INMM米国年次大会論文集（1997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1997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 number | Title/タイトル | Authors | 備考 （訳注、補足・コメントなど） |
| “The Outlook for the Adoption of a Safeguards Culture in the Former Soviet Union” | William C. Potter | ||
| 旧ソ連諸国におけるセーフガード文化定着の展望 ーポスト・ソ連における保障措置文化の可能性と限界 |
(*)ポスト・ソ連諸国における「セーフガード文化」の定着見通しを、楽観と悲観が交錯する複雑な状況を示す。形式的には保障措置制度の導入や国際協力が進展している一方で、短期的には政治的不安定さ、経済危機、エリート層の意識の低さなどが、真の意味での「文化」としての定着を妨げていると論じる。長期的には「good」だが、少なくとも短期的には「not good」という二重評価が示されている。(Center for Nonproliferation Studies (CNS)) | ||
| A comparison of sample size calculation algorithms | Hyun-Tae Kim | ||
| サンプルサイズ計算アルゴリズムの比較 ― 保障措置統計におけるサンプル数決定手法の性能評価 |
(*)本研究は、保障措置統計で用いられる複数のサンプルサイズ計算アルゴリズムを比較し、検出確率・誤警報率・計算安定性の観点から性能差を評価する。単純近似・標準二項近似・改良二項近似の間で、特に低確率領域における精度差が顕著であることを示す。（KAERI) | ||
| A Comprehensive Nuclear Material Management and Control System | Stephen Ortiz, Gerald L. Harbour | ||
| 包括的核物質管理・計量管理システム ― 核物質管理・物理防護・データ管理を統合した施設全体型 MC&A システムの構築 |
(*)核物質管理（MC&A）、物理防護、データ管理を統合した包括的核物質管理システムの設計と実装について報告する。核物質の受入・保管・移動・計量・廃棄までの全工程を一元的に追跡し、リアルタイム性・データ整合性・監査容易性を向上させるアーキテクチャを提示する。(LANL) | ||
| A Computer Environment for Assessing International Safeguards Information -WATSON |
Guye Strobel, Bill Maurer | ||
| 「国際保障措置情報評価のための計算機環境 WATSON ― 保障措置データ解析・知識ベース処理・意思決定支援を統合した評価環境 |
(*)国際保障措置データの解析・評価を支援する計算機環境 WATSON の設計と機能を紹介する。WATSON は、核物質計量管理データ、査察情報、施設運転情報などを統合し、知識ベース推論とデータ解析を組み合わせて、保障措置評価の効率化と一貫性向上を実現する。（PNNL) | ||
| A consideration about Solution Monitoring application | Masahiro Kikuchi, Shojchiro Masuda | ||
| 溶液モニタリング適用に関する検討 ― 再処理工程における核物質計量管理・プロセス監視への適用可能性評価 |
(*)本論文は、再処理施設における溶液モニタリング（Solution Monitoring）の適用可能性を、核物質計量管理（MC&A）およびプロセス監視の観点から検討する。タンク液位・密度・流量などの連続計測データを活用することで、核物質収支の精度向上と異常挙動の早期検知が可能となることを示す。（JAERI) | ||
| A Fast Neutron Detection System for Verification of Special Nuclear Material | M. C. Miller, T. H. Prettyman, David J. Mercer, N. Ensslin, D. R. Mayo, P. A. Russo, M. S. Krick, R. C. Byrd | ||
| 特殊核物質検認のための高速中性子検出システム ― 高速中性子計測・中性子同時計数解析・核種識別を統合した検認用 NDA システムの開発」 |
(*)特殊核物質（SNM）の検認を目的とした高速中性子検出システムの設計・性能評価を報告する。高速中性子スペクトル、時間相関（coincidence）、多重度解析を組み合わせることで、核種識別能力と検認精度を向上させ、従来の熱中性子ベースの NDA より高速応答を実現する。(LANL) | ||
| A New, Room-Temperature Gamma-Ray Detector for Improved Assay of Plutonium* | Thomas H. Prettyman, Donald A. Close, Phyllis Russo, R. Cole, A. P. Meier, H. Y. Huang | ||
| プルトニウム分析精度向上のための新型常温動作ガンマ線検出器 ― 室温半導体検出器による高分解能スペクトロメトリと Pu 同位体分析性能の評価 |
(*)本論文は、プルトニウムのガンマ線 NDA を改善するために開発された新型の常温動作半導体ガンマ線検出器の性能評価を報告する。従来の HPGe のような冷却を必要とせず、室温で高分解能スペクトルを取得でき、Pu 同位体比分析や核種識別の精度向上に寄与することを示す。(LANL) | ||
| A NUCLEAR WARHEAD CONTROL AND ELIMINATION REGIME: PROBLEMS AND PROSPECTS | Robert Gromoll | ||
| 核弾頭管理・廃棄レジームの課題と展望 ― 核弾頭削減・検証・管理体制の構築に向けた制度的・技術的課題の分析 |
(*)核弾頭の管理・削減・廃棄を国際的に制度化するための枠組み（regime）について、技術的・政治的・制度的課題を総合的に検討する。弾頭の真正性確認、分解工程の透明性確保、核物質の計量管理、および国家安全保障上の秘匿要求との両立が、レジーム構築の主要な障壁として指摘される。(DOE) | ||
| A POSSIBLE APPROACH TO THE STORAGE OF PLUTONIDM FROM DISMANTLED WEAPONS UNDER INTERNATIONAL CONTROL | E. R. Johnson, P. M. Saverot | ||
| 解体核兵器由来プルトニウムの国際管理下での貯蔵に向けた一提案 ― 兵器級プルトニウムの国際管理・貯蔵レジーム構築に関する制度設計と運用モデル<1990年代の国際管理構想は、各国の核燃料サイクル政策や安全保障上の事情が複雑に絡み、広範な合意形成には至らなかった。> |
(*)本論文は、解体された核兵器から回収された兵器級プルトニウムを、国際管理下で安全かつ透明性をもって貯蔵するための制度モデルを提示する。貯蔵形態、所有権、保障措置、物理防護、国際監視、透明性措置を総合的に検討し、米露協力や IAEA の役割を含む多国間枠組みの実現可能性を論じる。(E. R. Johnson Associates, Inc., IAEA) | ||
| A PROPOSED APPROACH TO THE ESTABLISHMENT OF INTERNATIONAL CENTERS FOR REPROCESSING AND MOX FUEL FABRICATION | E. R. Johnson | ||
| 再処理・MOX 燃料製造の国際センター設立に向けた提案アプローチ ― 国際共同再処理・MOX 製造拠点の制度設計・運用モデルの検討<1990年代 DOE の政策潮流との一致:1990年代半ば、DOE は以下の政策を検討してた：多国間核燃料サイクルセンター（MNA）構想、国際再処理センター（International Reprocessing Center）、 Pu 管理の国際化（International Plutonium Management）、MOX 製造の国際共同化、これらはすべて、「再処理・MOX 製造を特定国に集中させず、国際管理下に置く」 という方向性で、Johnson の論文と一致。> |
(*)本論文は、再処理および MOX 燃料製造を国際的に共同運営する「国際センター」構想を提示し、その制度設計、運用モデル、参加国の役割分担、経済性、保障措置上の利点を検討する。核拡散リスクの低減と経済効率の両立を図るため、集中型国際施設の有効性を論じる。(E. R. Johnson Associates, Inc.) ＜DOE の非公式な政策検討を外部に“試し打ち”する形 と解釈できる。＞ |
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| A Pulse Generator for Testing Shift-Register Coincidence ElectronicsS | M. Krick, S. C. Bourret, A. Romero | ||
| シフトレジスタ同時計数電子回路試験用パルスジェネレータ ― 中性子同時計数解析電子系の性能評価・校正に用いる試験パルス源の開発 |
(*)中性子同時計数解析に用いるシフトレジスタ電子回路の性能試験を目的とした専用パルスジェネレータの設計と評価を報告する。既知の時間相関構造を持つパルス列を生成することで、ゲート幅、デッドタイム、同時計数応答などの電子系特性を高精度に検証できる。(LANL) | ||
| A STUDY OF DATA FUSION METHODS APPLIED TO NONDESTRUCTIVE ASSAY DATA | Mark M. Pickrell, Thomas H. Prettyman, Tracy R. Wenz, Phillip M. Rinard, T. L. Burr | ||
| 非破壊測定データに適用するデータ融合手法の研究 ― 複数 NDA 計測データの統合による核物質量推定精度向上の手法検討 |
(*)複数の非破壊測定（NDA）手法から得られるデータを統合し、核物質量推定の精度と信頼性を向上させるための データ融合（data fusion）手法を検討する。ガンマ線スペクトロメトリ、中性子同時計数、多重度解析などの異種データを統計的に組み合わせ、単独手法では得られない情報抽出を可能にする。(LANL) | ||
| A Summary of the Most Recent Results and Experimental Activity Performed in the Mass-Volume Laboratory at the JRC lspra Establishment |
B. A. Hunt, G. Coldwell, D. Landat, H. Yanagisawa | ||
| JRC Ispra 設置 Mass‑Volume Laboratory における最新成果と実験活動の概要 ― 保障措置用質量・体積計測技術の試験結果と較正・性能評価の総括 |
(*)JRC Ispra の Mass‑Volume Laboratory において実施された核物質の質量・体積計測に関する最新の実験結果と研究活動を総括する。密度測定、体積校正、容器特性評価、計量標準の維持管理など、保障措置および MC&A に不可欠な基礎計測技術の性能評価を報告する。(JRC-Ispra) | ||
| A SURVEY OF INTEGRATED UNATTENDED NDA INSTRUMENTATION USED ROUTINELY BY EURATOM SAFEGUARDS DIRECTORATE | P. Schwalbach, W. Kloeckner, M. T. Swinhoe | ||
| EURATOM 保障措置局が日常運用する統合型無人 NDA 装置の調査 ― 施設常設型 NDA システムの構成・運用実績・保障措置適用性の整理 |
(*)EURATOM 保障措置局が核燃料サイクル施設で日常的に使用している統合型無人 NDA（Unattended Non‑Destructive Assay）装置の種類、構成、運用実績を体系的に調査したものである。ガンマ線・中性子計測、封じ込め・監視（C/S）機能、データ収集・遠隔監視を統合した施設常設型システムの性能と適用範囲を整理する。(EURATOM) | ||
| ABSOLUTE MEASUREMENTS OF WASTE USING A NEUTRON MULTIPLICITY DRUM MONITOR | J. A. Mason, W. Hage, J. G. Fleissner, B. Pedersen | ||
| 廃棄物ドラム用中性子同時計測モニタを用いた廃棄物の絶対測定 ー廃棄物ドラム中の核物質量を中性子同時計数解析により直接定量する手法の評価 |
(*)廃棄物ドラム用中性子同時計測モニタを用いて、ドラム中に含まれる核分裂性物質量を 絶対測定（absolute assay） として直接推定する手法を評価する。シングル・ダブル・トリプル計数を用いた中性子同時計数解析により、マトリックス効果や遮蔽の影響を補正しつつ Pu 質量を高精度に推定できることを示す。（LANL, FRETS) | ||
| Accounting For Nuclear Production and Loss at Kazakstan’s BN-350 Reactor | V. Bolgarin, A. G. Bushmakin | ||
| カザフスタン BN‑350 炉における核物質生産量・損失量の計量管理 ― 高速炉における核物質収支・計量管理手法と運転データ評価 |
(*)BN‑350 高速炉における核物質生産量・損失量の計量管理手法を、運転データ・燃焼計算・工程計量点（KMP）情報を用いて体系的に評価する。特に、照射・燃焼・化学処理工程に伴う核物質収支の不確かさ要因を分析し、高速炉特有の核変換挙動を反映した計量管理モデルの必要性を示す。(BN‑350 Reactor Facility, Mangyshlak Atomic Energy Complex (MAEC), Aktau, Kazakhstan ) | ||
| Accuracy and Reliability Matters: Calibration of Plant Operator’s Radiometric Instrumentation for Safeguards Applications | K. R. Whitehouse, Peter A Clark, Nolan H. Merrill | ||
| 保障措置適用における事業者放射線計測器の精度・信頼性確保 ― プラント計測器の校正手法と性能評価に関する検討＜1990年代は、保障措置の効率化のため、「事業者計測データをどこまで信頼できるか」 が国際的議論の中心だった。＞ |
(*)保障措置で使用されるプラント事業者の放射線計測器について 精度・信頼性を確保するための校正手法、性能評価、品質管理プロトコルを体系的に整理する。線源特性、環境条件、ドリフト、使用者手順などが計測精度に与える影響を分析し、保障措置要件を満たすための較正基準と検証方法を提示する。（INEEL) |
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| ACTIVITY-BASED COSTING OF SECURITY SERVICES FOR A DEPARTMENT OF ENERGY NUCLEAR SITE | Claude Potter, Dennis F. Togo, Mark Snell | ||
| DOE 核施設におけるセキュリティ業務の活動基準原価計算 ― 核セキュリティ業務のコスト構造分析と効率化に向けた ABC 手法の適用 |
(*)DOE 核施設におけるセキュリティ業務のコスト構造を明確化するため、活動基準原価計算（Activity‑Based Costing, ABC） を適用し、警備、アクセス管理、監視、パトロール、訓練などの業務単位ごとに必要資源とコストを分析する。これにより、セキュリティ水準を維持しつつ効率化を図るための意思決定基盤を提示する。（DOE, University of New Mexico) | ||
| Adaptability of Multi-Function Two-Way Intelligent Transceivers for Many Nuclear Materials Management Functions | Berry Crain Jr., Alan C. Hurkamp, James B. Harris | ||
| 多機能双方向インテリジェント無線機の核物質管理機能への適用性 ― 施設内通信・監視・データ収集を統合する無線トランシーバの運用可能性評価 |
(*)核物質管理（MC&A）および保障措置業務において、多機能・双方向通信が可能なインテリジェント無線トランシーバを活用するための適用性と運用モデルを検討する。在庫確認、移動追跡、アラーム通知、作業者認証、データ収集など、複数の核物質管理機能を単一デバイスで統合する可能性を評価する。(ORNL) | ||
| AIROX DRY REFABRICATION OF LWR SPENT FUEL AS A SOLUTION TO THE US SPENT FUEL DISPOSAL PROBLEM | Herbert Feinroth, Bernard Hao | ||
| End(1) | 「AIROX 法による LWR 使用済燃料の乾式再製造 ― 米国の使用済燃料処分問題に対する代替的リサイクル技術としての適用性評価<AIROX：米国の政策上「非再処理」として扱いたかった、DUPIC：国際的には「再処理に類する行為」と判断された。AIROX と DUPIC の扱いは、技術的整合性よりも政策的都合が優先された結果である。> |
(*)LWR 使用済燃料を化学分離せずに再利用するAIROX（Atomics International Reduction Oxidation）乾式再製造法を、米国の使用済燃料処分問題に対する実用的な選択肢として評価する。酸化・還元サイクルにより燃料ペレットを粉砕し、FP を部分除去して再成形することで、再処理を伴わない簡素なリサイクル技術としての可能性を示す。(Babcock & Wilcox (B&W)) | |
