INMM米国年次大会論文集（1981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198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 Comparison of Materials Accounting in Conversion and Co-conversion Processes | Hassan A. DAYEM | ||
| 転換プロセスと共転換プロセスにおける核物質計量管理の比較 ― プルトニウム酸化物転換（Oxalate法）とウラン・プルトニウム共転換（Coprecal法）における転用の検出感度評価 | (*)要旨と本文はオンラインでは非公開（会員限定） | ||
| A Computerized waste Accountability Shipping and Packaging system | Mose Baston,Jr., John A. Jackson | ||
| コンピュータ化された廃棄物計量管理・輸送・梱包システム ― 放射性廃棄物の埋設サイト輸送におけるリアルタイム管理と報告要件への適合 | (*)要旨と本文はオンライン非公開（会員限定） | ||
| A Funny Thing Happened On the Way to Safeguards – Whateve Happened to Voluntary Standards, Intrinsic Values and Severe Criminal Penalties | Long D. Y. Ong | ||
| 保障措置への道で起きた皮肉な出来事 ― 自主基準・内在的価値・厳罰化はどこへ消えたのか ― 規制強化の一方向的累積と企業リスク管理の視点からの再考 | (*)要旨・本文はオンライン非公開（会員限定） | ||
| A Guide to the Design of Physical Protection Systems for Light water Reactors | F. P. Martin | ||
| 軽水炉における物理的防護システム設計のための指針 ― 防護層構成・脅威評価・遅延要素の最適化に基づく設計アプローチ | (*)要旨・本文はオンライン非公開（会員限定） | ||
| A Licensee’s view ofthe LEID issue | M. F. Kelly | ||
| LEID問題に対する事業者の視点 ― 核物質計量管理における在庫差誤差限界の設定と実務上の課題
＜LEID;Limits of Error of Inventory Difference＞ |
(*)要旨と本文はオンライン非公開（会員限定） | ||
| A Method for Assessing the Performance ofa Material control and Accounting System at an operating Nuclear Fuel Processing Facility | Leon B Ellwein,, L.Harris, Willard D. Altman, Richard H. Gramann | ||
| 稼働中の核燃料加工施設における核物質管理・計量管理システム性能評価手法 ― 保障措置の有効性確認に向けた統計的指標と運用データ解析 | (*)要旨・本文はオンライン非公開（会員限定） | ||
| A Near Real-Time Nuclear Materials safeguards System for a Research and Development Environment | Larry M. Gray, C. W. Benson | ||
| 研究開発環境におけるほぼリアルタイム核物質保障措置システム ― ORNLのOASISによる統合データベース設計と柔軟性重視の運用（計量管理・臨界安全・物理的防護への適用） | (*)ORNLのOASISシステムは、研究開発環境でほぼリアルタイムの核物質保障措置・計量管理を実現するために設計。DEC 11/34を用い、柔軟性・操作性を重視した統合データベースで報告・安全・防護機能を一元化。多様な核物質の種類・濃縮度・数量に対応し、NMMSS報告や臨界安全管理を効率化。 | ||
| A Ultrasonic Method for Measurementof D₂O Concentration | M. S. Zucker | ||
| 重水濃度測定のための超音波法 ― D₂O-H₂O混合物における音速相関を利用した非破壊検認技術（ドラム封印を保持した現場測定の実用化） | (*)音速と重水濃度の相関を利用した超音波測定法を開発し、D₂O-H₂O混合物の分析に適用。改良した市販装置により、ドラムを開封せず現場で迅速な非破壊測定が可能。封印を保持したまま重水ドラムの検認を行えるため、保障措置や在庫管理に有効。 | ||
| Access Control System operation | Lawrence D. Barnes | ||
| アクセス制御システムの運用 ― 核施設における認証技術の信頼性評価と統合防護システムへの適用（顔認証・身長体重認証を含む新方式の検証） | (*)要旨・本文はオンライン非公開（会員限定） | ||
| Advanced Material Control and Accounting Program for a Uranium Scrap RecoveryFacility | R. J. Brouns, R. F. Eggers, L. C. DAVENPORT, J. L. Pindak, D. W. Brite, R. L.Wilson | ||
| ウランスクラップ回収施設における高度MC&Aプログラムを設計し、施設を複数の制御単位に分割して転用検知性能を向上。頻繁な物質収支とプロセス監視・品質管理データを統合し、迅速な異常検知を実現。モデル施設で制御単位を最適化し、5kgウラン検知目標を達成する警報能力を確認。 | (*)ウランスクラップ回収施設を複数の管理単位に分割し、核物質の転用を迅速に検出する高度なMC&A（Material Control & Accounting）手法を提案。頻繁な物質収支計算に加え、工程監視・計量管理測定・品質管理データを統合し、異常検知の精度を向上。仮想施設モデルで、10単位から8単位への最適化により、5kgウラン転用検出目標を満たす警報能力を実証。 | ||
| An Advanced Material control and Accounting Program for a High Enriched uranium Particulate Fuel Fabrication Facility* | R. J. Brouns, R. F. Eggers, L. C. DAVENPORT, J. L. Pindak, D. W. Brite | 高濃縮ウラン粒子燃料製造施設向け先進的物質管理・計量プログラム* | |
| 高濃縮ウラン粒子燃料製造施設における高度な核物質管理・計量管理プログラム ― 管理単位分割による転用検出感度・迅速性・局所化能力の強化 | (*)高濃縮ウラン粒子燃料製造施設における高度なMC&A（Material Control & Accounting）プログラムの概念設計を提示。製造工程を複数の管理単位に分割し、転用検出の感度・迅速性・局所化能力を向上させる手法を検討。プラント全体での転用検出性能を評価し、保障措置要件に適合するための最適化戦略を示す。 | ||
| An Example ofMaterial Accounting and verification ofReprocessing input | L. Koch, S. Schoof | ||
