日本核物質管理学会Institute of Nuclear Materials Management (INMM) Japan Chapter

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INMM米国年次大会論文集（2014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2014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）
“Safeguardability,” the State – Level Concept and Advanced Safeguards Joseph F. Pilat, Kory W. Budlong Sylvester, Chantell L. Murphy
「保障措置適合性」・国家レベル概念と高度保障措置技術の展望 (*)Safeguardability（保障措置適合性）は、核施設の設計や運用が国際的な保障措置の適用にどれだけ適しているかを評価する概念であり、核不拡散の観点から重要。State-Level Concept（国家レベル概念）は、IAEAが各国の状況に応じて保障措置を柔軟に適用するための新しいアプローチで、リスクに基づいた優先順位付けが特徴。Advanced Safeguards（高度な保障措置技術）は、保障措置の効果と効率を高めるために必要な技術革新や研究開発の方向性を示している。
Sharing the U.S. Perspective of Academic Collaboration in Nuclear Nonproliferation, Security, and Safeguards: Texas A&M University and Tomsk Polytechnic University Claudio A. Gariazzo, Kate P. Spence
核不拡散、核セキュリティ、保障措置における学術連携に関する米国の視点の共有：テキサスA&M大学とトムスク工科大学
232Th mass determination in a uranium/thorium mixture for safeguards purposes A. Bosko, M.B. Nangu, J. A. Chapman, E. T. Mbedzi, Stephen Croft, T. B. Marumo, M. A. Rasweswe, R. D. McElroy Jr. 保障措置のためのウラン・トリウム混合物中の232Th（トリウム）量の測定
保障措置のためのウラン・トリウム混合物中の232Th（トリウム）量の測定 (*)南アフリカの核物質管理機関（SSAC）は、廃棄物ドラムに含まれるトリウム（232Th）の量を正確に測定する必要性から、保障措置の一環として分析プロジェクトを開始した。測定にはISOCS（In Situ Object Counting System）という非破壊検査技術が用いられ、信頼性を高めるために同密度の標準試料を作成して効率校正を行った。この研究は、ウラン・トリウム混合物におけるトリウムの定量が、国際保障措置の正確な報告と核不拡散の観点から重要であることを示している。
3S CULTURE, ITS MEANING AND FUTURE DIRECTION Na Young Lee, Ho Sik Yoo
3S文化とは何か―その意義と今後の方向性 (*)3S（Safety, Security, Safeguards）文化は、原子力分野における安全・セキュリティ・保障措置の価値観と行動様式を指し、制度的な枠組みだけでなく人の意識や行動が重要とされる。福島事故や9.11以降、安全文化とセキュリティ文化は注目されてきましたが、保障措置文化はまだ十分に認識されておらず、育成が必要とされている。本論文では、安全文化の評価手法を応用し、セキュリティ文化と保障措置文化の評価・促進方法を検討している。
Moving Towards an International Notification System for Radioactive Sources and Radioactive Mate George M. Moore
放射性源および放射性物質に関する国際通報システムに向けて
A Bayesian Game Approach to Insider Threats to Nuclear Security Man-Sung Yim, Heonjun Park
ベイズゲーム理論による核セキュリティにおけるインサイダー脅威の分析 (*)本論文は、ベイズゲーム理論を用いて、核施設における内部脅威（インサイダー脅威）の戦略的相互作用をモデル化している。インサイダーは、外部者にはないアクセス権や知識を持つため、核セキュリティにおいて最も深刻な脅威の一つとされ、予測と対策が困難です。ゲーム理論的アプローチにより、施設側と潜在的インサイダーの行動選択を分析し、最適な防御戦略の構築に役立てることが目的である。
A Canadian Perspective on the IAEA’s State-level Concept Patrick Burton
IAEAの国家レベルの概念に関するカナダの視点
A Case Study for the INPRO Collaborative Project “Proliferation Resistance and Safeguardability Assessment Tools (PROSA)” Hong-Lae Chang, Won-II Ko, Ho Dong Kim, Eun Ha Kwon, Se-Hwan Park, Eckhard Haas
INPRO共同プロジェクト「核拡散抵抗性と保障措置可能性評価ツール（PROSA）」のケーススタディ
A Game Theoretic Approach to Nuclear Security Analysis against Insider Threat Man-Sung Yim, So Young Kim, Erich Schneider
内部脅威に対する核セキュリティ分析へのゲーム理論的アプローチ
A Global Perspective on Continuity of Knowledge: Concepts and Challenges Nathan C. Rowe, Dianna S. Blair
知識の継続性に関する国際的視点：概念と課題 (*)本セッションでは、核物質の継続的な監視と情報保持（Continuity of Knowledge, CoK）の重要性について、国際的な視点から議論された。パネルにはIAEA元副局長や欧州委員会、NTIなどの専門家が参加し、保障措置、セキュリティ、技術的課題に関する多角的な意見が交わされた。CoKの維持には、技術だけでなく制度的・人的要素も不可欠であり、今後の国際協力と標準化の方向性が議論された。
A Group-Based Uncertainty Model for the Analysis of Non-Destructive Assay Data A. Simpson, M. Clapham
非破壊分析データの分析のためのグループベース不確実性モデル (*)本研究では、非破壊測定（NDA）による核物質の分析において、個々の容器ではなくグループ単位での不確かさ（TMU）評価モデルを提案している。NDA装置で測定された複数容器のデータを統計的に処理することで、全体の測定不確かさを効率的かつ現実的に評価できるようになる。このアプローチは、輸送・保管・廃棄などの実運用において、測定精度と作業効率の両立を目指すもの。
A Low Cost Qualitative/Quantitative System for Wet Stored Nuclear Fuel Jessica N. Paul, Glenn E. Sjoden, Franklin DuBose
湿式貯蔵核燃料のための低コスト定性/定量システム
A Low-Tech, Low-Budget Storage Solution for High-Level Radioactive Sources Brett W. Carlson, Ted R. Reed, Todd L. Johnson, John Weathersby, Joseph E. Alexander, David J. Griffith
高レベル放射性線源のためのローテク・低予算貯蔵ソリューション
A MEASUREMENT EVALUATION PROGRAM TO SUPPORT NUCLEAR MATERIAL CONTROL AND ACCOUNTABILITY MEASUREMENTS IN BRAZIL Fabio Cordeiro Dias, Peter Mason
ブラジルにおける核物質管理およびアカウンタビリティ測定を支援する測定評価プログラム
A Method for Detection of SNM by Pulsed Neutron Interrogation A. Ocherashvili, V. Mayorov, M. Mosconi, A. Beck, E. Roesgen, H. Ettedgui, J. M. Crochemore, B. Pedersen
パルス中性子照射による特別核物質（SNM）検出法の提案 (*)本研究では、外部からのパルス中性子照射によって核分裂を誘発し、特別核物質（SNM）の存在を検出する方法を提案している。この方法は、遮蔽された容器内のSNMを高感度かつ現場条件下で検出可能であり、迅速な応答と高い選択性を持つ。検出には液体シンチレーション検出器を用い、核分裂により発生する高速中性子を捉えることで、SNMの有無を判断する。
A method for discrimination of neutron and gamma pile-up events in scintillation detectors with a simultaneous identification of malfunctioning ones Dina Chernikova, Anders Nordlund, K Oare Axell, Zsolt Elter
　シンチレーション検出器における中性子・ガンマ線の重複事象識別と故障検出手法の提案 (*)本研究は、シンチレーション検出器における中性子とガンマ線のパイルアップ事象（重なり*を識別する新しい手法を提案していまる。この手法は、複数の検出器を用いることで、誤作動している検出器の同時特定も可能にし、測定の信頼性を向上させる。提案されたアルゴリズムは、リアルタイム処理や自動診断への応用が期待されるもので、保障措置や核セキュリティ分野での利用が想定されている。
A Model for a Distributed Security Framework Gayla Balatsky, Carolynn P. Scherer
分散型セキュリティフレームワークのモデル (*)本論文は、内部脅威（インサイダー脅威）への対応として、従来の中央集権的な監視に代わる分散型セキュリティ枠組み（Distributed Security Framework）の導入を提案している。現代の職場環境では、モバイル化や技術進展により、従業員が監視なしで多くの行動を取れるようになり、従来の対策が効果を失いつつある。提案された枠組みは、監視と従業員支援のバランスを重視し、教育・メンタリングなどの補完的手法も含めて、セキュリティ文化の強化を目指している。
A Monte Carlo Analysis of Gas Centrifuge Enrichment Plant Product and Tails Withdrawal Station Load Cell Data J. R. Garner
ガス遠心分離濃縮施設における製品・テイル引き出しステーションのロードセルデータのモンテカルロ解析 (*)本研究では、ガス遠心分離型ウラン濃縮施設における製品およびテイル（残留物）引き出しステーションのロードセル（重量センサー）データを、モンテカルロ法で解析している。この解析により、保障措置目的での質量測定の精度と信頼性を評価し、異常検知やデータのばらつきの影響を定量的に把握できる。研究は、IAEAの自動・無人監視体制の強化に貢献するもので、将来的な保障措置の効率化に資する技術的知見を提供している。
A multi-region multi-energy formalism for Neutron Multiplicity Counting C. Dubi, T. Malinovitch
中性子同時計測のための多領域・多エネルギー解析モデルの構築 (*)本研究は、複数領域・複数エネルギーの中性子挙動を記述するstochastic transport equationを導入し、核物質の測定における中性子検出数の統計的性質を解析している。この手法により、異なるエネルギー帯や空間領域における中性子の発生・検出の相関をより正確にモデル化でき、測定精度の向上が期待される。提案された形式は、プルトニウムなどの核物質の特性評価に用いられる中性子計測技術の理論的基盤を強化するもの。
A New Nuclear Security Centre for Education and Training in Nigeria S. A. Jonah, L. A. Dim, F. E. Osaisai, S. P. Mallam, A. A Kuye
End(1) ナイジェリアにおける新しい核セキュリティ教育訓練センター
A Pragmatic Approach to Improving Spectral Resolution for Laser-induced Breakdown of Nuclear Materials P. Ko, J. Scott, I. Jovanovic
核物質のレーザー誘起分光分析におけるスペクトル分解能向上のための実用的手法 (*)本研究は、レーザー誘起ブレークダウン分光法（LIBS）を用いた核物質の同位体分析において、スペクトル分解能の向上を現実的な手法で実現することを目的としている。高分解能を得るためには通常、大型で高価な分光器が必要となるが、本論文ではより小型で実用的な装置構成で同様の性能を目指すアプローチが提案されている。提案手法は、保障措置や現場での迅速な核物質識別に応用可能であり、特にウランなどの同位体比測定において有効。
A realistic and flexible safeguards approach for the Finnish encapsulation plant Herbert Dratschmidt, Christos Koutsoyannopoulos, Wolfgang Kahnmeyer, Peter Schwalbach, Andreas Smejkal, Maria Thomas
フィンランドの核燃料封入工場における現実的かつ柔軟な保障措置アプローチ
A Review of Emerging Legal and Ethical Issues in Societal Verification Kelsey Hartigan, Maynard Holliday
社会的検証における新たな法的・倫理的課題の検討（核不拡散における社会的検証の可能性と法・倫理上の懸念） (*)ビッグデータ、ソーシャルメディア分析、センサー技術の進展により、市民による大量の情報収集と分析が可能になりつつあり、これが核・生物・化学兵器の拡散防止に活用される可能性がある。こうした活動はプライバシー、国家主権、誤情報の拡散などの新たなリスクも伴うため、制度的・倫理的な枠組みの整備が求められる。 本論文は、社会的検証（Societal Verification）における法的・倫理的課題を整理し、国家・専門家・市民がどのようにこれらの課題に対応すべきかの道筋を示している。
A Review of IAEA Safeguards Agreements within the United States Eric Freeman, Gisele lrola
米国におけるIAEA保障措置協定のレビュー
A Straw Based HLNCC Multiplicity Counter with Improved FOM in Same Form Jeffrey L. Lacy, Liang Sun, Gerson J. Vazquez – Flores
ホウ素被覆ストロー型高レベル中性子同時計数器の性能指標向上に向けた設計検討 (*)本研究では、ホウ素被覆ストロー型検出器（BCS）を用いて、従来の高レベル中性子同時計数器（HLNCC-II）の構造を維持しつつ、性能指標（FOM）を向上させた新型計数器を開発している。BCS検出器は、³Heガスの供給不足に対応する代替技術として、優れたガンマ線識別能力と高い中性子検出効率を兼ね備えている。シミュレーションと実測により、従来の³He型HLNCCと同等以上の検出性能が確認され、保障措置用途への実用性が示された。
A Study on Optimum Design of Active Type Fuel Rod Scanner using Neutron Generator Ho Dong Kim, Hee Seo, Byung Hee Won, Jong YouI Park
中性子発生器を用いた能動型燃料棒スキャナの最適設計に関する研究
A Study on the Development of a National Guide for Implementing a Nuclear Security Culture in the ROK Hosik Yoo, Young-Wook Lee, Moon Sung Koh
韓国における核セキュリティ文化の実践のための国家ガイドライン策定に関する研究
A Survey of Nuclear Data Deficiencies Affecting Nuclear Non-Proliferation Morag K. Smith, Stephen Croft, Rian Bahran, Jesson D. Hutchinson
核不拡散分野に影響を及ぼす核データの不足に関する調査報告 (*)本論文は、核不拡散分野における核データの不足や不確かさが、保障措置や検証活動の精度にどのような影響を与えているかを、学術・研究機関への調査を通じて明らかにしている。特に問題とされたのは、ウラン-235、プルトニウム-239、ネプツニウム-237などの核種に関する核分裂断面積、γ線スペクトル、核分裂中性子の放出数などのデータ不足。これらのデータ不足は、非破壊測定（NDA）技術の精度低下や、保障措置における核物質の定量・識別の困難化につながるため、国際的な核データ整備の必要性が強調されている。
A UNIVERSITY SEMESTER COURSE DESIGN IN H UMAN RELIABILITY IN NUCLEAR SYSTEMS Joseph R. Stainback IV, PhD
原子力システムにおける人間信頼性に関する大学学期課程設計
Activities at the Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security, and Trilateral Harmonization among Japan, ROK, and China Y. Naoi, Naoki KOBAYASHI
核不拡散・核セキュリティ統合支援センターの活動と日韓中三国間の協調
Additional Ballistic Testing of Radioactive Material Shipping Packages Glenn Abramczyk, Richard E. Koenig, Bradley Loftin
追加放射性物質輸送パッケージの弾道試験
Addressing Proliferation Concerns within the Existing NRC Regulatory Framework Thomas Grice, Thomas Grice, Brian Smith, Brian Smith, Brooke Smith
現行の米国原子力規制制度における核拡散懸念への対応 (*)米国原子力規制委員会（NRC）は、濃縮施設（ENR）に関する規制枠組みの中で、核拡散リスクへの対応を求める市民からの規則改正請願を受けたが、現行制度で十分対応可能と判断し、改正を却下した。NRCは、物質管理・会計（MC&A）や物理的防護（PP）など、既存の規制手段によって核拡散リスクを管理していると説明。本論文は、現行の規制制度の限界と柔軟性を評価し、核拡散懸念に対して制度内でどこまで対応可能かを検討している。
ADSORPTIVE FILMS IN SUPPORT OF IN – FIELD UF6 DESTRUCTIVE ASSAY SAMPLE COLLECTION AND ANALYSIS Norm C. Anheier, Bruce K. McNamara, Bret D. Cannon, Christopher A. Barrett
現場でのUF6破壊分析サンプル採取・分析を支援する吸着フィルム
Advance High Level Radioactive Waste Disposal Method Montu P. Bhuva, Parthkumar J. Patel
高レベル放射性廃棄物処分方法の高度化
Advances in the MCNPX—PoliMi Code for Nuclear Safeguards Applications P. Peerani, J. L.Dolan, S. A. Pozzi, S. D. Clarke, E. W. Larsen, M. Flaska, M. L. Ruch, M. J. Marcath, T. H. Shin, E. Padovani
核保障措置適用のためのMCNPX—PoliMiコードの進歩
Advancing and enhancing national technical measures for handling and dealing with Illicit trafficking of nuclear material (mainly those that are out of regulatory control) in South Africa Reuben P. Mogafe, Jacobus J. Haneke
南アフリカにおける核物質の不法取引（主に規制管理の及ばないもの）への対応と対処のための国家技術措置の推進と強化
Advantages of Having a Facility Version of a Country’s Automated State Nuclear Accounting System Samuel Lee Brown, Samuel Lee Brown, Jr.
