INMM米国年次大会論文集（1982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1982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 BAYESIAN APPROACH TO THE EVALUATION OF NUCLEAR MATERIAL SAFEGUARDS ACTIVITIES | Gregg W. Dixon | ||
| 核物質保障措置活動の評価に対するベイズ統計的アプローチ ― MUF・封じ込め監視など複数検査情報を統合する在庫差異確率解析手法の提案 | (*)核物質保障措置活動の評価において、Bayesの定理を用いて「在庫差異（MUF）に関する確率分布」を導出する手法を提案。このアプローチは、従来の「差異なし仮説のYes/No判定」よりも、検査情報を総合的に記述できる利点を持つ。封じ込め・監視、MUF、ID測定など複数の検査結果を統一的な解析枠組みで扱い、数値例で効果を示した。 | ||
| A FRAMEWORK FOR ANALYZING SAFEGUARDS ALARMS AND RESPONSE DECISIONS | R. A. AI-Ayat, Bruce R. Judd, Richard K. McCord | ||
| 保障措置アラームと対応判断の分析枠組み ― 盗取・虚偽通報・誤報の識別と最適対応シーケンス決定に向けた定量的評価手法 | (*)保障措置システムや外部からの脅威によって発生するアラームに対し、最も可能性の高い原因（盗取、虚偽通報、誤報）を識別するための定量的評価手法を提案。各調査ステップの結果に基づき、原因の事後確率を更新し、最適な対応シーケンスを決定する枠組みを構築。対応策には、調査、盗取された核物質の回収措置、外部脅威への対応などが含まれ、コストと便益を考慮した優先順位付けに活用できる。 | ||
| A LOW COST SNM SHELF MONITOR SYSTEM | H. Duane Arlowe | ||
| 低コストSNM棚監視システム ― 容器識別・温度監視・高速在庫確認による保障措置強化と被ばく低減のための設計 | (*)特殊核物質（SNM）の保管では、定期的な物理的在庫確認と容器の膨張検知が必要だが、従来方式は人員被ばくやコストが課題だった。開発された低コスト棚監視システムは、各容器の存在を毎秒多数回確認し、異常時に即時警報を発するほか、600容器/分の高速在庫確認を可能にする。システムは容器・周囲温度を監視し、熱流計算によるSNM発熱推定や異常検知を行い、容量性読み取りラベルで20ビットの識別コードを管理する。 | ||
| A TRAINER MODULE FOR SECURITY CONTROL CENTER OPERATIONS | E. A. Bernard | セキュリティ管理センター運用のためのトレーナーモジュール | |
| (*)保障措置の物理的防護システムに組み込まれるセキュリティ制御センター向けに、オペレーター訓練用モジュールを開発。このモジュールは、周辺防護機器の動作をシミュレーションし、実際のシステムと同様の対応を求めるリアルな状況を提示することで、訓練と能力評価を可能にする。導入により、オペレーターの事前適性確認や定期的な再評価が一貫して実施でき、対応品質の維持に寄与。 | |||
| AN ASSESMENT METHOD TO PREDICT THE RATE OF UNRESOLVED FALSE ALARMS* | P. T. Reardon, S. W. Heaberlin | 未解決誤警報率を予測する評価手法* | |
| 未解決の誤警報発生率を予測する評価手法 ― MUF推定値に基づく警報発生と対応シミュレーションによる原子力施設の計量管理信頼性評価 | (*)米国NRC/NMSSのために、原子力施設で発生する「未解決の誤警報率」を予測する評価手法を開発した。DETRES-1プログラムを用い、在庫・受払の真値と測定誤差をモデル化し、核物質未計量量（MUF）推定値に基づく警報発生と対応手順をシミュレーションする。再測定と包括的クリーンアウトで警報を解消できない場合を「未解決誤警報」として記録し、実際の核物質転用の検出失敗や有効警報も併せて評価する。 | ||
| AN ENTRY CONTROL SYSTEM FOR LARGE POPULATIONS | Paul D. MERILLAT | ||
| 大規模人数向け入退管理システム ― 集中型データ管理と分散型認証による広域施設アクセス制御の設計 | (*)大規模な人数が広範な区域にアクセスする施設向けに、集中型データ管理と分散型認証を組み合わせた入退管理システムを開発した。中央システムは登録・認証情報を管理し、各エリアの分散システムに提供、マイクロプロセッサ制御の入退装置で認証を実施する。認証は有効な証票、アクセス権、暗証番号、手の寸法による生体認証を組み合わせ、違反は警備員用の警報表示・評価システムに報告される。 | ||
| AN OPERATOR’S EXPERIENCE AND LESSONS LEARNED IN IMPLEMENTATION OF IAEA SAFEGUARDS | Roy Nilson, Richard A. Schneider | ||
| IAEA保障措置の実施における事業者の経験と教訓 ― 米国バルク取扱施設での査察対応から得られたコミュニケーションと効率化の知見 | (*)米国のバルク取扱施設でIAEA保障措置を実施する過程で、7回の査察を通じて得られた運転者側の経験と教訓を整理した。最も重要な知見は、査察官と運転者の間の円滑なコミュニケーションであり、協力的な姿勢が負担軽減と効率的な検認に不可欠である。効率性を確保するため、規制要件の字義通りの解釈を超える対応が必要な場合もあり、これらの経験は今後の米国施設での査察に有用と期待される。 | ||