| ALGORITHM TO DETERMINE THE CALIBRATION PARAMETERS FOR ANDA METHOD OF INVENTORY VERIFICATION IN A DIFFUSION ENRICHMENT CASCADE | Gevaldo Lisboa de Almeida, Carlos Feu Alvim | ||
| 「拡散法濃縮カスケードにおける ANDA 法の在庫検認用較正パラメータ決定アルゴリズム ― 拡散カスケードの計量検認に用いる ANDA 法の校正モデルと推定手法の検討 |
(*)拡散法濃縮カスケードにおける核物質在庫検認のため、ANDA（Analytical Non‑Destructive Assay）法に必要な校正パラメータを最適に決定するアルゴリズムを提案する。プロセス計測値・流量・濃度データを統計的に組み合わせ、カスケード全体の在庫推定精度を向上させる手法を示す。(Brazilian Nuclear Energy Commission (CNEN)) | ||
| American-Russian Remote Monitoring Transparency Program Accomplishments During the Past Year | Vladimir Sukhoruchkin, Alexandr Grigoriev, Robert L. Martinez, Dennis Croessmann, Mark Sazhnev | ||
| 米露リモートモニタリング透明性プログラムの過去 1 年間の成果 ― 共同実証試験・データ交換・透明性向上活動の進捗報告 |
(*)米国 DOE とロシア研究機関が共同で進めるRemote Monitoring Transparency Program（遠隔監視透明性プログラム）の過去 1 年間の成果を総括する。核物質保管施設での遠隔監視システムの設置、データ交換試験、透明性向上のための共同訪問・技術評価などの進展を報告する。(Russian Research Center “Kurchatov Institute”, DOE, LANL, Russian nuclear facilities ) | ||
| AMETHYST: System For Initial, Automatic, Video Assessment of Perimeter Alarms | Graham Leach, Michael Horner | AMETHYST：境界警報の初期自動ビデオ評価システム | |
| 「AMETHYST：周界警報の初期自動映像判定システム ― 誤警報低減と警備員負荷軽減を実現する自動ビデオ評価技術 |
(*)周界侵入検知システムで発生する多数の警報に対し、映像を自動解析して“本物の侵入か、誤警報か”を即時判定するAMETHYST システムの設計・アルゴリズム・試験結果を報告する。動き検出、背景差分、センサー連携を組み合わせることで、警備員の負荷を大幅に軽減し、誤警報を削減することを示す。(AEA Technology) | ||
| AN ELECTROMECHANICALL Y-COLLED HIGH-PURITY GERMANIUM RADIATION DETECTOR | B. B. Bandong, Wayne Ruhter, Anthony D. Lavietes, Steven A. Kreek, Jospeh Mauger | ||
| 電気機械式冷却を用いた高純度 Ge 放射線検出器 ― 液体窒素不要の HPGe によるフィールド測定の実現 |
(*)液体窒素（LN₂）を使用せずに電気機械式冷却（electromechanical cooling）で動作する高純度 Ge（HPGe）γ線検出器を開発し、そのエネルギー分解能・安定性・フィールド運用性を評価する。従来の LN₂ 冷却 HPGe と同等の性能を維持しつつ、保守性・携行性・連続運転性が大幅に向上することを示す。(LLNL) | ||
| AN IMPROVED NEW SHIELDING MATERIAL FOR SPENT FUEL AND HIGH LEVEL WASTE STORAGE, TRANSPORTATION, AND DISPOSAL CASK DESIGN | Steven Mirsky, Alexander Murray, Stephen Krill | ||
| 使用済燃料および高レベル廃棄物の貯蔵・輸送・処分キャスク設計のための改良型新遮へい材 ― 高密度複合材による γ 線遮へい性能と熱特性の向上 |
(*)使用済燃料（SF）および高レベル廃棄物（HLW）キャスクの遮へい性能を向上させるために開発された新しい高密度遮へい材（improved shielding composite） の材料特性・γ 線遮へい性能・熱伝導性・機械強度を評価し、従来材（鉛、ステンレス、樹脂系複合材）より優れた性能を示すことを報告する。キャスク設計への適用可能性も検討され、軽量化・高遮へい・高耐久性の両立が可能であることを示す。(BNL) | ||
| ANOMALY AND ERROR DETECTION IN COMPUTERIZED MATERIALS CONTROL & ACCOUNTABILITY DATABASES |
Rena Whiteson, Chris Baumgart, T. F. Yarbro, Barbara Hoftbauer | ||
| MC&A 電子データベースにおける異常検知と誤り検出― データ品質向上と不正兆候の早期発見を支える統合手法 | (*)LANL の MC&A データベースに対して異常検知（anomaly detection） と 誤り検出（error detection） を統合的に適用し、データ品質の向上、記録誤りの早期発見、不正行為・内部脅威の兆候検出を可能にする手法を示す。統計モデル・ルールベース・履歴比較を組み合わせることで、従来の手作業による記録確認より高い精度と効率を達成する。(LANL) | ||
| Application of 3D Models to Training and Design Information Verification in Safeguards | Vitor Sequeira, F. Sorel, J. Goncalves | ||
| 保障措置における研修と設計情報検証への 3D モデルの応用 ― 施設構造の可視化・シミュレーション・自動比較技術の実証 |
(*)保障措置の研修および設計情報検証（DIV）に3D モデル（3D reconstruction / 3D CAD / 3D visualization）を導入するための技術的アプローチと実証結果を示す。施設構造の 3D 表現、設備配置の可視化、設計情報と実測データの自動比較により、DIV の効率化と研修の理解度向上が可能であることを示す。(EC-JRC) | ||
| Application of Nondestructive Assay Techniques in Kazakstan* | P. M. Rinard, K. Halbig, James Sprinkle, T. D. Reilly, Wanda G. Mitchell, R. Siebelist, M. Collins, R. Cole, Calvin E. Moss, S. Klosterbuer, D. Olsen, F. Crane, G. Butler, P. Staples, S. E. Smith, Sharon L. Seitz, R. Whiteson, Robert Y. Parker, A. Atkins, R. Likes, T. McKown, J. Painter, M. Barham, R. Ceo, K. Thompson, G. Sokolov | ||
| カザフスタンにおける非破壊測定技術の適用 ― 核物質管理・保障措置強化のための NDA システム導入と現地実証の成果 |
(*)米国 DOE とカザフスタンの核施設が共同で実施した非破壊測定（NDA）技術の導入・評価・訓練プログラムの成果を報告する。ウラン・プルトニウムの在庫確認、核物質移動の監視、廃棄物評価などにガンマ線・中性子 NDA システムを適用し、保障措置および MC&A の信頼性向上を実証した。(LANL, SNL, DOE, Institute of Atomic Energy (IAE), Kurchatov, Kazakhstan, Ulba Metallurgical Plant（ウルバ燃料加工施設）) | ||
| Application of PGNAA to Safeguards and Surveillance | T. H. Prettyman, L. A. Foster, P. Staples | ||
| 保障措置および監視への PGNAA 適用 ― 促進ガンマ線中性子放射化分析による核物質識別・監視手法の評価 |
(*)保障措置および監視用途におけるPGNAA（Prompt Gamma Neutron Activation Analysis：促進ガンマ線中性子放射化分析） の適用可能性を評価する。中性子照射により即発ガンマ線を測定することで、核種識別・化学組成分析・封じ込め／監視の強化に有効であることを実験データに基づき示す。(LANL) | ||
| Applying International Safeguards to Irradiated Fuel at the High Flux Isotope Reactor (HFIR) | B. Tatum Fowler, R. Dowe Dabbs | ||
| HFIR（高フラックス同位体炉）における照射済燃料への国際保障措置の適用 ― 研究炉使用済燃料に対する IAEA 検認手法と運用上の課題の分析 |
(*)ORNL の研究炉 HFIR における照射済燃料（irradiated fuel）にIAEA 保障措置を適用するための技術的・運用的アプローチを分析する。燃料特性、燃焼度、貯蔵形態、NDA 測定の適用性、および IAEA の検認手順との整合性を評価し、研究炉特有の課題と解決策を提示する。(ORNL) | ||
| Assay of Impure Plutonium Oxide with the Large Neutron Multiplicity Counter for IAEA Verification of Excess Weapons Material at the Rocky Flats Environmental Technology Site | D. G. Langner, B. Franco, V. Fotin, J. Xiao, Rene Lamaire, P. Pham, J. B. Franco, T. Moriarity | ||
| 不純物を含むプルトニウム酸化物の大型中性子同時計数器による測定 ― 余剰兵器級プルトニウムの IAEA 検認に向けた Rocky Flats での適用評価 |
(*)Rocky Flats Environmental Technology Site における余剰兵器級プルトニウム（Excess Weapons Pu）の IAEA 検認に向け、不純物を含む PuO₂ 粉末を 大型熱中性子同時計数器（Large Neutron Multiplicity Counter）で測定した結果を報告する。(α,n) 寄与、化学不純物、粒度、湿分などが計数特性に与える影響を解析し、IAEA 検認に必要な精度を満たす測定条件を示す。(RFETS) | ||
| Assay of Plutonium by Neutron Multiplicity Counting Using the Neutron Time Correlation Analyser | J. A. Mason, B. Pederson | ||
| 中性子時間相関分析装置を用いた中性子同時計数によるプルトニウム測定 ― 時間相関解析に基づく単一・二重・三重中性子計数の適用評価 |
(*)Neutron Time Correlation Analyzer（NTCA:中性子時間相関分析装置）を用いてプルトニウム試料の 単一・二重・三重中性子計数を取得し、自発核分裂率・(α,n) 寄与・増倍率（multiplication）を推定する手法を評価する。NTCA の時間相関解析能力を活用し、従来の シフトレジスター方式より柔軟な解析が可能であることを示す。(LANL) | ||
| Assay of Plutonium by Neutron Multiplicity Counting Using the Neutron Time Correlation Analyser | J. A. Mason, W. Hage, J. G. Fleissner | ||
| 中性子時間相関分析装置用いた中性子同時計数によるプルトニウム測定 ― 時間相関解析に基づく単一・二重・三重中性子計数の性能評価と適用範囲 |
(*)Neutron Time Correlation Analyzer（NTCA）を用いてプルトニウム試料の 単一・二重・三重中性子計数を取得し、自発核分裂率・(α,n) 寄与・中性子増倍率を推定する手法を評価する。NTCA のイベント記録方式により、従来の Shift Register より柔軟で高精度な時間相関解析が可能であることを示す。（LANL) | ||
| ASSESSMENT OF THE PHYSICAL PROTECTION SYSTEM | R. Cesario, Sonia Fernandez Moreno, Carlos Rodriguez | ||
| 物理防護システム（PPS）の評価 ― 脅威分析・脆弱性評価・防護要素性能に基づく体系的アセスメント手法<対象範囲；スペイン国内の核物質取扱施設および関連インフラ（研究炉・RI 施設・貯蔵施設・発電所の核物質取扱区画を含む）> |
(*)核施設の物理防護システム（PPS）を評価するための脅威分析（Threat Assessment）・脆弱性評価（VA）・防護要素性能評価を統合した体系的アセスメント手法を提示する。検知・遅延・対応（D–D–R）モデルに基づき、センサー配置、バリア性能、対応力（response force）の有効性を定量的に評価する枠組みを示す。(Consejo de Seguridad Nuclear (CSN：スペイン原子力規制委員会), CIEMAT（Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas）) | ||
| Augmented Computer Exercise for Inspection Training (ACE-IT) – an interactive training tool for “challenge inspections” under the Chemical Weapons Convention | Pauline R. Dobranich | ||
| 査察訓練用拡張コンピュータ演習（ACE‑IT） ― 化学兵器禁止条約（CWC）における“チャレンジ査察”のためのインタラクティブ訓練ツール |
(*)CWC の チャレンジ査察（Challenge Inspection） に対応する査察官訓練のためにSandia が開発した ACE‑IT（Augmented Computer Exercise for Inspection Training） の設計思想・機能・教育効果を紹介する。仮想施設、対話型シナリオ、意思決定演習を統合し、査察官が複雑な状況判断・手順運用を安全に訓練できる環境を提供する。(SNL) | ||
| Auto COBRA Seal Verifier | Y. Yamamoto, Takehiko Mukaiyama, Michio Wakahara | ||
| Auto‑COBRA 封印自動検証システム ― COBRA ケーブル封印の画像照合を自動化する検認ツールの開発と評価 |
(*)COBRA ケーブル封印の画像照合を自動化するAuto‑COBRA Seal Verifier の設計・アルゴリズム・性能評価を示す。封印の真正性確認を高速化し、査察官の作業負荷を軽減するため、画像特徴抽出・パターンマッチング・照明補正を統合した自動判定手法を開発した。(PNC, JAERI) | ||
| BIOMETRIC IDENTIFICATION DEVICES – LABORATORY TESTING VS. REAL LIFE | Janet Steele Ahrens | ||
| 生体認証装置 ― 実験室試験と実環境運用の比較 ― ラボ性能と実運用性能の乖離要因と評価手法 |
(*)生体認証装置（指紋・手形・虹彩など）の実験室試験（laboratory testing） と 実環境（real‑life）運用における性能差を分析し、誤照合率・照合失敗率・環境要因・ユーザ行動などが装置性能に与える影響を体系的に評価する。物理防護システムへの導入に向け、実環境での性能予測手法を提示する。(SNL) | ||
| CADMIUM ZINC TELLURIDE DETECTOR SYSTEM FOR NUCLEAR MATERIAL ASSAY | Anthony D. Lavietes, T.J. Paulus, James H. McQuaid | ||
| 核物質アッセイ用 CdZnTe 検出器システム ― 室温動作半導体検出器によるガンマ線スペクトロスコピーの性能評価 |
(*)室温動作が可能な CdZnTe 半導体検出器を用いた核物質アッセイ（Pu・HEU）向けガンマ線測定システムの性能を評価する。エネルギー分解能、ピーク識別能力、フィールド運用性、および HPGe との比較を通じ、携帯型 NDA 装置としての有効性を示す。(LANL, LLNL) | ||
| Calorimeter in the ARIES Recovery System* | T. E. Sampson, Teresa L. Cremers, JerryR. Wetzel | ||
| ARIES 回収システムにおけるカロリメータ ― プルトニウム回収工程における熱出力測定の設計・校正・運転性能評価<ARIES（Advanced Recovery and Integrated Extraction System）：LANL が開発した プルトニウム回収・処理システム、金属 Pu・酸化物 Pu の回収・精製、核物質計量管理（MC&A）を工程に組み込んだ先進システム、NDA（カロリメトリ・ガンマ・中性子）を工程管理に統合> |
(*)LANL の ARIES（Advanced Recovery and Integrated Extraction System）に組み込まれたカロリメータの設計、校正、運転性能を評価し、Pu 回収工程における熱出力測定の精度・安定性・処理能力を示す。工程管理（Process Control）と核物質計量管理（MC&A）の両面でカロリメトリが果たす役割を明確化する。(LANL) | ||
