INMM米国年次大会論文集（1979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1979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 FORMAL TRAINING PROGRAM FOR NUCLEAR MATERIAL CUSTODIANS AT HANFORD ENGINEERING DEVELOPMENT LABORATORY | D. D. Scott | ||
| Hanford工学開発研究所における核物質管理者のための正式訓練プログラム ― 核物質管理・計量管理の基本概念と責任範囲を習得する体系的教育 | (*)Hanford工学開発研究所（HEDL）は、核物質管理者（Custodian）向けに正式な訓練プログラムを設立し、核物質管理・計量管理の基本概念を習得させることを目的としている。プログラムは年2回実施され、責任範囲、文書管理、輸送、核物質防護など14の主要科目を含む20時間の講義と試験で構成される。この訓練は、Safeguards and Materials Management部門が設計・実施し、現場担当者の役割理解と保障措置遵守を強化するための基盤を提供している。 | ||
| A MEASUREMENT CONTROL PROGRAM FOR A CONVERSION-FABRICATION PLAN | R. A. Schneider, N. S. Wing, K. O. Johnson | ||
| 転換・燃料製造プラントにおける測定管理プログラム ― 軽水炉燃料用低濃縮ウランの計量精度向上に向けた標準化・統計的手法と誤差評価 | (*)軽水炉燃料用の低濃縮ウラン転換・燃料製造プラントにおける測定管理プログラムの設計と運用を紹介している。体積、重量、ウラン元素量、U-235濃度の測定誤差を管理するため、標準化、繰り返し測定、校正、統計的手法を組み合わせた体系的アプローチを提案。系統的サンプリング誤差や固体廃棄物中のU-235パッシブガンマ計測におけるマトリックスバイアスを評価するための実験的手法も提示している。 | ||
| A MEASUREMENT SYSTEM FOR HIGH ENRICHED SPENT FUEL ASSEMBLIES AND WASTE SOLIDS | G. Eccleston, H. O. Menlove, M. W. Echo | ||
| 高濃縮使用済燃料集合体および廃棄固形物の測定システム ― Cf-252中性子源を用いた照射・遅発中性子計数による235U定量と臨界安全管理への応用 | (*)高濃縮使用済燃料集合体およびバルク廃棄物中の235U量を定量するため、非破壊中性子照射システムを開発。Cf-252中性子源による高速中性子照射と、照射後の遅発中性子計数を組み合わせ、強い中性子（1.2×10⁷ n/s）・ガンマ線（50,000 R/h）背景下で測定を実現。モンテカルロ計算により、廃棄物中200g以上の235Uで±5％精度が達成可能と評価され、核物質計量管理と臨界安全管理に適用。 | ||
| A New Instrumentfor the Confirmation of Declared Power Histories of Central Station Nuclear Power Plants | E. J. Dowdy, A. A. Robba, R. D. Hastings, S. W. France | ||
| 中央発電所型原子炉の申告出力履歴確認用新型装置 ― 漏洩中性子束測定によるIAEA検認向け可搬型・無人監視システムの開発 | (*)IAEA検査官が原子力発電所の運転記録を確認するため、マイクロプロセッサ搭載の可搬型・無人運転可能な炉出力監視装置を開発。生体遮へい外の漏洩中性子束が炉の熱出力に比例する原理を利用し、校正期間のデータと比較して出力履歴を検証。装置は18時間の停電に対応するバッテリーを備え、3か月以上の毎時出力記録を取得可能で、複数の出力オプションを提供。 | ||
| A NONDESTRUCTIVE ASSAY SYSTEM FOR USE IN DECOMMISSIONING A PLUTONIUM-HANDLING FACILITY | Frank O. Bellinger, R. B. Perry, C. T. Roche, J. J. Vranich | ||
| プルトニウム取扱施設の廃止措置に用いる非破壊分析システム ― NaI(Tl)ガンマ分光法による残留Pu・Am測定と除染効果評価 | (*)アルゴンヌ国立研究所でプルトニウム燃料要素製造施設の廃止措置を実施し、設備に付着したα線放出核種を除染。廃棄物中のTRU濃度を10 nCi/g以下に低減することを目標に、残留PuおよびAmを測定するためNaI(Tl)ガンマ分光法を用いた可搬型非破壊分析システムを開発。除染工程の各段階で測定を行い、検出感度と除染効果を評価し、廃止措置におけるNDA技術の有効性を確認。 | ||
| A Personnel Portal for International Research Facilities Safeguards | Dennis L. Mangan | ||
| 国際研究施設の保障措置に向けた人物検査ポータル ― 中性子・ガンマ線・金属検出と改ざん防止機能を備えた封じ込め・監視システムの設計
＜予想される背景注記：1970〜80年代、米国・フランス・ドイツ・ソ連・日本などで高速炉計画が進み、臨界集合体（fast critical facilities）を含む国際研究施設で多国籍の研究者や検査官が出入りする状況が増加。こうした環境下で、核物質の不正持ち出し防止と保障措置の信頼性を確保するため、人物検査ポータルが封じ込め・監視システムの重要な構成要素として設計された。＞ |
(*)国際研究施設における保障措置強化のため、人物検査ポータルの設計と機能を紹介。中性子・ガンマ線・金属検出を組み合わせ、マイクロプロセッサによる制御と改ざん防止機能を統合。核物質の不正持ち出し防止を目的とした、封じ込め・監視システムの一部としての適用性を評価。 | ||
| A PROGRESS REPORT ON INSTALLING DYMCAS IN THE OAK RIDGE Y-12 PLANT | W. T. Mee | ||
| オークリッジ Y-12 プラントへの DYMCAS の設置に関する進捗状況レポート | (*)DYMCAS;Dynamic Special Nuclear Materials Control and Accountability System DYMCAS;動的特殊核物質管理および計量管理システム | ||
| A STATISTICAL APPROACH TO SIMULTANEOUS TESTS FOR BOTH SHORT TERM & LONG TERM MATERIAL LOSSES (U) | R. J. Brouns, J. A. Merrill | ||
| 短期および長期の核物質転用を同時に検出するための統計的手法 ― 在庫差異の早期検知と保障措置信頼性向上に向けた多重検定モデルの提案 | (*)要旨・本文はオンライン非公開 | ||
| A Survey of Special Nuclear Material Vehicle Monitors for Domestic and International Safeguards | Henry F. Atwater, P. E. Fehlau, E. R. Shunk, J. T. Caldwell | ||