| AN OVERVIEW OF THE NATIONAL WASTE TERMINAL STORAGE PROGRAM | W. Wade BALLARD, Jr., J. William BENNETT | ||
| 国の高レベル放射性廃棄物地層処分プログラムの概要 ― 候補地選定とスケジュール計画 | (*)米国DOEの国家廃棄物終端貯蔵（NWTS）プログラムは、商業用高レベル放射性廃棄物を対象に、地下地質処分場を設計・建設・運用することを目的としている。1983年から3候補地で探査坑を掘削し、1987年に最初の処分場を選定、1988年にNRCへ建設許可申請、1992年に建設開始、1998年に操業開始を目標としている。候補地はDOEハンフォードサイトの玄武岩層、ネバダ試験場の溶結凝灰岩層、そしてテキサス・ルイジアナ・ミシシッピの塩ドームやユタ・テキサスの層状岩塩から選定される。 | ||
| AUTOMATED 741 DOCUMENT PREPARATION OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY’S AUTOMATED SAFEGUARDS INFORMATION SYSTEM (OASIS) | Larry M. Gray, H. C. Austin | ||
| Oak Ridge国立研究所における741文書自動作成 ― OASISによる核物質管理情報のリアルタイム処理と標準フォーム準拠の効率化 | (*)ORNLの核物質管理システムOASISは、在庫更新時にDOE/NRC標準フォーム741を自動生成する機能を備え、リアルタイムの保障措置・計量管理を支援する。当初はDOEアルバカーキの自動741システムを流用したが、文書が煩雑で不適切だったため、プログラムを改修し標準フォームに準拠した簡潔な出力を実現した。自動化により、出荷書類の作成効率が向上し、入力エラーを低減しつつ、NMMSSとの整合性を確保することで、混乱や冗長性を回避できるようになった。 | ||
| COMBINING ITEM AND BULK MATERIAL LOSS DETECTION UNCERTAINTIES | R. F. Eggers | 物品およびバルク物質の損失検出における不確実性の統合 | |
| アイテム検認とバルク計量における未計量量検出の不確かさの統合評価 ― 属性試験とMUF推定値の精度相互依存性に関する統計的手法 | (*)米国の核物質管理改革案で求められる「アイテムとバルク両方の形態における未計量量検出要件」を満たすため、統計的不確かさの組み合わせ評価手法を検討した。アイテム検認は属性試験による欠陥検出を目的とし、バルク検認は入出庫量を測定して核物質未計量量（MUF）推定値を算出し、誤差評価に基づく警報閾値と比較する。両方式の精度を組み合わせるため、グラフによる評価法を提示し、アイテム側の精度低下がバルク側の精度要求を増大させる関係を定量的に示した。 | ||
| CONTROL OF INFORMATION AS AN ELEMENT OF NUCLEAR SAFEGUARDS | John N. Green | ||
| 核保障措置の一要素としての情報管理 | |||
| COORDINATION AND DISPLAY OF NUCLEAR FACILITY TECHNICAL AND MANAGEMENT DATA | Karl J. Bambas, Lawrence D. Barnes | ||
| 原子力施設の技術および管理データの調整と表示 | |||
| DEMONSTRATION OF AN AUTOMATED ELECTROMANOMETER FOR MEASUREMENT OF SOLUTION IN ACCOUNTABILITY VESSELS IN THE TOKAI REPROCESSING PLANT CPART 111 | Bernard Keisch, N. Suyama, M. Komatsu, S. Suda, T. Yamanouchi | ||
| 東海再処理工場の計量容器内の溶液測定用自動電気圧力計の実証（CPART 111） | |||
| DENIAL TECHNOLOGY THE NEGLECTED SECURITY ELEMENT | C. Herman MAUNEY | ||
| 拒否技術 ― セキュリティにおいて見過ごされてきた遅延要素の重要性と作動型障壁による防護強化 | (*)物理的防護システムの主要要素（検知・評価・対応）は強化されてきたが、侵入者の進行を遅延させる「ディレイ要素」が十分に考慮されていないことを指摘。遅延要素は、侵入検知後に警備部隊が到着するまでの時間を確保するために不可欠であり、現行システムでは脆弱性が残る。本論文は、作動型障壁などの技術を用いて遅延時間を確保し、セキュリティのバランスを取る方法を提案し、運用性・安全性・コスト・美観の観点から実装課題を論じる。 | ||
| DOE’S SAFEGUARDS AND SECURITY PROGRAM PRIORITIES | Ralph Caudle | ||
| 米国エネルギー省（DOE）の保障措置およびセキュリティプログラムの優先事項 | |||
| DOSE RATE MEASUREMENT OF UNIVERSITY OF VIRGINIA REACTOR FUEL ELEMENT | Paul Eric Benneche | バージニア大学原子炉燃料の線量率測定要素 | |