| 再処理施設入力点における核物質計量管理と検認の実例 ― 燃料履歴・化学分析を活用した転用検出手法の精度評価 | (*)再処理施設の入力点における核物質計量管理の実例を提示し、保障措置検認のための手法を検討。燃料履歴情報と化学分析結果を活用し、操業者による入力決定とIAEA検認の両方に適用可能な概念を試験。PWR燃料再処理キャンペーンにおける物質収支精度を評価し、長期的および突発的な転用検出能力を確認。 | ||
| An integrated Near-Real-Time Materials Accountancy Safeguards system | Toshia SAWAHATA, K. lkawa, J. Lovett, M. Tsutsumi, H. lhara | ||
| 統合型準リアルタイム物質計量保障措置システム | |||
| Analysis of Protection Requirements for Away-From-Reactor Spent Fuel storage Facilities | Alfred E. Winblad, F. F. Dean | ||
| 炉外貯蔵型使用済燃料施設における防護要件の分析 ― 破壊工作シナリオに基づく脅威評価と物理的防護システム設計指針 | (*)炉外貯蔵型使用済燃料施設に対する物理的防護要件を策定するため、破壊工作による放射性物質拡散の影響を分析。爆発物などを用いた攻撃シナリオを評価し、潜在的標的と敵対者の活動を考慮した脅威モデルを構築。結果に基づき、政府規制に適合し、想定脅威に対応可能な防護システムの要素と設計指針を提示。 | ||
| Application ofa Chemical Calibration Protocol to the Evaluation ofa Nondestructive Assay System | Nancy M. Trahey, Warren J. McGonnagle, A. Creig Zook | ||
| 非破壊測定システム評価における化学校正プロトコルの適用 ― X線密度計の性能検証と保障措置への適用可能性 | (*)ニューブランズウィック研究所が、ロスアラモス国立研究所製のX線密度計の性能と信頼性を評価するための実験設計を提示。化学分析による校正プロトコルを参照基準として、非破壊測定結果の精度と再現性を検証。初期測定結果を報告し、化学校正法と非破壊測定法の整合性を比較することで、保障措置適用への有効性を確認。 | ||
| Application of Computer Voice Input/Output* | W. Ford, D. G. Shirk | ||
| コンピュータ音声入出力の応用 ― 核保障措置における計測機器操作と話者認証によるアクセス制御の試作 | (*)マイクロプロセッサとLSI技術の進展により、音声入力・出力を用いたコンピュータ制御が現実的になり、核保障措置分野への応用が検討された。音声認識による計測機器操作と音声合成による指示提示を組み合わせ、作業効率と操作性を向上。話者認証を利用したアクセス制御システムを試作し、核物質管理におけるセキュリティ強化の可能性を示した。 | ||
| Application of inductively Coupled Plasma-Atomic Emission and Fluorescence spectroscopy to the Safeguarding of a Nuclear Facility | Martin C. Edelson, V. A. Fassel | ||
| 核施設の保障措置に向けたICP発光分光法および蛍光分光法の適用 ― ウラン同位体構造解析と計量管理精度向上の可能性 | (*)高分解能分光器を用いて、誘導結合プラズマ（ICP）で励起されたウランのスペクトル線の同位体構造を解析。ウランの多同位体分析および模擬アカウンタビリティタンク溶液のスペクトル測定を実施し、保障措置分析への適用性を検討。ICP発光分光法とレーザー励起原子蛍光法の概要を提示し、核施設における計量管理精度向上の可能性を示唆。 | ||
| Application of the Controllable unit Approach (CUA)to a LOW Enrichment uranium Fuel Facility | D. R. Rogers, J. C. Miles, K. W. Foster, D. B. A mstrong | ||
| 低濃縮ウラン燃料施設の保障措置に向けたICP発光分光法および蛍光分光法の適用 ― ウラン同位体構造解析と計量管理精度向上の可能性 | (*)高分解能分光器を用いて、誘導結合プラズマ（ICP）で励起されたウランのスペクトル線の同位体構造を解析。ウランの多同位体分析および模擬アカウンタビリティタンク溶液のスペクトル測定を実施し、保障措置分析への適用性を検討。ICP発光分光法とレーザー励起原子蛍光法の概要を提示し、核施設における計量管理精度向上の可能性を示唆。 | ||
| Assay Method for MTR-Type Fuel Elements | R. Sher | ||
| MTR型燃料要素の検認に向けた非破壊評価手法 ― ガンマ線測定とビルドアップ係数補正による設計一致性の確認 | (*)HP-97電卓用プログラムを開発し、IAEA査察官がSAM-2ガンマ線測定器を用いて未照射MTR型（板状）燃料要素を検認する手法を提示。設計データを入力し、燃料板内でのガンマ線散乱（ビルドアップ係数）を考慮した期待計数率を計算。実測値との比較で±2％の精度を達成し、単一燃料板の抜き取りや置換を検出可能であることを確認。 | ||
| Assay of Low-Level Plutonium Effluents* | S. T. Hsue, Faye Hsue, D. F. Bowersox | ||
| End(1) | 低レベルプルトニウム廃液の評価手法 ― α崩壊後L線X線を用いた非破壊測定による検出感度と精度の検証 | (*)ロスアラモスのプルトニウム回収工程で発生する低濃度Pu・高濃度Amを含む廃液を対象に、非破壊測定による分析手法を検討。α崩壊後のL線X線を利用した受動測定で、Pu濃度10 mg/L以上では±30％、10 mg/L未満では±40％の精度を達成。L線測定の検出感度は約1 mg Pu/Lであり、Am/Pu比が最大3までの条件で適用可能であることを確認。 | |
| Automated Material Accounting statistics System (AMASS) | M. Messinger | ||
| 自動化された核物質計量管理統計システム（AMASS） ― 在庫差の有意性評価と測定誤差・プロセス変動解析の統合モデル | (*)核燃料サイクル全体に適用可能な統計モデルを構築し、計量管理における測定誤差とプロセス変動を包括的に評価。単一の在庫差（Inventory Difference, ID）およびその累積和に対する測定分散を推定し、未測定プロセス変動の寄与も考慮。これらのアルゴリズムを組み込んだコンピュータプログラムAMASSを開発し、在庫差の有意性判定と誤差解析を自動化。(US NRC) | ||
| Calculating the inventory of solvent Extraction Columns for Material Balances without Shdfdown* | R. J. Brouns, L. C. DAVENPORT, G. L. Richardson | ||
