INMM米国年次大会論文集（1980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1980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 1-nCi/g SENSITIVITY TRANSURANIC WASTE ASSAY SYSTEM USING PULSED NEUTRON INTERROGATION | W. E. Kunz, J. D. Atencio、J. T. Caldwell | ||
| パルス中性子照射による1 nCi/g感度のTRU廃棄物非破壊分析システム ― 即発核分裂中性子検出による高精度測定とドラム内均一応答の実証 | (*)パルス熱中性子照射を用いたTRU廃棄物の非破壊分析システムを開発し、200リットルドラム中で1 nCi/g未満の検出感度を実証。遅発中性子ではなく即発核分裂中性子を検出することで、感度を大幅に向上し、239Pu質量に対して3桁以上の線形応答を確認。200 kgの砂・バーミキュライトを充填したドラムで±10％以内の均一な照射フラックスを達成し、ドラム内のPu位置に依存しない測定精度を確保。(管理基準は通常100 nCi/g) | ||
| A COMBINED SAFE/SNAP APPROACH TO SAFEGUARDS EVALUATION | D. Engi, D. Chapman | ||
| SAFEとSNAPを統合した保障措置評価手法 ― 施設全体の有効性評価と侵入シナリオ脆弱性解析を組み合わせた総合モデルの提案 | (*)保障措置評価モデルは通常、施設全体の有効性評価（SAFE）か、個別シナリオの脆弱性解析（SNAP）のいずれかに焦点を当てる。SAFEはハードウェアと人的要素を含む施設全体を「グローバル」視点で評価し、SNAPは柔軟な記号体系を用いて複雑な侵入シナリオを詳細にモデル化。両手法を統合することで、総合的な有効性評価とシナリオ別脆弱性解析を同時に実現し、設計改善やリスク低減に資する枠組みを提示。 | ||
| A GAMMA SPECTROMETRIC TECHNIQUE FOR ANALYSIS OF 235U AND TOTAL U CONTENT OF GASEOUS DIFFUSION PROCESS ABSORBERS | R. B. Perry, C. M. Sholeen, C. T. Roche | ||
| ガス拡散工程吸収材中の235Uおよび総ウラン量分析のためのガンマ分光法 ― Yb線源透過測定による非破壊定量と化学分析との比較評価 | (*)ガス拡散法による濃縮工程で使用された吸収材（スクラップ・廃棄物）中の235Uおよび総ウラン量を非破壊で測定するため、ガンマ分光法を開発。Yb線源からの110、130、177、198、308 keVガンマ線透過測定を利用し、試料の質量と組成を推定。NDA測定結果は湿式化学分析と90%以上の一致を示し、差異は材料の不均質性とサンプリング誤差に起因すると考察。 | ||
| A LASER SURVEILLANCE SYSTEM FOR SPENT FUEL | S. Fiarman, M. S. Zucker, A. M. Bieber,Jr. | ||
| 使用済燃料監視用レーザーシステム ― 貯蔵プール内の燃料位置検知とIAEA検認に向けた実証試験 | (*)使用済燃料貯蔵プールに設置するレーザー監視システムを開発し、保障措置検査官に燃料集合体の位置と動きを正確に把握させることを目的。水中にレーザー光を走査し、燃料集合体が光平面を横切るとシステムが変化を検知し、コンピュータで位置を計算。実規模プールでの試験により、システムは高精度で動作し、将来的なIAEA現場試験に向けて改良が進められている。 | ||
| A METHOD FOR THE DETERMINATION OF HIGH EXPLOSIVES EMPLOYING CHEMILUMINESCENCE, PART I | M. P. Neary | ||
| 化学発光を用いた高性能爆薬の定量手法、パートI ― 光分解生成物とルミノール反応の結合による微量爆薬検出技術の基盤研究 | (*)高性能爆薬（TNT、HMX、NQ）の蒸気を化学的手法で事前検出する研究を開始し、その第一段階を終了。爆薬の光分解生成物をルミノール化学発光反応に結合させ、ミセル化溶媒をガス捕集媒体として利用する方法を検討。TNT、HMX、NQの光分解量子収率を測定し、10⁻⁹モルレベルの爆薬検出に成功（最適化前）、さらに精製・分析手法を開発 | ||
| A MICROCOMPUTER BASED SHELF SYSTEM TO MONITOR SPECIAL NUCLEAR MATERIALS IN STORAGE | Nicholas Nicholson, T. H. Kuckertz, C. D. Ethridge | ||
| 特殊核物質保管庫におけるマイクロコンピュータ搭載棚監視システム ― ガンマ線検出と重量計測を統合したリアルタイム在庫管理技術の開発 | (*)特殊核物質（SNM）の長期保管における転用リスクが高まる中、従来の定期棚卸は時間と被ばくの負担が大きい。ガンマ線を監視するGM管と重量計を組み合わせ、単一マイクロコンピュータでデータ収集する棚モニターを開発。複数モニターをネットワーク化し、ミニコンピュータで解析・記録することで、低コストかつ信頼性の高い連続監視を実現。 | ||
| A PROGRAM FOR COMPARING MULTI-ATTRIBUTED VALUES AND IMPACTS* | R. G. Clark, P. T. Reardon, D. W. Fraley | ||
| 複数属性を持つ価値と影響の比較プログラム ― 保障措置要件評価に向けた価値影響分析手法（VALPAC）の開発と適用 | (*)米国原子力規制委員会（NRC）の保障措置強化方針に対応し、複数属性（コスト・リスク低減など）を比較する価値影響分析手法を改良。廃棄物の独立検認要件を評価する事例で、複数基準を客観的に比較するためのコンピュータプログラム（VALPAC）を開発。この手法により、分析時間を短縮し、複数専門家の深い関与を可能にする効率的な意思決定支援を実現。 | ||
| ACITIVITY OF ESARDA WORKING GROUP SAFEGUARDING LOW ENRICHED URANIUM CONVERSION/FABRICATION PLANTS | S. Saiger | ||
| 低濃縮ウラン転換・燃料加工施設の保障措置に関するESARDA作業部会の活動 ― 核物質計量管理と封じ込め・監視を統合した検証手法の技術的検討
<ESARDA;欧州の保障措置研究協力枠組み> |
(*)ESARDA作業部会は、低濃縮ウランの転換・燃料加工施設における保障措置の技術基準確立を目的に活動。核物質計量管理分野では、測定誤差評価、NUMSASコードによるMUF（未計量核物質）とLEMUFの解析、動的在庫管理の概念を検討。検認手法のパラメトリック研究を進め、計量管理（MA）と封じ込め・監視（C/S）を組み合わせた複数の検証スキームを比較。 | ||
| ADVANCED ACCESS CONTROL SYSTEM | R. W. King, L. D. Barnes | ||
| 先進アクセス制御システム ― 音声認証とカードキー統合による核燃料施設の入退管理技術 | (*)Barnwell核燃料施設で、音声認証を用いた高度アクセス制御システムの試作機を導入。個人の音声パターンを事前登録し、入場時に取得した音声と照合して本人確認を実施。中央プロセッサがカードキー情報と認証結果を統合し、リアルタイムで人員移動記録と履歴検索を可能にする。 | ||