| バージニア大学炉燃料要素の線量率測定 ― NRC自己防護基準適合性確認のための水中測定換算モデルの開発 | (*)NRC規制により、5kg超の高濃縮ウラン燃料は「自己防護」基準（3フィート空気中で100レム/時以上）を満たす必要があるため、大学炉燃料の線量率測定手法を開発した。水中で複数回測定した結果を用いて、燃料の崩壊特性を評価し、空気中3フィートでの線量率を推定する換算モデルを構築した。この手法により、空気中で直接測定せずに自己防護基準への適合性を確認でき、規制遵守が大幅に簡素化された。 | ||
| EVALUATION OF AN IN-LINE NEUTRON COINCIDENCE COUNTER | D. K. CHANTALA | ||
| インライン型中性子同時計数装置の評価 ― プルトニウム回収施設における測定精度、ノイズ検出アルゴリズム、校正手法の検討 | (*)ロッキーフラッツのプルトニウム回収・リサイクル施設に設置されたインライン型中性子同時計数装置の性能を評価した。HEC-100電子制御装置と熱中性子検出器を組み合わせ、最大2kgのプルトニウムを含むサンプルの同時計数を測定し、FORTRANプログラムで制御通信を実装した。測定誤差の主因は中性子増倍効果と試料形状であり、電子ノイズによる不安定性を検出する統計アルゴリズムと校正手法を提示した。 | ||
| IMPROVED SENSITIVITY AND FALSE-ALARM-RATE STABILITY FOR PERSONNEL PORTAL RADIATION MONITORS | Lyle W. Kruse, Steven C. RICHARDS | ||
| 入退ゲート型放射線モニターの感度向上と誤警報率安定化 ― 遮蔽核物質検出に対応する検出器・信号処理・警報ロジックの改良 | (*)特殊核物質の遮蔽検出を目的とした入退ゲート型放射線モニターの設計を改良し、検出感度を向上させるとともに誤警報率の安定性を確保した。改良点は、検出器構成、信号処理アルゴリズム、警報ロジックであり、遮蔽された核物質に対する応答性を強化しつつ、誤警報を抑制する設計を実現。最終的な性能は、米国原子力規制委員会（NRC）が定める厳格な誤警報基準に適合し、運用信頼性を大幅に向上させた。 | ||
| IN-PLANT MEASUREMENTS OF GAMMA-RAY TRANSMISSIONS FOR PRECISE KEDGE AND PASSIVE ASSAY OF PLUTONIUM CONCENTRATIONAND ISOTOPIC ABUNDANCE IN’PRODUCT SOLUTIONS AT THE TOKAI REPROCESSING PLANT | James Sprinkle, Y. ASAKURA, J. MASUI, S. T. Hsue, P. A. Russo, I. Kondo, K. Shoji, S. S. Johnson | ||
| 東海再処理工場における製品溶液中プルトニウム濃度と同位体組成の精密評価 ― Kエッジ吸収法と透過補正パッシブγ線分析による現場測定システムの実証 | (*)東海再処理工場で、プルトニウム濃度をKエッジ吸収法で、同位体組成を透過補正パッシブγ線スペクトロメトリで測定するシステムを2年以上にわたり実証試験した。Kエッジ測定では121.1および122.1 keVのγ線透過率を利用し、同位体測定では38～51 keVおよび129～153 keVのγ線強度を解析、200超の製品溶液サンプルを迅速に評価。濃度測定の精度は0.6％以内、同位体比は239Puで0.4％、240Puで1.2％など高精度を達成し、1試料あたり約35分で処理可能な運用性を確認した。 | ||
| INMM PHYSICAL. PROTECTION TECHNICAL WORKING GROUP WORKSHOPS | James D. Williams | ||
| End(1) | (*)INMMは、核物質および施設の物理的防護に関する活動の中核として「物理的防護技術ワーキンググループ」を設立し、専門的課題に焦点を当てたワークショップを開催してきた。ワークショップでは、侵入検知システム、入退管理システム、警備員訓練などを主要テーマとし、参加者による小規模な非公式討議を通じて実務経験や知見を共有。本論文は、これまでのワークショップ活動を紹介し、物理的防護分野の主要課題と今後の技術的関心領域を示す序論として位置づけられる。 | ||
| INSIDER SABOTAGE PROTECTION SYSTEMS FOR NUCLEAR REACTORS | Dennis Mangan, Douglas E. McGovern | ||
| 原子炉における内部者サボタージュ防護システム ― 運転情報連携と警報評価を組み込んだ多層的防護構成の設計 | (*)原子炉における内部者による破壊行為（サボタージュ）防止システムは、外部侵入防護システムと類似の要素を用いるが、内部者は設備の点検・修理を行うため、行動の監視と解釈がより複雑になる。効果的な防護には、運転員がプラント状態や機器のステータス情報を提供し、警報評価やセキュリティセンターとの通信を維持する仕組みが不可欠。論文では、原子炉向け内部者破壊防止システムの構成要素と相互接続の概要を提示している。 | ||
| LOVER, A LOCAL VERIFICATION SYSTEM FOR CONTAINMENT/SURVEILLANCE INSTRUMENTS IN NUCLEAR FACILITIES | H. Sueker, F. Arning, H. Reuters | ||
| 原子力施設における封じ込め・監視機器のローカル検証システムLOVER ― 改ざん防止通信経路と状態変化記録を備えた中央制御連携型設計 | (*)LOVERシステムは、原子力施設内の封じ込め・監視（C/S）機器を監視するために開発されたローカル検証システムで、中央保障措置制御室と直結する改ざん防止型情報経路を備える。各建屋のC/S機器はデータ記録・伝送ユニット（DSTU）を介して施設内電話網で中央コンピュータに接続され、状態変化や警報、機能不良、操作試行を識別・報告・記録できる。授権者はシステム全体の現状や履歴情報を随時照会・文書化でき、保障措置の信頼性向上に寄与する。 | ||
