INMM米国年次大会論文集（1970年）
メンター部会の活動の一環としてINMM米国年次大会におけるProceedingタイトルリスト（日本語訳付き）の1970年分を作成しました。
タイトル、著者のほかに、タイトルだけではよくわからない専門用語や略号を日本語で補足した備考欄（訳注、補足・コメントなど）を付加しましたので有効活用いただければ幸いです。
| Sub-Volume End-marker | Title/タイトル | Authors | 備考 （訳注、補足・コメントなど） |
| Passive Measurements of Waste in 55 Gal Drums and Concentrated Scrap in 2 1. Bottles | E. V. Weinstock, M. S. Zucker | ||
| 55ガロンドラム廃棄物および2Lボトル入り濃縮スクラップの受動測定 ― 簡易装置を用いた現場環境でのプルトニウム量評価事例 |
(*)本論文は、55ガロンドラム廃棄物および2Lボトル入り濃縮スクラップについて、簡易な装置構成によるフィールド環境下での受動（パッシブ）測定の実施例を報告した。測定は急ごしらえの最小限の機材を用い、困難な条件下におけるプルトニウム量評価の実用的可能性を示した。測定には中性子ウェルカウンターを使用し、NFS Erwin（テネシー州）施設での協力のもと行われた。(BNL) | ||
| A CONTROL DESIGN FOR PLUTONIUM COUNTING SYSTEMS | Louis W. Doher, J .D. McBride | ||
| プルトニウム計数システムの制御設計 ― 測定バイアス・ばらつき管理による非破壊測定の信頼性向上 |
(*)本論文は、Rocky Flats（RF）で使用されるプルトニウム計数システムに対し、測定バイアスとばらつきを把握しつつ安定した計測制御を保証するためのシステム設計を提示している。設計の目的は、廃棄物・工程残渣などに含まれる固体プルトニウムの非破壊測定を信頼性高く行い、工程管理と核物質在庫管理の精度を確保する点にある。 この計数システムは、RFで1960年代から導入されてきた受動中性子計数設備（ドラムカウンタ等）を基盤としており、その測定の一貫性と管理性を向上させる設計が議論されている。(Rocky Flats Plant, Rockwell International) | ||
| A LOOK AT SNM MEASUREMENT ERRORS BASED ON SAFEGUARDS INVENTORY VERIFICATION DUPLICATE SAMPLES | L. D. V. Ong, I. Cohen, J. A. Hind | ||
| 保障措置在庫検認の複製試料に基づくSNM測定誤差の検討 ― 系統誤差・偶発誤差を評価する二重試料法とその適用経験 |
(*)特殊核物質（SNM）の測定値には“ノイズ”が存在し、これが在庫検認時の計量精度評価を困難にしているため、その影響を特定・制御する必要がある。 本研究は、SNM量の系統誤差・偶発誤差を評価するうえで有効な「複製（二重）試料法」を提示し、その適用事例を示した。さらに、AEC核物質安全措置部における認可事業所での実施経験をもとに、検査手順および誤差要因の傾向がまとめられている。(US AEC) | ||
| A Total Quality Control Concept For Material Balance Measurements | L.F. Wirf | ||
| 核物質収支測定におけるトータル品質管理（TQC）概念 ― MUF検出能力向上に向けた測定誤差管理の全体系的アプローチ |
(*)本論文は、核物質収支（Material Balance）におけるMUF*（Material Unaccounted For）の検出能力を高めるため、測定誤差の管理がいかに重要であるかを論じている。測定誤差が収支検認の有効性を左右するため、品質計画・組織・動機づけ・管理を含む「全システム的」品質管理アプローチの導入を提案した。これにより、核物質測定の全体的な品質保証体制を確立し、保障措置における物質収支評価の信頼性向上を図る概念を示している。(Battelle PNL) | ||
| AEC EXPERIENCE WITH ON SITE CONTRACT ADMINISTRATION OF NUCLEAR FUEL | Raymond E. Lang, Gordon Gunderson, William P. Donovan | ||
| 核燃料の現地契約管理に関するAECの経験 ― 大規模Pu燃料製造契約（ZPPR計画）における現地常駐代表の役割と材料管理実務 |