国の自動核計量システムの施設版を持つことの利点
All at Sea? A Safeguards Approach for the Military Naval Nuclear Fuel Cycle Sebastien Philippe
軍用原子力艦艇向け核燃料サイクルに対する保障措置アプローチの検討 (*)本論文は、軍用原子力艦艇（特に原子力潜水艦）向けの核燃料サイクルに対する保障措置の可能性を検討しており、ブラジルの原子力潜水艦計画を事例として取り上げている。現行のNPT体制では、非核兵器国が軍事目的で使用する核物質を保障措置から除外できるため、IAEAの監視が及ばない領域が存在し得る。本論文では、将来的な核兵器用核物質生産禁止条約（FMCT）の枠組みを想定し、軍事用核燃料サイクルにも適用可能な保障措置アプローチの構築を提案している。
Alternative Technologies for 3He Detectors John Blackadar, David Chu
ヘリウム3検出器の代替技術
AMENDMENTS TO MATERIAL CONTROL AND ACCOUNTING REGULATIONS Thmoas N. Pham
End(2) 物質管理および計量規制の改正
ANALYSIS OF PERCEPTUAL HASHING FOR WARHEAD VERIFICATION Sean Robinson, Paul Bruillard, Kenneth D. Jarman
核弾頭検証における知覚ハッシュ手法の分析 (*)核弾頭の検証において、画像の「知覚ハッシュ（perceptual hashing）」を用いたテンプレート照合手法が検討されている。知覚ハッシュの定義を形式化し、多くのハッシュ関数が暗号的に安全ではない可能性があることを示した。最後に、より安全な代替手法として「完全準同型暗号（fully homomorphic encryption）」の可能性について簡単に議論してい。
Analysis of the 3S Concept (Safety – Security – Safeguards) Stephen Mladineo, Sarah Frazar, Ernest Gitau, Travis Gitau
3S概念（安全 – セキュリティ – 保障措置）の分析 (*)3S（安全・セキュリティ・保障措置）を統合的に分析するための枠組みが提案され、抽象的な議論から脱却し、各分野の専門家を交えた具体的な研究プロジェクトの必要性が強調されている。米国原子力規制委員会（NRC）は、原子力施設のリスク管理において3Sの統合的アプローチ（3S by Design）を設計段階から導入することの重要性を論じている。Argonne国立研究所の研究では、3Sの要件間に潜在的な衝突と相乗効果があることを示し、設計者・運用者・規制当局がそれらを理解し統合するための指針が提案されている。
Analytical study on uranium measurement in uranium waste drums by the fast neutron direct interrogation method Masatoshi Kureta, Akira Ohzu, Mitsuo Haruyama, Misao Takase, Masao Komeda, Yoshiaki NAKATSU KA
自発核分裂による高速中性子同時計測法によるウラン廃棄物ドラム缶内のウラン濃度測定に関する分析研究
Application of Austempered Ductile Iron (ADI) in Cask/Containers for Spent Nuclear Fuel Parthkumar J. Patel, Jay Joshi, Arunsinh Zala
使用済み核燃料キャスク／容器へのオーステンパー球状黒鉛鋳鉄（ADI）の適用 (*)ADI（オーステンパー球状黒鉛鋳鉄）は、従来のダクタイル鋳鉄に比べて高い強度・靭性・耐摩耗性を持ち、使用済み核燃料容器の材料としての有望性が検討されている。この研究では、ADIの機械的特性・耐久性・安全性を評価し、核廃棄物管理における信頼性と持続可能性の向上を目的としている。ADIの導入により、容器の軽量化・長寿命化・事故時の耐衝撃性向上が期待されており、核燃料輸送・保管の安全性向上に寄与する。
Application of Automation Tools (PLC & SCADA) in Emergency Shut Down System in Nuclear Power Plant Bhumi Chaudhari, Dipesh Mistry
原子力発電所の緊急停止システムにおける自動化ツール（PLCおよびSCADA）の適用 (*)原子力発電所の緊急停止（ESD）システムにおいて、PLC（プログラマブルロジックコントローラ）とSCADA（監視制御・データ収集システム）の導入が、柔軟性・インターフェースの容易さ・コスト効率の面で有効であるとされている。ESDシステムは、事故時に施設を安全に停止させるためのフェイルセーフかつ高可用性が求められ、PLC/SCADAはその要件を満たす設計・運用が可能。設計・試験・設置・保守にわたるライフサイクル全体での安全性確保と、関係者間の連携を促進する文書化の重要性が強調されている。
Application of GRAS Tool to study performance degradation of HPGe detector due to radiation damage Mudit Mishra, Shikha Prasad
放射線損傷によるHPGe検出器の性能劣化に関する研究へのGRASツールの適用
Application of LG-SIMS to Uranium Particles Analysis for IAEA Safeguards J. Poths, L. Sangely, H. Siegmund
IAEA保障措置におけるウラン粒子分析へのLG-SIMSの適用 (*)国際原子力機関（IAEA）は、環境試料中のウラン粒子の同位体分析のために大型二次イオン質量分析装置（LG-SIMS）を導入し、保障措置の精度向上を目指している。LG-SIMSの分析技術の最適化により、従来よりも多くの情報を粒子レベルで取得可能となり、微量元素や同位体比の高精度測定が実現されている。この技術は、保障措置環境試料の粒子分析に特化しており、核物質の出所や処理履歴の追跡に貢献している。
Applying State – level Approaches to Arms Control Verification Irmgard Niemeyer, Gotthard Stein, Mona Dreicer, Clemens Listner, Cliff Chen
国家レベル概念を活用した軍備管理検証手法の検討 (*)IAEAが民生の原子力活動（核燃料サイクルなど）の保障措置で用いてきた国家レベル概念（State-Level Concept, SLC）を、軍備管理の検証に応用する枠組みが提案されている。国家の核兵器削減に向けた信頼醸成には、民生の原子力活動を含む国家全体の核関連活動の包括的理解が不可欠であるとされている。軍事・民生の区別を超えた国家単位での分析的評価が、将来の軍縮合意形成や検証制度の設計に貢献する可能性がある。
ARG-US CommBox: A Standalone Item-Based Tracking and Monitoring System H. Lee, Brian Craig, H. Tsai, Y. Liu, J. Shuler, Kevin Byrne, J. Scherer, K. Mittal
ARG-US CommBox：個別物品ベースの独立型追跡・監視システム (*)ARG-US CommBoxは、RFIDリーダーとGPS/GPRS通信モジュール（Omnitracs MCP200）を統合した携帯型ユニットで、核物質の輸送中の追跡と監視を可能にするシステム。この装置は、従来の固定型監視システムの制約を克服し、リアルタイムでの位置情報と状態監視を提供することで、安全性と透明性を向上させる。CommBoxは、DOEの輸送監視システム（TRANSCOM）との連携も可能で、高リスク物質の輸送管理における信頼性と効率性の向上に貢献する。
ARG-US Remote Area Modular Monitoring for Dry Casks and Critical Facilities H. Lee, Brian Craig, H. Tsai, Y. Liu, J. Shuler, K. Mittal
ARG-US 乾式貯蔵キャスクおよび重要施設向け遠隔地モジュール型監視 (*)ARG-US RAMMは、乾式キャスクや核燃料サイクル施設などの重要施設を対象とした拡張可能な遠隔監視システムで、無人環境でも継続的な監視が可能。このシステムは、温度・湿度・放射線・振動などのセンサーを統合し、施設の状態をリアルタイムで把握することで、安全性と保障措置の強化に貢献する。DOEの支援のもと、Argonne国立研究所が開発を進めており、核物質の長期貯蔵や廃止措置施設の監視にも対応可能な柔軟性を持つ。
Arranging Spent Fuel Verification Campaign in NPPs – Experiences in Finland Tapani Honkamaa
使用済み燃料の配置原子力発電所における検証活動 – フィンランドの経験
Assessment of Actinides Buildup Rate of Medical Isotope Production Reactor with Uranyl Nitrate Solution Fuel Susetyo Hario Putero, Sihana Sihana, E. Wijayanti, W. Rosita
硝酸ウラニル溶液燃料を用いた医療用同位元素製造炉におけるアクチニド蓄積速度の評価 (*)本研究では、低濃縮ウラン（LEU）を用いたウラニル硝酸溶液燃料の医療用同位体製造炉（AHR）におけるアクチニド生成率を、決定論的枯渇計算手法で評価している。AHRは、少量の核燃料で医療用同位体を効率的に製造できる有望な技術であり、他の方式に比べて放射性廃棄物の発生が少ない。しかし、運転中にネプツニウムやプルトニウムなどのアクチニドが生成されるため、使用済み燃料の放射毒性が増加する可能性がある。
Assessment of IAEA Safeguards Implementation at the State Level! Troubles Ahead? Michael D. Rosenthal
IAEAの国家レベル保障措置の実施評価：今後の課題とは？ (*)本論文は、IAEAが導入した国家レベル概念（State-Level Concept, SLC）に基づく保障措置の実施状況を評価し、その有効性と課題を検討している。SLCは、従来の施設単位の検証から脱却し、国家全体の核活動を包括的に評価するアプローチであり、柔軟性と効率性の向上が期待されている。しかし、透明性・一貫性・信頼性の確保に関して懸念があり、今後の実施においては国際的な合意形成と制度的整備が必要とされている。
Assessment of Space Nuclear Thermal Propulsion Facility and Capability Needs James Werner
宇宙核熱推進の実現に向けた施設・技術能力の要件と整備ニーズの評価 (*)宇宙用核熱推進（NTP）システムの開発には、高温核燃料の製造と性能実証が不可欠である。打ち上げ前に統合システムの試験を行うための施設と技術が必要とされている。過去の研究を踏まえ、必要な施設と能力の概要と今後の検討すべき有望なコンセプトが提示されている。
Authenticating Nuclear Warheads With High Condence Alexander Glaser, Boaz Barak, Robert J. Goldston, Sebastien Philippe, Moritz Kutt
高信頼性で核弾頭の真正性を認証するための検証手法の評価 (*)核弾頭の真正性を高い信頼性で確認するための検証手法（特に放射線測定）を提案・評価している。偽陽性（誤って本物と認定）や偽陰性（誤って偽物と認定）のリスクを最小化することに重点を置いている。将来的な軍縮条約において、大量の弾頭の検証が必要になる可能性を踏まえ、実用的かつ信頼性の高い認証技術の必要性を論じている。
AUTOMATIC DETECTION OF ABNORMAL EVENT USING SMART VIDEO SURVEILLANCE SYSTEM IN A NUCLEAR POWER PLANT Dr. Pratik Shah, Gaurav Kumar Singh, Swapnil Patil
原子力発電所におけるスマートビデオ監視システムを用いた異常事象の自動検知
Background contributions of NRF-based nondestructive assay for spent nuclear fuel Toshiyuki Shizuma, Ryoichi Hajima, Michio Seya, Christopher Angell, Futoshi Minato
使用済み核燃料に対する核共鳴蛍光（NRF）法による非破壊検査における背景放射線の影響評価
Balancing Nuclear Energy Cooperation with Nuclear Nonproliferation: Situating the US – ROK Relationship in a Broader Perspective Unknown Author
核エネルギー協力と核不拡散の両立：米韓関係を国際的視点で捉える試み (*)米韓（US–ROK）間の核エネルギー協力は、非拡散政策とのバランスを取る必要がある複雑な課題である。特に、使用済み核燃料の再処理やウラン濃縮技術の導入といった高度な核燃料サイクル技術が、非拡散政策に与える影響が議論されている。両国の協力は、地域的・国際的な安全保障、経済、技術政策に広く関係しており、信頼醸成と透明性が今後の枠組み構築に不可欠である。
Balancing Science and Technology to Advance Nuclear Security Wendin D. Smith
核セキュリティ強化に向けた科学と技術の戦略的融合（科学・技術・脅威対応・政策連携） (*)核セキュリティの脅威が多様化・高度化する中で、科学技術の進展が新たな対応手段を提供している。特に、非国家主体による脅威に対して、技術的手法（検知・抑止・緩和）が政策と連携して活用されるべきである。科学と技術のバランスを取ることで、核セキュリティの実効性と持続可能性を高める戦略が提案されている。
Characterization of Cerium(III) Bromide Scintillation Detector as Compared to Sodium Iodide John Mattingly, Kelsey A. Reamer, Kalene M. Hanson
End(3) 臭化セリウム(III)シンチレーション検出器とヨウ化ナトリウムとの比較評価
Characterization of Commercial Lithium Zinc Sulfide and Boron Coated Straw Detectors as Helium – 3 Alternatives for Nuclear Safeguards and Security Alex Okowita, Alex Enders
市販のリチウム亜鉛硫化物とHe3代替用ホウ素被覆ストロー検出器の特性評価 – 核保障措置とセキュリティのための3つの代替手段
CHINESE REPROCESSING AND NUCLEAR SECURITY ISSUES Hui Zhang
中国の再処理政策と核セキュリティの課題（再処理・商業化・規制・リスク） (*)中国は民生用使用済み核燃料の再処理を進めており、将来的に大規模な商業再処理施設の建設を計画している。現在の再処理施設のセキュリティ体制と規制を評価し、商業化に伴う新たな核セキュリティ上のリスクを分析している。核物質の不正取得や拡散を防ぐために、中国の再処理施設におけるセキュリティ強化策が提案されている。
Comparative Analysis of 3S Curriculum Nicholas Quintero, Steve Gerlt, Manit Shah, Robert Zedric, Zaid AI-Taher
3Sカリキュラムの比較分析
Comparison of analysis results of SNM measurements by means of device implemented automatic analysis routines, FRAM and MGA/MGAU Monika Risse, Hermann Friedrich, T. Koble, W. Berky, W. Rosenstock, Olaf Schumann
装置に実装された自動分析ルーチン、FRAM、およびMGA/MGAUを用いたSNM測定の分析結果の比較
Comparison of NORM Surrogate with Bulk NORM for Detector Characterization Sean Branney, Jason Wilson, Peter J. Chiaro
放射線検出器評価におけるNORM代替試料と実物NORMの比較　（代替試料・自然放射線・検出器性能・標準化） (*)放射線検出器の性能評価において、NORM（自然起源放射性物質）代替試料と実際のバルクNORM（例：肥料、ジルコン砂、塩化カリウムなど）との比較が行われた。この研究は、検出器の標準化試験における代替試料の有効性と限界を明らかにすることを目的としている。結果は、代替NORMが一部の用途で有効である一方、実際のバルクNORMとの放射線特性の違いが検出器の応答に影響を与える可能性を示している。
Comparison of Piezoelectric Transformer Neutron Generators and Existing Technologies E. A. Baxter, G. E. Dale
圧電トランス型中性子源と既存技術の比較評価（小型化・安全性・応用分野・性能比較） (*)圧電トランス方式の中性子発生装置は、従来の放射性同位体源（AmBe、PuBe）や電子加速型中性子源（D-D、D-T）に代わる小型・安全・低コストな選択肢として注目されている。本研究では、圧電トランス型中性子源の設計・性能を既存技術と比較し、特に油井検査や違法物質検出などの応用分野での有効性を評価している。初期の実験結果は、圧電方式が一定の中性子出力を達成できることを示しており、将来的な実用化の可能性がある。
COMPETENCIES, EDUCATION AND TRAINING FOR SSACS: TOWARDS DEVELOPING A NATIONAL TRAINING AND EDUCATION FRAMEWORK J. M. Crete, Susan E. Pickett, Jean – Maurice Crete, Anna Weichselbraun
国家保障措置制度のための教育・訓練と能力開発の枠組み構築（人材育成・技術訓練・組織能力・制度設計） (*)IAEA保障措置の実施能力を高めるためには、国家レベルでの教育・訓練体制の整備が不可欠である。現行の多くのプログラムは個人の技術的能力（例：非破壊検査、品質保証）に焦点を当てているが、組織的能力の育成も重要視されている。本論文では、国家的な教育・訓練枠組みの構築に向けた課題と方向性が提案されている 。
Comprehensive Performance Analysis of Large Volume Twin Cell Heat- Flow Calorimeters for Tritium Assay C. Knott, A. Provenzano, A. S. A. Roffey
トリチウム測定用大容量二重セル熱流カロリメーターの性能評価（熱測定・精度・環境影響・装置設計） (*)英国AWEが5年間にわたり、大容量・二重セル型熱流カロリメーターを用いてトリチウム試料の測定性能を評価した。電気校正試料とトリチウム含有試料を用いた測定結果から、検出限界・精度・環境影響・回復時間などの性能指標が分析された。カロリメーターは設計要件を上回る性能を示し、安全性・効率性・操作性の面でも優れていることが確認された。
Conceptual Design of Hybrid Nuclear Material Accounting Instrument for U/TRU Ingot of Pyroprocessing Ho Dong Kim, Seong-Kyu Ahn, Spencer Menlove, Se-Hwan Park, Hee Seo, Byung-Hee Won, Seung Kyu Lee
乾式処理U/TRUインゴット用ハイブリッド核物質計量装置の概念設計
CONDUCTING ACQUISITION PATH ANALYSIS FOR DEVELOPING A STATE – LEVEL SAFEGUARDS APPROACH Therese Renis, Yury Yudin
国家別保障措置設計のための核物質取得経路分析の実施（盗取リスク・技術経路・保障措置・リスク評価） (*)核兵器や核爆発装置の開発に向けて、国家が核物質を取得する可能性のあるすべての技術的経路（アクイジション・パス）を特定・評価することが目的。各経路は、宣言された核施設からの核物質の逸脱や未申告活動など、複数のステップで構成される。この分析結果は、国家ごとの保障措置アプローチを設計する際の技術的目標設定と、適用すべき保障措置手段の選定に活用される。
Consequences of Nuclear Material Container Spills – Worker Risk Jonathan G. Teague
核物質容器からの流出の影響 – 作業員リスク
Consideration on the Regulation of PR/PP Na Young Lee, Hosik Yoo, Hyungmin Seo, Moon Sung Koh, Jaejin Lee, Jeonghoon Lee
PR/PP規制に関する考察
Contamination of Zirconium Metal by Cadmium Dissolved in Molten LiCI-KCI Salt Nick Earle
溶融LiCl-KCl塩に溶解したカドミウムによるジルコニウム金属の汚染
Conversion Options for Iran’s IR-40 Reactor with Reduced Plutonium Production Ali Ahmad, Frank von Hippel, Alexander Glaser
プルトニウム生産量を削減したイランのIR-40原子炉転換オプション
Corrections on Point Model Equations in Spherical and Hemispherical Shell Weapons-Grade Plutonium Mass Assay with Neutron Multiplicity Counting Liu Xiaobo, Bai zhongxiong, Chen Ligao, Xie Qilin
球形および半球形殻兵器級プルトニウム質量分析における点モデル方程式の修正（中性子同時計数法）
Correlation Technique for High Sensitivity Detection of 239Pu Rollin Evans
239Pu高感度検出のための相関解析技術の応用　（微量検出・相関解析・背景識別・検出限界） (*)本研究では、相関変動法（Correlated Variation Method）を用いて、239Puの微量検出感度を向上させる手法を検討している。背景放射線は時間的・空間的に無相関であるのに対し、239Puからの信号は複数検出器間で相関を持つことを利用して識別精度を高める。この手法は、従来の検出限界（Currie limit）を下回るレベルでの検出を可能にする可能性が示されている。
Current Nuclear Security Education Initiatives in South Africa James Larkin, Christopher Hobbs
南アフリカにおける核セキュリティ教育の現状
Current Status of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Progress towards Decommissioning Naoya Hirabayashi, Kogo Kimura, Akira Takagi
福島第一原子力発電所の現状と廃止措置に向けた進捗状況
Cyber Security Program for Facilities regulated by the U.S. Nuclear Regulatory Commission Joseph Rivers, Stella Opara
米国原子力規制委員会（NRC）の規制対象施設向けサイバーセキュリティプログラム
Cyber-Attack Analysis of a School Computer Network Akinjide A. Akinola, Abiodun Ayodeji
End(4) 学校コンピュータネットワークへのサイバー攻撃分析
Degradation of Concrete Structures in Used Nuclear Fuel Dry Cask Storage Systems O. K. Chopra, D. Diercks, David Ma
使用済み核燃料乾式キャスク貯蔵システムにおけるコンクリート構造物の劣化
DELAYED GAMMA – RAY SPECTROSCOPY WITH LANTHANUM BROMIDE DETECTOR FOR NON – DESCTRUCTIVE ASSAY OF NUCLEAR MATERIAL Jonathan L. Thran, A. W. Hunt, Metodi lliev, Bernard Ludewigt, KiriI D. lanakiev, Andrea Favalli, Vladimir Mozin, Edward T. E. Reedy
臭化ランタン検出器を用いた遅延ガンマ線分光法による核物質の非破壊分析
Design and Implementation of 10B + 3He Integrated Continuous Monitor (BHCM) to Holdup Monitoring in Glove Boxes Yasunobu Mukai, Hironobu Nakamura, Adrienne M. LaFleur, Johnna B. Marlow, Howard O. Menlove, Martyn Swinhoe
グローブボックス内滞留量監視のための10B + 3He統合連続モニター（BHCM）の設計と実装
Design and Implementation of 10B + 3He Integrated Continuous Monitor (BHCM) to Holdup Monitoring in Glove Boxes Martyn T. Swinhoe, Yasunobu Mukai, Hironobu Nakamura, Johnna B. Marlow, Tsutomu Kurita, Adrienne M. Lafleur, Howard O. Menlove
グローブボックス内対有料滞留量監視のための10B + 3He統合連続モニター（BHCM）の設計と実装
Design and Installation of Integrated Security Equipment Control System (ISECS) at International Nuclear Nonproliferation and Security Academy Woo Jin Kim
国際核不拡散・安全保障アカデミーにおける統合セキュリティ機器制御システム（ISECS）の設計と設置 (*)韓国の核不拡散・管理機関（KINAC）は、物理的防護システムの教育・訓練用「テストベッド」を2009～2013年に運用。その成果を基に、国際核不拡散・安全保障アカデミー（INSA）を設立し、最新技術を反映した統合セキュリティ機器制御システム（ISECS）を導入。ISECSは、将来の原子力発電所における高度な中央警報ステーション（CAS）設計の参考モデルとなることを目指している。
Design and use of an unattended measurement and surveillance station in the product store of a large reprocessing plant P. Peerani, L. Dechamp, P. Richir, S. Synetos, Pascal Dransart, L. Pierssens, N. Edmonds, K. Benn
大規模再処理工場の製品保管庫における無人計測監視ステーションの設計と運用 (*)英国セラフィールド再処理施設では、プルトニウム製品缶の一時保管と移送の効率化のため、無人測定・監視ステーション（UMSS）を導入。このシステムは、DG Energy（欧州委員会エネルギー総局）の査察官が立ち会うキャンペーン移送時に、手動操作を最小限に抑えることを目的として設計。測定・監視機能を統合し、核物質の連続的な監視と保障措置の信頼性向上を実現している。
Design of a New Passive Neutron Multiplication Counter to Improve Safeguards Verification of WER-440 Fuel Assemblies Howard O. Menlove, Daniela Henzlova, Adrienne M. Lafleur, Michael C. Browne, Colin Carroll
WER-440燃料集合体の保障措置検証を向上させるための新型パッシブ中性子増倍計の設計
Design of Handheld Stilbene System for Neutron Detection in a High-Gamma Field S. D. Clarke, Sara A. Pozzi, Mark M. Bourne, Andreas Enqvist, N. Zaitseva, S. Payne
高ガンマ線場おける中性子検出のための携帯型スチルベンシステムの設計 (*)高ガンマ線環境下で中性子を識別するため、スチルベン有機結晶を用いたハンドヘルド検出器（FS-3システム）が設計・実験された。スチルベンは優れたパルス形状識別（PSD）性能を持ち、ガンマ線と中性子の区別が可能。実験では、中性子とガンマ線の時間相関やエネルギー分布を測定し、シミュレーションとの比較により検出器の性能を評価した。
DESIGN, DEVELOPMENT AND TESTING OF AN AUTOMATED MEASUREMENT SYSTEM FOR THE ASSAY OF PLUTONIUM IN 3013 CONTAINERS E. Ray Martin, J.A.Mason, Kevin J. Burke, Marc R. Looman, Adam J. Poundall, Tom M. B. Jennings, Graeme H. Wood
3013容器内のプルトニウム分析のための自動測定システムの設計、開発、試験
Detection of Shielded Special Nuclear Material Using High Energy Gamma Ray Transmission Imaging and Cherenkov Detectors Anna Erickson, Paul B. Rose Jr, Richard Lanza, Buckley O’Day
高エネルギーガンマ線透過イメージングおよびチェレンコフ検出器を用いた遮蔽された特殊核物質の検出
Determination of Pyroprocessing Cathode Processor Failure Modes and Integration Into a Signature-Based Safeguards (SBS) Framework Philip L. Lafreniere, Robert O. Hoover
パイロプロセス陰極処理装置の故障モードの特定とシグネチャーベース保障措置（SBS）枠組みへの統合
Determining the Benefits of Nuclear Material and Arms Control on Nuclear Security Claudio Gariazzo
核物質管理および軍備管理が核セキュリティにもたらす効果の検証 (*)核物質管理や軍備管理の合意は、国家間の信頼構築と核兵器使用の抑止、核物質の安全確保を目的としている。テキサスA&M大学のNSSPI（Nuclear Security and Science Policy Institute）は、こうした合意が核セキュリティに与える影響を定量的に評価。二国間の管理体制において、最大限の信頼・透明性・整合性を達成することで、グローバルな核セキュリティの向上が可能になると示唆している。
Developing a Unique Identification Method for Used Fuel Storage Casks Eric B. Rauch, Scott DeMuth
使用済み燃料貯蔵キャスクの固有識別方法の開発
Development and Demonstration of a Pu NDA System using ZnS/10B203 Ceramic Scintillator Detectors Kazuhiko Soyama, Akira Ohzu, Tatsuya Nakamura, Kaoru Sakasai, Hironobu Nakamura, M. Seya, Tsutomu Kurita, Nozomi Kobayashi
ZnS/10B203セラミックシンチレータ検出器を用いたプルトニウム非破壊検査（NDA）システムの開発と実証
Development and Implementation of Policies and Strategies for Radioactive Waste& DSRS Management -National Experience – Implementation R. Paci
放射性廃棄物および使用済密封放射線源（DSRS）管理のための政策と戦略の策定・実施 ― 国家の経験と実践 ―（一時保管・最終処分、国際支援、持続可能な管理体制） (*)放射性廃棄物および使用済密封放射線源（DSRS）の安全な管理のため、各国は国家政策と戦略の策定・実施を進めている。これには、技術的手段・財政資源を活用した一時保管・最終処分の枠組みの整備が含まれる。国際的な支援や経験の共有を通じて、環境保護と人間の健康を守る持続可能な管理体制の構築が目指されている 。
Development of a Ceramic Seal Handheld Reader and Fluorescent Seal Coatings Dan Krementz
改ざん検知型セラミック封印と専用携帯リーダーの開発 ― 蛍光コーティングによる視認性とセキュリティ強化 ―（保障措置、封印検証、暗号化・認証） (*)サバンナ・リバー国立研究所（SRNL）とサンディア国立研究所（SNL）は、軍備管理や国際保障措置向けに改ざん検知機能を持つ「セラミックシール」を共同開発。このシールは、蛍光コーティングにより視認性を高め、専用のハンドヘルドリーダーで状態（改ざんの有無など）を確認可能。今後は、データ暗号化や認証機能の追加により、セキュリティ性能の向上が期待されている。