| プロセス停止なしで物質収支を行うための溶媒抽出カラム在庫計算 ― SEPHISコードを用いたウラン回収プロセスへの適用と日次損失監視手法 | (*)溶媒抽出カラムの核物質在庫を、プロセス停止なしで物質収支計算する方法を提示。既存の計算コードSEPHISを利用し、ウラン回収プロセスの抽出サイクルにおける在庫を算出。公開データを用いて適用性を検証し、日次のウラン損失監視への応用を示した。<SEPHISコードの概要:核燃料再処理における溶媒抽出プロセス（特にPUREX法）をシミュレーションするために開発された計算プログラム。主な特徴;目的: 溶媒抽出条件の最適化と、段階的なプロセス挙動の予測を支援。手法: 近似的な化学平衡式と段階的計算モデルを組み合わせ、各抽出段階や生成ストリームの濃度を精度良く予測。応用分野: 核物質在庫管理（保障措置）、臨界性解析、プロセス制御、フローシート設計。対象プロセス: PUREXを中心に、THOREXやBUTEXなどの液液抽出法にも適用可能。>
このコードは、再処理施設での核物質収支計算や、Near Real-Time Accounting（NRT）における在庫推定に広く利用されてきました。> |
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| Case study Application of the IAE safeguards Assessment Methodology to a Mixed oxide Fuel Fabrication Facility | T. L. McDaniel, J. M. Swartz | ||
| MOX燃料製造施設に対するIAEA保障措置評価手法の適用事例 ― 設計・実施・性能評価に基づくプルトニウム転用検出能力と検査資源効率の分析 | (*)IAEAが開発中の保障措置評価手法を、MOX燃料製造施設に適用したケーススタディを提示。手法は設計評価・実施評価・性能評価の3段階で構成され、プルトニウム転用検出能力と検認資源の効率性を分析。評価結果は、保障措置システムの有効性向上と検査資源配分の最適化に資することを示した。 | ||
| Case study Application ofthe IAEA Safeguards Assessment Methodologytoa Pressurized water Reactor | Jonathan Sanborn, T. L.McDaniel, J. M. Swartz | ||
| 加圧水型原子炉に対するIAEA保障措置評価手法の適用事例 ― 設計・実施・性能評価に基づく転用検出能力と検査資源制約の分析 | (*)IAEAが開発中の保障措置評価手法を、加圧水型原子炉（PWR）に適用したケーススタディを提示。手法は設計評価・実施評価・性能評価の3段階で構成され、核燃料転用検出能力と検査資源の制約を考慮。仮想的な検査結果を用いて、保障措置システムの有効性と改善点を分析し、将来の設計指針を示した。 | ||
| Compromise, Credibility and Clarity in the Analysis of inventory Data | A. J. Woods, D. J. Pike | ||
| 在庫データ解析における妥協・信頼性・明確性 ― 核物質管理における統計的手法の限界と検認精度向上への課題 | (*)要旨・本文: オンライン非公開（会員限定） | ||
| Concepts on integration of Physical Protection and Material Accounting Functions in a Safeguards system | D. A. Reynolds | ||
| 保障措置システムにおける物理的防護と核物質計量管理機能の統合概念 ― 調整センターによるリアルタイム情報連携と脅威対応の高度化 | (*)物理的防護と核物質計量管理を統合することで、保障措置システム全体の有効性を高める概念を提示。統合は「保障措置調整センター」を設置し、通信・データ処理・意思決定をリアルタイムで一元化することで実現。このセンターは、警報データの評価、脅威対応、施設運転・管理との連携を担い、統合的な情報共有を可能にする。 | ||
| Conceptual Design of a Magnetic Tape seal system* | Houng Y. Soo | ||
| 磁気テープ封印システムの概念設計 ― 現場検証を可能にする磁気記録技術とマイクロコンピュータによる識別情報管理 | (*)核物質保障措置における封印検認のため、磁気テープを利用した封印システムの概念設計を提案。封印には固有の識別情報を磁気記録し、現場でポータブル装置とマイクロコンピュータを用いて照合・検証可能。封印デバイスは射出成形と超音波溶接で製造可能とし、経済性評価により実用化の可能性を示唆。 | ||
| Credibility Analysis of Diversion scenarios and Their impact on the Design of Reprocessing Facilities | Chr. Brueckner, R. Weh, J. Regnier | ||
| 再処理施設設計における転用シナリオの信頼性評価とその影響 ― 意思決定ツリー分析による脆弱性低減と保障措置設計指針 | (*)大規模再処理施設では、核物質転用の可能性が多岐にわたるため、封じ込め・監視技術の適用に課題がある。本論文は、意思決定ツリー分析を用いて転用シナリオの「信頼性（Credibility）」を評価する手法を提案。この評価結果を施設設計に反映し、信頼性の高い転用経路を減らすことで、保障措置の有効性を向上させる。 | ||
| CRPAUT: A Computer Code for Automated isotopic Analysis of Plutonium spectra* | J. G. Fleissner | ||
| プルトニウム同位体比の推定用のγ線スペクトル自動解析コードCRPAUT ― ミニコンピュータによる現場適用と統計精度に基づく解析信頼性評価 | (*)CRPAUTは、プルトニウムまたはPu-U混合物のガンマ線スペクトルから同位体組成を自動解析するモジュール型コンピュータコード。任意の質量、燃焼度、経過時間、化学組成を持つ試料に対応し、ミニコンピュータで技術者レベルの操作を可能にする設計。スペクトル測定の統計精度が解析精度の良好な指標となることを確認し、保障措置における現場適用性を示唆。 | ||
| Decision Theory- A user’s Point of view | R.A. Schneider | ||
| 意思決定理論 ― ユーザー視点から見た保障措置への適用 ― 核物質計量管理における統計的判断とMUＦ評価の実務的課題 | (*)核物質計量管理における意思決定は、測定差異が不確かさによるものか、異常を示すものかを判断する統計的手法に基づく。出荷者・受領者差異、累積MUF、濃縮プロセスの健全性など、複数の評価項目に意思決定理論が適用される。ユーザー視点から、意思決定理論の実務的課題と測定管理プログラムへの統合の重要性を論じる。 | ||
| Decision-Directed Materials Accounting Procedures: An Overview* | James P. Shipley | ||
| 意思決定指向の核物質計量管理手法の概要 ― タイムリーな収支評価における情報抽出と意思決定過程の解析技術への影響 | (*)核物質計量管理において、日次・週次レベルのタイムリーな収支評価が求められる中、意思決定理論に基づく手法の重要性が増している。課題は、計量データから最大限の情報を抽出する方法と、意思決定過程が解析技術に与える影響の評価。複数の収支データを組み合わせることで、保障措置の有効性を高める新たなアプローチを提示。 | ||