| MAIN FEATURES OF THE EURATOM-IAEA SAFEGUARDS R AND D COOPERATION PROGRAMME | R. Klersy, U. Miranda | ||
| EURATOM-IAEA保障措置研究開発協力プログラムの主要特徴 ― 封じ込め・監視技術、情報評価、標準化に焦点を当てた国際検認支援と新技術の適用 | (*)1975年に締結された欧州原子力共同体（EURATOM）とIAEAの協力枠組みに基づき、1981年に保障措置R&Dの重点分野（封じ込め・監視技術、情報処理・評価、訓練）が定義された。既存のEURATOMによる保障措置実施経験とJRCの研究成果を基盤に、国際保障措置検認活動の技術的側面に焦点を当てた課題が設定され、手順・データ互換性・測定評価・物質収支評価の標準化が強調された。超音波封印識別や可搬型質量分析計の適用性など、JRC開発技術も協力プログラムで具体的に取り上げられている。 | ||
| MAJOR ISSUES IN THE TRAINING OF SECURITY PERSONNEL | W.M. KNAUF, LP. ROBERTSON | ||
| セキュリティ要員訓練における主要課題 ― 脅威対応力強化と心理的要因を考慮した包括的教育体系の構築 | (*)核関連施設のセキュリティ要員訓練における主要課題は、脅威の多様化に対応するための包括的な教育体系の構築と、現場での即応性を確保する実践的スキルの習得にある。訓練プログラムは、技術的知識だけでなく、心理的要因や人間工学的側面を考慮し、ストレス下での意思決定能力を強化する必要がある。継続的な評価とシナリオベース演習を組み込むことで、セキュリティ文化の定着と国際基準への適合を促進することが強調されている。 | ||
| NDA MEASUREMENTS PROGRAM FOR FAST BREEDER REACTOR FUEL MODIFICATION SAFEGUARDS | W. R. Vroman, A. E. Proctor | ||
| 高速増殖炉燃料改造保障措置におけるNDA測定プログラム ― 属性サンプリングとガンマスキャニングによる235U含有量検証と転用防止基準の確認 | (*)高速増殖炉燃料の被覆管改造前後における235U含有量を検証するため、非破壊分析（NDA）測定プログラムが約1年間実施された。属性サンプリング手法を用いて、改造に出庫された燃料と改造後に返却された燃料のランダムサンプルを定量的に測定し、転用が目標値（0.35 kg）未満であることを保証した。測定は186 keVの235Uガンマ線を全長スキャンするガンマスキャニング技術に基づき、標準燃料データとの二変数校正式で評価され、改造工程での核物質損失は検出されなかった。 | ||
| NONDESTRUCTIVE DETERNIN OF URANIUM ENRICHMENT USING LOW ENERGY X AND GAMMA RAYS | Richard Hagenauer | ||
| 低エネルギーX線およびガンマ線を用いたウラン濃縮度の非破壊測定 ― 高分解能Ge検出器による迅速検認とスペクトル分離技術の適用 | (*)低エネルギーX線とガンマ線を用いてウラン濃縮度を非破壊で高精度に決定する手法が開発された。235U崩壊に伴う89.9 keVのトリウムX線と、ウラン娘核種による92 keVガンマ線二重ピークを比較し、スペクトル分離にはSTRIP法やピークフィッティングプログラム（GRPANL）を使用。13試料での検証結果では、濃縮度0.27％～60％の範囲で公認値との差は平均0.3％未満であり、携帯型高分解能Ge検出器による迅速測定が可能で、保障措置検認に有用。 | ||
| NUCLEAR INDUSTRY AND SAFEGUARDS SYSTEM IN JAPAN | Yoshio Kawashima | ||
| 日本の原子力産業と保障措置システム | |||
| NUCLEAR REGULATORY COMMISSION WASTE CONFIDENCE RULEMAKING | Omer F. Brown II | ||
| 米国原子力規制委員会による廃棄物信頼性規則制定手続き ― 使用済燃料処分見通しと原子力発電の社会的受容性に関する政策的論点 | (*)廃棄物管理は原子力発電の社会的受容性に関する議論の中心であり、1979年以来、NRCは「Waste Confidence Rulemaking」と呼ばれる規則制定手続きを通じて、使用済燃料の将来的処分に対する信頼度を検討している。この手続きでは、商業炉サイトに貯蔵される使用済燃料の処分見通しと、その問題を個別の原子力施設許認可審査でどう扱うかが焦点となり、賛否双方の意見が公聴会で提示された。膨大な記録が蓄積され、NRCの判断は最近の議会動向にも影響される可能性があり、今後の原子力発電の役割や社会的評価に重大な影響を与えるとされる。 | ||
| OPERATIONAL EXPERIENCE WITH AN IN-LINE ENRICHMENT MONITOR FOR INTERNATIONAL SAFEGUARDS | I. G. Waddoups, L. W. Fields | ||
| 国際保障措置におけるインライン濃縮度監視装置の運用経験 ― UF₆液相のリアルタイム測定と改ざん防止機能を備えた検認技術 | (*)国際保障措置向けに液相UF₆の濃縮度をリアルタイムで測定するインライン監視装置が開発され、検認員に申告値超過の即時検知と重量データとの連携による計量管理を可能にする。基本構成はNaI(Tl)検出器で186 keVガンマ線を計数し、校正定数を用いて235U濃度を算出する方式で、国際保障措置用に小型化と改ざん防止機能（物理封印・暗号認証）を追加。プロトタイプはオークリッジガス拡散プラントで試験運用され、データ収集システムと連携し、濃縮プラントの保障措置に有用な情報を提供できることが実証されつつある。 | ||