| ADVANCED INTEGRATED SAFEGUARDS AT BARNWELL | Karl J. Bambas, L.D. Barnes | ||
| Barnwell施設における高度統合保障措置 ― 物理的防護と核物質計量管理を連携させたリアルタイム監視システムの開発と初期性能評価 | (*)Barnwell核燃料再処理施設で、物理的防護と核物質管理・計量管理を統合した高度保障措置システムを開発。ハードウェア（監視装置、センサー）とソフトウェア（データ処理・認証）を連携させ、リアルタイムで在庫とアクセスを監視。DOEとAGNSの共同プログラムとして3年間の開発を経て、初期性能試験を実施し、統合管理の有効性を評価。 | ||
| An Examination of Methods of Proliferation Control for Application to Nuclear Fuel Reprocessing Facilities* | Francis. A. O’Hara | ||
| 核燃料再処理施設への適用を目的とした核拡散防止手法の検討 ― 技術的対策・制度的枠組み・国際協調による複合的アプローチの評価 | (*)核燃料再処理施設はプルトニウム生産に直結するため、核拡散リスクの主要な焦点となっている。技術的対策（プロセス改良）、制度的枠組み、国際的政治解決など、複数のアプローチを比較検討。各手法の単独および組み合わせによる有効性を評価し、核拡散防止と原子力利用の両立を目指す。（INMM役員の立場からの論文：当時のカーター政権方針関係） | ||
| AN NDA TECHNIQUE FOR THE ASSAY OF WET PLUTONIUM OXALATE | R. S. Marshall, T. R. Canada | ||
| 湿潤プルトニウムオキサレートの非破壊定量手法 ― 水分補正を組み込んだ熱中性子同時計数による高精度測定技術
＜湿潤状態のプルトニウムオキサレート；化学的には プルトニウム(IV)オキサレート水和物。一般的な化学式Pu(C2O4)2・xH2O:Pu(C₂O₄)₂ はプルトニウム(IV)とオキ サレートイオン（C₂O₄²⁻）の錯体。xH₂O は結晶水の数で、湿潤状態では通常 6～10分子程度が含まれます（乾燥度により変動）。＞ |
(*)湿潤状態のプルトニウムオキサレートを定量評価する非破壊分析（NDA）手法を開発。中性子同時計数に基づき、水分による中性子減速効果を補正するため、二重リング構造の3He検出器を備えた熱中性子同時計数装置（TNC）を使用。26バッチの試験で、測定バイアスは-0.8％、精度は2.2％と良好な結果を示し、オンライン計量管理への適用可能性を確認。＜この化合物は再処理工程でプルトニウムを沈殿・精製する際に生成される中間体。湿潤状態では水分が中性子減速材として働くため、NDA測定では補正が必要。＞ | ||
| An Updated Inventoryof Existing and Projected SNM in the U.S. Nuclear Power Industry* | Joseph P. lndusi | ||
| 米国原子力産業における特殊核物質の既存および将来予測在庫の更新 ― 発電容量シナリオに基づく2000年までのSNM量推定と保障措置課題の俯瞰 | (*)米国商業原子力産業における特殊核物質（SNM）の既存および将来予測在庫を整理し、保障措置課題の全体像を提示。1972～1979年に作成された10種類の原子力発電容量予測を比較し、最も合理的なシナリオを基に2000年までのSNM在庫を推定。再処理とプルトニウムリサイクルが政策的に延期されている状況下で、燃料サイクルの選択肢（ワンススルー vs リサイクル）に応じた保障措置要求を評価。 | ||
| ASSESSING THE CREDIBILITY OF DIVERTING THROUGH CONTAINMENT PENETRATIONS | J. N. Cooley, D. W. Swindle, Jr. | ||
| 封じ込め貫通部を介した核物質転用の信頼性評価 ― 再処理施設における設計解析に基づく脆弱経路の抽出と監視優先度の設定 | (*)再処理施設の保障措置課題として、核物質が封じ込め境界を越えて不正に移動する可能性を評価する必要がある。施設内の多数の貫通部（配管・サービスライン）を対象に、設計・工学的特徴を分析し、転用に利用可能な「信頼性のある」経路を抽出。典型的な再処理プラントでは、約2,000の貫通部のうち、改造なしで転用に使えるものは16％程度と判定され、監視対象の優先順位付けに有効。 | ||
| AUTOMATED LKTD SYSTEM AT GE | G. R. Mallett | ||
| GEにおける自動化在庫差異の誤差限界（LKTD）システム ― 核物質在庫差異の誤差限界を算出するコンピュータベース計量管理技術
＜LKTD： “Limit of Key Transfer Difference” の略、在庫差異の誤差限界＞ |
(*)GEウィルミントン工場で、在庫差異の誤差限界（LEID）を自動計算するコンピュータシステムを開発。ソースデータを収集し、従来の手作業方式と並行運用で信頼性を検証。高い精度と効率性が確認され、現在は完全自動化システムとして採用。 | ||
| AUTOMATIC CALIBRATIONS AND DYNAMIC CORRECTIONS FOR DIFFERENTIAL PRESSURE TRANSMITTERS | John M. Crawford | ||
| 差圧伝送器の自動校正と動的補正 ― 再処理プラントにおけるリアルタイム計量管理精度向上のための技術的アプローチ | (*)大規模再処理プラントでは、核物質転用の早期検出に動的在庫管理が不可欠であり、リアルタイムのプロセス測定精度が保障措置の有効性を左右する。差圧伝送器の測定誤差（最大1.0％）を自動校正と動的補正により0.1％未満に低減する経済的手法を開発。この技術により、オンライン計量管理の信頼性が向上し、保障措置システムの精度と応答性を強化。 | ||
| COMPUTERIZED NUCLEAR MATERIAL SYSTEM AT SANDIA NATIONAL LABORATORIES | Jennie J. Tischhauser | ||
| サンディア国立研究所における核物質コンピュータシステム | |||
| CONTAINMENT/SURVEILLANCE CONCEPTS FOR INTERNATIONAL SAFEGUARDS IN REPROCESSING PLANTS | M. E. Bleck, C. P. Cameron | ||
| 再処理施設における国際保障措置のための封じ込め・監視概念 ― 貫通部監視システムの設計評価とC/S技術の役割・限界 | (*)再処理施設における国際保障措置の一環として、封じ込め・監視（C/S）技術の役割と限界を評価。施設の封じ込め境界貫通部を対象に、複数の概念設計（監視システム）を提示し、性能・実現性を比較。評価結果から、C/Sは材料計量管理と組み合わせることで、転用の早期検知に有効だが、設計・運用上の課題も明確化。 | ||
| COOPERATIVE TESTING OF A POSITIVE PERSONNEL IDENTIFIER | P. B. O’Callaghan, A. J. Grambihler, R. G. Bradley | ||