| Demonstration of an Automated Electromanometer for Measurement of Ssolution Volume in Accountability Vessels | M. Hayashi, Y. Fukuari, S. Suda, B. Kelsch | ||
| 計量容器内の溶液量測定用自動電気圧力計の実証 | |||
| Design Features to Facilitate IAEA Safeguards at Light water Reactors | L. A. Goldman, J. M. Swartz, T. Pasternak, J. Clancy | ||
| 軽水炉におけるIAEA保障措置を容易にする設計特徴 ― LEU・MOX燃料炉を対象とした検認効率・コスト・運転影響の体系的評価
<現在のSafeguards-by-Designの概念の先駆けであり、設計段階で保障措置を考慮する重要性を示した初期研究> |
(*)軽水炉設計にIAEA保障措置要件を組み込むため、体系的な評価手法を開発。LEUおよびMOX燃料を用いる代表的LWRを対象に、検認効率・コスト・運転影響を分析。保障措置の有効性を高める設計特徴を抽出し、設計段階での適用指針を提示。 | ||
| Determining Rejection Regions and Power That Optimize the Inspector’s Chances of Detecting Diversion and/or Falsification* | J. F. Hafer, A. S. Goldman, J. P. Shipley | ||
| 転用・虚偽申告検出における検定力最適化のための棄却領域設計 ― 尤度比検定とISS統計量による保障措置検認の信頼性向上 | (*)転用や虚偽申告の検出問題を統計モデル化し、検定力を最大化する棄却領域の設計手法を提示。尤度比検定に基づき、3つのモデル（転用＋虚偽申告、累積虚偽、転用のみ）に対する最適検定を構築。ISS統計量とMUF-Dを用いた検出力比較により、保障措置検認の信頼性向上を目指す。 | ||
| Development and Demonstration of Near-Real-Time Accounting systems for Reprocessing Plants* | Donald D. Cobb, Alice L. Baker, E. A. Hakkila, J. P. Shipley, Hassan A. DAYEM | ||
| 再処理施設向けNear-Real-Time核物質計量管理システムの開発と実証 ― モデル化・シミュレーションと意思決定分析による即応性向上の検証 | (*)再処理施設における核物質計量管理の即応性向上を目的に、Near-Real-Time Accounting（NRTA）システムを開発。プロセス運転・測定システムのモデル化とシミュレーションを行い、意思決定分析手法でデータ評価。AGNS再処理施設でNRTAの要素技術を実証し、保障措置の有効性と運転適合性を確認。<AGNS再処理施設: Allied-General Nuclear Services（AGNS） で、建設された施設は Barnwell Nuclear Fuel Plant（BNFP）> | ||
| Development and Testing ofa Near-Real-Time Accounting System for the Barnwell Reprocessing Facility | J.H. Ellis | ||
| Barnwell再処理施設向け近実時間核物質計量管理システムの開発と試験 ― コールド試験によるデータ自動化と保障措置即応性の検証 | (*)Barnwell再処理施設向けに、近実時間で核物質在庫と収支を推定するコンピュータ化システムを開発。コールド試験条件で、データ取得・計算・保持を自動化し、従来の計量管理と統合。将来の保障措置要件に対応するため、即応性と精度を高める実証結果を提示。 | ||
| Development ofsafeguards Requirements for High-Level waste Repositories | J. A. Stoddard, L. Harris | ||
| 高レベル廃棄物地層処分施設における保障措置要件の策定 ― 公衆安全への脅威評価と盗取リスクを考慮した設計指針の構築
<廃棄物管理と保障措置の統合的設計という観点で、現代の「Safeguards for Geological Repositories」やIAEAの長期管理指針の基盤となる重要な研究> |
(*)NRC委託により、高レベル廃棄物地層処分施設に対する保障措置要件を策定する技術的基盤を構築。複数の軽水炉燃料サイクルからの廃棄物を対象に、脅威評価に基づく要件を導出。公衆安全への影響と盗取リスクを考慮し、将来の処分施設設計に反映する指針を提示。 | ||
| Development of seals for safeguards | Gordon L. Harvey, I.G. Waddoups, J. M. McKenzie | ||
| 保障措置用封印の開発 ― Sandiaによる耐改ざん性強化と国際検認への適用状況 | (*)国際保障措置における封印技術の信頼性向上を目的に、既存封印の改良と新型封印の開発を推進。Sandia国立研究所は、耐改ざん性・検認容易性を重視した設計と試験を実施。封印は、輸送容器や保管施設での核物質転用防止に不可欠な要素として位置付けられる。 | ||
| Exercises for use in Training ofinspectors and other Safeguards Professionals | Gregg W. Dixon, Francis A. O’Hara | ||
| End(2) | 査察官およびその他の保障措置専門家の訓練に用いる演習 ― 実務的シナリオを通じた検認技術と判断力の向上 | (*)要旨・本文: オンライン非公開（会員限定） | |
| Gamma-Ray Measurements for Simultaneous Calorimetric Assay* | David A. Rakel | ||
| ガンマ線計測とカロリメトリックアッセイの同時測定 ― カロリメータ内での同位体組成解析とプルトニウム質量推定精度の検証 | (*)カロリメトリーとガンマ線分光測定を同時に行う非破壊分析システムを開発し、プルトニウム質量推定の精度を検証。カロリメータ内でガンマ線透過を測定し、同位体組成を解析して有効比出力を算出。不確かさ評価により、同時測定による保障措置適用の可能性を示唆。 | ||
| Generic Physical Protection Logic Trees | William K. Paulus, Christopher E. Olson, L. E. Woellhart | ||
| 汎用物理的防護ロジックツリー ― 核施設における侵入シナリオ評価と防護設計改善のための定性的解析手法 | (*)核施設の防護設計・解析に用いる汎用ロジックツリーを開発し、定性的評価手法を提示。防護ゾーン内の侵入シナリオをツリーで表現し、防護要素の有効性を二値評価で検証。評価結果を設計改善に反映し、脅威対応力を高める設計・解析サイクルを確立。 | ||
| Holdup Measurementfor Nuclear Fuel Manufacturing Plants | M. S. Zucker, M. Degen | ||
| 核燃料製造施設における滞留核物質の測定 ― 量・分布・固定度評価と保障措置・安全管理への適用 | (*)核燃料製造施設でのホールドアップ測定は、物質収支の精度向上と保障措置の信頼性確保に不可欠。測定対象は設備内に滞留する核物質で、その量・分布・固定度を評価。ガンマ線・中性子計測を含む標準化手法を用い、施設解体時の安全性や追加回収の判断に活用。 | ||