| OPTIMAL COMBINATION OF DATA VERIFICATION AND MATERIALS ACCOUNTANCY | Rainer BEEDGEN, John F. HAFER | ||
| データ検証と材料計量管理の最適組み合わせ ― 誤警報確率制約下で検出効率を最大化する統計モデルの提案 | (*)核物質の国際保障措置において、材料計量管理（Materials Accountancy）とデータ検証（Data Verification）は主要要素であり、両者を統計的に組み合わせることで検認の信頼性を高めることが可能。本研究では、総誤警報確率を一定に保つという制約条件下で、材料計量とデータ検証の最適な組み合わせを導出するための統計モデルを提示。提案手法は、検出確率を最大化する観点から、従来の単独検証方式よりも効率的な保障措置設計に寄与することを示している。 | ||
| OPTIMAL MEASUREMENT UNCERTAINTIES FOR MATERIALS ACCOUNTING IN A FAST BREEDER REACTOR SPENT-FUEL REPROCESSING PLANT | Jack T. Markin, Hassan A. DAYEM, Edward A. Kern | ||
| 高速増殖炉使用済燃料再処理プラントにおける材料計量管理のための測定不確かさ最適化 ― 転用検出目標達成とコスト最小化を両立する統計モデル | (*)高速増殖炉の使用済燃料再処理プラントにおける材料計量管理のため、測定機器の不確かさを最適化する手法を提示し、転用検出性能を維持しつつ開発コストを最小化することを目的とした。最適化モデルは、誤警報確率を一定に保ちながら、どの測定技術改善が計量管理性能を最大化するか、どの測定誤差が物質収支の分散に支配的かを評価する。111 kg Pu/日処理規模で、1日8 kgおよび6か月40 kgのプルトニウム転用検出目標を達成するため、タンク体積・濃度測定の精度（体積±0.3～0.5％、濃度±0.4％）と短期・長期相関誤差の管理が必要とされる。 | ||
| PHYSICAL SECURITY WORKSHOP SUMMARY: ENTRY CONTROL | Micheal J. EATON | ||
| 物理的防護ワークショップ概要：入退管理 ― 核施設におけるアクセス制御技術と認証手法の課題整理 | (*)要旨・本文ともオンラインでは非公開 | ||
| PLANNING FOR EFFECTIVE SAFEGUARDS AUDITS | D. B. James | ||
| 効果的な保障措置監査の計画 ― 規制遵守と協調的手法による監査効率化と是正措置の迅速化 | (*)米国規制（10CFR 70.57(b)(2), 70.58(c), 73.26(h)(6)など）に基づき、核施設は少なくとも年1回の独立した保障措置監査を実施する義務がある。効果的な監査のためには、監査計画の体系化、事前準備、監査員と被監査側の協力、正確な記録、是正措置の迅速な実施が不可欠。従来の対立的な監査プロセスを協調的活動に再構築することで、双方の負担を軽減し、監査の独立性・徹底性・有効性を高めることができる。 | ||
| PROBABILISTIC APPROACH TO NDA OF PAD-WASTE CONTAINER WITH NONUNIFORM SNM DISTRIBUTION | T. Gozani, Y. Ben-Haim, E. Elias | ||
| PAD廃棄物容器における非均質な核物質分布を考慮した非破壊分析の確率論的アプローチ ― 測定値に基づく質量推定の条件付き確率評価と不確かさ定量化手法
<PAD廃棄物（PAD waste）は、Plutonium and Associated Debris の略称で、主にプルトニウムを含む廃棄物や関連する残渣を指す。> |
(*)非破壊分析（NDA）の精度は、容器内の核物質（SNM）の空間分布に強く依存し、同量でも分布が異なると測定結果が変動する。本研究では、ランダムにSNMを充填した容器の均質性を統計的に評価し、測定値から質量の条件付き確率を算出する手法を提案。この確率分布に基づき、測定の不確かさを定量化し、受動・能動NDA技術に適用する計算手順を提示。＜安全に保管・輸送するための専用容器で、内容物の分布が不均一になりやすいことが非破壊分析（NDA）の課題となっている。＞ | ||
| Pu/U SAFEGUARDS SAMPLES LICENSED FOR THE PAT-2 PACKAGE | John A. Andersen | PAT-2パッケージ用に認可されたプルトニウム/ウラン保障措置サンプル | |
| PAT-2輸送容器に認可されたPu/U保障措置試料 ― IAEA検証に向けた航空輸送対応・事故耐性容器の開発と輸送条件 | (*)プルトニウムやウランの保障措置試料をIAEA検証のため迅速に輸送する目的で、航空輸送対応・事故耐性を備えたPAT-2容器が開発された。PAT-2は航空機墜落や火災にも耐える密封圧力容器で、プルトニウムの遮蔽・臨界安全・封じ込め要件を満たし、米国NRCとDOTの認証を取得。許可条件として、輸送可能な試料は酸化物粉末・ペレット・金属など固体形態で、核分裂性物質は15g以下、総質量120g以下、崩壊熱2W以下など厳格な制限が課される。 | ||
| QUALIFYING NONDESTRUCTIVE ASSAY FOR ACCOUNTANCY MEASUREMENTS | J. G. Fleissner, W. W. Rodenburg | ||