(*)本論文は、AECシカゴ業務局が、大規模プルトニウム燃料製造契約の遂行において経験した「現地常駐代表（on-site representative）」による管理実務を紹介している。プルトニウム供給契約（AEC–ANL–NUMEC間の連携）における役割分担と、NUMECにおける受入・加工・スクラップ回収・出荷の管理上の要点が説明されている。とくに、ZPPR燃料として4,000 kg超のプルトニウムを扱う特異なプロジェクトにおいて、現地常駐代表が材料管理の信頼性確保に果たした重要な役割が強調されている。(US DOE) <この時点では、AEC がプルトニウムを 供給し（ownership retained）、ANL・NUMECが 加工と材料管理責任を負う という構図、現在の ZPPR 燃料（プルトニウム・U燃料ピン等）の所有権は DOE（米国エネルギー省）にある。INL は保管・管理者であり、所有者ではない。> | ||
| AN ACCOUNTABILITY AND SAFEGUARDS SYSTEM FOR THE REACTOR OPERATOR | A. R. Soucy | ||
| 原子炉運転者（事業者）のための核物質アカウンタビリティおよび保障措置システム ― 軽水炉燃料サイクルにおける受入・保管・輸送・記録管理責務の再認識 |
(*)電力会社（ユーティリティ）において、核燃料管理と特別核物質（SNM）保障措置に対する責任は従来考えられていたよりも大きく、受入・保管・輸送・記録管理の全てで適切なアカウンタビリティ体制が必要とされる点を指摘している。現行の軽水炉燃料は低濃縮ウランであり武器材料としての価値は低いものの、燃焼後には放射能を帯びたプルトニウムが生成するため、依然として保障措置上の管理責務が残ることを強調している。電力事業者が核燃料在庫の全サイクルを通じて管理経験を十分に積んでいない現状を踏まえ、適切なアカウンタビリティ・保障措置の理解と体制整備の必要性を論じている。(Yankee Atomic Electric Company) | ||
| AN INTEGRATED SYSTEM OF NUCLEAR MATERIALS CONTROL AT OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY | R. G. Cardwell, B. E. Foster | ||
| オークリッジ国立研究所における統合核物質管理システム ― 臨界管理・物質移動追跡・台帳一体化による安全性と作業効率の向上 |
(*)増殖炉燃料開発で用いられる 233U・235U・239Pu の頻繁な混合・加工に対応するため、ORNL は臨界管理・アカウンタビリティ・放射線安全を一元的に統合した核物質管理システムを構築した。システムは「臨界管理・コントロールボード」「核物質フローボード」「繰越台帳(フリップシート)台帳」の3要素から構成され、材料の量・移動・所在をリアルタイムで可視化・追跡できるように設計されている。この統合管理システムにより、必要な安全性・保障措置を確保しつつ、不要な書類作業や処理遅延を減らし、生産性の向上や未活用核物質の再利用によるコスト削減が実現された。（ORNL) | ||
| COMPUTER PROGRAMS FOR SAFEGUARDS AMD NUCLEAR MATERIALS MANAGEMENT AT BATTELLE-COLUMBUS PLUTONIUM LABORATORY |
John L. RIDIHALGH | ||
| バッテル・コロンバス・プルトニウム研究所における保障措置および核物質管理用コンピュータプログラム ― ランダム移動が発生する研究所環境に適応したSNM管理システムの開発と導入 |
(*)Battelle-Columbus プルトニウム研究所（BCL）は燃料合成・燃料要素製造・再処理研究まで統合したプルトニウム研究施設であり、規模と研究量の増加に伴い核物質管理の複雑性が急速に増大した。こうした状況に対処するため、1968年以降、特別核物質（SNM）の管理・会計を支援する複数のコンピュータプログラムが開発され、1969年に初版、同年後半に改良版が運用開始された。材料の移動経路が定型化されず、作業者判断で随時移動が行われるという “ランダムフロー” の研究所特性にもかかわらず、コンピュータ化による核物質管理システムは安定稼働し、手作業の管理方式と併行して運用されている。(Eggers & Associates) | ||
| Generalized Propagation of Error using A New Approach | Julius Lieblein | ||
| 新しい手法による誤差伝搬の一般化 ― 暗黙関数を含む多変量系への行列表現による汎用的誤差評価法 |