| Human Factors Concerns in Material Control and Accounting: Implementing Self-Test | Michael T. Wood | ||
| 核物質管理・計量管理における人的要因の課題 ― Self-Test導入時の組織運用モデルと効率性・安全性の両立指針 | (*)Self-Testは、核燃料製造業者がMC&Aシステムの健全性を自主的に確認する仕組みで、NRCが監督する。導入に際し、人的要因（ヒューマンファクター）による影響を分析し、効率性と安全性を両立する設計指針を提示。組織行動学モデルを用いて、技術的手法と人的要因の相互作用を評価。 | ||
| Human Factors: A National and international safeguards concern | George Weisz | ||
| ヒューマンファクター：国家および国際的な保障措置懸念事項 | (*)保障措置分野では、ハードウェア偏重から人的要因を重視する方向へ転換が進んでいる。TMIや敦賀原発の事例を踏まえ、人間の対応がシステム信頼性に与える影響を再評価。DOEは、人間・機械・プロセスの相互作用を考慮した設計指針を強化する方針を提示。 | ||
| IAEA Concerns About Advanced Containment and Surveillance Concepts or other Alternative safeguards concepts | A. von Baeckmann, J. Powers | ||
| IAEAによる先進的封じ込め・監視概念および代替保障措置概念への懸念 ― 技術的実現性・耐改ざん性・法的適合性の総合評価の重要性
<保障措置技術の革新に対するIAEAの慎重な姿勢を示しており、現代の「State-Level Approach」や「C/S技術開発方針」にも通じる重要な視点> |
(*)IAEAは、封じ込め・監視を補完的手段として重視しつつ、代替的保障措置概念の提案に対する懸念を表明。提案の多くは非現実的な仮定に基づき、誤った期待を生む可能性があると指摘。技術的実現性、耐改ざん性、費用対効果、法的制約への適合性を総合的に評価する必要性を強調。 | ||
| IAEA Safeguards – Status and Prospects | H. Gruemm | ||
| IAEA保障措置 – 現状と展望 | |||
| IAEA Safeguards Assessments | H. Gruemm, R. J. Parsick, T. E. Shea, V. Pushkarjov | ||
| IAEA保障措置評価 ― 転用抑止・検出能力の確保に向けた方法論と設計審査・検査計画への適用 | (*)IAEA保障措置は、転用抑止・検出・未検出時の保証を国際社会に提供することを目的とする。制約条件下で保障措置の有効性を確保するため、IAEAは評価方法論を開発。この方法論は、設計審査・検査計画・資源配分・性能評価に活用され、実施結果の客観的伝達を可能にする。 | ||
| Improved Mass Measurement Accuracyusing the PNB Load Cell Scale | S. Suda, Paul E. Pontius, R. Schoonover | PNBロードセルスケールを用いた質量測定精度の向上 | |
| PNB（事前荷重・狭帯域校正質量比較器）ロードセルスケールによる質量測定精度の向上 ― ヌルバランス方式と事前荷重保持による高精度質量比較技術の開発とUF₆シリンダ計量への応用 | (*)PNB（事前荷重・狭帯域校正質量比較器）ロードセルスケールは、事前荷重を保持しつつ未知質量を検出するヌルバランス方式のサーボ機構と、事前荷重による信号を打ち消すデジタル計測器を組み合わせた高精度質量比較装置である。この設計により、出力信号範囲が拡大し、感度・分解能が向上し、荷重載せ替え時の過渡誤差が低減される。核物質保障措置への応用として、UF₆シリンダの質量測定に有効であり、米国標準局で複数の試作機が開発された。<近年の保障措置分野では、ロードセルを用いたプラットフォームスケールや連続監視システムがUF₆シリンダ計量の主要技術として広く採用されており、Oak Ridge National Laboratory（ORNL）などで性能評価や無人監視の研究が進められている。> | ||
| in-Line Measurement of Plutonium and Americium in Mixed Solutions* | T. K. Li | ||
| 混合溶液中のプルトニウムとアメリシウムのインライン測定 | |||
| in-Process inventoryEstimation in a Reprocessing Facilityfor Near-Real-Time Accounting | J. H. Ellis, M. H. Ehinger, K. E. Plummer | ||
| 再処理施設におけるインプロセス在庫推定によるニアリアルタイム計量管理 ― Barnwell工場でのIPI(インプロセス在庫推定)技術の開発と毎時マテリアルバランス閉鎖の実証
<**Near-Real-Time Accounting（NRTA）**の初期的実装例であり、保障措置分野で重要な「運転停止なしでの在庫推定」という革新を示している。> |
(*)年間1500MTU規模の再処理施設では、保障措置のために迅速な核物質転用検出が求められるが、従来の在庫確認はコスト・停止時間・運転制約が課題だった。Barnwell再処理工場で開発・実証されたインプロセス在庫推定技術（IPI）は、プロセス計測値と分析データをコンピュータ処理し、運転を止めずに在庫を推定する方式である。この技術により、通常運転中に毎時の在庫推定とマテリアルバランス閉鎖が可能となり、感度は通常在庫の2～5％を達成した。 | ||
| Initial Experience Under IAEA safeguards | R. A. Schneider, E. R. Herz, A. J. McGinnes | ||
| IAEA保障措置下での初期経験 ― 米国初のバルク取扱施設における協定発効後の対応と報告体制整備（DIQ作成・在庫検認・輸送通知の実務） | (*)米国初のバルク取扱施設として、Exxon NuclearのLEU燃料工場がIAEA査察を受け、協定発効後の初期対応を実施。DIQ作成、初期在庫報告、アドホック査察準備、施設付属書協議など、IAEA要求への対応を開始。検認試料発送や新様式フォームによる報告、輸出入・国内移動の事前通知体制を整備し、実務経験を蓄積。 | ||
| Inspections- A Cost Effective Approach | Charles Joseph | ||
| コスト効率的な査察アプローチ ― Barnwell再処理施設における遠隔検認機能を備えたコンピュータ化MC&Aシステムの導入と運用効果（迅速性・柔軟性・コスト削減の実現） | (*)Barnwell再処理施設のMC&Aシステムは、遠隔から電話で検認を実施できる機能を備え、測定値への直接アクセスを提供。最新の測定状況を即時確認でき、査察官はランダムかつ独立した検証を柔軟に実施可能。計量管理報告や物質収支報告をオンデマンドで生成し、査察コストを削減しつつ迅速な対応を実現。 | ||
| MAIT Application to the Analysis of Commercial Power Plants | L. A. Goldman, Leon D. Chapman, T. L. McDaniel, D. Stack | ||