| 計量管理測定に向けた非破壊分析の適格性評価 ― 熱量測定法による精度・正確度の検証と保障措置適用基準の提案 | (*)プルトニウムの計量管理における非破壊分析（NDA）技術の精度と正確度を評価し、計量管理測定に適用可能かを検証。熱量測定法（カロリメトリー）を中心に、試料形態や測定条件による誤差要因を分析し、信頼性の定量的指標を提示。NDAを保障措置の計量管理に正式採用するための資格付与基準と、測定不確かさの評価手法を提案。 | ||
| REACTOR FUEL ULTRASONIC SEALS | J. M. McKenzie | ||
| 原子炉燃料用超音波シール ― 音響反射パターンによる識別技術と保障措置への応用 | (*)サンディア国立研究所で進められている原子炉燃料用超音波シール開発プログラムの進捗を報告。超音波シールは固有の音響反射パターンを持ち、データ処理により機械的な署名比較が可能。論文では、反射信号処理と基準マーク認識アルゴリズムを用いた識別技術を解説し、保障措置における信頼性向上を目指す。 | ||
| REDUCED-SIZE PLUTONIUM SAMPLE PROCESSING AND PACKAGING FOR THE PAT-2 PACKAGE | Stein Deron, E. Kuhn, H. Aigner, J. A. Andersen | ||
| PAT-2輸送容器に向けた小型プルトニウム試料の処理と梱包 ― 石英バイアルと金属キャニスターによる事前秤量試料の輸送適合性評価 | (*)航空輸送対応のPAT-2容器は内部スペースが極めて限られており、国際保障措置試料のために小型キャニスターと石英バイアルが設計された。試料は事前に秤量し、プルトニウム酸化物粉末や乾燥した硝酸プルトニウム溶液を封入する方式を採用、輸送中の完全保持と回収性を確保。実験により、新設計のキャニスターと石英バイアルが小型Pu試料の輸送に適合することを確認し、IAEA検証に対応可能な処理・梱包手順を提示。 | ||
| RESOLUTION OF ALARMS FOR LOSS OF BULK NUCLEAR MATERIA | R. F. Eggers, L. C. DAVENPORT | ||
| End(2) | 大量核物質転用アラームの解決 ― NRC改正規則に基づくMC&Aシステムの対応プロセスと混合酸化物粉末処理ユニットでの事例 | (*)NRCの改正規則に基づき、核物質管理・計量管理（MC&A）システムでは、核物質転用の迅速な検出とアラーム解決が日常業務の中心課題。アラーム解決には、転用量の検証と、故意または偶発的な計量管理誤差の検出という二つの基本経路があり、最終的に転用の有無を判断。論文では、混合酸化物粉末処理ユニットを例に、アラーム発生時の三段階対応プロセスを提示し、原因特定と対応策を体系化。 | |
| SABOTAGE CONSEQUENCE RISK ANALYSIS FOR DOE FACILITIE | Fredrick Crane, John B. Stewart | ||
| DOE施設における破壊工作結果リスク分析 ― サボタージュ影響度に基づく施設ランク付けと防護戦略の技術的基盤 | (*)本研究はDOE施設における破壊工作（サボタージュ）防護の技術的基盤を確立するため、施設特性とOSS（Safeguards and Security Office）の責務を統合したリスク評価手法を開発。評価では、国家安全保障・公衆および作業者の安全を最優先に、経済・環境・社会的影響も考慮し、サボタージュ結果の重大性に基づく施設ランク付けを実施。この体系的手法により、最も防護レベルが必要な施設から優先度の低い施設までを識別し、DOE全体の防護戦略策定に資する情報を提供。 | ||
| SAFAR-SAFEGUARDED FABRICATION AND REPROC区SING PLANT | John L. Jaech, Roy Nilson, R. A. Schneider, R. E. Tomlinson | ||
| SAFAR ― 保障措置対応型燃料製造・再処理プラント」― 修正Purex法とSphere-Pac法を統合した転用抵抗性設計の概念検討 | (*)SAFARは、電力研究所（EPRI）の支援でExxon Nuclearが設計した、年間1500トン規模の再処理・MOX燃料製造を統合した施設の概念設計である。修正Purex工程とSphere-Pac製造法を採用し、遠隔操作・アクセス制限、在庫測定精度（±5kg Pu/15日）、独立した核物質管理機能など、転用抵抗性を強化した。プルトニウムLEMUFは0.35％で、IAEA査察に対応可能な設計を維持しつつ、追加コストは標準プロセス比で10％以内に抑えられる。 | ||
| SEQUENTIAL TESTS FOR THE EVALUATION OF RADIATION MONITOR DATA | Rudolf Avenhaus, Erwin Leitner | ||
| 放射線モニタデータ評価のための逐次検定手法 ― 未申告核物質移動の即時検知と長期微量移動検出に向けたSPRT・Page検定の性能比較 | (*)核物質移動の監視に用いる放射線モニタの測定データを評価するため、固定長検定に代わる逐次検定手法を提案。逐次確率比検定（SPRT）では、各測定差を逐次判定し、平均検定長を事前に設定。Page検定では累積データを逐次評価し、長期にわたる微量移動も検知可能。実験装置・測定方法・データ処理手順を示し、両手法の性能比較を行い、未申告の大量移動や長期微量移動の即時検知に有効であることを確認。 | ||
| SIMULATED MONITOR DISPLAY FOR CCTV | David A. Smith, Basil J.Steele | ||