(*)本論文は、複数変数から成る関数の誤差伝搬式のうち、「依存変数が暗黙関数（implicit function）として定義され、明示的に解けない場合」に対する一般化手法を新たに提示している。行列（マトリックス）による一般的視点を導入し、従来扱えなかった誤差伝搬問題を簡潔に表現できる形式で解決している。核工程フローの理想化で現れる線形代数的システムへの適用例も示し、明示解を求めることなく誤差の伝搬評価が可能である点を示している。(National Bureau of Standards（米国標準局）) | ||
| Integrated Safeguards Experiment | S. C. Suda | ||
| 統合保障措置実験 ― 体系的なシステムスタディに基づく保障措置手法の弱点分析・代替案評価・実装戦略の検討 |
(*)本研究は、核物質防護システムに対する包括的「システムスタディ（systems studies）」の役割を明確化し、保障措置問題の評価から目標設定、既存手法の弱点の抽出、新たな代替手法の開発とその有効性評価までを体系化した。これら一連の分析フローは、米国原子力委員会（USAEC）の保障措置強化プログラムの中心的枠組みであり、核物質管理における実践的な問題解決アプローチとして示されている。保障措置システムの最適化に向け、費用対効果を含む実装戦略の策定を行い、従来手法に内在する限界を克服するための代替手段を体系化した点が特徴である。(BNL) | ||
| KENTUCKY’S POSITION IN PRODUCING AND PROCESSING NUCLEAR FUELS | Gene Plock | ||
| 核燃料の生産・加工におけるケンタッキー州の立場 ― 州経済開発戦略としての高度技術産業誘致と科学的根拠に基づく施策 |
(*)ケンタッキー州商務省は、州の経済開発を推進する立場から、核燃料関連産業の誘致・促進に向けた技術的かつ科学的根拠に基づく取り組みが必要だと主張している。多くの州が観光や生活環境の魅力を強調する一般的な商工振興に留まる中、同州は高度技術産業の発展を想定した継続的・専門的プログラムが不可欠であると位置づけている。こうした背景から、ケンタッキー州政府が核燃料生産・加工分野に関する技術的知見を提示することは他州では例が少なく、同州の独自性を示すものである。(Kentucky Department of Commerce（ケンタッキー州商務省）) | ||
| LIMITS OF ERROR MODEL FOR A PuO2+ UO2 FUEL FABRICATION INVENTORY | Robert H. King, Bartley W. Conroy, H. Donald Moss | ||
| PuO₂–UO₂燃料製造在庫における誤差限界モデル ― 混合酸化物燃料（MOX）加工工程の物質収支に伴う測定誤差評価と信頼区間導出手法 |
(*)本論文は、AEC規制および健全な事業運営の観点から、PuO₂–UO₂燃料加工における物質収支（Material Balance）に付随する「誤差限界（Limits of Error）」を初めて体系的に評価・定義した取り組みを報告している。本モデルは1つの在庫アカウントを対象とする暫定的手法であり、核燃料製造工程で発生する測定誤差を統合して信頼区間を導出する方式を示し、複数アカウントにも拡張可能である。対象在庫では約50 kgのPuと1,700 kgのUを用いて約3 wt% Pu の混合酸化物燃料（MOX）が製造され、これを用いた実在庫データを例に誤差評価手法の具体的適用が提示されている。（WEC) | ||
| MEASUREMENT RELIABILITY OF DESTRUCTIVE AND NONDESTRUCTIVE TECHNIQUES OF ASSAYING A REACTOR FUEL INVENTORY | R. B. Perry, R. W. Brandenburg, N. S. Beyer | ||
| 原子炉燃料在庫の破壊・非破壊分析における測定信頼性 ― Pu燃料板を対象としたγ線分析と化学‐質量分析の誤差比較と在庫量評価精度の検証 |
(*)プルトニウム炉燃料在庫について、破壊分析（化学分析＋質量分析）と非破壊分析（ガンマ線スペクトロメトリー）を比較した結果、両者の測定不確かさはほぼ同等であり、在庫量評価の信頼性に大きな差がないことが示された。725枚のPu合金燃料板のγ線分析と、燃料板素材189サンプルの化学―質量分析を比較したところ、総量の差は 3/25,000 に過ぎず、両手法の誤差は約 1/1,770（≒0.056%） とほぼ同レベルであることが確認された。個々の測定では、化学―質量分析で ±1.8%、γ線分析で ±3.0% と単独データの精度差はあるものの、統計的手法により在庫量評価に十分な整合性が得られることが示され、非破壊手法の実用性が裏付けられた。(ANL) | ||