| 商業炉に対するMAIT手法の適用 ― 内部脅威による破壊工作脆弱性評価と防護強化策の効果分析（BWR・PWRモデルに基づくシミュレーション）
<<MAIT（Matrix Analysis of the Insider Threat）> |
(*)MAITコードを改良し、商業炉における内部犯による破壊工作脆弱性を評価する手法を開発。BWR・PWRモデルで重要区域アクセス経路を解析し、防護強化策（マルチマンルール等）の効果を検証。提案策の運用・人員・コスト影響をシミュレーションで評価し、NRCへの指針を提示。<MAIT（Matrix Analysis of the Insider Threat）は、施設の物理防護システムに対する内部脅威（特に共謀者）を評価するためのコンピュータベース手法。施設データを行列化し、脅威経路を網羅的に解析する。> | ||
| Material Control and Accounting Self-Test Program Design | K. R. Byers, R. F. Eggers, R. L Wilson | ||
| 核物質管理・計量管理におけるセルフテストプログラム設計 ― 戦略特殊核物質の模擬転用・改ざん試験によるシステム信頼性評価（ラボ試験とオンライン試験の実施手順） | (*)戦略特殊核物質を扱う施設で、模擬転用やデータ改ざんを試験するSelf-Test戦略によりMC&Aシステムの信頼性を評価。試験は、SSNMの実際の除去やデータ改ざん、代替品投入など、内部共謀への防御力を確認する手順を含む。Self-Testを実現するため、ラボ試験とオンライン試験の二つのプログラム設計を提示。 | ||
| Modern Methods of Material Accounting for Mixed oxide Fuel Fabrication Facility | R. J. Brouns, R. F. Eggers, J. L. Pindak, R. C. Williams, R. R. Kinnison | ||
| MOX燃料製造施設における現代的核物質計量管理手法 ― 急速転用・長期転用検知性能の定量評価とホールドアップ影響解析（警報応答手順を含む包括的システム設計） | (*)MOX燃料製造施設における現代的核物質計量管理（MC&A）システムを設計し、急速転用と長期転用の検知性能を定量評価。プロセスを制御単位に分解し、ホールドアップの影響や警報応答手順を分析。急速転用・長期転用検知の信頼性向上を目的に、包括的なMC&A哲学を適用した設計指針を提示。 | ||
| Near-Real-Time Materials Accountancy in an international Perspective or will the Real Near-Real-Time Materials Accountancy Please stand up? | James E. Lovett | ||
| 国際的視点から見たほぼリアルタイム核物質計量管理 ― IAEA保障措置目標達成に向けた概念の歴史・現状・評価（急速転用検知と長期転用防止の両立に関する課題）
＜急速転用（rapid diversion）：短期間で核物質を転用する行為を指し、例えば分離プルトニウムや高濃縮ウランを迅速に兵器化するケース。長期転用（protracted diversion）：長期間にわたり少量ずつ核物質を転用する行為で、検知が困難なため保障措置上の課題となる。＞ |
(*)IAEAは保障措置の定量的目標を設定し、急速転用と長期転用の検知を両立する技術を模索。大規模施設での有効手段として、Near-Real-Time Materials Accountancy（NRTMA）が提案され、概念と現状を整理。論文はNRTMAの歴史、開発状況、国際的な評価の相違を分析し、今後の方向性を示す。 | ||
| Nondestructive Assay of Spent Boiling Water Reactor Fuel by Active Neutron interrogation* | E. D. Blakeman, C. W. Ricker, G. G. Slaughter, F. C. Difilippo | ||
| アクティブ中性子照射による使用済BWR燃料の非破壊評価 ― Sb-Be中性子源を用いた総核分裂性物質量測定の精度検証（化学分析との比較による信頼性評価） | (*)ドレスデンI号機のBWR使用済燃料を対象に、アクティブ中性子照射法で総核分裂性物質量を非破壊評価。Sb-Be中性子源と比例計数管を用い、切断燃料を缶詰めして複数組み合わせで測定。測定結果は化学分析と2～3％以内で一致し、精度と再現性を確認。 | ||
| Nuclear Material Accountability by Isotope Dilution Mass Spectrometry | E. E. Filby, G. W. Webb, R. A. Rankin, W. A. Emel | ||
| アイソトープ希釈質量分析法による核物質計量管理 ― 再処理施設における高精度・高スループット測定システムの改良と運用実績（品質管理・性能評価による信頼性向上） | (*)アイソトープ希釈質量分析法（IDMS）は、再処理施設でウランの計量管理に用いられ、高精度と迅速性の両立が求められる。システムは、オペレーター訓練、品質管理、性能レビューを組み込み、信頼性を確保。改良により、精度は0.42％まで向上し、ピーク時には月400サンプル処理が可能となった。 | ||
| Nuclear Material Accountancy and Data verification (The MUF-D-Problem) | Rudolf Avenhaus | ||
| End(3) | 核物質計量管理とデータ検証（MUF-D問題） ― 保障措置における二重検定手法の統計解析と最適化（偽警報確率制約下での検出性能評価） | (*)国際保障措置では、施設運転者が物質収支データを作成し、査察官が独立測定で検証する二重チェック体制が基本。この過程で、運転者と査察官の測定値差を評価する「D検定」と、未計上核物質量（MUF）を評価する「MUF検定」が必要。論文は、偽警報確率を一定に保ちながら両検定を組み合わせる二変量検定を解析し、検出性能の最適化を具体例で示す。 | |
| Nuclear Safeguards: Challenges and Realities | Myron B. Kratzer | ||
| 核保障措置：課題と現実 ― INMM第22回年次大会基調講演における国際保障措置制度の理念・制約・今後の展望 | (*)要旨・本文がオンライン非公開（会員限定） | ||
| Objectives and Techniques ofan Advanced Safeguards System for the Candu Reactor | R. M. Smith, David A. Head | ||
| CANDU炉向け高度保障措置システムの目的と技術 ― 無人監視型計装方式によるIAEA支援とカナダの開発事例（600MW級発電所への適用とBruce・Pickering複数炉への展開） | (*)要旨・本文がオンライン非公開（会員限定） | ||
| Operating Experience with a Near-Real-Time Liquid-volume Balance in a Nuclear Fuel Cycle Plant | G. W. Morrison, D.H. Pike, W.J.Armento, F.G. Kitts, A.M. Krlchlnsky | ||