| CCTV用モニタ表示のシミュレーション ― カメラ視野の二次元グラフィック生成による監視システム設計評価と設置位置最適化 | (*)CCTV監視システムの設計評価を効率化するため、カメラ視野を模擬した二次元グラフィック表示を生成するコンピュータプログラムを開発。入力パラメータ（レンズ仕様、カメラ位置・方向）から、フェンス、評価ゾーン、侵入検知センサー、移動対象（例：走る人）を画面上に自動配置し、視野内の配置をシミュレーション。この手法により、カメラ設置位置の最適化を現場試験なしで迅速に評価でき、コストと時間を大幅に削減。 | ||
| SINGLE-ENERGY TRANSMISSION-CORRECTED ENERGY-DISPERSIVE XRF FOR SNM BEARING SOLUTIONS | Wayne Ruhter, D. C. Camp, T. R. Canada | ||
| SNM溶液に対する単一エネルギー透過補正型エネルギー分散XRF ― 円筒試料の自己吸収補正とPu-U混合溶液への適用による高精度計量管理手法 | (*)エネルギー分散型X線蛍光（XRF）分析を特殊核物質（SNM）溶液の計量管理に適用するため、単一エネルギー透過補正法を導入し、試料自己吸収の影響を補正する手法を提案。従来の平面試料・遠距離幾何条件のXRF式を修正し、円筒試料・近距離幾何条件に対応、透過測定から減衰補正係数を算出することで簡便な校正を実現。プルトニウムおよびPu-U混合溶液への適用例を示し、汚染物質による測定偏差の検出と補正手順を提示。 | ||
| SNM MEASUREMENT METHODS: THE STATE OF THE PRACTICE | D. R. Rogers | ||
| SNM測定手法の現状 ― パッシブ・アクティブ非破壊測定技術の適用範囲、精度比較、校正基準整備による保障措置信頼性向上 | (*)特殊核物質（SNM）の計量管理における非破壊測定（NDA）技術の現状を総括し、パッシブ測定（ガンマ線・中性子）とアクティブ測定（外部中性子源照射）の適用範囲を整理。各手法の精度・検出限界・運用条件を比較し、ドラム廃棄物、燃料集合体、プロセスホールドアップなど異なる対象に対する課題を提示。将来の改善方向として、多重中性子同時計数解析、熱量測定との組み合わせ、校正基準の整備を提案し、保障措置の信頼性向上を目指す。 | ||
| STORAGE AND TRANSPORTATION OF SPENT FUEL AND HIGH LEVEL WASTE USING DRY STORAGE CASKS | Philip E. Eggers, Elmer C. LUSK, John L. RIDIHALGH | ||
| 乾式貯蔵キャスクによる使用済燃料と高レベル廃棄物の貯蔵・輸送 ― 燃料特性に基づく熱・臨界・遮蔽設計と再使用型衝撃緩衝器を用いた輸送システムの開発 | |||
| SUMMARY REVIEW OF INTRUSION SENSORS | J. C. HAMILTON | ||
| 侵入検知センサーの総括レビュー ― 技術タイプ別性能評価と設置・保守・試験手順に基づく物理的防護システム信頼性向上のための指針 | (*)物理的防護システムにおける侵入検知の有効性は、センサーの適切な選定・設置・保守に大きく依存する。INMMワークショップで得られた運転現場の実体験を基に、各種侵入検知センサーを技術タイプ別に分類し、性能・課題を整理。センサーの保守・試験手順に関する実務的知見を提示し、保障措置用防護システムの信頼性向上に資する指針を提案。 | ||
| THE CANADIAN PROGRAM IN SUPPORT OF IAEA SAFEGUARDS | R. M. Smith, R. M. Duncan, J. G. Hodgkinson | ||
| IAEA保障措置支援のためのカナダプログラム | |||
| THE COMMUNICATION BARRIERS AND HOW TO LEVEL THEM | Frecric C. Olds | ||
| コミュニケーション障壁とその解消策 ― 保障措置・核セキュリティ分野における情報共有の改善と標準化による意思決定の迅速化 | (*)保障措置・核セキュリティ分野におけるコミュニケーション障壁は、技術者・管理者・規制当局間の情報共有不足や専門用語の不一致に起因する。論文では、障壁の類型（組織文化、専門言語、情報流通経路）を整理し、誤解が意思決定や対応遅延を招く事例を分析。解決策として、標準化された用語集、クロス部門訓練、情報伝達プロトコルの導入を提案し、保障措置活動の信頼性向上を目指す。 | ||
| THE IMPACT OF SENSOR-SCENE INTERACTION ON THE DESIGN OF AN IR SECURITY SURVEILLANCE SYSTEM | J. P. CLAASSEN, G. S. PHIPPS | ||
| 赤外線（IR）セキュリティ監視システム設計におけるセンサーと監視環境の相互作用の影響 ― 背景温度・対象熱特性・構造配置を考慮した誤警報低減と検知性能最適化手法 | (*)赤外線（IR）監視システムの設計において、センサーと監視対象環境（シーン）の相互作用が検知性能に大きく影響することを分析。背景温度、対象物の熱特性、視野内の構造物配置などが誤警報率や検知精度に与える影響を評価し、設計時に考慮すべきパラメータを提示。実験データを基に、センサー配置・感度調整・アルゴリズム補正による最適化手法を提案し、保障措置用監視システムの信頼性向上を目指す。 | ||
| THE JOINT PROGRAMME ON SAFEGUARDS R&D BETWEEN THE FEDERAL REPUBLIC OF GERMANY AND THE IAEA | U. EHRFELD, D. STUNKEL | ||