| MINOR ISOTOPE SAFEGUARD TECHNIQUES APPLIED TO FUEL REPROCESSING | D.E.Christensen, D. E. Christensen | ||
| 燃料再処理へのマイナー同位体保障措置技術の適用 ― 焼却度評価精度向上と炉心識別（同位体フィンガープリンティング）に基づく保障措置手法の検証 |
(*)本研究（MIST：Minor Isotope Safeguards Techniques）は、燃焼後核燃料の同位体組成（特に副生成核種）に含まれる情報を保障措置ツールとして活用する概念を評価したものである。1969年に行われた Yankee Reactor コア V・VI の再処理（West Valley, N.Y.）で得られた化学分析・質量分析データに基づき、Pu/U変換比（burnup指標）の予測精度が大幅に向上することが示された。燃料の同位体組成を利用して特定炉心を識別する「同位体指紋（core fingerprinting）」が可能であること、またバッチ・連続併用の再処理プロセスをデジタルモデル化することで保障措置上の有用性があることが示された。(Battelle-Northwest Laboratories) | ||
| MUF CRITERIA IN CERTAIN SITUATIONS | John Rowen | ||
| 特定状況における MUF 判定基準 | (*)要旨・本文はオンライン非公開。 | ||
| NEUTRON INTERROGATION TECHNIQUES FOR FISSIONABLE MATERIAL ASSAY | H. O. Menlove, R. H. Augustaon | ||
| 核分裂性物質アッセイのための中性子照射技術 ― 受動・能動手法を統合した非破壊測定体系の開発と中性子シグネチャの活用 |
(*)本論文は、核物質管理・保障措置のために、核分裂性物質を迅速・非破壊で評価するための中性子照射（neutron interrogation）技術と関連測定器開発の研究を解説している。受動（passive）法では自発放射中性子・γ線を利用し、Pu などでは有効だが、U-235や高放射線の使用済燃料では情報が弱いため、外部中性子源を照射する能動（active）法が必要とされる。中性子の高い貫通力を利用することで、化学分析におけるサンプリングの不均質性問題を回避し、産業現場・研究所・現地検査など多様な環境で活用できる非破壊測定技術体系を構築する可能性が示されている。(LASL) | ||
| NON-DESTRUCTIVE ASSAY OF BULK NUCLEAR SCRAP USING AN ELECTRON LINAC | R.O. Ginaven | ||
| 電子線ライナックを用いたバルク核スクラップの非破壊アッセイ ― 電子線照射によるアクティブNDAの適用可能性に関する一般的背景説明 |
(*)要旨・本文ともオンライン非公開。 | ||
| NONDESTRUCTIVE ASSAY OF PLUTONIUM FUEL PLATES | J. W. Kormuth, D. B. James | ||
| プルトニウム燃料板の非破壊アッセイ ― 初の商業用Pu燃料輸出に向けた保障措置・核物質管理のためのNDA手法の開発と適用 |
(*)NUMEC（Nuclear Materials and Equipment Corporation）は、日本原子力発電・動燃に向けて ステンレス鋼クラッドPu燃料板1700枚（Pu総量88.6 kg） を製造し、初の商業プルトニウム燃料輸出であったため、厳格な保障措置・アカウンタビリティが要求された。このため、燃料板に含まれるプルトニウムを破壊せずに定量する 非破壊アッセイ（NDA）手法の確立と適用 が重要課題となり、IAEA・AEC そして NUMEC 自身の強い関心の下で開発が進められた。NDA の実用化は、輸出取引に伴う国際保障措置の信頼性向上だけでなく、メーカー自身の核物質管理（NM accountability）を効率化するためにも重要であった。(NUMEC) | ||
| PANEL ON “THE ROLE OF THE INDEPENDENT AUDITOR IN NUCLEAR MATERIALS MANAGEMENT AND SAFEGUARDS” | Richard Swanson, E.R.Johnson, Ralph Kulzer | ||
| 独立監査人が果たす役割：核物質管理および保障措置におけるパネル討論 ― 監査の独立性・客観性の確保が核物質アカウンタビリティに果たす一般的意義 |
(*)要旨・内容はオンライン非公開。 | ||