DEVELOPMENT OF A LABR3 SCINTILLATION DETECTOR SYSTEM FOR NEUTRON RESONANCE DENSITOMETRY (NRD) Michio Seya, Masatoshi Kureta, Hideo Harada, Fumito Kitatani, Mitsuo Koizumi, Harufumi Tsuchiya, Hideki limura, Atsushi Kimura, Peter Schillebeeckx
中性子共鳴濃度測定（NRD）用ランタンブロマイド（LaBr₃）シンチレーション検出器システムの開発 (*)LaBr₃シンチレーション検出器システム：この検出器は、ランタンブロマイド（LaBr₃）結晶を用いた高性能ガンマ線検出器で、中性子共鳴密度測定（NRD）において、中性子捕捉反応で放出されるガンマ線を高精度で観測するために設計されている。特に、高放射線環境下でも高速・高分解能で測定可能な特性を持ち、500kイベント/秒のデータ取得能力を持つ新型の多チャンネルデータ収集システムと組み合わせて運用される。
Development of a MCNP Library in Support of a Broad-Area Search Detection System Samuel Willmon, Hannah Hale, Howard L. Hall
広域探索検知システムを支援するMCNPライブラリの開発
Development of a Semi-Autonomous Aerial Radiation Detection System Matthew Thornbury, Samuel Willmon, Howard L. Hall
半自律型航空放射線検知システムの開発
Development of a Whole Container Seal Chris Pickett, Brad Stinson, Nathan Rowe, Mike Kuhn
End(5) コンテナ全体シールの開発ー大型容器の保障措置強化に向けた封印機能付きボルトの開発ー（改ざん防止、査察対応、保障措置技術） (*)JRC-Ispra（欧州委員会共同研究センター）は、大型容器の保障措置強化のために「封印機能付きボルト（Sealing-Bolt）」の開発を進めている。このボルトは、通常の締結ボルトの代わりに使用され、査察官の承認なしには取り外し・改ざんができない設計。多要素容器（Multi-element Bottles）などの使用を想定し、保障措置の信頼性向上と改ざん防止を目的としている。
Development of Neutron Resonance Densitometry H. Harada, H. Tsuchiya, J. Takamine, H. limura, M. Seya, P Schillebeeckx, B. Becker, S. Kopecky, K. Kauwenberghs, A. Moens, W. Mondelaers, A. Kimura
中性子共鳴濃度測定法の開発
Development of Safeguards Technology for Pyroprocessing Facility in ROK Ho-Dong Kim, Dae-Yong Song, Seong-Kyu Ahn, Bo-Young Han, Se-Hwan Park, Hee Seo, Byung-Hee Won
韓国のパイロプロセス施設向け保障措置技術の開発
Development status of nondestructive assay systems based on nuclear resonance fluorescence R. Hajima, T. Shizuma, M. Seya, Christopher T. Angell
核共鳴蛍光に基づく非破壊分析システムの開発状況
DEVIATIONS FROM DEPARTMENT OF ENERGY DIRECTIVES TO ACCOMMODATE UNIQUE CIRCUMSTANCES Richard L. Donovan
米国エネルギー省指針の柔軟な運用 ― 現場の特殊事情に対応するための例外措置とリスク管理 ―（保障措置、例外承認、現場対応） (*)米国エネルギー省（DOE）は、核物質や機密情報などの国家資産を保護するために厳格なセキュリティ指針を定めている。しかし、研究施設や旧施設の廃止作業など、現場の特殊事情により、指針の厳密な適用が困難なケースが存在する。そのため、DOEはリスクを評価したうえで、代替手段や例外措置を認める制度を整備しており、実例とその承認プロセスが紹介されている。
DIRECT CANNING EU MATERIALS SUPPORTING THE 9212 TRANSITION AND URANIUM PROCESSING FACILITY (UPF) AT THE Y-12 NATIONAL SECURITY COMPLEX Jeniece May
Y-12国家安全保障施設における旧ウラン処理施設からの移行支援としての高濃縮ウランの直接缶詰処理の実施　（高濃縮ウラン、施設近代化、保障措置対応） (*)米国エネルギー省（DOE）傘下のY-12国家安全保障施設では、旧式のウラン処理施設（9212）から新設のウラン処理施設（UPF）への移行が進められている。この移行に伴い、保管中の高濃縮ウラン（EU）を「直接缶詰（Direct Canning）」方式で処理し、長期保管や移送に適した形にする作業が実施されている。この方法は、施設の安全性向上、作業効率化、保障措置対応の強化を目的としており、国家核安全保障局（NNSA）の近代化計画の一環である。
Dose Rate Analysis Capability for Actual Spent Fuel Transportation Cask Contents Douglas E. Peplow, Georgeta Radulescu
使用済み燃料輸送キャスク内容物の線量率分析機能
EFFECTIVE THERMAL CONDUCTIVITY BASED ON METHODS FOR CALCULATING PEAK CLADDING TEMPERATURES OF SPENT FUEL ASSEMBLY IN  CHANG-VEAL BAEG, Hyungjin Kim
使用済み燃料集合体の被覆管ピーク温度算出方法に基づく有効熱伝導率
ENABLING GREATER RELIABILITY IN DATABASE INFORMATION THROUGH UTILIZATION OF A SPENT REACTOR FUEL NUCLEAR FORENSIC INVERSE ANALYSIS Matthew R. Sternat
使用済燃料の核鑑識逆解析によるデータベース情報の信頼性向上　（逆解析、核鑑識、保障措置データ品質） (*)使用済燃料に関するデータベースは、保守的な推定や不完全な記録により、信頼性や一貫性に課題を抱えている。本研究では、核鑑識の「逆解析（inverse analysis）」手法を用いて、実測データから燃料の履歴や特性を推定し、データベースの精度を向上させる方法を提案。この手法により、保障措置や核セキュリティにおける意思決定の信頼性が高まることが期待されている。
ENRICHMENT METER MEASUREMENTS WITH FALCON 5000 A. Bosko, S. Stanfield
alcon 5000を用いたウラン濃縮度測定の検証 ― 高純度ゲルマニウム検出器とMGAU法による非破壊分析 ―（携帯型検出器、エンリッチメントメーター、非破壊測定） (*)Falcon 5000は、機械冷却型高純度ゲルマニウム（HPGe）検出器を搭載した携帯型放射性核種識別装置（RID）である。本研究では、MGAU（Multi-Group Analysis for Uranium）法と組み合わせて、ウランの濃縮度を非破壊で測定する「エンリッチメントメーター」機能を検証。タングステン製コリメータを用いて測定幾何を安定化させ、入力カウント率を最大化する設計が採用されている。
ESARDA Contributions to IAEA’s State Level Concept Irmgard Niemeyer, K. van der Meer, F. Sevini
IAEAの国家レベル保障措置構想（SLC）へのESARDAの貢献　（国別評価、統合保障措置、技術支援） (*)IAEAは、従来の施設単位の保障措置から、国家全体を対象とする「State-Level Concept（SLC）」へと移行を進めている。ESARDA（欧州保障措置研究開発協会）は、SLCの実装に向けて、評価手法、情報分析、技術支援などの面で貢献している。特に、国家評価（State-Level Approach）と年次実施計画（AIP）を統合した保障措置設計の高度化に寄与している。
Establishing and Advancing Electronic Nuclear Material Accounting Capabilities A Canadian Perspective Jennifer Sample
電子的核物質管理能力の構築と発展 ― カナダの制度的取り組みと国際協力の視点から ―（電子報告、保障措置、制度近代化） (*)カナダ原子力安全委員会（CNSC）は、IAEAとの保障措置協定および二国間協定に基づき、核物質の在庫と移動を電子的に追跡・報告する責任を負っている。電子報告システムの導入により、施設側の報告負担が軽減され、データの正確性・即時性・透明性が向上。カナダの経験は、他国の核物質管理制度の近代化に向けた参考モデルとして位置づけられている。
Establishment of a Nuclear Forensics Support System in the Republic of Korea Lee Seungmin, Yim Ho-Bin, Kim Kyungmin, Hong Yunjeong, Kim Jae-kwang
大韓民国における核鑑識支援システムの構築
Estimation of the Elemental Composition of Low-Z Neutron-attenuating Materials Using Scintillator Pulse-height Data S. A. Pozzi, C. C. Lawrence
シンチレーター波高データを用いた低Z中性子減衰物質の元素組成の推定
EURATOM: a regional system within the international regime of nuclear nonproliferation C. Koutso yannopoulos, P. Szymanski
EURATOM：核不拡散の国際レジームにおける地域システム
Evaluating the BN-800 as a Reactor-Based Option for Plutonium Disposition Friederike Fries, Matthias Englert, Moritz Kutt
プルトニウム処分のための原子炉ベースの選択肢としてのBN-800の評価
EVALUATION OF HYBRID K – EDGE DENSITOMETER FOR SAFEGUARDING PYROPROCESSING ACTIVITIES Shaheen A. Dewji, Robert D. McElroy, G. Spencer Mickum, Nolan Hertel
乾式処理活動の保障措置のためのハイブリッドKエッジ濃度計の評価
Evaluation of Hybrid K-edge Densitometry for Pyroprocessing Material Assay Steven E. Skutnik, Steven E. Skutnik, Matthew T. Cook, Matthew T. Cook
乾式処理物質分析のためのハイブリッドKエッジ濃度計の評価
EVALUATION OF RADIOACTIVE HAZARDS FROM A SCRAP METAL DUMP SITE IN KUJE AREA COUNCIL, ABUJA, NIGERIA Stephen O. A. Dahunsi, Jafaru M. Egieya ナイジェリア・Kuje地区スクラップ金属集積場における放射線リスクの評価　（未管理放射性源、環境汚染、在庫管理・監視）
ナイジェリア・Kuje地区スクラップ金属集積場における放射線リスクの評価　（未管理放射性源、環境汚染、在庫管理・監視） (*)ナイジェリア・アブジャのKuje地区にあるスクラップ金属集積場では、放棄された放射性物質が混入している可能性があり、放射線リスクが懸念されている。特に、再利用可能な金属に紛れた未管理の放射性源が、環境汚染や人体への影響を引き起こすリスクがある。この研究は、在庫管理・セキュリティ・規制強化の必要性を訴え、放射性廃棄物の安全な取り扱いと監視体制の構築を提案している。
Evolution of Safeguards-An Information-driven Approach to Acquisition Path Analysis Joseph F. Pilat, Kory Budlong Sylvester, Clemens Listner, Chantell L. Murphy
保障措置の進化 ― 情報主導型による取得経路分析手法の構築と応用（国家レベル保障措置、取得経路、情報分析）
Evolution of Safeguards -What can formal Acquisition Path Analysis contribute? Irmgard Niemeyer, Clemens Listner, Gotthard Stein, Chantell L. Murphy, Arnold Rezniczek, Morton J. Canty
End(6) 保障措置の進化 ― 形式的な取得経路分析がもたらす貢献とは
（取得経路分析、国家レベル概念、保障措置設計）
Exact Propagation of Variance and Confidence Interval Calculations R. Venkataraman, T. Burr, Stephen Croft, J. M. Kirkpatrick, K. D. Jarman
分散と信頼区間の厳密な伝播計算手法（提案と非破壊測定への応用） (*)従来の「分散の伝播（PoV）」手法は、測定モデルの一次テイラー展開に基づく近似であり、精度の検証がされないまま広く使用されている。本論文では、近似に頼らず分散と信頼区間の厳密な伝播を行う新手法を提案し、精度向上と誤差評価の信頼性を確保。提案手法は、核物質の非破壊測定（NDA）における不確かさ評価に適用され、実用性と改善効果を示す事例が紹介されている。著者らは、厳密な数値的手法を用いて、信頼区間の計算精度を向上させることで、核物質の在庫差（Inventory Difference）や材料バランス評価の信頼性を高めることを目指している。
Examining Impacts, Challenges and Next Steps for Nuclear Nonproliferation and the Cyber Environment Kevin Whattam, Zoe Gastelum, N. O. Cramer, K. Conklin
核不拡散とサイバー環境への影響、課題、そして今後の方向性の検討
Expectations for Safeguards Effectiveness and Efficiency under the IAEA State – Level Concept Dunbar Lockwood, J. Stephen Adams, Ph.D., Mark W. Goodman, PhD.
IAEAの国家レベル概念における保障措置の有効性と効率性への期待
Experience of Bosnia and Herzegovina with an Interregional Approach of Improving the Cradle-to-Grave Control of Sealed Radioactive Sources Armin Lagumdzija, Monika Kinker
ボスニア・ヘルツェゴビナにおける地域間アプローチによる密封放射性源のゆりかごから墓場までの管理改善の経験
Experiences in the New Nuclear Security Regulatory Framework in Hungary Zs. Stefanka, A. Vincze, J. Safar, K. Horvath
ハンガリーにおける新たな核セキュリティ規制枠組みの経験
Experiments and Simulations of Correlated, Prompt Emissions in Cf – 252 S. D. Clarke, S. A. Pozzi, B. Wieger, Andreas Enqvist, P. Talou, I. Stetcu, S. Ward, E.W. Larsen
Cf-252における即発中性子の相関放出の実験とシミュレーション（保障措置への応用） (*)Cf-252の自発核分裂により放出される即発中性子の角度・エネルギー相関を、液体シンチレータを用いて詳細に測定。実験結果は、MCNPX-PoliMiなどのモンテカルロシミュレーションと比較され、イベント単位の相関性を検証。測定された相関データは、核物質の識別・保障措置における新しいシグネチャーの開発に貢献。
Experiments and Simulations of Correlated, Prompt Emissions in Cf-252 S. A. Pozzi, S. D. Clarke, E.W. Larsen, M. Flaska, A. Enqvist, B. Wieger, M. J. Marcath, S. Ward, R. Vogt, J. Randrup, P. Talou, T. Kawano, I. Stetcu, E. Padovani
Cf-252における即発放出中性子・ガンマ線の相関測定とシミュレーション（核物質識別への応用） (*)Cf-252の自発核分裂に伴う即発中性子とガンマ線の相関放出を、実験とシミュレーションで詳細に解析。新型検出器アレイ「FS-3」により、粒子のエネルギー・多重度・角度の相関をイベント単位で測定。得られたデータは、核物質の識別・保障措置に用いられる物理モデル（CGMF, FREYA）の検証と改良に活用される。
Exploring Quantitative Framework to Evaluate State-level Nuclear Transparency Jeemin Ha, Man-Sung Yim, Hyeon Seok Park, Sung Yoon Park
国家レベルの核透明性を評価するための定量的枠組みの探究
Exploring the Conditions for Global Nuclear Disarmament Bryan L. Fearey, Alicia L. Swift
世界的な核軍縮の条件の探究
Exploring the impact of nuclear data uncertainties in ultra-high resolution gamma spectroscopy for isotopic analysis using approximate Bayesian computation T. Burr, A. Hoover, M. Rabin, Stephen Croft
近似ベイズ計算による核データ不確かさの影響評価と超高分解能ガンマ分光法による同位体分析 (*)超高分解能ガンマ線分光法（TESマイクロカロリメータ）を用いた核種分析において、核データ（分岐比・半減期など）の不確かさが結果に与える影響を評価。近似ベイズ計算（ABC）を用いて、核データの不確かさを統計的に扱い、信頼性の高い同位体比推定を実現。この手法は、従来のHPGe検出器よりも高精度な非破壊分析を可能にし、保障措置や核鑑識への応用が期待される。
Export Control and the Nuclear Business World Sandro Zero
輸出管理と原子力ビジネスの世界ービジネスにおける輸出管理制度の影響と課題（企業視点からの実務的考察）ー (*)論文は、国際的な核輸出管理制度が民間核産業に与える影響を、企業（AREVA）の視点から実務的に分析。輸出管理は、核不拡散の安全保障目的と、商業契約の実行可能性との間でバランスを取る必要があると指摘。特に、技術移転・契約履行・ライセンス取得の遅延が、国際競争力に影響を与える課題として挙げられている。
Extension of the Incident Flux Response Expansion Method for Radiation Detection Modeling Dingkang Zhang, Farzad Rahnema
放射線検出モデリングのための入射フラックス応答展開法の拡張
Feasibility of a Compton Suppression System for the X-ray Fluorescence (XRF) Ho-Dong Kim, Se-Hwan Park, Hee Seo, Seung Kyu Lee, Byung Hee Won
蛍光X線分析（XRF）用コンプトン抑制システムの実現可能性
FEASIBILITY OF DIRECT DISPOSAL OF DUAL-PURPOSE CANISTERS FROM A CRITICALITY PERSPECTIVE* John M. Scaglione, Kaushik Banerjee
臨界性の観点から見た二重目的キャニスターの直接処分の実現可能性* (*)米国で使用済燃料を収納するデュアルパーパスキャニスター（DPC）の直接処分について、臨界安全性の観点から技術的な実現可能性を評価。長期処分期間中に起こり得る構造劣化・水浸入・中性子吸収材の腐食などのシナリオを想定し、臨界性のリスクを解析。実際の燃料装荷データを用いた“as-loaded”解析や、SCALEコードによる燃焼・臨界計算を通じて、処分時の安全性を検証。
Feasibility Study on the Use of On – line Multivariate Statistical Process Control for Safeguards Applications in Natural Uranium Conversion Plants Jennifer L. Ladd – Lively
天然ウラン転換プラントにおける保障措置へのオンライン多変量統計プロセス制御の利用に関する実現可能性調査
Field Testing with Unattended Environmental Sampling Devices Lindsay T. Sexton, Daniel Radford, Timothy Riley, Matthew Wellons, Jessica White – Horton, Paula Cable – Dunlap
無人環境サンプリング装置を用いたフィールド試験
Final Design of a Mobile Pit Verification System Jessica N. Paul, Michael R. Chin, Ce Yi
移動式ピット検証システムの最終設計（兵器用核物質の受動検出による非破壊検証） (*)本研究は、兵器用核物質（SNM）を収納した“ピット”の存在と特性を、移動式・非破壊・受動検出によって迅速に検証するシステム（MPVS）の最終設計を示す。モンテカルロ法と決定論的手法による放射線漏洩解析を用いて、ガンマ線・中性子の検出効率と識別精度を最適化。設計されたMPVSは、2mphで走行する車両に搭載され、棚に保管された兵器ピットを“ドライブバイ”方式で検証できることを実証。
Final Staff Assessment of Chemical Security at Facilities Regulated by the Nuclear Regulatory Commission Joseph Rivers, Larry Harris, Rebecca Stone
原子力規制委員会（NRC）規制対象施設における化学セキュリティに関する最終スタッフ評価
Fissile Material Controls in the Middle East Steps Toward a Middle-East Nuclear-Weapon-Free Zone Frank Von Hippel, Alexander Glaser, Zia Mian, Seyed Mousavian
中東における核分裂性物質管理と核兵器禁止地帯へのステップ（地域的信頼醸成と検証体制の提案） (*)本論文は、中東地域における核兵器禁止地帯（NWFZ）の実現に向けた初期ステップとして、核分裂性物質の管理強化を提案。提案には、プルトニウムの分離禁止、HEUの使用制限、国営濃縮施設の廃止などが含まれ、イスラエルを含む地域全体の信頼醸成を目指す。さらに、地域的な検証・監視体制の構築を通じて、秘密裏の核兵器開発を防止し、将来的なNWFZの制度的基盤を整備する。
Five Challenging Decades of IAEA Safeguards Olli Heinonen
End(7) IAEA保障措置の困難な50年間 (*)本論文は、IAEA保障措置制度の50年の進化を振り返り、核不拡散体制の中で果たしてきた役割と課題を分析。特に、NPT体制下での信頼性確保、未申告活動の検出能力強化、技術的・政治的対応力の向上が焦点。今後の保障措置の信頼性維持には、技術革新と加盟国の政治的意思の両立が不可欠であると提言されている。
Formation of Surface Oxides on the Superalloy MAR-M-247 as a Function of Heat Treatment Parameters Daniel P. Kramer, Thomas N. Wittberg, Christofer E. Whiting
熱処理パラメータの関数としての超合金MAR-M-247における表面酸化物の形成
FROM AGREEMENT TO COMPLIANCE: BUILDING CONFIDENCE IN THE NUCLEAR SECURITY REGIME Jonathan D. Herbach
核セキュリティ体制における合意から履行へ―制度への信頼構築に向けた現実的アプローチ (*)本論文は、核セキュリティに関する国際合意から、実際の履行（コンプライアンス）へと移行するための信頼醸成策を検討。国家の機微に配慮しつつ、実効性のある検証・報告・情報共有の枠組みを構築するための現実的な手段を提示。核セキュリティサミット（NSS）での議論を踏まえ、国家間の協力と透明性の向上が制度の信頼性向上に不可欠であると強調。
Fundamental Considerations in Uncertainty Analysis for NDA Measurements R. Venkataraman, T. Burr, Stephen Croft, J. M. Kirkpatrick, M. Soriano
NDA測定における不確かさ分析の基礎的考察
Gamma Spectroscopy Systems for Versatile In-Situ Counting Sarah Sarnoski
汎用的な原位置計数のためのガンマ線分光システム
Gamma Spectroscopy-based Inverse Radiation Transport Problem Stability Analysis John Mattingly, David Anderson
ガンマ線分光法に基づく逆放射線輸送問題安定性解析
GAMMA-RAY EMISSION TOMOGRAPHY FOR SPENT FUEL ASSAY: MODELING AND PERFORMANCE EVALUATION METHODS L. Eric Smith, Timothy A. White, Vladimir Mozin, Nikhil Deshmukh, Richard S. Whittman
使用済み燃料分析のためのガンマ線放出トモグラフィー：モデリングと性能評価方法
Gas-phase Thermochromatographic Separations of Fission and Activation Products John D. Auxier II, Daniel E. Hanson, Matthew M. Marsh, Steven Jones, Deborah A. Penchoff, Derek L. Mull, David M. Jenkins, Howard L. Hall
気相熱クロマトグラフィーによる核分裂生成物および放射化生成物の分離
Hacking the Nuclear Security Culture: Communicating, Collaborating and Conspiring in a Networked World Kristan J. Wheaton, Melonie K. Richey
核セキュリティ文化の再構築（ハッキング）―ネットワーク社会におけるコミュニケーション・協働・リスク対応 (*)本論文は、核セキュリティ文化の本質と脆弱性を、ネットワーク化された現代社会における人・組織・情報の関係性から再定義。セキュリティ文化は個人や制度だけでなく、相互作用・信頼・情報共有のダイナミクスによって形成・変化すると指摘。効果的なセキュリティ文化の構築には、組織内外のコミュニケーション、協働、そして潜在的なリスクへの対応力が不可欠であると論じている。
HEAT SOURCE COMPONENT PRODUCTION FOR RADIOISOTOPE POWER SYSTEMS George Ulrich, G. R. Romanoski
放射性同位体電源用熱源部品の製造と品質管理（深宇宙探査ミッションへの供給体制） (*)本論文は、深宇宙探査用の放射性同位体電源（RPS）に用いられる高温耐性部品の製造プロセスを、オークリッジ国立研究所（ORNL）での取り組みを中心に紹介。特に、イリジウム合金製の燃料被覆材や炭素繊維断熱材（CBCF）など、極限環境に耐える特殊材料の開発と品質管理体制が詳述されている。これらの部品は、NASAの惑星探査機（例：キュリオシティ、ボイジャー）に搭載される放射性熱電発電機（RTG）に使用されている。具体例の紹介；イリジウムDOP-26合金：NASAの深宇宙ミッションで使用されるプルトニウム-238燃料ペレットを包む被覆材。高温・衝撃・腐食に強く、事故時の安全性確保にも寄与。CBCF（Carbon Bonded Carbon Fiber）断熱材：RTGの外装に使用され、大気圏再突入時の熱保護を担う。ORNLで真空成形・高温炭化処理を経て製造。非破壊検査技術：放射線透過検査、超音波、熱画像などを用いて、部品の内部欠陥や寸法精度を厳密に管理。
Heavy Isotopes Lead Material Management Organization Update? Sharon Robinson, Brad Patton, Steven Sherman, Sheri Bone
重要同位体の管理に向けたLMMOの運用と展望（DOEによる希少核物質の戦略的活用） (*)米国エネルギー省（DOE）は、希少で高価な重アクチニド同位体の管理を目的に、Lead Material Management Organization（LMMO）制度を導入。最初に設立された「Heavy Isotopes LMMO」は、**ORNL（オークリッジ国立研究所）**が主導し、在庫管理・再利用計画・廃棄判断支援を実施。管理対象には、プルトニウム-240/242/244、アメリシウム-241/243、キュリウム、カリホルニウム、ネプツニウム-237、ウラン-233/234、トリウム-228/229などが含まれる。
Helium Transport in PuO 2 as a Function of Temperature and Heating Rate Roberta Mulford
PuO2中のヘリウム移行：温度と加熱速度の関数として
Holistic Aging Management for Extended Storage and Transportation of Used Nuclear Fuel O. K. Chopra, D. Ma, Y. Y. Liu
使用済み核燃料の長期貯蔵・輸送における包括的な経年劣化管理
Hybrid Enrichment Verification Array: Investigations of the High-Energy Gamma-Ray Signature Origin and Use for Partial Defect Detection Emily K. Mace, L. Eric Smith, Jonathan A. Kulisek, Ben S. McDonald
ハイブリッド濃縮検証アレイ：高エネルギーガンマ線シグネチャーの起源の調査と部分欠陥検出への利用
IAEA Assistance in reinforcing capacities of national regulatory authorities in the Mediterranean region to license and exercise control of DSRS Phil Metcalf, Monika Kinker
地中海地域における各国規制当局のDSRS（核物質再処理施設）の認可および管理能力強化に対するIAEAの支援
IAEA Nuclear Material Round Robin: Summary of Results and Recommendations for Safeguards Laboratories Stefan Burger, Gabriele Voigt, A. Schachinger, Steven Balsley, Dariusz Wegrynek, Josef Berger, Markus Kohl
IAEA核物質ラウンドロビン試験の結果と保障措置分析ラボへの提言（測定精度と品質保証の強化に向けて） (*)IAEAは、保障措置下の核物質検証の精度向上を目的に、13の分析機関によるラウンドロビン試験を実施し、測定精度と国際目標値との整合性を評価。試料は、U-235/U-238およびPu-240/Pu-239の異なる比率を持つ混合物で構成され、熱イオン化質量分析法（TIMS）により同位体比が測定された。結果は、保障措置分析ラボの品質保証強化とバックアップ体制構築に向けた推奨事項としてまとめられ、技術会合で共有された。
IAEA’s Safeguards Implementation Practices Guides C. Mathews, V. Cisar
IAEA保障措置実施実務ガイド
Idaho National Laboratory University Engagement Melissa Scholz, Amanda Rynes, Sarah Poe, Sean Morrell
アイダホ国立研究所と大学の連携
Impact of Selection ofa Nuclear Facility in the United States of America for Implementation of International Atomic Energy Agency Safeguards United States Nuclear Regulatory Commission David H. Hanks
米国原子力施設におけるIAEA保障措置の適用選定による影響（NRCによる国際義務履行支援と施設対応） (*)米国原子力規制委員会（NRC）は、IAEAとの「保障措置適用協定（Voluntary Offer Agreement）」に基づき、選定された核施設に対して国際保障措置の実施支援を行っている。対象施設は、設計情報質問票（DIQ）提出、在庫申告、報告義務、IAEA査察官の受け入れなど、国内規制に加えて国際的義務を履行する必要がある。選定による影響は、施設の種類やライフサイクル段階によって異なり、国内保障措置との統合や報告体制の整備が課題となる.