| 国内および国際保障措置のための特殊核物質車両モニターの調査 | |||
| Activated Denial Systems for Safeguards Application | John W. Kane | ||
| 保障措置への適用を目的としたアクティブ拒否システム ― 核施設における侵入阻止技術と物理的防護強化の検討 | (*)要旨・本文はオンライン非公開 | ||
| ACTIVITIES OF THE ESARDA WORKING GROUPS AND THEIR RESULTS | M. Cuypers | ||
| ESARDA作業部会の活動と成果 ― 保障措置技術の共同研究と国際協力による封じ込め・監視および燃料製造施設対応の進展 | (*)ESARDA作業部会の目的・活動・成果を紹介し、保障措置技術に関する経験共有と共同研究の枠組みを説明。既存の部会は破壊分析・非破壊分析・同位体相関技術に焦点を当て、新設部会は封じ込め・監視技術およびLEU再転換・燃料製造施設の保障措置課題を扱う。保障措置当局・事業者・研究機関が共同プロジェクトを実施する方法を具体例で示し、国際協力の重要性を強調。 | ||
| AN EXPERIMENTAL COMPUTERIZED ALARM DISPLAY SYSTEM | Richard F. Davis | ||
| 実験的なコンピュータ化された警報表示システム | |||
| AN INSTRUMENT FOR DETERMINING THE TRANSURANIC ELEMENT CONTENT OF CHOPPED LEACHED FUEL HULLS AND OTHER MATERIALS | Donald P. Brown, Ned Wagman, R. L. Brodzinski | ||
| 切断・浸出済み燃料被覆管および関連材料中の超ウラン元素含有量測定装置 ― (α,n)反応・自発核分裂中性子検出による非破壊定量技術の開発 | (*)切断・浸出済み燃料被覆管（ハル）やその他の材料中の超ウラン元素を定量するため、(α,n)反応および自発核分裂による中性子を検出する装置を開発。極めて高いガンマ線場においても、独自の電子回路により中性子発生源を識別し、微量の超ウラン元素の同位体組成を推定可能。バッチ評価に最適化されているが、連続供給方式への適用も可能であり、効率・感度・検出限界について性能評価を実施。 | ||
| ANTI-NUCLEAR DEMONSTRATION-SECURITY PLANNING | Mr. George W. Woessrner | ||
| 反原子力デモにおけるセキュリティ計画 ― 企業敷地での安全確保と警察協力による衝突回避策の検討 | (*)反原子力デモに備え、企業は報道関係者や観察者の敷地内立ち入り可否、管理方法、デモ用スペースの設定など基本方針を策定。警察や検察当局との協議を通じ、企業警備の役割や不法侵入者への対応方針を明確化し、財産・従業員・一般市民・デモ参加者の安全を確保。実際のデモ事例（Marble Hill建設現場）を通じ、柔軟性と継続的な計画再評価の必要性を示し、広報活動と対話による衝突回避を強調。 | ||
| APPLICATION OF SAFE TO AN OPERATING REACTOR | L. D. Chapman | ||
| 運転中原子炉へのSAFE手法の適用 ― 物理的防護システムの有効性評価と侵入経路解析による脆弱性検証 | (*)原子炉施設における物理的防護システムの有効性を評価するため、SAFE（Safeguards Analysis and Facility Evaluation）手法を適用。評価プロセスは、施設特性把握、施設モデル化、構成要素性能評価、侵入経路解析、総合有効性評価の5段階で構成。実運転中の原子炉に対する適用事例を示し、外部脅威に対する防護システムの脆弱性と改善策を明確化。 | ||
| APPLICATIONS OF A MATERIAL ACCOUNTING MODEL | F. Wimpey, M. Messinger | ||
| 核物質計量管理モデルの応用 ― LEID性能評価と測定管理プログラムの影響解析による保障措置改善の可能性
<LEIDは「限界評価在庫差（Limit of Error of Inventory Difference）」で、在庫差の許容誤差を示す指標。本研究は、計量管理モデルを用いて、在庫差（ID）の変動要因を定量化し、保障措置の信頼性向上に資する技術的基盤を提示している。> |
(*)米国NRC認可施設に対し、核物質計量管理のためのモデルを適用し、施設計算によるLEID値の変動を解析。測定管理プログラムの変更がLEID性能に与える影響や、測定系外の要因がID値変動に寄与する度合いを評価。実施設への適用結果は過去の報告値と良好に一致し、原因分析や管理改善、ライセンス条件の有効性評価に有用。 | ||
| APPLYING NEW SAFEGUARDS TECHNOLOGY TO EXISTING NUCLEAR FACILITIES | W. J. Harris, E. P. Wagner | ||
| 既存原子力施設への新保障措置技術の適用 ― 運転条件適合設計による生産効率と保障措置要件の両立 | (*)既存施設への保障措置技術導入は、施設の運転条件に合わせた設計が不可欠。保障措置要件と生産効率の両立を考慮し、機器選定・設置に運転員と保障措置担当者の知見を活用。このアプローチにより、運転への影響を最小化し、保障措置情報の信頼性を最大化できる。（Idaho National Engineering Laboratory） | ||
| ASPECTS OF ACCOUNTABILITY OF NUCLEAR FUEL AT NUCLEAR GENERATING STATIONS | Edgar T. Wein | ||
| 原子力発電所における核燃料の計量管理の諸側面 ― 受入から使用済燃料までの管理課題と保障措置要件 | (*)電力会社における核燃料の計量管理は、受入から使用済燃料の取り扱いまで複数段階で行われる。BWR・PWR燃料集合体の管理には、保障措置要件と運転効率の両立が不可欠。計量管理システムの改善が、核燃料の安全かつ効率的な利用に向けた重要課題。（Commonwealth Edison Company） | ||
| COMPUTERIZED QUALITY CONTROL TECHNIQUES | G. D. Halverson, A. R. Camarata | ||
| コンピュータ化品質管理技術 ― 統計解析・グラフィック表示を活用した系統偏差補正と信頼度評価 | (*)過去の半制御データを解析し、品質管理に役立つ情報（系統的偏差補正、信頼度評価、傾向検出）を抽出する手法を提示。コンピュータ化された品質管理システムの構成要素として、データフロー、統計解析、グラフィック表示、人間との相互作用を解説。このシステムの導入による利点と、潜在的な課題を検討し、品質保証の高度化を目指す。 | ||
| COOLING-TIME DETERMINATION OF SPENT FUEL | K. Kaieda, C. R. Hatcher, S. T. Hsue | ||
| End(1) | 使用済燃料の冷却経過時間決定 ― 高分解能ガンマ線測定に基づく照射履歴有無対応の高精度推定手法 | (*)使用済燃料の冷却経過時間を決定するため、高分解能ガンマ線測定に基づく2つの解析手法が開発された。照射履歴の有無に応じて適用する方法を分け、どちらも高精度で冷却時間を推定可能。実験結果では、平均誤差3％および4.1％で冷却経過時間を算出できることが確認された。 | |