| End(1) | 個人識別装置の協調試験 ― 手形認証技術（Identimat 2000T）による核施設アクセス制御の信頼性評価 | (*)Hanford施設のリアルタイム核在庫データベースでは、遠隔端末操作の正確な本人確認が不可欠。手の形状を認証するIdentimat 2000T装置を用い、アルゴリズム調整による誤認率低減を目指した大規模試験を設計。エラー率、信頼性、保守性、利用者受容性を評価し、核施設のアクセス制御への適用可能性を検証。 | |
| DEPARTMENT OF ENERGY REQUIREMENTS FOR THE PHYSICAL PROTECTION OF SPECIAL NUCLEAR MATERIAL | Barry L. Rich | ||
| 特別核物質の物理的防護に関する米国エネルギー省の要件 ― 脅威評価に基づく柔軟な防護基準とその実効性確保の仕組み | (*)米国エネルギー省（DOE）は、特別核物質の物理的防護を通じて公衆の安全と国家安全保障の保護を目的としている。脅威評価に基づき、柔軟性を持つ防護要件を策定し、脅威や対抗能力の変化に応じて更新する。要件の有効性は、人員・手順・装置の組み合わせと制度的監督によって保証される。 | ||
| DESIGNING IAEA SAFEGUARDS APPROACHES | Hans Grumm | ||
| IAEA保障措置アプローチの設計 ― 有意量・迅速検知などの概念を検知目標に転換し、施設タイプ別に体系化するための指針と今後の大規模施設対応 | (*)IAEA保障措置の目的を達成するため、「有意量」「迅速検知」「検知リスク」などの概念を検知目標に変換し、体系的な適用を可能にする必要がある。検知目標は義務ではなく指針であり、施設の設計・運転条件や技術的能力を考慮して、一般的な施設タイプごとに保障措置アプローチを策定する。現在はアイテム型施設や小規模バルク施設に適用されており、大規模バルク施設向けの新しい設計原則の検討が進行中である。 | ||
| DETERMINATION OF THE PLUTONIUM CONTAINED IN WASTE BY GAMMA COUNTING | P. M. Guay | ||
| ガンマ線計測による廃棄物中のプルトニウムの定量 | |||
| DEVELOPING A STRATEGY FOR LICENSEE INVESTIGATION OF AN EXCESSIVE INVENTORY DIFFERENCE* | B. W. Smith, P. T. Reardon | ||
| 過大な在庫差発生時におけるライセンシー調査戦略の策定 ― 誤差要因の優先度付けとNRC対応段階別の調査計画によるプラント停止時間の最小化 | (*)過大な在庫差（Inventory Difference, ID）が発生した場合の調査戦略を体系化し、原因特定を迅速化することを目的とする。誤差要因を影響度と調査容易性で分類し、優先度を設定して調査計画を策定する。計画は、NRC通知前、NRC応答前、NRC指導下の3段階に分け、プラント停止時間を最小化する方針で構成される。 | ||
| DOE CONTRACTOR VULNERABILITY ANALYSIS: DPA OR MAIT? | D. E. Six, D. H. Nichols | ||
| DOE契約事業者による脆弱性分析：DPAかMAITか ― アイテム管理型SNM貯蔵施設における2手法の比較評価とMAIT採用の推奨 | (*)DOE命令に基づき、特別核物質（SNM）を扱う施設で脆弱性分析を実施するため、Diversion Path Analysis（DPA）とMatrix Analysis of the Insider Threat（MAIT）の2手法を比較した。両手法を同一のアイテム管理型SNM貯蔵エリアに適用し、技術的有効性とコストを評価した結果、MAITがより適合的であると判定。MAITはDOE要件を満たし、今後の脆弱性分析に推奨される手法として位置付けられた。 | ||
| EMERGENCY RESPONSE FOR SSNM ACCOUNTING AND PHYSICAL SECURITY SYSTEMS: AN OPERATOR’S VIEW | Roy Nilson | ||
| SSNM計量管理および物理的防護システムにおける緊急対応 ― TMI事故の教訓を踏まえた現状評価とコスト効率を重視した改善策 | (*)Three Mile Island事故を契機に、戦略的特別核物質（SSNM）を扱う施設における緊急対応の重要性が再認識された。現状のSSNMライセンシーの対応能力を評価し、TMIで得られた教訓を踏まえた改善策を提案。提案された改善は、コスト効率を重視しつつ、物理的防護と計量管理の両面で緊急時の信頼性を高めることを目的としている。 | ||
| EMERGENCY RESPONSES FOR ACCOUNTING AND SECURITY SYSTEMS | James Powers | ||
| 計量管理およびセキュリティシステムにおける緊急対応 ― INMM専門家ディレクトリの構築と転用シナリオへの適用事例 | (*)INMMは、保障措置インシデント発生時に核産業（民間・政府）へ支援を提供する必要性を認識し、緊急対応体制の整備を進めた。そのため、専門家情報・能力のディレクトリを作成し、広報・教育・助言・技術支援を迅速に提供できる仕組みを構築。本論文では、このディレクトリの開発経緯と、核物質転用シナリオを想定した活用事例を紹介している。 | ||
| EUMTOM’S ACCOUNTING PROCEDURES TO COMPLY WITH REQUIREMENTS | H. Kschwendt | ||
| IAEA要件に適合するためのEuratom会計手順 ― 評価概念と会計概念の統合による報告自動化と遡及修正手順の確立」
<用語の意味と背景; 会計手順（Accounting Procedures）→ 核物質の受入・移動・加工・在庫差などを記録し、IAEAや地域保障措置機関（例：Euratom）に報告するための具体的な操作手順。会計概念（Accounting Concept）→ 記録更新の基準やタイミングに関する考え方。評価概念（Evaluation Concept）：在庫変化が「発生した日」で更新（IAEA方式）。会計概念（Accounting Concept）：在庫変化を「記録した日」で更新（事業者・Euratom方式）。> |
(*)IAEAは在庫帳簿を「在庫変化が発生した日」で更新する評価概念を採用しているが、Euratomや事業者は「在庫変化を記録した日」で更新する会計概念を用いており、両者に差異が生じる。Euratomは両概念を統合し、IAEA報告書を自動生成できるシステムを開発、コンピュータによる変換を実現した。IAEA要求に沿った正確な会計処理と、必要な遡及修正を行うための特別手順を策定した。 | ||
| EVALUATING PHYSICAL PROTECTION SYSTEMS OF LICENSED NUCLEAR FACILITIES USING SYSTEMS ENGINEERED INSPECTION GUIDANCE | R. T. Bradley, E. W. Richard | ||
| システムエンジニアリング検査ガイダンスを用いた、認可済み原子力施設の物理的防護システムの評価 | |||