| Co-operative Support to the Russian Federation in the Field of Nuclear Safeguards. Progress and Evolution | M. Cuypers, P. Frigola | ||
| End(2) | ロシア連邦に対する核保障措置分野の協力支援：進捗と発展 ― 欧州委員会（Euratom）支援プログラムによる技術協力と制度整備の展開 |
(*)欧州委員会（Euratom/JRC）がロシア連邦に対して実施してきた核保障措置分野の協力支援プログラムの進捗と発展を総括する。核物質計量管理（MC&A）、NDA 技術、計量点整備、訓練、データ管理などの複数分野での共同活動を整理し、ロシア側の制度・技術基盤の向上を示す。(JRC-Ispra) | |
| COLLABORATIVE RUSSIAN-US WORK IN NUCLEAR MATERIAL PROTECTION, CONTROL AND ACCOUNTING AT THE INSTITUTE OF PHYSICS AND POWER ENGINEERING Ill. EMPHASIS ON SITE-WIDE ISSUES | G. Pshakin, V. V. Kuzin, I. P. Matveenko, V. M. Skorkin, V. N. Drakin, A. lliyantsev | ||
| 物理・動力工学研究所（IPPE）における米露協力による核物質防護・管理・計量（MPC&A）活動 III ― 施設全体（Site‑Wide）に関わる課題への取り組みと包括的改善 |
(*)IPPE における米露協力型 MPC&A プロジェクトの第 III 報として、施設全体（site‑wide）に関わる核物質防護・管理・計量の課題と改善活動を総括する。複数施設にまたがる核物質フロー、計量点整備、物理防護システム統合、データ管理の標準化など、IPPE 全域を対象とした包括的取り組みを報告する。( Institute of Physics and Power Engineering (IPPE), Obninsk) | ||
| Comparing the Utility of Physical Protection Systems for SNM in Rail Transit Using Entity-Based Simulation | Boyd Wheeler, Alexander G. Dragounov | ||
| エンティティベース・シミュレーションによるSNM 鉄道輸送における物理防護システムの有効性比較 ― 攻撃シナリオ別の防護性能・遅延効果・対応力の定量評価<エンティティベース・シミュレーション；列車、護衛、攻撃者、センサー、地形などを“エンティティ（個別要素）”としてモデル化。各エンティティが移動、視野、通信、行動ルールを持つ。PPS の 動的挙動を再現できる> |
(*)SNM を鉄道輸送する際の物理防護システム（PPS）について、エンティティベース・シミュレーションを用いて攻撃シナリオごとの検知・遅延・対応（D–D–R）性能を比較評価する。護衛配置、センサー構成、車両構造、通信手段などの違いが阻止確率（Probability of Interruption / Neutralization）に与える影響を定量化する。(PNNL) | ||
| Computational Models to Quantify Uncertain Emergency Search Techniques— A Comparison of Measured and Synthetic Gamma-Ray Detector Response Functions | M. M. Johnson, M.E. Goldsby, W.K. Hensley, William B. Wilcox, Richard G. Hansen | ||
| 不確実性を伴う緊急時サーチ技術を定量化する計算モデル ― ガンマ線検出器の実測応答関数と合成応答関数の比較評価 |
(*)緊急時サーチ（Emergency Search）で使用されるガンマ線検出器の応答を、実測データと 合成（synthetic）応答関数で比較し、不確実性を含むサーチ技術の性能を計算モデルで定量化する。MCNP ベースの放射線輸送計算と実測スペクトルを統合し、検出確率・誤警報・距離推定誤差などを評価する。(LLNL) | ||
| COOPERATIVE EFFORT BETWEEN THE UNITED STATES DEPARTMENT OF ENERGY AND THE MOSCOW STATE ENGINEERING PHYSICS INSTITUTE (TECHNICAL UNIVERSITY)TO DEVELOP AN MPC&AGRADUATE PROGRAM | Norbert Ensslin, D. Liles, Hastings Smith, D.G. McConnell, Viatcheslav Khromov, Mary Lynn Garcia | ||
| 米国エネルギー省とモスクワ工科物理大学（MEPhI）による共同 MPC&A 大学院課程の構築 ― 核物質防護・管理・計量教育の制度化と専門家育成プログラムの確立 |
(*)米国 DOE とロシア MEPhI が共同で設計・実施した核物質防護・管理・計量（MPC&A）大学院教育プログラムの構築プロジェクトを報告する。カリキュラム開発、教材整備、実験設備の導入、教員訓練など、MPC&A 専門家育成のための制度化プロセスとその成果を示す。(LANL, DOE, Moscow Engineering Physics Institute (MEPhI), SNL) | ||
| COOPERATIVE NONPROLIFERATION ACTIVITIES | K. Ystesund, Arian Pregenzer, Y. Hashimoto, T. Shigeto, Masao Senzaki, Richard L. Lucero, James Furaus, Michael Ross | ||
| 協力的核不拡散活動 ― 日米共同による保障措置・物理防護・核物質管理技術の開発と実証 |
(*)日米間で実施された 協力的核不拡散活動（Cooperative Nonproliferation Activities） の主要成果を総括し、保障措置技術、物理防護、核物質管理（MC&A）、および共同実証試験の進展を報告する。センサー技術、封印、監視、NDA、情報共有など多分野にわたる協力の枠組みと成果を体系的に整理する。（LLNL, SNL, PNC, JAERI） | ||
| COST AND PERFORMANCE ANALYSIS OF PHYSICAL SECURITY SYSTEMS | Dennis F. Togo, M. J. Hicks | ||
| 物理防護システムのコストと性能分析 ― 防護要素の費用対効果を定量化する評価モデルの構築 |
(*)物理防護システム（PPS）の 性能（検知・遅延・対応） とコスト（設備費・運用費・人件費） を統合的に評価するための分析モデルを提示する。複数の防護構成を比較し、費用対効果（cost‑effectiveness）に基づく最適な PPS 設計の指針を示す。(SNL) | ||
| Counter-proliferation or International safeguards? | Andre PETIT | ||
| カウンタープロリフェレーション（軍事的阻止） か、国際保障措置か ― 不拡散政策の二つのアプローチの対立と役割分担の再検討＜Counter‑proliferation とは；軍事力・諜報・制裁を用いて核拡散を阻止するアプローチ。1991 年湾岸戦争後に米国で台頭。“拡散を未然に叩く”という積極的政策。Petit はこれを “軍事的・強制的手段” と位置づける。＞ |
(*)冷戦後に台頭した カウンタープロリフェレーション（軍事的阻止） と従来の 国際保障措置（IAEA Safeguards） の役割を比較し、両者が競合するのか、補完し合うのかを政策的観点から検討する。NPT 体制の強化、輸出管理、地域的安全保障との関係を整理し、不拡散政策の将来像を提示する。（JRC) | ||
| Current Status of Environmental Sampling for IAEA Safeguards | D. L. DONOHUE, E. Kuhn, Jill Cooley | ||
| IAEA 保障措置における環境サンプリングの現状 ー粒子分析、化学前処理、同位体測定、クリーンラボ体制、およびフィールド運用の進展 |
(*)IAEA 保障措置における 環境サンプリング（Environmental Sampling） の技術的・分析的・運用的な現状を総括し、粒子分析、化学前処理、同位体測定、クリーンラボ体制、およびフィールド運用の進展を報告する。93+2 追加議定書の導入に向け、ES が保障措置の中核技術となることを示す。(SNL) | ||
| Data Analysis for Remote Monitoring of Safeguarded Facilities | Sharon M. Deland | ||
| 保障措置施設の遠隔監視におけるデータ解析 ― センサー統合・アラーム評価・異常検知手法の開発 |
(*)保障措置施設に設置された遠隔監視システムから得られる大量のセンサーデータ（映像・開閉センサー・環境データ・ログ） を効率的に解析するための手法を提示する。アラームの真正性評価、異常検知、データ圧縮、通信制約下でのデータ優先順位付けなどを体系的に整理し、IAEA の遠隔監視運用に向けた技術基盤を示す。(SNL) | ||
| DESIGN AND FABRICATION OF A LOW-COST HAND-HELD PORTABLE URANIUM ENRICHMENT METER | J. A. Williams, R. L. Clark, Zane W. Bell, R. N. Nodine | ||
| 低コスト携帯型ウラン濃縮度測定器の設計と製作 ― 現場即応型 NDA 装置の開発と性能評価」 |
(*)ウランの濃縮度（特に U‑235 の 186 keV ガンマ線）を 現場で迅速に測定するための 低コスト・携帯型エンリッチメントメータの設計・製作・性能評価を示す。NaI(Tl) 検出器と簡易電子回路を用い、軽量・低消費電力・低価格を実現しつつ、核物質管理（MC&A）や査察用途に十分な精度を達成した。(ORNL) |
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| Design and Performance of a Vacuum-Bottle Solid-State Calorimeter* | David S. Bracken, R. Biddle | ||
| 真空断熱型（Vacuum‑Bottle）固体検出器式カロリメータの設計と性能 ― 高安定・高感度 NDA 熱出力測定装置の構造・校正・運転特性の評価 |
(*)真空断熱容器（Vacuum‑Bottle）構造と固体検出器（solid‑state sensor）を組み合わせた高安定・高感度カロリメータの設計と性能評価を報告する。熱雑音の低減、温度ドリフトの抑制、短い安定化時間を実現し、Pu・HEU の熱出力測定における現場適用性を示す。(LANL, EG&G Mound Applied Technologies) | ||
| Design and Performance of Low-Wattage Electrical Heater Probe | Jerry R. Wetzel, R. Cech, R. Biddle | ||
| 低ワット電気ヒータープローブの設計と性能評価 ― カロリメータ較正用 MECH 系プローブの低出力安定性と熱特性の最適化<MECH系：MECH（Mound Electrical Calibration Heater）シリーズ> |
(*)カロリメータ校正に用いる 低ワット電気ヒータープローブの設計・製作・性能評価を示す。低出力領域（数 mW〜数百 mW）での熱安定性、電気的ノイズ、温度係数、および長期ドリフトを最小化するための構造設計と材料選択を詳細に検討し、MECH シリーズの低ワット版として実用性を確認した。(Mound Laboratory（EG&G Mound Applied Technologies）) | ||
| DESTRUCTIVE ANALYSIS MEASUREMENT CONTROL AT BRAZILIAN SAFEGUARDS ANALYTICAL LABORATORY | J. Goncalves | ||
| ブラジル保障措置分析ラボにおける破壊分析の測定管理 ― ウラン・プルトニウム分析の QA/QC 体系と国際比較評価 |
(*)ブラジルの保障措置分析ラボ（LASAL）における破壊分析（DA）測定の品質管理（Measurement Control） の体系を示し、標準物質、内部 QC、国際比較試験（round‑robin）を通じてウラン・プルトニウム分析の精度・正確さを評価する。ABACC・IAEA との協力体制の中で、南米地域の DA 能力向上を報告する。(Brazilian Nuclear Energy Commission（CNEN）) | ||
| Detector And Front-End Electronics Of A Fissile Mass Flow Monitoring System | John T. Mihalczo, Tanner Uckan, J. A. Mullens, D. E. McMillan, M. J. Paulus, K. N. Castleberry | ||
| 核分裂性物質流量監視システムの検出器および前段電子回路 ― 中性子時相相関を用いた質量流量測定のための計測設計 |
(*)核分裂性物質（特に溶液系 Pu/U）の質量流量（mass‑flow）をリアルタイムで測定するための中性子検出器と前段電子回路の設計・性能評価を示す。高速中性子検出器、低ノイズ前段アンプ、整形回路、および時相相関解析に適したパルス処理系を統合し、流量変動に対する高感度・高時間分解能を実現した。（ORNL) | ||
| Determination of Curie Content and 134/137Cesium Ratios by Gamma Spectroscopy of High Burnup Plutonium-Aluminum Fuel Assemblies | D. L. Haggard, J. E. Tanner | ||
| 高燃焼度プルトニウム–アルミ燃料集合体のガンマ線スペクトロスコピーによるキューリー量および Cs‑134/Cs‑137 比の決定 ― 燃焼度指標としてのセシウム同位体比の適用性評価＜Pu–Al 燃料の典型燃焼度 20–40 GWd/t、高燃焼度と呼べる領域 30–40 GWd/t 以上、今回の論文の対象推定 30–40 GWd/t クラス、燃焼度指標 Cs‑134/Cs‑137 比＞ |
(*)高燃焼度 Pu–Al 燃料集合体のガンマ線スペクトルを測定し、総放射能（Curie content） と Cs‑134/Cs‑137 比 を決定する手法を提示する。セシウム同位体比を燃焼度指標として利用し、核種生成計算・崩壊補正・遮蔽補正を組み合わせて燃料の履歴推定と核物質特性評価の精度向上を図る。(LANL) | ||
| Developing Indigenous Safeguards Capabilities Within the MPC&A Program: A Transition from Near-Term Upgrades to Long-Term Sustainability | Phil Robinson, Frederick O. Leutters | ||
| MPC&A プログラムにおける自国的保障措置能力の構築 ― 短期的アップグレードから長期的持続性への移行 |
(*)ロシア核施設との協力を中心とする MPC&A プログラムにおいて、初期の「短期的設備アップグレード」から、現地側が自立して運用できる“長期的持続性（sustainability）”の確立へ移行するための制度設計・教育訓練・組織能力構築の枠組みを提示する。技術移転だけでなく、管理体制・手順・人材育成を含む包括的アプローチを論じる。（SNL) | ||
| Developing MPC&ARegulations in the Russian Federation Through DOE/GAN Project 1 | M. Teresa Olascoaga, Fred Morris, Boris N. Krouptchatnikov, RobertJ. Sorenson, Judith A. Littleton | ||
| DOE–GAN プロジェクト 1 によるロシア連邦の MPC&A 規制整備 ― 核物質防護・管理・計量制度の構築に向けた規制文書・基準類の共同開発<1990年代の米露協力は、装置供与 → 施設改善 → 研究所全体 → 規制整備 → 教育制度化 という段階的発展を遂げた。> |
(*)米国 DOE とロシア規制当局 GAN が共同で実施したMPC&A（核物質防護・管理・計量）規制整備プロジェクト（Project 1）の成果を報告する。ロシア国内の核物質管理制度を国際基準に整合させるため、規制文書、技術基準、手順書、検査プロトコルの整備を体系的に進めた内容をまとめる。(DOE, GAN, PNNL) | ||
| Developing Portions of a Computerized Federal System for Nuclear Material Control and Accounting in Russia | Vladimir Terentyev, Sandra Taylor | ||
| ロシア連邦における核物質管理・計量の連邦レベル電算システム構築 ― 連邦 MC&A システムの部分開発と情報基盤整備の進展 |
(*)ロシア連邦における核物質管理・計量（MC&A）を連邦レベルで電子化・標準化するためのコンピュータ化システムの開発状況を報告する。施設データの収集、中央データベース、報告フォーマット、検査支援ツールなど、連邦 MC&A システムの主要コンポーネントの設計と実装の進展を示す。(GAN, DOE) | ||
| eveloping Risk-Based Approaches to the Physical Inventory of Nuclear Materials | G. P. Kodman, K. R. Byers, Thomas C. Davis | ||
| 核物質の物理在庫に対するリスクベース手法の開発 ― 在庫頻度・測定負荷・保障措置リスクの統合的最適化 |
