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（2012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2012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）
“A Day in the Life” of a MBA Custodian for an INMM paper from the Y-12 National Security Complex Thomas L. Finch
INMM学会で語る、核物質管理者の“とある一日” ― Y-12国家安全保障施設における核物質管理・計量管理の実務 (*)MBA Custodian（核物質バランス区域管理者）は、核物質管理・計量管理（NMCA）の技術的リーダーとして、現場運用部門との調整役を担う。Y-12施設の再編に伴い、旧施設から新施設への核物質移管や清掃作業の計画・実施にも関与。国際ワークショップ支援、脆弱性評価、性能試験、異常事象の調査など、多岐にわたる業務を日々遂行。
3-D Imaging with Ground Penetrating Radar {GPR) for On-Site Inspection Faranak Nekoogar, Farid Dowla
オンサイト検査のための地中レーダー（GPR）による3D画像化
A Canadian Perspective in the Development of IAEA Equipment R. Kosierb, P. Button, R. Awad
IAEA保障措置機器開発におけるカナダの視点 ― CANDU炉技術を背景とした現場ニーズ対応と国際貢献 (*)カナダ保障措置支援プログラム（CSSP）は、IAEA検認業務に必要な機器の開発において、現場での即時性・信頼性・操作性を重視。CSSPは、軽量で堅牢かつユーザーフレンドリーな機器の設計・試験・改良を通じて、IAEAの検認能力向上に貢献。カナダの視点から、技術開発と国際協力のバランスを取りつつ、保障措置機器の進化を支援している。
A Collection and Distillation of the Important Physics for Understanding, Interpreting, and Evaluating Neutron-Based Non-Destructive Assay Techniques for Nuclear Fuel Michio Seya, Alan Michael Bolind
核燃料の中性子を用いた非破壊分析技術の理解、解釈、評価のための重要な物理量の収集と抽出
A Compact and Portable Antineutrino Detector for Reactor Monitoring N. S. Bowden, A. Bernstein, S. Dazeley, G. Keefer, B. Cabrera-Palmer, T. Classen, S. Kiff, D. Reyna, L. Kogler, A. Erickson
原子炉監視のための小型・可搬型反ニュートリノ検出器 ― 地上設置を可能にする新技術の展開 (*)従来の反ニュートリノ検出器は地下設置と大規模な遮蔽が必要だったが、新技術により地上設置が可能な小型・可搬型装置が開発された。この装置は、原子炉の運転状況や核物質の量を非侵襲的に検証できる保障措置ツールとして期待されている。実用性と展開性を重視し、商用炉近傍での運用を想定した設計が進められている。（andia National Laboratories（サンディア国立研究所））実際には遮蔽・バックグラウンド除去・安定性の課題が残っている。SandiaやLLNLによる開発では、検出効率の向上や自動化ソフトウェアの導入などが強調されている。実運用における信頼性・保守性・コスト面の課題については限定的な言及にとどまっている。論文では「保障措置への応用が期待される」と述べられていますが、IAEAによる正式な採用や国際的な標準化には時間と検証が必要であり、現時点ではまだ実証段階。
A Comparison of International and Domestic Standards Identifying Uranium Hexafluoride (UF6) Cylinders B. Boyer, Carolynn P. Scherer
六フッ化ウラン（UF₆）シリンダー識別に関する国際規格と米国国内規格の比較 ― 核物質輸送の標準化に向けた検討 (*)本論文は、UF₆（六フッ化ウラン）シリンダーの識別に関する国際規格（例：ISO）と米国国内規格（例：ANSI N14.1）を比較している。各規格の識別要件（マーキング、ラベリング、寸法、材質など）を分析し、共通化・統一化の可能性を検討。核物質の輸送・検認・保障措置の信頼性向上に向けて、国際的な標準化の必要性を提言している。
A Concept for Handling Acquisition Path Analysis in the Framework of IAEA’s State-level Approach Irmgard Niemeyer, Clemens Listner, Gotthard Stein, Arnold Rezniczek, Morton J. Canty
IAEAの国家レベルアプローチの枠組みにおける取得経路分析の取り扱いに関する概念
A Methodology for Determining the Dose Rate for Bounding Mass Limits in a 9977 Packaging J. S. Bellamy, S. J. Nathan, G. A. Abramczyk, B. M. Loftin
9977型輸送容器における最大許容質量の線量率評価手法 ― 放射性同位体の遮蔽計算に基づく安全設計 (*)放射性物質の輸送において、線量率（Dose Rate）と物質の質量との関係を定量化する手法を提案。9977型輸送容器に収容可能な中性子・ガンマ線放出同位体の最大許容質量を、遮蔽計算に基づいて評価。米国連邦規則（10 CFR Part 71）に準拠した安全性確保のため、Bounding（上限）条件を設定し、設計基準を明確化。
A multi-energy model for fissile mass estimation J. Huszti, T. Ridnik, J. Bagi
核分裂性物質の質量推定のための多群エネルギーモデル。
A New Algorithm for Radioisotope Identification of Shielded and Masked SNM/RDD Materials Ron Jeffcoat, Greg Okopal, Lane Owsley
遮蔽およびマスクされたSNM/RDD物質の放射性同位元素同定のための新しいアルゴリズム
A New Approach to Nuclear Warhead Verification Using a Zero-Knowledge Protocol Alexander Glaser, Alexander Glaser, Boaz Barak, Boaz Barak, Rob Goldston
ゼロ知識プロトコルを用いた核弾頭検証の新たなアプローチ ― 機密情報を開示せずに真正性を確認する検証手法の提案 (*)従来の核弾頭検証は「情報バリア」に依存していたが、これは検証の信頼性や認証の複雑性を高める要因となっていた。本論文では、検証者が弾頭の設計情報を一切取得せずに真正性を確認できる「ゼロ知識プロトコル」に基づく新しい検証手法を提案。14MeV中性子による透過・散乱・核分裂測定を用い、MCNPによるモンテカルロ計算でその実現可能性を評価している。
A New Method for the Analysis of the Detection Signal Arriving from a Pulsed Neutron Active Interrogation Facility C. Dubi, T. Ridnik
パルス中性子アクティブ照射施設からの検出信号解析に関する新手法 ― 核分裂性物質の質量推定に向けた数理モデルの構築 (*)パルス中性子源を用いたアクティブ照射施設から得られる検出信号を解析する新しい理論的手法を提案。検出された中性子数の時間分布に基づき、核分裂性物質の質量を推定するための数理モデルを構築。系内の複数の中性子源（外部・誘導・自発）を考慮し、検出数の1〜3次モーメントを解析的に導出。
A New Standard for Preemptive Military Action Against WMD Threats Fred Wehling
大量破壊兵器（WMD）脅威に対する先制軍事行動の新たな基準 ― 国際法に違反する兵器の運用・開発を先制行動の正当化根拠とする政策的枠組みの提案 (*)従来の「差し迫った脅威（imminent threat）」の定義は、核・化学・生物兵器や即時発射可能なミサイルの登場以前のものであり、現代の脅威には不十分。著者は、国際法に違反する形で運用される大量破壊兵器（WMD）やその秘密開発計画の存在を、先制軍事行動の新たな正当化基準として提案。文献と事例の批判的検討を通じて、国家安全保障と国際法の間の緊張関係を再評価し、政策的枠組みの再構築を促す。
A New Versatile Safeguards Tool for Verification of PWR Spent Fuel Young S. Ham, P.L. Kerr, Raymond Swan, Alden Wong
PWR使用済燃料の検証に向けた多用途型保障措置ツールの開発 ― 部分欠陥検出と運転履歴確認による検証能力の強化 (*)従来の保障措置技術では検証が困難だった状況に対応するため、PWR使用済燃料集合体の特性と健全性を確認できる新しい検証ツール「Partial Defect Tester（PDET）」が開発された。PDETは、燃焼度・冷却時間・初期濃縮度などの運転履歴パラメータを確認し、ピン単位での核燃料の逸脱（ピン・ダイバージョン）を検出可能。このツールは、シッパー／レシーバー検証や部分欠陥検出において、従来技術を補完・強化する多用途な保障措置手段として期待されている。
A Passive Tamper Indicating Enclosure For Use Within A Nuclear Weapons Monitoring Regime Kevin Simmons, Jennifer Tanner, Jake Benz, Keir Allen, Helen White, Sarah McOmish
核兵器監視体制における受動型改ざん検知エンクロージャの開発 ― 条約対象物の知識継続性を確保する技術的枠組みの提案 (*)英国AWEと米国PNNLは、核兵器解体プロセスにおける「知識の継続性（continuity of knowledge）」を確保するため、受動型改ざん検知エンクロージャ（TIE）の共同開発を進めている。本論文では、光ファイバーを組み込んだTIEの改良版と、PMMA（ポリメチルメタクリレート）を用いた新たな受動型TIEの設計・運用概念を紹介。これらのTIEは、条約対象物や監視機器への不正アクセスを検知し、チェーン・オブ・カストディ体制の信頼性を高める手段として期待されている。（TIE）：改ざんや不正アクセスを検知するための封じ込め構造。保障措置や軍縮検証で用いられる。
A Programme to Immobilise Plutonium Residues at Stellafield J. W. Hobbs, C. R. Scales, E. R. Maddrell, M. W. A. Stewart, S. A. Moricca
英国セラフィールドにおけるプルトニウム残渣の固定化プログラム ― ガラスセラミックおよび金属マトリックスによる長期処分技術の開発と実証 (*)英国Sellafieldサイトに保管されているプルトニウム含有残渣を、長期保管・最終処分に適した形で固定化する技術開発が進められている。英国NNLと豪州ANSTOの協力により、ガラスセラミック（ジルコノライト相）および金属（銅マトリックス）を用いたホットアイソスタティックプレス（HIP）技術が確立された。実プルトニウム残渣を用いた実証施設の設計・建設がSellafield中央研究所で開始され、将来的なプルトニウム処分政策への技術的基盤を提供することが期待されている。
A Progress in Development of Environmental Sample Analysis in KAERI Kyuseok Song, Jong Ho Park, Seang Yong Oh
KAERIにおける環境試料分析の開発の進展
A Proposed Analytical Mode that Permits a K-Edge Densitometer to Continuously Monitor Concentration Changes of Actinides in a Fluid Michael Collins
K端濃度計を用いて流体中のアクチニドの濃度変化を連続的に監視することを可能にする分析モードの提案
A Quantitative Evaluation Of States’ Nuclear Nonproliferation Credibility Won II Ko, Ho Dong Kim, Eun Ha Kwon, Kwang-Seok Lee
国家の核不拡散信頼性に関する定量的評価 ― 国際的原子力活動の正当性を測る指標としての政策・透明性分析 (*)各国の「核不拡散に対する信頼性（Nuclear Nonproliferation Credibility）」を定量的に評価する枠組みを提案し、国際社会における原子力活動の正当性を測る指標として位置づけ。韓国を事例に、原子力発電大国でありながら国際的な不拡散規範への貢献が不十分とされる状況を分析。国家の政策・行動・透明性が、国際的な信頼性にどう影響するかを数値化し、政策改善の方向性を示唆。
A Review of Current Safeguards Technology Developments at Los Alamos National Laboratory Karen A. Miller, Stephen Croft
End(1) ロスアラモス国立研究所における保障措置技術開発の現状
A Robust Infrastructure Design for Gas Centrifuge Enrichment Plant Unattended Online Enrichment Monitoring Nathan C. Rowe, James R. Younkin, J. R. Garner
ガス遠心分離濃縮プラントにおける無人オンライン濃縮監視のための堅牢なインフラ設計 (*)ガス遠心分離施設（GCEP）におけるウラン六フッ化物（UF₆）の同位体組成を連続的に測定する「オンライン濃縮モニター（OLEM）」のインフラ設計を提案。この設計は、モジュール型・商用部品ベースで構成され、遠隔監視・無人運用に対応した保障措置システムの要件を満たす。OLEMの導入により、高濃縮ウラン（HEU）生産の早期検出が可能となり、破壊検査の頻度を減らすことで検証効率の向上が期待される。
A Test Stand for Uranium Concentration Measurements J. L. Cochran, J. A. Cantrell
ウラン濃度測定用試験スタンド
Accelerator Technology for Long Range Detection of Nuclear Material* James Lemley, Peter Zielinski, Krishnaswamy Gounder
遠隔核物質検出に向けた加速器技術の応用 ― アクティブ照射と光核分裂による非侵襲的識別手法 (*)米国防脅威削減庁（DTRA）は、船舶・車両・建物などに隠された核物質を遠隔から検出する技術開発を進めている。加速器を用いたアクティブ照射（高エネルギー光子・陽子・ミューオンなど）により、核物質の特有な反応を誘発し、検出可能なシグナルを得る。移動中の物体に対しては、ガンマ線イメージングと加速器による光核分裂（photofission）技術を組み合わせたセンサーシステムが提案されている。
Active Gamma Spectroscopy with NMIS John T. Mihalczo, Mark Walke
NMIS（核物質識別システム）によるアクティブ・ガンマ線分光法の開発 ― 高速中性子イメージングと分光技術の統合による物質識別能力の拡張 (*)NMIS（核物質識別システム）は、高速中性子イメージングを用いて物質の透過・散乱特性を測定し、核物質を識別する装置である。本研究では、NMISにガンマ線分光機能を統合することで、核物質以外の物質（例：アルミニウム、爆発物など）の識別能力を拡張することを目指している。フィールド展開可能なNMIS（FNMIS）は、米国核検証局によって開発中であり、将来的には多様な物質の非破壊検査に活用される見込みである。
Active Interrogation Behind an Information Barrier David Desimone, Due T. Vo
情報バリア下でのアクティブ照射による核物質属性測定 ― 軍縮検証に向けた非侵襲的手法の実証 (*)ロスアラモス国立研究所（LANL）では、情報バリア（IB）を用いた次世代属性測定システム（NG-AMS）を開発し、プルトニウムの属性測定に活用している。従来のパッシブ中性子ウェルカウンターをアクティブ照射型のコインシデンスカウンターに改良し、核物質の存在を非侵襲的に検証する手法を実証した。この技術は、軍縮条約における検証手段として、機密情報を保護しながら核物質の属性を確認するための有望なアプローチである。
Active-Interrogation Measurements of Induced-Fission Neutrons from Low­ Enriched Uranium M. Flaska, S. A. Pozzi, J. Dolan, P. Peerani, M. J. Marcath, D. L. Chichester, A. Tomanin
低濃縮ウランに対するアクティブ照射による誘発核分裂中性子の測定 ― 高速中性子検出を用いたリアルタイム核物質評価手法 (*)低濃縮ウラン（LEU）に対してアクティブ照射を行い、誘発された核分裂反応から放出される中性子をリアルタイムで測定する手法が検討された。高速中性子検出器を用いることで、核燃料のプロセス監視や保障措置における迅速かつ高精度な検出が可能となる。パッシブ手法と併用することで、核物質の存在確認とその特性評価の信頼性を向上させることが期待されている。
Adapting a Certified Shipping Package for Storage Applications Bradley M. Loftin, Glenn A. Abramczyk
保管用途向けの認証輸送パッケージの適応
Addressing the Challenges of RFID for Safeguards Faranak Nekoogar, Farid Dowla, Keith Talk
保障措置におけるRFID（無線周波数識別）技術の課題と対応 ― 核物質監視への応用に向けた技術的検討 (*)核物質保障措置におけるRFID（無線周波数識別）技術の導入は、物品の追跡や監視の効率化に寄与するが、電磁干渉やセキュリティ上の課題が存在する。本論文では、RFIDタグの信頼性、データ保護、読取距離、タグの耐久性など、保障措置への応用における技術的・運用的課題を整理している。これらの課題に対して、国際機関や研究機関が取り組む改善策や、将来的な実装に向けた技術的検討が紹介されている。
An Analysis Technique for Active Neutron Multiplicity Measurements Based on First Principles William Charlton, Paolo Peerani, Louise G. Evans, Braden Goddrad
核分裂反応の物理モデル（第一原理）に基づくアクティブ中性子同時計数解析手法の開発 ― 校正不要な非破壊測定技術への展望 (*)テキサスA&M大学とロスアラモス国立研究所は、アクティブ中性子照射における核分裂中性子の同時計測における従来の校正曲線依存を排除するため、第一原理に基づく解析手法を開発している。この手法では、物理モデルと検出器応答を理論的に統合し、測定結果の定量性と信頼性を向上させることを目指している。将来的には、保障措置や核物質の非破壊検査において、より汎用性の高い測定技術としての応用が期待されている。
An Integrated RFID and Barcode Tagged Item Inventory System for Deployment at New Brunswick Laboratory J. R. Younkin, R. Kuziel, Lynn Preston, Brigham Thomas, Colleen G. Gradle, Michael J. Kuhn, Leesa Laymance
ニューブランズウィック研究所への導入に向けたRFID（無線周波数識別）とバーコードタグ付き物品在庫統合システム
An Investigation of 10B Lined Proportional Counters for use in Safeguards Applications Eric Weissman, K. McKinny, T. Anderson, Sasha Philips, Kevin S. McKinny, Nathan H. Johnson, Brian M. Young
保障措置用10Bライニング比例計数管の調査応用例
Analysis of Probability of Detection of Plausible Diversion Scenarios at Gas Centrifuge Enrichment Plants using Advanced Safeguards Kevin R. Hase, Heather H. Erpenbeck, Brian D. Boyer
先進保障措置を用いたガス遠心分離濃縮プラントにおける妥当な転用シナリオの検出確率の分析
ANALYSIS OF THE ANTINEUTRINO SIGNATURE OF LEU/MOX FUELED LWRS AND SFRS Thomas G. Saller, Douglas A. Fynan, Andrew M. Ward, Tom Downar, John C. Lee
LEU/MOX燃料を用いた軽水炉および高速炉における反ニュートリノ特性の解析 ― 炉型・燃料組成による生成率の違いと保障措置への応用 (*)本研究では、軽水炉（LWR）およびナトリウム冷却高速炉（SFR）における低濃縮ウラン（LEU）および混合酸化物燃料（MOX）からの反電子ニュートリノ（反ニュートリノ）放出を解析している。燃料の燃焼度に応じた反ニュートリノの時間依存的な生成率を評価し、炉種や燃料組成による違いを明らかにしている。この解析は、反ニュートリノ検出を用いた保障措置や燃料監視技術の高度化に資するものである。
Analysis of the Feynman Variance to Mean Ratio Using Nonlinear Regression Alex M. Okowita, John Mattingly
非線形回帰を用いたファインマン分散平均比の分析
Antineutrino-Based Reactor Monitoring for Future IAEA Safeguards Applications N. S. Bowden, A. Bernstein, Thomas E. Shea, B. Cabrera-Palmer, T. Classen, S. Kiff, D. Reyna, L. Kogler, A. Erickson
将来のIAEA保障措置への応用に向けた反ニュートリノに基づく原子炉モニタリング (*)反ニュートリノ検出技術は、原子炉の運転状況や核燃料の変化を非侵襲的に監視できるため、IAEA保障措置の強化に資する可能性がある。IAEA主導で設立された作業部会では、12か国の物理学者と保障措置専門家が協力し、反ニュートリノ検出の応用可能性を検討している。ARMS（Antineutrino-Based Reactor Monitoring System）という概念が提案され、既存技術との比較を通じて、核物質の逸脱検知への有効性が議論されている。
Applicability of the Curium Ratio Technique for Safeguarding at Electrochemical Recycling Process Taehoon Lee, Heesung Shin, Ho Dong Kim, Seong-Kyu Ahn, Bo-Young Han, Se-Hwan Park
電気化学リサイクルプロセスにおける保障措置へのキュリウム比法の適用性 (*)電解法による使用済燃料再処理において、プルトニウムの定量にキュリウム比（Pu/Cm）を用いる手法の妥当性を検討。キュリウムの強い中性子放出が直接測定を困難にする一方で、プロセス全体での核物質追跡に有用な指標となる可能性がある。Pu/Cm比の一定性や試料の均質性、測定誤差などを評価し、保障措置への適用可能性を議論している。（実際の燃料から得られた実験データではなく、燃焼解析に基づくモデル的なアプローチが採用されている）
Application of Flow Forming for Use in Radioactive Material Packaging Designs Kurt R. Eberl, P. S. Blanton, G. A. Abramczyk
放射性物質輸送容器設計へのフローフォーミング（流動成形）技術の適用 ― 溶接代替による構造信頼性と製造効率の向上 (*)本論文は、放射性物質輸送容器の製造において、フローフォーミング（流動成形）技術を従来の溶接に代わる手法として検討した成果を報告している。成形された容器は、ASMEボイラー・圧力容器規格（Section III, Subsection NB）に準拠しており、構造的信頼性と製造効率の両面で利点があるとされる。試験と評価を通じて、流動成形による容器設計が、放射性物質の安全な輸送に適用可能であることが示された。
Application of Lanthanum Bromide Detectors for IAEA Safeguards Verification M. Koestlbauer, V. Nizhnik, G. Sheppard
IAEA保障措置検証における臭化ランタン検出器の適用
APPLICATION OF MULTI-ELEMENTAL K-EDGE DENSITOMETRY TO MOX SOLUTIONS AT A COMMERCIAL PLANT USING A NEW HYBRID K-EDGE DENSITOMETRY (HKED) SOFTWARE PACKAGE S. Philips, Marcel Villani, Andrey Bosko
End(2) 新型ハイブリッドKエッジ密度測定（HKED）ソフトウェアパッケージを用いた商用プラントにおけるMOX溶液への多元素Kエッジ密度測定の適用
Application of Multi-Elemental K-Edge Densitometry to MOX Solutions at a Commercial Plant Using a New Hybrid K-Edge Densitometry (HKED) Software Package Marcel Villani, Andrey Bosko
商業施設におけるMOX溶液への多元素K端密度測定法の適用 ― 新型ハイブリッドK端密度測定（HKED）ソフトウェアパッケージを用いた分析 (*)HKEDソフトウェアパッケージ：開発元：Canberra Industries Inc.（現：Mirion Technologies傘下）、技術背景：元々は欧州のInstitute for Transuranium Elements (ITU)で開発されたVMSベースのHKEDソフトウェアが基盤。近年、Windowsベースの新バージョンが開発され、ユーザーインターフェースの改善と物理解析機能の強化が図られている。新機能：Multi-Elemental K-Edge Densitometry（MEKED）解析機能を搭載。最大6種のアクチニド（U, Pu, Am, Np, Th, Cm）を同時に定量可能。
Application of Safeguards-By-Design for the Pyroprocessing Facilities in ROK Dae Yong Song, Seong-Kyu Ahn, H. D. Kim, B. Y. Han, T. H. Lee
韓国の乾式処理施設における設計に基づく保障措置の適用
Application of Wireless LAN technology to Remote Monitoring for Inspection Equipment Koichi ISHIYAMA, Katsuhiro Yamaguchi, Tsuyoshi Hayakawa
検査装置の遠隔監視における無線LAN技術の適用
Applications of Computerized Simulations in Nondestructive Waste Assays Bob Ceo, Joe Wachter
非破壊廃棄物分析におけるコンピュータシミュレーションの適用
Applications of LIBS to Safeguards for Electrochemical-processing facility Ho-Dong Kim, Hee-Sung Shin, Ho Dong Kim, Bo-Young Han, Bo-Young Han, Youn-Shil Kim
電気化学処理施設の保障措置におけるLIBS（レーザー誘起ブレークダウン分光法）の適用
APPLYING PROCESS MONITORING AT GAS CENTRIFUGE ENRICHMENT PLANTS USING COMMERCIAL OFF-THE-SHELF INDUSTRIAL CONTROL PRODUCTS Dunbar Lockwood, J. R. Younkin, Nathan Rowe, J. R. Garner, R. S. Snow
市販産業用制御機器を用いたガス遠心分離濃縮施設でのプロセス監視の適用 ― IAEA保障措置強化に向けた非侵襲的手法の検討 (*)ガス遠心分離型ウラン濃縮施設において、市販の産業用制御機器（COTS製品）を活用したプロセス監視の可能性が検討されている。UF₆（六フッ化ウラン）シリンダーの重量監視など、操業者の既存設備を保障措置目的で活用することで、IAEAの監視能力を強化できる。このアプローチは、非侵襲的かつ継続的な監視手法として、保障措置の効率性と信頼性を向上させる可能性がある。
APPROACHES TO STRENGTHEN CHINA’S NUCLEAR SECURITY Hui Zhang
中国の核セキュリティ強化のためのアプローチ
Arms Control and Non-Proliferation Course at UTK A. C. Pederson
UTK（テネシー大学ノックスビル校）における軍備管理・核不拡散コース
Assessing the Feasibility of Using Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) for Assaying Plutonium in Spent Fuel Assemblies D. L. Chichester, James W. Sterbentz
使用済み燃料集合体中のプルトニウム分析における中性子共鳴透過分析（NRTA）の実現可能性評価
ASSESSMENT OF ACTIVE INTERROGATION WITH BREMSSTRAHLUNG TO DETECT SPECIAL NUCLEAR MATERIAL IN A LITTORAL ENVIRONMENT Martin E. Nelson, Michael J. Martin
沿岸環境における特殊核物質検出のための制動放射ガンマ線照射技術の評価 ― 海上密輸シナリオに基づく高濃縮ウラン検出の可能性 (*)本研究では、沿岸環境（littoral environment）における特殊核物質（SNM）検出のために、ブレムストラールング（制動放射）を用いたアクティブ照射技術の有効性を評価している。対象は、小型船舶で密輸される高濃縮ウラン（HEU）であり、海上輸送中の検出を想定したシナリオに基づいている。半経験的モデルを用いて、船上に設置された照射システムによる検出性能をシミュレーションし、現実的な運用可能性を検討している。
ASSESSMENT OF ALTERNATIVE FUNDING MECHANISMS FOR THE IAEA Chris Toomey, Evan Wyse, Ben Ford, Andrew Kurzrok
IAEAの財政的持続性に向けた代替資金調達手段の評価 ― 基金・寄付・サービス課金モデルの可能性 (*)本論文は、IAEA（国際原子力機関）の長期的な財政的持続性を確保するために、現行の予算制度に代わる資金調達手段を検討している。提案されている代替手段には、基金（endowment）、慈善寄付（charity）、サービス課金型モデル（fee-for-service）などが含まれる。これらの手法は、Next Generation Safeguards Initiative（NGSI）の一環として、保障措置の将来に向けた制度的基盤強化を目的としている。
Assessment of Delayed Gamma-Ray Technique Parameters for Spent Nuclear Fuel Assay A. W. Hunt, B. A. Ludewigt, V. Mozin, E. Reddy
使用済み核燃料集合体における核燃料分析のための遅発ガンマ線技術パラメータの評価 (*)Delayed Gamma-Ray Technique Parameters の具体的内容；1)核分裂生成物のベータ崩壊に伴う遅延ガンマ線スペクトル、2)照射条件と中性子源の特性、3)検出器の性能と配置、4)解析モデルと再構成コード
Assessment of Laser-Induced Breakdown Spectroscopy as a Method to Pre­ Screen Environmental Swipe Samples A. Monteith, A. Maddison, C. Fricke-Begemann
環境スワイプサンプルの事前スクリーニング法としてのレーザー誘起ブレークダウン分光法の評価
ATTRIBUTES FROM NMIS TIME COINCIDENCE, FAST-NEUTRON IMAGING, FISSION MAPPING, AND GAMMA-RAY SPECTROMETRY DATA John Mihalczo, James Mullens, Jason Hayward, Alicia L. Swift
NMIS（核物質識別システム）時間同時計数法、高速中性子イメージング法、核分裂マッピング法、およびガンマ線分光法データからの属性の評価
Automatic Calibration For K-Edge Densitometry: Application To Samples That Exhibit Prominent Absorption Edges from Two Actinides Michael Collins
K吸収端密度測定のための自動較正：2つのアクチニド元素の顕著な吸収端を示すサンプルへの適用