| EVALUATION AND ANALYSIS OF USNRC MATERIAL ACCOUNTING TO SUPPORT AN UPGRADE RULE REDUCING THE THREAT OF INSIDER FALSIFICATION | J. L. McDonnel, P. O. Chilton, G. E. Kufahl, A. A. Vergari | ||
| 内部者による虚偽記録リスク低減に向けたUSNRC核物質計量管理の評価と分析 ― データ改ざん防止の概念・検知機構・組織基準の提案と実装効果 | (*)NRCのMC&Aタスクフォース報告（1978年）は、現行の核物質計量管理（Material Accounting）システムにおける脆弱性を指摘し、内部者による虚偽記録リスク低減のための規則改訂を促した。本研究では、汎用的な最小MAシステムを評価し、データ改ざん防止の概念・原則・方法、盗取や転用検知のためのチェック機構、組織的基準を提案。提案された保護原則の実装効果を分析し、結果理解を容易にするグラフィック手法も提示している。 | ||
| EVALUATION METHODOLOGY FOR FIXED-SITE PHYSICAL PROTECTION SYSTEMS | H. A. Bennett, M. T. Olascoaga | ||
| 固定施設における物理的防護システムの評価手法 ― NRC規制「Safeguards Upgrade Rule」に基づく性能指標化と総合評価モデル（SURE）の開発 | (*)米国NRCの新規規制（Safeguards Upgrade Rule）に対応するため、固定施設の物理的防護システム性能を評価する手法「SURE（Safeguards Upgrade Rule Evaluation）」を開発。SUREは、設置・保守・訓練・部品互換性など定量化が難しい要素を、質問票と機能階層構造を用いて統合評価し、10 CFR 73.45で規定された主要性能能力ごとに総合指標を算出。本手法により、核燃料サイクル施設の防護設計に柔軟性を持たせつつ、規制要求に対する性能保証を定量的に示すことが可能となる。 | ||
| EVALUATION OF PROCESS INVENTORY UNCERTAINTIES | N. J. Roberts | ||
| プロセス在庫の不確かさ評価 ― FFTF燃料製造ラインにおける副流・製品流の測定誤差解析と核物質計量管理への適用 | (*)ロスアラモスのTA-55プルトニウム処理施設におけるFFTF燃料製造プロセスで、プロセス在庫（中間生成物・副流）の不確かさを評価する手法を検討。特に過酸化物沈殿・再溶解（PR）工程を対象に、各製品流・副流の測定方法とそれに伴う不確かさを分析し、核物質計量管理への影響を評価。実運転データとTA-55核物質計量管理システム（PF/LASS）の記録を用いて、典型的な不確かさの範囲と改善の方向性を提示。 | ||
| GUIDELINES FOR PREPARING IAEA DESIGN INFORMATION QUESTIONNAIRES | J.M. Swartz, A.M. Bieber | ||
| IAEA設計情報質問表（DIQ）作成のためのガイドライン ― 施設タイプ別の情報要求と回答フォーマットの標準化による国際保障措置対応の効率化 | (*)米国DOE委託により、IAEA保障措置対象となる米国原子力施設向けに「設計情報質問表（DIQ）」作成のためのガイドラインを策定。ガイドラインは、IAEAが要求する情報の意味と用途を説明し、回答のモデルフォーマットを提示。施設タイプ別（発電炉、研究炉、燃料加工、再処理、貯蔵）に詳細指針を整備。施設運転者がDIQ作成に要する作業量を見積もれるよう、技術的背景と実務的手順を明確化し、国際保障措置の円滑な実施を支援。 | ||
| HOW TO COMMUNICATE WITH YOUR ELECTED REPRESENTATIVE | E. R. Johnson | ||
| 選出議員との効果的なコミュニケーション手法 ― 原子力エネルギー政策における技術的事実の伝達と意思決定支援のための実務的アプローチ | (*)原子力エネルギー利用をめぐる政策決定が感情や恐怖に偏り、技術的事実が軽視される状況で、専門家が議員に正確な情報を提供する重要性を強調。論文は、技術者が自らの選出議員に対し、原子力エネルギーの安全性・経済性に関する客観的データとその政策的関連性を効果的に伝える方法を提示。目的は、議会での意思決定過程に秩序をもたらし、原子力エネルギーの平和利用促進に向けた合理的な議論を支援すること。 | ||
| IMPACT OF THREAT LEVELS ON DESIGN OF A FACILITY PROTECTION SYSTEM | J.Mark Elliott | ||
| 施設防護システムの設計における脅威レベルの影響 | (*)原子力施設の物理的防護システム設計において、脅威レベルが最も大きな影響を与える要因であることを分析。設計には、脅威の特性、システムの目的・戦略、目標達成の確実性、運用上の制約など複数要素が関与し、脅威レベルの影響を緩和する役割を果たす。核施設への脅威は実際の経験よりも認識に基づくことが多く、過剰防護や過小防護を避けるため、脅威評価と設計基準のバランスが重要。 | ||
| IMPLEMENTATION OF THE FACILITY-INTEGRATED COMPUTER SYSTEM (FICS) FOR NUCLEAR MATERIAL ACCOUNTABILITY | Alan M. Krichinsky, J. A. McEvers, L. R. Layman | ||
| 核物質計量管理のための施設統合コンピュータシステム（FICS）の導入 | |||
| IMPLEMENTING ADVANCED DATA ANALYSIS TECHNIQUES IN NEAR-REAL-TIME MATERIALS ACCOUNTING | James P. Shipley,J,ack T. Markin, Alice L.Baker | ||
| 準リアルタイム物質計量管理における高度なデータ分析技術の導入 | |||
| IMPLICATIONS OF MULTINATIONAL ARRANGEMENTS FOR NUCLEAR FUEL CYCLE FACILITIES | B. Richter, B. Richter, G. Stein, E. Muench, E. Muench | ||
| 核燃料サイクル施設における多国間協定の影響 ― INFCEで議論された非拡散強化策と制度的枠組みの有効性・課題 | (*)INFCE（国際核燃料サイクル評価）で検討された核燃料サイクルにおける核拡散リスク低減策として、保障措置に加え多国間協定や制度的枠組みの役割を分析。技術的手段は国家レベルの不正転用防止に有効だが、制度的手段（国際協定、供給保証契約、共同研究プログラム）は、非拡散ネットワークの隙間を補完する可能性がある。多国間アプローチは、政治的独立性や技術移転の制約といった課題を伴うが、核燃料供給の安定性と核不拡散体制強化に寄与する。 | ||
| INMM-Annual Meeting,West Palm Beach, Fla., June 29-July 1,1980 | W. von Osten | ||
| End(2) | INMM年次大会報告：西ドイツ原子力施設における国際保障措置の導入経験 ― IAEA・EURATOM査察の運用課題と今後の改善方向 | (*)西ドイツの原子力施設におけるIAEAおよびEURATOM保障措置の導入・実施経験を総括し、法的枠組みと運用手順を解説。施設運転者の協力と支援が査察の円滑な実施に不可欠であることを強調し、過去3年間の査察で判明した課題を提示。現行の経験から、今後の保障措置強化に向けた制度的・技術的改善の方向性を展望。 | |