IMPLEMENTATION AND NEED OF NU-HYDRO POWER PLANTS IN DEVELOPING COUNTRIES LIKE INDIA Jay K. Joshi, Arunsinh Zala, Parthkumar Patel
End(8) 開発途上国におけるNu-Hydro発電プラントの導入と必要性（インドの電力不足への持続可能な対応） (*)本論文は、インドなどの開発途上国における電力不足問題に対し、Nu-Hydro（核水力）発電プラントの導入が持続可能かつ安全な解決策となる可能性を示す。Nu-Hydroは、原子力と水力の技術を融合した新しい発電方式であり、環境負荷が低く、立地に関する住民の懸念にも配慮した設計が可能。インドでは、ピーク時に12,000MW以上の電力不足が発生しており、特に南部地域で深刻な影響が出ていることから、Nu-Hydroの導入が現実的な選択肢として検討されている.
Implementation of Limited-Notice Performance Testing for Material Control and Accountability D. L. Whaley, Thomas Messer, Gary P. Kodman, Frank Lamb
核物質管理・計量管理制度における限定通知型性能試験の導入と運用（DOEによる現場即応性評価の実践） (*)米国エネルギー省（DOE）は、核物質管理・会計（MC&A）制度の実効性評価のために、事前通知を最小限に抑えた性能試験（LNPT）を導入。LNPTは、従来の定期的・計画的な査察とは異なり、現場の即応性や実運用下での制度機能をより現実的に評価する手法。特に、Category I 特殊核物質施設において、MC&Aの成熟度と改善点を把握するための有効なツールとして活用されている.
IMPLEMENTATION OF NUCLEAR-DESALINATION IN COASTAL REGION OF INDIA FOR INDUSTRIAL DEVELOPMENT Vipin Shukla, Kumar Singh, Kumar Singh, Swapnil Patil, Swapnil Patil
産業発展のためのインド沿岸地域における原子力淡水化の実施
Improved DCVD assessments ofirradiated nuclear fuel using image analysis techniques Erik Branger, Sophie Grape, Staffan Jacobsson Svard
使用済核燃料に対するDCVD評価の高度化―画像解析技術による部分欠損検証の精度向上 (*)DCVD（Digital Cherenkov Viewing Device）は、使用済核燃料集合体から水中に放出されるチェレンコフ光を撮影・解析することで、核物質の存在と欠損の有無（部分欠損）を検証する装置。本研究では、画像解析技術（テンプレートマッチング、主成分分析など）を導入し、DCVDの検出精度と効率を向上させる方法を検討。特に、燃料棒の欠損や異物の存在を自動的に識別するアルゴリズムの開発が進められており、査察官の判断支援に活用可能な成果が得られている。
IMPROVED DETECTION APPROACH FOR QUANTIFICATION OF FISSILE MATERIAL DEPOSITS Jeffrey A. Chapman, Graham V. Walford, Lawrence F. Miller, Tyler Guzzardo, Stephen Croft, Richard L. Mayer, Franklin H. DuBose, Gregory R. Peacock
核分裂性物質の堆積量定量のための検出手法の改善
Improvement of INVS measurement uncertainty for Pu and U-Pu Nitrate Solution Howard O. Menlove, Martyn T. Swinhoe, Yasunobu Mukai, Hironobu Nakamura, Johnna
B. Marlow, Risa Makino, Yoshimasa Suzuki
PuおよびU-Pu硝酸塩溶液に対するINVS測定の不確かさ改善（容器内非破壊測定法の精度向上） (*)INVS（Inventory Verification Sample system）の定義：INVSは、非破壊測定（NDA）に基づく装置で、小規模な核物質在庫サンプルの定量に用いられる。用途：主にIAEAの保障措置において、プルトニウム（Pu）およびウラン・プルトニウム混合硝酸塩溶液（U-Pu nitrate solution）、およびMOX粉末の測定に使用される。特徴：Cf（カリホルニウム）源を用いた31.3%の計数効率を持ち、PCDF（Plutonium Conversion Development Facility）で長年使用されている。
Improvement of National Inspection Regime for Enhanced Cooperation Between the ROK and the IAEA Seong Youn Jo, Ki-Hyun Kim, Seung-Ho Ahn
韓国とIAEAの協力強化のための国家査察制度の改善
Improvements to the Current NRF Datafile for Use in MCNPX/6 Brian Jupiter, Stephen Croft, Thomas C. Pope
MCNPX/6で使用するための現行NRFデータファイルの改良
IMPROVING PROCESS CONTROLS AT IN – SITU LEACHING URANIUM MINES Biays Bowerman, Karen A. Miller, Michael Browne, Joseph Scott Purvis, Natalya Bokovoya, Gulnara Yeligbayeva
原位置浸出ウラン鉱山におけるプロセス管理の高度化 ― 核物質管理と保障措置の信頼性向上に向けて (*)米国NNSA、カザフスタン原子力委員会（KAEC）、およびKazatompromが協力し、原位置浸出（ISL）ウラン鉱山におけるプロセス管理の強化を進めている。従来、ウラン鉱山での核物質はIAEA保障措置の詳細な計量管理の対象外であった。本研究は、核物質の計量管理と保障措置の信頼性向上を目的とし、データの即時性と品質の改善を目指している。
Improving the Cradle – to – Grave Control of Sealed Radioactive Sources: An Interregional Approach – 628 Manuel Recio, Vilmos Friedrich, Eric Howell, Robin Heard, Juan Carlos Benitez – Navarro
密封放射性線源のゆりかごから墓場までの管理の改善：地域間アプローチ – 628
Improving the Cradle-To-Grave Control of Sealed Radioactive Sources – Interregional Projects that Contribute to Achieving the Desired Outcomes G. R. Liebenberg
改善密封放射性線源の「ゆりかごから墓場まで」管理 – 望ましい成果の達成に貢献する地域間プロジェクト
Improving the Cradle-to-Grave Control of Sealed Radioactive Sources: An Interregional Approach Juan Carlos Benitez-Navarro, Jose Miguel Roncero-Martin, Vilmos Friedrich, Monika Kinker, Eric Reber, Nicola Schloegl
密封放射性線源の「ゆりかごから墓場まで」管理の改善：地域間アプローチ
Incorporating Security-by-Design in both Planned and Operational Nuclear Facilities Mark K. Snell, Calvin D. Jaeger
新設および既存の核施設におけるSecurity-by-Designの導入 ― 設計段階からのセキュリティ統合による効率化とリスク低減 (*)多くの核施設では、設計段階でセキュリティ要件が十分に考慮されていなかったため、後からの対応でコストや運用負担が増大している。本論文は、Security-by-Design（設計段階からのセキュリティ統合）の概念を、新設施設と既存施設の両方に適用する方法を提案している。設計初期からセキュリティを組み込むことで、脅威の変化（例：設計基準脅威の更新）にも柔軟に対応可能となり、長期的な効率性と安全性が向上する。
Information Sensitivities/Classification Issues in an Arms Control Verification Regime and What Approaches Might Make Sense Leesa L. Duckworth
軍備管理検証レジームにおける情報の機微性／機密性に関する問題と、どのようなアプローチが適切か
INSEP Approach to Bilateral Cooperation in SSAC Information Management Ron Cail, Nguyen Nu HoaiVi,John Oakberg, Ike U. Therios, Joseph Scott Purvis
SSAC情報管理におけるINSEPの二国間協力アプローチ ― ベトナムとの実践的支援事例と要求駆動型手法の展開 (*)米国DOE/NNSAのINSEPは、NPT締約国との二国間協力を通じて、核物質の国家管理制度（SSAC）における情報管理（IM）強化を支援している。ベトナムのVARANSとの協力では、情報システムの設計・ギャップ分析・改善項目の抽出を通じて、SSACの構築に向けた実践的支援が行われた。INSEPは、要求駆動型の情報管理手法を用いて、保障措置報告、品質管理、セキュリティ手順などの分野で、国家の能力向上を支援している。
INSULATION SUBSTITUTION IN A LICENSED TYPE B SHIPPING CONTAINER Jeffrey G. Arbital, Gerald A. Byington, W. Scott Hood
認可B型輸送コンテナにおける断熱材の代替
Integrated Analysis of Satellite Imagery for Nuclear Monitoring – Results from G-SEXTANT Irmgard Niemeyer, Irmgard Niemeyer, MortCanty, Clemens Listner, Clemens Listner, Erik Wolfart, Morton J. Canty, Jean-Michel Lagrange
核監視のための衛星画像の統合分析 – G-SEXTANTの結果 (*)欧州FP7プロジェクト G-SEXTANT（EU対外行動支援のための地理空間情報サービス、2013-2014年）
Integrated Nuclear Security Model for Nuclear Facilities in South Africa lyabo T. Usman, James Larkin, John Carter, Howard Hall
南アフリカの原子力施設のための統合核セキュリティモデル
Integrated Response at US Nuclear Power Plants Joseph Rivers, Lou Cubellis
統合米国原子力発電所における対応
Integrating and Live-time Radiation Dosimetry by Optical Crystal Damage, Initial Results with Neutrons Adam Hecht, Jean-Claude Diels, Ladan Arissian
光学結晶損傷による積分法およびリアルタイム放射線線量測定、中性子を用いた初期結果
International Physical Protection Advisory Service (IPPAS) Mission to the US Nuclear Regulatory Commission Joseph Rivers, Nancy Fragoyannis
End(9) 米国原子力規制委員会に対するIPPASミッション ― IAEAによる核セキュリティ評価と国際協力の実践 (*)IPPASはIAEAが創設した制度で、加盟国の核セキュリティ体制強化を支援するための専門家による助言ミッションを提供している。米国NRCは2013年秋にIPPASミッションを受け入れ、国際基準に基づく物理的防護の評価と改善提案を受けた。本論文では、ミッションの準備・実施・フォローアップ活動を通じた米国の取り組みと、国際協力の意義が紹介されている。
International Safeguards Experience at Savannah River Site Richard E. Koenig
サバンナ・リバー・サイトにおける国際保障措置の実践経験 ―KAMS施設でのIAEA協定の運用と技術的革新（遠隔監視・改ざん検知） (*)米国サバンナ・リバー・サイト（SRS）のKエリア貯蔵施設（KAMS）では、約2.8トンのプルトニウムがIAEA保障措置下で保管されている。同施設では、無人・遠隔監視や電波式改ざん検知装置など、革新的な技術を用いた保障措置の実施が行われている。今後の課題として、老朽化する保障措置機器やDOEによる核物質集約計画への対応が挙げられている。
International Safeguards Pre – inspector Course 14 – LA – 643 – INMM Shirley Johnson, Jeff Sanders, Mark Schanfein, Amanda Rynes, Sean Morrell, Jay Disser, James West
国際保障措置事前査察官コース 14 – LA – 643 – INMM
International Trends in Nuclear Security Education Jason T. Harris
核セキュリティ教育の国際的潮流 ―IAEA計画とINSENによる人材育成・教育プログラムの展開（高等教育・専門職支援） (*)核セキュリティ分野における人材育成の重要性が国際的に認識され、IAEAの核セキュリティ計画でも教育支援が優先事項とされている。世界各地で大学や教育機関による核セキュリティ教育プログラム（講義・コース・修士課程など）が展開されている。教育内容の標準化や教員育成、専門職としてのキャリア形成支援が、国際的な教育ネットワーク（INSEN）を通じて進められている。
Introducing Nuclear Security Topics Through Synergizing Several Existing Courses in Nuclear Engineering Curriculum of Universitas Gadjah Mada Susetyo Hario Putero, Sihana Sihana, Haryono Santosa
ガジャマダ大学原子力工学カリキュラムにおける複数の既存コースの相乗効果による核セキュリティ関連トピックの導入
Introduction to Development of Advanced Safeguards and Security NDA Technologies by JAEA-ISCN Ryoichi Hajima, Michio Seya, Hironobu Nakamura, Masatoshi Kureta, Kazuhiko Soyama, Hideo Harada
JAEA-ISCNによる先進的保障措置およびセキュリティNDA技術開発の紹介
Investigation of Trace U-236 Content Variation in Geologic Uranium Deposits Corey Keith, William Charlton
 地質ウラン鉱床における微量236U濃度変動の調査 ―宇宙線起源反応と核鑑識への応用（AMS分析・起源判定） (*)天然ウラン鉱床には極微量の236U（約10⁻¹⁰原子％）が存在しており、加速器質量分析法（AMS）によりその濃度変動が検出可能となっている。236Uの生成は、蒸発、ミューオン捕獲、光中性子などの宇宙線起源の中性子反応によって説明される。鉱床の種類や地質環境によって236U濃度が異なることが示され、核鑑識や起源判定への応用が期待されている。
Iridium  Welding Process Improvement Stanley Pierce, Paul Moniz
イリジウム溶接プロセスの改善イリジウム溶接プロセスの改良 ―磁気アーク振動からパルスGTAWへの移行による粒構造と延性の改善（高融点金属・精密溶接技術） (*)イリジウム溶接における従来の磁気アーク振動方式は、粒構造の改善と破壊靭性向上に寄与してきたが、磁気偏向の定量制御が困難である。タンタル合金で実績のあるパルス電流GTAW（ガス・タングステン・アーク溶接）方式をイリジウム溶接に応用し、粒構造の微細化と延性向上を目指している。本研究では、イリジウム溶接の課題、タンタル溶接の成果、そしてイリジウムへの適用結果について報告している。この論文は、核物質の安全かつ信頼性の高い封じ込め・輸送容器の製造技術に関係しており核物質管理のインフラ技術の一環として、保障措置の信頼性向上に資する技術的基盤を提供していると位置づけらる。
Isotopic Analysis of Spent Nuclear Fuel With an Ultra-High Rate HPGe Spectrometer James E. Fast, Brian Glasgow, Lynn Wood
超高効率HPGeによる使用済み核燃料の同位体分析スペクトロメーター
Issues on Security Clearance for Nuclear Security in Japan Tomoaki INAMURA, Tomoyuki TANABE
日本における核セキュリティに関するセキュリティクリアランスに関する課題
Japan Atomic Energy Agency UAEA)’s International Capacity Building Regarding Safeguards and SSAC -20 Years of Achievement and Future Challenges- Masao Senzaki, Toshihiro Kuribayashi, Yosuke Naoi, Kazuko Hamada, Yukiko Okumura
日本原子力研究開発機構（UAEA）による保障措置および核セキュリティ対策に関する国際的能力構築 -20年間の成果と今後の課題-
Japan’s Nuclear Safety and Security Policies Before and After the Fukushima Nuclear Incident Aoi Sato
福島原発事故前後の日本の原子力安全・核セキュリティ政策
Japan’s Effort on Promoting Nuclear Security Culture Naoko Noro
日本における核セキュリティ分野のセキュリティ・クリアランス制度の課題 ―法制度・国会審議・国際整合性の検討（信頼性審査・人材管理） (*)日本では核セキュリティ分野におけるセキュリティ・クリアランス制度（信頼性審査制度）が導入されておらず、その背景には法制度上の制約や政治的議論の停滞がある。本論文は、国会審議や委員会報告書を分析し、制度導入が進まない理由を明らかにしている。国際的な核セキュリティ基準との整合性を確保するためには、日本独自の制度的課題の克服が必要であると提言している。
Joint Field Trial Considerations for UF6 Cylinder Assay Technologies at an Enrichment Facility Carlos D. Rael, Emily K. Mace, Karen A. Miller, L. Eric Smith, Peter Schwalbach, Christopher
R. Orton, Timco Visser
濃縮施設におけるUF6シリンダー分析技術に関する共同フィールド試験の検討
Knowledge Dimensions and Cognitive Processes of a Proposed Nuclear Security Lesson for Undergraduate Student Sihana Sihana, Haryono Budisantosa
学部生向け核セキュリティ授業案における知識次元と認知プロセス
LA- UR-14- 26083. 1 Developing a State – level Approach for a Hypothetical State with Advanced Fuel Cycle Capabilities Kory Budlong Sylvester, Chantell L. Murphy, Brian D. Boyer, James Doyle
LA-UR-14-26083.1 先進的核燃料サイクル能力を有する仮想国家のための国家レベルアプローチの開発
Laboratory and Field Testing of Commercially Available Detectors for the Identification of Chemicals of Interest in the Nuclear Fuel Cycle for the Detection of Undeclared Activities B. Siskind, Michael McDaniel, C. Miller, M. Adamic, J. Brady, Warren Stern, M. McDaniel, M. McDaniel, R. Lakis
核燃料サイクルにおける対象化学物質の特定と未申告活動の検知のための市販検出器の実験室およびフィールド試験
LABORATORY DEMONSTRATION OF A MULTISENSOR UNATTENDED CYLINDER VERIFICATION STATION FOR URANIUM ENRICHMENT PLANT SAFEGUARDS David Goodman, Kelly Rowland
ウラン濃縮施設保障措置のための多センサー無人シリンダー検認ステーションの実験室デモ ―自動識別・非破壊検認・IAEA支援技術 (*)本研究は、ウラン濃縮施設における保障措置強化のため、**無人・多センサー型シリンダー検認ステーション（UCVS）**の実験室デモを実施した。システムは、シリンダーの識別、センサー情報の時系列処理、内容物の特性評価、センサー間の整合性確認を自動で行う能力を実証した。この技術は、IAEAの保障措置における非破壊検認の自動化と信頼性向上に貢献することが期待されている。
Large Nuclear Calorimeter for Non Destructive Assay on 55 gallon s Tritiated Waste Drums Christophe Mathonat, Gary Etherington, Luc Dujardin
55ガロントリチウム廃棄物ドラムの非破壊熱分析に向けた高感度核熱測定装置の設計と評価 (*)SETARAM社とCEA Valducが共同開発した大型核カロリメーターは、55ガロン以上の容量を持つトリチウム廃棄物ドラムの非破壊定量分析（NDA）を目的として設計された。差動原理に基づくアクティブ熱流カロリメーターであり、アルファ線やベータ線を放出する放射性物質からの発熱量を高精度で測定可能。従来の方法では困難だった低レベル放射性廃棄物の定量が可能となり、核物質管理や廃棄物処理の信頼性向上に寄与する。
Launch Safety Analysis for Radioisotope Power Systems R. J. Lipinski, T. J. Bartel, J. D. Bignell, N. E. Bixler, D. J. Clayton, G. J. Flores, F. Gelbard, C. A. Jones, S. Le, C. W. Morrow, D. L. Potter, D. P. Rohe, L. W. Young, R. D. Bechtel
放射性同位体電源の打ち上げ安全解析 ―Pu-238電源の事故シナリオ評価とリスク解析（宇宙探査・確率論的安全評価） (*)プルトニウム-238を燃料とする放射性同位体電源（RPS）は、太陽光が使えない宇宙探査に不可欠であり、その打ち上げには厳格な安全解析と米国政府の承認が必要である。本論文では、打ち上げ時の事故シナリオ（爆発、衝突、火災、大気再突入など）と、それに伴う放射性物質の拡散・健康影響を評価するための解析手法とソフトウェアを紹介している。確率論的リスク評価により、放射性物質の放出量とその影響の範囲・発生確率を定量化し、打ち上げ承認の根拠としている。
Legacy Uranium Material Disposition Methods and Challenges at Y-12 G. Lynn Bland
End(10) Y-12における旧来ウランの処分方法と課題 ―認証切れ容器・代替案評価・核物質管理（レガシー核物質・Type B容器） (*)Y-12国家安全保障施設では、25年以上保管されてきたレガシーウラン（旧来の核物質）の処分が課題となっている。これらのウランは認証期限切れのType B輸送容器に保管されており、安全かつ法令遵守の処分方法の検討が必要とされている。Y-12では、コスト効率・技術的実現性・規制対応を踏まえた複数の処分代替案を評価している。
Lessons learned from a Nuclear Security Insider Threat Exercise Oum Keltoum Hakam
核セキュリティ内部脅威演習から得られた教訓
Lessons learned from the application of proliferation resistance methodologies Klaas van der Meer, Riccardo Rossa, Alessandro Borella
核拡散抵抗性評価手法の適用から得られた知見と改善提案 ― MYRRHA炉を事例として (*)ベルギーのMYRRHA加速器駆動炉（ADS）を対象に、複数の核拡散抵抗性評価手法（PR&PP、INPROなど）を適用し、それぞれの利点と限界を比較検討した。各手法は、設計情報に基づく脅威評価や、核物質の逸脱・転用リスクの定量化において異なるアプローチを持つ。評価手法の改善提案として、特定の手法における指標の明確化や、設計段階での拡散抵抗性の組み込み（PR-by-Design）の重要性が示された。
Li-6 Glass Scintillator for Detecting and Discriminating Fission Neutrons in a Mixed Radiation Field Using Time-of- Flight Technique S. D. Clarke, S. A. Pozzi, S.F. Naeem, B. Wieger
飛行時間法を用いた混合放射線場における核分裂中性子の検出と識別のためのLi6ガラスシンチレーター (*)検討されている適用例：Cf-252（カリホルニウム-252）自発核分裂中性子の検出と識別
Lifecycle of the Curriculum Development Process: A Concept of Enhanced Nuclear Engineering Curriculum with Nuclear Security Related Aspects Susetyo Hario Putero, Sihana Sihana, E. Wijayanti, Ferdiansjah Ferdiansjah, H. B. Santoso
核セキュリティ教育を統合した原子力工学カリキュラムの設計ライフサイクル ― インドネシア・ガジャマダ大学の取り組み (*)インドネシアのガジャマダ大学（UGM）工学物理学科が、国内唯一の原子力工学課程として、既存のカリキュラムに「安全（Safety）」と「保障措置（Safeguards）」を組み込んでいるが、「核セキュリティ（Security）」の要素が未整備である。これまでに、核セキュリティ教育の強化に向けたカリキュラム設計の枠組み（ライフサイクルモデル）が検討されており、教育内容の体系化と持続的改善が課題とされている。論文では、核セキュリティを原子力工学教育に統合するための具体的なステップと設計思想が提示されており、地域的・制度的制約を踏まえた実装方法が議論されている。
LIST-mode applications for neutron multiplicity J. Huszti, I. lsraelashvili, C. Dubi, T. Ridnik, J. Bagi
LISTモード技術による中性子同時計数解析の高度化 ― 核物質管理に向けた新たな応用展開 (*)LISTモード（時系列記録型）データ取得技術は、従来のシフトレジスタ方式に代わる新しい中性子計数手法として、時間情報を含む詳細なパルス記録を可能にし、柔軟な解析を実現する。本研究では、中性子源の識別や計数精度の向上を目的とした2つの新しい応用例が紹介されており、特に偶然一致（accidental coincidences）と実一致（real coincidences）の分離に有効。LISTモードは、プルトニウムやウランの核物質管理・保障措置における非破壊検査（NDA）において、測定時間の短縮と統計精度の向上に貢献する技術として注目されている。
Long Term R&D for Safeguards Allen Bakel, Arden Dougan
保障措置強化に向けた長期的研究開発の展望 ― 使用済燃料評価と次世代技術の開発 (*)**IAEAと米国NNSAの次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）**のニーズに応じて、使用済燃料の特性評価を中心とした長期的な研究開発（R&D）が進められている。米国DNN R&D（Defense Nuclear Nonproliferation Research and Development）オフィスが支援する複数の技術開発が、保障措置の精度向上と新たな検出手法の確立を目指している。研究対象には、直接測定技術、データ解析手法、遠隔監視技術などが含まれ、将来的な保障措置の課題に対応するための基盤技術として位置づけられている。
Looking Back at Twenty Years of Implementation and Transparency Monitoring under the 1993 United States-Russian Federation Highly Enriched Uranium Purchase Agreement G. M. Dwyer, W. R. Wanderer
1993年米露高濃縮ウラン購入協定の20年を振り返る ― 相互監視と商業実装による核不拡散の成果 (*)1993年の米露高濃縮ウラン（HEU）購入協定に基づき、ロシアの兵器級HEU 500トンを低濃縮ウラン（LEU）に転換し、米国に供給するという世界最大規模の核不拡散事業が20年にわたり実施された。協定には相互の透明性監視措置が含まれ、ロシア側施設での米国の監視活動と、米国側でのロシアの確認活動が行われた。この取り組みは、政府と民間企業の連携による商業的実装を伴い、米国の発電電力の約10%を支える成果を生んだ。
Mark-18A Target Materials Recovery Study Sharon Robinson, Brad Patton, Jeff Allender, Bradley Loftin
Mark-18A標的物質回収研究
MCNPX – PoliMi simulation capacity using thermal neutron cross – sections to assess the reliability of the neutron multiplicity mass analysis where shielding is unknown Malte Gottsche, Gerald Kirchner
遮蔽条件不明下における中性子同時計数質量解析の信頼性評価 ― MCNPX-PoliMiによる熱中性子断面積シミュレーション (*)MCNPX-PoliMiコードを用いて、遮蔽条件が不明な状況下での中性子計数による核物質の質量分析の信頼性を評価するためのシミュレーションが行われた。特に熱中性子断面積データの精度と適用性が、遮蔽の有無による計数結果の変動にどの程度影響するかを検証。実験データとの比較により、遮蔽条件が不明でも一定の信頼性を持って核物質の質量推定が可能であることが示された。
MGAU ENRICHMENT MEASUREMENTS OF U/TH COMPOUNDS: CHALLENGES AND RESULTS A. Bosko, MB Nangu, J. A. Chapman, ET Mbedzi, Stephen Croft, T. B. Marumo, M. A. Rasweswe, R. D. McElroy Jr.