Automating the Coupling of ORIGEN with GADRAS via the Fallout Analysis Tool for National Technical Nuclear Forensics Vincent J. Jodoin, Mateusz Monterial, Jordan P. Lefebvre, Douglas E. Peplow
米国国家核鑑識に向けたフォールアウト分析ツールとしてのORIGENとGADRASの自動連携 ― 降下物スペクトル解析の迅速化と意思決定支援 (*)本研究では、核爆発後のフォールアウト（降下物）分析において、ORIGEN（燃焼解析コード）とGADRAS（ガンマ線応答解析ソフト）を自動連携させるツールを開発している。Defense Land Fallout Interpretive Code（DELFIC）による放射性降下物の予測結果を、GADRASでのスペクトル解析に直接活用できるように統合した。この自動化により、核鑑識（nuclear forensics）活動における迅速なサンプル評価と意思決定支援が可能となる。
B lined tubelet proportional counters: characteristics of geometry and signals for waste assay Robert D. McKeag, Kyrlakos Tsorbatzoglou
ホウ素ライニング小径チューブレット型比例計数管の幾何構造と信号特性 ― 廃棄物非破壊測定への応用評価 (*)10B（ホウ素-10）ライニングされた小径チューブレット型比例計数管は、希少な³He（ヘリウム-3）ガスの代替として、放射性廃棄物の非破壊測定（waste assay）に向けて開発されている。各メーカーが異なる形状・構造を提案しており、設計の最適化には幾何学的配置、温度安定性、電気信号特性の詳細な評価が必要とされている。初期評価では、³He検出器に匹敵する感度（70%以上）を示す設計もあり、保障措置や廃棄物管理分野での実用化に向けた可能性が示唆されている。
Ballistics Testing of the 9977 Shipping Package for Storage Applications Bradley M. Loftin, Glenn A. Abramczyk
9977型輸送容器の弾道衝撃試験 ― 保管用途に向けた構造的安全性評価 (*)9977型輸送容器は、サバンナ・リバー・サイト（SRS）での長期保管用途への適用可能性を評価するため、小口径高速弾（.223口径）による衝撃試験が実施された。試験では、容器の最も脆弱な箇所への直接衝突を想定し、内容物の漏洩がないことを確認することが目的とされた。結果として、9977容器は構造的完全性を維持し、保管用途における安全性要件を満たすことが示された。
Calorimeter-Based Adjustment of Multiplicity Determined 240Pueff: Known-a Analysis for the Assay of Plutonium Franklin H. DuBose
熱量計による240Pu実効量の補正 ― プルトニウム分析に向けた既知α値を用いたknown-α値法 (*)プルトニウムの非破壊分析では、γ線と中性子の同時計測による手法が一般的だが、(α,n)反応などの不純物の影響で精度が低下することがある。熱量測定（calorimetry）を併用することで精度は向上するが、測定時間が長くなるため、迅速な分析には不向き。本研究では、代表試料に対して熱量・γ線・中性子測定を行い、得られたa値を用いて他の試料を高速かつ高精度に分析する「known-a multiplicity分析法」を提案している。known-a法の原理：代表試料に対して、熱量測定（calorimetry）やγ線分析を用いて、α線放出率（a値）を高精度に決定。この「既知のa値（known-a）」を用いて、(α,n)反応による中性子寄与を補正し、他の試料の中性子同時計測結果から²⁴⁰Puの実効量（240Pueff）をより正確に算出。
Centralized Radiation Detector Network for Locating and Identifying Clandestine Nuclear Materials Mark Delgado
End(3) 隠匿核物質の探索と同定に向けた分散型検出器群によるネットワーク化とデータの中央処理システムの構築 (*)本研究では、複数の放射線検出器をネットワーク化し、中央サーバでデータを統合・解析するシステムを開発し、隠匿された核物質の位置特定と同定を目指している。検出器は異なる場所に設置され、放射線源の空間分布に関する情報を収集・送信し、サーバ側で同位体の位置を予測するアルゴリズムが実装されている。この中央集約型ネットワークは、医療廃棄物中の高放射性同位体や人口密集地における即席核装置（IND）の探索など、核不拡散分野での応用が期待されている。
Chain of Custody Field Evaluations Jennifer Tanner, Faranak Nekoogar, Sharon Deland, Regina Griego, Gerald Schotik 保管・流通管理の現場評価
核兵器の所在・状態追跡に向けたチェーン・オブ・カストディ技術の現場評価 ― 軍縮合意への技術的備え (*)本研究は、将来の軍縮・軍備管理合意に向けた核兵器のチェーン・オブ・カストディ（CoC）技術の現場評価を目的としており、核兵器およびその構成部品の所在と状態を追跡・保証する手段を検討している。評価対象には、宣言された核兵器の保管・移送・解体の各段階が含まれ、実地試験を通じて技術的な有効性と運用上の課題が検証された。関与組織には、サバンナ・リバー国立研究所（SRNL）、ロスアラモス国立研究所（LANL）、パシフィック・ノースウェスト国立研究所（PNNL）などが含まれ、米国国家核安全保障局（NNSA）の支援のもとで実施された。
Challenges to Ensuring Operability of Protection Systems while Maintaining Risk Reduction at the Joint Institute for Power and Nuclear Research – Sosny, Belarus Heather Kauffman, Gennady V. Vasilevich
ベラルーシ、ソスニー電力・原子力共同研究所におけるリスク低減を維持しながら防護システムの運用性を確保するための課題
Changes to NRC Regulations and Guidance for Material Control and Accounting Steven L. Ward, Thomas L. Pham
物質管理・計量に関するNRC規則およびガイダンスの変更
CHARACTERISTICS AND PERFORMANCE OF A LARGE VOLUME TWIN CELL HEAT­ FLOW CALORIMETER FOR PLUTONIUM AND TRITIUM MEASUREMENT John A. Mason, Antony C. M. Towner, Kevin J. Burke
プルトニウムおよびトリチウム測定用大容量ツインセル熱流熱量計の特性と性能
Characterization of Special Nuclear Material using a Time-Correlated Pulse­ Height Analysis P. Marleau, A. Enqvist, S. D. Clarke, S. A. Pozzi, E. Miller, J. K. Mattingly
時間相関波高分析を用いた特殊核物質の特性評価
Characterization of the CLYC Detector for Neutron and Photon Detection M. M. Bourne, S. A. Pozzi, A. Guergueiev, S. D. Clarke, C. Mussi
中性子・γ線検出に向けたCLYC（Cs₂LiYCl₆）検出器の特性評価 ― 実測とシミュレーションによる応答関数の検証 (*)CLYC検出器は、γ線と中性子の同時検出が可能な新型シンチレータとして注目されており、非破壊検査や核鑑識分野での応用が期待されている。本研究では、137Cs（γ線源）と241AmBe（中性子源）を用いた実測とMCNPX-PoliMiによるシミュレーションを比較し、検出器の応答関数を評価した。シミュレーションはパルス高さ分布の形状を再現可能である一方、137Csの光ピークや241AmBeの中性子捕獲効率を過大評価する傾向があることが判明した。CLYC（Cs₂LiYCl₆）検出器は、セシウム・リチウム・イットリウム・塩化物結晶を用いた新型のシンチレーション検出器で、以下の特徴を持つ：γ線と中性子の両方を検出可能な「デュアルモード検出器」、γ線スペクトロスコピー性能はNaI（Tl）検出器と同等、中性子検出では、⁶Liによる(n,α)反応により単一エネルギーのパルスを生成
CHARACTERIZATION OF THE URANIUM ISOTOPIC ABUNDANCES IN NBL CERTIFIED REFERENCE MATERIAL 125-A Richard Essex, Michael D. Soriano, M. Kraiem, K. J. Mathew
NBL認証標準物質125-A中のウラン同位体存在比の特性評価
China’s Nuclear Weapons Modernization: Intentions, Drivers, and Trends Hui Zhang
中国の核兵器近代化：意図、推進力、そしてトレンド
CLYC Scintillators for Neutron Handheld Instruments A. Gueorguiev, J. Tower
中性子携帯機器用CLYC（Cs₂LiYCl₆）シンチレーター
COMPARISON OF HOLDUP DETECTION SYSTEMS Angela Lousteau, John Stooksbury
ホールドアップ検出システムの比較評価 ― 核物質残留量測定に向けたHMS-4とISOCSの性能検証 (*)本論文は、**配管やダクトなどの処理設備内に残留する核物質（ホールドアップ）**の測定技術を比較し、核物質管理と臨界安全性の観点からその重要性を強調している。比較対象は、ORTEC社のHMS-4（Holdup Measurement System 4）とCanberra社のISOCS（In Situ Object Counting Software）であり、既知の参照線源を用いた測定結果、精度、再現性、所要時間、携帯性、コストなどが評価された。測定結果は、各システムの特性に応じた適用シナリオの選定に有用であり、施設の運用条件に応じた最適なホールドアップ測定手法の選択を支援することを目的としている。
Comparison of Neutron Pulse Height Distributions from Organic Scintillators Calculated by Geant4 and MCNPX-PoliMi S. D. Clarke, S. A. Pozzi, S. F. Naeem, J. Dolan
Geant4とMCNPX-PoliMiによる有機シンチレーターからの中性子パルス高分布の比較
COMPASS in Action – Accounting Michael Kaufman
COMPASS評価ツールによる核物質会計システムの実地検証 ― LANLにおけるLAMCASの評価事例 (*)本論文は、核物質管理・計量管理（MC&A）プログラムの評価ツール「COMPASS」を用いて、核物質会計（Accounting）要素の重要性と評価方法を実地で検証した事例を紹介している。会計システムは、核物質の種類と量を正確に把握することが盗難・逸脱の防止に不可欠であり、MC&Aの中核要素として位置づけられている。対象となったシステムは、ロスアラモス国立研究所（LANL）のLAMCAS（Los Alamos Material Control and Accountability System）であり、COMPASSによる評価結果が報告されている。
COMPASS In action: Declaring Program Effectiveness Michael Kaufman, Amy Wilson, Michael Mitchell
COMPASS評価ツールによるプログラム有効性の宣言 ― MC&A全体評価の手法と活用指針 (*)本論文は、COMPASS評価ツールを用いてMC&Aプログラム全体の有効性（Program Effectiveness）を定量的に評価する方法を解説しており、複数の要素を統合して総合評価を導出するプロセスに焦点を当てている。評価結果は、予算配分や資源管理の意思決定に活用可能であり、プログラムの改善点や強化すべき領域を明確にするための指標として機能する。新規ユーザー向けに、COMPASSの導入手順や評価項目の組み合わせ方、結果の解釈方法が具体的に示されており、教育的な側面も重視されている。
COMPASS In Action: Inventory Element Michael Mitchell, Michael Kaufman, Amy Wilson
COMPASS評価ツールによるインベントリ要素の実践的評価 ― 核物質在庫管理の教育的アプローチ (*)本論文は、COMPASS評価ツールを用いて「インベントリ（Inventory）」要素の評価手法を詳細に解説しており、新規ユーザー向けに実践的な評価プロセスの理解を促進することを目的としている。インベントリ要素では、物理的在庫の正確性、記録との整合性、検認手順の有効性などが評価対象となり、核物質の所在と量の信頼性確保に直結する。本稿は、COMPASSの教育的活用に重点を置いており、評価項目の選定・スコアリング・改善提案の流れを具体的に示すことで、MC&A教育ツールとしての有用性を強調している。
COMPASS, Quick Cards, and the Master Assessment Schedule at the Y-12 National Security Complex John Cuffman
Y-12国家安全保障施設におけるCOMPASS評価・Quick Cards・評価スケジュールの統合運用 ― 核物質管理プログラムの実践的評価体系 (*)本論文は、Y-12国家安全保障施設における核物質管理・計量管理（MC&A）プログラムの評価体系として、COMPASSツール、Quick Cards、Master Assessment Schedule（MAS）の連携活用事例を紹介している。Quick Cardsは、現場担当者が評価項目を迅速に理解・実施できるように設計された簡易ガイドであり、COMPASSの評価基準を現場レベルに落とし込む役割を果たす。Master Assessment Scheduleは、評価活動の年間計画を体系的に整理するもので、COMPASSによる評価の継続性と網羅性を確保するための運用基盤として機能している。
Complementary Sensor Selection for High Security Applications John Russell
高セキュリティ用途における補完的センサー選定 ― 防護設計における誤解と最適化手法の整理 (*)本論文は、高セキュリティ施設における物理的防護システム設計において「補完的センサー（complementary sensors）」の誤解が広がっていることを指摘し、DOE（米国エネルギー省）やDoD（米国国防総省）での混乱事例を紹介している。補完的センサーとは、異なる検出原理を持つセンサーを組み合わせることで、単独では検出困難な脅威を補う設計手法であり、誤用するとコスト増やセキュリティ低下につながる。本稿では、センサー選定のプロセス、配置設計、補完性の定義と適用条件を体系的に整理し、誤解を避けるための設計指針を提示している。
Computer Based Illicit Trafficking Incident Processing System for IAEA’s ITDB Hosik Yoo, Wan-Ki Yoon, lckhyun Shin, Hyungmin Seo, Hyun-Chui Kim, Jeong-ho Lee, Kook Heui Kwon, Jungsu Kim
IAEA 違法取引データベース （ITDB）向けコンピュータベースの違法取引インシデント処理システム
Concepts for the Measurements Subsystems of the Third Generation Attributes Measurement System Dan Archer, Jonathan L. Thron, Glen A. Warren, Seth Mcconchie, Mark Cunningham
第3世代属性測定システムの測定サブシステムの概念
Conceptual Design for the Development of Unified Spent fuel Attribute Tester by MCNP Analysis Ki-Hyun Kim, Jae-Bum Park, Byung-Marn Koh
MCNP解析による統合型使用済燃料属性検出器（USAT）の概念設計 ― 燃料集合体および非燃料物品の検証に向けたSFAT・IRATの統合評価 (*)本研究は、使用済燃料プール内の燃料集合体および非燃料物品の検証を目的とした装置「統合型使用済燃料属性検出器（USAT）」の概念設計を、MCNPコードによるシミュレーションを用いて行ったもの。USATは、燃料集合体用のSFAT（Spent Fuel Attribute Tester）と、非燃料物品用のIRAT（IR Radiated fuel Attribute Tester）を統合した設計であり、γ線スペクトロメトリーによる識別原理は共通だが、形状・遮蔽・材料が異なる。シミュレーションでは、検出器の種類や遮蔽方法の最適化を行い、装置の可搬性と構造的一体性の向上を目指して設計変更が加えられた。
William S. Charlton, Jeremy M. Osborn, Craig M. Marianno, Alexander A. Solodov
End(4) γ線相互作用法によるコンクリート特性評価 ― 放射線ポータルモニターにおけるバックグラウンド影響解析のための基礎研究 (*)本研究は、放射線ポータルモニター（RPM）におけるγ線バックグラウンドの影響評価を目的として、コンクリートの組成をγ線相互作用に基づいて特性評価する手法を開発した。使用された手法は、可搬型の一般的な機器を用いたフォトン相互作用実験であり、現場での迅速な評価を可能にする設計となっている。得られたデータは、コンクリートの材質がγ線の透過・散乱に与える影響を数値シミュレーションで再現するための基礎情報として活用される。
ConDrop – Development of Numerical Simulation Approaches for Drop Test Analyses of Steel Sheet Containers Holger Volzke, Christian Protz, Eva-Marie Kasparek
ConDrop – 鋼板容器の落下試験解析のための数値シミュレーション手法の開発
Construction and Development of a BF3 Neutron Detector at Brookhaven National Laboratory (BNL) C. Czajkowski, C. Finfrock, P. Philipsberg, V. Ghosh
ブルックヘブン国立研究所におけるBF₃中性子検出器の設計と開発 ― ³He代替技術としての保障措置応用に向けた評価 (*)世界的な³Heガスの供給不足に対応するため、Brookhaven国立研究所（BNL）は³He代替としてBF₃ガスを用いた中性子検出器の開発を開始。既存の放射線ポータルモニター（RPM）に適合する寸法で、市販部品を活用してBF₃検出モジュール（NDM）を構築し、Nevada国家安全保障施設で性能試験を実施。BF₃ガスの安全対策や落下試験を含む設計評価を行い、国際保障措置における³He検出器の代替技術としての可能性を示唆。
Container Safety Assessment for the Disposal of Non-Heat Generating Radioactive Waste in the KONRAD Repository Holger Volzke, Manel Ellouz, Christian Protz
コンラッド貯蔵施設における非発熱性放射性廃棄物処分のための容器安全性評価
CONTINUOUS, COLLABORATIVE STATE EVALUATION IN THE IAEA DEPARTMENT OF SAFEGUARDS Michael Barletta, Nick Doulgeris
IAEA保障措置局における継続的かつ協調的な国家評価
Cooperation between SSACs/RSACs and the IAEA Under the State-Level Concept: An Evolving Process Ana Raffo-Caiado, J. M. Johnson
国家レベル概念に基づく国家・地域核物質管理制度（SSACs/RSACs）とIAEAの協力関係 ― 進化する保障措置の枠組みとその課題 (*)IAEAが導入した「国家レベル概念（State-Level Concept）」により、国家・地域核物質管理制度（SSACs/RSACs）の役割が再定義され、保障措置活動の国家特性に応じた最適化が求められるようになった。SSACs/RSACsとIAEAの間での情報共有や技術協力の強化が不可欠であるが、人的資源や情報量の負担増、交渉の複雑化などの課題も浮上している。国家特性に基づく技術的目標設定と年次実施計画（AIP）の策定を通じて、より柔軟かつ効果的な保障措置の実現を目指す協力関係の構築が進められている。
Cooperation between SSACs/RSACs and the IAEA Under the State-Level Concept: An Evolving Process Ana Raffo-Caiado, J. M. Johnson
国家レベル概念に基づく国家・地域核物質管理制度（SSACs/RSACs）とIAEAの協力関係 ― 進化する保障措置アプローチと国家特性への対応 (*)国家レベル概念（SLC）の導入により、IAEAは従来の基準ベースの保障措置から、国家特性に応じた目的ベースのアプローチへ移行し、SSACs/RSACsとの協力が不可欠となった。国家・地域機関は、情報提供や技術協力を通じてIAEAの活動を支援するが、人的資源や情報量の負担増、交渉の複雑化などの課題がある。国家特性に基づく技術目標の設定と年次実施計画（AIP）の策定を通じて、SSACs/RSACsとIAEAの協力関係は進化し続けており、透明性と信頼構築が鍵となる。
CREATING NDA “WORKING STANDARDS” THROUGH HIGH-FIDELITY SPENT FUEL MODELING Ian C. Gauld, Catherine E. Romano, Holly R. Trellue, S. E. Skutnik
高忠実度使用済燃料モデリングによるNDA「作業標準」の構築 ― 次世代保障措置に向けた非破壊測定技術の基盤整備 (*)次世代保障措置構想（NGSI）の一環として、使用済燃料の非破壊分析（NDA）技術の高度化を目指し、信頼性の高い「作業標準（working standards）」の構築が求められている。1600以上の核種に対する高忠実度の燃料組成・放射線放出データを得るため、詳細な炉心履歴とシミュレーションを用いた燃料集合体の逐次燃焼解析を実施。SCALEやMCNPによる独立計算と破壊分析データを用いて、標準集合体の不確かさと偏差を評価し、保障措置用NDAの性能検証と測定結果の解釈に活用。
Customized Design and Simulated Performance of the 252Cf Interrogation with Prompt Neutron Detector for Spent Fuel Measurement at the Post Irradiation Examination Facility in the Republic of Korea Howard Menlove, Ho-Dong Kim, Martyn T. Swinhoe, Hee-Sung Shin, Jianwei Hu, Daniela Henzlova, Stephen J. Tobin, Se-Hwan Park, Dosik Kim
韓国の照射後試験施設における使用済み燃料測定のための即発中性子検出器を用いた252Cf中性子照射システムのカスタム設計とシミュレーション性能
Cyber / Physical Security Vulnerability Assessment Integration Doug MacDonald
サイバー・物理的防護の脆弱性評価統合 ― 相互依存関係の定量化と複合攻撃シナリオへの対応 (*)物理的防護とサイバーセキュリティの脆弱性評価（VA）が従来は別々に行われていたが、相互作用を考慮した統合的評価手法の必要性が高まっている。Pacific Northwest国立研究所とQinetiQ North Americaが共同で、両分野のVA技術を統合し、相互依存関係を定量化する新たな評価手法とソフトウェアを開発。サイバー要素の性能データベースを構築し、「複合攻撃（blended attack）」シナリオに対応可能な統合VAツールを試作、リスク評価の精度向上を目指す。
Data-Driven Versus Period-Driven Change Detection for Process Monitoring Tom Burr, M. Hamada, Chris Orton
プロセス監視におけるデータ駆動型と定期型の変化検出手法の比較 ― NRTA残差を用いた逐次検定による保障措置性能評価 (*)1981年の研究により、頻繁な核物質会計（NRTA）は一部の長期的な逸脱検出には不利であるとされ、「定期的なバランス確認の方が有効」との見解が示された。NRTAおよびプロセスモニタリング（PM）における残差を用いたデータ駆動型の逐次検定を導入し、従来の定期型検出手法との比較を行った。頻繁な逐次検定は一部のシナリオで検出確率目標を達成可能であり、万能ではないが合理的なアプローチとして推奨される。
Demand for Nuclear Nonproliferation Workforce and Training Courses in South Korea J. H. Kim, S. Y. Ryu
韓国における核不拡散人材と研修コースへの要望
DEMONSTRATION OF EMITTED-NEUTRON COMPUTED TOMOGRAPHY TO COUNT FUEL PIN P. A. Hausladen, P. Marleau, E. Brubaker, D. L. Chichester, M. A. Blackston
燃料ピンを計数するための放出中性子CTの実証
Demonstration Plan of Pu NDA System using ZnS Ceramic Scintillator Michio Seya, Masatoshi Kureta, Kazuhiko Soyama, Akira Ohzu, Tatsuya Nakamura, Hironobu Nakamura, Yasunobu Mukai
ZnSセラミックシンチレータを用いたPu NDAシステムの実証計画
DESIGN AND DEVELOPMENT OF A 3HE REPLACEMENT SAFEGUARDS NEUTRON COUNTER BASED ON BORON-LINED PROPORTIONAL DETECTOR TECHNOLOGY H. O. Menlove, D. Henzlova, Martyn Swinhoe, C. Rael, L. G. Evans
ホウ素ライニング比例検出器技術に基づく3HE代替保障措置中性子カウンタの設計と開発
Design and Implementation of a Passive Neutron Counter to Continuously Monitor Holdup in Glove Boxes Howard Menlove, Martyn T. Swinhoe, Yasunobu Mukai, Hironobu Nakamura, Johnna B. Marlow, Tsutomu Kurita, Adrienne M. Lafleur
グローブボックス内のホールドアップを連続監視するための受動型中性子カウンタの設計と実装
DESIGN AND PERFORMANCE OF HIGH-EFFICIENCY COUNTERS BASED ON BORON-LINED STRAW DETECTORS Jeffrey L. Lacy, Athanasios Athanasiades, Liang Sun
ホウ素ライニングストロー検出器に基づく高効率計数管の設計と性能
Design Information Verification at Research Reactors Training Course Robert C. McNair, Dieter Zahradnik, Klaas van der Meer
研究炉研修コースにおける設計情報検証
Design of a New Collimation System to Prevent Interference Between X-Ray Machines and Radiation Portal Monitors Ronald J. Livesay, T. F. Guzzardo
X線装置と放射線ポータルモニター間の干渉を防止するための新型コリメーションシステムの設計
Design of a Rule-based Access Control System for a Vital Area in a Nuclear Facility Jeong-ho Lee, Hyeon-cheol Kim
原子力施設重要区域におけるルールベースアクセス制御システムの設計
Design of the Improved Plutonium Canister Assay System 2 (IPCA 2) Howard O. Menlove, Martyn T. Swinhoe, Shoko lso, Carlos D. Rael, Karen A. Miller, Johnna B. Marlow, Daniela Henzlova, Masanori Kawabata
End(5) 改良型プルトニウムキャニスター分析システム2（IPCA 2）の設計
Destructive Testing of a Large, Type B, Drum-Type Radioactive Material Shipping Container Jeffrey G. Arbital, Monty L. Goins, Drew Winder
大型B型ドラム型放射性物質輸送容器の破壊試験
Detector Validation and Source Term Analysis of Uranyl Nitrate to Detect Diversion at Natural Uranium Conversion Facilities R. D. McElroy, Nolan Hertel, Shaheen Dewji, D. Lee
天然ウラン転換施設における核物質転用検知に向けたウラニル硝酸の検出器検証とガンマ線源項解析 (*)天然ウランの転換工程（yellowcakeからUF₆への化学処理）は従来保障措置の対象外だったが、非申告の転用行為による核拡散リスクが高まっている。Oak Ridge国立研究所のUNCLE施設を用いて、ウラニル硝酸（UN）のガンマ線シグネチャを検出するための検出器の感度と性能を評価。NaIやGe検出器を用いたガンマ線源項のモデル化と検出器応答の検証により、転換施設における逸脱検知の有効性を実証。
Determination of Burnup from Measurements inside the Spent Fuel Assembly Ho-Dong Kim, Hee-Sung Shin, A Kraynov, Se-Hwan Park, Jong-Myeong Oh, In-Chan Kwon, Dosik Kim
使用済み燃料集合体内部の測定による燃焼度の決定
DETERMINATION OF INITIAL ENRICHMENT, BURNUP, COOLING TIME OF PWR SPENT FUEL ASSEMBLIES BY ANALYSIS OF PASSIVE GAMMA SPECTRA AND NEUTRON COUNT RATE A. FavaIii, D. W. Lee, J. Hu, H. Trellue, Martyn Swinhoe, S.J. Tobin, Jeremy J. Gerhart
パッシブガンマ線スペクトルおよび中性子計数率の分析によるPWR使用済み燃料集合体の初期濃縮度、燃焼度、冷却時間の決定
Determination of Pu Content of U/TRU Ingot of Pyroprocessing Using the Passive Neutron Albedo Reactivity Technique Ho-Dong Kim, Howard O. Menlove, Tae-Hoon Lee, Spencer Menlove
受動中性子アルベド反応性法によるパイロプロセシングで生成されるU/TRUインゴット中のプルトニウム含有量の評価 (*)ウラン・超ウラン元素（U/TRU）インゴットは、使用済燃料からの再処理（乾式再処理＝パイロプロセシング）によって得られる主要な保障措置対象物であり、プルトニウム（Pu）含有量の高精度な評価が求められる。244Cmによる高強度中性子放出と自己増倍効果により、従来の中性子同時計数法が適用困難なため、受動中性子アルベド反応性法（PNAR）を用いてPu量を間接的に評価。MCNPXシミュレーションにより、Cd比とPu含有量の相関を導出し、最大誤差2.14%という高精度でPu量の定量が可能であることを実証。
Determination of the 242Pu Branching Ratio via Alpha-Gamma Coincidence Tzu-Fang Wang
アルファ線-ガンマ線同時計数法による242Pu分岐比の測定
DETERMINATION OF TOTAL PLUTONIUM CONTENT IN A SPENT FUEL ASSEMBLY BY MEASURING PASSIVE NEUTRON COUNT RATE AND MULTIPLICATION WITH THE DIFFERENTIAL DIE-AWAY INSTRUMENT Vlad Henzl, S. J. Tobin, S. Croft, M. Swinhoe
微分減衰装置を用いた受動中性子計数率と同時計測による使用済み燃料集合体中の総プルトニウム含有量の測定
Determination of Uranium Concentrations and Its Isotopic Ratios in Environmental Samples using Alpha-Spectrometric Analysis Khattab Mahmoud, Mohamed Monged, H. M. Diab
アルファ線分光分析を用いた環境試料中のウラン濃度および同位体比の測定
DETERMINING THE EFFECT OF ADJACENT SPENT FUEL ON CERENKOV LIGHT MEASUREMENTS B. Lindberg, D. A. Parcey, R. Kosierb, E. Sundkvist