| INSPECT -A PACKAGE OF COMPUTER PROGRAMS FOR PLANNING AND EVALUATING SAFEGUARDS INSPECTIONS | M. F. Mullen | ||
| INSPECT：保障措置査察の計画・評価を支援するコンピュータプログラム群 ― MUF統計・サンプリング設計・査察有効性評価の自動化手法 | (*)米国のIAEA保障措置技術支援プログラムの一環として、核施設の査察計画と評価を支援するコンピュータプログラム群「INSPECT」を開発。INSPECTはIAEA保障措置技術マニュアルPart Fに基づき、MUF（未計量核物質）統計や差分統計の分散成分、属性・変量サンプリング計画、査察有効性指標を計算可能。論文ではプログラムの構成と適用事例を紹介し、今後の改良課題（計算負荷軽減、ユーザビリティ向上）を提示。 | ||
| INTEGRATED SAFEGUARDS CONTROL IN A MANUFACTURING OPERATION | C. M. Vaughan | ||
| 製造工程における統合保障措置管理 | |||
| INVESTIGATION OF THE SOURCE TERM RESULTING FROM DIRECT EXPLOSIVE VIOLATION OF AN IRRADIATED FUEL SHIPPING CASK | E. W. Schmidt, W. R. Lahs | ||
| 爆発物による使用済燃料輸送容器の直接破壊に伴うソースタームの調査 ― 成形炸薬攻撃を想定した放射性物質放出量の境界評価と防護設計への示唆 | (*)米国NRCの研究プログラムの一環として、使用済燃料輸送容器に対する爆発物攻撃（成形炸薬）を想定し、放射性物質の放出量（ソースターム）を評価する実験的調査を実施。実験は縮尺モデルを用いて、容器破壊後に発生する放射性粒子の量と特性を測定し、最悪ケースの境界値を推定。この結果は、輸送規制や防護設計の妥当性を検証し、テロリズム対策におけるリスク評価モデルの基礎データとして活用される。 | ||
| IS THERE IS OR IS THERE AIN’T DIVERSION? A CHANCE VIEW FROM THE JURY BOX | L. D. Y. Ong | ||
| 転用はあるのか、ないのか？ 陪審員席からの偶発的・印象的な見方 ― 厳罰による抑止効果と司法制度・国際制裁手続きが保障措置に与える示唆 | (*)保障措置の基本理念として、原子力法に基づく厳罰（最高で終身刑）が核物質転用の抑止力になるとされるが、実際には有罪判決は陪審員による裁判を経てのみ可能。論文は、有罪判決の確率を「罪状の印象」「陪審員数」「評決基準」「無罪保護のための最高裁判例」などの要素で概念的に分析。英国の陪審制度、IAEAの制裁手続き、米国の裁定事例を比較し、転用者の摘発・有罪化には高水準の保障措置性能が不可欠であると結論。 <日本国内の状況(2025):日本では、核物質の不正持ち出しや転用が刑事裁判になった事例は確認されていない。原子力施設における内部犯行は、オウム真理教事件で「原発ジャック計画」が報道され、内部脅威の懸念が顕在化した。その後、核物質防護規定違反（IDカード不正使用、設備機能喪失）が柏崎刈羽原発で発覚し、原子力規制委員会が是正措置命令を出したものの、刑事裁判には至っていない。日本の法制度では、原子炉等規制法に基づき、重大な防護違反があれば「設置許可取消し」や「運転停止命令」が可能ですが、これまで適用された事例はない。> |
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| Limit of Error – Who Needs It? | Yvonne M. Ferris | ||
| 誤差限界（Limit of Error）は誰に必要か？ ― 核物質計量管理におけるLEの定義・適用範囲・誤用リスクの検討 | (*)NRC規則およびDOE命令により、在庫差（ID）、出荷者・受領者差、核物質移転などの測定に「誤差限界（Limit of Error, LE）」の算定が義務付けられている。LEは意思決定の強力なツールと見なされがちだが、施設間比較や在庫差の説明に盲目的に用いることは誤解を招き、リスクを伴う。論文は、LEの定義、適切な用途、誤用の危険性を整理し、誰がどの目的で必要とするのかを明確化する。 | ||
| MARKETING NUCLEAR ENERGY | Laura A. Liles | ||
| 原子力エネルギーのマーケティング ― エンリコ・フェルミ炉事故報道の分析と説得的コミュニケーション原則に基づく広報改善策 | (*)原子力産業が米国社会に対してより好意的なイメージを形成するための広報戦略を検討。1966年のエンリコ・フェルミ炉事故に関する二つの報道文を比較し、明確性・可読性の観点から分析。第二次世界大戦中の心理戦指揮官R.H.S. Grossmanが提唱した「説得的コミュニケーションの7原則」を引用し、その違反例と改善策を提示。 | ||
| Measurement Trends for Future Safeguards Systems | E. A. Hakkila, S. M. Baloga | ||
| 将来の保障措置システムにおける測定技術の動向 ― 高スループット施設対応の計量管理概念と次世代測定手法の展望 | (*)将来の商業規模原子力施設の保障措置では、古典的計量管理、動的物質収支、独立検認という3つの概念が重要になると予測。高スループット施設でこれらを実現するための測定ニーズを整理し、非破壊測定やオンライン計測など有望な手法を提示。次世代保障措置システムに対応する測定技術開発の方向性と課題を、1980年代以降の10年間にわたる展望として示す。 | ||
| NEAR REAL TIME ACCOUNTANCY AND EURATOM SAFEGUARDS | M. Cuypers, M. Franklin, F. Argentesi | ||
| 準リアルタイム計量管理とユーラトム保障措置 | |||
| NONDESTRUCTIVE MEASUREMENTS ON SPENT FUEL FOR THE NUCLEAR FUEL CYCLE | Donald D. Cobb, John R. Phillips | ||
| 核燃料サイクルにおける使用済み燃料の非破壊測定 | |||
| NRC RESPONSE TO SIGNIFICANT INVENTORY DIFFERENCES | Robert F. Burnett | ||
| 重大な在庫差に対するNRCの対応 ― HEU燃料加工施設における誤差限界（LEID）設定と転用防止のための追加検証方針 | (*)核燃料加工施設で発生する「在庫差（Inventory Difference, ID）」に対し、NRCはライセンス保持者の初動対応を補完する形で調査を開始する方針を説明。例として、HEU燃料加工施設での60日間の物質収支期間における在庫差の評価基準（LEID：誤差限界）を示し、許容値はスループットの0.5％未満と規定。NRCの対応は、転用の可能性を排除するための追加検証であり、測定系の不確かさ管理と規制遵守の重要性を強調。 | ||
| NUCLEAR METHODS FOR DETECTING A DIVERSION OF D2O | M. S. Zucker, A. Fainberg | ||