ウラン・トリウム混合化合物に対するMGAU濃縮度測定の課題と成果 ― 南アフリカ未燃物の検証事例 (*)MGAU（Multi-Group Analysis for Uranium）コードを用いて、ウラン・トリウム混合化合物の同位体組成と濃縮度を評価する試みが行われた。南アフリカNECSAのウラン転換施設で生成された高トリウム含有UF₄乾燥ケーキ（未燃物）を対象に、測定バイアスの影響と補正の可能性が検討された。最新版MGAU（v4.2）では、トリウムの存在による濃縮度の過大評価を抑制する機能が追加され、旧版（v3.2）よりも信頼性が向上した。
Middle East and South Asia Regional Group: Dismantling Political Cartels within International Organizations – the Case of the CTBTO Anne-Marie Riitsaar
中東・南アジア地域グループ：国際機関における政治カルテルの解体 – CTBTOの事例
MINIMUM DETECTION CRITERIA FROM ROADSIDE SYNTHETIC APERTURE NEUTRON DETECTORS Christopher A. Edgar, G. Sjoden, M. Molinar
道路脇合成開口中性子検出システムにおける最小検出基準の評価 ― 移動型核物質探知に向けたシミュレーション設計 (*)本研究は、移動車両からの中性子検出を目的とした合成開口中性子検出システム（T-SADS）の検出能力と最小検出基準（MDC）を評価するための計算機シミュレーションに基づいている。時間分解型の放射線信号取得手法を用いて、移動中でも核分裂性物質（SNM）の識別に有効な検出ウィンドウを最適化。結果として、道路脇からの非接触・非侵襲型の核物質探知における、検出感度と誤報率のバランスを取るための設計指針が示された。
Model Selection and Change Detection for a Time-Varying Mean in Process Monitoring Tom Burr, Brian Weaver, Michael S. Hamada, Larry Ticknor
プロセスモニタリングにおける時間変動平均値のモデル選択と変化検出
Modeling gas phase of enthalpy and entropy of adsorption and de- sorption of
Ln[Hfac]x compounds		 Jerrad P. Auxier, John D. Auxier II, Dan Hansoen, Howard L. Hall
「Ln[Hfac]x化合物の吸着・脱離における気相エンタルピーとエントロピーのモデリング」
Modeling Nuclear Proliferation – Characterization based on the history Man-Sung Yim, Hyeon Seok Park, So Young Kim, Chui Min Kim
核拡散モデリング – 履歴に基づく特性評価
Monitoring the Alpha Gamma Hot Cell Facility with a Dosimeter-Enabled ARG­US RFID System H. Lee, Brian Craig, H. Tsai, Y. Liu, Kevin Byrne, J. Hlotke
線量計付きARGUS RFIDシステムによるアルファ・ガンマ線ホットセル施設のモニタリング
Monte Carlo Modeling of the Californium – Interrogation with Prompt Neutron (CIPN) Device for Spent Nuclear Fuel Measurements John S. Hendricks, William S. Charlton, Daniela Henzlova, Stephen J. Tobin, Holly R. Trellue, Thomas L. Burr, Robert M. Zedric
使用済核燃料の非破壊評価に向けたCIPN装置のモンテカルロ解析 ― 核分裂性物質の定量と逸脱検知の可能性 (*)CIPN（Californium Interrogation with Prompt Neutron）装置は、使用済核燃料集合体の中の核分裂性物質（Puなど）の質量を非破壊で評価するためのアクティブ検出技術として開発された。本研究では、MCNPXコードによるモンテカルロシミュレーションを用いて、CIPN装置の応答特性を仮想燃料集合体に対して定量的に評価し、遮蔽材や中性子吸収体の影響を補正する手法が導入された。シミュレーション結果から、燃料ピンの一部が劣化ウランに置き換えられた場合でも、CIPN装置がその逸脱を検出可能であることが示され、保障措置への応用可能性が確認された。
Monte Carlo N-Particle extended (MCNPX) Simulation for Passive Neutron Measurement of Fuel Debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants Taketeru Nagatani, Shinji Nakajima, Takashi Asano, Yoshihiro Kosuge, Hideo Shiroma
福島第一原子力発電所における燃料デブリの受動的中性子測定のためのモンテカルロN粒子拡張（MCNPX）シミュレーション
Improving the cradle to grave control of sealed radioactive sources (SRS). An interregional approach/case of Morocco Mohamed Maital
密封放射性線源（SRS）のゆりかごから墓場までの管理の改善地域間アプローチ／モロッコの事例
Multimodal Biometric System for Security in Nuclear Facility Nur Setyo Wahyuni, Samsiatun Mudzkhiyah
END(11) 原子力施設セキュリティのためのマルチモーダル生体認証システム
Muon Tomography for Detection of SNMs: A Reconstruction Algorithm using MATLAB Shikha Prasad, Saurabh Kanth
SNM検出のためのミューオントモグラフィー：MATLABを用いた再構成アルゴリズム
NGSl’s UF6 Cylinder Monitoring Project Update Karyn R. Durbin, Michael Whitaker
UF6シリンダーの識別・監視に向けたNGSIプロジェクトの進捗報告 ― 製造から廃棄までのライフサイクル管理と国際保障措置への応用 (*)米国NNSAの「次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）」は、UF6（六フッ化ウラン）シリンダーの識別・監視システムの概念実証を進めている。このプロジェクトでは、製造から廃棄までのシリンダーのライフサイクル全体を対象に、国際的な追跡・監視体制の構築を目指している。技術要件の整理と、IAEAなどの国際機関や施設運用者にとって有用なシステム設計が進められている。
NMM Student Chapters and Getting the Message Out Blake A. Palies, John C. Stooksbury, Laith Zaidan
INMM学生チャプターの活動と情報発信戦略 ― 核物質管理理念のキャンパス外への展開に向けて (*)INMM学生チャプターは、核物質管理に関する理念と活動を学生間で広めることを目的としている。本論文では、学生チャプターの活動が大学キャンパス内にとどまりがちな現状を指摘している。その上で、キャンパス外への情報発信や啓発活動を強化するための戦略的アプローチが検討されている。
NNSA’s Next Generation Safeguards Initiative Safeguards By Design Project Dunbar Lockwood, Melissa A. Scholz, Karyn R. Durbin
NNSA次世代保障措置イニシアチブ：設計による保障措置プロジェクト (*)「Safeguards by Design（SBD）」は、核施設の設計段階から保障措置を統合することで、後の改修や運用コストを削減し、効率的な国際保障措置の実施を可能にするアプローチである。NNSAのNGSIは、SBDを国際的な標準とするため、IAEAや各国の設計者・運用者との協働を進め、具体的な施設タイプ（濃縮施設、再処理施設、MOX製造施設など）に対応したガイダンス文書を作成している。米国では新設核施設にSBDを導入することで、国際的な模範を示し、保障措置の信頼性と効率性を高める取り組みが進められている。
Non-Proliferation Application of Off-the-shelf Detector(s) for Research Reactors Thomas Holschuh, Wade Marcum
研究炉における市販検出器の核拡散防止への応用 ― チェレンコフ光による核物質量の遠隔定量化の可能性 (*)IAEAとNNSAは、研究炉における核物質の非侵襲的検査手法の開発を通じて、核拡散リスクの低減を目指している。本研究では、市販のチェレンコフ光検出器を用いて、放射線強度と核分裂性物質の量との相関を探る試みが行われた。将来的には、遠隔から研究炉の核物質量を定量化できる検出器の開発につながる可能性が示唆されている。
NON-PROLIFERATION CHARACTERISTICS OF COMPOSITE NUCLEAR FUELS Abdalla Abou Jaoude, Anna Erickson
複合核燃料の核拡散抵抗性に関する検討 ― 高速炉への応用と経済性・安全性との両立 (*)高速炉の安全かつ経済的な運用には、核拡散抵抗性を備えた先進的な燃料開発が不可欠である。本論文では、経済性・安全性・核拡散防止の三要素を同時に満たす可能性を持つ「複合核燃料（Composite Fuels）」の特性が検討されている。複合燃料は、核拡散リスクを低減しつつ、商業炉への実用化に向けた有望な選択肢として提案されている。
Novel Authentication of Monitoring Data Through the Use of Secret and Public Cryptographic Keys Jennifer Tanner, Jacob Benz, Keith Tolk
秘密鍵と公開暗号鍵を用いたモニタリングデータの新しい認証
NTI NUCLEAR MATERIALS SECURITY INDEX: BUILDING A FRAMEWORK FOR ASSURANCE, ACCOUNTABILITY, AND ACTION Samantha Pitts-Kiefer, Page Stoutland NTI核物質セキュリティ指標：信頼性・説明責任・行動のための国際評価枠組みの構築
NTI核物質セキュリティ指標：信頼性・説明責任・行動のための国際評価枠組みの構築 (*)NTI（核脅威イニシアティブ）は、核物質の安全保障状況を評価するために「核物質セキュリティ指標（NTI Index）」を開発し、25か国を対象に19の指標で評価を行っている。この指標は、国家の核物質管理体制の透明性、責任性、実効性を促進する枠組みとして設計されており、政策改善のための具体的な行動指針を提供している。国際的な核セキュリティ強化のため、各国の制度比較とベストプラクティスの共有を通じて、信頼性ある保障措置の構築を目指している。
Nuclear export controls update F. Sevini
核輸出管理の最新情報
Nuclear Material Accountancy Lessons Learned from the Three Mile Island (TMI) and Chernobyl Nuclear Power Plant (ChNPP) Accidents with Potential Application for Nuclear Material Accountancy at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Brian Boyer, Colin Carroll, Michael Browne, Doug Akers
TMIおよびチェルノブイリ事故から得られた核物質管理の教訓 ― 福島第一原発における燃料デブリ管理への応用可能性 (*)TMI-2およびチェルノブイリ事故後の核物質管理（アカウンタビリティ）手法が詳細に分析され、損傷燃料の特性と保障措置への対応が検討された。日本の福島第一原発の廃炉計画において、これらの知見を活用し、燃料デブリの回収・管理に向けた技術開発が進められている。IAEA保障措置の適用における課題（物理的形状、放射線レベル、測定困難性など）と、それに対する対応策が議論されている。
Nuclear Materials Measurement Impacts on Plutonium Storage and Disposition Jeffrey S. Allender, Christine M. Hadden
プルトニウム貯蔵・処分における核物質測定の影響
Nuclear Materials Quantification without Operator Adjustments on Waste Packages L. Guillot, Nicolas Saurel
廃棄物パッケージにおける運転員による調整を必要としない核物質定量
Nuclear Resonance Fluorescence (NRF) Imaging Mayank Kumar
核共鳴蛍光（NRF）イメージング
Nuclear Science and Security Consortium: Training the Next Generation Bethany L. Goldblum, Jasmina Vujic
核科学・セキュリティコンソーシアム：次世代育成
Nuclear Security Assessment Methodology (NUSAM) Joseph Rivers, Joseph Rivers, Mark Snell, Mark Snell, Abdul Shakoor
核セキュリティ評価手法（NUSAM）の構築と応用 ― IAEAによるリスクベースの体系的評価枠組みとケーススタディ (*)IAEAが主導するNUSAMプロジェクトは、核施設や放射性物質のセキュリティ評価のために、リスクに基づいた体系的かつ透明性のある評価手法を構築することを目的としている。この手法は、原子力発電所、放射線照射施設、放射性物質輸送などのケーススタディを通じて検証され、机上演習やシミュレーションなど複数の評価手法が活用されている。NUSAMは、各国の規制機関や運用者が核セキュリティの脆弱性を体系的に評価し、改善策を導入するための国際的な枠組みとして期待されている。
Nuclear Security for the 2010 FIFA World Cup in South Africa: Summary of Logistics and Results Charles Kros, Reuben Mogafe
2010年FIFAワールドカップ南アフリカ大会における核セキュリティ：ロジスティクスと結果の概要
Nuclear Security Science & Society: Connecting Students to Scientists Jasmina Vujic, Erika Suzuki
核セキュリティ科学と社会：学生と科学者の架け橋
On the Possibility of Correlation Measurements with Fission Chambers and Campbell Techniques L’ena’rd Pa’1, lmre Pa’zsit
核分裂箱とキャンベル法を用いた相関測定の可能性について
Open Source Meets Nuclear Arms Control Moritz Kutt, Matthias Englert, Alexander Glaser
オープンソースと核軍備管理の融合
Optimization of the filters thickness for the SINRD technique applied to spent fuel verification K. van der Meer, Riccardo Rossa, Alessandro Borella, Nicolas Pauly
End(12) 使用済み燃料検証に適用されるSINRD法におけるフィルター厚さの最適化
Outcome of the INPRO Collaborative Project “Proliferation Resistance and Safeguardability Assessment Tools (PROSA)” Hong-Lae Chang, Yusuke Kuna, James Kent Sprinkle, Eckhard Haas, Jon R. Phillips
INPRO共同プロジェクト「核拡散抵抗性と保障措置可能性評価ツール（PROSA）」の成果 (*)PROSAは、核エネルギーシステム（NES）の核拡散抵抗性と保障措置適合性を評価するための自己評価手法を開発し、INPROの既存ガイドラインを簡素化・明確化した。この手法は、既存技術を用いる国、新規導入国、革新的技術を開発する国の3つのシナリオに対応し、NESの持続可能性向上に資する評価枠組みを提供する。韓国とIAEAの共同事例として、ナトリウム高速炉用金属燃料製造施設にPROSAを適用し、設計段階からの保障措置統合（Safeguards by Design）の有効性が示された。
OVERVIEW OF THE DEPARTMENT OF ENERGY’S NUCLEAR FUELS STORAGE AND TRANSPORTATION PLANNING PROJECT John Wagner, Joe Carter, Jeff Williams
エネルギー省（DOE）核燃料貯蔵・輸送計画プロジェクトの概要
Packaging and Repatriation of US-origin Sources from India Charles Streeper, John Zarling, Cristy Abeyta
インドからの米国産放射性物質の梱包と本国送還
Packaging, Transportation and Disposition: Packaging Conditions and Testing Warren E. Baugh
梱包・輸送・処分：梱包条件と試験方法に関する検討 ― 米国運行規制変更が核物質輸送に与える影響と対応策 (*)米国の商業用輸送業者に対する「運行時間規制（Hours of Service）」の変更が、放射性物質輸送の効率と安全性に影響を与えている。法規制の変更により、ドライバーの稼働時間が制限され、輸送スケジュールやコストに課題が生じている。本論文では、これらの制度変更が核物質輸送に与える影響を分析し、今後の対応策としてのパッケージング条件や試験方法の見直しが提案されている。
Panel Discussion – Paving the Way to Establish Cradle – to – Grave Control of Radi oactive Sources in the Mediterranean Region Unknown Author
パネルディスカッション：地中海地域における放射性物質のゆりかごから墓場までの管理確立への道を開く
Panel Discussion: Using Material Attractiveness in the Development of a Graded Security Regime Joseph Rivers, Joseph D. Rivers
核物質の魅力度に基づく段階的セキュリティ体制の構築に向けたパネル討論 ― INFCIRC/225 Rev.5に基づく国際的評価枠組みの検討 (*)米国・英国・フランスの政府機関は、核物質の「魅力度（Material Attractiveness）」を基準にしたセキュリティの段階的適用（Graded Security）に関する国際ワークショップを開催し、INFCIRC/225 Rev.5の提言に基づく新たな評価枠組みを議論した。従来の核物質分類法（質量や濃縮度）に加え、加工の容易さや兵器化の可能性などの要素を考慮することで、より現実的かつ柔軟なセキュリティ対策が可能になるとされた。このアプローチは、規制の透明性向上とリスクに応じた資源配分を促進し、国際的な核セキュリティ強化に貢献することが期待されている。
Passive neutron interrogation for fissile mass estimation in systems with unknown detection efficiency J. Huszti, C. Dubi, J. Bagi, E. Oster
検出効率が未知のシステムにおける核分裂性物質の質量推定のための受動的中性子探査
Passive and Active ways of Unique tagging/labeling of long-term stored nuclear waste copper canisters Dina Chernikova, K Oare Axell
長期貯蔵される核廃棄物銅キャニスターへの固有のタグ付け／ラベリングのための受動的および能動的な方法
Passive Gamma Spectrometry of Low-Volatile FPs for Accountancy of Special Nuclear Material in Molten Core Material of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant -Detectability of leakage gamma-ray and fundamental characteristics of U-Ce/Eu compound- Yusuke Kuno, Masaru Watahiki, Hirofumi Tomikawa, Akihiro lshimi, Tomooki SHIBA
溶融炉心物質中の特殊核物質の計量管理のための低揮発性核種（FP）の受動的ガンマ線分光法福島第一原子力発電所の漏洩ガンマ線の検出能とU-Ce/Eu化合物の基本特性
Passive Neutron Albedo Reactivity Measurements of Fugen Fuel Howard O. Menlove, William S. Charlton, Michio Seya, Julia Eigenbrodt, Stephen J. Tobin, Holly R. Trellue, Alan Michael Bolind
ふげん燃料の受動的中性子アルベド反応度測定
Patching Holes in the Explanation of Lead Slowing-down Spectroscopy (LSDS) as Applied to the Nondestructive Assay (NDA) of Used Nuclear-fuel Assemblies Alan Michael Bolind
使用済み核燃料集合体の非破壊分析（NDA）における鉛減速分光法（LSDS）の説明における問題点の補填
Performance Characterization of a Water-based Multiplicity Counter N. S. Bowden, A. Bernstein, S. Dazeley, V. Mozin, A. Asghari
水ベース型マルチプリシティカウンターの性能評価 ― 核分裂性物質の非破壊測定に向けた高効率・高選択性検出技術 (*)3Heの供給不足を背景に、水ベースの中性子検出型マルチプリシティカウンターが開発され、核分裂性物質の非破壊測定に活用された。この装置は、28%の絶対中性子検出効率と、60Coに対する約1億分の1の高いバックグラウンド抑制性能を示した。水ベース検出器は、低コストかつ高性能な代替技術として、保障措置や廃棄物管理分野での応用が期待されている。
Performance of a EJ309 organic liquid scintillation detector pedestrian radiation portal monitor prototype at the 2nd SCINTILLA benchmark campaign S. D. Clarke, S. A. Pozzi, M. Paff, P. Peerani, M. Ruch, A. Sagadevan
第2回SCINTILLAベンチマークキャンペーンにおけるEJ309有機液体シンチレーション検出器歩行者放射線ポータルモニター試作機の性能
Performance of an In-Situ Waste Assay System Adapted For Measuring 1-Liter Samples in Close Geometry Timothy R. Twomey, Ronald M. Keyser
近接した形状で1リットルサンプルを測定するように改造した原位置廃棄物分析システムの性能
Performance Targets for IAEA Detection of Undeclared Nuclear Activities Jonathan Sanborn, Dunbar Lockwood, Mark Goodman, George Anzelon
IAEAによる未申告核活動の検出に関する性能目標
Performance test results for the Advanced Fuel Assembly Assay System (AFAS) on the active length verification of LWR MOX fuel assembly by neutron Howard O. Menlove, Martyn T. Swinhoe, Carlos D. Rael, Taketeru Nagatani, Johnna B. Marlow, Shinji Nakajima, Akane Kawasue, Shiromo Hideo
中性子測定によるLWR用MOX燃料集合体の有効長検証に向けたAFAS（高度燃料集合体分析システム）の性能試験結果 (*)AFAS（Advanced Fuel Assembly Assay System）は、軽水炉用MOX燃料集合体のプルトニウム量と有効長（active length）を非破壊で検証するために開発された中性子測定装置である。日本原燃が建設中のMOX燃料製造施設において、JAEAが所有するMOX燃料を用いて性能試験が実施され、保障措置への適用可能性が評価された。試験結果は、装置の検出効率や測定精度が設計値と一致しており、保障措置目的での実用化に向けた有望性を示している。
PHYSICAL PROTECTION OF NUCLEAR FACILTY THROUGH VIDEO SURVEILLANCE SYSTEMS Dr. Pratik Shah, Vipin Shukla
ビデオ監視システムによる原子力施設の物理的防護
PLATFORM SCALE TESTING TO SUBSTANTIATE LOAD CELL MONITORING FOR NUCLEAR SAFEGUARDS J. M. Whitaker, J. R. Garner, B. T. Dabbs
核保障措置のためのロードセル監視の実証のためのプラットフォームスケール試験
Plutonium-238 oxide fuel particle size as a function of aqueous processing Roberta Mulford, Rene Chavarria, Diane J. Spengler, Mike Stoll
水系処理条件によるプルトニウム-238酸化物燃料の粒子サイズ変化 ― ペレット成形と安全性への影響 (*)プルトニウム-238酸化物（Pu-238O₂）の粒子サイズと形状は、使用される水系処理（aqueous processing）の条件に大きく左右されることが示された。粒子サイズは、燃料ペレットの成形や安全基準（Safety Basis）に関わる取り扱い条件に直接影響を与える重要なパラメータである。粒子サイズ分布を制御することで、宇宙探査用の熱源として使用されるPu-238燃料の品質と信頼性を向上させることが可能となる。
PLUTONIUM-238 PRODUCTION CHEMICAL PROCESSING EVALUATIONS Dennis E. Benker, R. M. Wham, L. K. Felker
End(13) プルトニウム-238製造における化学処理フローの評価 ― ORNL・INLを活用した新供給体制構築に向けた技術検証 (*)米国では、ORNLおよびINLの既存設備を活用し、Pu-238の新たな供給体制を構築するための化学処理フローシートが提案され、初期的な検証が進められている。このフローシートでは、ネプツニウム酸化物を原料とし、HFIRでの照射後にPu-238を分離・精製する工程が含まれており、処理効率や安全性の評価が行われている。将来的な量産に向けて、処理工程の自動化やスケールアップのための技術開発が進められており、国家的な長期供給能力の確保が目指されている。
PLUTONIUM-238 PRODUCTION TARGET DESIGN STUDIES C. J. Hurt, R. W. Hobbs, J. D. Freels
プルトニウム-238製造に向けた照射ターゲット設計研究 ― ORNL・INLを活用した供給体制構築と照射後試験による安全性評価 (*)米国では、ORNLおよびINLの研究炉と既存の化学処理施設を活用し、Pu-238の新たな供給体制構築に向けた照射ターゲット設計が進められている。ターゲット設計は3段階に分けて検証され、設計・製造・照射・照射後試験（PIE）を通じて、安全解析と将来の量産に向けたデータが取得された。本研究は、NASAなどの宇宙探査用途に必要なPu-238の安定供給を目指す国家的プロジェクトの一環として位置づけられている。
Preliminary Performance Characterization of a hiRX Prototype Instrument for Detection of Plutonium for Safeguards Applications George J. Havrilla, Kathryn McIntosh, Zewu Chen
保障措置用途におけるプルトニウム検出用hiRXプロトタイプ装置の予備的性能特性評価
Preliminary Performance Results for a Direct Multiplication Measurement for Use in Neutron Multiplicity Analysis Steve Cleveland, Stephen Croft, Robert D. McElroy, Jr.