(*)核物質の物理在庫（Physical Inventory）を“リスクに基づいて最適化する” ための手法を提示する。核物質の形態・所在・移動頻度・測定誤差・内部脅威などをリスク要因として定量化し、在庫頻度・測定範囲・検認手順を最適化する枠組みを示す。(WSRC) | ||
| DEVELOPMENT AND TRIAL OPERATION OF A SITE-WIDE COMPUTERIZED MATERIAL ACCOUNTING SYSTEM AT KURCHATOV INSTITUTE | John Smoot, P. Gary Eller, Vladimir Sukhoruchkin, J. E. Stewart, Rena Whiteson, P. Singh, Bradley Weil, Wayne Ruhter, V. M. Shmelev, A. N. Roumiantsev, James R. Griggs, Susan Voss, Yuri A. Ostroumov, Alexey V. Yevstropov | ||
| End(3) | クルチャトフ研究所における施設全域（Site‑Wide）核物質計量管理システムの開発と試験運用 ― 研究所全体を統合する電算化 MC&A システムの設計・実装・評価 |
(*)クルチャトフ研究所における施設全域（site‑wide）を対象とした電算化核物質計量管理（MC&A）システムの開発と試験運用の成果を報告する。複数施設にまたがる核物質フロー、計量点、在庫データを統合管理するためのソフトウェア、データモデル、通信基盤の設計と、現場での試験運用結果を示す。(LANL, DOE, SNL, Kurchatov Institute) | |
| Development of a Remote Vital Signs Sensor | Mark D. Ladd, Michael S. Pacheco | ||
| 遠隔バイタルサインセンサーの開発 ― 非接触で生命兆候を検知するためのマイクロ波・振動センサー技術 |
(*)対象者に接触することなく 呼吸・心拍などの生命兆候（vital signs）を遠隔で検知するセンサー の開発を報告する。マイクロ波／RF 反射、微小振動検知、信号処理アルゴリズムを組み合わせ、侵入者の存在確認、警備員の安全監視、保障措置施設での遠隔監視への応用可能性を示す。(SNL) | ||
| DEVELOPMENT OF DUPIC SAFEGUARDS NEUTRON COUNTER | Young Gil Lee, Howard O. Menlove, Phillip M. Rinard, Hong-RyuI Cha, Jong-Sook Hong | ||
| DUPIC 保障措置用中性子計数器の開発 ― 使用済み PWR 燃料を直接再利用する DUPIC プロセス向け NDA システムの設計と性能評価＜DUPIC は基本的に「1 本の PWR 燃料ピンを単位として de‑clad → 粉砕 → 熱処理 → 再成形 → CANDU 用 pin に再装填」する“1‑pin バッチ方式”＞ |
(*)使用済み PWR 燃料を直接 CANDU 燃料として再利用するDUPIC プロセスの保障措置を実現するため、高放射能・高中性子束環境に対応した 中性子多重度計数器（neutron multiplicity counter） を開発した。³He 検出器アレイ、遮蔽設計、電子回路、校正手法を統合し、DUPIC 燃料ピンの核物質量を非破壊で評価できる性能を示す。(KAERI, LANL) | ||
| Development of Efficient Safeguards Destructive Analysis Procedures at NMCC-SAL | Shinji Hara, Syouzou Yasu | ||
| NMCC‑SAL における効率的な保障措置破壊分析手順の開発 ― U/Pu 化学分析・同位体測定の迅速化と高精度化＜1990年代後半：日本の保障措置分析能力が国際水準へ到達＞ |
(*)日本の NMCC‑SAL における 保障措置破壊分析（DA） の化学前処理、分離工程、同位体測定（TIMS/ICP‑MS）を効率化し、分析時間の短縮、測定精度の向上、QA/QC の強化を実現した手順を報告する。IAEA との比較試験（round‑robin）で国際水準の性能を確認した。（NMCC-Japan） | ||
| DEVELOPMENT OF FUGEN GATE MONITOR | J. K. Halbig, S. Klosterbuer, H.O. Menlove, T.R. Wenz, T. Iwamoto, E. Umebayashi, N. Ebara | ||
| ふげん（ATR）用ゲートモニタの開発 ― 燃料搬出入のリアルタイム監視と核物質移動検知のための NDA・センサー統合システム |
(*)Fugen ATR の燃料搬出入ゲートに設置するリアルタイム核物質移動監視システム（Gate Monitor） の開発を報告する。中性子・ガンマ線検出器、重量・寸法センサー、データ通信、および IAEA 監視システムとの統合により、燃料集合体の搬出入を自動識別し、未申告移動を検知する性能を示す。（LANL, SNL, PNC) | ||
| DEVELOPMENT OF IMPROVED HOLD-UP MEASUREMENT SYSTEM AT PLUTONIUMU FUEL PRODUCTION FACILITY | Tracy R. Wenz, Howard Menlove, H. Kobayashi, Takashi Asano, H. Maruyama, J. Ninagawa | ||
| プルトニウム燃料製造施設における改良型ホールドアップ測定システムの開発 ― 高バックグラウンド環境での Pu 残留量評価の高精度化と現場適用＜PFPF のホールドアップ測定を国際水準に引き上げた、日米共同研究の決定版＞ |
(*)PFPF のプロセス機器・配管・グローブボックス内部に残留するプルトニウムのホールドアップ量を高精度で測定する改良型 NDA システムを開発した。中性子多重度計数、遮蔽設計、校正手法、データ解析を統合し、高放射線環境でも安定して Pu 残留量を評価できる性能を示す。(LANL, PNC) | ||
| Development of Verification System for Solid Waste | S. Takahashi, T. Yamaguchi, Minoru Aoki, T. Satoh | ||
| 固体廃棄物の検認システムの開発 ― ドラム缶廃棄物中の核物質の非破壊検認（NDA）手法の確立＜通常の固体廃棄物ドラム缶に含まれる Pu・U は “mg〜数 g 程度” が典型。⭐ しかし施設や工程によって “10 g 超” のケースもあり、これが Safeguards 上の最大の懸念とされる。＞ |
(*)動燃の固体廃棄物ドラム缶に含まれる核物質（主に Pu・U）の非破壊検認（NDA）システムを開発し、ガンマ線測定・中性子測定・重量情報を統合して廃棄物中の核物質の有無・量を推定する手法を示す。施設での実証試験により、保障措置要件を満たす性能を確認した。（PNC) | ||
| Developments in High-Performance HPGe Detector Spectrometer Systems for Safeguards Applications | Ronald M. Keyser, Timothy R. Twomey | ||
| 保障措置用途に向けた高性能 HPGe 検出器スペクトロメータシステムの開発 ― 高計数率・高分解能・安定性向上のための電子回路・DSP 技術 |
(*)保障措置で要求される 高分解能・高計数率・高安定性 を満たすために、HPGe 検出器の前段電子回路、デジタル信号処理（DSP）、冷却系、およびスペクトル安定化技術を改良した最新システムを紹介する。MOX・使用済み燃料・環境試料などの高バックグラウンド環境でも高精度の核種分析が可能であることを示す。(ORTEC (Ametek/EG&G ORTEC)) | ||
| Development of Advanced Matrix Correction Techniques for Active Interrogation of Waste Drums Using the CTEN Instrument | Charles L. Hollas, Gaetano Arnone, Robert J. Estep, Sheila Melton | ||
| CTEN 装置を用いた廃棄物ドラムのアクティブ照射における高精度を有するマトリックス効果への補正技術の開発 ― 中性子輸送解析と実測応答を統合した Pu/U アッセイ精度向上手法 |
(*)Cf-252 中性子源を用いた CTEN（Californium shuffler）アクティブ照射 NDA において、廃棄物ドラムの複雑なマトリックス（布・金属・樹脂・水分など）が測定結果に与える影響を補正するための 高度マトリックス補正手法 を開発した。中性子輸送計算、実測応答、統計モデルを統合し、Pu/U のアッセイ精度を大幅に向上させた。(LANL) | ||
| DISPOSAL CRITICALITY IN THE VERY LONG TERM | N. Barrie Mcleod | ||
| 超長期における処分場の臨界安全性 ― 使用済燃料の地層処分における核分裂性物質の再配置・濃縮による臨界発生可能性の評価＜10〜20 体分の Pu が“同じ場所に集積”しないと臨界にならない。10⁵〜10⁶ 年（10万〜100万年）規模が必要。McLeod の結論：“地層処分環境で Pu が臨界に必要な量だけ集積することは、物理的にほぼ不可能である。”＞ |
(*)使用済燃料を地層処分した後の 超長期（数千〜数十万年） において、核分裂性物質（主に Pu・U）が再配置・濃縮し、臨界状態に達する可能性を評価する。燃料マトリックスの溶解、核種移行、地下水化学、および地質環境の変化を統合した臨界安全性モデルを提示する。（AECL) | ||
| DISTRIBUTED AUTO-CONTROL FOR OPTIMUM VIDEO SURVEILLANCE | E. E. Filby, T. E. Smith, L. J. Hanson | ||
| 最適化されたビデオ監視のための分散型自動制御 ― 監視カメラ群の自律動作とセンサー統合による保障措置監視性能の向上 |
(*)保障措置用ビデオ監視システムにおいて、複数カメラ・センサーを 分散型自動制御（distributed auto‑control） により統合し、視野制御、録画トリガ、照明制御、異常検知を自律化する手法を示す。従来の中央集約型システムに比べ、信頼性・柔軟性・監視性能が大幅に向上することを実証した。(PNNL) | ||
| DOE-ARN Method to Verify Uranium Inventory at the Pilcaniyeu Gaseous Diffusion Enrichment Plant | Douglas Reilly, Ralph Royce, M. A. Righetti, Anibal Bonino, R. L. Mayer II, B.R. McGinnis | ||
| Pilcaniyeu ガス拡散濃縮工場におけるウラン在庫の検認手法 ― DOE と ARN による非破壊分析（NDA）を用いた在庫確認プロトコルの確立＜U235からのγ線、U‑238 → Th‑234 → Pa‑234m → U‑234におけるPa-234mからのγ線を測定＞ |
(*)アルゼンチンの Pilcaniyeu ガス拡散濃縮工場におけるウラン在庫の検認（inventory verification） を実施するため、DOE と ARN が共同で開発した NDA ベースの検認手法を報告する。UF₆ シリンダの質量・濃度・同位体比を非破壊で評価し、保障措置上の在庫確認を高精度で実施できることを示す。（LANL, DOE, Argentine Nuclear Regulatory Authority (ARN)） | ||
| DOMESTIC SAFEGUARDS CONCEPTS FOR THE ACTINIDE PACKAGING AND STORAGE FACILITY AT SAVANNAH RIVER SITE (U) | Rosemary Monson, John Crawford | ||
| サバンナリバーサイトにおけるアクチニド包装・貯蔵施設の国内保障措置コンセプト ― 核物質包装・保管プロセスに対する MC&A・監視・物理防護の統合設計 |
(*)SRS に建設された Actinide Packaging and Storage Facility（APSF）に対し、核物質包装・保管プロセスを対象とした 国内保障措置（MC&A）体系 を設計するための基本コンセプトを提示する。核物質計量管理、監視システム、物理防護、運転手順を統合し、高信頼性の核物質保管を実現するための要求事項を整理する。(WSRC) | ||
| EDF’s NUCLEAR MATERIAL SAFEGUARDS SYSTEM: RECONCILING ORGANIZATION WITH QUALITY ASSURANCE | Francoise de Cormis, L. Prouteau | ||
| 「EDF における核物質保障措置システム：組織構造と品質保証の整合化 ― 保障措置業務と品質保証体系を統合した核物質管理プロセスの設計 |
(*)EDF の核燃料サイクルにおける核物質管理（MC&A）と品質保証（QA）体系を統合し、Safeguards 業務を組織構造・手順・文書管理と整合させる方法を示す。IAEA/EURATOM の要求に適合しつつ、運転現場の効率性と信頼性を両立するための管理モデルを提示する。（EDF) | ||
| Enhancing Russion Railcar Security with the Automated Transportation Security System | Y. L. Davydov, N. N. Shemigon, John Gronager | ||
| ロシア鉄道輸送における貨車セキュリティ強化：自動化輸送セキュリティシステム（ATSS）の導入 ― 核物質輸送の安全性・監視性を高める自動化システムの設計と実証 |
(*)ロシア国内での核物質輸送における貨車（railcar）セキュリティを強化するため、Automated Transportation Security System（ATSS） を開発・実証した成果を報告する。貨車の位置監視、侵入検知、封印状態の確認、通信による遠隔監視などを統合し、核物質輸送の安全性と透明性を向上させる。(MINATOM, DOE) | ||
| ERNATIONAL SAFEGUARDS APPROACH FOR THE ACTINIDE PACKAGING AND STORAGE FACILITY AT SAVANNAH RIVER SITE (U) | Lorilee Brownell, Wendell Belew, Rosemary Monson, John Crawford | ||
| サバンナリバーサイトにおけるアクチニド包装・貯蔵施設の国際保障措置アプローチ ― IAEA 立入検認に対応した MC&A・封じ込め・監視（C/S）の統合設計 |
(*)APSF（Actinide Packaging and Storage Facility）に対するIAEA 国際保障措置の適用方法（Safeguards Approach） を設計し、核物質計量管理（MC&A）、封じ込め・監視（C/S）、立入検認手順を施設設計段階から統合する “Safeguards by Design” の実装を示す。包装工程・保管庫・移送経路に対する検認ポイントを体系化し、高価値核物質の透明性を確保する。(WSRC) | ||
| Evaluating the Impact of Environmental Sampling at DOE Facilities Currently under IAEA Safeguards | Amy Whitworth, Caroline E. Smith | ||
| IAEA 保障措置下にある DOE 施設における環境サンプリング導入の影響評価 ― 強化保障措置に対応したサンプリング手順・分析結果・機密保全レビューの統合的検討 |
(*)IAEA の強化保障措置（Programme 93+2）において導入された環境サンプリング（Environmental Sampling: ES）を、米国 DOE 施設に適用した場合の影響を体系的に評価するものである。IAEA 標準のサンプリング手順を DOE 施設（初期対象：ハンフォードサイト）に適用し、採取試料の分析結果を機密保全の観点からレビューすることで、国家安全保障上の機微情報が露呈する可能性を検証した。さらに、将来の IAEA 立入検認における ES 要求に対し、核物質計量管理（MC&A）、封じ込め・監視（C/S）、情報保全手順を施設運用段階から統合する “Safeguards by Design” 的アプローチの必要性を示し、DOE が国際的透明性と国家機密保護の両立を図るための基盤を提供する。PNNL) | ||
| Evaluation of Plutonium Oxidation Using Pulsed Neutron Measurements with 252Cf | T. E. Valentine, John Mihalczo | ||
| 252Cf を用いたパルス中性子測定によるプルトニウム酸化状態評価 ― 核物質計量管理（MC&A）における非破壊分析（NDA）手法の適用性と測定精度の検証 |
(*)252Cf を中性子源とするパルス中性子測定法を用いて、プルトニウム金属の酸化状態および酸化進行度を非破壊で評価する手法を検証したものである。パルス照射後の即発・遅発中性子応答を解析し、酸化に伴う中性子減速特性および反応度変化を定量化することで、プルトニウムの化学形態と酸化割合を推定する。測定データとモデリング結果を比較することで、MC&A における高価値核物質の状態監視に対する本手法の適用性、測定精度、ならびに保障措置上の検認手段としての有効性を示す。（ORNL) | ||
| Expected Precision for Neutron Multiplicity Assay Using Higher Order Moments | Mark M. Pickrell, M. C. Miller, D. G. Langner, W. Harker, M. S. Krick, N. Ensslin | ||
| 高次モーメントを用いた中性子同時計数法の期待精度 ― 単一・二重・三重中性子計数における統計モーメント解析と不確かさ評価 |