隣接する使用済燃料がチェレンコフ光測定に与える影響の評価 (*)使用済燃料集合体からのチェレンコフ光の定量測定は、欠損燃料棒や代替材（例：ステンレス鋼）を識別する保障措置手法として注目されている。隣接する使用済燃料がチェレンコフ光の強度に与える影響を評価するため、模擬環境下で隣接配置の影響を測定。隣接燃料の影響を補正するアルゴリズムを開発し、同一燃料プール内の測定データに適用して補正効果を実証。
Developing a Methodology for Characterization of Building Materials’ Natural Radiation Background and Integration into an MCNP Model for Radiation Portal Monitoring Systems William S. Charlton, Jake Livesay, Tyler Guzzardo, Matthew B. Fitzmaurice, Alexander A. Solodov, Craig M. Marianna
放射線ポータルモニター用MCNPモデルへの統合に向けた建材の自然放射線バックグラウンド特性評価手法の開発 (*)放射線ポータルモニター（RPM）の設置環境における建材由来の自然放射線バックグラウンドを定量的に評価し、誤検出や感度低下を防ぐための手法を開発。建材サンプルのガンマ線スペクトルを測定し、透過率から元素組成と比放射能を推定。これを基にMCNPモデルを構築し、RPMにおけるガンマ線バックグラウンドを予測。MCNPによる予測結果と実測データを比較し、建材の放射線特性を反映したモデルの妥当性を確認。
DEVELOPING STATE-LEVEL SAFEGUARDS APPROACHES Therese Renis
国レベル保障措置アプローチ
Developing State-Level Safeguards Approaches: Reflections from Select Country Case Studies Celia Reynolds
国家単位の保障措置アプローチ構築に向けた方法論の検討 ― 複数国事例に基づく考察 (*)IAEAが進める「ステートレベル概念（State-Level Concept）」に基づき、各国の保障措置協定に応じた柔軟かつ目的志向型の保障措置アプローチ（SLA）を構築する取り組みが進行中。Lawrence Livermore国立研究所（LLNL）が、燃料サイクルの多様性や保障措置権限の異なる複数国を対象に、SLA設計のための方法論を試行的に適用。国家単位での保障措置資源配分におけるSLCの実践的適用可能性を検討し、国家特性に応じたSLA設計の課題と有効性を明らかにした。
DEVELOPMENT AND TESTING OF A NOVEL GAMMA RAY CAMERA FOR RADIATION SURVEYING, CONTAMINATION MEASUREMENT AND RADIATION DETECTION John A. Mason, Marc R. Looman, Adam J. Poundall
放射線調査、汚染測定、放射線検知のための新型ガンマ線カメラの開発と試験
DEVELOPMENT OF A REMOTE GAMMA RAY AND NEUTRON DETECTION ELEMENT SUITABLE FOR “SINGLE PIXEL” OR COMPRESSIVE IMAGING John Dewes, Christoph C. Borel, Graham V. Walford, Lawrence F. Miller, Sean J. Branney, Raymond Maynard, David W. Roberts, David J. Bunker
「シングルピクセル」または圧縮イメージングに適した遠隔測定用ガンマ線・中性子検出素子の開発
Development of a Tamper Resistant/Indicating Aerosol Collection System for Environmental Sampling at Bulk Handling Facilities Paula Cable-Dunlap, Lindsay T. Sexton, Brian Anderson, Daniel Radford, Timothy Riley, Jeff Degange
バルク取扱施設における環境サンプリングに向けた改ざん防止・検知機能付きエアロゾル収集システムの開発 (*)IAEA保障措置の一環として、バルク取扱施設における未申告活動の検出精度を高めるため、従来のスワイプ採取に加えて、空気中の粒子を連続的に採取するエアロゾル収集技術の導入が検討されている。オークリッジおよびサバンナリバー国立研究所が、電気的沈着を利用する特許技術「ACE（Aerosol Contaminant Extractor）」に、改ざん防止・改ざん検知機能（TRI）を組み込んだシステム（TRI-ACE）を開発。TRI-ACEは、サンプルの完全性を確保しつつ、IAEA査察官の訪問頻度を低減できる可能性があり、国際保障措置の新たなツールとして期待されている。
Development of an Information Sharing Framework: Communication Strategies Y. Kawakubo, B. Hoffheins, N. Inoue, R. Mongiello
情報共有フレームワークの開発：コミュニケーション戦略
Development of an Information Sharing Framework: Efforts at Regional Transparency in the Asia Pacific George T. Baldwin, Naoko Inoue, Y. Kawakubo, Risa N. Mongiello, B. Hoffheins
情報共有フレームワークの開発：アジア太平洋地域における地域的透明性の取り組み
Development of Analytical Instruments for Prediction of Nuclear Terrorist Activities: Some Features of the Approach Ivan I. Andryushin, Eugeny V. Varseev, Gennady M. Pshakin
核テロ活動の予測に向けた分析手法の開発 ―「前提条件ツリー」による兆候識別アプローチの検討 (*)核テロの脅威が国際的に高まる中、核爆発装置や放射性物質拡散装置の開発を試みるテロリストの行動を早期に察知するための分析手法の必要性が増している。原子力安全分野の「事象ツリー」に類似した「前提条件ツリー（prerequisite tree）」を構築し、核・放射線兵器の開発に必要な行動や資源を段階的にモデル化。このツリー構造により、テロリストによる隠密な開発行為の兆候を識別する指標を抽出し、法執行機関による予防的対応のための情報基盤を提供。
Development of Physical Protection Regulations for Rosatom State Corporation Sites under the U.S.-Russian MPC&A Program Alexander V. lzmaylov, N.N. Shemigon, Melinda Lane, Vladimir Babkin, Patricia O’Brien, Troy Wright, Dmitry Kovchegin
米露MPC&A協力に基づくロスアトム施設向け物理的防護規則の整備と制度的基盤の強化 (*)ロスアトム（Rosatom）施設の物理的防護体制を強化するため、米露MPC&A（核物質防護・管理・会計）協力プログラムの枠組みで、包括的な規制文書の整備が進められた。2005年の共同管理計画に基づき、脆弱性評価から設計・運用・人材育成に至るまで、約50件の規制・指針文書が策定・導入され、四半期ごとの合同作業部会で継続的に改善された。モデル文書の導入など新たなアプローチにより、物理的防護の制度的基盤が大幅に強化され、今後の規制更新や有効性評価の枠組み整備にもつながると結論づけられている。
Development of the HS99 Air Transport Type A Fissile Package Kurt R. Eberl, P. S. Blanton, Linda Paschal
End(6) 航空輸送用Type A核分裂性物質容器HS99の開発 ― 軽量構造と規制適合性の検証 (*)米国国土安全保障省の要請により、特殊形態ウラン源の航空輸送を目的とした軽量型Type A核分裂性物質輸送容器「HS99」がサバンナリバー国立研究所（SRNL）で開発された。HS99は、NRC（米国原子力規制委員会）の規制（10 CFR 71）に準拠し、通常輸送条件および仮想事故条件下での構造試験を通じて安全性を実証。軽量化と安全性を両立する設計材料と構造が採用され、今後の輸送任務への適用が期待されている。HS99は「特殊形態ウラン源（special form uranium sources）」の航空輸送を目的として設計されたType A核分裂性物質輸送容器で、主な対象はウラン（特に高濃縮ウラン：HEU）であるとなる。
Development of the Neutron-Gamma-Neutron (NGN) Approach for the Fresh and Spent Fuel Assay Dina Chernikova, Vadim Romodanov
新燃料および使用済燃料評価に向けた中性子―ガンマ線―中性子（NGN）手法の開発 (*)keV中性子を用いた照射装置には安全性や複雑性の課題があり、燃料評価や医療・地球物理分野において、軽量・安価・長寿命で輸送時に遮断可能な新技術が求められている。水素含有減速材とベリリウムを組み合わせ、DD中性子源からの熱中性子による(n,γ)反応で発生する2.23 MeVガンマ線を利用し、ベリリウムでの光核反応により中性子を再生成する「NGN法」を提案。加速器や放射性同位体源を用いずに高品質なエピサーマル中性子ビームを得ることが可能であり、モンテカルロ計算により産業応用における理論的限界を評価。
Development Plan of Pu NDA System using ZnS Ceramic Scintillator Michio Seya, Masatoshi Kureta, Kazuhiko Soyama, Akira Ohzu, Mitsuo Haruyama, Kaoru Sakasai
ZnSセラミックシンチレータを用いたプルトニウム非破壊検査（Pu NDA）システムの開発計画
DIRECT MEASUREMENT OF INITIAL ENRICHMENT AND BURN-UP OF SPENT FUEL ASSEMBLY WITH A DIFFERENTIAL DIE-AWAY TECHNIQUE BASED INSTRUMENT Viad Henzl, M. Swinhoe, Stephen J. Tobin
微分減衰法に基づく装置による使用済み燃料集合体の初期濃縮度および燃焼度の直接測定
Dismantlement Planning at Y-12 National Security Complex Brian Gullett
Y-12国家安全保障施設における核兵器解体計画 ― 再利用・処分を通じた不拡散支援の取り組み (*)Y-12国家安全保障施設は、米国核兵器備蓄の削減と国際的な不拡散目標の達成に向け、核兵器の解体・処分プログラムを推進している。受領した兵器ユニットは分解され、再利用可能な部品は再製造や原子力艦船燃料、商業炉用の低濃縮燃料などに活用される一方、再利用できない材料は適切に処分される。Y-12は、核物質の安全な解体と再資源化を通じて、核拡散防止と資源循環の両立を図る中核的役割を担っている。
ECONOMICS OF MODELING AND SIMULATION FOR NUCLEAR SECURITY Jeffrey Hawley
核セキュリティ分野におけるモデリング＆シミュレーションの経済性評価 ― 効果とコストのバランスに関する考察 (*)原子力施設の物理的防護において、モデリング＆シミュレーション（M&S）はコスト削減と効果向上の両面で有効なツールとして注目されている。M&Sの導入にあたっては、モデルの忠実度、使用範囲、プロジェクト資源、結果の信頼性といった要素のバランスが重要であり、経済性と技術的正確性の両立が求められる。核セキュリティ分野でM&Sを効果的に活用するためのガイドライン整備が必要であり、従来手法よりも包括的かつ防御可能な結果を提供できる可能性がある。
Edge Detection and Shape Recognition in Neutron Transmission Images E. D. Sword, S. M. Mcconchie
中性子透過画像におけるエッジ検出と形状認識
Effectiveness Assessment of Nuclear and Radioactive Material Physical Protection in Transportation Theory, Practice, Regulations William Brunsdon, A. V. lzmaylov, Gerald Thomas, Yuri Davydov
輸送における核物質および放射性物質の物理的防護の有効性評価：理論、実践、規制
Efficiency Profile Flattening using Cadmium Tailoring for the Improved Plutonium Canister Assay System 2 (IPCA 2) Howard Menlove, Martyn T. Swinhoe, Karen A. Miller, Johnna B. Marlow, Masanori Kawabata, Taketeru Nagatani, Koki Tomine
改良型プルトニウムキャニスター分析システム2（IPCA 2）におけるカドミウム調整を用いた効率プロファイル平坦化
Efficient Counting of Storage Drums Using 3-D Laser Scanning Technology Gunnar Bostrom, Vftor Sequeira, Paul Meylemans, Valentf Canadell Bofarull
効率的な計数3Dレーザースキャン技術を用いた貯蔵ドラムの検査
Electrochemical Reprocessing Safeguards Modeling Benjamin B. Cipiti
電気化学的再処理保障措置モデリング
Electromagnetic Signature Technique as a Promising Tool to Verify Nuclear Weapons Storage and Dismantlement under a Nuclear Arms Control Regime Laura S. Williams, Kyle Bunch, A. MarkJones, Pradeep Ramuhalli
核軍備管理体制下における核兵器の貯蔵および解体の検証における有望なツールとしての電磁シグネチャー技術
Electronic Tracking for the Transport of Nuclear and Other Radioactive Materials Yung Y. Liu, Ronald B. Pope, Jim Shuler
核物質および放射性物質輸送における電子追跡技術の導入とその実装指針 (*)核物質や放射性物質の輸送中におけるセキュリティ強化のため、電子追跡技術の導入が国際的に推進されており、WINSとWNTIがベストプラクティスガイド（BPG）を策定。電子追跡により、輸送中のドア開放、緊急停止、トレーラー切り離し、物理的攻撃などの異常をリアルタイムで検知可能となり、対応時間の短縮と輸送履歴の完全記録が実現。RFID（無線周波数識別）などの先進技術を活用し、輸送物のリスクに応じた段階的アプローチで追跡システムを設計・導入することが推奨されている。
Emergency Android-based Application for Radiation Evasion in Nuclear Facilities Bassam A. Khuwaileh, Mohammad Khasawneh, Mostafa Z. Ali
原子力施設における放射線回避のための緊急時用アンドロイドアプリケーション
Engineering Requirements for Flow-Formed Containment Vessels for Type B Radioactive Materials Larry E. Fischer, Gerald C. Mok, Brian L. Anderson, M. F. DeMicco
B型放射性物質用の流動成形技術による格納容器の工学要件
ENHANCED COOPERATION WITH SSACs/RSACs UNDER THE SLC Therese Renis, Johan Dackner, W. Kahnmeyer, David Hatt, Herbert Dratschmidt
国レベル概念（SLC）に基づく国家・地域核物質管理機関（SSAC/RSAC）との協力強化に向けた取り組み (*)IAEAのステートレベル概念（SLC）において、国家・地域核物質管理機関（SSAC/RSAC）との協力を強化し、IAEAが独立した保障措置結論を導くための制度的・技術的基盤を整備することが求められている。IAEAとEURATOMの協力を深化させるため、2011年に「リフレクショングループ」を設置し、130以上の協力分野を特定。その中から5分野（品質管理、NWS施設での活動、共通封印の検証、情報交換、職務分担）を優先実施項目として選定。共通封印の検証やNWS施設での保障措置アプローチ改善など、具体的な実装が進められており、将来的には他のSSAC/RSACとの協力強化にも展開可能なモデルとなることが期待されている。
Enhancing the EC’s analytical capabilities for environmental sample analysis for nuclear safeguards purposes by the establishment of a new Large Geometry Secondary Ion Mass Spectrometry (LG-SIMS) laboratory P. M. L. Hedberg, P. Peres, T. Fanghaenel, K. Luetzenkirchen, K. Mayer, P. Meylemans, P. Schwalbach, M. Wallenius
新たな大型二次イオン質量分析（LG-SIMS）実験室の設置により、核保障措置目的の環境試料分析におけるECの分析能力を強化
ENHANCING THE EFFECTIVENESS OF THE INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY’S SAFEGUARDS SYSTEM Dunbar Lockwood, Mark Goodman, J. Stephen Adams, Ph.D., Adam Scheinman
国際原子力機関（IAEA）の保障措置制度の有効性向上に向けた提言 (*)IAEAは、申告済施設への保障措置の適用だけでなく、未申告活動の検出能力を強化する必要があり、オバマ大統領も2009年プラハ演説でIAEAの権限と資源の拡充を提唱した。包括的保障措置協定（CSA）、小数量プロトコルの改訂版、追加議定書（AP）への広範な参加を促進し、既存の権限をより積極的に活用することが、保障措置制度の強化につながる。IAEAの保障措置制度の有効性を高めるための一般的な提言を提示し、核不拡散体制全体の強化を目指す。
Enhancing the Material Control & Accounting Measurement System at the State Scientific Center of the Russian Federation – Institute for Physics and Power Engineering named after A. I. Leypunsky G. M. Bezhunov, S. A. Bogdanov, V. V. Talanov, B.G. Ryazanov, V. M. Gorbachev, C. P. Scherer
ロシア連邦国家科学センター・レイプンスキー記念原子力物理工学研究所における核物質管理・計量測定システムの高度化 (*)ロシアのレイプンスキー記念原子力物理・動力工学研究所（IPPE）において、核物質管理・計量（MC&A）制度の信頼性向上を目的に、標準試料（SRM）と非破壊測定手法の開発が進められた。2%および96%濃縮ウランを用いた現場レベルのSRMを作成し、ガンマ線分光法（FRAMソフト使用）による235U同位体比測定、AWCC（アクティブウェル同時計数装置）によるウラン・プルトニウムの質量測定手法を確立。破壊・非破壊分析を組み合わせた手法により、広範な質量範囲での測定不確かさを評価し、施設内の計量信頼性を高める基盤が整備された。
Envisioning a Large-scale Deployment of Small Modular Reactors M. V. Ramana, Alexander Glaser, Laura Berzak Hopkins
小型モジュール炉の大規模展開に向けた構想とその保障措置的含意の検討 (*)小型モジュール炉（SMR）は、従来の大型軽水炉（LWR）に比べて柔軟な導入が可能であり、特に電力網の小さい開発途上国への原子力導入手段として注目されている。気候政策分析に用いられる統合評価モデルを活用し、SMRの大規模展開による地理的配置と燃料サイクルの影響を評価。複数の小型炉を分散配置することにより、核物質の分散や輸送頻度が増加し、保障措置上の転用リスクや監視負担が増す可能性があることを指摘。
Estimated sensitivity of the antineutrino probe for future reactor monitoring M. Fallot
End(7) 将来の原子炉監視のための反ニュートリノプローブの感度推定
Evaluating Safeguards Benefits of Process Monitoring as Compared with Nuclear Material Accountancy Tom Burr, Allen Bakel, Wen-Chiao Lin, Scott DeMuth, Humberto Garcia, Reed Carlson
核物質計量管理と比較したプロセス監視の保障措置上の利点評価 (*)核燃料サイクル施設における保障措置の有効性向上のため、従来の核物質計量管理（NMA）に加えて、プロセス監視（PM）の導入が検討されている。NMAは定期的な物質収支に基づくが、PMはリアルタイムでの異常検知や運転状態の把握が可能であり、両者の補完的関係が評価される。プロセス監視は、早期警告性や検出感度の面でNMAを補強し得るが、導入にはコスト、データ管理、信頼性確保といった課題も伴う。
Evaluating the State of Physical Protection System at a Nuclear Facility lurii Soltys
原子力施設における物理的防護システムの現状評価
Evaluation of the United States Support Program’s lnternship and Junior Professional Officer Programs Susan Pepper, Jessica Cruz, Jade Patterson
米国支援プログラムのインターンシップおよびジュニア・プロフェッショナル・オフィサー・プログラムの評価
Evolving Expansion of SRS Category I Storage Capability E. R. Hackney, Richard E. Koenig
SRSにおけるカテゴリI核物質保管能力の段階的拡張 ― Kエリア施設の柔軟な活用による統合保管対応 (*)サバンナ・リバー・サイト（SRS）のKエリアにあるKAMS（K-Area Material Storage）施設は、2002年に旧原子炉建屋を転用して設置されたカテゴリI核物質の保管施設であり、DOEの核物質統合保管計画に対応するため、段階的に拡張されてきた。当初2,000個の9975輸送容器の保管能力から、6,000個超の多様な容器（6M、POC、ES-3100、未照射燃料容器など）と核種（ウラン、ネプツニウム、重水、TPBARなど）を扱えるように拡張され、安全解析とセキュリティ強化も実施。新たな建屋建設を伴わずに既存施設を活用し、柔軟かつ経済的に保管能力を拡大した事例として、DOE複合体全体の核物質管理における中核的役割を果たしている。
Evolving the State-Level Concept: Project Review & Update James Casterton
国家レベルの概念の進化：プロジェクトレビューと最新情報
Examining 239Pu and 240Pu Nuclear Resonance Fluorescence Measurements on Spent Fuel for Nuclear Safeguards B. A. Ludewigt, Brian J. Quiter, Thibault Laplace
核保障措置のための使用済み燃料における239Puおよび240Pu核共鳴蛍光測定
Expanding OSRP’s Mission in Recovering New Isotopes for WIPP Disposal Julia Whitworth, loana Witkowski, Mike Pearson
WIPP処分に向けた新規同位体回収におけるOSRPの任務拡大と適格化への取り組み (*)米国NNSAのOSRP（Off-Site Source Recovery Project）は、不要な密封放射線源の回収とWIPP（廃棄物隔離パイロットプラント）への処分を担っており、当初はPu-239やAm-241などのTRU源が対象だった。近年はCo-60、Cs-137、Sr-90などの高放射能βγ源や、Np-237、Cm-244、Cf-252などの新たなアクチニドも対象に加え、WIPPへの処分適格性を得るための多段階の評価・認可プロセスが進められている。特にCm-244やCf-252のような短寿命α核種については、WIPP処分要件を満たすために新たな特性評価手法の導入が検討されており、現在その適格化作業が進行中である。
FACILITY SAFEGUARDABILITY ASSESSMENT: A TOOLKIT FOR SAFEGUARDS BY DESIGN Shirley Johnson, John Heckert, Robert Bari, Michael Zentner, Karyn Durbin, Ernest Gitau, Ed Wonder
保障措置を考慮した設計に向けた施設保障措置適合性評価ツールキットの開発 (*)Safeguards by Design（SBD）の実践が広がる中で、施設設計段階における保障措置適合性（safeguardability）を体系的に評価する手法が求められている。本論文では、NNSAの次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）の一環として開発された「施設保障措置適合性評価（FSA）」手法とツールキットを紹介。FSAは、IAEA・国家規制当局・設計者間の協議を支援し、既存施設の設計変更、新設施設、革新的設計における保障措置課題の早期特定と対応策の検討を可能にする。
Fast Neutron Imaging for Materials Accountancy of Uranium Hexafluoride S. Kiff, Erik Brubaker, Mark Gerling, Peter Marleau, Wondwosen Mengesha
六フッ化ウランの計量管理のための高速中性子イメージング
Fast Neutron Time Encoding Imaging for Special Nuclear Material Detection Aaron Nowack, Mark Gerling, Kyle McMillan, J. Steele, John Steele
特殊核物質検出に向けた高速中性子の時間符号化イメージング ― 遠距離スタンドオフ検出における高解像度・高効率化の実証 (*)特殊核物質（SNM）の遠距離検出に向け、時間符号化イメージング（TEI）技術を用いた高速中性子検出手法を提案。時間変調コリメータにより、検出器から信号と背景の識別および位置特定機能を分離し、効率と解像度を向上。実環境でのスタンドオフ検出を想定した2種類の試作検出器による実証結果を報告し、低コスト・高拡張性を強調。
Fast-Neutron Coded-Aperture Imaging of Special Nuclear Material Configurations P. A. Hausladen, P. Marleau, E. Brubaker, D. L. Chichester, M.A. Blackston, R. J. Newby
特殊核物質構成の高速中性子符号化開口イメージング
Feasibility Studies and Development of NDA Technologies for NM in the Melted Fuels of Fukushima-Daiichi NPP Takehito Hayakawa, Ryoichi Hajima, Michio Seya, Christopher T. Angell, Alan Michael Bolind, Hideo Harada, Fumito Kitatani, Mitsuo Koizumi
福島第一原子力発電所の溶融燃料中の核物質の非破壊検査（NDA）技術の実現可能性調査と開発
Feasibility Study of Gamma Spectroscopy of Low-Volatile FPs for Special Nuclear Material Accountancy in Molten Core Material Yusuke Kuna, Masaru Watahiki, Hiroshi Sagara, Hirofumi Tomikawa
溶融炉心物質中の特殊核物質計量管理のための低揮発性FPのガンマ線分光法の実現可能性調査
Field of View Measurements on a Collimated Transportable HPGe System Used in Search Systems Ronald M. Keyser, Timothy R. Twomey
探査システムに使用されるコリメート可搬型HPGeシステムの視野測定
Field Tests of the AEFC for the Verification of Research Reactor Spent Fuel at the WWR-SM Reactor at the Institute of Nuclear Physics (INP) Uzbekistan H. Menlove, R. Zarucki, A. Lebrun, J. Marlow, C. Rael, M. Swinhoe, W. O’Connor, S. Baytelesov
AEFCのフィールド試験ウズベキスタン原子核物理学研究所（INP）のWWR-SM原子炉における研究炉使用済み燃料の検証
Field Trial of LANL On-Line Advanced Enrichment Monitor for UF6 GCEP D. W MacArthur, K. D. lanakiev, Robert F. Parker, P. J. Friend, M. Lombardi, A. Dunford
LANLオンライン高度濃縮度モニター（UF6 GCEP用）のフィールド試験 (*)GCEP：ガス遠心濃縮プラント
First Prototype of Intrinsically Tamper Indicating Ceramic Seal (ITICS) Heidi Anne Smartt, Juan A. Romero, Maikael A. Thomas, Charles A. Walker
内部不正開封検知セラミックシール（ITICS）の初号試作
FIXED PLANT PROLIFERATION ANALYSIS OF IRAN’S NATANZ PLANT Houston G. Wood, Patrick Migliorini
イラン・ナタンツ施設における固定設計カスケードを用いた核拡散能力評価 ― バッチ再循環モードによる高濃縮ウラン取得の時間解析 (*)イラン・ナタンツのガス遠心分離プラント（GCEP）を対象に、現実的な運転条件下での核兵器用高濃縮ウラン（HEU）取得能力を評価。P1型遠心分離機（分離能力0.9 SWU/年）を用いた固定設計カスケードに対し、理想的な運転とバッチ再循環モードでの生産性を解析。IAEAの2011年時点の情報に基づき、在庫を考慮した場合、HEUの「有意量」取得に最短で7.2か月を要すると結論。
Formal Qualification Programs for MC&A Inspectors and License Reviewers at the NRC Suzanne M. Ani, David C. Ditto
End(8) NRCにおけるMC&A検査官およびライセンス審査官のための正式な資格認定プログラム
Fresh Fuel Transportation Package in a Hypothetical Accident Condition of Fire: Thermal Analysis and Evaluation of the Potential for Criticality J. M. Cuta, Jimmy F. C. Chang
仮想火災事故条件下における新燃料輸送容器の熱解析と臨界性評価 ― 中性子吸収樹脂の高温挙動に着目して (*)本論文は、仮想火災事故条件下における新燃料輸送容器の熱解析を通じて、燃料被覆管および中性子吸収樹脂の温度挙動を評価している。COBRA-SFSコードを用いた解析により、火災ガスの侵入有無による温度分布の違いと、樹脂の中性子吸収性能への影響が検討された。クリティカリティ解析により、高温下でも中性子吸収材が安全設計上重要であることが確認された。
Functional Bounding Content Envelope for Type B Radioactive Material Transportation Packages Shivakumar Sitaraman, Soon S. Kim
Type B放射性物質輸送容器における機能的包括内容枠の設定 ― 多様な同位体・不純物組成に対応した輸送可能質量の評価 (*)本論文は、DOE/NNSAが輸送する多様な放射性物質に対応するため、Type B輸送容器の安全解析報告（SARP）に包括的な内容枠（content envelope）を設定する必要性を論じている。各種アクチニドと軽元素不純物（最大90%）の組み合わせに対する放射線量・崩壊熱の制限を評価し、9977型容器での輸送可能質量の上限を提示している。提示された質量制限は、9975型および9978型容器にも適用可能な保守的な輸送基準として活用される。
FUNDAMENTALS AND GOOD PRACTICES FOR SAFEGUARDS REGULATORY AUTHORITIES – AN ASIA-PACIFIC SAFEGUARDS NETWORK (APSN) PROJECT Craig Everton
保障措置規制当局のための基礎と優良事例 – アジア太平洋保障措置ネットワーク（APSN）プロジェクト