中性子増倍率分析に使用するための直接増倍測定の予備的性能結果
Preliminary Progress of Developing the Plutonium Mass Attribute Assay Equipment Liu Xiaobo, Yin Yangpeng, Chen Ligao
プルトニウム質量属性評価装置の開発に関する初期的進捗 ― 中性子同時計測による非破壊分析技術の検証 (*)プルトニウム金属部品の管理・分析（MC&A）を目的に、プルトニウム質量属性評価装置が開発中であり、中性子マルチプリシティカウンターや専用ソフトウェアを含むシステム構成が紹介されている。Cf-252中性子源を用いた初期キャリブレーション試験と、実際のPu金属部品を用いた性能評価が行われ、基本的な仕様要件を満たすことが確認された。実用化に向けては、さらなる改良と最適化が必要であるが、保障措置や臨界集合体研究における有望な測定技術として期待されている。
Prioritizing Acquisition Paths under the State-Level Concept Kory Budlong-Sylvester, George Anzelon, Chantell L. Murphy, Celia Reynolds
国家レベル概念に基づく核物質取得経路の優先順位付け ― 拡散リスク評価に基づく保障措置戦略の設計手法 (*)IAEAの「国家レベル概念（State-Level Concept）」では、保障措置の計画・実施・評価において、核爆発物取得の技術的に可能なすべての経路（Acquisition Paths）を分析することが重視されている。この分析は、国家の核能力や関連する拡散シナリオをモデル化し、取得経路を可視化・ランク付けすることで、保障措置の重点領域を特定する。戦略的評価にはナッシュ均衡の概念が用いられ、IAEAと対象国の行動戦略の安定的な組み合わせを導出することで、非差別的かつ体系的な保障措置設計が可能となる。
PROCESS FLOW DIAGRAMS AND NODE DESCRIPTIONS FOR THE UNF WASTE MANAGEMENT SYSTEM* R. A. Joseph Ill, R. E. Hale
UNF廃棄物管理システムのプロセスフロー図とノード記述*
Professional Development Course in Nuclear Security Education: Objectives, challenges, opportunities and assessing impact Christopher Hobbs, Matthew Moran, Hassan EI-Bahtimy
核セキュリティ教育に関する専門能力開発コース：目的、課題、機会、および影響評価
Progress and Future Prospects of Nuclear Forensics Technology Development Project at JAEA Yusuke Kuno, Masaru Watahiki, Yoshiki Kimura, Nobuo Shinohara, Nobufumi Toda, Yoshio Funatake
JAEAにおける核鑑識技術開発プロジェクトの進捗状況と将来展望
PROLIFERATION ASPECTS OF FUTURE COMMERCIAL FUSION POWER PLANTS Matthias Engler, Moritz Kutt, Friederike Fries
将来の商業用核融合発電所における核拡散の側面 ― プルトニウム・トリチウム生成の可能性と保障措置の課題 (*)将来の商業用核融合炉は、強力な中性子源としての性質から、核兵器用の核分裂性物質（特にPu-239やトリチウム）の生成に利用される可能性があると指摘されている。特に、液体ブランケットにウランを含有させた設計では、核融合反応によって兵器級プルトニウムが生成される可能性があるため、保障措置の適用が議論されている。IAEAは、核融合施設に対しては通常の保障措置を適用しない方針だが、追加議定書に基づく補完的アクセスや環境サンプリングなどの手法によって、未申告活動の検出を目指している。
Proliferation Issues Related to Fast SMRs Friederike Fries. Moritz Kutt
高速型小型モジュール炉（Fast SMR）に関連する核拡散問題 ― 長寿命炉設計における保障措置の課題と対応策 (*)本論文では、30年間の長寿命を持つナトリウム冷却型高速炉（例：Toshiba 4S）をモデルに、核拡散リスクの技術的側面が分析されている。高速炉SMRは、長期運転・高燃焼度・高濃縮燃料の使用により、保障措置の適用が困難になる可能性があると指摘されている。拡散抵抗性を高めるためには、設計段階からの保障措置統合（Safeguards by Design）や、燃料サイクルの透明性確保が重要であると結論づけられている。
PROLIFERATION RESISTANCE AND FUTURE REPROCESSING ACTIVITIES: LESSONS LEARNED FROM THE ROKKASHO REPROCESSING PLANT Thomas E. Shea, Melissa S. Hersh
核拡散抵抗性と将来の再処理活動：六ヶ所再処理工場から得られた教訓
Prospective of INSA HRD Activities in the Area of Nuclear Nonproliferation and Security Dr. Kwan-Kyoo Choe, Jin Young LEE
核不拡散と核セキュリティ分野におけるINSA人材開発活動の展望
Prototype Hardware and Software for the Secure Branching of Facility Instrumentation Maikael A. Thomas, Jay Bratz, George Baldwin
施設計測機器の安全な分岐・転送に向けたハードウェアおよびソフトウェアのプロトタイプ開発 ― 保障措置と運用データの分離技術の検証 (*)本研究では、核施設内の計測機器からのデータを安全に分岐・転送するためのハードウェアとソフトウェアのプロトタイプが開発された。サンディア国立研究所において初期試験が実施され、セキュリティを確保しつつ、保障措置用データと運転用データの分離が可能であることが確認された。この技術は、施設運用者とIAEAなどの第三者機関が同時に計測データへアクセスする際の信頼性と情報保護を両立する手段として期待されている。
Providing Effective International Safeguards for Light-water Small Modular Reactors Joseph A. Cuadrado-Medina, Mark Pierson
軽水型小型モジュール炉に対する効果的な国際保障措置の提供 (*)米国でのSMR（小型モジュール炉）技術の商業化が進む中、核兵器保有国から非保有国への技術移転に伴う保障措置の課題が浮上している。SMRは設計が多様で、従来の軽水炉とは異なる運用形態を持つため、IAEA保障措置の適用には新たなアプローチが必要とされる。本論文では、設計段階から保障措置を統合する「Safeguards by Design」手法の活用が、国際的な信頼性確保と効率的な保障措置実施に有効であると提案されている。
Pu standard material preparation in Japan Katsuo Abe, Mika Sumi, Tomio Kageyama
日本におけるプルトニウム（Pu）標準物質の調製
Pu-238 Oxide Fuel Fracture Behavior as a Function of Age Roberta Mulford
プルトニウム-238酸化物燃料の破壊挙動における経年変化の影響 ― 長期使用に向けた構造的信頼性評価 (*)プルトニウム-238酸化物燃料は、時間経過とともに内部構造や物理的性質が変化し、破壊挙動（fracture behavior）にも影響を及ぼす可能性があるとされている。本研究では、燃料の経年劣化が破壊挙動に与える影響を調査し、特に微細構造の変化と応力集中の関係が注目された。宇宙探査などで使用されるPu-238燃料の長期信頼性確保のため、破壊挙動の年齢依存性を理解することが重要であると結論づけられている。
Pulse height models for deuterated scintillation detectors  Haitang Wang, Thomas N. Massey, Andreas Enqvist
重水素化シンチレーション検出器のパルス波高モデル
Pu02 Particle Size Determination Supporting Facility Safety Basis Roberta Mulford, Rene Chavarria
施設安全基準を支えるPuO₂粒子サイズの評価 ― 事故時飛散リスクと梱包条件への影響 (*)プルトニウム-238酸化物（PuO₂）の粒子サイズは、施設の安全基準（Facility Safety Basis）における事故時の飛散粒子量評価に重要な要素であるとされている。ボールミル処理後のPuO₂粉末は、自己焼結による凝集を示さず、粒子サイズは処理工程全体を通じて安全基準で想定された範囲内に収まっていた。この結果は、PuO₂の取り扱い制限（例：1箇所あたりの許容燃料質量）や梱包条件の設定において、より現実的かつ安全な設計が可能であることを示唆している。
Quantifying the Cultural Dimension of State-level Nuclear Security Chan Kim, Man-Sung Yim, So Young Kim
国家レベルの核セキュリティにおける文化的側面の定量化
Quantitative Comparison Study on Nuclear Nonproliferation for Plutonium in Spent Fuel Direct Disposal and Recycle Use Y. Kuno, D. Hara
End(14) 使用済み燃料の直接処分とリサイクル利用におけるプルトニウムの核不拡散に関する定量的比較研究
Radiation Detection through Smartphones and Cameras G. Venkata Ramana
スマートフォンとカメラによる放射線検知
Radiation Measurements Using a Wireless Robot Shikha Prasad, Akanksha Singh
無線ロボットを用いた放射線測定
RADIOISOTOPE POWER SYSTEM CAPABILITIES AT THE IDAHO NATIONAL LABORATORY (INL) Kelly Lively, Eric Clarke
アイダホ国立研究所における放射性同位体電源システム（RPS）の機能と運用体制　― 宇宙ミッション支援に向けた燃料装填・試験・統合設備の整備 ― (*)アイダホ国立研究所（INL）は、宇宙ミッションなど過酷環境下での電力供給を目的とした放射性同位体電源システム（RPS）の燃料装填、試験、保管、輸送、統合のための施設・設備を整備している。RPSは、プルトニウム-238酸化物（PuO₂）の崩壊熱を電力に変換する装置であり、INLではその組立から性能試験（振動試験、熱真空試験など）までを一貫して実施可能。これらの活動は、INL内のMaterial and Fuel Complexを中心に、ケネディ宇宙センターやケープカナベラル空軍基地などの遠隔地でも行われ、宇宙探査ミッションを支えている。
Radioisotope Power System Delivery, Ground Support and Nuclear Safety Implementation: Use of the Multi-Mission Radioisotope Thermoelectric Generator for the NASA’s Mars Science Laboratory S.  G. Johnson, K. L. Lively, C. C. Dwight, E. Clarke
NASA火星探査機向け多目的放射性同位体熱電発電機（MMRTG）の輸送・地上支援・核安全対策の実施　― 火星科学研究所ミッションにおけるRPS運用事例 ― (*)NASAの火星科学研究所（Mars Science Laboratory）ミッションにおいて、多目的放射性同位体熱電発電機（MMRTG）の輸送・地上支援・核安全対策が実施された。MMRTGは、プルトニウム-238の崩壊熱を電力に変換する装置で、宇宙探査機に長期電力供給を可能にする。本論文では、輸送中および打ち上げ前後の安全保障・核安全プロトコルの実装と、地上支援体制の詳細が紹介されている。
Radionuclide Identification by an EJ309 Organic Scintillator-Based Pedestrian Radiation Portal Monitor Using a Least Squares Algorithm S. A. Pozzi, S. D. Clarke, M. Paff, M. L. Ruch, A. Sagadevan
EJ309有機シンチレータ型歩行型放射線ポータルモニターによる放射性核種の同定（最小二乗法アルゴリズム使用）
RadSearch MEASUREMENTS FOR THE QUANTIFICATION OF CESIUM AND COBALT IN LEGACY SODIUM LOOP SECTION WASTE Marc R. Looman, Richard Creed, Mark Sherick
旧ナトリウムループ廃棄物中のセシウムおよびコバルトの定量に向けたRadSearch測定　― INL照射廃棄物容器の非破壊評価による線量率異常の原因解明 ― (*)1970〜80年代にアイダホ国立研究所（INL）の原子炉で照射されたナトリウムループ廃棄物（EBR-II由来のナトリウムループセクション廃棄物が対象）が、現在処理・最終処分のために回収されている。廃棄物容器の放射線量と核種分布を評価するため、ANTECH RadSearch G3050ガンマカメラを用いて複数の測定構成で非破壊測定が実施された。測定結果から、セシウム137（Cs-137）に加え、予想外に高濃度のコバルト60（Co-60）が存在することが判明し、線量率の異常上昇の原因となっていた。
Recommendations for Measurement Systems for Nuclear Material Accountancy of Fukushima Daiichi Fuel Debris: Gamma Technologies Hirofumi Tomikawa, Akihiro lshimi, Colin Carroll, Yasushi Nauchi, Young Ham, Due Vo
福島第一原子力発電所燃料デブリの核物質計量のための測定システムに関する推奨事項：ガンマ線計測技術
Recommendations for Measurement Systems for Nuclear Material Accountancy of Fukushima Daiichi Fuel Debris: Neutron Technologies Howard Menlove, Martyn T. Swinhoe, Taketeru Nagatani, Jeff Chapman, Adrienne M. Lafleur, Masatoshi Kureta, Masao Komeda, Colin Carroll, Cynthia Heinberg
福島第一原子力発電所燃料デブリの核物質計量のための測定システムに関する推奨事項：中性子検出・計測技術
REDUCING THE DANGER OF NUCLEAR TERRORISM IN CHINA Hui Zhang
中国における核テロの危険性の低減
Remote Waste Management Systems Support Fukushima Decommissioning Efforts Sheldon Lefkowitz
遠隔廃棄物管理システムが福島の廃炉作業を支援
Report of international symposium of nuclear physics and gamma-ray sources for nuclear security and nonproliferation T. Hayakawa, R. Hajima, T. Shizuma, P. Bolton, Y. Naoi, N. Kobayashi, M. Senzaki
核セキュリティと核不拡散のための核物理学とガンマ線源に関する国際シンポジウム報告書
REPRESENTING THE PLUTONIUM K -ABSORPTION EDGE IN TRANSMISSION MEASUREMENTS Tyler Guzzardo, Robert D. McElroy, Stephen Croft
プルトニウムK吸収端の透過測定による代表的研究
REPUBLIC OF MOLDOVA EFFORTS IN IMPROVING REGIONAL COOPERATION ON NUCLEAR SECURITY AFTER NUCLEAR SECURITY SUMMIT IN SEOUL A. Buzdugan, A. Sidorencu, N. Vasilieva
ソウルで開催された核セキュリティ・サミット後のモルドバ共和国による核セキュリティに関する地域協力強化への取り組み
Results of IAEA Workshop on Effective Management of Safety, Security, and　Nonproliferation Issues at Operating Nuclear Facilities Oak Ridge National Laboratory Donald Kovacic, Elina Martikka
運転中核施設における安全・セキュリティ・核不拡散課題の統合管理に関するIAEAワークショップ報告　― オークリッジ国立研究所での国際協議の成果と提言 ― (*)本論文は、2013年12月に**オークリッジ国立研究所（ORNL）**で開催されたIAEAワークショップの成果をまとめたもので、安全・セキュリティ・核不拡散の統合的管理に関する議論が行われた。ワークショップでは、運転中の核施設における組織的・制度的対応の重要性が強調され、各国の実務者が課題とベストプラクティスを共有した。安全とセキュリティ、核物質管理は相互に依存する要素であり、施設運営の中で統合的に扱う必要があることが確認された。
Results of Ten Years of Successful Russian-American Cooperation in the Decommissioning of Russian Radioisotope Thermoelectric Generators (RTGs) Alexander S. Grigoriev, Olga Firsova
ロシアにおける放射性同位体熱電発電機（RTG）の廃止措置に関する米露協力10年の成果　― ストロンチウム90熱源の回収・輸送・代替電源化の国際的取り組み ― (*)旧ソ連およびロシアが1970年代以降に遠隔地の灯台や航行標識に設置したストロンチウム90ベースのRTG（放射性同位体熱電発電機）は、1000基以上にのぼる。米露協力のもと、2007年にマスタープラン、2008年にアクションプランが策定され、RTGの回収・解体・安全輸送が体系的に実施された。10年間の取り組みにより、98%以上のRTGが安全に回収・廃止措置され、代替電源（太陽光など）への置換が進められた。
Results of the Field Trial of the TRI-ACE and ACE Units in 2013 D. A. Bostick, Paula Cable-Dunlap, C.R. Hexel, Lindsay T. Sexton, Timothy Riley, Matthew Wellons, Jessica White – Horton, James Sumner
TRI-ACEおよびACEユニットの2013年現場試験結果　― 環境中粒子状放射性物質の非破壊検出と改ざん監視機能の評価 ― (*)TRI-ACE（Tamper Resistant/Indicating Aerosol Contaminant Extractor）とACE（Aerosol Contaminant Extractor）ユニットは、非破壊環境サンプリングのために開発され、2013年に現場試験が実施された。試験では、空気中の粒子状放射性物質の検出能力や、従来のスワイプ方式との比較が行われ、ACEの連続採取機能が有効であることが確認された。TRI-ACEには、改ざん検知機能（加速度計、温湿度センサー、近接センサーなど）が搭載されており、施設の通常状態からの逸脱を検知する能力が評価された。
Results of the REIMEP-17 and NUSIMEP-8 Inter-laboratory Comparison S. Richter, R. Jakopic, Y. Aregbe, R Bujak
REIMEP-17およびNUSIMEP-8国際ラボ比較試験の結果報告　― MOX燃料由来試料によるウラン・プルトニウム同位体比測定精度の評価 ― (*)欧州委員会JRC-IRMMが主導するREIMEP-17およびNUSIMEP-8は、ウラン・プルトニウムの同位体比および含有量の測定精度向上を目的とした国際間ラボ比較試験である。試験用サンプルは、混合酸化物（MOX）燃料を硝酸で溶解し、天然ウランを添加して調製されたもので、参加ラボには非公開の値が与えられた。結果は、分析技術の信頼性・精度・再現性の評価に活用され、核物質管理・保障措置分野における測定能力の向上に貢献した。
REVISITING THE CONVERSION OF US NAVAL REACTORS TO LOW ENRICHED URANIUM Thomas Gray