| ドイツ連邦共和国とIAEAによる保障措置研究開発共同プログラム | |||
| THE PEACEFUL ATOM AND NATIONAL SECURITY | Herman E. Rose | ||
| 平和利用原子力と国家安全保障 ― DOE防衛プログラムにおける国内外保障措置・核物質管理活動の役割と相互関係の分析 | (*)米国DOE防衛プログラムの主要任務と、国内外の保障措置・安全保障活動との関係を整理し、両者が不可分である理由を説明。防衛プログラムは、国際保障措置や国内核物質管理に継続的に関与する必要性を強調し、組織構造の維持を前提にその役割を分析。国内保障措置・セキュリティ活動、計量管理活動、国際保障措置活動の類似点と相違点を比較し、政策的課題を提示。 | ||
| THE STATE OF NUCLEAR ENERGY UNDER PRESIDENT REAGAN | John M. Marcum | ||
| レーガン政権下における原子力エネルギーの現状 ― 再処理・濃縮政策、保障措置強化、国際協力の新機軸と核エネルギー産業の活力維持 | (*)レーガン政権の原子力政策は、1981年7月と10月の国際・国内政策声明で明確化され、商業用原子力の活用を維持・強化する方針を示した。政策の重点は、再処理・濃縮の取り扱い、保障措置の強化、国際協力の新たな推進にあり、核燃料サイクルの健全性確保を目指す。商業原子力の現状と課題を踏まえ、将来のエネルギー需要に対応するため、核エネルギー産業の活力維持を重要視する姿勢を強調。 | ||
| THE TOTALLY AUTOMATED NUCLEAR MATERIALS ACCOUNTABlLITY FUNCTION AT MRC-MOUND | Mose Baston, Jr., J. A. Jackson | MRCマウンドにおける完全自動化核物質管理機能 | |
| MRC-Moundにおける核物質計量管理機能の完全自動化 ― 自動データ処理（ADP）技術の導入による在庫記録・報告の効率化と保障措置対応の信頼性向上
<MRC-Mound施設の概要 |
(*)核物質計量管理における自動化の初期適用として、MRC-Mound施設で完全自動化された核物質アカウンタビリティ機能を構築。従来、財務分野で普及していた自動データ処理（ADP）技術を核物質管理に適用する際、信頼性確保と管理者の心理的障壁が課題だった。ハードウェア・ソフトウェアの進歩により、核物質在庫の記録・更新・報告を全自動で実行するシステムが実現し、保障措置対応の効率化に寄与。 | ||
| THE U.S. PROGRAM OF TECHNICAL ASSISTANCE-TO IAEA SAFEGUARDS (POTAS) | Leon Green, Leon Green, William C. Bartels, William C. Bartels, Allen L.SESSOMS, Allen L. SESSOMS | ||
| 米国のIAEA保障措置技術支援プログラム（POTAS） | |||
| THE UK SAFEGUARDS R & D SUPPORT PROGRAMME | A.T.G. FERGUSON | ||
| 英国の保障措置研究開発支援プログラム | |||
| THE USE OF REPEATED MEASUREMENT FOR DECREASING THE NUMBER OF FALSE ALARMS IN MATERIALS CONTROL UNITS | A. S. Goldman, D. Stirpe, D. B. SMITH | ||
| 材料管理ユニットにおける誤警報低減のための繰り返し測定の活用 ― 在庫差異検出精度向上と誤警報率低減に関する数理解析と施設モデルによる実証 | (*)核施設での戦略特殊核物質（SSNM）管理では、在庫差異検出のためのマテリアルバランステストにおいて、誤警報率を低く抑えることが重要。単一測定で精度向上が困難な場合、繰り返し測定による分散低減が有効であり、わずかな分散減少でも誤警報率を大幅に低減できる。複数の材料管理ユニットに対する繰り返し測定の効果を示す数式・表を提示し、典型的施設モデルで誤警報率低減の実例を示した。 | ||
| TIMELY DETECTION OF MATERIALS LOSS | Jack T. Markin, J. P. Shipley | ||
| 在庫差異の迅速検知 ― ニアリアルタイム計量管理と逐次統計検定（SPRT・Page検定）による早期異常検出手法の性能評価（転用兆候の早期検知に資する保障措置技術） | (*)核施設における在庫差異（申告値と実測値の不一致）を迅速に検知するため、ニアリアルタイム計量管理（NRTA）と逐次統計検定を組み合わせる手法を提案。検定は逐次確率比検定（SPRT）、Page検定、修正版Page検定を用い、各観測ごとに判定可能で固定長検定より検知時間が短縮。シミュレーションにより、急激な差異と均一な差異の両方に対して最適な逐次検定手法を選定できることを示した。 | ||
| TWO-STAGE DECISION APPROACH TO MATERIAL ACCOUNTING | H. OPELKA, William S. SUTTON | ||
| End(3) | 核物質計量管理における二段階意思決定アプローチ ― 転用量・アラーム閾値・防護システム有効性を考慮した抑止効果とコスト評価 | (*)核物質計量管理におけるアラーム閾値（通常4σ）の妥当性を、大規模・小規模施設を対象に二段階意思決定モデルで評価。モデルでは、転用者の戦略変数＝転用量、防御側の戦略変数＝アラーム閾値・物理的防護・計量管理の有効性を考慮し、コスト効果を比較。結果として、大規模施設では閾値を下げても抑止効果は限定的、小規模施設では閾値を2σ～3σに下げる方がコスト効果が高いが、物理的防護強化の方が有効と示唆。 |