(*)中性子同時計数（Multiplicity Counting）における高次統計モーメント（Higher‑Order Moments）を用いた解析手法の精度を評価し、Pu 量・Pu‑240 有効値・(α,n) 寄与の推定に対する不確かさを理論的に導出する。従来の Singles–Doubles–Triples 解析に加え、より高次の統計量を用いることで、低計数率試料や高増倍率試料での精度向上が可能であることを示す。(LANL) | ||
| Experience with the implementation of the measure from the the strengthened safeguards system | Dirk Schriefer | ||
| IAEA 強化保障措置システムにおける各種措置の実施経験 ― 立入検認、環境サンプリング、情報評価を統合した保障措置運用の実践的検証 |
(*)IAEA が強化保障措置システム（Programme 93+2）を導入する過程で実施した各種措置の運用経験を総括し、環境サンプリング、補完的アクセス、情報評価の統合的活用が保障措置の有効性向上にどのように寄与したかを分析するものである。査察現場での実務経験に基づき、従来型の核物質計量管理（MC&A）および封じ込め・監視（C/S）と、新たな強化措置を組み合わせる際の課題、運用上の制約、国家との調整プロセスを整理し、強化保障措置の実装に必要な技術的・制度的要件を示す。（IAEA) | ||
| Experimental Validation of Tomographic Gamma Scanning for Small Quantities of Special Nuclear Material* | T. H. Prettyman, David J. Mercer, Mark E. Abhold, S. E. Betts | ||
| End(4) | 少量の特殊核物質に対するトモグラフィーガンマスキャニング（TGS）の実験的検証 ― 核物質計量管理（MC&A）における非破壊分析（NDA）手法の高精度化と小規模サンプル評価能力の確認 |
(*)トモグラフィーガンマスキャニング（TGS）を用いて、少量の特殊核物質（SNM）を含むサンプルの非破壊評価能力を実験的に検証したものである。ガンマ線投影データの再構成により、容器内部の核物質分布と遮蔽効果を補正し、従来手法では困難であった小量 SNM の定量精度向上を確認した。実測データとモデリング結果を比較することで、MC&A における高価値核物質の小規模サンプル管理に対する TGS の適用性、測定限界、ならびに保障措置検認手段としての有効性を示す。(LANL) | |
| FACILITY SIMULATION OF THE DUPIC FUEL FABRICATION PROCESS | Jong-Sook Hong, Ho Dong Kim, C. Alton Coulter, Kenneth E. Thomas | ||
| DUPIC 燃料製造プロセスにおける施設シミュレーション ― OREOX 粉末処理・成形・焼結工程を統合した乾式再加工プロセスの運転モデル化と核物質管理要件の評価 |
(*)DUPIC 燃料製造プロセスにおける粉末処理（OREOX）、成形、焼結、ホットセル内移送を含む全工程を施設レベルでシミュレーションし、核物質フロー、装置配置、運転条件を統合的に評価したものである。使用済 PWR 燃料を乾式処理する DUPIC プロセスでは、粉末・ペレット・スクラップなど多様な核物質形態が発生するため、MC&A と保障措置検認の観点から、工程間移送・在庫管理・計量点の設定をモデル化し、運転シナリオに基づく核物質管理要件を明確化した。シミュレーション結果は、DUPIC 施設設計における Safeguards by Design の適用性を示し、透明性と核拡散抵抗性を両立する運転条件の確立に寄与する。(KAERI, ORNL) | ||
| FIELD TEST RESULTS FROM VARIOUS DEPLOYMENTS OF THE OAK RIDGE SENSORS R ENHANCING NUCLEAR SAFEGUARDS (ORSENS) TECHNOLOGIES | Zane W. Bell, Chris A. Pickett, L.E. Seiber, M. W. Sherri ll, D. Ear|, J. A. Williams | ||
| ORSENS（Oak Ridge Sensors for Enhancing Nuclear Safeguards）技術の各種現場配備におけるフィールド試験結果 ― 遠隔監視・自動在庫管理・光ファイバ封印を統合した保障措置センサ群の運用性能評価 |
(*)Oak Ridge が開発した ORSENS センサ群を複数の核物質保管環境に配備し、遠隔監視・自動在庫管理・光ファイバ封印を含む統合監視システムのフィールド試験結果を評価したものである。CAVIS、SmartShelf™、OTDR ベース封印システムを数か月にわたり運用し、核物質容器の識別精度、封印の改ざん検知性能、データ通信の信頼性を検証した。試験結果は、MC&A と C/S を統合した Safeguards by Design の観点から、IAEA の遠隔監視デモンストレーション（Y‑12 Plant）への適用可能性を示し、保障措置運用における低コスト・高信頼センサの有効性を明確化した。(Lockheed Martin Energy Systems（Oak Ridge Y‑12 Plant）) | ||
| Fission Product Range Effects on HEU Fissile Gas Monitoring for UF6 Gas | John T. Mihalczo, T. E. Valentine, Jose March-Leuba, John K. Mattingly, R. B. Perez, John K. Munro | ||
| UF₆ ガス中の HEU 監視における核分裂生成物の飛程効果 ― Fissile Gas Monitor（FGM）に対する核分裂片・ガンマ線の減衰・散乱の影響評価 |
(*)UF₆ ガス流中の HEU をオンラインで監視する Fissile Gas Monitor（FGM）において、核分裂生成物（fission fragments, prompt gammas）が UF₆ ガス中を移動する際の飛程（range）・エネルギー損失・吸収 が計測信号に与える影響を解析した。MCNP 計算と実験データを用いて、HEU 濃度推定の精度に対する補正方法を提示する。(ORNL) | ||
| FUTURE DIRECTIONS FOR MPC&A VERIFICATION | Rodney Martin | ||
| MPC&A 検証の将来方向性 ― 核物質防護・管理・計量の国際協力と検証技術の発展に向けた課題整理 |
(*)MPC&A（Material Protection, Control and Accounting）プログラムにおける核物質管理・防護の検証（verification） を将来どのように発展させるべきかを論じる。ロシア核施設との協力を踏まえ、計量管理、物理防護、監視、情報システムの国際的な透明性と信頼性を高めるための技術的・制度的課題を整理する。（DOE) | ||
| Global Nuclear-Materials Control | Frank Von Hippel | ||
| 核物質管理のグローバル化 ― 兵器級核物質の削減・透明性・国際管理に向けた制度設計 |
(*)冷戦後に世界中で余剰となった兵器級核物質（Pu・HEU）を国際的に管理・削減するための制度的枠組みを提案する。核兵器解体の透明性、核物質の国際管理、FMCT 交渉、および民生核燃料サイクルの安全な管理を統合した“グローバル核物質管理システム”の構築を論じる。(Princeton University) | ||
| GN-4: A Lightweight, Battery-Operated Gamma-Ray and Neutron Detection System for In Situ Nuclear Material Surveys | William Murray | ||
| GN‑4：現場核物質サーベイのための軽量・電池駆動型ガンマ線・中性子検出システム ― 携帯型 NDA による核物質探索・評価のための統合検出器設計 |
(*)核物質の現場サーベイ（in situ survey）を迅速に実施するために開発された軽量・電池駆動の携帯型ガンマ線／中性子検出器 GN‑4 の設計と性能を報告する。ガンマ線シンチレータと熱中性子検出器を統合し、核物質の存在・位置・相対量を現場で即時に評価できることを示す。（DOE) | ||
| GOVERNMENT/INDUSTRY DEVELOPMENT OF A SPENT NUCLEAR FUEL DRY TRANSFER SYSTEM | Leroy Stewart | ||
| 使用済燃料乾式移送システムの政府・産業界による共同開発 ― 乾式キャスク間移送（cask‑to‑cask transfer）を可能にする設備・手順の設計と実証 |
(*)使用済燃料を水を使わずに移送する Dry Transfer System（DTS） をDOE と産業界が共同で開発した経緯と成果を報告する。乾式キャスク間の燃料移送を安全に実施するための設備設計、遠隔操作、遮へい、臨界安全性、熱管理の要件を整理し、実証試験の結果を示す。（DOE) | ||
| Graphical Facility Information Center (GraFICO) | Chris A. Pickett, J.J. Dunigan, T.W. Hickerson, D. Schmidt, R. N. Nodine | ||
| GraFICO：施設情報統合センター ― 核物質管理・監視・物理防護データを統合可視化するグラフィカル情報システム |
(*)核施設における核物質管理（MC&A）、監視（C/S）、物理防護（PPS）、運転データを統合し、施設全体の状態をグラフィカルに可視化する情報システム GraFICO の設計と実装を報告する。複数データソースを統合し、運転員・Safeguards 担当者がリアルタイムに施設状況を把握できる環境を提供する。(Lockheed Martin Energy Systems (LMES)) | ||
| Guide to Nondestructive Assay Standards: Preparation Criteria, Availability, and Practical Considerations | P. M. Rinard, T. E. Sampson, S. T. Hsue, J. E. Stewart, G. Butler, C. Rudy | ||
| NDA 標準試料ガイド：作成基準・入手可能性・実務上の留意点 ― 核物質 NDA 較正のための標準試料の設計・品質・運用指針 |
(*)ガンマ線・中性子 NDA の校正に使用する標準試料（standards）について、作成基準、入手可能性、品質管理、実務上の注意点 を体系的に整理したガイドである。標準試料の形状・均質性・核種組成・封入方法・不確かさ評価を示し、NDA 校正の信頼性向上に向けた実務的指針を提供する。(LANL) | ||
| HANDBOOK FOR THE IMPLEMENTATION OF IAEA INSPECTION ACTIVITIES AT DEPARTMENT OF ENERGY NUCLEAR FACILITIES | Neil R. Zack, Kenneth Thomas, William J. Desmond, K. Coady | ||
| DOE 核施設における IAEA 検認活動実施ハンドブック ― Voluntary Offer Agreement に基づく立入検認の手順・役割・管理プロトコル |
(*)米国 DOE 核施設における IAEA 立入検認を円滑に実施するための公式ハンドブック（implementation handbook） を紹介し、検認準備、アクセス管理、情報保護、MC&A データ提供、C/S 対応、および施設運転との調整手順を体系化する。米国 Voluntary Offer Agreement（VOA）に基づく検認の実務モデルを提示する。（SNL, DOE, Y-12） | ||
| Heat Standards Calibration in the DOE Complex* | W. W. Rodenburg, Lou Carrillo, J. McDaniel | ||
| DOE 複合体における熱標準（Heat Standards）の校正体系 ― プルトニウム熱量計測の精度維持のための標準源校正・施設間整合性の確立 |
(*)DOE 複合体で使用されるプルトニウム熱量計校正用 Heat Standards の較正手順・施設間比較・不確かさ評価 を体系的に整理し、Mound を基準とした 全国的校正ネットワーク（DOE Calibration Chain） の信頼性と一貫性を実証する。Heat Standard の drift、再校正周期、施設間差の要因を分析し、高精度 Pu assay の基盤を確立する。(Mound Laboratory / EG&G Mound) | ||
| HIGH PRECISION LARGE SAMPLE PLUTONIUM CALORIMETRY MEASUREMENTS. | J.A. Mason, J. G. Fleissner, J.L. Valdez, J. West | ||
| 大容量プルトニウム試料の高精度カロリメトリー測定 ― バルクカロリメータによる熱出力測定の精度向上と較正手法の最適化 |
(*)大容量プルトニウム試料（数百 g〜kg クラス）を対象とした高精度バルクカロリメトリー測定の性能評価を行い、熱出力の安定化、校正手法、熱伝達モデル、測定不確かさの要因を体系的に整理する。改良型カロリメータにより、数 mW レベルの不確かさでの測定が可能であることを示す。(LANL) | ||
| Holdup Measurement System 3 (HMS3) | S.E. Smith, James K. Sprinkle, R. Ceo, G. Sokolov | ||
| ホールドアップ測定システム 3（HMS3） ― 高感度検出器・高速データ処理・現場適用性を統合した第三世代ホールドアップ測定装置 |
(*)配管・ダクト・プロセス装置に残留する核物質（ホールドアップ）を現場で迅速かつ高精度に測定するための第三世代システム HMS3 の設計と性能を報告する。検出器の高感度化、データ処理の高速化、校正モデルの改良により、HMSII よりも高い信頼性と操作性を実現した。(LANL, PNNL, ロシア研究機関) | ||
| Holdup Measurements under Realistic Conditions* | Phyllis Russo, Frank Lamb, R. L. Mayer II, G. Westsik, R. Siebelist, Steven E. Smith, Brent McGinnis, R. Marshall, J. K. SprinklJr., J. Scott Gibson | ||
| 実プラント条件下における滞留量測定 ― 配管・ダクト・装置内部での核物質残留量を評価するための実測データと誤差要因の体系化 |
(*)核施設の配管・ダクト・プロセス装置に残留する核物質（ホールドアップ）を実プラント環境（realistic conditions）で測定する際の課題と誤差要因 を整理し、複数施設で得られた実測データを基に、測定手法・校正・不確かさ評価の実務モデル を提示する。遮蔽、幾何学、バックグラウンド、アクセス制限など、理想条件では無視されがちな要因を包括的に扱う。（LANL, Rocky Flats, SRS, ORNL） | ||
| How EURATOM evaluates five years ofthe New Partnership Approach with the IAEA | H. Nackaerts, W. Kloeckner, W. Gmelin, Lambertus Bouwmans, John Patten | ||
| EURATOM による新パートナーシップ方式（NPA）5 年間の評価 ― IAEA との協働保障措置の成果・課題・制度的成熟度の分析 |
(*)EURATOM と IAEA が共同で実施するNew Partnership Approach（NPA） の 5 年間の運用実績を EURATOM の視点から評価する。検認の重複削減、データ交換の効率化、共同検認の実施、および保障措置の信頼性向上に対する NPA の効果と課題を整理する。(EUATOM) | ||
| HOW MUCH PLUTONIUM COULD AN IRT RESEARCH REACTOR LIKE NORTH KOREA’S PRODUCE? | Jared S. Dreicer | ||
| 北朝鮮型 IRT 研究炉はどれだけのプルトニウムを生産し得るのか ― IRT‑2000 系研究炉の照射能力・運転シナリオに基づく Pu 生成量の評価<対象となる炉：IRT‑2000（ソ連供与のプール型研究炉）：熱出力：2 MW 級、用途：研究・同位体生産・照射実験、燃料：HEU（当時の北朝鮮炉は 80–90% HEU）、Pu 生産炉ではないが、照射すれば Pu は副生成物として生じる。年間で数百グラム規模の Pu が生成し得る。> |
(*)北朝鮮が保有する IRT‑2000 型研究炉と同等の研究炉が、どの程度のプルトニウムを生成し得るかを、照射条件・燃料管理・運転シナリオに基づき評価したものである。研究炉は本来 Pu 生産用ではないが、特定条件下では限定的な Pu 生成が可能であることを示し、不拡散上のリスク評価に資する。(LANL) | ||
| IAEA Co-ordinated Technical Support Programme to the NIS | Kenji Murakami, R. Olsen, M. Riihonen | ||
| NIS に対する IAEA 技術支援プログラム ― 旧ソ連諸国の保障措置導入を支える MC&A・NDA・情報管理の体系的支援 |
(*)旧ソ連崩壊後に独立した NIS（独立国家共同体）に対し、IAEA が保障措置導入のために実施した 技術支援プログラム（TSP） の内容を整理する。MC&A 能力の向上、NDA 機器の導入、施設データ整備、申告体系の標準化、および検認手順の確立を含む包括的支援の成果を報告する。（IAEA) | ||
| IAEA COUNTRY EVALUATIONS: A NEW METHOD FOR SYSTEMATICALLY ANALYZING INFORMATION TO DETECT UNDECLARED NUCLEAR ACTIVITIES | Mark H. Killinger | ||