| CURRENT USAGE OF CONTAINERS FOR SNM STORAGE, TRANSFER AND MEASUREMENT | K. R. Alvar, T. L. Atwell, N. A. Lurio, P. Ting | ||
| 核燃料貯蔵、移送、測定用コンテナの現在の使用状況 | |||
| DEVELOPMENTOFACOMPUTERIZED NUCLEAR MATERIALSCONTROLAND ACCOUNTING SYSTEM FOR A FUEL REPROCESSING PLANT | M. H. Ehinger, M. J. Crawford, C. Joseph, M. L. Madeen | ||
| 燃料再処理工場向けコンピュータ化核物質管理・計量管理システムの開発 ― リアルタイム測定・工程監視・在庫推定を統合した先進保障措置設計 | (*)Barnwell再処理工場で、核物質管理・計量管理を自動化するコンピュータシステム（CNMCAS）の開発が進められた。システムはリアルタイムに近い測定、計量管理、プロセス監視を統合し、試験運転で天然ウランを用いて実証。工程内在庫推定技術を組み込み、先進的保障措置システムへの統合を目指す設計が特徴。 | ||
| DEVELOPMENT OF AN AUTOMATIC HUMAN DURESS DETECTION SYSTEM | E. R. Greene, Waneta C. Tuttle | ||
| 自動脅迫状態検知システムの開発 ― 心拍数解析による警備員の異常ストレス検出と警報発信技術 | (*)警備員の脅迫状態を自動検知するため、心拍数を用いた生理データ解析技術が開発された。実験では警察官の通常業務と危険状況での心拍反応を収集し、アルゴリズムで異常ストレスを識別。このシステムは、迅速かつ秘匿的に警報を発することで、物理的防護の信頼性を向上させる。 | ||
| DEVELOPMENT OF URANIUM OXIDE REFERENCE MATERIALS FOR GAMMA-RAY MEASUREMENTS OF THE ENRICHMENT | H. Thomas Yolken, R. J. S. Harry | ||
| ガンマ線測定によるウラン濃縮度評価のためのウラン酸化物標準試料の開発 ― 非破壊分析技術の信頼性向上に向けた欧米協力 | (*)ガンマ線測定によるウラン濃縮度評価は非破壊分析技術として確立し、国際的に利用されている。技術の精度向上には、低濃縮ウラン酸化物の認証標準試料の整備が必要とされ、ESARDAが主導。欧州と米国の研究機関が協力し、標準試料の開発を進める国際的取り組みが開始された。 | ||
| DOMESTIC SAFEGUARDS IN THE NUCLEAR INDUSTRY | Robert E. Uhrig | ||
| 原子力産業における国内保障措置 ― 内部脅威対策と法的課題、航空業界モデルによる改善提案 | (*)1974年のエネルギー再編成法により、米国原子力産業における国内保障措置とセキュリティ要件が強化された。NRCは内部脅威への対策として、武器の追加、二人制ルール、警備員訓練を導入したが、致死力行使の法的根拠や侵入者対応の詳細は不明確。著者は航空業界のセキュリティモデルを参考に、脅威レベルの明確化と法的課題の解決を提案。 | ||
| ENHANCEMENT OF LOSS DETECTION CAPABlLITY USING A COMBINATION OF THE KALMAN FILTER/LINEAR SMOOTHER AND CONTROLLABLE UNIT ACCOUNTING APPROACH | G. W. Morrison, D. H. Pike | ||
| Kalmanフィルタ・線形スムーザーと制御可能単位会計手法の組合せによる転用検知能力の強化 ― 状態推定理論を用いた動的在庫変動解析と異常検知精度向上 | (*)核物質の転用検知能力を高めるため、状態推定理論（Kalmanフィルタ＋線形スムーザー）と制御可能単位会計手法を組み合わせたアプローチを提案。線形システムモデルで施設内の管理単位間の相互作用を表現し、動的な在庫変動を推定することで異常を早期検知。Shewhart管理図やCUSUM統計との比較により、提案手法が転用検知の確率を大幅に向上させることを実証。 | ||
| ESTIMATED INCREMENTAL COSTS FOR NRC LICENSEES TO IMPLEMENT THE US/IAEA SAFEGUARDS AGREEMENT | R. G. Clark, R. J. Brouns, L. C. DAVENPORT, A. D. Chockie | ||
| US/IAEA保障措置協定の実施に伴うNRCライセンシーの追加コスト推定 ― 初期導入・年次報告・IAEA検査に係る経済的負担の評価 | (*)米国原子力規制委員会（NRC）は、US/IAEA保障措置協定の実施に伴う追加コストを評価するため、20以上のライセンシーからのデータを集約。初期導入コストは約190万～720万ドル、年次報告・会計業務のコストは50万～140万ドル、IAEAによる限定的検査の年次コストは8万～16万ドルと推定。これらの試算は、保障措置義務履行に必要な経済的負担を明確化し、政策決定やライセンシー対応計画の基礎情報を提供。 | ||
| ENVIRONMENTAL IMPACTS OF A SAFEGUARDS SYSTEM AT A BACK-END FUEL CYCLE FACILITY | James H. OPELKA, P. C. Chee, R. J. Flynn, B. L. Reider | ||
| 燃料サイクル後段施設における保障措置システムの環境影響 ― サボタージュ事象評価と費用便益分析を含む環境影響評価書の検討 | (*)使用済燃料貯蔵施設における保障措置システムの導入に伴う環境影響を、環境影響評価書（EIS）の一部として分析。想定される破壊工作（サボタージュ）事象、放射線学的・経済的影響、社会的・生物学的影響を評価。提案された保障措置システムの代替案に対する費用便益分析を提示し、最適な設計選択を検討。 | ||
| EVALUATION OF PORTAL MONITORS FOR THE DETECTION OF NUCLEAR MATERIALS | Tsahi Gozani | ||
| 核物質検出用ポータル モニターの評価 | |||
| EVALUATION OF THE SAFEGUARDABILITV OF ALTERNATIVE FUEL CYCLES | James A. Powers | ||
| 代替燃料サイクルの保障措置容易性評価 ― 物質収支領域分割と兵器級物質抽出難易度に基づくIAEA枠組みでの比較手法 | (*)代替核燃料サイクルの「保障措置容易性（Safeguardability）」を評価するための体系的手法を開発。IAEAの既存慣行に基づき、燃料サイクルを複数の物質収支領域に分割し、施設特性・核物質の移動・兵器級物質抽出の難易度を分析。この手法を用いて、燃料サイクル全体および構成要素の保障措置適合性を評価し、IAEA保障措置制度の枠組みで比較検討。 | ||