| 重水転用検知のための核計測手法 ― 容器非開封での純度確認に向けた中性子透過・ガンマ線検出・光中性子生成・寿命測定の適用可能性 | (*)重水（D₂O）が秘密裏に原子炉へ転用される可能性に対応するため、容器を開封せずに検査できる核計測手法を開発。提案された非破壊測定法は、中性子透過測定、中性子捕獲ガンマ線検出、光中性子生成、および注入中性子の寿命測定であり、いずれも現場適用が可能。複数手法を組み合わせることで、重水の純度確認やH₂O混入検出を迅速に行い、保障措置の信頼性を高める。 | ||
| NUCLEAR SAFEGUARDS APPLICATIONS OF ENERGY-DISPERSIVE ABSORPTION EDGE DENSITOMETRY | S. T. Hsue, D. G. Langner, P. A. Russo, James K. Sprinkle | ||
| エネルギー分散吸収端密度測定法の核保障措置への応用 | |||
| NONDESTRUCTIVE MEASUREMENTS ON SPENT FUEL FOR THE NUCLEAR FUEL CYCLE | Donald D. Cobb, John R. Phillips | ||
| 核燃料サイクルにおける使用済み燃料の非破壊測定 | |||
| PHYSICAL PROTECTION OF ADVANCED REACTORS | John L. Darby | ||
| 将来型原子炉の物理的防護 ― LMFBR設計における侵入遅延強化と内部者対策の統合的アプローチ | (*)液体金属高速増殖炉（LMFBR）を例に、将来型原子炉の設計における物理的防護の考慮点を整理し、現行炉との相違を分析。将来の防護システムで最も異なる可能性がある領域は、①外周または建屋外壁における強固な障壁による侵入遅延、②重要機器の操作制御要素による内部者不正操作防止。論文は、設計段階から防護要件を組み込む「防護設計統合」の重要性を強調し、次世代炉のセキュリティ課題を展望。 | ||
| PHYSICAL PROTECTION OF FACILITIES AND SPECIAL NUCLEAR MATERIALS IN FRANCE | Guy Jeanpierre | ||
| フランスにおける施設および特殊核燃料物質の物理的防護 | |||
| PHYSICAL PROTECTION OF SNM IN THE UNITED KINGDOM | A. A. Hallifax | ||
| 英国における特別核物質の物理的防護 ― 政府所有構造に基づく防護哲学と規制アプローチの特徴 | (*)国における特別核物質（SNM）の物理的防護の基本理念を説明し、British Nuclear Fuels Ltdの事例を中心に制度的背景を分析。英国の民間原子力産業は創設以来政府所有であり、この構造が防護要件に影響し、米国のような詳細な規制体系は不要とされてきた。防護は政府指針と事業者の自主的措置に基づき、国家レベルの監督と企業文化による信頼性確保が特徴。 | ||
| PHYSICAL PROTECTION SYSTEM OF NUCLEAR MATERIAL IN THE FEDERAL REPUBLIC OF GERMANY | H. Buker, D. Jungclaus | ||
| ドイツ連邦共和国における核物質の物理的防護システム | |||
| Plant Design as an Adjunct to Physical Protection | G. Bruce Varnado, David M. Ericson, Jr. | ||
| 物理的防護を補完するプラント設計 ― 重要区域削減と侵入遅延強化に向けた設計変更の効果とコスト評価 | (*)近代的な原子力発電所設計を基点に、設計変更によって達成可能な防護強化策を検討（例：安全系冗長列の完全分離、水タンクの強化、崩壊熱除去系の強化）。防護効果は、重要区域数の削減や敵対行動シーケンス中断確率の向上で評価し、運転・保守への制約やコスト増加も考慮。結論として、設計変更のみでは防護性能の大幅向上は困難だが、防護設計と物理的防護の組み合わせにより、最適なトレードオフが可能であることを示す。 | ||
| PLUTONIUM DENATURING -HOW EFFECTIVE A SAFEGUARDS DETERRENT? | Dr. Carolyn Heising-Goodman | ||
| プルトニウムの非兵器化（Denaturing）はどれほど保障措置の抑止力となるか？ ― Pu-238添加による転用困難化の効果と燃料設計・再処理への影響評価 | (*)軽水炉燃料中のプルトニウムにPu-238を添加（ヒートスパイク）して「核兵器利用を困難化する」効果を評価し、保障措置上の抑止力としての有効性を検討。必要なPu-238の割合（約5重量％）、LWRでの生成可能性、後方処理（PUREX工程）への影響を解析し、燃料反応度補償には濃縮度を3.2％→3.7％に増加する必要があると試算。再処理コスト増は約5％にとどまり、経済性への影響は軽微であり、保障措置強化策として実現可能性が高いと結論。（マサチューセッツ工科大学（MIT） からの発表） | ||
| RAPID FUEL DRAWER SCANNER FOR FAST CRITICAL ASSEMBLY SAFEGUARDS | Hastings Smith, J. C. Pratt, J. T. Caldwell, S. W. France | ||
| 高速臨界集合体の保障措置に向けた燃料引き出しユニット高速スキャナー ― 中性子・ガンマ線同時測定によるプルトニウム同位体量の迅速検認 | (*)高速臨界集合体の燃料引き出しユニットを迅速に在庫確認するため、コリメート中性子検出器と高純度Geガンマ検出器を統合したスキャニングシステムを開発。マイクロプロセッサによるオンライン最小二乗フィット処理で、1分間に2ユニット以上の定量比較が可能。プルトニウム燃料では、中性子データから240Pu質量を推定し、ガンマ線スペクトルから239Pu、241Pu、241Amの同位体量を同時取得。本システムは、臨界集合体での保障措置検認を効率化し、外部査察官による独立確認手段として有効性を示す。 | ||
| RECENT IMPLEMENTATION OF NDA TECHNIQUES FOR MATERIALS MEASUREMENT CONTROL, or VERIFICATION RELEVANT TO SAFEGUARDS | A. S. Adamson | ||
| End(3) | 保障措置に関連する核物質計量管理・検認におけるNDA技術の最近の実装 ― ESARDA加盟国での適用事例と運用経験のレビュー | (*)ESARDA加盟国で、非破壊分析（NDA）技術の適用範囲が拡大し、核物質の計量管理・工程管理・保障措置検認に活用される事例が増加。NDAは、①一次計量管理、②工程管理（国内・国際査察官が利用可能な情報）、③保障措置当局による検認測定の3分野で実装され、運用経験が蓄積。論文は、これらの適用事例をレビューし、実務上の課題と今後の改善方向を提示。 | |
| Reference Materials for Nuclear Safeguards Measurements – A Forecast for the 1980’s | Nancy M. Trahey | ||
| 保障措置測定用参照標準物質 ― 1980年代に向けた予測と課題 | (*)要旨と本文はオンライン非公開 | ||
| REGULATION OF THE NUCLEAR INDUSTRY: ITS USES AND ABUSES | Robert E. Uhrig | ||