Future Needs for Advanced Reactor Concepts: Requirements for LEU at Greater than 5% Enrichment, a Y-12 Perspective John Creasy
新型炉設計に向けた将来的ニーズと5%超濃縮LEUの要件 ― Y-12施設からの展望 (*)米国の原子力発電用インフラは現在、最大5%濃縮のLEU（低濃縮ウラン）を前提としているが、5%超〜20%未満の濃縮領域（HALEU）は新型炉設計において重要な関心領域となっている。この濃縮領域のLEU供給は、現在のところ国防由来のHEU（高濃縮ウラン）を希釈することで対応しているが、HEUの新規生産は停止しており、長期的な供給維持は困難である。本論文では、5%超濃縮LEUの市場ニーズと供給ギャップの見通し、ならびにY-12施設の視点からの対応可能性を検討している。
Future Roles of SSAC Inspections in the ROK Seong Youn Jo, Seung-Ho Ahn
韓国におけるSSAC査察の将来的役割
Game Theoretical Perspectives for Diversion Path Analysis Rudolf Avenhaus, M. J. Canty
転用経路分析におけるゲーム理論的視点 ― 核物質保障措置における戦略的評価手法の構築 (*)本論文は、核物質保障措置における「逸脱経路分析（Diversion Path Analysis）」を戦略的視点から捉え、最も有望な転用経路を特定・評価するためにゲーム理論の枠組みを導入している。単純な二経路モデルから出発し、検知確率・誤警報・転換時間・査察資源などの要素を加えた一般化モデルを構築し、国家が違法行為を抑止される条件を分析している。本手法は、査察体制の設計や資源配分の最適化に有用であり、従来の「グローバルサンプリング」手法との数学的関係も示されている。
Gamma-Ray Measurements of Uranium Items Inside an AWCC Due T. Vo, David Desimone
AWCC（アクティブウェル同時計数装置）内に配置されたウラン試料のγ線測定 ― 情報バリア下での属性評価システムの開発と課題 (*)本論文は、情報バリア越しに密封容器内のウランを測定する新しい属性測定システム（AMS）の開発について述べており、AWCC（Active Well Coincidence Counter）と高純度ゲルマニウム検出器を組み合わせて使用している。測定対象は20cm以上のポリエチレンを通してγ線を検出する必要があり、スペクトル解析にはFRAMコードを用いてU-235の濃縮度を評価している。このような測定条件下ではγ線の減衰やバックグラウンドの影響が大きく、正確な同位体分析のための技術的課題とその対策が議論されている。
Generalized Modeling of Enrichment Cascades That Include Minor Isotopes Charles F. Weber
微量同位体を含む濃縮カスケードの一般化モデル化 ― 非標準入力条件下での解析手法と保障措置への応用 (*)本論文は、従来の濃縮カスケード解析モデルでは扱いが困難だった微量同位体を含む複雑な濃縮操作に対応するため、入力条件を柔軟に設定できる一般化モデルを提案している。MSTARコードを基盤に、濃縮係数や供給アッセイが不明な場合でも、廃棄物や製品のアッセイ情報から安定した解析が可能となるよう設計されている。非標準的な入力に対する数値的安定性や解の一意性に関する指針も示されており、再利用や微量同位体の影響を考慮した保障措置評価に有用なツールとして位置づけられている。
Geographic Information Systems (GIS) – From Visualization to Analysis Irmgard Niemeyer, Sven Nussbaum
地理情報システム（GIS）の保障措置活用 ― 可視化から分析機能への展開 (*)本論文は、IAEAの査察官や分析官が必要に応じて空間情報を管理・共有するためのツールとしてGISの有用性を紹介している。GISは単なる可視化ツールにとどまらず、保障措置関連の分析ツールやWebサービスと連携することで、より高度な分析機能を提供できる。地理処理（geoprocessing）を活用することで、情報抽出や分析結果の可視化・結論導出を支援する可能性があると論じている。
GEOSPATIAL IMAGING TOOLBOX FOR INTERNATIONAL SAFEGUARDS APPLICATIONS Ana Claudia Raffo Caiado, Regina Ferrell, Vincent C. Paquit
国際保障措置アプリケーションのための地理空間イメージングツールボックス
GLOBAL THREAT REDUCTION INITIATIVE AND THE EGYPTIAN ATOMIC ENERGY AUTHORITY AMNESTY RECOVERY PROGRAM Robert L. Martinez, Michael T. ltamura
グローバル脅威削減構想（GTRI）とエジプト原子力庁による放射性線源アムネスティ回収プログラム
「アムネスティ回収（Amnesty Recovery）」とは、未登録・不要・所在不明の放射性線源（Radioactive Sealed Sources, RSS）を、罰則なしで自主的に申告・返還させる制度」放射性線源は医療・産業・研究用途で広く使われていますが、使用後の管理が不十分な場合、盗難・紛失・悪用のリスクがある。特に開発途上国では、線源の登録制度や保管施設が未整備な場合があり、アムネスティ制度はそのギャップを埋める手段として有効とされる。		 (*)エジプト国内に存在する未登録または不要な放射性密封線源（RSS）を、米国エネルギー省のGTRIとエジプト原子力庁（EAEA）が協力して回収・管理する「アムネスティ回収プログラム」が紹介されている。所有者に罰則を科さず、無償で線源を政府管理下に置くことで、安全な保管と物理的防護の強化を図る。プログラムは段階的に実施され、訓練・設備提供・施設改修を通じて、持続可能なRSS管理体制の構築を目指している。
Graduate Research Assistant Program for Professional Development at Oak Ridge National Laboratory (ORNL) Global Nuclear Security Technology Division (GNSTD) M. Dawn Eipeldauer, Bruce Shelander
オークリッジ国立研究所（ORNL）グローバル核セキュリティ技術部門（GNSTD）における専門能力開発のための大学院研究支援プログラム
Graphical User Interface Software for Gross Defect Detection at the Atucha-1 Plant Shivakumar Sitaraman, Young S. Ham, Alden Wong, Orpet J. M. Peixoto
アルゼンチンAtucha-I原子力発電所における重大欠陥検出のためのGUIソフトウェア ― 中性子応答予測と視覚的検証支援 (*)アルゼンチンのAtucha-I原子力発電所では、使用済燃料が二層構造で貯蔵されており、物理的移動なしに燃料の有無を検証する必要がある。Spent Fuel Neutron Counter（SFNC）と新たに開発された予測アルゴリズムを組み合わせ、燃焼度・冷却時間・濃縮度に応じた中性子応答を可視化。LabVIEWで構築されたGUIソフトウェアにより、測定値と予測値の差異から「重大欠陥（gross defect）」を検出可能とした。
Helium-3 Alternative Neutron Detectors for Multiplicity Counters Martyn T. Swinhoe, Azaree T. Lintereur, James Ely, Edward Siciliano
中性子同時計数管用ヘリウム3代替中性子検出器
HEU Minimization after the Seoul Nuclear Security Summit Miles Pomper
ソウル核セキュリティサミット後の高濃縮ウラン（HEU）最小化
High Accuracy U-235 Enrichment Verification Station for Low Enriched Uranium Alloys Cole R. Lillard, Martin R. Williamson
低濃縮ウラン合金に対するU-235濃縮度の高精度検証装置の開発― USHPRR燃料転換に向けたY-12施設の取組 (*)米国の高性能研究炉（USHPRR）転換計画の一環として、Y-12施設では低濃縮ウラン・モリブデン（U-Mo）合金の燃料開発と製造支援を行っている。濃縮度19.75%（±0.2%）という厳格な仕様に対応するため、0.1%以下の測定不確かさを持つ高精度な濃縮度検証装置が求められている。高純度ゲルマニウム検出器（HPGe）とFRAMソフトウェアを用いた測定手法が検討され、標準試料を用いた系統的な評価が進められている。
High Spatial and Temporal Resolution Particle Detectors John T. Mihalczo, John S. Neal, Lynn Boatner
高空間・高時間分解能粒子検出器
High-Resolution Fast-Neutron Spectrometry for Arms Control and Treaty Verification D. L. Chichester, James T. Johnson, Edward H. Seabury
軍備管理および条約のための高分解能高速中性子分光法検証
High-Resolution Imaging of Fission Energy Neutrons P.A. Hausladen, Matthew A. Blackston, P. Marleau, E. Brubaker, Mark Gerling, J. Brennan, K. McMillan, J. Newby
核分裂エネルギー領域における中性子の高解像度イメージング― 特殊核物質の可視化に向けて (*)核分裂に伴う高エネルギー中性子（約1 MeV）は、特殊核物質（SNM）の検出・位置特定・特性評価に有効な手段である。本研究では、SNMの存在や分布を空間的に可視化できる高分解能中性子イメージング装置の開発について述べている。実験室レベルでの複数の中性子イメージャーの性能評価結果が紹介されており、軍縮・査察用途への応用が期待されている。
hiRX Detection of Plutonium in Surrogate Spent Fuel Matrix George J. Havrilla, Velma M. Montoya, Michael Collins, Hakim Boukhalfa hiRXによる代替使用済み燃料マトリックス中のプルトニウムの検出
End(9) 模擬使用済燃料マトリクス中のプルトニウム検出に向けた高分解能X線分析法（hiRX）の適用 (*)hiRX（High Resolution X-ray;高解像度X線）は、二重湾曲結晶（DCC）を用いた高感度・高分解能のX線蛍光分析法であり、プルトニウムなどのアクチニド検出に特化して開発されている。モノクロマティックな励起・検出により、バックグラウンドを大幅に低減し、130ピコグラムという極めて低い検出限界を達成。本研究では、模擬使用済燃料マトリクス中のPu検出にhiRXを適用し、その有効性と将来的な保障措置応用の可能性を示している。
HMS-4 Hardware and Software Today and Where it is Heading Tomorrow Alex Okowita, Steve Cleveland
次世代容器内滞留量測定システムHMS-4のハードウェアとソフトウェアの現状と将来展望」
― ホールドアップ測定、非破壊測定、MUF評価、臨界安全性、携帯型検出器、ORNL		 (*)HMS-4（Holdup Measurement System-4）は、ウラン・プルトニウム処理施設内の残留核物質（ホールドアップ）を非破壊で定量する携帯型装置であり、MUF（未報告物質量）評価や臨界安全性確認に用いられる。現行システムはWindows XPや旧型MCAに依存しており、ハード・ソフト両面での技術的陳腐化が課題となっている。Oak Ridge国立研究所では、次世代HMSシステムの開発計画を進めており、新技術への対応やソフトウェア検証機能の強化が図られている。(滞留量測定システム4（HMS-4）は、携帯型で耐久性の高い非破壊分析システム。)
IAEA Analytical Capabilities for the Future D. L. DONOHUE, Steve Balsley, Chris Schmitzer, Gabriele Voigt
IAEAの分析能力の将来像
AEA INSTRUMENTATION FOR THE FUTURE ergey Zykov
AEAの計測機器の将来像
IAEA Safeguards, Arms Control and Disarmament Joseph F. Pilat, Kory W. Budlong Sylvester
IAEA保障措置、軍備管理、核軍縮の連関と展望
― 追加議定書、非国家主体、保障措置制度の進化、軍備管理との整合性、核軍縮検証、政治的・技術的課題		 (*)IAEAは過去20年にわたり、未申告核活動や非国家主体による調達ネットワークなど新たな脅威に対応するため、保障措置制度の改革を進めてきた。追加議定書（AP）を含む新旧の保障措置手段の統合は進行中であり、政治的・技術的課題がその実施を複雑にしている。本論文は、保障措置の強化が軍備管理や核軍縮の枠組みとどのように連携しうるかを論じている。
Identification Measurements of nuclear material – Detective EX versus Falcon 5000 R. Berndt, Hermann Friedrich, T. Koble, M. Risse, W. Rosenstock
特殊核物質の識別測定におけるDetective EXとFalcon 5000の比較評価
― 携帯型高分解能ガンマ線検出器、現場対応型識別、遮蔽下測定、非専門家による運用、核セキュリティ対応、緊急時対応		 不審物が発見された場合、迅速かつ信頼性の高い識別測定が必要です。(*)本研究では、特殊核物質（SNM）の識別に用いられる2種類の携帯型高分解能ガンマ線検出器（Detective EXとFalcon 5000）の性能比較を行っている。両機種ともゲルマニウム検出器と自動解析機能を備え、遮蔽条件や非専門家による使用を想定した標準設定での識別精度が評価された。測定精度だけでなく、現場での操作性やストレス下での使用性も含めて比較されており、実用性に重点を置いた検討がなされている。
Identification of Lithium Isotopes Using Time-Tagged Neutron Scattering B. R. Grogan, J. T. Mihalczo
時間タグ付き中性子散乱法によるリチウム同位体の非破壊識別
― 熱核兵器材料、LiD/LiH、D-T中性子源、飛行時間分析、非弾性散乱ガンマ線、在庫管理・保障措置対応		 (*)核兵器に用いられるリチウム化合物（LiD, LiH）の同位体組成を、容器を開けずに非破壊で識別する手法として、時間タグ付き中性子散乱法（time-tagged neutron scattering）を提案。D-T中性子源からの14 MeV中性子の飛行時間と非弾性散乱によるガンマ線を利用し、リチウムおよび水素の同位体比を高精度に測定可能。モンテカルロシミュレーションにより、将来的な在庫管理や保障措置への応用可能性が示された。6Li同位体を濃縮した重水素化リチウム塩および水素化物塩は、熱核兵器の不可欠な構成要素。
Identification of Non-Radiological Materials with NMIS John T. Mihalczo, Mark Walker
核物質識別システム（NMIS）を用いた非放射性物質の識別
Image Hashes as Templates for Verification Sean Robinson, Ken Jarman, Allen Seifert, Tim White, Ben McDonald, Tad Janik
検証用テンプレートとしての画像ハッシュの活用
― 核兵器検証、情報バリア、画像特徴抽出、ハッシュ関数、非機密テンプレート、暗号化比較技術		 (*)核兵器やその構成要素の検証において、画像テンプレートは有効な手段となり得るが、機密情報の漏洩リスクから慎重な取り扱いが求められる。本研究では、画像特徴抽出とハッシュ関数を組み合わせた「情報非開示型テンプレート」の生成・比較手法を提案している。情報バリア（IB）外でも使用可能な、非機密画像ハッシュの自動比較技術を開発し、その性能を数学的に評価している。
IMAGE-BASED MATERIAL DISCRIMINATION ALGORITHMS FOR ARMS CONTROL Sean Robinson, Ken Jarman, Tim White, Ben McDonald, Andrew Gilbert, Alex Misner
軍備管理のための画像ベース物質識別アルゴリズム
Implementation and Expansion of the Gulf Nuclear Energy Infrastructure Institute (GNEII) David R. Boyle, Amir H. Mohagheghi, Adam D. Williams, Abdelaziz M. AI-Madhloum, Byung
湾岸原子力エネルギー基盤研究所（GNEII）の導入と拡張
Implementation experience of the additional protocol at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) Han-suk Ko, Ho-Jun Park, Hyun-soak Kim, Byung-Doo Lee, Sung-Ho Lee
韓国原子力研究所（KAERI）における追加議定書の導入経験
Implementation of Complementary Accesses at NRC and NRC Agreement State Licensees Eric Freeman, Thomas Grice, David Hanks
NRCおよび協定州ライセンス施設におけるIAEA補完的アクセスの実施
― 米国追加議定書、補完的アクセス、管理されたアクセス、国家安全保障除外、施設対応手順、保障措置実務		 (*)本論文は、米国追加議定書（U.S. Additional Protocol）に基づくIAEAの補完的アクセス（Complementary Access）を、NRCおよび協定州ライセンス施設で実施する際の手順と実務を詳細に解説している。IAEAからの通知を受けた後、米国政府による調整、施設通知、当日のアクセス対応までの流れが具体例を交えて示されている。管理されたアクセス（Managed Access）や国家安全保障除外（Article 1.b）の活用可能性、施設・政府の責任と権利についても論じられている。
Implementation of Dynamic Cross-Talk Correction (DCTC) for MOX Holdup Assay Measurements Among Multiple Gloveboxes Yasunobu Mukai, Hironobu Nakamura, David H. Beddingfield, Tsutomu Kurita
MOX施設における複数グローブボックス間の中性子干渉補正（DCTC）とHBASによる粉滞留用測定の精度向上
― 受動型中性子同時計数法、ホールドアップブレンダー分析システム（HBAS）、動的クロストーク補正、MCNPXシミュレーション、核物質計量管理、保障措置対応精度向上		 (*)MOX燃料加工施設において、HBAS（ホールドアップブレンダー分析システム）を用いた受動型中性子同時計数法によるホールドアップ測定が行われているが、隣接するグローブボックス間の中性子クロストークが測定誤差の要因となっていた。従来の固定値補正では施設運転に伴う滞留量変動に対応できず、MCNPXシミュレーションに基づく動的クロストーク補正（DCTC）手法を開発・導入することで、実測値から他ボックス由来の信号を除去。DCTCの導入により、核物質計量管理（NMA）における二重計上の排除と測定バイアスの低減が実現され、保障措置対応精度が向上した。
Implementation of the IAEA Additional Protocol in Morocco: USDOE/CNESTEN Cooperation Mo Bissani, Mark H. Killinger, Linda H. Hansen, Abdeljalil Jraut
モロッコにおけるIAEA追加議定書の実施 ― 米国DOEとCNESTENの協力事例
― INSEP技術支援、補完的アクセス、Annex II品目、産業界アウトリーチ、国家実施機関、保障措置能力構築		 (*)モロッコは2011年にIAEA追加議定書（AP）を発効し、CNESTEN（国家エネルギー科学・原子力技術センター）が国内実施機関として対応を開始した。米国エネルギー省（DOE）はINSEP（国際核保障・協力プログラム）を通じて、CNESTENに対し訓練、報告手順、産業界向けアウトリーチなどの技術支援を提供。両機関は、補完的アクセス対応、Annex II品目の識別、情報冊子の作成などを含む協力活動を継続的に実施している。
Implementing State-Level Tracking of Nuclear Material Steven L. Ward
核物質の国家レベル追跡の導入資料
Improvements for spent fuel verifications by safeguards inspectors Ian C. Gauld, Andreas Smejkal, Konrad Schoop, Doro Wiarda
保障措置検査官による使用済燃料検証の高度化 ― 自動化・非立会型検証システムの構築とIAEA/EURATOM共同運用への展望 (*)スウェーデンやフィンランドなどで進む使用済燃料の直接処分に向け、保障措置当局は新たな検証手法の導入を迫られている。ORNLのORIGENコードと欧州委員会のCRISPシステムを連携させることで、検査官不在でも自動的に検証可能なシステムが構築された。この自律型検証ステーションは、IAEAとEURATOMの共同保障措置スキームの一環として、即時の不一致検出と対応を可能にする。
Improving Sensitivity in the NNSS COMPASS Model John Wright
NNSS（ネバダ国家安全保障施設）で導入されたCOMPASSモデルの感度向上 ― 核物質管理・計量管理評価要素の寄与度再定義によるシステム有効性の精密化 (*)NNSS（ネバダ国家安全保障施設）で導入されたCOMPASSモデルは、核物質管理・計量管理（MC&A）プログラムの不要な要素を排除する目的で設計された。しかし、初期設計では各要素の寄与度が均一に設定されていたため、感度が平坦で、どの要素を変更しても全体効果が同じになるという問題があった。本論文では、要素・サブ要素の寄与度をより正確に反映させる手法を提案し、システム全体の有効性評価の精度向上を図っている。
INCREASE OF LEVEL OF INTERACTION BETWEEN MC&A AND PP SYSTEMS FOR ENHANCEMENT OF THE SECURITY OF NUCLEAR MATERIALS AT THE JOINT INSTITUTE FOR NUCLEAR RESEARCH (JINR) DUBNA, RUSSIA Constance McAninch, V. V. Kartashov, B. A. Shestakov, Geneva C Johnson, Igor V. Zuev
ロシア、ドゥブナ合同原子核研究所（JINR）における核物質セキュリティ強化のためのMC&AシステムとPPシステムの連携レベルの向上
Information Management Supporting the Evolution of the State-Level Concept Jacques Baute
国家レベルの概念の進化を支える情報管理
Innovations in University Nonproliferation Education through a Joint ORNL­ NCSU Partnership M. Dawn Eipeldauer, Steven E. Skutnik, Tim Margrave
End(10) ORNLとNCSUの共同パートナーシップによる大学における核不拡散教育の革新
INPRO Collaborative Project on Proliferation Resistance and Safeguardability Assessment Tools (PROSA) Hong-Lae Chang, Echkard Haas, Jeremy Whitlock, Won-II Ko, James Kent Sprinkle
核拡散抵抗性と保障措置可能性評価ツールに関するINPRO共同プロジェクト（PROSA） (*)INPRO（革新的原子炉・燃料サイクルに関する国際プロジェクト）共同プロジェクト
Integrated Safeguards and Security for Reprocessing Plant Monitoring Rebecca M. Ward
再処理施設監視のための統合保障措置とセキュリティ
Integration of the Physical Protection System at the Consolidated Production Building at OAO “Machine Building Plant” Elektrostal, Russia V. G. Bozin, V. A. Mosolov
ロシア、エレクトロスタリのOAO「機械製造工場」統合生産棟における物理的防護システムの統合 (*)ロシア、エレクトロスタリのOAO機械製造工場（OAO MSZ）
nterface measures between safeguards and physical protection for a nuclear power plant Jae-Kwang Kim
原子力発電所における保障措置と物理的防護のインターフェース対策
Interferometric Time-Resolved Measurement of Laser-Produced Plasma for Nuclear Forensics Applications Jessica McNutt, Randall Schur, Kyle Hartig, Phyllis Ko, Igor Jovanovic
核鑑識用途のためのレーザー生成プラズマの干渉時間分解測定 (*)レーザー誘起ブレークダウン分光法（LIBS）
 Interim report of performance test of the Advanced Verification for Inventory Sample System (AVIS) H. O. Menlove, Taketeru Nagatani, Takashi Asano, Johnna B. Marlow, S. Nakajima, M. Swinhoe, Akane Kawasue
インベントリーサンプル高度検証システム（AVIS）の性能試験中間報告
International Nuclear Security Education Network (INSEN): Stimulating the development of academic courses in nuclear security A. Braunegger-Guelich, A. Heyes
国際核セキュリティ教育ネットワーク（INSEN）：核セキュリティに関する学術コースの開発促進
INTRODUCING IMPROVED DETECTION SYSTEMS AND TECHNIQUES INTO NON DESTRUCTIVE ASSAY (NDA) PROGRAMS John E Gunning, Sean Branney, Graham V. Walford, Lawrence F. Miller, David A. Rakel, Richard L. Mayer, David W. Roberts, John H. Dewes
改良された検知システムの導入と非破壊分析（NDA）プログラムへの技術導入
Investigation of Possible Non-Destructive Assay (NDA) Techniques for the Future Swedish Encapsulation Facility Sophie Grape, Stephen J. Tobin, Peter Jansson, Niklas Lundkvist
将来のスウェーデン使用済燃料封入施設に向けた非破壊検査技術の検討 ― 次世代保障措置技術の適用可能性と今後の検証要件への対応 (*)スウェーデンでは地層処分に向けた使用済燃料の封入施設が2025年に稼働予定であり、保障措置検証の最終地点となる。現時点で検証手法の要件は未定であるが、既存のNGSI（次世代保障措置イニシアティブ）技術を対象に、非破壊検査手法の有効性を評価した。今後の検証要件に対応するため、追加的なシミュレーションや測定の必要性についても議論されている。
IRMM quality control tools – a contribution to the standardisation process in nuclear safeguards, nuclear forensics and nuclear security S. Richter, J Truyens, Y. Aregbe, R. Jakopic
欧州委員会標準物質・計測研究所IRMMの品質管理ツール – 核保障措置、核鑑識、核セキュリティの標準化プロセスへの貢献 (*)欧州委員会のIRMMは、保障措置・核鑑識・核セキュリティ分野における標準化推進のため、認証標準物質や品質管理ツールを提供している。国際目標値（ITVs）やISO規格に準拠した測定精度の向上を目指し、環境試料分析や未申告活動の検出に対応する新たな参照物質の開発が進められている。IRMMはESARDAやINMMなどの国際プラットフォームを通じて、教育・訓練・技術委員会活動を通じた標準化の普及にも貢献している。
ISO/IEC 17025 Accreditation for Accountancy Analysis at PFDC M. Sumi, T. Kageyama, Hiroaki Nakazawa, Hiro Okazaki, Katsuo Abe
JAEAプルトニウム燃料開発センターPFDCにおける会計分析のISO/IEC 17025認定取得 ― MOX燃料分析の品質保証と国際標準への適合 (*)日本原子力研究開発機構PFDC（プルトニウム燃料開発センター）では、MOX燃料の会計分析において、プルトニウム・ウランの同位体組成と元素量を高精度に測定している。ISO 9001に準拠した品質管理体制を構築し、国際的な信頼性確保のためISO/IEC 17025:2005認定を取得した。米国NBLとの共同研究により不確かさ評価手法を導入し、分析のトレーサビリティと技術的妥当性を確保している。
JAEA Development Programs of Advanced Technologies for Safeguards and Security Ryoichi Hajima, Michio Seya, Takahisa Nakamura, Alan Michael Bolind, Masatoshi Kureta, Kazuhiko Soyama
JAEAによる保障措置・セキュリティのための先端技術開発プログラム
Jordan Atomic Energy Commission: Moving Safely and Securely towards Nuclear Power Kamal Araj
ヨルダン原子力委員会：原子力発電への安全かつ安心な取り組み
Jordan University of Science and Technology’s Efforts to Ensure Safe and Secure Nuclear Infrastructure in Jordan Salaheddin Malkawi
ヨルダン科学技術大学によるヨルダンにおける原子力インフラの安全かつ安心な確保に向けた取り組み
Jordan’s Human Resources Development Nuclear Education & Training Programs Dala’ AMAWI
ヨルダンの人材育成・原子力教育・訓練プログラム
Lab-Based Measurement of Remediation Techniques for Radiation Portal Monitors (Initial Report) Angela Lousteau, Jake Livesay
放射線ポータルモニターに対する修正技術の実験室評価（初期報告） ― 国境・港湾での核物質不正移動検知に向けた性能改善と標準化データの構築 (*)放射線ポータルモニター（RPM）は、自然放射線バックグラウンドの影響を受けやすく、設置環境によって検出性能が低下することがある。本研究では、ORNLが複数の性能改善技術（遮蔽材の配置、検出器の最適化など）を実験室環境で評価し、標準化されたベンチマークデータを構築した。これらの成果は、国境・港湾などでの核物質不正移動検知に用いられるRPMの性能向上に貢献し、核セキュリティ分野での現場技術の強化に資する。
LABORATORY-SCALE UF6 TEST BED SUPPORTING NONPROLIFERATION RESEARCH AND DEVELOPMENT Denise Lee, Lee T. Trowbridge, Darrell W. Simmons
核不拡散を支援する実験室規模のUF6テストベッド研究開発
Lessons Learned from the Accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station: Nuclear Security Perspectives Kaoru NAITO
福島第一原子力発電所事故の教訓：核セキュリティの視点
Lessons Learned from Three Mile Island Packaging, Transportation and Disposition that Apply to Fukushima Daiichi Recovery Koji Shirai, Layne Pincock
スリーマイル島事故における梱包、輸送、処分から得られた教訓と福島第一原子力発電所の復旧への応用
LEVERAGING AVAILABLE DATA TO SUPPORT EXTENSION OF TRANSPORTATION SHIPPING PACKAGES SERVICE LIFE Glenn Abramczyk, J.S. Bellamy, T. M. Stefek, K. A. Dunn, W. L. Daugherty, E. N. Hoffman, E. R. Hackney
End(11) 輸送梱包材の耐用年数延長を支援するための既存データの活用