| Experience in the Implementation and Testing ofa Nuclear Material Accountancy and Control System atthe Juelich Nuclear Research Centre | H. Bueker, R. Buttler | ||
| ユーリッヒ原子力研究センターにおける核物質計量管理および制御システムの実装とテストの経験 | |||
| FACTS & FALLACIES OF PROCESS TANK CALIBRATION | J. R. Whetstone, S. M. Baker | ||
| プロセスタンク校正における事実と誤解 ― モデル誤差低減と冗長情報による測定信頼性向上の手法 | (*)プロセスタンクの校正における主要課題は、タンク形状モデルの誤差を最小化し、測定システムの安定性を確認すること。冗長な測定情報を活用することで、外れ値を排除し、システムの信頼性を高める手法を提示。提案技術は、モデル誤差を低減し、系列内および系列間の変動を推定することで、系統誤差の影響を最小化する。 | ||
| FIELD NONDESTRUCTIVE ASSAY MEASUREMENTS AS APPLIED TO PROCESS INVENTORIES | G.A.Westsik | ||
| プロセス 在庫量に適用される現場非破壊分析測定 | |||
| HOSTAGE-INCIDENT MANAGEMENT FOR INDUSTRIAL SECURITY DEPARTMENTS: THE CRUCIAL FIRST HOUR | Richard J. Gigliotti, Captain Frank Bolz,Jr. | ||
| 産業施設のセキュリティ部門における人質事件対応 ― 最初の1時間が決定的な理由と初動戦略 | (*)核施設を含む産業施設に対するテロや人質事件の可能性が高まる中、警察到着までの初動対応が極めて重要である。伝統的には警察に任せる方針だが、到着までの遅延が致命的となる場合があり、施設のセキュリティ部門が体系的な対応手順を理解しておく必要がある。人質事件の「最初の1時間」は、後の展開を決定づけるため、計画的・冷静な行動が生命を左右する。 | ||
| HTGR U-235 MEASUREMENT CONTROL | B. F. Disselhorst, J. Razvi | ||
| HTGR燃料製造におけるU-235測定管理 ― TRISO粒子分析・能動中性子照射・ガンマ線測定による計量管理精度向上 | (*)高温ガス炉（HTGR）燃料製造におけるU-235測定管理は、20以上の特殊核物質（SNM）カテゴリーと10種類以上の測定技術を組み合わせる複雑なプロセス。主要技術として、(1) TRISO被覆粒子の最終分析に用いるDavies-Gray滴定、(2) 中性子源を用いた能動中性子照射による非破壊測定、(3) スクラップ・廃棄物の受動ガンマ線測定（分割型ガンマスキャナ）が紹介されている。各測定法の誤差要因（ランダム、短期・長期系統誤差）を評価し、在庫差異の誤差限界（LE）を算出することで、核物質計量管理の信頼性を確保。 | ||
| IAEA Safeguards from a United States Perspective | Frank Houck | ||
| 米国の視点から見た IAEA の保障措置 | |||
| IMPLEMENTATION OF THE ENGINEERING SAFEGUARDS PROGRAM (SP) INTO NUCLEAR FUEL RECYCLE FACILITIES | Alan M. Krichinsky, W. J. Armento, W. D. Box, J. R. Parrott | ||
| 核燃料再処理施設へのエンジニアリング保障措置プログラム（ESP）の導入 ― プロセス監視と質量バランスによる転用検知・保障措置統合の実証
<233Uパイロットプラントの位置づけ;1950～1960年代、米国ではトリウム-ウラン燃料サイクル（Th→233U）を利用した軽水炉や増殖炉の開発が検討された。Oak Ridgeでは、233Uを用いた燃料再処理や保障措置技術の実証を目的にパイロットプラントが建設され、この論文で言及されているEngineering Safeguards Program（ESP）は、その施設でのプロセス監視技術の試験を含んでいた。> |
(*)ORNLのEngineering Safeguards Program（ESP）は、核燃料再処理施設におけるプロセス監視を保障措置の一部として実証することを目的としている。改良された計装とコンピュータ連携により、233Uパイロットプラントで溶媒抽出系の動的体積バランスを実現し、将来的には即時の核分裂性物質質量バランスも可能になる。MUF/LEMUFの最小化、転用検知、異常時の警報発信を含む技術を継続的に検討し、最終的にはプロセス監視と保障措置を統合したデモ施設化を目指す。 | ||
| INMACS:Commissioning,Management and operating Experience of an on Line Fissile MateriaI Inventory and Criticality control System | A.M. Ross, R.N. Paul | ||
| INMACS：オンライン核分裂性物質在庫・臨界管理システムの導入、運用管理および稼働経験 ― コンピュータ支援による核物質管理の効率化と安全性向上 | (*)INMACS（Integrated Nuclear Material Accounting and Control System）は、再処理燃料開発施設での核物質在庫管理と臨界管理をオンラインで行うために導入されたシステム。システムは、処理操作・物質移動・帳簿調整をコンピュータで記録・照合し、運用開始以来、手順やプログラムに大きな変更は不要で、効率的な管理を実現。ラボ職員から高い評価を得ており、在庫データの迅速な記録・検索により、核物質管理の信頼性と安全性を向上させている。 | ||
| INTERNATIONAL SAFEGUARDS INSPECTOR: A PROFESSION WITH A FUTURE? | C. Buchler | ||
| 国際保障措置検査官：将来性ある専門職か？ ― IAEA検査官の職務内容・採用条件・キャリア展望の評価 | (*)IAEA保障措置検査官の職務を、技術的・専門的・個人的側面から紹介し、採用条件や必要資格を明示。検査官の勤務条件（契約、報酬、出張頻度、ウィーン本部での業務）、キャリアパスや任期の実態を分析。これらの条件が、優秀な専門家をIAEAに引き付ける上で十分かどうかを評価し、将来性を検討。 | ||
| LIQUID WEIGHING BY BUOYANCY TECHNIQUE | D. W. Jeter, L. T. Hagie, E. F. Kurtz | ||
| End(2) | 浮力法による液体の計量 | ||
| Material Control Test and Evaluation System at the ICPP | C. E. Johnson | ||
| ICPPにおける核物質管理試験・評価システム ― 再処理プラントにおけるプロセス監視による保障措置強化の実証 ＜ICPP現状（2025年時点）：再処理は1992年にDOEの方針で全国的に停止され、ICPPも同年に再処理を終了。現在は再処理設備は廃止措置待ち。海軍の使用済み燃料は引き続きIdaho National Laboratory（INL）のNaval Reactors Facilityで保管されている。これは再処理ではなく長期貯蔵と取り扱い。DOEは恒久的な処分施設をまだ計画していないため、INLでの保管が続いてる。＞ |