| PANEL ON “TRANSPORTATION AND SAFEGUARDS” | Lou Strom, Sidney Kingsley | ||
| End(1) | 「輸送と保障措置」に関するパネル討論 ― 核物質輸送時のセキュリティ・アカウンタビリティ確保に関する一般的論点 |
(*)要旨・本文が公開されていない | |
| PASSIVE MEASUREMENT OF THIN PLUTONIUM ALLOY PLATES | W. A. Higinbotham, C. U. Strain | ||
| 薄型プルトニウム合金板のパッシブ測定 | (*)要旨・本文ともにオンライン非公開 | ||
| REMARKS BY CONGRESSMAN CRAIG HOSMER BEFORE THE ELEVENTH ANNUAL MEETING OF THE INSTITUTE OF NUCLEAR MATERIALS MANAGEMENT, GATLINBURG, TENNESSEE MAY ZS, 1970 (8:00 P.M. RELEASE) | Craig Hosmer | ||
| USAEC保障措置・核物質管理局長 デルマー・L・クラウソンによる所見 ― “保障措置の新たな姿” の更新方針と計測・監視・封じ込め能力強化の重要性 |
(*)本発表は、近年 USAEC が進めてきた “New Look in Safeguards” の更新状況を紹介し、「人依存の最小化」と「計測機器の最大活用」を軸とした保障措置体系の高度化を目指す方針を示した。新しい保障措置システムは、技術的に有効・信頼性が高く、かつ運転現場への干渉を最小限に抑え、コスト効率にも優れることを目的として構築されている。特に 核物質管理・計量管理（MC&A）、監視、封じ込め（containment）の3分野で能力強化が必要であり、核物質転用の抑止および迅速な検出の実現が強調された。(USAEC) | ||
| Remarks of Delmar L. Crowson Director, Office ofSafeguards and Materials Management, USAEC at the 11th Annual Meeting of the Institute of Nuclear Materials Management | Delmar L. Crowson | ||
| (*)本発表は、近年 USAEC が進めてきた New Look in Safeguards の更新状況を紹介し、「人依存の最小化」と「計測機器の最大活用」を軸とした保障措置体系の高度化を目指す方針を示した。新しい保障措置システムは、技術的に有効・信頼性が高く、かつ運転現場への干渉を最小限に抑え、コスト効率にも優れることを目的として構築されている。特に 核物質管理・計量管理（MC&A）、監視、封じ込め（containment）の3分野で能力強化が必要であり、核物質転用の抑止および迅速な検出の実現が強調された。(US AEC) | |||
| Sub-MeV Neutron Assay Systems for Nuclear Materials | T. Gozani | ||
| 核物質用sub-MeVエネルギー領域中性子分析システム | (*)本論文は、サブ MeV 領域の中性子源を利用した非破壊分析（NDA）手法の基礎原理をまとめ、その特性と応用可能性を体系的に示している。低エネルギー中性子源を用いることで、核物質試料との相互作用特性が変化し、特定核種の識別性向上や装置構成の簡素化といった利点が得られる点を解説している。一方で、測定感度・適用範囲・散乱特性による制約といった限界も併せて指摘し、サブ MeV 中性子 NDA 手法を導入する際の設計上・運用上の注意点を提示している。(Gulf General Atomic, Inc.) | ||
| THE DIVISION OF NUCLEAR MATERIALS SAFEGUARDS — “THE SECOND YEAR” | Vincent J. D’Amico, Ralph G. Page | ||
| 核物質保障措置部門 – 「2 年目」 | (*)前年度に特別核物質（U‑235・U‑233・Pu を5kg超保有する事業者）向けに導入した新しい保障措置要件（ライセンス条件改訂）が、約1年間の運用を経て実地検査に適用され、その遵守状況が評価された。対象となる約35件の施設（転換・燃料製造・スクラップ回収・再処理・研究施設等）に対し、共通化されたライセンス条件が均一に適用され、核物質防護における制度的標準化が進展した。本報告は、これら一連の新要件の適用経験を総括し、保障措置上不可欠とされた条件群の概要を整理して示している。（US AEC） | ||