LEVERAGING COMMERCIAL OFF-THE-SHELF IP SECURITY CAMERAS AND VIDEO MANAGEMENT SOFTWARE FOR INTERNATIONAL SAFEGUARDS Nathan C. Rowe, J. R. Younkin, J. R. Garner
国際保障措置に向けた商用IP監視カメラと映像管理ソフトの活用 ― 次世代監視システム構築に向けたCOTS技術の導入可能性 (*)IAEAによる遠隔監視型保障措置の導入が進む中、映像データの収集・管理・解析の効率化が課題となっている。本論文では、商用既製品（COTS）のIP監視カメラと映像管理ソフトウェアを活用した新しい監視システムアーキテクチャを提案している。これらの技術は、IAEA次世代監視システム（NGSS）の基盤として活用可能であり、保障措置研究をより本質的な課題に集中させることが期待される。
Leveraging the intrinsic features of commercial off-the-shelf weighing indicators to build confidence in international safeguards measures J. Michael Whitaker, Nathan C. Rowe, J. R. Younkin, J. R. Garner
国際保障措置に向けた商用計量表示器の固有機能の活用 ― ガス遠心分離施設における重量データの信頼性向上と共同利用アーキテクチャの提案 (*)ガス遠心分離施設における過剰生産の検出を目的として、供給・回収ステーションの重量データを保障措置に活用する新たな手法が検討されている。商用既製品（COTS）の計量表示器に備わる「重量チケット」や「チェックサム」などの固有機能を活用することで、データの信頼性を高めることが可能である。本論文では、IAEAと施設運転者が共同で計量表示器を使用する理論的アーキテクチャを提案し、保障措置上の信頼構築に資する技術的枠組みを提示している。
Life-Cycle Management of Nuclear Material at Sandia National Laboratories Warren R. Strong, Stanley J. Haynes
サンディア国立研究所における核物質のライフサイクル管理
Los Alamos National Laboratory Overview of the SAVY-4000 Design: Meeting the Challenge for Worker Safety Paul Smith, D. Kirk Veirs, Timothy A. Stone, Timothy A. Stone, Paul H. Smith, Jonathon Teague, Michael Blair
ロスアラモス国立研究所 SAVY-4000設計概要：作業員安全確保の課題への対応
LSDS System Development for Isotopic Fissile Assay Yong Deok Lee, Chang-Je Park, Geun-il Park, Kee Chan Song
同位体核分裂性物質の定量分析に向けたLSDS（鉛減速スペクトルスコピー）システムの開発 ― 使用済燃料・再処理材料の高精度評価と保障措置・燃料管理への応用 (*)韓国原子力研究院（KAERI）では、使用済燃料や再処理材料中の同位体核分裂性物質の定量分析に向けて、LSDS（Lead Slowing Down Spectrometer）システムを開発中。高速電子線による中性子源と検出器配置を最適化し、核分裂反応に伴う即発中性子を検出することで、プルトニウムやウランの質量を高精度に評価可能。この技術は、燃料品質保証や炉心安全性評価に加え、使用済燃料の管理・貯蔵設計・バーンアップクレジットにも貢献し、国際的な透明性向上に資する。
Management system for nuclear security culture in the Joint Institute for Power&Nuclear Research Institute – Sosny, National Academy of Sciences, Belarus A. I. Kiyavitskaya, L. Domaschenko
ベラルーシ国立科学アカデミー、ソスニー電力・原子力共同研究所における核セキュリティ文化管理システム
Manufacturing Operations Management Modernization at the Y-12 National Security Complex Andrew J. Jackson
Y-12国家安全保障複合施設における製造オペレーション管理の近代化
Manufacturing Process Capability Analysis for SAVY-4000 Nuclear Material Storage Container Quality Assurance Timothy A. Stone, Elizabeth J. Kelly, Paul H. Smith, Luke L. Anderson
SAVY-4000核物質貯蔵容器の品質保証のための製造工程能力分析
MASS CHANGE AND EVOLVED GAS ANALYSIS OF ACTINIDE CERAMICS David M. Wayne
アクチニドセラミックスの質量変化と発生ガス分析
Material Type and Safeguardability Considerations for Innovative Sodium Fast Reactors Fuel Including Different Minor Actinides Compositions P. Peerani, G. Renda, G. G. M. Cojazzi, F. Alim
異なるマイナーアクチニド組成を含む革新的ナトリウム高速炉燃料の材料タイプと保障措置に関する考慮事項
MC&A ISSUES AT THE MOX FUEL FABRICATION FACILITY Edwin S. Lyman
MOX燃料製造施設におけるMC&A（管理・保守）問題
MCNPX Simulations of UF6 Neutron Spectroscopy Measurements using Liquid Scintillator Detectors for 235U Enrichment Determination S. D. Clarke, Enrico Padovani, S. A. Pozzi, M. Paff, S. Kiff
235U濃縮度測定のための液体シンチレータ検出器を用いたUF6中性子分光測定のMCNPXシミュレーション
MCNPX-PoliMi for the Simulation of the Neutron and Gamma Ray Emissions from Nuclear Fission M. Flaska, A. Enqvist, Shaun D. Clarke, E. Padovani, Sara A. Pozzi, W. Walsh, E. Miller, B. Wieger, S. Naeem, N. Puppato, P. Peerani
MCNPX-PoliMiによる中性子およびガンマ線放出シミュレーション核分裂
Measurement technique of plutonium and minor actinides using nuclear resonance fluorescence with laser Compton scattering gamma-rays Toshiyuki Shizuma, Michio Seya, Tsuyoshi Hayakawa, Christopher T. Angel
核共鳴蛍光とレーザーコンプトン散乱ガンマ線を用いたプルトニウムおよびマイナーアクチニドの測定技術
Measurements at Los Alamos National Laboratory Plutonium Facility in Support of Global Security Mission Space Tracy R. Wenz, S. Stange, Douglas R. Mayo, Gary Herrera, Anastasia D. McLaughlin
グローバルセキュリティ任務支援に向けたロスアラモス国立研究所プルトニウム施設での核物質測定事例 ― CAT-I核物質を用いた検出器評価と訓練への応用 (*)ロスアラモス国立研究所のプルトニウム施設（TA-55）は、Safeguards Category-I（CAT-I）核物質を用いた研究・開発測定が可能な米国内でも数少ない施設である。本論文では、CAT-IVからCAT-Iまでの核物質を用いた検出器評価や訓練に関する測定事例を紹介している。測定は、核緊急対応、核テロ対策、国内外の保障措置支援など、グローバルセキュリティ分野の多様な任務に貢献している。
Measuring Boron Concentration in a Spent Fuel Pool Using Bare and Cadmium Covered Neutron Detectors Howard Menlove, Jeremy J. Gerhart, Cory Freeman, Anthony Belian
裸およびカドミウム被覆中性子検出器を用いた使用済み燃料プール内のホウ素濃度測定
MECHANISMS TO STRENGTHEN THE DEPARTMENT OF ENERGY’S HUMAN RELIABILITY PROGRAM BY ADOPTING A CONTINUOUS ASSESSMENT PROGRAM (CAP) Joseph R. Stainback IV, Russ V. Reynolds
米国エネルギー省の人的信頼性プログラム強化に向けた継続的評価制度（CAP）の導入メカニズム ― 内部脅威の予防的検出に向けて (*)米国エネルギー省の「人的信頼性プログラム（HRP）」は、特別核物質の取扱いにおける安全・セキュリティ確保と内部脅威の軽減を目的とする制度である。従来のHRPは事後的評価が中心であったが、異常行動の兆候を早期に検出するためには継続的な行動観察が有効である。本論文では、職場内の微細な行動変化を捉える「継続的評価プログラム（CAP）」の導入により、内部脅威の予防的検出を可能にする仕組みを提案している。
METHODS FOR ESTIMATING ENCAPSULATED LEAD SHIELD BODY DEFORMATION IN DYNAMIC IMPACTS Charles Mckeel, Daniel Leduc
動的衝突におけるカプセル化鉛シールド体の変形推定方法
Modeling and Simulation of Insider Adversary Scenarios Felicia A. Duran, Dean Dominguez, M. Jordan Parks
内部脅威シナリオのモデリングとシミュレーション ― 核物質管理業務と物理的防護要素を統合した行動評価手法の提案 (*)米国エネルギー省では、攻撃シナリオの分析に商用モデリング・シミュレーション（Mod/Sim）技術を活用しており、特に物理的防護システム（PPS）の評価に有効である。本論文では、模擬施設を用いて「悪意ある内部者」と「核物質管理業務を行う職員」の行動をモデル化し、内部者による核物質窃取の検出可能性を評価している。内部者の行動ロジックや職員の対応行動をシナリオ化することで、訓練や防護対策の改善に資する実践的なシミュレーション手法を提案している。
Monte Carlo Analysis of Gamma-Ray Spectroscopy and AWCC Nondestructive Assay of Uranium-Oxide Samples L. G. Chiang, R. B. Oberer, S. D. Clarke, S. A. Pozzi, M. Flaska, C. A. Gunn, S. D. Clarke
End(12) ガンマ線分光法のモンテカルロ解析とAWCC（アクティブウェル同時計数装置）によるウラン酸化物サンプルの非破壊分析
Monte Carlo Modeling of Correlations in Pulsed Neutron Data Jonathan L. Thron, Martyn T. Swinhoe, William S. Charlton, William H. Geist, Scott L. Stewart
パルス中性子データにおける相関関係のモンテカルロモデリング
Morocco’s CNESTEN as a Regional Center of Excellence for Safety adn Security Ahmed Boufraqech
モロッコのCNESTEN：安全とセキュリティのための地域的卓越研究拠点 (*)CNESTEN（国家エネルギー科学・原子力技術センター）
Moving from Civil HEU Minimization to Elimination: Defining a New International Agenda Corey Hinderstein, Andrew Newman 民生用高濃縮ウラン（HEU）の最小化から全廃へ：新たな国際的アジェンダの定義
(*)高濃縮ウラン（HEU）は、核兵器転用の容易さと世界的な分布状況から、重大な核セキュリティ上の懸念材料とされている。過去10年間で、研究炉のLEU転換や米露協力によるHEU削減など、民生用HEUの最小化に向けた技術的・政治的進展が見られた。本論文は、民生用HEUの「最小化」から「排除」へと国際的議論を進展させる必要性を提起し、軍事・非兵器分野への拡張も視野に入れた新たな国際アジェンダの構築を提案している。
Multiplicity Distributions and Energy-Angle Correlations in Spontaneous Fission Neutron Emissions Brian M. Wieger
自発核分裂中性子放出における同時計測中性子数分布とエネルギー角相関
National Criticality Experiments Research Center: Capabilities and Status David K. Hayes, William L. Myers
国家臨界実験研究センター（NCERC）の能力と現状 ― 臨界組立装置の再配置による米国唯一の臨界実験基盤の再構築
2015年には、マンハッタン計画国立歴史公園の一部として指定され、文化的景観の保護対象にもなっています。		 (*)ロスアラモスの旧臨界実験施設（LACEF）は、ネバダ国家安全保障施設（NNSS）にて「国家臨界実験研究センター（NCERC）」として再開され、4基の臨界組立装置が移設された。NCERCでは、熱・中性・高速スペクトルに対応した臨界条件（定常・過渡・超即発）を再現可能で、核物質の一般的な取扱いや臨界実験が実施できる米国唯一の施設である。本施設の再構築は、原子力ルネッサンス、核兵器備蓄管理、次世代臨界実験研究者の育成に資する重要な基盤となっている。(  7年の歳月を経て、通称パハリト・サイトが再開された。)　パハリト・サイトの由来と意味;「Pajarito（パハリト）」はスペイン語で「小鳥」を意味。この名称は、ニューメキシコ州ロスアラモス周辺の地形（パハリト高原やパハリト渓谷）に由来している。第二次世界大戦中、マンハッタン計画の一環として設立されたロスアラモス研究所の衛星技術エリアのひとつとして、臨界実験のためにこの地域が選ばれた。特に1945年のハリー・ダグリアンの事故以降、臨界実験はより安全な場所としてこの「パハリト・サイト」に移され、以後、Lady Godiva、Jezebel、Flattop、Big Tenなどの臨界組立装置がここで運用された。 ■ 歴史的意義；パハリト・サイトは、核兵器設計、臨界安全性評価、原子炉設計のモックアップ試験などに用いられ、米国の核技術発展に大きく貢献した。
Neutron Assay System for Confinement Vessel Disposition William J. Crooks Ill, Kate Frame, Jose Valdez, S. Stange, D.R. Mayo, David K. Miko, Georgiana M. Vigil, Mark Bourne, L.G. Evans, William R. Salazar
閉じ込め容器処分のための中性子分析システム
Neutron Light Output Functions Measured for EJ309 Liquid Scintillation Detectors S. A. Pozzi, A. Enqvist, T. Massey, Christopher C. Lawrence
EJ309液体シンチレーション検出器における中性子光出力関数の測定
NEW APPROACH FOR ANALYZING THE INSIDER THREAT Ruth A. Duggan, Carol J. B. Scharmer
内部脅威分析に向けた新たなアプローチ ― 権限・アクセスに基づく包括的核セキュリティ評価手法の提案 (*)INFCIRC/225 Rev.5では内部脅威への対応が強調されているが、具体的な分析手法は十分に示されていない。本論文では、従来の外部脅威分析手法（敵対者シーケンス図）を内部者のアクセス権や権限に応じて改良し、より実践的な評価手法を提案している。この新手法は、物理的防護だけでなく、人的セキュリティ、核物質管理・計量管理、情報セキュリティを含む包括的な核セキュリティ強化に資するものであり、サイバー攻撃や複合脅威にも対応可能である。
New Generation Neutron Coincidence Counting Software Joseph F. Longo
次世代中性子同時計数ソフトウェアの開発 ― 仮想シフトレジスタによる多機能解析とPu質量評価の統合 (*)ロスアラモス国立研究所（LANL）は、32チャンネル対応の高性能仮想シフトレジスタを用いた新しい中性子同時計数ソフトウェアを開発した。このソフトは、Feynman解析やRossi-α解析、Pu質量評価などをサポートし、従来のINCCコードとの互換性も確保されている。.NET環境で動作し、SQLデータベースによる測定データの再解析や交換が可能で、将来的にはMac、Linux、Android、iOSへの展開も視野に入れている。
New Technology, Old Challenges: Projecting Laser Enrichment’s Impact on Nonproliferation Timothy J. Westmyer
新技術と古くからの課題 ― レーザー濃縮技術が核不拡散体制に与える影響と国際的対応策の検討 (*)レーザー同位体分離（LIS）は、従来の遠隔監視が可能な大型濃縮施設とは異なり、より小型・低エネルギーで秘匿性の高い核物質生産を可能にする技術である。この技術の進展は、既存の核不拡散体制に新たな課題をもたらし、核兵器開発の潜在的リスクを高める可能性がある。本論文では、レーザー濃縮技術の不拡散への影響を分析し、リスク緩和に向けた国際的対応策を提言している。
New Uranium Standards and Testing Capabilities at the Y-12 Nuclear Detection and Sensor Testing Center C. D. Hull, Julia Cantrell, Martin R. Williamson, Justin M. Holland
Y-12核検出・センサー試験センターにおける新たなウラン標準試料と試験能力の整備 ― EU–HEUを用いた放射線検出技術の評価支援 (*)Y-12核検出・センサー試験センター（NDSTC）は、EU–HEU（濃縮・高濃縮ウラン）を用いた放射線検出器の試験・評価を行うための施設であり、2つのサイトで構成されている。Site 1では、Category I〜IVのウランを用いた受動・能動照射試験が可能で、軍縮・条約検証などの任務支援にも活用されている。Y-12独自の化学・冶金処理技術を活かし、0.2%〜93%の濃縮度を持つ金属ウラン標準試料や化合物標準が開発されており、将来的には多様な形態の標準試料が整備される予定である。
NEXT GENERATION SAFEGUARDS INITIATIVE UNIVERSITY OUTREACH: LOS ALAMOS NATIONAL LABORATORY TEACHING A POLITICAL SCIENCE COURSE ON NUCLEAR SAFEGUARDS & SECURITY POLICY AT NEW MEXICO INSTITUTE OF MINING AND TECHNOLOGY Sara Z. Kutchesfahani, Brian D. Boyer, Carolynn P. Scherer, M. Elise Elfman
次世代保障措置イニシアチブ 大学アウトリーチ：ロスアラモス国立研究所がニューメキシコ鉱山技術研究所で核保障措置と安全保障政策に関する政治学講座を開講
Next Generation Safeguards Initiative: Overview and Policy Context of UF6 Cylinder Tracking Program J. Michael Whitaker, B. Boyer, Jessica L. White-Horton, Karyn R. Durbin
次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）におけるUF₆シリンダー追跡プログラムの概要と政策的背景 ― 一意識別と国際監視体制の構築に向けて (*)世界中で流通するウラン六フッ化物（UF₆）シリンダーは、潜在的な核拡散リスクを伴うため、国際的な識別・追跡体制の整備が求められている。米国NNSAの次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）は、UF₆シリンダーの一意識別（UID）と追跡システムの概念を検討する5年間の計画を開始した。本論文では、施設運用者とIAEA双方に有益な統合的ソリューションの設計を目指し、技術開発・データベース構築・実証試験など6段階の取り組みを紹介している。
Next Generation Safeguards Initiative: The Life of a Cylinder James B. Morgan, Jessica L. White-Horton
次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）におけるUF₆シリンダーのライフサイクル解析 ― 製造から廃棄までの追跡に向けた基盤整備 (*)米国NNSAの次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）は、UF₆シリンダーの製造から廃棄までの全ライフサイクルを追跡する国際的監視スキームの構築を目指している。本論文では、UF₆シリンダーの調達、取扱い、運用（転換・濃縮・燃料製造・劣化UF₆処理）に関する実態を体系的に記述している。この文書は、今後のタグ付け・追跡技術の機能要件策定に向けた基礎資料として活用される。
NGSI: Function Requirements for a Cylinder Tracking System Sean Branney, Richard Poland, Raymond Maynard, Braden Brown
次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）におけるUF₆シリンダー追跡システムの機能要件 ― 国際監視体制構築に向けた技術的・運用的検討 (*)UF₆シリンダーの追跡に関して、現行の業界慣行は多様であり、国際的な一意識別・追跡システムの整備が求められている。本論文では、NGSIの一環として、シリンダーのライフサイクル全体を踏まえた機能要件（環境条件、逸脱リスク、商流統合、データ保護など）を体系的に整理している。提案される追跡システムは、IAEAの保障措置目的を満たしつつ、業界への負担を最小限に抑える設計が目指されている。
NGSI: IAEA Verification of UF6 Cylinders Michael Curtis
次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）におけるUF₆シリンダーのIAEA検証手法の評価 ― 一意識別と継続監視に向けた国際的枠組みの検討 (*)IAEAはUF₆シリンダーの検証後、その所在を追跡できないことが多く、保障措置上の課題となっている。本論文では、IAEAが現在用いている検証手法（外観検査、短期通知によるランダム査察、メールボックス申告など）を評価し、改善の余地を検討している。NGSIの一環として、UF₆シリンダーの一意識別と継続的監視を可能にするグローバル追跡スキームの構築が提案されている。
Non-MAA Storage Consolidation at Y-12 Lynn Bland
Y-12における非MAA（非核物質アクセス区域）保管施設の統合 ― 非特別核物質の集約による保管効率化と施設削減の実現 (*)Y-12国家安全保障施設では、非MAA（非核物質アクセス区域）に保管されていた非特別核物質（Non-SNM）の統合を進め、保管施設の集約と面積削減を達成した。3つの施設からの完全な在庫移動と、旧MAA施設への再配置により、約28,000平方フィートの保管面積を削減し、3つのカテゴリ3核施設を廃止した。この統合により、年間約80万ドルの維持費削減が見込まれ、DOE/NNSAの保管効率化と安全性向上の方針に貢献している。
Nonproliferation Problems in Central Asia: Preventing Trafficking of Nuclear Materials and Radiation Sources Bekhzod Yuldashev, Jeffery H. Richardson, Siegfried Hecker
中央アジアにおける核物質・放射線源の不正取引防止に向けた不拡散課題 ― 地域協力体制の構築に向けた実務的提言 (*)ウズベキスタンでの実務経験をもとに、中央アジア5か国（カザフスタン、キルギス、タジキスタン、トルクメニスタン、ウズベキスタン）における核物質・放射線源の不正取引防止のための地域協力体制の構築が提案されている。地域の地政学的課題や国境管理の脆弱性を踏まえ、共同監視・情報共有・教育訓練の強化が必要とされている。本論文は、国際的な核不拡散努力を地域レベルで補完する枠組みとして、中央アジアにおける実効的な対策の基盤整備を目指している。
NON PROLIFERATION, NUCLEAR SECURITY, AND THE INSIDER THREAT Gayla Balatsky, Ruth A. Duggan
核不拡散・核セキュリティと内部脅威 ― 放射性・核物質リスク低減に向けた国際ワークショップの成果と提言 (*)本論文は、放射性・核物質に関するリスク低減を目的としたワークショップの成果をまとめたもので、非拡散理論と核セキュリティのベストプラクティスが議論された。内部脅威に関しては、物質の種類やアクセス権限の違いによる影響、検知・対応のギャップが分析され、業界・国際的視点からの課題が共有された。ワーキンググループにより、内部脅威対策の優先課題が整理され、INMMコミュニティに対して行動喚起として提言がなされた。
Novel Remote Handling Cells to Support Nuclear R&D Robert Williamson
End(13) 原子力研究支援に向けた新型遠隔操作セルの設計と機能 ― 高放射能環境下での安全な試験・分析のための英国NNLの取り組み (*)英国国立核研究所（NNL）は、プルトニウムやMOXなど高放射能物質を安全に取り扱うための新型遠隔操作セル群を設計・整備中である。各セルは高品質な鉛ガラス窓とマスター・スレーブ型マニピュレーターを備え、交換可能なステンレス製密閉容器により高いアルファ封じ込め性能を実現している。試験準備は非放射性環境で行い、活性作業開始前にリスクを低減する設計となっており、施設の運用効率と安全性を両立している。
NRC Developmental Programs: Nuclear Safety Professional Development Program Steven L. Ward, Eric Freeman
NRC開発プログラム：原子力安全専門家育成プログラム
Nuclear Energy, Nuclear Security and Arab Spring, Dynamics and Who is Who? Rian Bahran, Mustafa Bahran
原子力利用・核セキュリティとアラブの春 ― 地政学的変動と新興勢力の分析に基づく国際対応策の検討 (*)アラブ諸国では長年にわたり原子力利用が限定的であり、核セキュリティも放射線源の管理にとどまっていたが、1990年代以降、UAEを皮切りに原子力への関心が高まりつつある。2011年のチュニジア・エジプト革命を契機とする「アラブの春」により、地域の地政学的構造が変化し、新たな政治勢力と核セキュリティ上の懸念が浮上している。本論文では、技術的・政治的観点から新興勢力の動向を分析し、国際社会が取るべき対応策を提言している。
NUCLEAR FORENSICS EDUCATIONAL NEEDS Lily I. Crabtree, Matthew L. Baruzzini, Howard L. Hall
核鑑識教育のニーズ
NUCLEAR FORENSICS TECHNIQUE DEVELOPMENT FOR SAMPLES OF SPENT RESEARCH REACTOR FUEL Donna M. Beals, William S. Charlton, Matthew Sternat, Theodore S. Nichols
使用済み研究炉燃料サンプルの核鑑識技術開発
Nuclear Material Accounting and Control Software Valeriy Chernyadyev
核物質計量・管理ソフトウェア
Nuclear Material Accounting and Control System Based on RFID Technology Vladimir A. Agamalyan, Sergey Shilkin
RFID（無線周波数識別）技術に基づく核物質計量・管理システム
Nuclear Material Analysis for Forensic and Other Security Purposes – Book By the Stockholm International Peace Research Institute Vitaly Fedchenko
鑑識およびその他の安全保障目的のための核物質分析 – ストックホルム国際平和研究所著
NUCLEAR MATERIALS MANAGEMENT PROGRAM AT THE NNSS Benjamin O. Garcia, Mary Alice Price
ネバダ国家安全保障施設（NNSS）における核物質管理プログラムの構築 ― Category I核物質受け入れに伴う体制整備とギャップ分析の成果 (*)ネバダ国家安全保障施設（NNSS）は、2004年に兵器試験以外の目的でCategory I特別核物質（SNM）を受け入れたことを契機に、核物質管理体制の整備が必要となった。2006年以降、管理業務はM&O契約者（NSTec）に一元化され、2012年には正式な核物質管理プログラム（NMM）が立ち上げられた。本論文では、ギャップ分析とホワイトペーパーの成果をもとに、NNSSにおける機能的かつ法令遵守の核物質管理体制の構築計画が紹介されている。
Nuclear Materials within the United States Brian Horn, Angela Randall
米国における核物質管理の実態 ― 中央データベースによる所在・数量の追跡と保障措置支援 (*)米国では、DOEおよびNRCが関心を持つ核物質の所在と数量を追跡するため、中央集約型データベースが運用されている。このデータベースは、核物質の計量管理と保障措置の実施を支援し、国内外の核セキュリティ・不拡散ニーズに対応している。本論文では、核物質管理・保障措置システム（NMMSS）の概要と、米国政府の政策的・技術的活用事例が紹介されている。
Nuclear Nonproliferation Capacity Building Support by Integrated Support Center for Nuclear Nonproliferation and Nuclear Security: Modeling the Support Program for Vietnam and Beyond Masao Senzaki, Michiaki Ohkubo, Yosuke Naoi, Naoki Kobayashi, Kazuko Hamada, Nu Hoai Vi Nguyen
核不拡散・核セキュリティ統合支援センターによる核不拡散能力構築支援：ベトナムと東南アジアに向けた支援プログラムのモデル化
NUCLEAR SAFEGUARDS INFRASTRUCTURE REQUIRED FOR THE NEXT GENERATION NUCLEAR PLANT (NGNP) Philip Casey Durst, Philip Casey Durst, Mark Schanfein, Dr. Mark Schanfein
次世代原子力発電所（NGNP）に必要な核保障措置インフラの整備 ― 高温ガス炉におけるIAEA適用設計と国際展開への提言 (*)次世代原子力発電所（NGNP）は、アイダホ州に建設予定の高温ガス炉（VHTR）であり、福島事故以降、安全性と不拡散性が重視されている。本論文では、国際原子力機関（IAEA）による保障措置の適用を前提とした設計方針を提案し、非核兵器国への技術輸出を容易にすることを目指している。NGNPおよび関連するHTGRに対して、IAEAが保障措置を実施するために必要なインフラ（機器、システム、運用手法）とその開発課題が整理されている。
NUCLEAR SECURITY EDUCATION AT THE UNIVERSITY OF TENNESSEE Howard Hall
テネシー大学における核セキュリティ教育
Nuclear Security Summit: 2014 and Beyond Stephan Bayer, Dr. Robert Floyd
核セキュリティサミット：2014年以降
Nuclear Weapons Proliferation Pathway Utility Attribute Weighting Survey W. S. Charlton, David J. Sweeney
核兵器拡散経路の有用性属性重み付け調査
OBJECT-BASED IMAGE ANALYSIS USING VERY HIGH-RESOLUTION SATELLITE DATA Irmgard Niemeyer, Clemens Listner, Sven Nussbaum
超高解像度衛星データを用いたオブジェクトベース画像解析
One Path to Integrating Nuclear Safety, Security and Safeguards Systems: Perspectives of GNEII Alumni Wael Al Hashm, Michael Schuller, Adam D. Williams
原子力安全・セキュリティ・保障措置の制度統合に向けた一つの道 ― GNEII（アブダビ原子力教育機関）研修生によるUAE原子力導入計画の分析と提言 (*)GNEII（アブダビに設立された原子力安全教育機関）の研修生が、UAEの原子力発電導入計画を題材に、安全・セキュリティ・保障措置（3S）の統合的運用の可能性を分析した。研修課題として、3Sの役割分担と共通領域を整理し、責任分担マトリクスとSWOT分析を用いて制度設計上の課題と利点を評価した。統合管理者の設置や組織文化の醸成を提案し、責任ある原子力利用に向けた制度的統合の一案を示した。