(*)ICPP(Idaho Chemical Processing Plant) の物質管理試験および評価システム。米国DOEは、核物質保障措置の一環としてプロセス監視を評価しており、その試験システムをICPP（アイダホ化学処理施設）に導入。このシステムは、核燃料再処理プラントにおける核物質管理と監視の概念を実運転環境で検証することを目的としている。プロセス監視は、従来の核物質計量管理や物理的防護を補完し、核物質の封じ込めと保障措置手順の遵守を確認する役割を果たす。 | ||
| MATRIX ANALYSIS OF THE INSIDER THREAT | T. L.. McDaniel, J. E. Glancy, L. Huszar | ||
| 内部脅威に対する行列解析 ― 共謀内部者による物理的防護システムの脆弱性評価と作業規則策定の指針 | (*)Science Applications International Corp.は、内部脅威（特に共謀する内部者）に対する施設の脆弱性を評価するための手法「MAIT（Matrix Analysis of the Insider Threat）」を開発。この手法は、施設の配置、保障措置の位置、職員のグループ化、施設条件、脅威情報をコンピュータ行列に変換し、すべての脅威経路を生成する。さらに、共謀内部者による脅威を低減するための作業規則策定に関する指針も提示している。 | ||
| MEASUREMENT CONTROL PROGRAM FOR IN-LINE NDA INSTRUMENTS | W. R. Severe, C. C. Thomas, Jr. | ||
| インライン NDA（非破壊分析） 機器の測定管理プログラム | |||
| MINIMUM RISK TRIGGER INDICES | F. H. Tingey | ||
| 最小リスク型トリガー指標の開発 ― 誤警報と未検出転用リスクを考慮した保障措置検知モデルの最適化 | (*)保障措置における異常検知のため、誤警報と未検出転用のリスクを最適にバランスするトリガー指標を開発。古典的仮説検定に代わり、結果の影響度を考慮したモデルを用いて最適特性を持つ指標を導出。この技術の適用により、核物質管理機能の信頼性と効率性が向上。 | ||
| NEW MEASUREMENT CAPABILITIES OF MASS SPECTROMETRY IN THE NUCLEAR FUEL CYCLE | R. E. Perrin | ||
| 核燃料サイクルにおける質量分析の新しい測定機能 | |||
| Nondestructive Analysis at B&W’s Uranium Conversion Plant | Todd L. Hardt, Mark P. Dedo | ||
| B&W社ウラン転換工場における非破壊分析 ― 分割ガンマスキャナーと安定化アッセイメータによるホールドアップ測定・廃棄物評価への適用 | (*)ウラン転換工場における高・低濃縮ウランの容器や処理ラインを非破壊で定期的に分析し、計量管理と安全性を確保。分割ガンマスキャナー（SGS）と安定化アッセイメータ（SAM-II）を用い、校正後にホールドアップ測定や現場フィルター分析を実施。廃止措置前のホールドアップ評価、焼成廃棄物のアッセイなど、保障措置と運転管理の両面で活用。 | ||
| NONDESTRUCTIVE ASSAY OF SUBASSEMBLIES OF VARIOUS SPENT OR FRESH FUELS BY ACTIVE NEUTRON INTERROGATION* | G. L. Ragan, C. W. Ricker | ||
| アクティブ中性子問い掛け法によるさまざまな使用済みまたは未使用の燃料集合体の非破壊分析* | |||
| NONDESTRUCTIVE EXAMINATION OF IRRADIATED LWR FUEL ASSEMBLIES | K. Kaieda, J. K. Halbig, O. M. Lee, S. T. Hsue, John R. Phillips | ||
| 照射済み LWR 燃料集合体の非破壊検査 | |||
| NONDESTRUCTIVE MEASUREMENT OF PLUTONIUM | A. Gibbs, W. L. BELEW | ||
| プルトニウムの非破壊測定 ― 中性子計数・カロリメトリー・ガンマ分光を組み合わせた輸送量迅速評価手法の開発と精度検証 | (*)DOE命令により、プルトニウム輸送量を迅速に測定するため、非破壊測定技術の導入が求められた。Savannah River Plantで中性子計数、カロリメトリー、ガンマ分光を組み合わせ、輸送全体の確認測定を実施。10営業日以内に測定結果を提供し、出荷者・受領者間の差異は総量の0.07～0.32％と高精度を達成。 | ||
| NONPROLIFERATION AND SAFEGUARDS | Dr. Sigvard Eklund | ||
| 核不拡散と保障措置 ― INFCEの議論を踏まえた国家核物質計量管理システム（SSAC）の役割と技術改善の重要性 | (*)核物質計量管理は核拡散防止の中核であり、IAEA保障措置は国家核物質計量管理システム（SSAC）を基点に検証を行う。国際管理は国家機関との協力を前提とし、IAEAはSSACを通じて統一的な基準と手続きを確立。保障措置技術・手法の改善は継続的な努力が必要であり、INFCEの議論はその方向性を示唆。 | ||
| NRC IMPLEMENTATION OF THE US/IAEA SAFEGUARDS AGREEMENT | James R. Wolf | ||
| 米国・IAEA保障措置協定のNRCによる実施 ― 10 CFR Part 75に基づく施設選定・核物質計量管理報告とIAEA検認プロセス | (*)米国はIAEAとの保障措置協定を自主的に締結し、非拡散義務履行と国際信頼性向上を目的に、民生用核施設をIAEA検認対象に。NRCは10 CFR Part 75に基づき、IAEA選定施設の報告義務、設計情報提供、核物質計量管理を実施。IAEAは、選定施設で核物質収支検証、独立測定、監視を行い、米国申告の正確性を毎年評価。 | ||
| Nuclear Development and International Safeguards; Where Do We Stand and Where Are We Going? | Lawrence Scheinman | ||
| 原子力開発と国際保障措置 ― 現状と今後の展望：NPT体制下での外的・内的保護措置の強化に向けた課題 | (*)国際保障措置はNPT体制の中核であるが、単独では平和利用と拡散防止の両立に限界がある。ウラン濃縮や再処理などの転用可能な燃料サイクル施設や核物質の導入に関するルール・制度など、外的保護措置の整備が必要。保障措置の信頼性・実効性を高めるため、内的措置（技術的改善）と外的措置の両面で強化を図る。 | ||
| OPTIMAL USE OF SAFEGUARDS EXPENDITURE FOR VERIFICATION MEASUREMENTS | Mark H. Killinger | ||