| IAEA における国別評価：未申告核活動を検出するための体系的情報分析手法 ― 施設データ・申告情報・公開情報を統合した保障措置評価モデル |
(*)IAEA が加盟国の核活動を総合的に評価するために導入した国別評価（Country Evaluation）手法 を紹介し、 申告情報、施設データ、公開情報、衛星画像などを統合して未申告核活動の兆候を体系的に分析する方法を提示する。保障措置の信頼性向上と包括的検証のための新しい枠組みを示す。(IAEA) |
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| IAEA SAFEGUARDS AND CLASSIFIED MATERIALS | Nancy Jo Nicholas, G. Eccleston, Bryan L. Fearey, Joseph F. Pilat, James W. Tape | ||
| IAEA 保障措置と機密情報の取り扱い ― 核兵器国における機密保護と国際検証の両立に向けた制度・技術的アプローチ |
(*)核兵器国（NWS）や機密性の高い核施設において、IAEA 保障措置を適用する際に不可避となる 機密情報（classified information）保護 と国際検証（verification） をどのように両立させるかを論じる。技術的手法（tags, seals, templates）、制度的枠組み、情報バリア（information barriers）を統合したアプローチを提示する。(LANL) | ||
| AEA Safeguards Implementation and Verification of the Initial Inventory Declarations in the NIS | M. Zendel, K. Murakami, Christian Charlier, S. S. Yim | ||
| End(5) | NIS における初期在庫申告の IAEA 保障措置実施と検認 ― 旧ソ連諸国の核物質在庫を国際的に把握・検証するための制度・手順・技術＜NIS の核物質を国際的に把握し、IAEA 保障措置の枠組みに正式に組み込んだ 歴史的プロジェクトの技術・制度的総括＞ |
(*)旧ソ連崩壊後に独立した NIS（独立国家共同体）に対し、 IAEA が保障措置協定の発効とともに実施した 初期在庫申告（Initial Inventory Declaration, IID） の受領・評価・検認プロセスを報告する。 核物質在庫の把握、施設データの整備、検認手順の確立、 および各国の MC&A 能力向上のための技術支援について体系的に整理する。 |
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| Impacts on Nonproliferation and Safeguards Concerns | Paul J. Persiani | ||
| 核不拡散および保障措置への影響 ― 代替燃料サイクル概念の拡散特性と保障措置要件の評価＜Persiani の結論：非拡散と保障措置は“トレードオフ”：非分離型サイクルは「核拡散抵抗性は高いが、保障措置の実装は難しい」という構造的トレードオフを持つ。＞ |
(*)各国が提案する 代替燃料サイクル（non‑separation recycle）が国際的な非拡散・保障措置にどのような影響を与えるかを体系的に評価する。特に DUPIC（乾式再構成） や 低脱染 co‑extraction（湿式） のような「Pu を分離しない再処理」概念の拡散特性を比較し、国際保障措置が必要とする計量管理・検認・アクセス性への影響を論じる。（ANL) | ||
| IMPROVED VERIFICATION SYSTEM OF THE IRRADIATED CANDU FUEL BUNDLES IN THE STORAGE POOL | Won Woo Na, Young Gil Lee, Wan Ki Yoon | ||
| 貯蔵プール内の照射済 CANDU 燃料集合体向けの改良検認システム ― 束識別・位置確認・水中計測の高精度化に向けた KAERI の新手法 |
(*)CANDU 使用済燃料バンドルは多数・高密度で貯蔵されるため、IAEA の検認では束の識別・位置確認・計測精度に課題がある。光学・機械・計測モジュールを統合した改良型水中検認システム（Improved Verification System） を開発し、束識別精度と検認効率を向上させた結果を示す。（KAERI) | ||
| INFCIRC 153 AFTER 25 YEARS: INTENT, IMPLEMENTATION, IMPROVEMENT | Myron Kratzer, Allan M. Labowitz | ||
| INFCIRC/153 の 25 年 ― 制定の意図・運用の実態・改善の方向性 |
(*)1971 年に採択された INFCIRC/153（包括的保障措置協定：CSA）の25 年間の運用を総括し、制定時の意図（intent）、実施の実態（implementation）、改善の必要性（improvement）を体系的に評価する。特に、未申告活動の検出能力の不足を指摘し、強化保障措置（93+2）および追加議定書（AP）の必要性を論じる。(U.S. Arms Control and Disarmament Agency (ACDA),DOE) | ||
| INHERENT SECURITY BENEFITS OF UNDERGROUND DRY STORAGE OF NUCLEAR MATERIALS | J. Mason, David Moore, Tom Zahn | ||
| 地下式乾式貯蔵がもたらす核物質防護の本質的利点 ― 物理的障壁・アクセス制限・監視性向上による防護・保障措置強化＜“地下式乾式貯蔵は、構造そのものが防護・保障措置の強化要素となるという評価を示した。＞ |
(*)核物質を地下式乾式貯蔵施設に収納することで得られる本質的（inherent）な核物質防護・保障措置上の利点を体系的に評価する。地下構造が提供する物理的障壁、アクセス制限、環境安定性、監視・検認の効率化を分析し、地上型貯蔵より高い安全性と防護性能を持つことを示す。(SNL) | ||
| Initial and Operational Experience for MOX Scrap Measurement Using the PSMC | Howard Menlove, R. D. McElroy, H. Maruyama, D. Davidson, M. Ishikawa | ||
| PSMC を用いた MOX スクラップ測定の初期および運用経験 ― 受入・保管・再加工工程におけるスクラップ NDA の性能評価と実運用知見 |
(*)MOX 製造工程で発生するスクラップ（粉末・ペレット破片・回収物）をPSMC（Passive Scrap Multiplicity Counter）で測定した初期試験および実運用での経験を報告する。(α,n) 寄与、粒度・密度の不均一性、Pu 含有率の変動など、MOX スクラップ特有の課題に対し、Multiplicity 解析の有効性と限界を示す。（LANL, PNC) | ||
| Integrated Monitoring and Surveillance System Demonstration Project | G. Walters, S. Aumeier, D. Kotter, W. M. Walrath | ||
| 統合監視・モニタリングシステムの実証プロジェクト ― センサー統合・遠隔監視・データ解析の施設適用試験 |
(*)核施設における保障措置監視を効率化するために開発された統合監視・モニタリングシステム（Integrated Monitoring & Surveillance System：IMS） を実際の INEL 施設でデモンストレーションし、センサー統合、データ収集、遠隔監視、イベント解析の有効性を評価する。複数センサーのデータを単一プラットフォームで統合し、IAEA の検認効率向上と監視の信頼性向上を示す。（INEL) | ||
| Integrated Nuclear Material Monitor | Brad Mickelsen, George R. Laguna | ||
| 統合型核物質モニター ― 中性子・γ・環境センサーを統合した単一監視デバイスの開発 |
(*)核物質の存在確認・移動検知・状態監視を単一の統合デバイス（Integrated Nuclear Material Monitor）で行うために中性子・γ・環境センサーを組み合わせた新しい監視装置を開発し、INEL の核物質保管庫で実証試験を行った結果を示す。複数センサーの統合により、誤警報の低減と監視効率の向上を達成した。(INEL) | ||
| Integrating MPC&A System Design into the Instructional Systems Design Model to Develop Training Curricula | Larry Dawson | ||
| MPC&A システム設計を ISD（教育システム設計）モデルへ統合した研修カリキュラム開発 ― 防護・管理・計量管理の実務要求を教育体系へ反映する手法 |
(*)核物質防護・管理・計量管理（MPC&A）システムの設計要件を教育設計モデル（ISD：Instructional Systems Design）へ統合し、研修内容が実務要求と直接結びつくように体系化する方法を示す。職務分析、システム要求分析、評価基準を教育設計へ組み込むことで、MPC&A 技術者が現場で必要とする能力を確実に習得できるカリキュラムを構築する。(INEL) | ||
| INTERACTIVE AND ON·LINE TRAINING | W. S. Roman, N. Kadner, C. Martinez | ||
| インタラクティブ型・オンライン型研修 ― 保障措置・MPC&A 教育へのデジタル教材導入と学習効果の評価 |
保障措置および MPC&A 技術者向け研修に インタラクティブ教材（interactive modules） と オンライン学習（on‑line training） を導入するための 設計手法・運用モデル・学習効果を体系的に示す。 従来の教室型研修を補完し、学習者の自己ペース学習、 反復演習、遠隔地への教育提供を可能にする。(LANL) | ||
| INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY/HANFORD SITE SHARED USE OF CALORIMETERS | R. J. LeMaire, T. F. Moriarty, L.P. McRae | ||
| IAEA と Hanford Site におけるカロリメータ共同利用 ― 保障措置検認に向けた施設カロリメータの共有運用と校正手法の検討 |
(*)Hanford Site（PNNL/WHC）が保有する高精度カロリメータを IAEA が共同利用（Shared Use）する枠組みを構築し、Pu・HEU の熱出力測定における校正、運用手順、データ認証、および保障措置検認への適用性を評価したものである。IAEA の査察活動における施設計測器の共同利用モデルを示した初期の実証研究。（PNNL, IAEA) | ||
| International Remote Monitoring Project Argentina Nuclear Power Station Spent Fuel Transfer Remote Monitoring System | Douglas Reilly, Don Glidewell, Richard L. Lucero, Anibal Bonino, Sigfried Schneider, Lisa Owens | ||
| 国際遠隔監視プロジェクト：アルゼンチン原子力発電所における使用済燃料移送の遠隔監視システム ― 移送作業のリアルタイム監視とデータ送信の実証 |
(*)国際遠隔監視プロジェクト（IRMP）の一環としてアルゼンチン Atucha 原子力発電所で実施された使用済燃料移送作業の遠隔監視システムの設計・実装・試験結果を報告する。監視カメラ、ドアセンサー、放射線計測、データ通信を統合し、IAEA へリアルタイムでデータ送信することで、遠隔監視が保障措置運用に有効であることを示す。(LANL, SNL, CNEA) | ||
| International Safeguards Activitites at the Portsmouth Gaseous Diffusion Plant | David M. Gordon, Amy B. Whitworth, Scott Harlow | ||
| Portsmouth ガス拡散プラントにおける国際保障措置活動 ― HEU 供給停止後の施設運用・核物質管理・IAEA 対応の総覧 |
(*)Portsmouth Gaseous Diffusion Plant（PORTS）における国際保障措置活動の歴史、運用体制、核物質管理（MC&A）、IAEA との調整、検認手順、設備改修を総覧する。HEU 濃縮停止後の施設転換に伴い、保障措置の重点が核物質の在庫管理、設備の封じ込め、IAEA 立入検認の効率化へ移行した状況を整理する(Portsmouth Gaseous Diffusion Plant（PORTS）) | ||
| INVENTORY DIFFERENCE ANALYSIS AT LOS ALAMOS PLUTONIUM FACILITY | Victoria Longmire, Andrew Zardecki, Richard Strittmatter, Jay M. Armstrong | ||
| ロスアラモス・プルトニウム施設におけるインベントリ差異解析 ― 計量管理誤差源の統計評価と ID 改善策の提示＜論文は PF‑4 の ID を統計手法で解析した結果： ID の 60–70% は測定誤差、20–30% はプロセス変動（ホールドアップ）、 記録誤差は 10% 以下、モデル誤差は特定工程で支配的＞ |
(*)Los Alamos Plutonium Facility（PF‑4）における核物質計量管理のインベントリ差異（ID）を統計的に解析し、測定誤差・ホールドアップ・記録誤差・プロセス変動などID の主要因を定量的に評価する。さらに、ID を低減するための測定改善・記録精度向上・プロセス制御強化の具体的手法を提示する。(LANL) | ||
| Issues Concerning Communications with the Public on Safeguards Capabilities | Hellen M. Hunt | ||
| 保障措置能力に関する一般社会とのコミュニケーションの課題 ― 技術的限界・誤解・倫理的配慮に関する検討＜Hunt は、93+2 の導入により以下の誤解が増えたと指摘：“IAEA は未申告活動を完全に検出できるようになった”、“環境サンプリングで全てが分かる”、“追加議定書で核兵器開発は不可能になった”、→ これらは誤解であり、制度の本質を損なう。＞ |
(*)保障措置の能力・限界を一般社会へ伝える際に生じる誤解・過度な期待・不正確な表現・政治的利用といった問題を整理し、専門家が遵守すべきコミュニケーション倫理を提示する。特に、保障措置の検出能力を誇張することの危険性と、透明性と安全保障のバランスを論じる。（リスクコミュニケーションIndependent Consultant） | ||
| JNF Activities for Public Acceptance of Nuclear Energy Feeling Easy Coming out of Actual Reality | Junko Ogawa | ||
| 原子力の社会的受容に向けた JNF の活動 ― 現実に根ざした安心感の形成を目指すコミュニケーション手法 |
(*)日本原子力文化振興財団（JNF）が実施する原子力の社会的受容（public acceptance）向上活動を紹介し、“現実に根ざした安心感（feeling easy coming out of actual reality）” を広報・教育・地域対話の中心概念として位置づける。科学的事実・現場の実態・生活者の視点を統合したコミュニケーション手法の有効性を論じる。（JNF） | ||
| Joint Doe-PNC On The Use Of Transparent In Support Of Nuclear Nonproliferation | Charles Nakhleh, William Stanbro, Robin Keeney, Masao Senzaki | ||
| 核不拡散支援のための透明性措置に関する DOE–PNC 共同研究 ― 技術的透明性・情報共有・相互信頼構築の実証 |
(*)米国 DOE と日本 PNC が共同で実施した透明性（transparency）措置の技術実証プロジェクトを紹介し、核不拡散における相互信頼構築のために、計測技術・情報共有・共同レビューを組み合わせた新しい透明性モデルを提示する。透明性は、保障措置を補完し、国家間協力を強化する手段として有効であることを示す。(LANL,PNC) | ||
| LAN MAS PROGRESS THROUGH TEAMWORK & PLANNING | Jerry O’Leary, Edward C. Watkins | ||
| LANMAS の進展：チームワークと計画立案によるシステム改善 ― DOE 施設への適用拡大と運用性向上の実践 |
(*)DOE 施設向け核物質計量管理システム LANMAS の開発・導入・改善を推進するために、チームワーク（teamwork） と 計画立案（planning） を体系的に活用したプロジェクト運営手法を紹介する。施設側の要求、開発側の技術、運用側の制約を統合することで、LANMAS の信頼性・拡張性・ユーザ受容性が大幅に向上したことを示す。(WHC) | ||
| Lessons Learned in the Implementation of IAEA Safeguards on Excess Fissile Materials | Nancy o Nicholas, Obie P. Amacker, Jr., J.M. Whitaker, R. Dowe Dabbs, Amy B. Whitworth, Tom Bonner | ||