| 原子力産業の規制 ― その効用と弊害 | (*)要旨と本文はオンライン非公開；ただし、INMM公式サイトの概要からの情報<米国における規制機関の過剰な介入や権限の乱用が、産業界に非合理的な反発や訴訟を引き起こしている事例を紹介。規制の本来の目的（安全・公衆保護）と、過剰な規制による弊害（コスト増、意思決定の遅延）を対比。政策改善の必要性を指摘し、責任ある規制と産業の健全な発展のバランスを模索する視点を提示。> | ||
| REPORT ON THE WORK OF THE ESARDA WORKING GROUP ON CONTAINMENT AND SURVEILLANCE | S. Crutzen | ||
| ESARDA封じ込め・監視作業部会の活動報告 | (*)要旨と本文はオンライン非公開 ；ただし、INMM公式サイトの概要からの情報<ESARDAの「封じ込め・監視（Containment and Surveillance, C/S）」作業部会は1979年に設立され、保障措置におけるC/S技術の体系化を目的とする。主な活動は、利用可能なC/S技術・装置の調査、信頼性評価、感度試験、C/S単独および核物質計量管理との併用による検認保証度の定量化。実地試験を通じて、保障措置の有効性を高めるための技術的基盤を構築する方針を示した。> | ||
| REVIEW OF NDA TECHNOLOGY FOR ENRICHMENT PLANT SAFEGUARDS | J. E. Rushton, L. W. Fields, E. Ricci | ||
| 濃縮プラント保障措置における非破壊分析技術のレビュー ― UF₆シリンダー濃縮度確認・ガンマ線スペクトロメトリー・パッシブ中性子計測・可搬型Ge検出器・UF₆濃縮モニター | (*)濃縮プラント保障措置における非破壊分析（NDA）技術の現状を、米国ガス拡散プラントでの実地経験に基づき総括。国内用途ではUF₆シリンダー中のウラン濃縮度確認やスクラップ・廃棄物中のウラン測定を重視、国際用途では宣言値超過の濃縮検出を目的とする。標準技術（ガンマ線・中性子計測）と新型機器（可搬型Ge検出器、UF₆濃縮モニター）の開発動向を紹介。 | ||
| SAFEGUARDING ON-LINE ACCOUNTABILITY DATA | Robert L. Carlson | ||
| オンライン核物質計量管理データの保護 ― 分散処理ネットワーク・トランザクション指向ソフトウェア・監査証跡・パスワード管理・物理的セキュリティ | (*)Hanford Engineering Development Laboratory（HEDL)が、核物質計量管理データのオンライン処理におけるアクセス制御と保護を目的としたコンピュータ化システムを開発。分散処理ネットワークとトランザクション指向ソフトウェアを採用し、マイクロプロセッサ制御のデータ収集端末でエラー低減と多層バックアップを実現。パスワード管理、ソフトウェア変更の厳格なレビュー、監査証跡、端末の物理的セキュリティにより、不正利用防止と責任追跡を保証。 | ||
| SAFEGUARDS APPLICATlONS FOR PERIMETER MONITORS AND FUEL LABELING IN FUEL FABRICATION PLANTS | T. Gozani, A. Sugarman | ||
| 燃料加工施設における外周監視装置と燃料ラベル付与の保障措置適用 ― SNM転用防止・非検出確率評価・監視装置配置最適化・ラベルによる追跡性向上 | (*)燃料加工施設における特定核物質（SNM）の不正転用防止を目的に、外周監視装置（Perimeter Monitors）と燃料ラベル付与の有効性を評価。4種類の保障措置システム構成を比較し、非検出確率を算出することで、外周監視の追加効果を定量化。施設設計における監視装置配置の最適化と、ラベル付与による追跡性向上の重要性を示唆。 | ||
| Safeguards Sample Shipping:Design and Development ofthe Lightweight Air transportable Accident Resistant Container (LAARC) | J. A. Andersen | ||
| 保障措置サンプル輸送：軽量航空輸送型事故耐性容器（LAARC）の設計と開発 | |||
| SAFEGUARDS SYSTEM RESPONSE IN AN ACTUAL URANIUM DIVERSION INCIDENT | W. J. Hendry | ||
| 実際のウラン転用事件における保障措置システムの対応 ― GE燃料加工施設・低濃縮UO₂粉末・恐喝未遂・欠落検知・連邦当局による回収 | (*)1979年、米国GEの燃料加工施設で契約社員が低濃縮UO₂粉末2容器を持ち出し、恐喝を試みる事件が発生。GEの保障措置システムが容器の欠落を即座に検知し、恐喝文が届く前に内部調査を開始。連邦当局の対応により、犯人は6日以内に逮捕され、核物質は回収され、規制遵守が確認された。 | ||
| SCINTILLATOR SPENT FUEL MONITOR | W. Bernard, C. E. Moss | ||
| シンチレータ式使用済燃料モニター ― ガンマ線束迅速測定・プラスチックシンチレータ・光電子増倍管・クロストーク低減・燃焼度推定精度検証 | (*)使用済燃料集合体の直上でガンマ線束を迅速に測定するためのモニターを開発。装置はプラスチックシンチレータ、光電子増倍管、コリメータ、小型電池駆動電子回路で構成され、隣接空間へのクロストークは約2%。測定値と燃焼度・冷却時間から推定したガンマ線束との差は平均22%で、簡易推定式の妥当性を検証。 | ||
| Small Force Engagement Experimentation | Robert L. Wilde | ||
| 小規模部隊交戦の実験的検証 ― レーザー装備模擬兵器・MILESシステム・警備員訓練・セキュリティ計画評価・モデル検証 | (*)レーザー装備の模擬兵器と検知装置を用いた戦術的交戦シミュレーションを開発し、警備員訓練やセキュリティ計画の有効性評価に活用。システムはMILES（Multiple Integrated Laser Engagement System）を基盤とし、小規模部隊の交戦モデルを現場で再現可能。実験結果は、セキュリティシステムの性能試験やコンピュータモデルの検証に資することを示唆。（Sandia National Laboratories） | ||
| SOME PRACTICAL ASPECTS OF DATA ANALYSIS | R. A. Schneider, A. Kraft | ||
| データ解析の実務的側面 ― MUF分散・累積MUF・出荷受入差・工程濃縮度整合性・測定誤差推定 | (*)低濃縮燃料加工施設における保障措置の有効性評価のため、データ収集・解析・解釈の実務的手法を紹介。MUF（核物質未計量量）の分散、累積MUF、個別MUF、出荷受入差、工程濃縮度の整合性、ウラン元素・同位体係数の解析方法を説明。測定誤差の推定手法と、これらの解析が保障措置プログラムに与える実務的利点を論じる。 | ||
| Standardization of SNM Containers | K. R. Alvar, H. R. Lukens | ||
| SNMコンテナの標準化 | |||