| 検認測定における保障措置予算の最適活用 ― サンプリング計画と測定回数の非線形最適化手法の提案とMOX施設への適用 | (*)保障措置予算を最適に活用し、核物質収支検証に必要なサンプリング計画と測定回数を決定する手法を提案。核物質の魅力度や転用隠蔽の可能性を考慮し、分散低減を目的とした非線形最小化アルゴリズムを採用。MOX燃料加工施設のプルトニウム収支に適用し、施設固有データを入力することで幅広い施設に対応可能。 | ||
| PEER REVIEW OF STRATEGIC ANALYSIS OF MATERIAL ACCOUNTING | R. F. Lumb, J .L. Jaech, J. H. Opelka, A. J. Goldman, W. F. Lucas | ||
| 核物質計量管理における戦略的分析の専門家レビュー ― ゲーム理論を用いた保障措置判断手法の有効性評価と今後の展望 | (*)在庫差異や保障措置事象の評価における戦略的分析の有効性を、ゲーム理論の観点から専門家レビューで検証。ゲーム理論は保障措置判断に有用な基盤を提供し、統計解析の代替ではなく補完的手法として活用可能。ゲーム理論の応用分野でのさらなる研究開発を推奨。 | ||
| PERFORMANCE OF A PROTOTYPE SPENT FUEL BUNDLE COUNTER FOR 600 MW CANDU* REACTORS | V. H. Allen, A.J. Stirling | ||
| 600MW級CANDU炉向け試作使用済燃料バンドルカウンターの性能評価 ― ガンマ線検出とマイクロプロセッサ処理による保障措置対応機能の検証 | (*)600MW級CANDU炉での使用済燃料転用防止に向け、検認と無人監視を組み合わせたシステムを構築し、燃料バンドル単位での計量管理を実施。試作バンドルカウンターは、燃料移送時のガンマ線場を利用し、4台のGeigerカウンターの信号をマイクロプロセッサで解析して通過バンドル数を記録。燃料移送シミュレータで検証した結果、検出限界やIAEA向けログ出力機能を含む保障措置対応機能の有効性が確認された。 | ||
| PHYSICAL PROTECTION OF POWER REACTORS | John L. Darby | ||
| 発電用原子炉の物理的防護 ― アクセス制御・運転制御を統合した三層防護設計と脆弱性解析 | (*)商業用軽水炉における物理的防護システム設計のため、Sandiaが体系的アプローチを適用し、複数の候補システムを評価。防護は3層構造（保護区域周辺、建屋表面、重要区域）で設計され、アクセス制御（バリア、検知器、入退管理）と運転制御（遠隔操作、重要機器保護）を組み合わせ。破壊工作の脅威を解析するためにフォルトツリーを用い、重要区域・重要機器の最小セットを特定し、コスト面でも高度なアクセス制御の導入は実現可能と結論。 | ||
| Practical Results from a Mathematical Analysis of Guard Patrols | Joseph P. lndusi | ||
| 警備員パトロールの数学的解析による実務的知見 ― 検知確率評価と防護設計への示唆 | (*)核施設における警備員パトロールは侵入検知の初期手段となり得るが、電子的検知手段と比較すると効率は低い。検知確率は、警備員の警戒度、視認性、警備員と侵入者の空間・時間的な一致など複数要因に依存。数学的解析は古典的探索理論に基づき、パトロールは侵入検知の主要手段ではなく、既検知事象への対応・評価に用いる現行方針を支持。 | ||
| PROLIFERATION RESISTANCE ENGINEERING: A RECENT STUDY | F. P. Roberts, R. J. Sorenson, R .J. Kofoed | ||
| 核拡散抵抗性工学：最近の研究 ― 国際燃料サービスセンターにおける使用拒否概念と制度的課題の評価 | (*)国際燃料サービスセンター（IFSC）における核兵器拡散防止を目的に、Proliferation Resistance Engineering（PRE）の概念を開発。提案された概念は、①受動的使用拒否（Passive Use-Denial）、②能動的使用拒否（Active Use-Denial）、③指揮・統制・通信センター（C3）で構成。 NASAP（Nonproliferation Alternative Systems Assessment Program）の支援で、技術的実現性と政治・制度的課題を評価し、IFSC設計への適用可能性を検討。 |
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| Prospectus for International Safeguards | George Weisz | ||
| 国際保障措置の展望 ― IAEA機能強化に向けた技術開発と将来システムへの適用 | (*)国際保障措置は、核物質の国家転用による世界的影響を防ぐため不可欠であり、米国はIAEAの保障措置機能強化に深く関与。新技術や手法の開発・適用を通じて、既存の国際保障措置システムを改善し、将来のシステム設計に反映させることを目指す。本会議で報告される科学的進展が、IAEAの保障措置任務達成に寄与することを期待。 | ||
| REAL TIME MATERIAL ACCOUNTABILITY IN A CHEMICAL REPROCESSING UNIT | G. W. Morrison, E. D. Blakeman | ||
| End(3) | 化学再処理ユニットにおけるリアルタイム物質管理 | ||
| REDUNDANT MEASUREMENTS FOR CONTROLLING ERRORS | M. H. Ehinger, M. L. Madeen, J. M. Crawford | ||
| 誤差制御に向けた冗長測定の活用 ― BNFP実証試験による精度向上と保障措置信頼性強化 | (*)米国の核物質管理規制では、品質保証の一環として運転データを考慮することが求められるが、BNFP（Barnwell Nuclear Fuel Plant）の実証試験で、運転データには検出困難な測定誤差が含まれることが判明。冗長測定（Redundant Measurements）を導入することで、誤差の早期検出と是正が可能となり、測定精度と感度が大幅に向上。通常の工程管理測定と計量管理測定を組み合わせた冗長測定プログラムは、誤差伝播の抑制に有効であり、保障措置の信頼性を強化。 | ||
| RESULTS FROM AN INTERLABORATORY EXERCISE ON THE DETERMINATION OF PLUTONIUM ISOTOPIC COMPOSITION BY GAMMA SPECTROMETRY | H. Ottmar | ||
| ガンマ分光法によるプルトニウム同位体組成の決定に関する研究所間試験比較結果 | |||
| SAFEGUARDING IMPACT ON UTILITIES-NIMBY STORM SIGNALS | John H. Pender | ||
| 電力事業への保障措置影響 ― NIMBY現象と政策変動が示す嵐の前触れ | (*)過去10～12年間にわたる保障措置要件の継続的な変更と、政府の保障措置政策の変動は、単なる人員やコスト増以上に、電力事業者に重大な影響を及ぼす可能性がある。規制強化や新しい検認要求は、発電所の運用計画、経済性、法的責任に波及し、事業リスクを増大させる。論文は、こうした変化を「嵐の前触れ（Storm Signals）」として警告し、さらにNIMBY（Not in My Backyard）現象が核施設立地や廃棄物処分における社会的対立を悪化させる要因であることを指摘。 | ||