| 余剰核分裂性物質への IAEA 保障措置導入の教訓 ― 米国 ORNL・Y‑12・PORTS における実装経験の総括＜背景（余剰核物質への IAEA 保障措置）1994–1996、米国は以下を「余剰」と宣言：174 トンの HEU、52 トンの Pu、兵器プログラムからの転用停止、国際的信頼構築のため IAEA 保障措置を受け入れ。対象施設：Y‑12（HEU 加工・保管）、ORNL（HFIR irradiated fuel）、PORTS（UF₆ シリンダー）。本論文はこれらの実装経験を統合した総括文献。＞ |
(*)米国が余剰核分裂性物質（Excess Fissile Materials）にIAEA 保障措置を適用した際の実装経験を総括し、技術的課題、運用上の制約、組織間調整、コスト、IAEA との協働に関する主要な教訓を整理する。複数施設（Y‑12、ORNL、PORTS）での経験を統合し、今後の保障措置導入の指針を提示する。（ORNL, Y-12, PORTS) | ||
| LIVING WITH THE TERRORIST THREAT | David Davidson | ||
| テロ脅威と共存する核施設運用 ― 現実的脅威評価・防護設計・組織対応の要点 |
(*)核施設がテロ脅威と共存するために必要な現実的な脅威評価（DBT）、防護設計、訓練、組織対応を整理し、脅威を「排除する」のではなく「継続的に管理する」ことが核施設防護の本質であると論じる。また、過度な期待や誤解を避けるため、防護能力を正確に理解し、限界を認識することの重要性を強調する。(DOE) | ||
| MANAGEMENT ACTIONS AND REQUIREMENTS TO IMPLEMENT ENVIRONMENTAL MONITORING FOR INTERNATIONAL SAFEGUARDS | D. W. Swindle, L, J. Keith | ||
| End(6) | 国際保障措置における環境モニタリング導入のための管理措置と要件 ― 93+2 体制における環境サンプリング・環境監視の実装指針 |
(*)IAEA の強化保障措置（93+2）で導入された環境モニタリング（Environmental Monitoring：EM）を国家当局（SSAC）および施設が実装する際に必要となる管理措置（management actions）と運用要件（requirements）を体系化する。サンプリング計画、施設協力、データ管理、品質保証、IAEA との調整を整理し、EM を保障措置の一部として確実に機能させるための実務指針を示す。（ORNL) | |
| Material Control and Accountability Plan for the Rocky Flats Plutonium Stabilization Program | Mary P. Rodriguez | ||
| ロッキーフラッツにおけるプルトニウム安定化のための核物質管理・計量管理（MC&A）計画― 安定化工程に対応した在庫管理・検認・記録体系の再構築
<Rocky Flats の安定化キャンペーン（1995–2005）：DOE 公式記録に基づく規模感。1) プルトニウム総量（安定化対象）；約 12〜14 トン Pu（金属＋酸化物＋残渣）、2)安定化後 PuO₂ の総量約 9〜10 トン PuO₂（純度 99% 近い焼成酸化物）、3)PuO₂ の容器数;（3,000〜4,000 容器）1 容器あたりPuO₂ 約 2〜3 kg、9975 型容器（アルミ内装＋封印）> |
(*)Rocky Flats における プルトニウム安定化（Stabilization）キャンペーンを安全かつ保障措置的に実施するために策定された核物質管理・計量管理（MC&A）計画の全体構造を提示する。安定化工程に伴う材料形態の変化、ホールドアップの再評価、在庫記録体系の更新、検認手順の強化を体系化し、DOE 要件および保障措置基準に適合する MC&A 運用を示す。(FRETS) | ||
| MATERIAL PROTECTION, CONTROL, AND ACCOUNTING ENHANCEMENTS THROUGH THE RUSSIAN/US COOPERATIVE MPC&A PROGRAM | Sara Scott, William M. Buckley, Sylvester Suda, Michael M. Curtis, Konstantin Dorofeev, Vasily V. Zhidkov, James Lee, Howard Kerr | ||
| 米露協力型 MPC&A プログラムによる核物質防護・管理・計量の強化 ― ロシア核施設における物理防護・計量管理・情報システムの包括的改善 |
(*)米露協力型 MPC&A（Material Protection, Control & Accounting）プログラムによりロシア核施設で実施された核物質防護・管理・計量の強化活動を総括する。物理防護システム、計量管理、NDA 技術、情報システム、訓練など、複数分野にわたる包括的改善の成果を示す。（DOE, LANL, LLNL, PNNL, SNL, MINATOM) | ||
| MC&A Software Assistance to Ukraine | Robert N. Ceo, K.A. Thompson, G. Kuzmycz, C. Roche, T. Ewing, C. McWilliams, A. Olson, R. Chen | ||
| ウクライナへの核物質計量管理（MC&A）ソフトウェア支援 ― 施設レベル MC&A 電算化システムの導入・訓練・運用支援の成果 |
(*)米国 DOE がウクライナの核施設に対して実施したMC&A（核物質計量管理）ソフトウェア支援プログラムの成果を報告する。施設レベルの在庫管理、核物質移動記録、計量点データ処理、報告フォーマット標準化などを支援し、ウクライナの核物質管理能力向上に寄与した。（DOE, PNNL, LANL, LLNL, Ukrainian nuclear regulatory) | ||
| Measurements of Inventories with Mixed Fissile Materials* | P. M. Rinard, M. S. Krick, T. Kelley, C.M. Schneider, P. A.Mcclay, R.W. Saylor | ||
| 混合核分裂性物質在庫の測定 ― Pu・U 混在在庫に対する NDA 計量・検認手法＜“Mixed Fissile Materials” （ 混合在庫が頻繁に発生）：PuO₂（複数同位体）＋ UO₂（LEU/HEU）、Pu 金属スクラップ＋酸化物、Pu＋U 混合粉末（MOX 原料）、Pu-240/241 の割合が大きく異なるロットの混在、返還燃料・残渣・スクラップの混合保管→ 単一核種前提の NDA では計量誤差が増大する。＞ |
(*)核施設における Pu・U など複数種の核分裂性物質が混在する在庫（mixed fissile inventories） をNDA（非破壊測定）で正確に計量・検認するための手法を体系化する。中性子多重度計数、γ スペクトロメトリ、同位体解析を組み合わせ、混合物の核分裂性寄与を分離し、材料バランス計算に適用する方法を示す。（LANL) | ||
| MEASUREMENTS ON SHORT TIME COOLED PWR FUEL WITH A FORK DETECTOR | M. Abhold, Douglas Reilly, H. Menlove, Luis Rovere, E. Gryntakis, Olga Mafra Guidicini, Gevaldo Lisboa de Almeida, Richard Sieblist, Osvaldo CaIzetta Larrieu | ||
| 短冷却 PWR 燃料の FORK 検出器による測定 ― 高線量場における中性子・γ 応答の特性評価と検認精度の検証＜この論文で測定されたのはアルゼンチン研究者が参加した国際共同試験における“商用 PWR 使用済燃料（短冷却）” である。＞ |
(*)冷却期間が短い PWR 使用済燃料（short‑time cooled fuel）をFORK 検出器で測定した国際共同試験の結果を示す。高線量場での中性子・γ 応答の変動、燃焼度・冷却時間の影響、検認精度の限界と補正手法を評価し、短冷却燃料に対する FORK 検出器の適用性を検証する。（LANL, CNEA（アルゼンチン)) | ||
| METHODOLOGY FOR INTERPRETATION OF FISSILE MASS FLOW MEASUREMENTS | T. E. Valentine, Jose March-Leuba, J. A. Mullens, J. K. Mattingly, J.T. Mihalczo | ||
| 核分裂性物質流量測定の解釈手法 ― 時系列中性子応答に基づく質量流量推定モデルの体系化＜適用対象（ORNL の流量計測システム）；UF₆ ガス流量（濃縮施設）、溶液 Pu/U の流量（再処理・転換）、液体燃料（MSR 研究）、NWIS 系の動的応答解析＞ |
(*)核分裂性物質の流量（mass flow）を時系列中性子計測（source‑modulated neutron response）から推定するための解釈手法（interpretation methodology）を体系化する。変調中性子源応答、相関関数、周波数応答を用いて流量・濃度・フィッシル質量の推定モデルを構築し、ORNL の Fissile Mass Flow Monitoring System に適用する。(ORNL) | ||
| METHODOLOGY FOR MORE EFFICIENT AND COST EFFECTIVE INTERNATIONAL SAFEGUARDS AT DEPARTMENT OF ENERGY SITES (U) | Lorilee Brownell, William Cutchins | ||
| DOE 施設における国際保障措置の効率化・低コスト化手法 ― IAEA 検認の運用改善と記録・監視体系の最適化 |
(*)DOE 施設に適用される IAEA 保障措置をより効率的かつ低コストで運用するための方法論（methodology）を提示する。検認計画の最適化、記録・報告体系の標準化、封じ込め・監視（C/S）の合理化、施設設計情報の事前整備を組み合わせ、IAEA と DOE の双方の負担を軽減しつつ、保障措置の信頼性を維持する。（WSRC) | ||
| MINIATURE INSTRUMENT FOR SPENT FUEL VERIFICATION BY BETA SENSING | P. Ward-Whate, David Bot | ||
| β線検出による使用済燃料検認用小型装置 ― 低コスト・簡易運用を目的とした新規ミニチュア検認器の開発＜β 線ミニチュア検認器が拾うのは主に：0.5〜3 MeV の β 線帯域、特に 90Y（2.28 MeV） と 106Rh（3.54 MeV） が支配的。冷却期間が短いほど高エネルギー側が強くなる。BWR の channel box や PWR の集合体外側でもこのエネルギー帯の β 線は十分検出可能とされた（範囲は検出器近傍）。β線ミニチュア検認器は 実験としては成功したが、実用化・採用には至らなかった技術。そして、国際保障措置の公式運用（IAEA/Euratom）で使われた実例は存在しない。＞ |
(*)使用済燃料の識別・検認をβ線検出（beta sensing）によって行うための小型・軽量のミニチュア検認器を開発し、その性能を評価する。β線の短距離性を利用して、燃料集合体の近接測定により燃焼度・冷却時間・識別情報を簡易に取得し、中性子・γ 検認を補完する低コスト手法としての有効性を示す。(UKAEA, JRC-Ispra) | ||
| MINIMAL SAFEGUARDS PRACTICES FOR MATERIALS PACKAGED FOR LONG-TERM STORAGE PER DOE-STD-3013 | Lynn Preston | ||
| 「DOE‑STD‑3013 容器による長期保管材に対する最低限の保障措置運用 ― プルトニウム安定化容器の特性に基づく検認・記録体系の最適化 |
(*)DOE‑STD‑3013 容器に封入されたプルトニウム酸化物を長期保管する際に必要となる “最低限の保障措置（Minimal Safeguards）” を定義する。容器の高い安全性・封じ込め性能を前提に、検認頻度、記録管理、封印、監視の最適化を行い、DOE と IAEA の双方の負担を軽減しつつ保障措置の信頼性を維持する。（WSRC) | ||
| Modular Integrated Monitoring System (MIMS) – Architecture and Implementation | Sharon M. Deland, Donald R. Funkhouser | ||
| モジュール型統合監視システム（MIMS）の構造と実装 ― 保障措置監視のためのセンサー統合・通信・データ解析アーキテクチャ |
(*)核施設の保障措置監視を効率化するために開発されたModular Integrated Monitoring System（MIMS） のアーキテクチャと実装方法を体系的に示す。センサー統合、通信プロトコル、データ収集・解析、イベント評価をモジュール化した構造により、施設ごとの監視要求に柔軟に対応し、遠隔監視（remote monitoring）や統合評価を可能にする。（LANL) | ||
| MOX RECYCLING: A REACHABLE MATURITY | Gerard Le Bastard, Michel Poulloux | ||
| MOX リサイクル：到達可能な成熟段階 ― フランスにおける商用規模 MOX 燃料サイクルの確立と国際展開＜① 建設当初（1995 年運転開始）：設計能力：年産 100 tHM（MOX燃料）、実運転は 60〜80 tHM 程度で立ち上げ、Pu 消費量：年間 約 5〜7 t Pu（燃料中 Pu 含有量 7–9%）。 ② 拡張後（2003 年以降）：設計能力：年産 140〜150 tHM（MOX燃料）、実運転：120〜140 tHM 程度、Pu 消費量：年間 約 10〜12 t Pu。 ③ EDF の LWR-MOX 装荷規模との整合：EDF の MOX 装荷：年間 約 20〜30 基の LWR、1 基あたり MOX 装荷：約 20〜30 tHM、 年間総需要：約 120〜150 tHM➡ MELOX の能力は EDF の MOX 需要を完全にカバーできる商用規模＞ |
(*)フランスの再処理・MOX 製造インフラ（La Hague＋MELOX）に基づく 商用規模 MOX リサイクルがすでに成熟段階（reachable maturity）に到達していることを示す。技術的信頼性、製造能力、品質管理、LWR での運転実績を整理し、国際的なプルトニウム管理政策における MOX リサイクルの現実的選択肢としての位置づけを論じる。（COGEMA) | ||
| MPC&A ACTIVITIES WITH RUSSIAN ICEBREAKER FLEET | Morten Bremer Maerli, Byron Gardner, David Lambert, Michael P. O’Brien, Nikolai Bondarev, Victor Elizarov | ||
| ロシア原子力砕氷船隊における MPC&A 活動 ― 船舶搭載核燃料の防護・管理・計量強化に向けた米露協力の取り組み |
(*)ロシアの原子力砕氷船隊に対して米露協力で実施された核物質防護・管理・計量（MPC&A）強化活動を報告する。船舶搭載の原子炉燃料、補給燃料、使用済燃料の管理に関する物理防護、計量管理、情報システム、訓練などの改善を示す。（PNNL, DOE, MINATOM・Murmansk Shipping Company） | ||
| National Inspection System in the Republic of Korea | Wan Sou Park | ||
| 大韓民国の国家保障措置制度 ― 核物質計量管理（MC&A）と国家検認体制の構築 |
(*)韓国が IAEA 保障措置の義務を履行するために整備した国家保障措置制度（SSAC）と国家検認システム（National Inspection System）の構造・法制度・運用手順を体系的に紹介する。核物質計量管理、施設申告、国家検認、IAEA との協力体制を整理し、韓国の保障措置能力が国際基準に適合していることを示す。(Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) ) | ||
| New Developments in Digital Video | Steven P. Kadner, K. Ferguson, W.S. Roman, Mike Ondrik, S. Kraus, A. Nadezhdinskii | ||
| デジタル映像監視の新たな技術展開 ― 保障措置・透明性措置に向けた圧縮・認証・遠隔監視の高度化 |
(*)米国（Sandia・LANL）とロシア（VNIIEF）が米ロ協力透明化プログラム（US–Russia Transparency Program）の一環として進めたデジタル映像監視技術の最新開発を総括する。映像圧縮、データ認証、遠隔監視、長期保存技術を統合し、保障措置および兵器解体透明性措置への適用性を評価する。（SNL,LANL, VNIIEF) | ||
| NEW NWIS PROCESSOR FOR FISSILE SYSTEM VERIFICATION | T. E. Valentine, J. A. Mullens, J.T. Mihalczo, J. E. Breeding, G. W. Turner, J. A. McEvers, M. C. Smith, Thomas Gafford | ||
| NWIS による核分裂性物質検認のための新型プロセッサ ― 中性子時系列応答の高速処理と識別性能の向上 |
(*)NWIS（Nuclear Weapons Identification System）で用いる変調中性子源応答・時系列相関・周波数応答を高速処理するための新型デジタルプロセッサ（NWIS processor）を開発し、核分裂性物質の識別（verification）性能を向上させたことを示す。従来の処理装置より高計数率・高精度・高速解析を実現する。（ORNL) | ||
| New Processor for Fissile System Measurements for NMC&A | T. E. Valentine, J. A. Mullens, J.T. Mihalczo, T. Gafford, J. E. Breeding, G. W. Turner, J. A. McEvers, M. C. Smith, D.E. McMillen | ||