| STATUS OF PHYSICAL PROTECTION IN JAPAN | Yoshio Kawashima, Yasuhiro Morishita, Katsuji Higuchi | ||
| 日本における物理的防護の現状 | |||
| TEMPERATURE EFFECTS IN DIP-TUBE MANOMETRY | B. Keisch, S. Suda | ||
| ディップチューブ式マノメトリーにおける温度影響 ― 圧力測定の温度依存性・液位プローブ感度差・理論式と実測データの一致 | (*)ディップチューブ式マノメトリーにおける温度依存性を数学的に解析し、圧力測定値が質量・温度・液面高さに依存することを示した。高液位プローブと低液位プローブで温度感度の符号が逆になる理由を理論式で説明。2種類の形状の容器と異なる液体で得られた実測データに対し、導出式が良好に一致することを確認。＜ディップチューブ式マノメトリー（Dip-Tube Manometry）は、液体の圧力を測定して液位（液面高さ）を推定する方法。保障措置や核物質計量管理の分野では、溶液タンク内の体積を正確に把握するために利用される。（タンク内に挿入された細い管（ディップチューブ）にガスを送り込み、液体中に気泡を発生。気泡が出るために必要なガス圧は、液体の深さに比例するため、この圧力を測定することで液位を算出。圧力は液体の密度や温度に依存するため、温度補正が重要。＞ | ||
| THE ANALYSIS OF INVENTORY DATA-TO TEST OR TO ESTIMATE? | A. J. Woods, A. J. Woods, D. J. Pike, D. M. Rose | ||
| 在庫データ解析 ― 検定か推定か？ ― 損失シナリオ最適化推定量・逐次検定の有意水準問題・検定統計量との整合性 | (*)核物質在庫データの解析において、特定の損失シナリオに最適化された推定量（Estimator）の開発が中心課題。これらの推定量を検定統計量として利用する際の問題点を指摘し、特に逐次検定で有意水準の設定が困難であることを論じる。損失シナリオに対して最適な推定量が、必ずしも最適な検定統計量とはならないという理論的課題を提示。 | ||
| THE FUTURE OUTLOOK FOR U.S. NUCLEAR SAFEGUARDS | William J. Dircks | ||
| 米国保障措置の将来展望 ― 核物質計量管理の完全性・スリーマイル島事故の教訓・制度改善への警鐘 | (*)米国の保障措置制度の将来に対する懸念を表明し、現状に安住すべきではないと警告。核物質の完全な計量管理（conclusive accountability）を確立する必要性を強調。スリーマイル島事故の教訓が保障措置分野に十分反映されていない点を指摘し、改善を促す。（U.S. Nuclear Regulatory Commission） | ||
| THE NRC PROGRAM OF SAFEGUARDS RESEARCH -1980 | Jay B. Durst | ||
| NRCによる保障措置研究プログラム-1980 ― ライセンシーシステム評価手法の開発と物理的防護・核物質計量管理分野での主要成果 | (*)NRCは保障措置研究で、ライセンシーのシステム有効性を評価する体系的手法を開発。規制策定や査察における技術的判断を改善するため、確認済みデータと試験済み手法を整備。物理的防護と核物質管理・計量管理の分野で主要成果を報告。 | ||
| THE SAFEGUARD VULNERABILITY ANALYSIS PROGRAM (SVAP) | F. M. Gilman, M. H. Dittmore | ||
| 保障措置脆弱性分析プログラム (SVAP) | |||
| THE USE OF PROCESS MONITORING DATA TO ENHANCE MATERIAL ACCOUNTING* | Brian W. Smith, R. J. Brouns | ||
| プロセス監視データの活用による核物質計量管理の強化 ― 損失検出性能と内部者脅威への対応に関する評価 | (*)プロセス監視データを利用してSNM計量管理を強化する手法の有効性を評価。損失検出の感度・迅速性・局所化能力を、燃料製造施設で実証。データ操作や内部者共謀による転用隠蔽への影響も検討し、監視の有効性を確認。 | ||
| TRENDS OF R AND D ACTIVITIES IN INTERNATIONAL SAFEGUARDS | M. Cuypers, S. Finzi | ||
| End(4) | 国際保障措置における研究開発活動の動向 | ||
| INTERNATIONAL SAFEGUARDS VERIFICATION CAPABILITIES AND CONSTRAINTS IN LEU FABRICATION PLANT | P. Boermans, A. Rota | ||
| LEU燃料製造工場における国際保障措置の検認能力と制約 ― 軽水炉燃料サイクルにおける操業者データの信頼性評価と査察手法の設計 | (*)軽水炉燃料サイクルにおいて、国際保障措置の実施で特に重要なのは、燃料製造工場の出荷段階と再処理工場の投入段階である。現状では、燃料集合体の全体量を直接測定する技術は存在せず、検認は操業者の申告データを基に、査察官による間接的活動で行われる。論文では、実際の事例を基に、国際保障措置協定の制約を考慮しつつ、操業者データの信頼性を評価するための査察活動の設計を提示している。 | ||
| VALUE-IMPACT ANALYSIS OF REGULATIONS FOR THE NUCLEAR INDUSTRY* | R. A. AI-Ayat, B. Judd | ||
| 原子力産業における規制の価値・影響分析 ― NRC保障措置規則策定を支援するコスト効果評価手法とSNM取扱施設への適用 | (*)本論文は、NRCが特殊核物質（SNM）の保障措置規制を策定する際に活用するため、ローレンス・リバモア国立研究所で開発された定量的評価ツールを紹介。この手法は、SNMを取り扱う施設で代替的な保障措置規則を比較し、コストと効果のバランスを評価するために使用される。計算要求は低く、施設設計者がNRC基準を満たすためのコスト効果的な保障措置を選択する枠組みとしても有用である。 | ||
| VERIFICATION OF NEAR-REAL-TIME MATERIALS ACCOUNTANCY DATA | James E. Lovett | ||
| ニアリアルタイム核物質計量管理データの検証 ― IAEAによる独立確認の概念と再処理施設における実現可能性の評価 | (*)NRTAの有効性にはIAEAによる独立検証が不可欠であり、検証は精度と時間遅延の許容度を考慮した連続的概念として捉える必要がある。IAEA査察官はバッチ数や核物質量の概算など補足情報を利用できるため、検証手法の設計に活用可能。再処理施設での検証は、適切な労力で実現可能と示された。 | ||
| Vital Area Analysis for Nuclear Power Plants | G. Bruce Varnado, Roy A. Haarman | ||
| End(5) | 原子力発電所における重要区域解析 ― NRCによるセキュリティ計画評価とフォールトツリー手法による破壊工作リスク分析の適用 | (*)NRCは原子力発電所のセキュリティ計画評価において、重要区域を特定するための体系的手法を導入。サンディアとロスアラモスは、破壊工作フォールトツリーを用いて重要区域の特定を支援。約30プラントで解析を実施し、手順と結果を報告。 |