| SAFEGUARDS ASSESSMENT OF SPENT FUEL DISPOSAL ALTERNATIVE? | R. M. Lessler, A. S. Ahluwalia | ||
| 使用済燃料処分代替案に対する保障措置評価 ― 盗取・破壊工作リスク比較と防護設計の実効性 | (*)BattelleのONWI（Office of Nuclear Waste Isolation）の依頼で、使用済燃料の直接処分3案と再処理廃棄物処分案を比較し、保障措置上のリスクを評価。各案をシステムとして捉え、輸送、AFR（Away-From-Reactor）貯蔵、処理・封入施設、地層処分までを対象に、盗取と破壊工作による公衆リスクを1～5段階で定量化。結果として、再処理廃棄物処分と直接処分のリスクは同程度であり、適切な防護設計によりリスクは許容レベルに低減可能で、コスト増は最小限。 | ||
| SAFEGUARDS IMPLEMENTATION IN THE EUROPEAN COMMUNITY | U. Miranda, H. W. SCHLEICHER | ||
| 欧州共同体における保障措置の実施 | |||
| SAFEGUARDS INSTRUMENTATION FOR THE NEW ROCKY FLATS PROCESSING FACILITY | Francis X. Haas, Rex D. Gaskins | ||
| 新ロッキーフラッツ処理施設における保障措置機器 ― プルトニウム回収工程向け非破壊分析装置と計量管理システムの設計 | (*)コロラド州ロッキーフラッツに建設中のプルトニウム廃棄物処理・回収施設における保障措置機器の設計方針を紹介。材料ハンドリングシステムと非破壊分析（NDA）装置を統合し、プルトニウム在庫の迅速な検認と計量精度向上を目指す。新施設のモジュール構成、保管庫、計量管理エリアに対応する機器配置と運用計画を提示。 | ||
| Safeguards Network Analysis Procedure (SNAP) | D. Engi,L. D. Chapman | ||
| 保障措置ネットワーク解析手法（SNAP）の適用 ― 物理的防護システムの有効性評価と設計改善への活用 | (*)SNAPは、物理的防護システムの有効性を評価するための標準化されたネットワーク解析手法であり、施設の防護要素をシンボル化してモデル化。シミュレーションプログラムにより、仮想攻撃シナリオに対する防護システムの応答を評価し、設計改善や代替案検討を支援。本手法は、既存施設の評価だけでなく、新設施設の設計段階での脆弱性分析にも適用可能であり、保障措置の信頼性向上に寄与。 | ||
| SELECTED NONDESTRUCTIVE ASSAY INSTRUMENTATION FOR AN INTERNATIONAL SAFEGUARDS SYSTEM AT URANIUM ENRICHMENT PLANTS | Michael L.Evans, Richard Strittmatter, M. P. Baker, J. W. Tape, M. Jain | ||
| ウラン濃縮施設における国際保障措置システム向け非破壊分析機器の選定 ― インライン濃縮計・放射線モニタ・トラップ材測定の開発と適用 | (*)国際保障措置システムにおけるウラン濃縮施設向け非破壊分析（NDA）機器の開発状況を報告。機器は3種類：①供給・製品・テイルストリーム用のインライン濃縮計、②高濃縮ウラン生産を直接検出するエリア放射線モニタ、③アルミナトラップ残渣用濃縮計。各機器の設計・試験データと、国際査察での役割を示し、総合的な保障措置システムへの統合を提案。 | ||
| SNM MEASUREMENT CONTROL PROGRAM AT NRC LICENSED FACILITIES | C. N. Smith, J. G. Partlow | ||
| NRCライセンス施設におけるSNM測定管理プログラム ― 測定品質保証による核物質喪失検出精度の確保 | (*)SNM測定管理プログラムは、NRCライセンス施設における核物質管理の基本原則の一つであり、測定品質を保証するための品質保証システムとして機能。プログラムは、測定性能の監視・管理、測定不確かさの評価を含み、SNM喪失や転用を測定誤差で隠蔽させないことを目的。NRCは、10 CFR 70.57に基づく計画審査を通じて、ライセンス保持者と品質保証課題を協議し、改善策を導入。 | ||
| TASTEX* Gamma Spectrometer System for Measuring Isotopicand Total Plutonium Concentrationsin Solutions |
Y. ASAKURA, Austin L. Prindle, R. Gunnink, J. B. Niday, A. L. Van Lehn | ||
| 溶液中プルトニウムの同位体組成および総濃度測定に向けたTASTEXガンマ線スペクトロメータシステム ― 高分解能Ge検出器による非破壊迅速分析と東海再処理工場への適用 | (*)高分解能Ge検出器を用いたコンピュータ制御ガンマ線スペクトロメータを開発し、再処理プラントの溶液中プルトニウムの同位体組成と総濃度を非破壊で迅速測定。同位体濃度は±0.5%の精度で測定可能であり、セル設計・校正手法・初期試験結果を報告。本システムはIAEA保障措置強化の一環として、日本の東海再処理工場に設置され、国際査察での迅速な在庫検認を支援。 | ||
| Technical Assistance to IAEA Safeguards | Leon Green | ||
| IAEA 保障措置への技術支援 | |||
| THE APPLICATION OF CONTROLLABLE UNIT APPROACH (CUA) TO PERFORMANCE-CRITERION-BASED NUCLEAR MATERIAL CONTROL AND ACCOUNTING | D. R. Rogers, K. W. Foster | ||
| 性能基準に基づく核物質管理・計量管理への制御単位アプローチ（CUA）の適用 ― SNM喪失検出確率を保証する工程分割と統計解析 | (*)米国NRCは、核物質管理において「最大喪失量に基づく性能基準」を導入する検討を進めており、その実現性評価のためCUA（Controllable Unit Approach）を開発。CUAは、工程を「制御可能単位」に分割し、閉路方程式と統計解析を用いて、SNM喪失の検出確率を性能基準（例：2kg喪失を97.5%信頼度で検出）に適合させる手法。混合酸化物燃料工場モデルや低濃縮ウラン施設での適用試験により、CUAが複雑な工程でも性能基準を満たす有効な方法であることを確認。 | ||
| THE ESARDA APPROACH TO FACILITY ORIENTED SAFEGUARDS PROBLEMS | R. STEWART | ||
| 施設指向型保障措置課題に対するESARDAのアプローチ ― 欧州燃料製造施設における計量管理・検認手法の協調的改善
<ESARDA; European Safeguards Research and Development Association 欧州保障措置研究開発協会 > |