| 原子力燃料サイクル施設におけるほぼリアルタイム液量バランスの運転経験 ― ORNL統合保障措置プログラムによる233Uパイロットプラントでの溶媒抽出・イオン交換系の実証と将来展望 | (*)要旨・本文がオンライン非公開（会員限定） | ||
| Portal Neutron Monitor | Hans J.Weber, StanleyJ.Friesenhahn | ||
| ポータル中性子モニター ― 再処理施設出口における特殊核物質検知のための大型・高効率中性子検出器の設計と保障措置への適用可能性 | (*)核燃料サイクル施設での特殊核物質転用防止のため、出口監視用ポータル中性子モニターの必要性を提示。IRT社が開発した大型・高効率中性子検出器は、低コストで長寿命運用が可能。再処理施設などでの迅速・信頼性の高い検知により、保障措置の実効性を強化。 | ||
| Post Irradiation Analysis of BWR and PWR Fuel Samples: Experimental Results and Their Interpretation | S. Guardlni, G. Guzzi | ||
| BWRおよびPWR燃料試料の照射後分析 ― 保障措置技術評価に向けた燃焼度・同位体生成データの構築と測定値・計算値比較による精度検証 | (*)BWR・PWR燃料試料約120個を対象に、燃焼度と同位体生成の破壊後分析を実施し、保障措置技術評価用データベースを構築。データは同位体相関法など非破壊測定の精度向上に活用可能。測定値と計算値の比較により、燃料サイクル計量管理の信頼性を強化。 | ||
| Poster Presentation Sandia Helicopter Acoustic Detector* | H. Duane Arlowe | ||
| ポスター発表：Sandiaヘリコプター音響検知器 ― 核施設防護における短距離検知の必要性と20～40Hz帯域を用いたローターパルス解析による設計 | (*)新設核施設の物理防護において、短距離ヘリコプター検知の必要性を踏まえ、Sandiaが音響検知器を開発。センサーは20～40Hzの周波数帯に着目し、ローターパルスの高調波成分で低速ヘリも検知可能。検知距離は75m以下で十分とし、風雑音や車両音への過敏性を避ける設計を採用。 | ||
| Procedures for inspection of Physical Protection Systems | J. N. Green | ||
| 物理的防護システム検査手順 ― NRC検査官による規制適合性確認の体系化と、検査技術・訓練モジュール開発および保障措置検査との統合に向けた展望 | (*)NRC検査官向けに、原子力施設の物理的防護システム検査手順を開発し、規制適合性確認を体系化。手順は検査の一貫性・信頼性を確保することを目的とし、承認済みセキュリティ計画との整合性を重視。今後は検査技術の改善、訓練モジュール開発、物理的防護と核物質管理検査の統合を推進。 | ||
| Radiation Detectors as surveillance Monitors* | P. E. Fehlau, E. J. Dowdy | ||
| 監視モニターとしての放射線検出器の利用 ― IAEA保障措置におけるバリア貫通部での核物質通過検知に向けたYES/NO型線量計の選定と適用可能性評価 | (*)IAEA保障措置で、閉鎖宣言されたバリア貫通部における核物質通過検知用に放射線検出器をYES/NO型監視モニターとして利用する可能性を調査。背景線量変動により検出器タイプの優位性はなく、低コスト・改ざん防止・保守容易性が選定基準。RPL線量計、TLD、電子式線量計を候補とし、ルーチン監視とデータベース取得に適用可能と結論。 | ||
| Reliability Tests for Physical Protection Systems | A. Kobe, Y. Ninagawa | ||
| 物理的防護システムの信頼性試験 ― 侵入検知・アクセス制御・監視機能の性能評価と最適防護設計に向けた基礎データ収集 | |||
| Safeguards Decision Making in the Public and Regulatory Environment, and the Potential Role of Quantitative Approaches | Theodore Sherr | ||
| 公的・規制環境における保障措置の意思決定と定量的アプローチの潜在的役割 ― 意思決定理論の適用可能性と専門家判断との比較による限界分析 | (*)公的・規制環境における保障措置の意思決定に、定量的アプローチを導入する可能性を検討。専門家判断と数理モデルの比較を通じて、意思決定理論の適用範囲と限界を分析。数学モデルは有効な管理ツールだが、非定量的要因も意思決定において重要と指摘。 | ||
| Sequential Tests for Near-Real-Time Accounting | Donald D. Cobb | ||
| 近実時間計量管理における逐次検定（連続データ対応）手法 ― 核物質転用の早期検出と誤警報抑制を両立する統計的アプローチ | (*)近実時間計量システムの逐次データに対し、逐次仮説検定を用いて核物質転用の兆候を検出する手法を提示。選定された逐次検定の特性を評価し、検出遅延・誤報率などの性能指標を分析。早期検出と誤警報抑制の両立により、保障措置の信頼性向上を目指す。 | ||
| Simulation of Nuclear Detection Capabilities in Portal Monitors | R. R. Nason | ||
| ポータルモニターにおける核物質検出能力のシミュレーション ― モンテカルロ法による特殊核物質検出性能予測と設計最適化手法 | (*)ポータルモニターのSNM検出性能を予測するため、モンテカルロコードMORSEを用いたシミュレーション手法を開発。大型プラスチックシンチレータの応答を計算し、検出率を効率的に推定可能な技術を提示。一度の計算で検出体積内の任意位置にある線源の応答を導出でき、設計最適化に活用。 | ||
| Some Aspects of International Safeguards Data Management and Evaluation | Flavia Argentesi | ||
| 国際保障措置におけるデータ管理と評価の諸側面 ― 計量管理システムの構成要素とIAEA検認における大量データ処理・整合性確保の課題 | (*)国際保障措置の計量管理システムは、データ生成・管理・評価の3要素で構成される。論文はデータ管理に焦点を当て、IAEA検認での大量データ処理と整合性確保の課題を分析。効率的な管理と評価プロセスの統合が、保障措置の信頼性向上に不可欠である。 | ||
| Some Sample-Size Considerations in Material Accountancy Verification | Jonathan B. Sanborn | ||
| 核物質計量管理検認におけるサンプルサイズに関する考察 ― IAEA統計手法に基づく検出確率近似の改善とランダム誤差膨張戦略対応の最小サンプル数算出法 | (*)IAEA方式に基づく核物質計量管理検認でのサンプルサイズ決定を体系的に分析。属性モードでの変量測定において、検出確率近似の改善により必要サンプル数を削減可能。分散膨張係数の課題を解決し、ランダム誤差膨張戦略を検出するための最小サンプルサイズ算出法を提示。＜「ランダム誤差膨張戦略対応」とは、核物質計量管理検認において、測定値のばらつき（ランダム誤差）が過大になる場合に備え、サンプルサイズを増やすことで検出確率を維持する戦略を指す。＞ | ||
| Systematic Analysis ofa Physical Protection System* | M. T. Oiascoaga | ||