米海軍原子炉の低濃縮ウランへの転換の再検討 (*)米海軍原子炉は現在も高濃縮ウラン（HEU）を使用しており、これは核不拡散体制における例外的な扱いとなっている。2012年に米国議会が海軍原子炉の低濃縮ウラン（LEU）への転換可能性の再評価を要請し、技術的・政策的な検討が進められた。転換には燃料設計の抜本的な変更と性能維持の課題が伴うが、核不拡散強化の観点からは重要な検討事項とされている。
Risk Informed Security Workshop Summary Samuel Callahan, Joseph Rivers, Mark Snell, Felicia A. Duran, Nathan Siu, Perry Pederson
リスク情報に基づくセキュリティワークショップ概要 (*)INMMは、米国原子力規制委員会（NRC）およびエネルギー省（DOE）と連携し、リスクに基づく核セキュリティ管理手法の理解促進を目的としたワークショップを開催した。ワークショップでは、安全・セキュリティのリスク評価、攻撃可能性の推定、サイバーセキュリティ、材料の魅力度評価など多岐にわたるテーマが議論された。米・英・仏政府は、材料魅力度に基づく段階的セキュリティ制度の構築に向けた国際的取り組みとして、このワークショップをソウル核セキュリティ・サミットの公約履行の一環と位置づけた。
Role of Time-Limited Aging Analysis in Managing Aging Effects on Used Fuel Dry Storage Systems O. K. Chopra, D. Diercks, Z. Han, Y. Y. Liu
End(15) 使用済み燃料乾式貯蔵システムの経年劣化の影響管理における時間制限付き経年劣化分析の役割
Rulemaking Activities for the Security of Fuel Cycle Facilities by the Nuclear Regulatory Commission Joseph Rivers, Alexander Sapountzis, Timothy E. Harris, William Gott
米国原子力規制委員会による燃料サイクル施設のセキュリティ規則改正活動 ― 脅威環境の変化と核物質魅力度に基づくリスク評価の導入 ― (*)米国原子力規制委員会（NRC）は、燃料サイクル施設の物理的防護規則を30年以上ぶりに見直し、現行の安全命令を規則に統合する作業を進めている。 2001年の同時多発テロ以降、NRCは約50件の追加セキュリティ命令を発出しており、これらを体系的に規則化することで、脅威環境の変化に対応した包括的なセキュリティ体制を構築することが目的。規則改正では、核物質の魅力度（material attractiveness）や破壊工作リスクなどのリスク評価に基づくアプローチが採用され、研究炉や産業・学術施設も対象となる。
Safeguards by Design of a New Nuclear Material Storage Facility – An Operator’s Perspective A. Homer, V. Ferguson, D. Brannon
新設核物質貯蔵施設におけるSafeguards-by-Designの実践　― 英国セラフィールドにおける設計段階からの保障措置対応 ― (*)英国セラフィールド（Sellafield）サイトにおいて、新たな核物質貯蔵施設の設計・建設が進められており、Safeguards-by-Design（SBD）手法が導入されている。この施設は、他の英国施設から核物質を集約・再分類する戦略の一環であり、設計初期段階から保障措置要件を反映することで、運用時の負担軽減と効率化を図っている。事業者の視点からは、設計段階でのIAEAとの協議や技術的配慮が、将来的な保障措置の実施を円滑にする鍵であると強調されている。
Safeguards Coverage of Nuclear Materials: Policy Issues for the Starting Point and Termination of Safeguards Stephen M. Francis
核物質に対する保障措置の適用範囲に関する政策的課題　― 開始点と終了点の定義をめぐる国際的検討と廃棄物処分への影響 ― (*)本論文は、IAEA保障措置の適用範囲に関する政策的課題、特に、保障措置の開始点（starting point）と終了点（termination point）の定義の曖昧さを検討している。核燃料サイクルの初期段階（例：鉱石精製後の化学処理）や、廃棄物処理段階において、どの時点で保障措置を開始・終了すべきかについて、国際的な合意形成が必要とされている。特に、地層処分施設の計画が進む中で、廃棄物中の核物質が保障措置対象外となる条件（回収不能性や核活動への不適合性）の技術的・政策的基準が重要視されている。
SAFEGUARDS MOTIVATIONS AND LIMITATIONS ON PYROPROCESSING ACTIVITIES Robert D. McElroy, G. Spencer Mickum, Nolan Hertel
乾式再処理（Pyroprocessing）活動に対する保障措置の動機と制約　― Pu/Cm分離困難性に基づく検証手法と技術的課題の検討 ― (*)本論文は、乾式再処理（Pyroprocessing）技術に対する保障措置（Safeguards）の適用可能性と制約について、政策的・技術的観点から検討している。特に、プルトニウムとキュリウムの分離困難性（Pu/Cm inseparability）を利用した間接的な核物質検証手法が提案されているが、IAEAの保障措置基準との整合性に課題がある。Pyroprocessingは核拡散抵抗性が高いとされる一方で、物質収支の不確実性や工程の複雑性が保障措置の実効性を制限する要因となっている。
Safety class containers for Plutonium-238 Oxide Handling and Reduction of Material at Risk Jonathan G. Teague, Diane L. Spengle
プルトニウム-238酸化物の取り扱いとリスク材料削減に向けた安全クラス容器の設計と運用　― 高放射能物質の安全管理における容器技術の役割 ― (*)プルトニウム-238酸化物（Pu-238O₂）は、宇宙用電源などに使用される高放射能物質であり、取り扱いには高度な安全対策が必要。本論文では、Pu-238O₂の保管・移送・処理に用いる安全クラス容器（Safety Class Containers）の設計と運用方法が紹介されている。これらの容器は、事故時の放射性物質の拡散防止と、施設内のリスク材料量（MAR）の低減を目的として開発された。
SAND2014-15829C Dean Dominguez, Mark Snell
SAND2014-15829C：　SAND2014-15829Cに対応する論文「Polydiacetylene Sensor Arrays as Multimodal Tamper Indicators」＜多刺激応答型改ざん検知センサーとしてのポリジアセチレン材料の応用― 色変化による視覚的検知と保障措置への貢献 ―＞ (*)国際原子力機関（IAEA）の核セキュリティ勧告などの最近の国際勧告文書。両名は、SAND2014-15829Cという技術報告書において、物理的防護評価（physical protection evaluations）に関する国家および施設運用者の能力構築について論じている。この報告書では、IAEAの核セキュリティ勧告文書（Nuclear Security Series No. 13）を引用し、改ざん検知や性能試験の重要性を強調している。彼らの研究は、保障措置の実効性向上、設計基準脅威（DBT）への対応、評価手法の理論的基盤の整備など、核セキュリティの実務に直結する内容。
SAVY-4000 Meeting the Challenge for Worker Safety Timothy A. Stone
SAVY-4000容器による作業員安全確保への挑戦　― 高放射能物質の安全管理に向けた設計・運用の実践 ― (*)SAVY-4000容器は、プルトニウムなどの高放射能物質を安全に取り扱うために設計された安全クラスの保管・輸送容器である。本論文では、作業員の安全確保を目的として、SAVY-4000の設計改良、試験結果、運用実績が紹介されている。容器は、火災・衝撃・加熱などの事故条件下でも放射性物質の漏洩を防止する性能を持ち、DOE施設での使用が拡大している。
Secret Objective Standoff: International Safeguards Educational Exercise Samantha L. Okowita
国際保障措置教育演習「Secret Objective Standoff」　― 多面的制度の統合理解を促す実践型トレーニング ― (*)「Secret Objective Standoff」は、国際保障措置制度の理解を深めるために設計された教育演習であり、参加者が体系的な知識を実践的に習得できるよう工夫されている。多面的で複雑な保障措置制度を、講義・演習・シナリオベースの活動を通じて統合的に体験できる構成となっている。この演習は、初心者や若手専門家が保障措置の全体像を把握し、実務的な視点を養うための教育ツールとして高く評価されている。
Secure Private Cloud Design for Arms Control and Safeguards Applications: The Use of Virtualization and Mobility in Green Sensor Networks Faranak Nekoogar, Farid Dowla, Don Mendonsa
軍縮・保障措置分野における安全なプライベートクラウド設計　― 仮想化とモバイル技術を活用したグリーンセンサーネットワークの応用 ― (*)本論文は、軍縮・保障措置分野におけるデータ管理の安全性と効率性向上を目的として、仮想化技術とモバイルセンサーを活用したプライベートクラウド設計を提案している。提案されたシステムは、低消費電力の「グリーンセンサーネットワーク」を基盤とし、遠隔地からのリアルタイム監視とデータ収集を可能にする。このアプローチは、条約検証や核物質監視におけるセキュリティ・柔軟性・持続可能性の向上に貢献する新しい技術基盤として位置づけられている。
Security Culture for Radioactive Sources: Assessment, Enhancement, and  Sustainability Igor Khripunov, Heru Umbara, Khairul Khairul, Sara Z. Kutchesfhani
放射性源に対するセキュリティ文化：評価、強化、持続可能性
Security Policies, Procedures and Implementation: An International Academic Perspective Alex Okowita, Danah Azizi
セキュリティ政策、手順、および実施：国際的な学術的視点
Sensitivity Analysis and Uncertainty Quantification of Neutron Multiplicity Statistics using Perturbation Theory John Mattingly, Sean O’Brien
摂動理論を用いた中性子同時計数統計の感度解析と不確かさ定量化　― 非破壊測定における輸送パラメータの影響評価とPu質量推定精度の向上 ― (*)本論文は、中性子同時計数法（neutron multiplicity counting）における測定結果の感度解析と不確かさ定量化（SA/UQ）を、摂動理論（perturbation theory）を用いて実施した研究である。 測定器の応答や核分裂中性子の発生分布など、輸送パラメータや実験構造の不確かさが計測精度に与える影響を定量的に評価している。この手法は、保障措置や核物質管理における非破壊測定の信頼性向上に貢献し、Pu質量評価の精度向上に資する。
SENSITIVITY STUDIES ON THE NEUTRON EMISSION OF SPENT NUCLEAR FUEL BY MEANS OF THE ORIGEN – ARP CODE Alessandro Borella, K. van der Meer, Riccardo Rossa, M. Gad
ORIGEN-ARPコードを用いた使用済み核燃料の中性子放出に関する感度解析
SHIELDING ANALYSIS OF DUAL PURPOSE CASK FOR SPENT NUCLEAR FUEL UNDER NORMAL STORAGE CONDITION TAE-MAN KIM, SI-TAE YUN
通常貯蔵条件下における使用済み核燃料用兼用キャスクの遮蔽解析
Signature Based Safeguards Alternative to Nuclear Material Accountancy Humberto Garcia, Edward D. Blandford, Michael F. Simpson, Devin Rappleye
核物質計量管理に代わるSignature Based Safeguards（SBS）の提案　― センサー情報に基づくリアルタイム監視による保障措置の新展開 ― (*)本論文は、従来の核物質計量管理（Nuclear Material Accountancy, NMA）に代わる手法として、Signature Based Safeguards（SBS）の概念を提案している。SBSは、施設内のセンサーから得られるプロセス情報（温度、電流、流量など）をリアルタイムで監視・解析し、異常や逸脱を検知することで保障措置を実施する。この手法は、特に物質収支の確立が困難な施設（例：乾式再処理）において、補完的または代替的な保障措置技術として有効であるとされている。
Simulated Response of Electrochemical Sensors for Monitoring Molten-Salt Fueled Reactors Michael F. Simpson, Devin Rappleye, Milan Stika
溶融塩燃料炉モニタリング用電気化学センサーの応答シミュレーション
Simulation Analysis of Scintillation in Sodium Iodide Detector David R. Boyle, Craig M. Marianne, Manit Shah, Sunil P Khatri
ヨウ化ナトリウム検出器におけるシンチレーションのシミュレーション解析
Simulation of an EJ-309 based Pedestrian Radiation Portal Monitor using MCNPX-PoliMi S. D. Clarke, Sara A. Pozzi, Marc L. Ruch, A. A. Sagadevan
MCNPX-PoliMiによるEJ-309ベース歩行者用放射線ポータルモニターのシミュレーション　― 中性子・ガンマ線識別性能の評価と保障措置への応用 ― (*)本研究では、EJ-309有機液体シンチレータを用いた歩行者用放射線ポータルモニター（RPM）の性能を、MCNPX-PoliMiコードによるモンテカルロシミュレーションで評価している。遮蔽層有無の２つの状態での静的および動的放射線源に対する検出応答を解析し、中性子およびガンマ線の識別能力を検証。結果は、RPMの設計最適化と保障措置・核セキュリティ分野への応用に向けた有用な知見を提供している。
Simulation of Neutron Multiplicity Measurements using Geant4 Moritz Kutt
Geant4を用いた中性子同時計測のシミュレーション
SITING CONSIDERATIONS FOR CONSOLIDATED STORAGE OF USED FUEL – ASSESSING THE IMPACT OF KEY DEVELOPMENTS SINCE RELEASE OF THE BLUE RIBBON COMMISSION REPORT Chuck Bernhard
End(16) 使用済燃料の統合貯蔵施設の立地に関する考察 ― ブルーリボン委員会報告後の主要な進展の影響評価 (*)米国では使用済燃料の長期管理に向け、統合中間貯蔵施設（CIS）の設置が重要視されており、特に廃止済み原子炉サイト（stranded sites）からの燃料移送が急務とされている。2012年のブルーリボン委員会報告以降、政策的・技術的な進展があり、CISは地層処分を補完する柔軟な管理手段として位置づけられている。CISの導入は、経済性、安全性、インフラ整備、老朽化対策など多面的な利点を持ち、核燃料サイクルの持続可能な管理に貢献する。
Societal Verification 2.0: Online Technologies and Inspection by the People Bryan L. Lee
社会的検証2.0 ― オンライン技術と市民による監視の可能性 (*)*社会的検証（Societal Verification）**とは、一般市民が監視活動に参加することで、軍縮や核不拡散の透明性を高めるという概念である。スマートフォンやSNSの普及により、リアルタイムでの情報共有や監視が可能となり、従来の検証手法を補完する新たな手段として注目されている。DARPAのネットワークチャレンジなどの実例を通じて、群衆の力を活用した検証モデルの可能性と課題が議論されている。
Space and Defense Power Systems: Innovative Power Solutions for Yesterday, Today and Tomorrow Alice K. Caponiti, Wade P. Carroll
宇宙・防衛電力システム：過去、現在、そして未来のための革新的な電力ソリューション
Special Nuclear Material Inventory Processes at US Domestic Nuclear Power Plants C. Romano, Stephen Croft, W. J. Marshall
米国商業炉における特殊核物質の在庫管理プロセス ― 使用済燃料中プルトニウムの算定と出荷・受領差異の検証 (*)米国の商業用原子力発電所における使用済燃料中のプルトニウム在庫量の算定・分析手法について、体系的な検討が行われている。この検討は、出荷者と受領者間の在庫差異（Shipper-Receiver Difference）の原因を特定・理解することを目的としている。精度の高い在庫管理は、核物質の保障措置（safeguards）と核拡散防止の信頼性向上に不可欠である。
SPENT NUCLEAR FUEL SABOTAGE: AN UNNECESSARY RISK Edwin S. Lyman
使用済核燃料への破壊工作 ― 不必要なリスクとその回避策 (*)米国の原子力発電所では、使用済燃料プールの高密度保管が続いており、冷却水喪失による放射性物質放出のリスクが懸念されている。9.11テロや福島第一原発事故を契機に、セシウム137の環境放出による社会的・経済的影響が再認識された。著者は、乾式キャスクへの移送を促進することで、破壊工作（sabotage）のリスクを大幅に低減できると主張している。
SRAC Extension: A Graphical User Interface to JAERI SRAC Leben Asa, Debi Kurniawan
SRAC拡張：JAERI SRACのグラフィカルユーザーインターフェース (*)SRAC（標準原子炉解析コード）は、JAEAが開発した、様々な種類の原子炉の核特性解析に適用可能なコードシステム。
Stakeholders Partnership for Nuclear Security: A Success Story Igor Khripunov, William W. Keller, Khairul Khairul
核セキュリティのためのステークホルダー・パートナーシップ：成功事例
Standoff Video Surveillance for High Radiation Applications G. Baldwin, Maikael A. Thomas, William C. Sweatt
高放射線用途向けスタンドオフ・ビデオ監視
Statistical Analysis for Nuclear Forensics Experiments T. Burr, C. M. Anderson-Cook
核鑑識実験のための統計分析
Status of NDA Techniques in use for IAEA Verification of Light Water Reactor Spent Fuel Alain Lebrun, SergeyZykov
軽水炉使用済燃料のIAEA検証におけるNDA技術の現状
Status of Non-contact Handheld lmager for Reflective Particle Tags Juan A. Romero, Michael McDaniel, Michael B. Sinclair, Heidi A. Smartt
携帯型非接触イメージャによる反射粒子タグの認証技術の開発状況 （現場対応型識別装置による高精度タグ認証の試み） (*)反射粒子タグ（RPT）の認証技術として、非接触型ハンドヘルドイメージャの開発が進められている。この装置は、高解像度・高フレームレートのカメラと多方向ストロボ照明を組み合わせ、タグ内の微粒子の位置・向きを精密に読み取る。現場での迅速かつ信頼性の高い認証を目指し、タブレットPCとの連携による操作性も考慮されている。
Status of the Implementation of IAEA Safeguards in the United States J. Stephen Adams, Ph.D.