(*)欧州の核燃料製造施設における保障措置課題を解決するため、燃料工場運転者・保障措置研究者・査察官によるワーキンググループを設立。測定手法、リアルタイム計量管理、誤差伝播解析、検認・監視など、施設運転に密接した実務的問題を共同で検討。資源と努力を共有し、協調的な解決策を開発することで、施設指向型保障措置の実効性を向上させる取り組みを紹介。 | ||
| THE INCREASING IMPORTANCE OP CONTAINMENT AND SURVEILLANCE IN INTERNATIONAL SAFEGUAEDS | F. Brown, P. T. Good | ||
| 国際保障措置における封じ込めと監視の重要性の高まり | |||
| THE INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY SAFEGUARDS INFORMATION SYSTEM | J. Nardi, W. Gmelin, A. Roumianstev | ||
| 国際原子力機関の保障措置情報システム | |||
| THE OPTIMAL USE OF LOSS ESTIMATORS FOR DETECTING DIVERSION | D. E. Hostetler | ||
| 転用検出における核物質喪失推定量の最適活用 ― 未知シナリオに対応する警報設定と検出感度の設計 | (*)従来の核物質喪失推定量（Loss Estimators）は、特定の転用シナリオに対してのみ有効であり、未知の戦略には脆弱。著者は、すべての連続する計量バランス系列を評価する新しい検出手法を提案し、未知の転用戦略に対して最適な防護を提供。この手法では、警報限界の設定と検出感度の定義を行い、従来の喪失推定量との比較で有効性を示す。 | ||
| THE ROLE OF NEAR-REAL-TIME ACCOUNTING IN INTERNATIONAL SAFEGUARDS FOR REPROCESSING PLANTS |
E. A. Hakkila, R. J. Dietz, J. P. Shipley | ||
| 再処理プラントの国際保障措置における準リアルタイム計量管理の役割 | |||
| The Small Force Engagement Range (SFER) and Its Application to the Gathering of Behavioral Data | B. D. Link, H. D. Shapiro | ||
| 小規模交戦シミュレーション装置（SFER）による行動データ収集の応用 ― 物理的防護評価モデルへの統合 | (*)小規模武装集団の交戦状況における人間の意思決定と行動特性は、現実の結果に大きく影響するが、従来のモデルでは十分に考慮されていない。Sandiaが開発した「Small Force Engagement Range（SFER）」を用いて、護衛部隊と攻撃者の模擬交戦データを収集し、行動パターンを解析。得られたデータは、輸送防護効果モデル（Transportation Safeguards Effectiveness Model, TSEM）への統合を目的とし、物理的防護設計の信頼性向上に寄与。 | ||
| THE TAMPERING OF ACCOUNTS AND RECORDS TO DISGUISE SNM THEFT | JudyJ. Lim、John G. Huebel | ||
| SNM盗難を隠蔽するための帳簿・記録改ざん ― 核物質計量管理システムの脆弱性解析 | (*)二重帳簿方式を採用する典型的な核物質計量管理システムを対象に、内部者による記録改ざんでSNM盗難を隠蔽する手口をモデル化。ロジック図とブール代数を用いて、改ざんに必要な最小限の帳簿・記録セットと、共謀が必要な人員構成を解析。この手法により、計量管理システムの脆弱性を定量的に評価し、保障措置設計における防護強化の指針を提示。 | ||
| THE USE OF EFFECTIVENESS EVALUATION IN THE DESIGN OF A PHYSICAL PROTECTION SYSTEM FOR THE CONSOLIDATED FUEL REPROCESSING PROGRAM’S HOT EXPERIMENTAL FACILITY* | D. W. Swindle | ||
| End(4) | CFRPホット実験施設における物理的防護システム設計への有効性評価の適用 ― 設計初期からの保障措置統合と評価手法の活用 | (*)Consolidated Fuel Reprocessing Program（CFRP）のHot Experimental Facilityにおける物理的防護システムの設計・開発・評価計画を提示。設計初期段階から保障措置を組み込み、施設設計者とのインターフェースを確保する手法を説明。有効性評価ツールの活用経験を示し、設計段階ごとの要求事項・利点・有用性を分析。 | |
| TOOLS FOR ASSESSING AND DESIGNING MATERIAL CONTROL PROCESSING MONITORS | D. R. Dunn, James V. Candy | ||
| 物質管理処理モニターの評価と設計のためのツール | |||
| UNATTENDED VIDEO SURVEILLANCE SYSTEMS FOR INTERNATIONAL SAFEGUARDS | Charles S. Johnson | ||
| 国際保障措置のための無人ビデオ監視システム | |||
| URANIUM ACCOUNTABILITY FOR ATR FUEL FABRICATION, A COMPUTER SIMULATION | E. B. Nieschmidt, C. A. Dolan, S. H. Vegors,Jr. | ||
| ATR（Advanced Test Reactor）用高濃縮ウラン燃料製造におけるウラン計量管理 ― コンピュータシミュレーションによる在庫差評価 | (*)ATR用高濃縮ウラン燃料板製造工程における核物質計量管理システムを模擬するため、確率論的コンピュータモデルを開発。モデルは製造工程と測定パラメータを入力し、工程変更や測定手法の影響を容易に評価可能。在庫差（Inventory Difference, ID）とその誤差限界（LEID）を計算し、運転条件や手順変更が核物質管理精度に与える影響を分析できる。<当時（1970年代）、EG&G Idaho, Inc.がDOEの委託で現在(2025年）のINLサイトの運営を担当していた。ATR燃料の製造は当時、Babcock & Wilcox（B&W）が担当していた。> | ||
| USE OF PROCESS MONITORING DATA FOR ENHANCEMENT OF NUCLEAR MATERIAL CONTROL AND ACCOUNTING | J. E. Glancy, J. C. Miles, S. E. Donelson | ||
| End(5) | プロセス監視データの活用による核物質管理・計量管理の強化 ― 核物質喪失検出の迅速化と精度向上 | (*)米国原子力規制委員会（NRC）の委託で、既存のプロセス監視データを核物質計量管理システムと組み合わせることで、保障措置の有効性を高められるかを評価。低濃縮ウランと高濃縮ウランを扱う2つの燃料製造施設を対象に、現行システムと代替システム（プロセス監視データ利用型）を比較。プロセス監視データの活用により、損失検出の迅速化、質量感度の向上、損失の局所化が可能であり、追加コストは最小限で済むことが判明。 |