Online Monitoring of a CANDU6 On-Load Refueled Reactor via Deployment of an Antineutrino Detector N. S. Bowden, A. Bernstein, B. Cabrera-Palmer, B. Sur, T. Classen, L. Kolger
反ニュートリノ検出器によるCANDU6型運転中燃料交換炉のオンライン監視 ― 非侵襲的保障措置技術としての炉心同位体変化の追跡 (*)カナダのCANDU6型原子炉に対し、反ニュートリノ検出器を用いたオンライン監視技術の実証を目的とした装置開発が進められている。反ニュートリノは原子炉の出力やプルトニウム生成量を非侵襲的に推定できるため、保障措置における新たな監視手法として注目されている。本装置は、稼働中の炉心状態だけでなく、新炉心から平衡状態への同位体変化も追跡可能であり、IAEAの新技術導入に向けた重要なステップとなる。＜原理：反ニュートリノ（antineutrino）は、原子炉内の核分裂反応で自然に発生する粒子で、物質との相互作用が極めて弱いです。そのため、高い中性子線やγ線が存在する原子炉周辺でも、これらの放射線にほとんど影響されずに検出可能。これにより、原子炉の運転中でも非侵襲的に、燃料の消耗やプルトニウム生成量などをリアルタイムで推定できるという利点がある。＞
ONSITE GASEOUS CENTRIFUGE ENRICHMENT PLANT UF6 CYLINDER DESTRUCTIVE ASSAY Jon Phillips, Norm C. Anheier, Bruce K. McNamara, Michael Curtis, Bret D. Cannon, H. Amy Qiao
ガス遠心分離型濃縮施設におけるUF₆シリンダーの現場破壊分析 ― バイアス欠陥検出に向けた迅速・高精度なLAARSDA手法の提案 (*)ガス遠心分離型ウラン濃縮施設（GCEP）におけるIAEA保障措置では、UF₆（六フッ化ウラン）シリンダーからの破壊分析（DA）により、バイアス欠陥の検出が行われている。従来のDAは高精度だが、サンプルの採取・輸送・分析に多大なコストと時間を要する。本研究では、現場で迅速に分析可能な新手法（LAARSDA）を提案し、微量のUF₆を吸着・分析することで、精度を保ちつつ効率化を実現した。＜バイアス欠陥（bias defect）とは、核物質の計量管理において、申告された核物質量と実際の核物質量との間に系統的な差（偏り）が存在する状態を指す。これは偶然の誤差ではなく、継続的・意図的・または手法的な偏りによって生じる可能性がある。保障措置の文脈では、核物質の未申告移動や不正使用の兆候として重要視される。＞、＜バイアス欠陥の検出方法：破壊分析（Destructive Assay, DA）UF₆シリンダーから微量のサンプルを採取し、化学的・同位体的に分析することで、実際のウラン濃縮度や質量を高精度で測定。申告値と分析値を比較することで、バイアスの有無を評価。統計的手法；複数のサンプルを分析し、申告値との偏差を統計的に処理することで、系統的な偏り（バイアス）を検出。新技術（例：LAARSDA）；レーザーアブレーションと吸収分光法を組み合わせた新手法により、現場で迅速かつ高精度な分析が可能となり、バイアス欠陥の早期検出に貢献。＞
Onsite Transportation Authorization Challenges at the Savannah River Site Bradley M. Loftin, Robert W. Watkins, Don S. Hoang
サバンナリバーサイトにおける輸送許可の課題
Open-Source Geospatial Information and Software Tools for Safeguards Analysts Karl Horak, Michael McDaniel, Denise Bleakly
End(14) 保障措置分析用オープンソースの地理空間情報とソフトウェアツール
Open-Source/Geospatial Information Working Group Karl Horak, Michael McDaniel, Denise Bleakly
オープンソース／地理空間情報ワーキンググループ
Optimization of a Quartz-Crystal Spectrometer Design for Analyzing K X-Rays From Pu and U Alison V. Goodsell, William S. Charlton
PuおよびUからのK-X線分析用水晶振動子分光計設計の最適化
Optimization of Remote Filamentation Induced Breakdown Spectroscopy (R­ FIBS) Jessica McNutt, Kyle Hartig, Phyllis Ko, Igor Jovanovic, Timothy Jacomb-Hood
遠隔レーザー誘起プラズマ分光法（R-FIBS）の最適化 ― 自然ウラン試料における信号強度と分析精度の向上 (*)R-FIBSは、遠隔からレーザーでプラズマを生成し、物質の元素・同位体組成を分析するLIBS技術の発展形である。テラワット級レーザーによる空気中の非線形自己集束効果を利用し、最大180mの距離で分析が可能。レーザー焦点位置の最適化により、自然ウラン試料で信号強度が400%向上し、背景ノイズとのコントラストが改善された。
Outlooks of Further Development and Upgrades Trends of Physical Protection Systems at LUCH S. V. Leonov, G.V. Lavrentieva, V. Yu. Chukov
ロシア・LUCH研究所における核物質防護システムの発展と改良動向 ― 米露協力による既存設備の評価と将来計画の展望 (*)ロシア・LUCH研究所では、米露協力のもと核物質防護システムの整備と改善が進められ、既存設備の評価と将来計画が策定された。機器の老朽化や規制改定に対応するため、最新技術の導入、ネットワーク・監視システムの強化、制度的整備が求められている。今後の発展には、技術更新だけでなく、職員の教育・動機付けと新しい規範・手法への適応が不可欠であると結論づけている。
Overview of Japan Atomic Energy Agency’s Regional Transparency Efforts Y. Kawakubo, B. Hoffheins, N. Inoue, R. Mongiello, G. Baldwin
日本原子力研究開発機構（JAEA）の地域透明性への取り組みの概要
Overview of Mid- and Long-Term Roadmap Towards the Decommissioning and the Status of Nuclear Material Management at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Takeshi Ohta, Masaki Kawasaki
福島第一原子力発電所の廃止措置に向けた中長期ロードマップと核物質管理の現状の概要
Overview of Safeguards and Nuclear Material Management in Pakistan Tariq Mahmud
パキスタンにおける保障措置と核物質管理の概要
Overview of the Accident of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station and the Process for Achieving Stabilization Takeshi Ohta, Yuichiro Inoue, Naoya Hirabayashi
福島第一原子力発電所の事故の概要と安定化達成プロセス
Package and Large Object Profiling With a Gamma/Neutron Sensitive Detection System Graham V. Walford, Lawrence F. Miller, Sean J. Branney, Raymond Maynard
ガンマ線／中性子高感度検出システムを用いた輸送物および大型物体のプロファイリング
Packaging Certification Program Methodology for Determining Dose Rates for Small Gram Quantities in Shipping Packagings S. J. Nathan, G. A. Abramczyk, B. M. Loftin, John S. Bellamy
少量放射性物質の輸送容器における線量率評価手法 ― パッケージ認証プログラムによる9977型容器の遮蔽設計と質量限界の導出 (*)少量（グラム単位）の放射性物質（RAM）を安全に輸送するため、外部線量率が規制値を超えないようにする評価手法（SGQ概念）を提案。9977型輸送容器を基準に、MCNPコードを用いて中性子・γ線スペクトル群ごとの線量応答を計算し、遮蔽設計と質量限界を導出。提案手法により、複数同位体の混合内容物に対しても、規制に適合する線量評価が可能となり、輸送認証の合理化に貢献する。
PARALLEL PLATE COLLIMATOR OPTIMIZATION USING MCNP AUTOMATION Graham V. Walford, Sean J. Branney, Raymond Maynard, Jason Wilson
MCNP Automationを用いた平行平板コリメータの最適化
Pass/fail Criterion for a Simple Radiation Portal Monitor Test Tom Burr, Tom Burr, Avigdor Gavron, Avigdor Gavron
簡易放射線ポータルモニター試験における合否判定基準 ― 検出確率と信頼度に基づく統計的評価手法の比較 (*)放射線ポータルモニター（RPM）の性能評価として、車両通過時の放射線カウントが閾値Tを超えるかどうかをn回繰り返して判定する簡易試験法を提案。指定された放射線源強度に対して、検出確率が50%以上であることを95%以上の信頼度で保証する「判定基準A」を導入。分布非依存の統計手法とポアソン分布仮定に基づく手法を比較し、両者に共通する許容区間の構築方法を提示した。
Passive Neutron Assay for Uranium Mass Measurement in Scrap and Wastes Sergey Zykov, V. Nizhnik, M. Pickrell
スクラップおよび廃棄物中のウラン質量測定のためのパッシブ中性子分析
Phase II Vault Testing of the Argonne RFID System Hanchung Tsai, Terence Willoner, Brian Craig, Y. Liu, Richard E. Koenig
Argonne RFIDシステムの第2段階保管庫試験 ― プルトニウム保管施設における放射線測定機能付きタグの運用評価 (*)米国エネルギー省（DOE）が開発したArgonne RFID – Utility and Security（ARG-US） RFID（無線周波数識別）システムは、核物質容器の輸送・保管中の追跡と監視を目的とした技術である。第2段階の試験として、サバンナリバーサイトのプルトニウム保管施設（KAMS）において、最新型（Mark III）のRFIDタグを用いた保管庫内での運用試験が実施された。新型タグは放射線量と線量率の測定機能を備えており、安全性・セキュリティ・核物質管理の向上に寄与する可能性が示された。
PHASED IMPLEMENTATION OF IAEA VERIFICATION IN NUCLEAR WEAPON STATES TO PROMOTE NON PROLIFERATION, ARMS CONTROL AND DISARMAMENT OBJECTIVES Jon Phillips, Chris Toomey, S. Frazar
核兵器国におけるIAEA検証の段階的実施：不拡散、軍備管理、軍縮目標の推進
Physical Authentication for Nuclear Safeguards and Other Inspection Applications Using Flash Thermography Grace Thompson, Alvaro A. Cruz-Cabrera
フラッシュサーモグラフィーを用いた核保障措置およびその他の査察用途の物理的認証
Plutonium-238 Supply Project Robert M. Wham
プルトニウム238供給プロジェクト ― NASA深宇宙探査に向けた米国国立研究所による製造体制の再構築 (*)NASAの深宇宙探査ミッションに不可欠なプルトニウム238の供給が枯渇しつつあり、米国DOEは新たな供給体制の再構築を計画している。ORNLおよびINLの既存炉を活用し、ネプツニウム貯蔵・標的製造・照射・化学処理の各工程を再整備することで、238Puの安定供給を目指す。技術開発はすでに開始されており、NASAの需要に応えるため、最も費用対効果が高く迅速な供給体制の確立が進められている。
POLICY VALUE OF NUCLEAR FORENSICS FOR DETERRENCE Kate Putman
核鑑識の抑止効果に関する政策的価値の検討 ― 国家および非国家主体の行動選択に与える影響の理論的分析 (*)核鑑識能力が国家の核兵器移転判断に与える抑止効果を政策的観点から分析した予備的研究。米国では核鑑識を主に抑止目的で活用しているが、EUでは刑事訴追への応用も重視されており、運用方針に違いがある。ゲーム理論と質的分析を用いて、国家および非国家主体の行動選択に核鑑識が与える影響を評価した。
Possible trends for further development of the International Uranium Enrichment Center (IUEC) in post-Fukushima Era Gleb Efremov
福島事故後の国際ウラン濃縮センター（IUEC）の発展動向 ― LEU備蓄とアジア諸国への供給開始に向けた制度的展望 (*)福島第一原発事故後の世界的な原子力政策の再評価を受け、IUEC（国際ウラン濃縮センター）はその使命と目標の見直しを迫られた。アジア諸国を中心に原子力導入の意欲が継続・増加しており、IUECは2012年から加盟国へのLEU供給を開始する計画を提示。ロシア・アンガルスクに設置された120トンの低濃縮ウラン備蓄は、政治的理由による供給途絶時の保障措置として、IUECの主要な成果とされる。
POTENTIOMETRIC SENSOR FOR REAL-TIME REMOTE SURVEILLANCE OF ACTINIDES IN MOLTEN SALTS Jan-Fong Jue, Brenda E. Serrano, Natalie Gese
End(15) 溶融塩中アクチニドのリアルタイム遠隔監視に向けたポテンショメトリックセンサーの開発 ― 使用済み核燃料処理工程における固体電解質材料の評価 (*)INL（アイダホ国立研究所）では、使用済み核燃料の処理工程におけるアクチニド（超ウラン元素）濃度をリアルタイムで遠隔監視するためのポテンショメトリックセンサーを開発中。センサーはLiCl-KCl溶融塩中の三価アクチニドイオンを検出する固体電解質として、Gd³⁺を模擬元素に用いたβ-Al₂O₃セラミック材料を採用。材料の安定性と導電性を評価するため、SEM・XRD・EDSによる構造解析と、溶融塩環境下での耐久試験が実施された。
Practical Implementation of Nuclear Security Culture Principles when Decommissioning Nuclear Reactors at FSUE RISI Alexander M. Chlenov, T. Piskureva
FSUE RISI（ロシア科学機器研究所）における原子炉廃止措置時の核セキュリティ文化原則の実践 ― 人的要因を重視した安全・防護管理の取り組み (*)FSUE RISI（ロシア科学機器研究所）における原子炉廃止措置では、放射線安全・物理的防護・環境監視などの技術的・制度的対策が実施されている。成功の鍵は、核セキュリティ文化の実践であり、職員の専門性・責任感・安全意識が安全確保に直結すると強調されている。人的要因の影響を重視し、作業の分析・管理を通じて、セキュリティ文化の定着と廃止措置の安全性向上を図っている。
Practice of Technological Process Monitoring in Production MBA V. Yu. Chukov, G. V. Lavrentyeva
生産用核物質管理区域（MBA）における技術プロセス監視の実践 ― ロシア・FSUE LUCHにおけるウラン在庫管理と異常検出手法の構築 ロシア・FSUE LUCHでは、単一の核物質管理区域（MBA）内での技術プロセス監視を通じて、ウランおよび濃縮235Uの在庫変動を把握し、異常の原因を特定する手法を検討した。原材料の種類が変化する中で、工程全体が完了するまで核物質収支を取ることが困難なため、シフト単位での在庫管理とフローチャートによる工程追跡を導入。文書在庫と物理在庫の差異を分析し、異常の検出・対策を体系的に行うことで、保障措置の信頼性向上を図った。
Precedents for Authorization of Contents using Dose Rate Measurements S. J. Nathan, G. A. Abramczyk, B. M. Loftin, J. S. Bellamy
線量率測定による内容物認証の先例 ― 放射性物質輸送容器に対する規制適合性の実測確認手法 (*)放射性物質（RAM）輸送容器の認証において、米国規制（10 CFR 71.47）は、容器表面および周辺の線量率が規定値以下であることを要求している。この規制は、放射能量ではなく線量率そのものを基準としており、輸送前に実測値で確認することが義務付けられている。本論文では、線量率測定によって内容物の認証を行った過去の事例を紹介し、測定に基づく認証手法の妥当性と実務的意義を論じている。
Predictive Fallout Composition Modeling: Improvements and Applications of the Defense Land Fallout Interpretive Code David A. Hooper, Vincent J. Jodoin
フォールアウト組成予測モデルの改良と応用 ― Defense Land Fallout Interpretive Code（DELFIC）による災害対応・核鑑識支援 (*)DELFICコードの粒子活性モジュールを改良し、アクチニドや軽元素を含む同位体ライブラリを拡張、ENDF/B-VII準拠の精密な崩壊計算を導入。異なる核分裂源や照射計算からのソースタームを取り込み、放射線量・ケルマ・実効線量の換算係数も更新。災害対応や核鑑識において、現地の気象条件を考慮したフォールアウトの到達時間・組成・線量の予測と、最適なサンプル採取ルートの計画に活用可能。
Preliminary Performance Results for a Hybrid K-Edge Densitometer (HKED) Installed at the Radiochemical Engineering Development Center (REDC) R. Venkataraman, R. D. McElroy, J. A. Chapman, C. Romano
ORNL放射化学工学開発センター（REDC）に設置されたハイブリッドKエッジ濃度計（HKED）の初期性能評価 ― ウラン・プルトニウム溶液の高精度測定と標準溶液の安定性検証 (*)再処理施設の溶解液中のウラン・プルトニウム濃度を高精度で測定するため、Oak Ridge国立研究所REDCに商用HKED装置が設置され、性能試験が実施された。REDCで製造された混合アクチニド標準溶液を用いて、HKEDの測定精度と破壊分析（DA）との比較評価が行われた。測定用バイアル内での溶液安定性の長期評価も開始され、品質管理標準としての有効期間の検証が進められている。
Preliminary Simulations for Geometric Optimization of a High-Energy Delayed Gamma Spectrometer for Direct Assay of Pu in Spent Nuclear Fuel Luke W. Campbell, Douglas C. Rodriguez, Jonathan Kulisek
使用済み核燃料中プルトニウムの直接定量に向けた高エネルギー遅延ガンマ分光器の配置最適化に関する予備的シミュレーション (*)使用済み核燃料中のプルトニウムを非破壊で定量するため、遅延ガンマ線分光法（Delayed Gamma Spectroscopy）を用いた高エネルギー検出器の設計最適化を行った。MCNPXコードを用いて、熱・高速中性子による核分裂の促進、検出器配置、スペクトルの信号対雑音比の向上を目的とした幾何構成のシミュレーションを実施。現行技術と十分な強度の中性子源を用いれば、保障措置目的の在庫分析に必要な精度が達成可能であることが示された。
Pressurization of Sealed Pu-238 Bearing Containers in Design Basis Accidents: Analysis and Risk Reduction Jonathan G. Teague
設計基準事故における密閉型プルトニウム238含有容器の加圧：分析とリスク低減
PRIORITIZING ACQUISITION PATHWAYS IN THE STATE LEVEL CONCEPT Kory Budlong-Sylvester, Joseph F. Pilat, Chantell L. Murphy
国家レベルの概念における取得経路の優先順位付け
Processing of Mark-42 Target Materials for Recovery of Americium and Curium Brad D. Patton, Dennis E. Benker, Robert M. Wham, Emory D. Collins, Sharon M. Robinson, Dennis Benker
アメリシウムおよびキュリウム回収に向けたMark-42標的材料の処理 ― 重アクチニド製造用原料の分離・精製プロセスの最適化 (*)高フラックス炉（ORNL HFIR（High Flux Isotope Reactor））で長期照射されたプルトニウムから生成された重いキュリウム（Cm）を原料とし、252Cfなどの重アクチニド製造に向けた供給体制を確保する必要がある。ORNLでは、Mk-42標的材料に含まれるアメリシウム（Am）とキュリウム（Cm）を回収・精製するための処理フローシートの改良を進めている。小規模な処理試験を通じて、ランタノイド（Ln）核分裂生成物とAm/Cmの分離効率を高める最適化手法が検証されている。
Progress Down-Blending Surplus Highly Enriched Uranium Gary A. Person, Russ Schmidt, Dale Davis
余剰高濃縮ウランのダウンブレンド処分の進捗 ― 米国NNSAによる核拡散防止に向けたLEU転換プロジェクトの現状と展望 (*)米国NNSAは、兵器級高濃縮ウラン（HEU）130トンを低濃縮ウラン（LEU）に転換することで、核拡散リスクを低減する処分プログラムを推進してきた。商業炉向けのHEUダウンブレンドは、米国濃縮公社、テネシー川流域公社、信頼性燃料供給、MOXバックアップLEU備蓄など複数のプロジェクトで実施された。世界の研究炉向けにもHEUのダウンブレンドが進行中であり、本論文では主要プロジェクトの進捗と今後の計画が報告されている。
Proliferation Resistance Assessment of Various Methods of Spent Nuclear Fuel Storage and Disposal Lenka Kollar
使用済み核燃料の貯蔵・処分における様々な方法の核拡散抵抗性評価
Proposal of Healthiness Confirmation Procedure in Electro Manometer System in terms of Nuclear Material Accountancy Yasunobu Mukai, Hironobu Nakamura, Tsutomu Kurita, Kaoru Shoji
核物質計量管理の観点から見た電子式マノメータシステムの健全性確認手順の提案
PROPOSAL OF NEUTRON RESONANCE DENSITOMETRY FOR PARTICLE LIKE DEBRIS OF MELTED FUEL USING NRTA AND NRCA Michio Seya, Masatoshi Kureta, Hideo Harada, Fumito Kitatani, Mitsuo Koizumi, Jun Takamine, Harufumi Tsuchiya
NRTA（近実時間計量管理）およびNRCA（近実時間濃度分析）を用いた溶融燃料の粒子状デブリの中性子共鳴密度測定法の提案 (*)NRTAおよびNRCA：■ NRTA（Near Real Time Accountancy）；近実時間計量管理　定義：核物質の在庫と在庫変動を、リアルタイムに近い頻度で測定・報告する計量管理手法。用途：再処理施設や燃料製造施設など、バルク状核物質を扱う施設で、保障措置の適時性を高めるために導入される。特徴：在庫差（MUF）を短期間で評価可能。IAEA査察官が迅速に異常を検知できるよう支援する。日本では、六ヶ所再処理工場などで導入が検討・実施されている。 ■ NRCA（Near Real Time Concentration Analysis）；近実時間濃度分析、溶液中の核物質濃度をリアルタイムに近い頻度で分析する手法。NRTAの構成要素として位置づけられることが多い。用途：溶液処理工程において、核物質の濃度変化を継続的に監視し、物質収支の精度向上に寄与する。特徴：濃度測定の自動化・連続化により、工程監視と保障措置の統合が可能。日本では、JAEAなどが研究開発を進めている。
PROPOSED BENCHMARK CASES FOR PROLIFERATION RISK ASSESSMENT MODELING William S. Charlton, Sunil Chirayath, Royal Elmore
核拡散リスク評価モデリングのためのベンチマークケース提案
Prospective of Regional Safeguards Cooperation in Connection with the Asia­ Pacific Safeguards Network(APSN) Kwan-Kyoo Choe
アジア太平洋保障措置ネットワーク（APSN）に関連した地域保障措置協力の展望
Prospects for Spent Fuel Measurements Using High-Rate Germanium Detectors Luke W. Campbell, Douglas C. Rodriguez, James E. Fast
高純度ゲルマニウム検出器を用いた使用済み燃料測定の展望
Quality Control and Uncertainty Evaluation for Accountancy Analysis at PFDC­ JAEA M. Sumi, T. Kageyama, Hiroaki Nakazawa, Hiro Okazaki, Katsuo Abe
原子力機構（JAEA）プルトニウム燃料開発センター（PFDC）における計量分析のための品質管理と不確かさの評価
Rapid Analysis of the SNM Smuggling Threat Space for Active Interrogation Using a Green’s Function Approach Hirotatsu Armstrong, Erich Schneider
グリーン関数法による特殊核物質密輸脅威空間の迅速解析 ― 能動照射を用いた検知性能評価 (*)特殊核物質（SNM）の密輸検知に向け、貨物コンテナ内の放射線挙動を高速に解析する手法を提案。グリーン関数法を用いて、事前計算された応答関数により、Monte Carlo並みの精度を秒単位で実現。宇宙線起源の中性子バックグラウンドも含め、能動照射（Active Interrogation）による検知性能を評価。
Real-time And INtegrated STream-Oriented Remote Monitoring (RAINSTORM) Interface C. Brunhuber, V. Popescu, Jim Regula, H. Nordquist, Keith S. Morgan, I. Naumann, Stephan Rechberg
RAINSTORMインターフェース：保障措置機器向けリアルタイム・統合型ストリーム指向遠隔監視の標準化 (*)IAEAは遠隔監視の標準化を目指し、RAINSTORMインターフェースを開発。各保障措置機器に共通のHTTPベースのデータ取得・暗号化機能を提供。ソースコードと要件文書を通じて、機器開発者が直接組み込み可能な汎用インターフェースとして展開予定。
RECENT INVESTIGATIONS USING THE NEUTRON SCATTER CAMERA P. Marleau, E. Brubaker, J. Brennan, S. Mrowka, M. Gerling
End(16) 中性子散乱カメラによる最近の検証事例 ― 高速中性子の画像化・分光による遠隔検知と拡張源識別の可能性 (*)中性子散乱カメラ（NSC）は、液体シンチレータと二重散乱イベントを用いた高速中性子の画像化・分光装置であり、高いバックグラウンド除去能力と中性子/ガンマ識別性能を持つ。Cf-252などの放射線源を対象に、遠隔検知（最大60m）や複数拡張源の識別を実証し、軍縮検証などの応用可能性を示した。中性子エネルギースペクトルの測定にも対応し、241Am-Beなど線源と核分裂源の識別に有効であることを確認。
Recent JRC achievements and future challenges in verification for nuclear safeguards and non-proliferation P. Peerani, K. Mayer, G. G. M. Cojazzi, W. Janssens, H. Emons, Y. Aregbe, M. Hedberg, F. Littmann
核保障措置および核不拡散の検証におけるJRCの最近の成果と今後の課題
REDUNDANCY IN THE INTERNATIONAL NUCLEAR FUEL MARKET: TECHNICALLY REDUNDANT AND POLITICALLY ASSURED FUEL SUPPLY Amy Seward, Thomas W. Wood, Chris Toomey, Casey Perkins
国際核燃料市場における供給の冗長性 ― 技術的代替性と政治的保証による燃料供給の信頼性評価 (*)国際的な低濃縮ウラン（LEU）備蓄構想（IAEA/NTI、ロシア・アングルスク、米国AFS）を背景に、核燃料供給の政治的保証と技術的代替性を評価。燃料製造施設の停止シナリオを離散事象シミュレーションでモデル化し、代替製造拠点への再割り当て可能性を検証。特定の原子炉設計に対応可能な製造能力の制約を踏まえ、供給途絶時の対応力と制度的補完策を提案。
Reflective Particle Tag System Performance Evaluation Grace Thompson, Peter Merkle, Christopher W. Wilson, David K. Novick
反射粒子タグシステムの性能評価 ― 光反射パターンによる物理的認証技術の現場適用性検証 (*)反射粒子タグ（RPT）システムは、核兵器関連物品の物理的認証を目的としたタグ技術で、固有の光反射パターンを利用。タグはヘマタイト粒子を含むポリマーで構成され、光の入射角に応じてミリメートルスケールの複雑な反射模様を生成。読取装置・検証装置・タグ枠の3つのサブシステムで構成され、画像処理の自動化と整合性評価を通じて現場運用性を検証。
Reliability, Availability, and Maintainability Considerations in the Design and Evaluation of Physical Security Systems Carol J. B. Scharmer, David J. Trujillo
物理的セキュリティシステムの設計と評価における信頼性、可用性、保守性の考慮
Reliable Safeguards Verification Measurements Results and the International Target Values 2010 Fabio Cordeiro Dias, Geraldo Renha Jr., Silvio G. de Almeida
信頼性の高い保障措置の検証測定結果と2010年の国際目標値
Response Characterization for the Hydrogen-based Liquid Scintillation Detector EJ309 M. Flaska, A. Enqvist, Shaun D. Clarke, F. D. Becchetti, Sara A. Pozzi, C. Lawrence
水素ベース液体シンチレーション検出器EJ309の応答特性評価
Results of Pilot Implementation of MC&A System Effectiveness Tool (MSET-R) at Russian Facilities Lev Neymotin, Dr. Andrey S. Sviridov, Andrey Stepashko, Bruce Jensen, Parker O’Shell, Alexander Petrov
ロシア施設におけるMC&Aシステム有効性ツール（MSET-R）の試験導入結果
Results of the DOE/NNSA-IRSN Cooperation on the Testing of the Gamma-Ray Isotopic Analysis Software FRAM and MGA++ Tzu-Fang Wang, Pierre Funk, Due T. Vo, Anne-Laure Weber
ガンマ線同位体分析ソフトウェアFRAMおよびMGA++の試験に関するDOE/NNSA-IRSN協力の結果
Results of the First Inter-Laboratory Comparative Test of Uranium Control Samples Lev Neymotin, Jeff Sanders, Leonid A. Korytko, Parker O’Shell, Colleen G. Gradle, Andrey Stepashko, Bruce Jensen, Veronica Sviridova
