では未臨界体系の測定結果(即発中性子減衰定数α、中性子計数率の時間変化)を活用したデータ同化手法について検討した。一次摂動論に基づき、効率的なα感度係数評価手法を新たに考案した。運転停止中の京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における炉雑音測定で得られたα測定値を利用することで、keff予測精度を改善しU235核データの不確かさを低減できることを確認した。近畿大学原子炉やKUCAで測定した中性子計数率の時系列データに対して粒子フィルタ法を適用し、制御棒操作等に起因した未臨界度変化を推定できることを確認した。

  3. 高ガンマ線量率場におけるリアルタイム未臨界度測定手法の開発

    研究課題/研究課題番号:15K18317  2015年4月 - 2017年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  若手研究(B)

    遠藤 知弘

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    担当区分:研究代表者  資金種別:競争的資金

    配分額:2340000円 ( 直接経費:1800000円 、 間接経費:540000円 )

    本研究では、高ガンマ線量率場で適用可能な未臨界度リアルタイム測定手法に関して研究を実施した。未臨界度の測定誤差評価を目的として、原子炉雑音解析による未臨界度測定手法について統計誤差推定手法を新たに考案した。また、未臨界度推定に必要なパラメータ(一点炉動特性パラメータ)に不確かさが存在する場合に対しても、データ同化手法を適用することで未臨界度推定結果の不確かさ低減が可能であることを確認した。樹脂型Eu添加LiCAFを用いた中性子検出器を試作し、名古屋大学コバルト60照射室を利用した高ガンマ線量率場において炉雑音測定の予備実験を実施し、炉雑音測定への適用可能性について調査した。

  4. モックアップ臨界実験に代わる簡便な革新炉設計の信頼性向上策の実現:遮蔽実験の活用

    研究課題/研究課題番号:25K08536  2025年4月 - 2028年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

    丸山 修平, 山本 章夫, 遠藤 知弘, 山本 章夫, 遠藤 知弘

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    担当区分:研究分担者  資金種別:競争的資金

    本研究では、遮蔽実験を活用したデータ同化により革新炉核設計の信頼性向上が可能であることを実証する。具体的には、世界唯一の遮蔽積分実験データベース(SINBAD)に収録される既存の遮蔽実験や今後実施が可能と考えられる新たな遮蔽実験を対象にして、高速炉核特性との核的相関(類似性)を調査し、データ同化による信頼性向上効果を明らかにする。本研究の達成により、「実測データが少ない」という革新炉開発の共通課題に対する1つの補完的手段を提供し、革新炉開発の進展に貢献する。

  5. 革新炉の解析精度向上:有効部分空間法を用いた高精度かつロバストな断面積調整

    研究課題/研究課題番号:21K04940  2021年4月 - 2024年3月

    日本学術振興会  科学研究費助成事業  基盤研究(C)

    山本 章夫, 遠藤 知弘, 丸山 修平, 遠藤 知弘, 丸山 修平

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    担当区分:研究分担者  資金種別:競争的資金

    配分額:3900000円 ( 直接経費:3000000円 、 間接経費:900000円 )

    本研究の目的は、計算モデル誤差の影響を受けない、実験データの質に依存しにくい、誤差として正規分布の仮定を必要としない、などの特徴を有する断面積調整法を確立することである。2021年度は、以下の取組を行った。
    ①連続エネルギーモンテカルロ法に対するActive Subspace (AS)法の適用性確認:連続エネルギーモンテカルロ法で得られる様々な核特性パラメータに対して、実効増倍率に対する感度係数を用いてASを構築し、種々のパラメータに対する感度係数の評価における有効性を調査した。また、構築したASを用いて、連続エネルギーモンテカルロ法により断面積の感度係数を算出し、その断面積を用いて連続エネルギーモンテカルロ法と同等の計算結果を出力する代理モデルの構築を試みた。これらの結果、ASにより得られた感度係数と線型モデルを用いることで、断面積変化に対する核特性の変化を予測する代理モデルを作成可能であることを明らかにした。
    ②AS+BMC法を用いた断面積調整の理論検討:これまで研究代表者・分担者らが用いてきた粒子フィルター法などの経験を元に、ASを使用したBayesian Monte Carlo(BMC)による断面積調整の理論を検討・構築した。また、Generalized Linear Least-Squares (GLLS)法やMonte Carlo Bayesian Analysis(MOCABA)法などの既存の断面積調整法についても理論の整理を行った。
    ③BMC法を用いた断面積調整の検討:単純な体系(小型臨界実験装置Godiva)で実施された臨界実験を対象として、GLLS法、MOCABA法, BMC法の性能の評価を行った。その結果、Unscented Transformation (UT)変換と組み合わせ、探索空間の次元を圧縮することでBMC法により効率的な断面積調整が可能であるとの見通しを得た。
    ④実機体系への適用:革新炉実機体系への①~③の成果の適用性について検討するため、必要となるシステムの構築に向け、現有する革新炉の炉心解析システムの課題抽出を行った。

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担当経験のある科目 (本学) 8

  1. 原子炉物理学

    2024

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    原子炉内では多種多様な物理現象が発生するが、本講義では、特に中性子と物質の相互作用に着目し、原子炉の挙動と安全性を評価するための基礎を学ぶことを目的とする。これらの知識は、核分裂反応のエネルギーを利用した原子力発電について理解し、複雑なシステムをモデル化する際の工学的思考能力を養うための教養としても重要である。
    原子炉内では、中性子と物質の相互作用により、核分裂をはじめとする種々の現象が発生する。原子炉物理はこれらの知識を体系化したものであり、本講義ではその基礎について説明を行う。本講義内容を習得することにより、以下のことができるようになることを到達目標とする。
    ・中性子と物質の相互作用率について、反応断面積を用いて計算できる。
    ・原子燃料の核分裂に伴う発生熱量を計算できる。
    ・核分裂の連鎖反応について、その概要を説明できる。
    ・原子炉内での中性子の空間的な振る舞いについて、拡散理論に基づいて計算できる。
    ・原子燃料の臨界量を計算できる。
    ・原子炉内での中性子のエネルギー的な振る舞いについて、多群理論に基づいて説明できる。
    ・炉心の温度変化に伴う反応度変化について、その物理的意味を説明できる。
    ・原子燃料の燃焼について、その物理現象を説明し計算できる。
    ・原子炉の時間的な振る舞いについて、遅発中性子の役割を説明し計算できる。
    ・原子炉の設計・制御方法の概要を説明できる。
    ・原子力安全の基本的な考え方を説明できる。

  2. 原子炉実験

    2024

  3. 総合エネルギー工学特別講義 Ⅲ

    2024

  4. [G30]数学2及び演習

    2024

  5. [G30]工業における放射線利用

    2024

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メディア報道 1

  1. 研究紹介:名古屋大学工学部 エネルギー理工学科 原子核エネルギー制御工学研究グループ テレビ・ラジオ番組

    FM AICHI  Welcome Generation(FMラジオ番組)  2021年11月

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    執筆者:本人以外