| 物理的防護システムの体系的分析 ― 規制プロセスにおける評価・アセスメント・検査手法と脆弱性解析による防護性能の定量評価 | (*)原子力施設の物理的防護システムを体系的に分析する手法を提示し、規制プロセスとの関連を整理。分析は評価・アセスメント・検査の3要素で構成され、NRC/DOE支援の技術を活用。脆弱性評価やシナリオ解析により、防護性能を定量的に確認し、設計適合性を検証。 | ||
| The Expected Performance and Benefits of an Advanced Containment and Surveillance System at the Fast critical Facility FCA of JAERI | Hideo Kuroi, Takehiko Mukaiyama | ||
| JAERI高速臨界施設FCAにおける高度封じ込め・監視システムの期待性能と利点 ― 金属探知・CCTV・改ざん検知・遠隔監視を統合したIAEA保障措置用システムの設計と試験計画 | |||
| The IDA-80 Measurement Evaluation Program on Mass Spectrometric Isotope Dilution Measurement of Uranium and Plutonium: Objectives and Design | Paul De Bievre, W. Beyrich | ウランおよびプルトニウムの質量分析同位体希釈測定に関するIDA-80測定評価プログラム：目的と設計 | |
| IDA-80：ウラン・プルトニウムの同位体希釈質量分析測定に関する評価プログラム ― 湿式再処理施設供給溶液を対象とした国際共同試験による測定精度・不確かさの検証と保障措置適用への信頼性評価 | (*)湿式再処理施設に供給される(feed)溶液中のU・Pu測定精度を評価するため、IDA-80国際共同試験を設計。質量分析による同位体希釈法の信頼性を、未希釈・希釈・基準溶液の3種試料で検証。37機関・12か国が参加し、保障措置適用におけるIDA技術の精度と不確かさを定量化。 | ||
| The Nuclear Non-proliferation System | Allen L. SESSOMS, William M. Murphey | ||
| 核不拡散システム ― IAEA保障措置を含む国際枠組みの構成要素と、条約・地域同盟・経済発展が拡散リスクに与える影響分析 | (*)核兵器不拡散システムの目的と構成要素を整理し、IAEA保障措置の役割を枠組み内で評価。条約、地域同盟、経済・社会発展、戦略状況などが不拡散システムに与える影響を分析。インセンティブ／ディスインセンティブのバランスから、拡散リスク低減に向けた要因の重要性を示す。 | ||
| The Requirements ofthe Development of Devices for use in Extended Containment and Surveillance {C/S) Systems | H. G. Sturman, A. A. Musto | ||
| 拡張封じ込め・監視（C/S）システム用機器開発における要件 ― 核物質計量管理を補完する保障措置システムの性能評価指標と設計条件 | (*)核物質計量管理を補完する独立した封じ込め・監視システムの概念が拡張され、その実現には専用機器の開発が必要。従来の物理防護機器では不十分であり、C/Sシステムに特化した性能要件を満たす設計が求められる。論文は、拡張C/Sシステム用機器の要件と、性能評価パラメータを提示し、実験室・現場試験の重要性を強調。 | ||
| The use of Penetration Monitoring in Safeguards Systems | S. Kaiser, M. E. Bleck | ||
| End(4) | 保障措置システムにおける貫通部監視の活用 ― 封じ込め・監視境界の侵入検知性能評価手法と運用上の留意点 | (*)再処理施設の封じ込め・監視における貫通部監視の性能評価手法を開発し、その有効性を検証。設計段階だけでなく運用時にも適用可能だが、仮定条件に基づく情報の慎重な利用が必要。貫通部監視は、封じ込め境界の侵入検知を強化し、保障措置の信頼性向上に寄与する技術。 | |
| Using a Referee to Resolve Shipper-Receiver Differences | Gary L. Tietjen | ||
| るシッパー（荷受人）・レシーバー（荷送人）差の解決におけるレフェリーの活用 ― 第三者仲裁と統計的手法による核物質取引の公平性・精度向上 | (*)核物質取引におけるシッパー（荷受人）・レシーバー（荷送人）差の問題解決に、第三者（レフェリー）を導入する方法を提案。仲裁と統計的手法を組み合わせ、測定誤差や系統誤差を考慮した公平な解決を目指す。レフェリーの活用により、最終的な核物質量の推定精度と信頼性が向上する。 | ||
| VACOSS 3, A Versatile and Tamper-Resistant Electronic Sealing System | H. Bueker, F. Arning | ||
| VACOSS 3：多用途かつ改ざん耐性を備えた電子封印システム ― 光ファイバーと暗号化技術による遠隔検証・複数回使用対応 | (*)VACOSS 3は、IAEA契約下で開発された多用途・改ざん耐性の高い電子封印システムで、簡易設置と遠隔検証を可能にする。光ファイバーを利用し、封印状態や開閉履歴、バッテリー情報を暗号化して記録・伝送できる。複数回使用可能で、最大10件のイベントを保存し、検証時に復号して安全性を確保する。 | ||
| Value-impact Analysis for Material control and Accounting Alternatives | R. A. AI-Ayat, R. A. AI-Ayat, Bruce R. Judd, Bruce R. Judd, Willard D. Altman, Willard D. Altman | ||
| NRCの核物質管理・計量管理代替案に対する価値影響分析 ― ASMモデルによるMC&A性能指標とコスト評価、NRC規則達成に向けた設計・手順改善の検討 | (*)NRC提案の核物質管理・計量管理（MC&A）アップグレード規則に対し、Aggregated Systems Modelを用いて価値影響分析を実施。MC&A性能指標（検出確率・警報応答時間）と運用コストを定量化し、規則達成に必要な改善策を評価。内部者による大量SNM転用を24時間以内に90％検出するには、設計と手順の両面での強化が不可欠と結論。 | ||
| VISA-2: A General, Vulnerability-Oriented Method for Evaluating the Performance of integrated Safeguards/Security Systems at Nuclear Facilities | L. Harris, W. R. Owel | ||
| End(5) | VISA-2：原子力施設における統合保障措置・セキュリティシステム性能を脆弱性指向で評価するための汎用的手法 ― コンピュータ解析と専門家判断を組み合わせた総合的脅威評価モデル | (*)VISA-2は、原子力施設における統合保障措置・セキュリティシステムの脆弱性評価を行うための一般的手法である。コンピュータ解析に加え、専門家判断やゲーム演習を組み合わせ、幅広い脅威に対するシステム性能を総合的に評価する。評価対象は物理防護、核物質管理・計量管理、影響緩和を含む統合システムであり、脆弱性指向の分析を重視する。 |