ウラン管理試料に関するロシア初の国際間比較試験の結果 ― 同位体組成と含有率測定の品質評価と技術認証の課題 (*)ロシア・Rosatom傘下の23研究所が参加し、ウラン同位体組成（UO₂）とウラン含有率（U₃O₈）の測定精度を比較。測定方法・装置・施設ごとのばらつきを評価し、誤差特性と測定技術の再認証の必要性を指摘。初回の比較試験により、測定品質の課題を明確化し、継続的な品質保証の枠組み構築の重要性を確認。
Review of Prior U.S. Attribute Measurement Systems G. K. White
米国における属性測定システムの技術的レビュー ― 情報バリアを用いた検証技術の展開と次世代システムへの展望 (*)米国が過去に開発・実証した属性測定システム（AMS）を、三者イニシアティブ・FMTTD・NG-AMSの各事例を通じて体系的にレビュー。情報バリア（IB）技術を用いて、機密保持と検証可能性の両立を目指した設計思想と技術的課題を整理。次世代AMS（3G-AMS）に向けて、認証性・汎用性・属性拡張を重視した設計方針の展望を提示。
Risk-Based Resident Federal Oversight of Safeguards Program at Y-12 National Security Complex David Young, Richard Green
Y-12国家安全保障施設における保障措置プログラムのリスクベース常駐連邦監督 ― 契約者保証システムと機能領域評価に基づく監督計画の策定 (*)Y-12国家安全保障施設において、リスクベースの連邦常駐監督モデルが導入され、直感的な監督から文書化された体系的監督へと移行。過去の実績、契約者保証システム（CAS）の成熟度、プログラム失敗の影響などを評価し、機能領域ごとのリスク順位付けを実施。監督計画（Master Assessment Schedule）の策定に活用され、柔軟性と現場認識を備えた保障措置監督の強化を達成。
Safeguard Requirements for Fusion Power Plants Alexander Glaser, RobertJ. Goldston
核融合発電所に対する保障措置要件
Safeguarding the Next Generation Reprocessing Plant – Solution Monitoring in Solvent Extraction John Howell, Shirley Johnson, Tom Burr, Allen Bakel, Scott DeMuth, Mike H. Ehinger, Humberto Garcia, John F. Krebs, Chris Orton, Jon Schwantes
次世代再処理施設の保障措置 – 溶媒抽出における溶液モニタリング
Safeguards Activities and Plan for Strengthening Safeguards and Nuclear Security After the Great East Japan Earthquake Masashi Hattori
東日本大震災後の保障措置活動と保障措置および核セキュリティ強化計画
Safeguards Challenges at Fukushima Dai-ichi Nuclear Site Michael Farnitano, D. Parise, D. Hurt, P. Nangonya
福島第一原子力発電所における保障措置の課題 ― 損傷燃料・高線量環境下での検証困難と信頼醸成への対応 (*)2011年の福島第一原子力発電所事故により、IAEA査察官の現地アクセスが長期間制限され、保障措置の実施に深刻な影響が生じた。高線量区域や損傷燃料の存在により、核物質の検証作業が困難化し、インベントリの一部は長期にわたり未検証となる見込み。日本の協力と情報分析、追加査察、補完的アクセスを活用し、平和利用の継続的保証を確保するための信頼醸成措置が講じられている。
SAFEGUARDS CULTURE: WHAT IS IT AND DOES IT MATTER? Sarah Frazar, Stephen V. Mladineo
保障措置文化：それは何であり、重要なのか？
Safeguards Enhancements for Joint-use Applications of Accountancy Scales Daniel Krementz, Sean Branney, Richard W. Poland, J. Rusty Coleman, Raymond Maynard
計量器の共同利用に向けた保障措置強化 ― ガス遠心分離施設におけるUF₆容器の遠隔監視とデータ認証技術の開発 (*)ガス遠心分離施設（GCEP）におけるウラン六フッ化物（UF₆）容器の計量を対象に、IAEAと事業者が共同で使用可能な計量システムの模擬装置を開発。ジャイロ式計量器の電子系・通信系・機械構造に対する改良を通じて、改ざん防止・データ認証・遠隔監視を実現。この共同利用型計量システムは、査察頻度の最適化と保障措置の効率化に貢献する可能性がある。
SAFEGUARDS VERIFICATION MEASUREMENTS USING LASER ABLATION, ABSORBANCE RATIO SPECTROMETRY IN GASEOUS CENTRIFUGE ENRICHMENT PLANTS Norm C. Anheier, John T. Munley, Bret D. Cannon, Gourihar R. Kulkarni
ガス遠心分離濃縮プラントにおけるレーザーアブレーション、吸光度比分光法を用いた保障措置検証測定
Safety, Security, Safeguards and Physical Protection Experience in the Operation and Maintenance of a Miniature Neutron Source Reactor, NIRR-1 at Ahmadu Bello University, Zaria, Nigeria LA. Dim, M. O. A. Oladipo
ナイジェリア、ザリアのアフマドゥベロ大学における小型中性子源炉NIRR-1の運転・保守における安全、セキュリティ、保障措置、および物理的防護の経験
Sampling and Analysis of the Headspace Gas in 3013 Type Plutonium Storage Containers at Los Alamos National Laboratory Laura A. Worl, John M. Berg, D. Kirk Veirs, J. Matt Jackson
End(17) ロスアラモス国立研究所における3013型プルトニウム貯蔵容器のヘッドスペースガスのサンプリングと分析
Savannah River Site’s H-Canyon Facility: “A National Asset with New Mission Virginia E. Magoulas
サバンナリバーサイトのHキャニオン施設：「新たな使命を持つ国家資産」
Scintillating 99Tc Selective Ion Exchange Resins Mitchell Greenhalgh, Richard D. Tillotson, Troy J. Tranter
シンチレーション機能を有する99Tc選択的イオン交換樹脂の開発-環境水中微量ペルテクネート検出への応用 (*)99Tc（テクネチウム）選択的イオン交換樹脂が開発され、天然水中の微量99TcO₄⁻（ペルテクネート）をその場で濃縮・検出する技術として評価された。樹脂にはAliquat 336抽出剤とシンチレーション蛍光体・波長シフターが含浸され、Langmuir吸着等温線に基づく性能評価が行われた。一部の樹脂では検出効率71.4 ± 2.6%を達成し、低濃度99Tcの環境モニタリングへの応用可能性が示された。
Selection of Surplus Plutonium Materials for Disposition to WIPP Jeffrey S. Allender, John W. Christopher
WIPP処分に向けた余剰プルトニウムの選定と性状評価 ― 高不純物プルトニウムの処分戦略 (*)米国エネルギー省（DOE）は、最大6トンの余剰プルトニウムの処分方法を検討しており、WIPP（廃棄物隔離試験施設）への処分も選択肢の一つとして評価している。特に化学的不純物や同位体混入が多い約0.5トンのプルトニウムについては、他の処分方法が困難であるため、WIPP処分が最適と判断された。論文では、これらの余剰プルトニウムの性状と処分戦略について詳細に議論されている。
Short-Term Changes in Values Reported by an Enrichment Monitor J. M. Goda, B. P. Nolen, M. T. Paffett, C. E. Moss
濃縮度モニターによって報告される短期的変動の解析 ― 231Th生成によるスペクトル干渉の影響 (*)UF₆ガスの流量モニターで報告される濃縮度値に、実際のガス組成変化なしに短期的な変動（減少）が観測された。原因は、235Uの崩壊生成物である231Th（半減期1.06日）の蓄積によるもので、NaI(Tl)検出器のスペクトルに影響を与え、誤った濃縮度を算出していた。
HPGe検出器による実験でこの現象を再現し、低エネルギー領域のバックグラウンド補正の重要性が明らかになった
Significant Improvement of Nuclear Resonance Fluorescence Non-Destructive Assay by Using the Average Resonance Technique and Photofission Takehito Hayakawa, Toshiyuki Shizuma, Ryoichi Hajima, Christopher T. Angell
平均共鳴法と光核分裂法を用いた核共鳴蛍光非破壊分析の大幅な改善
Simulated Performance of the Integrated Passive Neutron Albedo Reactivity and Self-Interrogation Neutron Resonance Densitometry Detector Designed for Spent Fuel Measurement at the Fugen Reactor in Japan H. Menlove, Michio Seya, Stephen J. Tobin, Adrienne M. Lafleur, Alan Michael Bolind, T. J. Ulrich
FUGEN炉使用済燃料の測定に向けたPNAR・SINRD統合型中性子検出器の性能シミュレーション: PNAR（受動中性子アルベド反応性）,SINRD（自己照射中性子共鳴密度測定） (*)米国LANLと日本原子力機構（JAEA）は、PNAR（受動中性子アルベド反応性）とSINRD（自己照射中性子共鳴密度測定）を統合した非破壊測定装置を共同開発。この装置は、FUGEN重水炉のMOX燃料およびLEU燃料集合体の燃焼度に応じた中性子応答をシミュレーションにより評価。MCNPXコードによる予測結果は、装置設計の最終化と実測実験（2012–2013年予定）に向けた指針となる。
SIMULATION OF A NOVEL ACTIVE INTERROGATION SYSTEM USING MCNPX Shaun D. Clarke, Sara A. Pozzi, Steven T. Brown
MCNPXによる新規アクティブ照射システムのシミュレーション ― 超伝導加速器を用いた特殊核物質検出の性能評価 (*)超伝導サイクロトロンを用いた新規アクティブ照射システムの性能を、MCNPXコードによりシミュレーション評価。11B(d,n)12C反応を用いて貨物コンテナ内の特殊核物質（SNM）を照射し、3–5 MeVのβ遅延ガンマ線応答を測定。ANSI 42.41規格に基づく評価により、非水素系貨物では基準を大幅に上回り、水素系貨物でも改良により基準達成可能とされた。
Simultaneous Authentication and Certification of Arms-Control Measurement Systems Jonathan L. Thran, Duncan MacArthur, Danielle K. Hauck
軍縮検証用測定システムにおける認証と認定の同時達成 ― 相互信頼性確保に向けた共同開発・選定・検証プロセスの提案 (*)軍縮・軍備管理の検証機器において、ホスト国の「機密保護（認証）」と査察国の「信頼性確認（認証）」を同時に満たす設計手法が提案された。両国が共同で測定システムを開発し、ホスト国が複数の装置を認証した後、査察国がランダムに選定・検証することで相互信頼性を確保する。このプロセスにより、機器の機能試験と実査察への適用が可能となり、軍縮検証における技術的・政治的課題の両立を図る。
Societal Verification: Leveraging the Information Revolution for Arms Control Verification Corey Hinderstein, Kelsey Hartigan
社会的検証：情報革命を活用した軍備管理検証への市民参加の可能性 (*)軍縮・軍備管理の検証は従来、米露の専門家による技術的分野だったが、非核兵器国や一般市民の関与が求められるようになっている。携帯電話やインターネットの普及により、市民による情報収集・報告の可能性が広がり、社会的検証（Societal Verification）の概念が注目されている。ダルフールの人権監視や災害対応、感染症追跡などの事例を通じて、情報革命が安全保障分野に応用可能であることが示された。
SOURCE TERM CHARACTERIZATION FOR SNM PIT STORAGE FACILITIES Jessica N. Paul, Michael R. Chin, Glenn E. Sjoden
核物質ピット貯蔵施設の線源特性評価
Spectral antineutrino signatures and plutonium content of reactors Patrick Huber
反ニュートリノスペクトルによる原子炉内プルトニウム量の推定 ― 非侵襲的測定による保障措置への応用 (*)原子炉から放出される反ニュートリノ（antineutrino）スペクトルは、核分裂を起こす各同位体（例：²³⁵U、²³⁹Puなど）に固有の特徴を持つ。これらのスペクトル差を利用することで、原子炉の出力と各同位体の核分裂率を同時に測定可能。反ニュートリノ検出により、炉心内のプルトニウム量を非侵襲的に推定できるため、保障措置（safeguards）への応用が期待される。
Spectroscopic On-Line Monitoring for Control and Safeguarding of Radiochemical Streams at Spent Fuel Reprocessing Plant Amanda J. Casella, James M. Peterson, Amanda M. Lines, Samuel A. Bryan, Tatiana G. Levitskaia
使用済み核燃料再処理施設における放射性化学物質流の管理と保障措置のための分光オンラインモニタリング
Spiral Development for Safeguards Instrumentation Markku Koskela, M. Schanfein, S. Kadner
保障措置機器におけるスパイラル型開発モデルの提案 ― 商業化設計による研究・製品化の統合 (*)米国では保障措置機器の開発において、国立研究所での試作後に民間企業へ技術移転するモデルが一般的だが、商業化との整合性に課題がある。著者らは、研究段階から民間企業と共同開発する「スパイラル型開発モデル」を提案し、製品の信頼性・コスト効率・迅速な展開を目指す。実例として、iCobra Reader Systemへのワイヤー整合性検証技術の統合が紹介され、設計段階からの商業的視点の重要性が強調された。
State and Facility Nuclear Material Accounting System for Emerging Nuclear Power Countries Samuel Lee Brown
新興原子力発電国における国・施設核物質計量管理システム
Statistical Assessment of Bias Significance in SNM Measurement Systems Michael Shipman
SNM測定システムにおけるバイアス重要性の統計的評価
Status of ROK Support Program Na Young Lee, Byung-Marn Koh
韓国支援プログラムの状況
Status of the Nuclear Forensics Capabilities Establishment at Necsa in South Africa Ian D. Hutcheon, Lee R. Riciputi, Aubrey N. Nelwamondo, Reuben P. Mogafe, Erick C. Ramon, Daniel Booysen
南アフリカNECSAにおける核鑑識能力構築の状況
Status on Establishing the Feasibility of Lead Slowing Down Spectroscopy for Direct Measurement of Plutonium in Used Fuel Denis Beller, A. Gavron, Kevin K. Anderson, C. J. Gesh, Jon Kulisek, Andy Casella, M. Devlin, J. M. O’Donnell, R. C. Haight, Varon Danon, George Imel, Glen A. Warren, A. Weltz
使用済み燃料中のプルトニウムの直接測定のための鉛減速分光法の実現性確立の状況
Stocks and Flows of U and Pu in a World with 3.6 TWe of Nuclear Power RobertJ. Goldston
3.6 TWeの原子力発電が導入された世界におけるウラン・プルトニウムの需給動態 ― 軽水炉と高速炉シナリオの比較評価 (*)2100年に世界の電力需要が12 TWeに達するとの予測に基づき、3.6 TWeを原子力で供給するシナリオにおけるウラン・プルトニウムの需給を評価。軽水炉（LWR）のみを使用する場合、最大59百万トンの天然ウランが必要となり、廃棄物量はYucca山の法定容量の約86倍に達する。高速炉（FBR）への移行を2040年から開始するシナリオでは、プルトニウムの循環利用により資源効率と廃棄物削減が可能であることが示された。
Storage Modeling of Primary Storage Facilities at Y-12 Brennan Thompson
End(18) Y-12における主要保管施設のモデリング手法 ― 核物質管理に向けた統合・再配置・予測支援 (*)Y-12国家安全保障施設では、核物質の保管・在庫管理の最適化を目的として、保管施設のモデリング手法を導入している。モデルは、MAA（核物質アクセス区域）および非MAA施設を対象に、10年先までの保管活動を予測可能とし、施設統合や再構成に活用されている。この手法により、複数施設からの統合・用途転換・高額施設の再配置など、DOEの任務達成に向けた戦略的判断が支援されている。
Strengthened Nuclear Safeguards: a Statistical View in the Context of Combining Process Monitoring and Nuclear Material Accounting Data Kory Budlong-Sylvester, John Howell, Mitsutoshi Suzuki, Tom Burr, Brian Weaver, Claire Longo, Michael S. Hamada
強化された原子力保障措置：プロセス監視と核物質計量データの統合における統計的視点
Structuring the Nuclear Nonproliferation Transparency Problem George T. Baldwin, Risa N. Mongiello
核不拡散における透明性課題の構造化 ― 複雑問題への8要素アプローチ (*)核不拡散における「透明性」は、遵守ベースの制度を補完する重要な手段だが、実装には多くの困難が伴う。本論文では、透明性の課題を「wicked problem（解決困難な複雑問題）」として捉え、8つの要素に分解して構造化することで、問題の複雑性を軽減する手法を提案。対象の明確化、情報の選定・信頼性確保、関連機関との連携、セキュリティ配慮、評価指標、運用体制など、各要素を個別に検討し、統合的な透明性アプローチの構築を目指す。
Study on Sustainable Regional Nuclear Fuel Cycle Framework from Nuclear Non-Proliferation Viewpoint(II) Prerequisites for formulation of the Framework T. Adachi, R. Takashima, S. Tanaka, Mitsunori Akiba
核不拡散の観点から見た持続可能な地域核燃料サイクル枠組みに関する研究(II) 枠組み策定の前提条件
Study on Sustainable Regional Nuclear Fuel Cycle Framework from Nuclear Non-Proliferation Viewpoint (I) Historical Review and Basic Concept to Propose New Framework T. Adachi, Jor-Shan Choi, Takuji Oda, M. Tazaki, R. Takashima, A. Omoto, Y. Kuno
核不拡散の観点から見た持続可能な地域核燃料サイクル枠組みに関する研究(I) 歴史的考察と新たな枠組み提案のための基本概念
Study on Sustainable Regional Nuclear Fuel Cycle Framework from Nuclear Non-Proliferation Viewpoint (III) Proposal of Specific Agreements for Multilateral Nuclear Fuel Cycle Approach T. Adachi, M. Akiba, M. Tazaki, A. Omoto, S. Tanaka
核不拡散の観点から見た持続可能な地域核燃料サイクル枠組みに関する研究(III) 多国間核燃料サイクル・アプローチに関する具体的協定の提案
Summary of Changes in INFCIRC/225/Revision 5 and Impacts to Nuclear Security Regimes Ruth Duggan
INFCIRC/225改訂第5版における変更点と核セキュリティ体制への影響 (*)INFCIRC/225 Rev.5では、国家の物理的防護体制（Physical Protection Regime）の定義が新たに導入され、構造・用語・目的に大きな変更が加えられた。改訂により、内部脅威やサイバー脅威への対応、国際協力の強化など、核セキュリティ体制に求められる要素が拡充された。各国は新たな責任分担や制度設計を求められ、核セキュリティ体制の再構築に向けた実務的な影響が生じている。
Tagging, Tracking and Locating without GPS SRNL-L4000-2012-00010 Joseph V. Cordaro, J. Todd Coleman, Davis Shull
GPS非依存によるタグ付け・追跡・位置特定技術の開発と実証 ― 核物質セキュリティへの応用可能性 (*)米国サバンナ・リバー国立研究所（SRNL）は、GPSが使えない環境でも人物や物資を追跡できる技術の実証を、法執行機関のニーズに応じて実施した。アラスカの都市部・森林・海上など多様な環境で、GPSが届かない場所でも双方向通信と位置追跡が可能な複数技術（Boeing, On Ramp, Fortress）を統合して検証。この技術は、核物質など高価値資産の屋内外を問わない全地球的な追跡に適しており、セキュリティ分野への応用が期待される。
Technical Synergies between Nuclear Safety and Security S. Abousahl, K. Mayer, M. Wallenius, Montserrat Marin Ferrer, W. Janssens, G. Cojazzi, M. Hedberg, V. Sequeira, V. Ranguelova
原子力安全と核セキュリティの技術的相乗効果 ― 福島事故後の統合的アプローチの模索 (*)福島事故後の国際的議論を背景に、安全（Safety）とセキュリティ（Security）の技術的連携の重要性が再認識されている。放射線防護技術、設計アーキテクチャ、緊急時対応など、両分野に共通する技術要素が存在し、相互活用が可能である。欧州委員会JRCは、核安全・核セキュリティ・保障措置・不拡散の統合的アプローチを推進し、技術的最適化と専門知識の共有を図っている。
Technology Deployment Cookbook P. J. Predhomme
国家安全保障施設における技術導入の手引き ― 無線バーコードリーダーを例とした展開プロセスの体系化 (*)Y-12国家安全保障施設では、限られた予算の中で技術革新を導入し、業務効率と資源活用を最大化する必要がある。本論文では、無線対応バーコードリーダーの導入を例に、技術展開の全工程（ベンダー選定、情報セキュリティ認証、統合、テスト、訓練、運用）を「レシピ形式」で体系的に提示。国家安全保障施設における技術導入の実務的手順を共有し、他施設への展開を支援することを目的としている。
Terrestrial and Cosmic Background Radiation Effect on a Dual-Particle Imaging System Shaun D. Clarke, Marek Flaska, Sara A. Pozzi, Michael C. Hamel, Marc F. Becchetti, John K. Polack, Kiyotaka Ide
地球起源および宇宙起源の自然放射線が二重粒子イメージングシステムに与える影響 ― 光子・中性子同時検出における背景放射線の事象別シミュレーションと検証 (*)放射線イメージングシステムは、粒子の入射方向の相関から脅威物体の位置を特定するが、自然放射線（地球起源および宇宙起源）が誤検出や誤位置特定を引き起こす可能性がある。光子と高速中性子を同時に検出する「二重粒子イメージングシステム」（コンプトンカメラ＋中性子散乱カメラ）に対し、事象ごとの粒子シミュレーションを用いて背景放射線の影響を評価した。MCNPX-PoliMiコードを用いたシミュレーションと実験により、背景放射線のモデル化手法を確立し、今後の屋外実測で検証予定。
Testing and Commissioning the Integration of the Nuclear Material Protection System at Joint Institute for Power and Nuclear Research – Sosny, Belarus Vassily V. Zenevich, Kevin Hogan
ベラルーシ、ソスニー電力・原子力共同研究所における核物質防護システムの統合試験および試運転
Testing of Small Detectors with Glass Rod Light Guides for Multiplicity Measurement Purposes  lmre Pazsit, Dina Chernikova, Anders Nordlund, Berit Dahl
中性子同時計測用ガラスロッドライトガイド付き小型検出器の試験
Testing of Vehicle Radiation Portal Monitors For the False Alarm Rate Leonid Kagan, Andrei Stavrov
車両放射線ポータルモニターの誤報率試験
The Advantages and Disadvantages of Going Paperless in a Manufacturing Plant Mickey Boatwright
製造現場における業務電子化の利点と課題 ― 核物質管理業務の効率化と記録精度向上に向けた検討 (*)核物質の管理・記録業務が多忙な製造現場では、紙ベースの処理が煩雑で追跡ミスの原因となる。業務の自動化により、Tamper Indicating Device（TID）の管理や記録精度が向上し、作業効率とコスト削減が期待される。一方で、電子化にはバックアップ管理や検索機能の整備など、新たな課題も伴う。
THE ATTRACTIVENESS OF MATERIALS ASSOCIATED WITH THORIUM BASED NUCLEAR FUEL CYCLES FOR PHWRS Brian Collins, Andrew W. Prichard, Mark T. Niehus, Kendra P. Keady
PHWRにおけるトリウム系燃料サイクル関連物質の魅力度評価 ― LEU/ThO₂燃料による保障措置設計への貢献 (*)本研究では、加圧重水炉（PHWR）において、天然ウラン燃料の代替として低濃縮ウラン酸化物／トリウム酸化物（LEU/ThO₂）燃料を使用した場合の特性を評価。この燃料は、運転特性を維持しつつ、プルトニウムの裸臨界量（BCM）に達するまでに必要な使用済み燃料集合体数を増加させ、核拡散抵抗性を向上させる。材料の魅力度（Material Attractiveness）を低減することで、保障措置設計（Safeguards by Design）に資する可能性があるが、依然として厳格な管理が必要である。
THE CALCULATION OF BURNABLE POISON CORRECTION FACTORS FOR PWR FRESH FUEL ACTIVE COLLAR MEASUREMENTS S. Croft, Andrea Favalli, M. Swinhoe
PWR新燃料のアクティブカラー測定における可燃性毒物補正係数の算出 ― 中性子同時計数法による非破壊検証精度の向上に向けて (*)PWR用の低濃縮ウラン燃料集合体の非破壊検証は、製造施設で中性子同時計数法（アクティブカラー）により実施される。燃料に含まれる可燃性毒物（バーナブルポイズン）が中性子吸収を引き起こし、計測精度に影響を与えるため、補正係数の導出が必要となる。ロスアラモス国立研究所における長年の校正データに基づき、補正係数の一貫性と信頼性を確保する手法が確立されている。
The Development of a Versatile Piezoresistive Microcantilever Sensor Platform T. L. Porter, R. J. Venedam
多用途圧電抵抗型マイクロカンチレバーセンサプラットフォームの開発 ― 埋め込み型構造による高感度物質検出技術の展開 (*)微小な圧電抵抗型カンチレバーを感応材料に埋め込んだ「埋め込み型センサ（EPM）」は、対象物質の存在による体積変化を電気抵抗の変化として検出する。感応材料には高分子、有機・生体複合材料、機能性粒子を含む材料などが用いられ、微小な変形でも高感度に検出可能。揮発性有機化合物、細菌、ウイルス、有毒ガスなど多様な分析対象に対応可能で、安価かつ簡易な電子回路で運用できる。
THE FEYNMAN-Y STATISTIC IN RELATION TO SHIFT-REGISTER NEUTRON COINCIDENCE COUNTING: PRECISON AND DEAD TIME Danielle K. Hauck, Peter A. Santi, S. Croft, Andrea Favalli, Daniela Henzlova
シフトレジスタ中性子同時計数法におけるファインマンY統計：精度とデッドタイム
The Fork Detector for Spent Fuel Measurements: Measurements and Simulations Alessandro Borella
使用済み燃料測定用フォーク検出器：測定とシミュレーション
THE GLOBAL THREAT REDUCTION INITIATIVE’S ORPHAN SOURCE RECOVERY PROJECT IN THE RUSSIAN FEDERATION James W. (J. R.) Russell, Tiffany A. Blanchard
End(19) ロシア連邦における地球規模脅威削減イニシアチブ（GTRI）の希少核種回収プロジェクト
The Importance of Establishing and Maintaining Continuity of Knowledge during 21st Century Nuclear Fuel Cycle Activities Nathan C. Rowe, Bernard Wishard, Keith Tolk, George Weeks, Dianna S. Blair, James R. Younkin, Chris A. Pickett, Robert Bean
21世紀の核燃料サイクル活動における知識の継続性の確立と維持の重要性
The JAEA Part of the Joint JAEA-U.S. DOE Project for Pu Measurement of Fugen Spent Fuel Assemblies by Integrated PNAR and SINRD Michio Seya, Noriyasu Ebara, Takahisa Nakamura, Hisatsugu Takagi, Alan Michael Bolind
ふげん使用済燃料集合体中のプルトニウム量評価に向けたJAEA-米国DOE共同プロジェクトにおけるJAEAの取り組み ― PNARとSINRD統合測定システムの現場適用に向けて (*)福井県敦賀市の「ふげん」原子炉は重水減速・軽水冷却型のMOX/UO₂混合燃料炉で、2003年に運転停止後も使用済燃料集合体が保管されている。JAEAと米国DOEは、PNAR（Passive Neutron Albedo Reactivity）とSINRD（Self-Interrogation Neutron Resonance Densitometry）を統合した非破壊測定システムを用いて、ふげんの使用済燃料中のプルトニウム量を評価する共同プロジェクトを推進。本論文では、JAEA側の準備作業（サイト整備・測定環境構築）と、将来の商業炉への応用可能性について報告している。
The Methodology of the Training Demand Assessment When Implementing a System Approach to the Training at Nuclear Enterprises V. Kornelyuk, Yu. Seleznev
原子力関連事業所における体系的訓練手法（SAT）導入時の訓練需要評価の方法論 ― セキュリティ分野における職員能力と訓練設計の最適化 (*)ロシアの原子力産業における変革に対応するため、職員の能力と柔軟性を高める教育体系の構築が求められている。本論文では、体系的訓練手法（SAT）に基づく訓練ニーズ評価の方法論を提示し、職務に必要な能力の明確化から訓練設計までの流れを整理。特に、核施設のセキュリティ分野における職員の訓練需要を的確に把握する複合的アプローチが強調されている。