| THE FIRST YEAR OF PRIVATE OWNERSHIP EXPERIENCE | Harold McAlduff | ||
| 核燃料の民間所有への移行初年度の経験 | (*)要旨・本文ともにオンライン非公開 (US AEC) | ||
| THE LOS ALAMOS MOBILE NONDESTRUCTIVE ASSAY LABORATORY (MONAD)* | R. B. Walton, R. B. Walton, J. H. Menzel, J. H. Menzel, D. B. Smith, D. B. Smith, G. R. Keepin, G. R. Keepin, B. R. Dennis, B. R. Dennis, M. M. Thorpe | ||
| ロスアラモス移動式非破壊分析ラボラトリー（MONAD） ― Pu含有固体廃棄物の現場定量化を可能にする移動型NDAシステムの設計と性能評価 |
(*)本報告は、ロスアラモス科学研究所（LASL）が設計した移動式非破壊分析（NDA）ラボ MONAD の構成と性能について述べたもので、プルトニウムを含む固体廃棄物・スクラップの現場分析を可能にする。MONAD は、Pu-240 を含むプルトニウム酸化物スクラップや放射性固体廃棄物の定量分析を目的として設計され、信頼性および精度を確保した上で、移動展開可能な NDA 装置として運用される。本システムは、移動可能な設計と多様な核種分析機能により、保障措置・核物質管理における現場測定の柔軟性を大きく向上させることを示している。(LASL) | ||
| THE USE OF CALORIMETRY IN NUCLEAR MATERIALS MANAGEMENT | G.T. Nutter, W.W. Rodenburg,F.A. O’Hara | ||
| 核物質管理におけるカロリメトリーの活用 ― 放射性崩壊熱の測定を利用した同位体量推定手法の有効性と基礎原理 |
(*)本論文は、放射性崩壊に伴う発熱量を測定する手法としてのカロリーメトリが、核物質の定量評価に有効であることを説明している。放射性崩壊によって放出される熱量は、同位体ごとにエネルギーと半減期により一定値を持つため、熱出力測定により核種量の推定が可能であると述べている。カロリーメトリは古くから用いられてきた放射能測定法であり、温度に依存しない崩壊エネルギーの特性を利用した信頼性の高い核物質管理手法として位置づけられている。(United States Enrichment Corporation, Monsanto Research Corporation – Mound Laboratory, The Ohio State University) | ||
| The Widespread Neglect of The Input Cycle in Business-Systems | Ronald L. Kaiser | ||
| ビジネス・システムにおける入力サイクルの広範な軽視 ― バッチ型情報処理におけるデータ投入・編集・更新プロセスの重要性を指摘する分析 |
(*)本発表は、当時主流であった第三世代コンピュータによるバッチ処理型ビジネスシステムを対象に、入力サイクルの重要性が体系的に軽視されている問題を指摘している。「入力サイクル」を、データ投入・編集・ファイル更新を含む全処理過程と定義し、これらがシステム性能や効率の根幹を支えるにもかかわらず適切に設計・管理されていない点を批判している。ビジネスシステム改善のためには、入力工程に対する設計上の認識改革と運用プロセスの最適化が不可欠であると論じている。(UA AEC) | ||
| URANIUM-235 DEPLETION AS A POTENTIAL INDEPENDENT CROSS-CHECK OF THE PLUTONIUM CONTENT OF SPENT POWER REACTOR FUELS | D. E. Christensen, R. A. Schneider, D. P. Granquist | ||
| End(2) | 使用済発電炉燃料中のプルトニウム含有量に対する独立クロスチェックとしてのウラン235減損量の活用 ― U-235 の燃焼に伴う減損と Pu 生成量の相関を用いた保障措置評価手法の検討 |
(*)燃料の製造・照射・再処理が異なる施設で行われるという燃料サイクル特性を利用し、ウラン・プルトニウム核種の増減関係に基づく独立クロスチェックの可能性を検討している。とりわけ、U-235 の減損量と生成プルトニウム量の相関に注目し、Yankee Rowe 炉の使用済燃料測定データを用いて、プルトニウム含有量推定の有効性を示している。併せて、燃焼度に関係する指標を用いた保障措置上の有用性についても言及している。(PNNL, Battelle Memorial Institute) |