米国におけるIAEA保障措置の実施状況 （Safeguards Agreement・Reporting Protocol・Additional Protocolに基づく制度運用と新規施設対応） (*)米国におけるIAEA保障措置の実施状況を、Safeguards Agreement・Reporting Protocol・Additional Protocolの3制度に基づいて総括。特に、新たにIAEA保障措置の対象となった施設の導入状況と、それに伴う実務的対応が詳述されている。米国のAdditional Protocol実施経験を通じて、保障措置の透明性と国際協力の強化が図られている。
Status of the Implementation of Safeguards by Design in the International Safeguards Regime Luis A. Ocampo-Giraldo
国際保障措置制度におけるSafeguards by Designの導入状況 （革新的設計への早期対応による保障措置の効率化と信頼性向上） (*)Safeguards by Design（SBD）は、核施設の設計段階から国際保障措置の要件を組み込むことで、効率的かつ効果的な保障措置の実施を可能にするベストプラクティスである。IAEAは、革新的な原子炉（SMRなど）や放射性廃棄物管理分野において、SBDの導入を促進し、設計者・国家当局・事業者との早期対話を重視している。SBDの活用により、保障措置機器の後付けによるコスト増や運用上の負担を回避でき、設計の柔軟性と保障措置の信頼性が向上する。
Strengthening Indonesian Nuclear Safeguard by Increasing Quality of BATAN’s Employees Dedy Prasetyo Hermawan, Ganjar Putro lndratoro, Fatikh Fikri Muhammad, Nur Arifah
インドネシア原子力庁（BATAN）職員の質の向上によるインドネシアの核保障措置の強化
Studying the Effect of Oxygen Stoichiometry on the Ceramic Integrity of Cerium Dioxide, a Surrogate Material for Plutonium Dioxide Daniel P. Kramer, Christofer E. Whiting, Steven M. Goodrich, Emily A. Kaufman
プルトニウム酸化物代替材料としてのセリウム酸化物における酸素量がセラミック健全性に与える影響の検討 （高温環境下での酸素脱離と構造安定性の関係） (*)酸素量（酸化数）の変化が、セリウム酸化物（CeO₂）のセラミック構造や機械的強度に与える影響を調査。CeO₂はプルトニウム酸化物（PuO₂）の代替材料として用いられ、酸素欠損が構造安定性に及ぼす影響が重要視されている。高温環境下での酸素脱離が、粒界構造や密度、割れやすさなどのセラミック特性に影響を与えることが示された。
Temperatures of Interest for the TN-32 Cask during Storage of High Burnup Fuel H. Tsai, Z. Han, Jie Li, K. Mittal
高燃焼度燃料の乾式貯蔵におけるTN-32キャスクの温度評価 （重要構成部材の熱挙動と内部ガス条件の影響解析） (*)TN-32キャスクの熱解析を通じて、高燃焼度使用済燃料の乾式貯蔵時における重要部位（燃料被覆管、シール、遮蔽材）の温度挙動を評価。ANSYS有限要素コードによる3次元モデルを用いて、真空乾燥・ヘリウム封入・空気漏洩などの異なる内部ガス条件下での温度分布を解析。今後は、異なる燃焼度の混合装荷が被覆管温度に与える影響についても検討予定であり、DOEの高燃焼度燃料貯蔵研究に資する成果となる。
Temporal Gamma-Ray Spectrometry to Quantify Relative Fissile Material Content A. W. Hunt, V. Mozin, E. Reedy, H. Seipel, B. Ludewigt
相対的核分裂性物質含有量の定量に向けた時間分解型ガンマ線分光法の検討 （保障措置への応用を目指した非破壊分析技術の実証） (*)時間分解型ガンマ線分光法（Temporal Gamma-Ray Spectrometry）を用いて、核物質中の相対的な核分裂性物質（U-235, Pu-239など）の含有量を定量化する新手法を提案。この手法は、核分裂生成物の崩壊に伴うガンマ線の時間的挙動を解析することで、各核種の寄与を識別可能にする。将来的には、国際保障措置における非破壊分析技術としての応用が期待されており、実験データにより有効性が実証された。
The Cf-based Differential Die-Away Analysis method Marek Flaska, Dina Chernikova, K 0are Axell, lmre P’azsit
Cf中性子源を用いたDifferential Die-Away分析法の提案 （非放射性材料への適用と保障措置への応用可能性） (*)Cf（カリホルニウム-252）を中性子源とする新しいDifferential Die-Away Analysis（DDA）手法が提案され、従来のパルス中性子源やDDSI法の代替として注目されている。この手法は、非放射性（非発熱性）材料にも適用可能であり、核分裂性物質の有無を迅速に判定できる利点がある。Cf源を用いることで、装置の簡素化と現場適用性の向上が期待され、保障措置や核物質管理への応用が視野に入っている。
The challenges and opportunities of making nuclear material declarations Jonas Siegel
核物質申告における課題と展望  （基準申告の構成、過去生産情報の開示、計量管理制度改革の必要性） (*)核物質の国家申告制度は、核兵器削減や核セキュリティ強化に資する可能性があり、国際的な技術協力の促進にもつながると論じられている。特に、基準申告（baseline declarations）に含めるべき情報や物質の種類、および従来秘匿されてきた物質に関する申告の構成方法が提案されている。過去の核物質生産に関する申告の必要性と、それを支えるための会計制度改革など、将来の申告制度に向けた準備ステップが具体的に示されている。
The Development and Evolution of Nondestructive Assay (NDA) for International Safeguards H. O. Menlove
国際保障措置のための非破壊分析（NDA）の開発と進化
The Development of the Nuclear Material Accounting System for PIEF at KAERI Hyun-sook Kim, Byung-Doo Lee, In Chui Kim
End(17) KAERIにおけるPIEF向け核物質計量システムの開発
The European Atomic Energy Community- a supranational regional power W. Kilb
欧州原子力共同体 – 超国家的な地域大国
The Evolution of Dual – Use Export Controls: From Control List to End – user Controls? Andrea Viski
デュアルユース輸出規制の進化：規制リストからエンドユーザー規制へ？
THE EVOLUTION OF INTERNATIONAL SAFEGUARDS – A LEGAL AND PERSONAL PERSPECTIVE Unknown Author
国際保障措置の進化 ― 法的および個人的な視点
The Evolution of International Safeguards -A View from Germany Irmgard Niemeyer, Arnold Rezniczek, Clemens Listner, Gotthard Stein, Wolfgang Trautwein
国際保障措置の進化 ― ドイツからの視点
THE EVOLUTION OF REPROCESSING SAFEGUARDS Unknown Author
再処理保障措置の進化 (*)1970年代以降の再処理施設における国際保障措置の導入経緯を振り返り、米国・欧州・日本・インドの小規模施設での初期的試行が紹介されている。施設設計・測定技術・アクセス制限などの課題を乗り越え、IAEAの保障措置手法と査察官訓練が進化してきた過程が描かれている。日本の六ヶ所再処理工場（RRP）を例に、商業規模施設への保障措置適用の課題と将来の展望が論じられている。
The Evolution of Safeguards Technology for Bulk Handling Facilities for Nuclear Fuel Cycle in Japan – from Ningyo-toge & Tokai to Rokkasho Yusuke Kuna, Masaru Watahiki, Hirofumi Tomikawa
日本の原子燃料サイクルにおけるバルクハンドリング施設の保障措置技術の進化 ― 人形峠と東海から六ヶ所村へ
The Evolution of the Safeguards Implementation in Japan up to RRP/J-MOX Tomonori Iwamoto
日本の保障措置実施の進化 ― 六ヶ所再処理施設/J-MOXに至るまで
The experience of the establishment and consolidation of ABACC: Perspectives and Views on its foundation and a look into the future Sonia Fernandez Moreno
ABACCの設立と強化の経験：設立の展望と将来への展望
The IAEA Assistance Programme for Transport Security Kimberly Anderson, Paul Singley, Polly Ladd, David Duhamel, Richard R. Rawl, Stig lsaksson
IAEA輸送セキュリティ支援プログラム
The influence of the Fukushima accident on Japan’s reprocessing policy and the challenges ahead Tadahiro katsuta
福島事故が日本の再処理政策に与えた影響と今後の課題
The Internet of Things: Ubiquitous Sensing and the Next Generation of Safeguards Kit Conklin
モノのインターネット：ユビキタスセンシングと次世代保障措置
The Monitoring and Verification Continuum: Developing the Technological Toolbox, and Challenges for Technology Developers Leesa L.Duckworth,Jacob Benz
監視と検証の連続体：技術ツールボックスの開発技術開発者の課題
The Need for US Actinide Enrichment Capability? Sharon Robinson, Brad Patton
米国におけるアクチニド同位体濃縮能力の再構築の必要性　（国家安全保障・核不拡散・基礎研究への戦略的対応） (*)米国では、国家安全保障・核不拡散・基礎研究のために、アクチニド同位体の濃縮能力を再構築する必要があるとされている。かつてはオークリッジ国立研究所のカルトロン（電磁分離装置）で製造されていたが、現在はその能力が失われており、貴重な同位体の供給が困難になっている。将来的な研究・保障措置・医療・宇宙分野などへの応用を見据え、新たな濃縮技術の開発と国家的投資の必要性が強調されている。
The Road to 2015: Prospects for the Article VI Debate Kory W. Budlong Sylvester, Joseph Pilat
2015年に向けたNPT第6条議論の展望　（米国の核政策・軍縮努力と国際的期待のギャップ管理） (*)核不拡散条約（NPT）第6条に関する議論は、2015年の再検討会議（RevCon）に向けて、米国の核政策と軍縮努力に対する国際的な評価の焦点となる。論文では、2010年核態勢見直し（NPR）や新START条約の履行状況が、米国の第6条遵守の根拠として検討されている。同時に、核兵器近代化や予算配分への批判も予想され、国際的な期待とのギャップをどう管理するかが課題として提示されている。
THE ROLE OF NIGERIA RESEARCH REACTOR-1 IN NIGERIA’S NUCLEAR POWER PROGRAMME  Mbet Amos Akpanowo
ナイジェリアの原子力発電計画におけるナイジェリア研究炉1号の役割
The Role of Non – Nuclear Weapon States in International Verification and Disarmament Al-SharifNasser Bin Nasser
国際的検証と軍縮における非核兵器国の役割　（透明性・信頼構築・制度設計への貢献可能性） (*)非核兵器国（NNWS）による国際的な検証・軍縮への参加は、透明性と信頼構築の観点から不可欠であり、将来の多国間軍縮体制の基盤となる。過去の軍縮事例は多くが一方的な決定に基づくもので、独立した検証が欠如していたため、NNWSの関与による制度的補完が求められている。NNWSは、技術的能力・政治的意志・制度設計への貢献を通じて、核兵器国との協働による持続可能な軍縮プロセスの構築に寄与できる。
The Role of Student to Increase the Knowledge and Understanding of Society about Nuclear Ganjar Putro lndratoro, Muhammad Rizki Oktavian, Siti Qulsyum Shofiyani
社会における原子力に関する知識と理解を深めるための学生の役割
THE ROLE OF TEACHERS ON FORMING PEOPLE’S PERCEPTION ON NUCLEAR SAFETY IN INDONESIA Sheila Amalia, Adhitya  Hidayat
インドネシアにおける原子力安全に関する認識形成における教師の役割
The Status of the Japanese Project on Material Accountancy of Fuel Debris and U.S.- Japan Cooperation on Survey of Technologies for Nuclear Material Accountancy at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Keiichiro Hori, James Conner, Colin Carroll, Michael Browne, Cynthia Heinberg
End(18) 福島第一原子力発電所における燃料デブリ計量管理に関する日本のプロジェクトの状況と核物質計量管理技術調査に関する日米協力
The Structural Experience gained and Lessons learned during the construction of the National Nuclear Forensics Laboratory at NECSA, in South Africa PR. Mogafe, D. Booysen
南アフリカ原子力エネルギー公社NECSAにおける国家核鑑識研究所の建設経験と得られた教訓 ― インフラ整備を通じた核鑑識能力強化の実践的知見 (*)南アフリカNECSA（South African Nuclear Energy Corporation（南アフリカ原子力エネルギー公社））における国家核鑑識研究所の建設過程で得られた構造的知見と教訓を報告。設計・施工・運用準備における課題と対応策を詳細に分析。核鑑識能力の強化に向けたインフラ整備の実践的経験が国際的にも共有可能な知見として提示されている。
The Trilateral Initiative: IAEA Verification of Weapon – origin Plutonium in Russia and the USA Thomas E. Shea, Laura Rockwood
三国間イニシアチブ：ロシアと米国における兵器由来プルトニウムのIAEAによる検証　三者イニシアティブ：米露における兵器由来プルトニウムのIAEA検証枠組みの構築と教訓 (*)米国・ロシア・IAEAの三者による「トライラテラル・イニシアティブ」は、兵器起源のプルトニウムをIAEAが検証する枠組みの構築を目的とした。軍事プログラムから放出された核物質の検証に関する技術的・法的・財政的課題が議論され、情報バリア付き属性検証システムの試作も行われた。この取り組みは核軍縮の透明性と不可逆性を高める国際的なモデルとして評価されている。
The UF6 Coincidence Counter (UFCC) for Nondestructive Assay of SA/SB Uranium Cylinders: Design and  Benchmark Measurements Howard O. Menlove, Karen A. Miller, Johnna B. Marlow
UF6同時計数装置（UFCC）によるSA/SBウランシリンダーの非破壊分析：設計とベンチマーク測定 (*)UFCCは、ロスアラモス国立研究所で開発された中性子同時計数型の非破壊測定装置で、UF6（六フッ化ウラン）を封入したモデル5Aおよび5Bシリンダーの235U量を測定するために設計された。単一カウント率と二重カウント率の比（D/S比）を用いて、235Uの質量を高精度で評価可能。パッシブ測定モードに加え、アクティブ照射モードでも使用可能で、濃縮度の直接測定も可能な設計となっている。SA（Model 5A）シリンダー：直径が小さく、最大約55ポンド（約25kg）のUF6を収納可能。主に高濃縮ウラン（HEU）の輸送・保管に使用される。直径約5インチ（約12.7cm）、容積が小さいため臨界安全性の検証が重要。
SB（Model 5B）シリンダー：SAよりも大型で、最大約250ポンド（約113kg）のUF6を収納可能。より多くの核物質を一度に輸送できるため、輸送効率が高い。直径約8インチ（約20.3cm）、臨界実験においても使用されている。
The University of New Mexico Fission Spectrometer for High-Resolution Fission Fragment Yield Data, With Initial Results Adam Hecht, Drew Mader, Rick Blakeley
ニューメキシコ大学核分裂分光計による高解像度核分裂片収量データと初期結果
The Use of Aluminum as a Structural Component in a Radioactive Material Package G. A. Abramczyk, B. M. Loftin, J.S.  Bellamy, Charles A. McKeel
放射性物質パッケージの構造部材としてのアルミニウムの使用
The Use of Performance Targets in the State – Level Concept Brian Boyer, Kory Budlong Sylvester, George Anzelon, Chantell L. Murphy, Celia Reynolds, Joseph Pilat
国レベル概念におけるパフォーマンス目標の活用 ― IAEA保障措置の効果的運用に向けた指標設計と評価手法 (*)IAEAは「国家レベル概念（State-Level Concept, SLC）」の導入により、限られた資源の中で保障措置の効果を維持・向上させることを目指している。各国に対して個別の保障措置アプローチを設計する際、パフォーマンス目標（Performance Targets）を設定することで、検証活動の優先順位付けと資源配分の合理化が可能となる。パフォーマンス目標は、保障措置の成果を定量的に評価し、IAEAの検証能力と信頼性を強化するための指標として活用されている。State-Level Concept（国家レベル概念）：IAEAが国ごとの核活動全体を対象に、保障措置を柔軟かつ効率的に適用するための枠組み。Performance Targets（パフォーマンス目標）：保障措置の達成度を測るための定量的指標。検出能力、信頼性、資源効率などを評価。Safeguards（保障措置）：核物質が平和利用に限定されていることを確認するための国際的な検証制度。
The Used Nuclear Fuel Storage, Transportation, and Disposal Analysis Resource and Data System J. M. Scaglione, K.  Banerjee
使用済み核燃料の貯蔵、輸送、および処分分析リソースとデータシステム
The WINS Academy Nuclear Security Certification Programme Dr Roger Howsley, Daniel Johnson, Raquel Delgado
WINSアカデミー核セキュリティ認証プログラム
Thermal Analysis of Canned Motor: A Special Type of Squirrel Cage Induction Motor by Lumped Heat Analysis Vijay V. Mehta, Akshintahala Raviprasad, Pankaj Pandey
キャンドモータの熱解析 ― 特殊かご型誘導電動機に対する集中定数法による評価 (*)原子力発電所の一次冷却系ポンプに使用される「キャンドモータ」は、放射性冷却材の漏洩を防ぐため、ロータとステータを薄い缶で隔離した構造を持つ。この特殊なかご型誘導電動機の熱解析には、集中定数法（Lumped Heat Analysis）と有限要素法が用いられ、運転中の温度分布と冷却性能を評価。高温・高圧環境下でもメンテナンス不要で長期間運転可能な設計が求められ、熱設計は信頼性確保の鍵となる。
Thermal Conductivity Studies on NpO2-AI Cermet Pellets Vickram Singh, R. Steve Owens
NpO2-AIサーメットペレットの熱伝導率に関する研究
Thermal Performance of Vertical Dry Cask for Storage of High-Burnup Used Fuel Yung Y. Liu, Jie Li
高燃焼度使用済み燃料貯蔵用垂直乾式キャスクの熱性能
Thermomechanical Characterization and Analysis ofInsulation Materials for Nuclear-Based Space Power Systems James G. Hemrick, Zachary Burns, George Ulrich
原子力宇宙発電システム用断熱材の熱機械特性評価と分析
Thickness and mixed sample effects on areal density measurement with NRTA for particle like debris of melted fuel P. Schillebeeckx, B. Becker, S. Kopecky, A. Moens, H. Harada, M. Koizumi, M. Kureta, J.
Takamine, H. Tsuchiya, A. Kimura
溶融燃料の粒子状デブリに対するNRTAによる面密度測定における厚さと混合サンプルの影響
Top Ten Things You Need to Know about Non-Destructi ve Assay Thomas C. Pope, Scott L. Stewart, Manit Shah, Rob Zedric
非破壊分析（NDA）に関する10の重要ポイント ― 核物質管理における技術的基礎と教育的取り組み (*)非破壊分析（NDA）は、核物質の存在と量を確認するための重要な技術であり、特に物質管理・計量管理（MC&A）制度の中核を担う。 NDA技術は専門的で一般には馴染みが薄いが、放射線の自然放出を利用して核物質の特性を評価するため、現場で迅速かつ安全に測定が可能。米国NNSAとDOE研修センターが連携し、NDAの理解促進と訓練強化を目的とした教育プログラムを展開している。
Total Plutonium Content Determination in Pressurized-Water Reactor Spent Fuel with the Differential Die-Away Self-Interrogation Instrument Marek Flaska, Howard O. Menlove, Martyn T. Swinhoe, Vladimir Henzl, Alexis C. Kaplan, Sara A. Pozzi
加圧水型炉使用済燃料中のプルトニウム全量評価 ― 自発核分裂中性子差分減衰法（DDSI）による非破壊測定技術の開発と応用 (*)DDSI（Differential Die-Away Self-Interrogation）技術は、加圧水型炉（PWR）使用済燃料中のプルトニウム全量を非破壊で評価するために開発された手法である。DDSIは外部中性子源を用いず、244Cmなどの自発核分裂中性子を利用して燃料自身を「自己照射」し、早期・後期の中性子検出比から核分裂性物質の量を推定する。この技術は、239Puの有効質量を定義し、複雑な燃焼履歴を持つ燃料集合体に対しても信頼性の高い評価を可能にすることが示されている。
Towards Production of Monodisperse Reference Particles for Nuclear Safeguards Applications A. Knott, D. Bosbach
核保障措置への応用に向けた均一粒径参照微粒子の製造技術開発 ― ウラン酸化物微粒子の品質管理と国際分析支援 (*)国際原子力機関（IAEA）の保障措置における微粒子分析の品質管理のため、均一粒径（モノディスパース）を持つウラン酸化物微粒子の製造技術が開発された。Forschungszentrum Jülich（ドイツ）は、振動オリフィス型エアロゾル発生器（VOAG）や新型FMAG装置を用いて、粒径・形状・同位体組成を制御可能な微粒子を製造。これらの微粒子は、IAEAの分析機器校正、手法開発、国際比較試験（NUSIMEP）などに活用され、核鑑識や年齢測定にも応用が期待されている。
TOWARDS SAFEGUARDING THE FAST BREEDER REACTOR FUEL CYCLE Steve Gerlt
高速増殖炉燃料サイクルの保障措置に向けて ― 閉じた燃料サイクルにおけるリスク評価と施設別アプローチの提案 (*)高速増殖炉（FBR）燃料サイクルの保障措置において、閉じた燃料サイクル（再処理・再利用）に対する国際的関心が高まっており、技術の普及が進むと予測されている。本論文では、燃料サイクルの平衡状態にある部分を分析し、核物質の逸脱リスク（盗取・転用）が最も高い施設を特定し、当該施設に対する保障措置アプローチを提案している。
FBR燃料サイクルの再処理施設における新たな保障措置手法の必要性が強調されており、将来的な核拡散防止の観点からも重要な検討が行われている。
Trace Fission Product Ratios for Nuclear Forensics Attribution of Weapons-Grade Plutonium Separated from Fuel Irradiated in Thermal and Fast Reactor Types William S. Charlton, Sunii Chirayath, Jeremy M. Osborn, Taylor M. Coles
熱・高速炉照射燃料から分離された兵器級プルトニウムの核鑑識に向けた微量核分裂生成物比の活用 (*)本研究は、熱中性子炉（PHWRなど）と高速炉（FBR）で照射された燃料から分離された兵器級プルトニウムの起源を特定するため、微量核分裂生成物の同位体比を用いた核鑑識手法を開発。特定の同位体比（例：135Cs/137Cs、150Sm/149Sm、240Pu/239Puなど）は、炉型や燃焼度、照射後経過時間（TSI）に強く依存し、起源推定の有力な指標となる。モンテカルロ燃焼シミュレーションと実験データを組み合わせた機械学習モデルにより、炉型・燃焼度・照射後時間の3要素を高精度で推定可能であることが示された。
Transport Security for Nuclear and Other Radioactive Materials – A DOE Training Course Yung Y. Liu, James M. Shuler, Ronald B. Pope
核物質およびその他の放射性物質の輸送セキュリティ – DOE研修コース
Triples Production by Cosmic Ray Interactions John Stooksbury, Stephen Croft
End(19) 宇宙線相互作用による三重事象の発生 ― 中性子同時計測における高Z材料の影響とバックグラウンドレベル評価 (*)本研究は、宇宙線（Cosmic Rays）による高Z材料との相互作用が、低レベル核物質の中性子多重度測定において「三重事象（Triples）」の背景を形成することを明らかにした。宇宙線起源の時間相関中性子は、測定対象の近傍にある鉛などの高Z材料によって増幅され、測定精度に影響を与える。
MCNP6コードを用いたシミュレーションと実験により、宇宙線による三重事象の発生率とその構成要素（粒子種・発生源）を定量的に評価した。
UF6 Cylinder Cleaning, Inspection and Testing Dale Rogers
UF6シリンダーの洗浄、検査、試験
UHEXRF Applications to the Nuclear Fuel Cycle George J. Havrilla, Timothy Elam, Kathryn McIntosh, Velma Lopez
核燃料サイクルへのUHEXRF（超高エネルギーX線蛍光分析）技術の応用 ― 高エネルギーX線による非破壊元素分析の可能性 (*)UHEXRF（超高エネルギーX線蛍光分析）は、123 keVの高エネルギーX線を用いて、容器を開けずにウランやプルトニウムの定量分析を可能にする非破壊技術である。Argonne国立研究所のAdvanced Photon Source（APS）にある6-ID-Dビームラインで生成されたX線を用い、模擬燃料棒（Zircaloyチューブ内のTh-UO₂ペレット）を対象に実験が行われた。この技術は、使用済燃料や核物質の封じ込め状態でも高精度な元素分析が可能であり、核燃料サイクルの保障措置や物質管理に応用が期待されている。
UNLEASH THE ATOM: A Step by Step Approach to Build Confidence among General Public about Nuclear Energy Harsh Agarwal, Vipin Shukla
原子力への信頼構築に向けた段階的アプローチ ― 一般市民の理解促進に向けた「UNLEASH THE ATOM」戦略 (*)本論文は、インドの三段階核エネルギー計画に基づき、一般市民の信頼を得るための段階的なアプローチを提案している。技術的進展にもかかわらず、政府や民間の核関連機関は、原子力に対する根強い不安や抵抗に直面しており、これを克服するためには透明性と教育が不可欠とされる。公共の理解促進には、政策・技術・社会的対話を組み合わせた包括的な戦略が必要であり、特に若年層への啓発活動が重視されている。
Uranium Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS) Plasma Lifetime and Pressure Effects Kyle Hartig, Igor Jovanovic, Ann Hopkins
ウランレーザー誘起ブレークダウン分光法（LIBS）によるプラズマ寿命と圧力の影響
Uranium-233 Signatures Stephen Croft, L. G. Worrall, R. D. McElroy, A. M. Krichinsky
ウラン233のシグネチャー
Use of Tamper-Indicating Devices in Hot Cells Pamela Rohde, Bradley McGill
ホットセルにおける改ざん検知装置の使用
Using Antineutrinos to Detect Single-assembly Diversion from a Long-life Fast Reactor with a Once-through Fuel Cycle Anna Erickson, C. L. Stewart
長寿命高速炉のワンススルー燃料サイクルにおける燃料集合体単位の転用検出 ― 反ニュートリノによる遠隔保障措置技術の可能性 (*)本研究は、60年間の運転を想定した長寿命高速炉（ULCFR）において、燃料集合体1体の転用を検出するための反ニュートリノ（反電子ニュートリノ）監視手法を提案している。反ニュートリノは遮蔽できない特性を持ち、炉外からの遠隔監視が可能であり、保障措置の非侵襲的手段として有望視されている。燃焼度に応じた反ニュートリノスペクトルの変化を解析することで、燃料集合体の逸脱を検出できる可能性が示されており、MOX燃料やLEU燃料を用いた炉型にも応用が検討されている。
Utilizing Delayed Gamma-Rays to Establish Fission Yields of Short-Lived Isotopes Steve Reese, A. Favalli, L.W. Campbell, R. Williford, B. Ludewigt, D.C. Rodriguez, M. lliev
遅発ガンマ線を用いた短寿命同位体の核分裂収率の確立
Verification Lessons Learned from the INF, START I and New START Treaties Dr. Edward Ifft
INF・START I・New START条約における検証の教訓 ― 現地査察・技術手段・協力体制の進化と信頼醸成への貢献 (*)INF条約、START I、New STARTの25年以上にわたる検証経験から、国家技術手段（NTM）、大量のデータ交換、通知、2,000回以上の現地査察などが有効な検証手段として活用されてきた。START Iの経験と米露間の協力関係の進展により、New STARTではより簡素で低コストな検証体制が構築された。検証手法には、周辺・出入口監視、テレメトリ解析、固有識別子の使用、実施協議委員会による調整などが含まれ、信頼醸成と透明性の向上に貢献している。
Weighted Least Square’s Fitting of Gamma Spectroscopy Efficiency Functions with Correlated Data Sets B. M. Young, J. M. Kirkpatrick, W. Russ
相関データセットを用いたガンマ線分光法効率関数の重み付き最小二乗法によるフィッティング
World Nuclear University Alumni Assembly Kimberly L. Gilligan, T. F. Guzzardo, J. R. Garner, Jessica White – Horton, M. Kuhn
世界原子力大学同窓会― 原子力分野の次世代リーダーによる国際協力とネットワーク形成の場 (*)World Nuclear University（WNU）は、2005年にWorld Nuclear Associationによって設立され、将来の原子力分野のリーダー育成を目的とした国際教育プログラム「Summer Institute」を運営している。2012年には、初のWNU同窓会（Alumni Assembly）がIAEA本部（ウィーン）で開催され、以降、2年ごとに再会イベントが行われることが慣例となった。同窓会では、原子力分野の若手専門家が国際的なネットワークを構築し、政策・技術・教育の分野での協力を促進する場として機能している。
Zero Knowledge Warhead Verification: System Requirements and Detector Technologies Alexander Glaser, Robert」.Goldston, Sebastien Philippe, Francesco d’Errico, Angela di Fulvio
End(20) ゼロ知識型核弾頭検証：システム要件と検出器技術の検討 ― 設計情報非開示型検証手法の技術的基盤 (*)本研究は、核弾頭の真正性を検証しつつ、設計情報を一切漏らさない「ゼロ知識プロトコル（ZKP）」に基づく検証手法の技術要件と検出器技術を整理している。検証には、テンプレート（既知の弾頭）と検査対象を比較する差分放射線画像法や中性子放出測定が用いられ、電子情報バリアを不要とする設計が提案されている。有望な検出器として、超加熱液滴型（バブル）検出器と中性子活性化画像技術が挙げられ、空間分解能・感度・操作性の観点から評価されている。
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