The Need and Opportunity for Improved Uncertainty Quantification and Reporting for Nondestructive Assay J. Kirkpatrick, R. Venkataraman, T.L. Burr, D. Nakazawa, R.D. McElroy, S. Croft
非破壊分析における不確実性の定量化と報告の改善の必要性と機会
The Next Generation Safeguards Initiative’s High-Purity Uranium-233 Preservation Effort Alan Krichinsky, Chuck Bayne, Joe Giaquinto, Steve Goldberg, Ian Hutcheon
次世代保障措置イニシアチブ（NGSI）による高純度ウラン233の保全への取り組み
THE NUCLEAR SECURITY SUMMIT PROCESS, 2009-2012: AN INSIDER’S VIEWS OF THE PROCESS AND THE PROGRESS ACHIEVED Lars van Dassan
核セキュリティ・サミットのプロセス（2009〜2012年）に関する参加者の視点 ― 成果・課題・核不拡散への制度的影響 (*)本論文は、2009年に米国オバマ大統領が提唱した「核物質の4年以内の世界的管理」目標に基づく核セキュリティ・サミットのプロセスと成果を、参加者の視点から振り返るもの。2010年ワシントン、2012年ソウルで開催されたサミットの成果、課題、波及効果（副次的効果）について、実務的・政治的観点から分析。核不拡散と核セキュリティの将来に向けて、サミットの意義と制度的影響を評価している。
The Results of US-Ukrainian Cooperation in the Area of Nuclear Material Control, Accounting and Physical Protection, 1997-2012 Debbie Dickman, Gerald Thomas, George Kuzmycz, Gregory Sheppard, Jozef Kuzminsky, Viktor Gavryliuk, Oleksii Diakov, Anna Gavryliuk-Burakova, Sergey Drapey
核物質の管理・計量管理・物理的防護分野における米国・ウクライナ協力の成果（1997〜2012年） ― GKTCを中心とした制度構築と人材育成の実績 (*)米国DOEとウクライナは、核物質の管理・計量管理・物理的防護（MPC&A）制度の構築支援を目的に、1997年から15年間にわたり協力を継続。キエフの核研究所内に設立されたGeorge Kuzmycz Training Center（GKTC）では、ウクライナおよび旧ソ連諸国の専門家に対して、実践的な初期・上級訓練を提供。GKTCは、米国の技術・資金・教育支援を受けて、ウクライナ国内の全核施設に対応する訓練機関として発展し、核セキュリティ文化の定着に貢献。
The Role of Active Neutron Interrogation to Safeguards Non-Destructive Assay (NDA) in the Post 3He World S. Croft, Robert D. McElroy
ポスト3He時代における保障措置用非破壊分析（NDA）へのアクティブ中性子照射技術の役割 ― DDA法・Shuffler法による代替技術の再評価 (*)世界的な3He供給不足により、従来の中性子同時計数（passive neutron coincidence counting）技術の使用が困難となり、代替技術の開発が急務となっている。本論文では、Differential Die-Away（DDA）法や252Cf Shuffler法などのアクティブ中性子照射技術が、低効率検出器でも高精度な核物質定量を可能にすることを示している。これらの技術は、従来はニッチ用途に限られていたが、3He不足を契機に保障措置分野での本格的な再評価と導入が進められている。
The Role of Portal Monitors in Arms Control and Development Needs Duncan W. MacArthur, M.C. Browne, Robert F. Parker, Danielle K. Hauck
軍備管理と開発ニーズにおけるポータルモニターの役割
The Role of the SSAC in Canada Under the State-Level Concept Tom Ellacott, Karen Owen-Whitred
国家レベル概念に基づくカナダの国家核物質管理制度（SSAC）の役割 ― 統合保障措置の実施とIAEAとの協力体制の好事例 (*)カナダは2005年にIAEAから「広範な結論（Broader Conclusion）」を得て、2010年から国家レベル統合保障措置（State-Level Integrated Safeguards）を全面的に導入。この新しいアプローチにより、IAEAの査察日数の大幅削減、無予告査察の導入、運転情報の拡充提供などが実現された。論文では、カナダSSAC（国家核物質管理・計量管理制度）の実務経験と、IAEA・事業者との協力体制の好事例を紹介している。
THE ROLE OF THE STATE SYSTEM OF ACCOUNTING FOR AND CONTROL OF NUCLEAR MATERIALS (SSA() UNDER THE STATE-LEVEL CONCEPT: THE SOUTH AFRICAN PERSPECTIVE Dietlieb L. Tillwick, M Rasweswe, Bransby Nangu
国家レベル概念に基づく南アフリカの国家核物質管理制度（SSAC）の役割 ― 原子力拡張政策に対応した保障措置制度の強化とIAEAとの協力 (*)南アフリカは、核エネルギー政策と電力供給計画に基づき、2030年までに9.6GWの原子力発電能力拡張を目指しており、保障措置制度の強化が求められている。国家核物質管理制度（SSAC）は、IAEAの国家レベル概念（State-Level Concept）に対応する形で、追加情報提供や査察協力を通じて透明性向上に貢献。論文では、南アフリカの視点から、国家とIAEAの協力の在り方、制度的課題、非差別的かつ国家特性に応じた実施方法について考察している。
The Safeguards-by-Design Approach: A Historical Perspective Jacqueline L. Shipwash, Karyn R. Durbin
Safeguards-by-Design（SBD）アプローチの歴史的展望 ― 設計段階からの保障措置統合に向けた制度化の歩み (*)従来の国際保障措置は、施設の建設後や運転開始後に適用されることが多く、設計段階での考慮が不十分だった。IAEAは「Safeguards-by-Design（SBD）」を、施設設計の初期段階から保障措置を統合するアプローチとして提唱。米国DOEはNGSIを通じてSBDの制度化を進め、施設ごとの技術ガイドラインを策定し、関係者の協働を促進してきた。
The Transparency Efforts of KAERI on the Development of the Web-Based Accounting System under the Integrated Safeguards Han-suk Ko, Hyun-sook Kim, Byung-Doo Lee
統合保障措置に基づくウェブベース計量システム開発におけるKAERIの透明性確保への取り組み
THE U.S. PLUTONIUM BALANCE, 1944-2009 Pete Dessaules, Leigh B, Gunn
米国におけるプルトニウム物質収支（1944～2009年） ― 核物質管理・保障措置システム（NMMSS）に基づく在庫評価と余剰プルトニウムの分類 (*)米国政府は1994年に「プルトニウム：最初の50年」という報告書を発表し、1944年から1994年までのプルトニウムの生産・取得・利用の履歴をまとめた。この報告書は、核物質管理・保障措置システム（NMMSS）による記録を基に、実在在庫と帳簿上の在庫を比較した50年間のプルトニウム物質収支を構築した。兵器級プルトニウムを「必要（使用中または将来使用予定）」と「防衛上不要（余剰）」に分類し、経済的に回収不能な廃棄プルトニウムの量も明示した。
The United Kingdom – Norway Initiative: Further Research into Managed Access of Inspectors During Warhead Dismantlement Verification Ole Reistad, Helen White, David M. Chambers, Halvor Kippe, Steinar Backe, Svein Mykkeltveit, Colin Waters, Elin Enger, Steinar Hoibraten, Rajdeep Singh Sidhu, Andrew Collinson
英国・ノルウェー・イニシアチブ：弾頭解体検証における査察官のアクセス管理に関する更なる研究
The United States Support Program: 35 Years of Safeguards Enhancements Susan Pepper, Joseph lndusi, Jessica Cruz, Jade Patterson, Jay Disser, Tyler Devries-Wallace, Andrew Gross
米国支援プログラム：35年間の保障措置強化
THE UNIVERSITY OF TENNESSEE INSTITUTE FOR NUCLEAR SECURITY Howard Hall, Joseph R. Stainback IV, James N. Sumner
核セキュリティにたいするテネシー大学研究所
The Uranium Bowl: A Multi-University Physical Security Table-Top Exercise Michael C. Shannon
ウランボウル：複数大学による物理的セキュリティに関する机上演習
THE USE OF A MULTICHANNEL ANALYZER (MCA) TO INVESTIGATE EFFECTS OF EXPERIMENTAL FACTORS ON GROSS-COUNTING GAMMA AND NEUTRON DETECTORS Angela Lousteau, Jake Livesay, Heather Volz, Christopher Lovejoy
ガンマ線・中性子（グロスカウンティング）検出器における実験要因が及ぼす影響を調査するためのマルチチャネルMCA（中性子分析装置）の活用
The use of Modal Testing within Nuclear Weapon Dismantlement Verification Phil Daborn, Paula Hayden, Helen White, Philip Ind
End(20) 核兵器解体検証におけるモーダルテスト（振動応答解析）技術の活用 ― 振動応答による容器識別と改ざん検知の可能性 (*)モーダルテスト（振動応答解析）を用いて、核兵器解体プロセスにおける容器の一意識別や改ざん検知を行う手法を検討。容器に力を加え、その振動応答から得られる「振動シグネチャ」を周波数領域で比較することで、構造変化を検出。現場展開を想定し、簡易な相関指標を用いた解析を採用し、チェーン・オブ・カストディ（管理連鎖）維持の有効性を実証。
THE WINS ACADEMY; A NEW APPROACH TO INTERNATIONAL PROFESSIONAL DEVELOPMENT FOR THOSE WITH ACCOUNTABILITIES FOR NUCLEAR SECURITY MANAGEMENT Dr Roger Howsley
ザ・ウィンズ・アカデミー；核セキュリティ管理責任者のための国際的な専門能力開発への新たなアプローチ
Theory of particle detection and multiplicity counting with dead time effects Lénárd Pál, Imre Pázsit
デッドタイム効果を考慮した粒子検出と中性子同時計数の理論
Thermal Camera Imaging for Security Monitoring of GCEP Systems Belle R. Upadhyaya, Taner Uckan, Jose March-Leuba, Charles A. Morrow II
GCEP(ガス遠心分離)施設のセキュリティ監視に向けたサーモカメラ技術の活用 ― 遠心機稼働状況の温度画像による検証と改ざん困難性の評価 (*)ガス遠心分離施設（GCEP）の監視に赤外線サーモグラフィ技術を活用し、遠隔から機器の稼働状況（例：ポンプや遠心機の作動）を温度画像で確認する手法を提案。ORNLの模擬ループを用いた実験で、熱源を遮蔽する素材（布・紙・ガラス等）による「偽装」の困難性を検証。ガラスによる熱遮蔽は可能だが、実際の機器構造を完全に隠すのは困難であり、サーモカメラによる改ざん検知の有効性が示された。
THIRD GENERATION ATTRIBTUE MEASUREMENT SYSTEM Dan Archer
第3世代属性測定システムの開発 ― 核兵器解体検証に向けたPu・HEU・高性能爆薬の属性確認技術の設計と認証要件 (*)米国国家核安全保障局（NNSA）の核検証局が委託した「第3世代属性測定システム（3G-AMS）」は、核兵器やその構成要素の属性（Pu, HEU, HE）を検証するために設計された。測定システムは、核兵器施設での使用認証、情報保護（非公開情報の取得防止）、機能の認証（正確性と限定性）を満たす必要がある。本論文では、3G-AMSの設計理念と、核兵器解体検証における属性確認のための測定技術の概要を紹介している。
THORIUM REFERENCE MATERIALS FOR ISOTOPIC STUDIES R. M. Essex, G. H. Gardenier
同位体研究のためのトリウム標準物質
Time Correlation Measurements of Heavily Shielded Uranium Metal S. M. Mcconchie, J. T. Mihalczo, J. M. Crye, H. L. Hall
強く遮蔽されたウラン金属の時間相関測定
Time Measurement Reduction on Large Volume and Sensitive Calorimeter for Nuclear Applications Christophe Mathonat, G.  Jossens
核施設用途に向けた高感度・大容量カロリメータの測定時間短縮 ― プルトニウム・トリチウムの非破壊定量における新型装置の開発 (*)放射性核物質の非破壊・非侵襲的な定量技術として、熱量測定（カロリメトリー）は特に大容量試料に対して高精度な手法である。プルトニウムやトリチウムなどの核種の崩壊熱を測定することで、試料の量を正確に推定でき、標準容器に対応した大型カロリメータが開発されている。生産性向上のため、12.5リットル容器に対応した新型カロリメータが設計され、測定時間の短縮を実現している。
Timely Detection Under the State-level Concept James A. Larrimore
国家レベル概念における早期検知の位置づけ ― INFCIRC/153の保障措置目的の変遷と未申告活動への対応提案 (*)本論文は、IAEAの包括的保障措置協定（INFCIRC/153）における「重大量の核物質の転用の早期検知」という保障措置の目的の起源と40年間の実施経緯を概説する。IAEAが「国家レベル概念（State-level Concept）」へと保障措置の枠組みを進化させる中で、早期検知の目的をどのように実装するかが議論されている。転用の検知だけでなく、未申告核活動の検知も含めた「早期検知」の概念を国家レベル概念に組み込む提案がなされている。
Tiny Gamma Spectrometer for Material Monitoring Applications Ross W. Hymel, Barry R. Schoeneman, Troy A. Ross
物質モニタリング用途のための小型ガンマ線スペクトロメータ
Total Measurement Uncertainty for Box Segmented Gamma Scanner with Known Source and Geometry Amol Patil, Joe P. Harvill
線源と形状が既知の箱型セグメント型ガンマ線スキャナの測定不確かさ
TOWARD A NEW VISION OF PROTECTION SYSTEM DESIGN Richard L. Donovan
防護システム設計に向けた新たな視点 ― 専門分野偏重から脱却し、目的志向で最適化された防護構築へ (*)従来の物理的防護設計は、専門分野ごとの最適化や冗長な多層防護に偏りがちで、全体最適から逸脱する傾向がある。各専門分野（防護部隊、核物質管理、情報・サイバーセキュリティ等）の要求に固執すると、予算制約下での効果的な防護設計が困難になる。本論文では、目的志向の設計に立ち返り、限られた資源の中で最も効果的な防護システムを構築するための新たな視点を提案している。
Towards a tactical nuclear weapons treaty? Is There a Role of IAEA Tools of Safeguards? Bryan L. Fearey, Emily Cura Saunders 戦術的核兵器条約？IAEAの保障措置ツールは果たして役割を果たしているのか？
戦術核兵器条約に向けた新たな構想 ― IAEA保障措置ツールは検証に活用可能か？ (*)新START条約の交渉を契機に、戦術核兵器に関する正式な軍縮交渉への関心が高まっており、次の条約に戦術核兵器の枠組みを含めるべきとの議論がある。本論文では、戦術核兵器の定義や政策的課題を整理し、条約交渉開始に向けたステップを提示している。IAEAが他の軍縮条約で果たしてきた検証の役割を参考に、戦術核兵器条約におけるIAEAの関与可能性を検討している。
TRAINING CAPABILITIES AT THE ORNL SAFEGUARDS TECHNOLOGY INTEGRATION CENTER Chris Pickett, Angela Lousteau, Robert D. McElroy
ORNL保障措置技術統合センターの研修能力
Transducer Signal Noise Analysis for Sensor Authentication Mark Schanfein, John Svoboda
センサ認証に向けた変換器信号ノイズ解析技術の開発 ― IAEA遠隔監視システムにおける改ざん検知手法の提案 (*)IAEAの遠隔監視システムでは、センサ信号の改ざん検知が重要課題であり、特に高放射線環境下では電子回路の誤動作が起こりやすい。本研究では、センサ信号のノイズ成分（ノイズフロア）を周波数解析することで、改ざんの兆候を検出する新手法を提案。センサ自体は変更せず、既存のセンサ信号インターフェースにパススルー接続する小型装置で解析を行うため、既設システムへの導入が容易。
TRANSFORMING THE URANYL NITRATE CALIBRATION LOOP EQUIPMENT (UNCLE) AT ORNL INTO A USER FACILITY Denise Lee, Shaheen Dewji, Megan Ketron
ORNLにおけるウラニル硝酸校正ループ装置（UNCLE）のユーザー施設化 ― 天然ウラン転換プラント模擬環境による保障措置機器の試験と検証 (*)ORNLのUNCLE施設は、天然ウラン転換プラント（NUCP）における精製済みウラン水溶液の流れを模擬し、保障措置機器の開発・試験に活用されている。IAEAの新方針（Policy Paper 18および21）に対応し、ウラン溶液や酸化物が存在する段階での保障措置適用を想定した試験環境を提供。施設のアップグレードにより、外部研究者も利用可能なユーザー施設として運用され、検出器の検証や核物質転用検知の研究が進められている。
Transient Isotope Separation Modeling of Gas Centrifuge Enrichment Plants Houston G. Wood, PatrickJ. Migliorini
ガス遠心分離濃縮プラントの過渡同位体分離モデリング
U.S. and Russia Joint Cooperation in Export Controls Richard Faulkner, Zhanna Davis
米国とロシアの輸出管理における共同協力 (*)米国NNSAは1996年以降、ロシアと共同で核・ミサイル関連分野の輸出管理強化に向けた協力を進めてきた。ロシア国内の製造施設において、輸出管理の遵守プログラムを支援するための訓練カリキュラムや参照ツール、識別ガイド文書を開発。RosatomおよびRoscosmosとの契約を通じて、科学者・技術者の理解を深める教育・データベースツールが整備され、核・宇宙分野の計画的目標達成と両立する形で輸出管理の遵守が促進された。
U.S. Citizens Working in International Organizations in Vienna, Austria Susan Pepper, Donna Occhiogrosso
オーストリア・ウィーンの国際機関で働く米国市民
U.S.-Japan R&D Collaboration on Safeguards, Nuclear Material Control and Accountability, and Nuclear Security in Restoration of Fukushima Daiichi Tashiro Mochiji, M.C. Browne, M. Senzaki, Yosuke Naoi, Matthew C. Van Sickle, N. Inoue, James Conner
福島第一原子力発電所の復旧における保障措置、核物質管理と責任、核セキュリティに関する日米研究開発協力
Ultra High Energy X-ray Fluorescence Application to Characterization of Nuclear Fuel George J. Havrilla, Velma M. Montoya, Sarvjit Shastri, Michael Collins, Timothy Elam
End(21) 超高エネルギー蛍光X線法による核燃料の特性評価
Ultra-Wideband Location Authentication for Item Tracking Brad Stinson, Nathan Rowe, Mike Kuhn, Stephen Holland
物品追跡に向けた超広帯域（UWB）位置認証技術の開発 ― 国際保障措置における改ざん防止と遠隔監視への応用 (*)国際保障措置の効率化に向けて、未監視・遠隔監視技術の活用が進められており、物品の識別・追跡にRF技術が注目されている。ORNLは、超広帯域（UWB）技術を用いた距離境界認証方式を開発し、位置情報の改ざん防止と信頼性向上を実現。この方式は、対称鍵認証と組み合わせることで、リレー攻撃やなりすましに強い追跡システムとして保障措置への応用が期待されている。
UNCONVENTIONAL U-233 STAGING PACKAGE SELECTION LEADS TO COST SAVINGS Robert A. KanningJr., Benjamin O. Garcia
U-233燃料板の非従来型ステージング容器選定によるコスト削減 ― NNSSへの移送に向けた容器設計と運用最適化 (*)米国DOEの指示により、オークリッジ国立研究所（ORNL）に保管されていたU-233燃料板をネバダ国家安全保障施設（NNSS）へ移送するプロジェクトが開始された。移送・保管に必要なステージング容器の不足を受け、NNSSの運用業者NSTecが代替容器（AT-400R）の使用を提案。この選定により、1容器あたり約1万ドル、総額で約45万ドルのコスト削減が実現された。
Update on the Next Generation Safeguard Initiative Project to Determine Pu Mass in Spent Fuel Assemblies S. Tobin, B. L. Broadhead, A. P. Belian, H. O. Menlove, H. Trellue, David Bracken, M. Swinhoe, Marc Humphrey, L.W. Campbell, B. Castle
使用済燃料集合体中のプルトニウム質量評価に向けた次世代保障措置イニシアティブ（NGSI）プロジェクトの進捗報告 ― 非破壊分析技術の選定と実証に向けた取り組み (*)NGSI使用済燃料プロジェクトは、使用済燃料集合体中のプルトニウム質量を非破壊で定量する技術の開発を目的として2009年に開始された。初期段階では14種類の非破壊分析（NDA）技術を評価し、有望な手法を選定して実験・実証フェーズに移行。本論文では、4つの主要技術の物理原理・校正方法・中性子吸収体の影響などを含む技術的・制度的進捗を報告している。
Uranium Characterization by Shaped Femtosecond Laser-Induced Breakdown Spectroscopy Jessica McNutt, Jessica McNutt, Kyle Hartig, Kyle Hartig, Phyllis Ko, Igor Jovanovic, Igor Jovanovic, P. Ko
成形フェムト秒レーザー誘起ブレークダウン分光法によるウランの特性評価
URANIUM ENRICHMENT STANDARDS OF THE Y-12 NUCLEAR DETECTION AND SENSOR TESTING CENTER J. A. Cantrell
Y-12核検出・センサー試験センターにおけるウラン濃縮度標準試料の整備 ― LEU/HEU境界を含む広範な濃縮度に対応した測定基準の構築 (*)Y-12国家安全保障施設では、核検出・センサー試験センター（NDSTC）向けに、0.2%〜93.2%の濃縮度を持つ金属ウラン標準試料を新たに製作・特性評価した。これらの標準試料は、炉用低濃縮ウラン（LEU）と高濃縮ウラン（HEU）の境界値を意識して設計され、ガンマ線スペクトルも詳細に測定・データベース化されている。ユーザー向けに、スペクトル比較・解析支援ツールが開発されており、今後の標準試料や遮蔽構成、検出器タイプの拡充に向けた意見も募集中。
Uranium Sampling & Characterization at the Y-12 National Security Complex Jeniece May, Russ Schmidt, Jennifer Vanover
Y-12国家安全保障施設におけるウランのサンプリングと組成評価 ― 高濃縮ウランの管理・配分・核鑑識への応用 (*)Y-12国家安全保障施設では、兵器用・研究炉用・海軍用など多目的に供給される高濃縮ウラン（HEU）の詳細な組成評価（characterization）が求められている。HEUは1955〜1965年に製造された混合原料（バージン＋再処理ウラン）由来であり、微量成分の多様性が存在する。この評価結果は、材料の配分・混合・長期計画に加え、核鑑識（nuclear forensics）にも活用される。
Use of Antineutrino Detection for Assessment of Fuel Burnup N. S. Bowden, A. Bernstein, S. Dazeley, Scott D. Kiff, G. Keefer, B. Cabrera-Palmer, T. Classen, D. Reyna, L. Kogler, A. Erickson
燃焼度評価に向けた反ニュートリノ検出技術の活用 ― 非破壊・連続測定による炉心燃料の解析手法 (*)燃焼度（Burnup）は、核燃料がどれだけエネルギーを発生させたかを示す指標で、保障措置や燃料管理に不可欠。従来は、中性子束や温度などの間接測定値と炉心解析コードを用いて燃焼度を推定していた。本研究では、反ニュートリノ検出技術を用いて、燃焼度を非侵襲的かつ連続的に評価する新たな手法を提案している。
Use of Social Media to Target Information-Driven Arms Control and Nonproliferation Verification Kevin Whattam, Laura S. Williams, Sean Kreyling, Zoe Gastelum, Stuart Rose
情報主導型軍備管理・不拡散検証へのソーシャルメディアの活用
Use of Strategic Roll-Up Areas at Category Ill Facilities Pamela Rohde, William J. Manuel
Category III施設における戦略的ロールアップ区域（SRA）の活用 ― 科学活動と核物質管理の両立に向けた区域設計と運用
Category III施設:米国DOE/NNSAの定義：核兵器に転用可能な核物質（特にプルトニウムや高濃縮ウラン）を少量のみ保管・使用する施設。例：研究所、大学の実験施設、小規模な分析施設など。		 (*)Category III施設では、研究目的で核物質を追加する際、施設全体の「ロールアップ量（累積量）」が規制値を超えるリスクがある。戦略的ロールアップ区域（SRA）を設けることで、特定区域内の核物質を施設全体のロールアップ計算から除外できる。SRAの設置には、脆弱性評価とDOE/NNSAの承認が必要であり、科学活動と核物質管理の両立を可能にする。
Using Spectral Summing to Determine Radionuclide Activity for LANL Waste Drums Previously Containing Transuranic Waste  Kathleen M. Gruetzmacher, Roland M. Bustos, Scott G. Ferran, Lucas E. Gallegos, Charlie A. Lucero Ill
超ウラン廃棄物を収容していたLANL廃棄物ドラム缶の放射性核種の放射能をスペクトル加算法で測定
Using the Centralized Maintenance Management System in Physical Protection System Sustainment Karen Kaldenbach, Larry Ross, Chris Hayes, Richard Rock, Yuri Evstigneev, Andrei Muravyov
物理的防護システムの維持管理における集中保守管理システムの活用
UTILIZING NGSI SPENT FUEL SENSITIVITY LIBRARIES TO ESTIMATE MODEL UNCERTAINTIES Tom Burr, Ian C. Gauld, Bryan L. Broadhead, Holly R. Trellue, Jack Galloway
NGSI使用済燃料感度ライブラリを用いたモデル不確かさの推定 ― 非破壊分析技術の精度向上に向けた入力変動の影響評価
NGSI: Next Generation Safeguards Initiative（次世代保障措置イニシアティブ）		 (*)NGSI使用済燃料プロジェクトでは、非破壊分析（NDA）によるプルトニウム量推定のため、仮想燃料集合体ライブラリを構築。感度ライブラリは、燃料温度・減速材密度・ホウ素濃度などの入力変動を反映し、モデル不確かさの評価に用いられる。これらの変動は、検出器応答の予測精度に影響を与えるため、NDA技術の不確かさ定量化に不可欠である。推進母体：米国国家核安全保障局（NNSA）所属：米国エネルギー省（DOE）、主な参加組織（研究機関・大学など）DOE系研究所および大学が、モデリング・実験・解析などの分野で参加：（LANL）,（ORNL）,（SNL）,（INL）,（BNL）, （PNNL）,（LLNL）,米国内外の大学（例：テキサスA&M大学、ミシガン大学など）
VALIDATING AN ISOCS APPROACH TO ASSAYING 235U IN WASTE DRUMS FOR NUCLEAR MATERIALS SAFEGUARDS Stephen Croft, Jeff Chapman, Tyler Guzzardo, Eva Ndlovu, Bransby Nangu, Mosa Rasweswe, Robert D. McElroy
核物質保障措置のための廃棄物ドラム缶中の235U分析におけるISOCSアプローチの検証
Validation of the MCNPX-PoliMi Code to Design a Fast-Neutron Multiplicity Counter D. L. Chichester, M. Flaska, S. A. Pozzi, A. C. Kaplan, J. L. Dolan
高速中性子同時計数管設計のためのMCNPX-PoliMiコードの検証
Verifying Nonproliferation, Arms Control and Disarmament: What Role for Social Media? Kory Budlong-Sylvester, Joseph F. Pilat
核不拡散・軍備管理・軍縮の検証におけるソーシャルメディアの役割 ― 透明性向上とリスク管理の可能性 (*)核軍縮・不拡散・軍備管理の検証には、従来の手法に加え、より高い透明性が求められている。ソーシャルメディアの活用は、政治的・技術的障壁を乗り越え、低コストで透明性を高める可能性がある。一方で、誤情報の拡散や外交妨害のリスクもあり、慎重な運用と制度設計が不可欠である。
VISUALIZATION OF ENVIRONMENTAL SAMPLING RESULTS AT INSPECTED FACILITIES M. Pellechi, C. Norman, K. Vilece, J. Baute, G. Giaveri
査察対象施設における環境サンプル採取結果の可視化
Voluntary Principles and Nuclear Proliferation: Developing an Industry Based Approach to Strengthening the Nonproliferation Regime Ed Nagle
自主原則と核拡散：核不拡散体制強化に向けた産業界主導のアプローチの開発
Wired Seal and Intelligent Hasp Array Markku Koskela, David Johnson, Michael Ondrik, Shameel Talcott
End(22) 有線封印とインテリジェント・ハスプ配列 ― 物理的防護と改ざん検知を両立する新たな封印技術の開発と実証 (*)従来の封印技術では、導電ループとRFID（周波数識別）を用いたバッテリー駆動型封印が使用されていたが、無線通信や電池交換に課題があった。新技術「有線封印とインテリジェント・ハスプ配列」は、簡易な接着方式と有線通信により、設置性と信頼性を向上。加速度センサーやホール効果センサーを用いて、封印やハスプの改ざんを即時検知する機能を備えている。
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