| 核分裂性物質測定システムのための新型プロセッサ ― NMC&A 向け高速信号処理・時系列解析の高性能化 |
(*)核分裂性物質測定（fissile system measurements）に用いる中性子時系列データ・相関データ・多重度データを高速処理するための新型デジタルプロセッサ（DSP）を開発し、NMC&A（核物質計量管理）用途での性能向上を実証したものである。従来のアナログ処理や低速 DAQ を置き換え、リアルタイム解析・高計数率対応・高精度化を実現する。(ORNL) | ||
| NN-SITE: A Remote Monitoring Testbed Facility | John Puckett, K. Ystesund, Steven P. Kadner, Elizabeth Turpen, M. White | ||
| NN‑SITE：遠隔監視試験場施設 ― 保障措置・透明性措置のためのセンサー統合と通信基盤の評価＜NN‑SITE は後続の JOYO・Y‑12・Argentina field trial の基盤となった＞ |
(*)DOE と PNNL が構築した遠隔監視（Remote Monitoring）技術の総合試験場 “NN‑SITE” の目的・構成・試験内容を紹介する。各種センサー（映像、封じ込め・監視、環境、核計測）と通信技術（インターネット、衛星、専用線）を統合し、保障措置・透明性措置への適用性を評価するための実験プラットフォームとして設計された。(PNNL, DOE) | ||
| Noble Gas Atmospheric Monitoring for International Safeguards at Reprocessing Facilities | Charles Nakhleh, Jane Poths, Bryan L. Fearey, William D. Stanbro, R. T. Perry, William B. Wilson | ||
| 再処理施設における国際保障措置のための希ガス大気モニタリング ― クリプトン・キセノン放出の検知による核物質転換監視手法 |
(*)再処理施設から大気中に放出される核分裂生成物の希ガス（Kr‑85、Xe 同位体）を遠隔測定し、核物質転換（Pu/U 分離）の実施状況を検知するための大気モニタリング技術を保障措置に応用する枠組みを提示する。希ガス放出の時系列・同位体比・濃度を解析し、再処理運転の有無・規模・工程進行を推定する方法を示す。(LANL, SNL) | ||
| NONDESTRUCTIVE ASSAY (NDA) OF FISSILE MATERIAL IN GLOVEBOXES AND EQUIPMENT AT ROCKY FLATS ENVIRONMENTAL TECHNOLOGY SITE | Frank Lamb, David J. Dreher | ||
| ロッキーフラッツ環境技術サイトにおけるグローブボックスおよび設備内核分裂性物質の非破壊分析（NDA） ― 残留核物質（ホールドアップ）評価と工程装置の検認手法<概略レンジ：1 グローブボックス：数 g〜数百 g Pu、高ホールドアップ設備群：合計で kg オーダー、サイト全体：数 kg〜十数 kg クラスの Pu ホールドアップ在庫 （これらは文献記述からの推定レンジであり、厳密な数値ではない）、誤差推定：幾何が単純なら ±10〜20 %、複雑な遮蔽・構造では ±25〜50 % 程度の不確かさを覚悟する必要がある。> |
(*)Rocky Flats のグローブボックスおよび工程装置内部に残留する核分裂性物質（Pu・U）のホールドアップ（hold‑up）を非破壊分析（NDA）で定量するための測定手法・装置構成・解析モデルを体系化したものである。γ スペクトロメトリ、パッシブ中性子、アクティブ中性子を組み合わせ、解体・閉鎖作業に必要な核物質量の把握と安全性確保を目的とする。(RFETS) | ||
| NONLINEAR FITTING OF ABSORPTION EDGES IN K-EDGE DENSITOMETRY SPECTRA* | Sin-Tao Hsue, Michael Collins | ||
| End(7) | 「K エッジ密度測定スペクトルにおける吸収端の非線形フィッティング ― Pu/U 濃度定量のためのエッジ形状モデル化と最適化手法 |
(*)K‑edge densitometry（KED）で得られる吸収端（absorption edge）スペクトルの非線形フィッティング手法を開発し、Pu・U 溶液の濃度定量精度を向上させることを目的とする。エッジ形状のモデル化、バックグラウンド補正、非線形最適化アルゴリズムを組み合わせ、高燃焼度 Pu 溶液や複雑なマトリックス条件での KED 精度改善を示す。(LANL) | |
| Nonproliferation and National Security- Striking the Proper Balance | William J. Desmond, | ||
| 不拡散と国家安全保障 ― 適切な均衡の追求 ― 国際的義務履行と機密保護の両立に向けた政策的考察 |
(*)米国 DOE が運用現場で長年蓄積してきた不拡散措置（nonproliferation）と国家安全保障（national security） の両立に関する経験を総括し、 国際条約・協定に基づく透明性向上と、国家機密・核資産の保護という相反し得る要求の間で 「適切な均衡（proper balance）」をいかに確保するか を論じる。 国際的信頼性向上と機密保持の両立が中心テーマである。 |
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| Nuclear Fissile Material Control and Accounting System at the Fuel Elements and Assemblies Fabrication Plant, Novosibirsk Chemical Concentrates Plant, Novosibirsk, Russia | George Michael Fuller, Alexander Ustugov | ||
| ノヴォシビルスク化学濃縮工場（NCCP）燃料要素・集合体製造施設における核分裂性物質管理・計量システム ― 施設レベル MC&A の設計・実装・運用改善の実証<NCCP ：ロシア最大級の 核燃料製造工場、UO₂ 粉末 → ペレット → 燃料棒 → 燃料集合体、核分裂性物質（主に U-235）を大量に扱う> |
(*)ロシアのノヴォシビルスク化学濃縮工場（NCCP）における核分裂性物質の管理・計量（MC&A）システムの開発・導入・運用評価を報告する。燃料要素・集合体製造工程における計量点整備、在庫管理、データ電算化、NDA 計測との統合など、施設レベルの包括的改善を示す。 (LANL, Novosibirsk Chemical Concentrates Plant (NCCP), Russia) | ||
| NUCLEAR MATERIAL CONTROL AND ACCOUNTABILITY ASSESSMENT PROCESSES AT THE SAVANNAH RIVER SITE | Jeanette S. Cockrell, David A Young | ||
| サバンナリバーサイトにおける核物質計量管理（MC&A）評価プロセス ― 材料バランス・在庫整合性・査察準備の体系的改善 |
(*)Savannah River Site（SRS）における 核物質計量管理（MC&A）評価プロセスを体系化し、 材料バランス評価、在庫整合性確認、データ品質向上、査察準備手順、内部監査の実施方法を整理する。DOE の Fissile Material Assurance 改革と整合したMC&A 改善活動の実務的枠組みを示す。(WSRC) |
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| NUCLEAR MATERIAL PROTECTION, CONTROL AND ACCOUNTABILITY AT THE TOMSK POLYTECHNIC UNIVERSITY IRT-T RESEARCH REACTOR | William J. Toth | ||
| トムスク工科大学 IRT‑T 研究炉における核物質防護・管理・計量（MPC&A） ― 大学研究炉に対する核物質管理強化の取り組みと制度・技術的改善＜IRT‑T 研究炉の背景：ソ連の IRT 系プール型研究炉、出力：6 MW 級（IRT‑T は IRT‑2000 の派生）、用途：研究、照射実験、教育、HEU 燃料を使用（1990年代当時）、大学キャンパス内に位置するため、物理防護の要件が特殊＞ |
(*)ロシアのトムスク工科大学が運用する IRT‑T 研究炉に対して、米露協力により実施された 核物質防護・管理・計量（MPC&A）強化活動を報告する。物理防護システム、計量点整備、在庫管理、運用手順、訓練など、大学研究炉特有の環境に適合した改善策を示す。（SNL) | ||
| NWIS SIGNATURES FOR IDENTIFICATION OF WEAPONS COMPONENTS AT THE OAK RIDGE Y-12 PLANT | John T. Mihalczo, T. E. Valentine, J. A. Mullens, J. K. Mattingly, S. S. Hughes | ||
| オークリッジ Y‑12 プラントにおける武器部品識別のための NWIS シグネチャ ― 中性子時系列応答を用いた識別性能の実プラント評価 |
(*)NWIS（Nuclear Weapons Identification System）をY‑12 プラントの武器部品識別に適用し、中性子時系列シグネチャ（NWIS signatures）の特徴量を用いて,部品識別の精度・再現性・運用性を評価したものである。複数の武器部品を対象に、変調中性子源応答の差異を解析し、NWIS の実プラント適用性を実証する。(ORNL) | ||
| Office of Civilian Radioactive Waste Management Spent Nuclear Fuel Verification Plan | Thomas Pollog, Scott Vance | ||
| OCRWM による使用済燃料検認計画 ― 受入前検証・データ確認・物理的検認手順の体系化<OCRWM（Office of Civilian Radioactive Waste Management：米国エネルギー省の高レベル廃棄物処分担当部局）> |
(*)OCRWM が将来受け入れる商業用使用済燃料（SNF）について、受入前のデータ検証（verification）、物理的検認、記録整合性の確認を行うための検認計画（Spent Nuclear Fuel Verification Plan）を提示する。燃料特性、核種組成、燃焼度、寸法、容器情報などの受入要件を満たすための手順と技術的枠組みを整理する。(DOE) | ||
| Office of Safeguards and Security Efforts to Improve Fissile Material Assurance | Carol R. Raeder | ||
| 核分裂性物質アシュアランス向上に向けた OSS の取り組み ― 基準在庫（Baseline Inventory）整備・MC&A 強化・査察支援の統合的推進 |
(*)DOE Office of Safeguards and Security（OSS）が核分裂性物質アシュアランス（Fissile Material Assurance）を向上させるために実施した取り組みを総括し、基準在庫（Baseline Material Inventory）の整備、MC&A（核物質計量管理）強化、IAEA 保障措置支援、情報管理の改善などを体系的に整理する。1990年代の DOE 施設における核物質管理の近代化を示す。(DOE ) | ||
| Opening Plenary Panel Discussion Improving IAEA Safeguards | Bruno Pellaud, Myron Kratzer, Gotthard Stein, Hiroshi Matsuoka, John Bardsley, Hiroshi Kurihara | ||
| IAEA 保障措置の改善に向けた開会全体会合パネル討論 ― 強化された保障措置（Strengthened Safeguards）の方向性と国際協力の課題<IAEA・米国・欧州・日本の立場を比較できる貴重な記録> |
(*)本パネル討論は、IAEA 保障措置の改善に向けて強化された保障措置（Strengthened Safeguards） の必要性、追加議定書（Additional Protocol）、技術革新、査察効率化、国際協力の役割を議論したものである。各地域（IAEA・米国・欧州・日本・SAGSI）の立場から制度・技術・運用の改善案が提示された。 | ||
| Optimization of CdZnTe Detectors for Safeguards | Thomas H. Prettyman, Phyllis Russo, M. A. Hoffbauer, P. N. Luke | ||
| 保障措置向け CdZnTe 検出器の最適化 ― 結晶品質・電極設計・電子回路・スペクトル性能の総合評価 |
(*)CdZnTe（CZT）半導体検出器を保障措置の γ スペクトロメトリ（Pu・HEU の同位体分析）に最適化するため、結晶品質、電極構造、電子回路、スペクトル分解能を総合的に評価したものである。Luke の CPG 電極を含む複数設計を比較し、室温動作で高分解能を得るための最適化指針を示す。(LANL, LLNL) | ||
| Packaging of Radioactive Wastes for Geologic Disposal | Hugh A. Benton | ||
| 地層処分に向けた放射性廃棄物のパッケージング ― 長期隔離性能・構造設計・処分システム統合の要件 |
(*)地層処分に向けた放射性廃棄物パッケージの設計要件、材料選定、構造性能、長期隔離機能を体系化し、処分システム（地層・エンジニアードバリア）との統合を踏まえたパッケージ設計の原則を示す。英国 Nirex の設計経験を基に、長期安全性評価に必要なパッケージ性能の考え方を整理する。(UK Nirex Ltd.（英国放射性廃棄物管理機関）) | ||
| PAPER – INMM Annual Meeting 1997 | James Sprinkle, T. Gafford, Boris Kuznetsov, Constantine Grabelnikov, R. Ceo, G. Tittemore, A. Atkins, M. Barham, J. A. Carter | ||
| 米露 Lab‑to‑Lab 透明性措置プログラムの現場実施 ― 核兵器解体後核物質の検認における技術運用と教訓」＜このタイトル “PAPER – INMM Annual Meeting 1997” は、実は 正式タイトルが Proceedings 上で省略されており、実体は “Lab‑to‑Lab（米露協力）透明性措置の実施報告” に該当する論文＞ |
(*)米露 Lab‑to‑Lab 協力に基づく核兵器解体後核物質の透明性措置（transparency measures） を実際のロシア核センターで実施した結果を報告し、検認技術（NWIS、γ・中性子 NDA）、運用手順、データ共有、セキュリティ・主権問題への対応を整理する。技術的・制度的課題と得られた教訓を提示する。(LANL, SNL, DOE, ロシア（VNIIEF・VNIITF)) | ||
| Passive Neutron Reactivity Measurement Technique | D. H. Beddingfield, H. O. Menlove | ||
| パッシブ中性子反応度計測手法 ― 自発核分裂中性子を用いた核分裂性物質の増倍率推定 |
(*)核分裂性物質からの 自発核分裂中性子（passive neutrons） を利用し、外部中性子源を用いずに 反応度（multiplication）を推定する手法を提示する。時系列中性子計数、相関解析、遅延中性子成分の評価を組み合わせ、Pu・U の量と増倍率を推定するための実験結果と解析手法を示す。(ORNL) | ||
| Pattern Recognition Algorithms for Comparing NWIS Signatures for Weapons Components | John T. Mihalczo, T. E. Valentine, J.A. Mullens | ||
| 「武器部品の NWIS シグネチャ比較のためのパターン認識アルゴリズム ― 中性子時系列応答の特徴抽出と識別精度向上手法 |
(*)NWIS（Nuclear Weapons Identification System）で取得した中性子時系列シグネチャ（NWIS signatures） を比較するためのパターン認識アルゴリズムを開発し、武器部品の識別・分類の精度向上を図る。特徴量抽出、距離尺度、類似度評価、クラスタリング手法を検討し、NWIS データの自動識別の可能性を示す。(ORNL) | ||
| PERFORMANCE OF NDA TECHNIQUES ON A VITRIFIED WASTE FORM | J. R. Hurd, David J. Mercer, G. W. Veazey, . E. Ricketts, R. K. Nakaoka | ||
| 「ガラス固化体に対する NDA 技術の性能評価 ― γ・中性子・アクティブ手法の適用性と限界の比較分析 |
(*)HLW ガラス固化体に対してγ スペクトロメトリ、パッシブ中性子、アクティブ中性子などのNDA 技術を適用し、遮蔽・自己吸収・核種組成の複雑性が測定精度に与える影響を比較評価する。ガラス固化体の NDA における実用的限界と改善可能性を示す。(PNNL, WHC) | ||
| Performance Validation of Commercially Available Mobile Waste Assay Systems | M. F. Villani, R. L. Lucero, M. Schanfein, Thomas Bonner, Dorothy Davidson, L. O. Ticknor, John T. Caldwell, M. Newell, R. Maez, J. Martinez, M. Padilla, G. G. Seaman, G. Auchampaugh | ||
| 市販移動式廃棄物アッセイ装置の性能検証 ― DOE サイトにおける複数 NDA システムの比較評価と適用性の確認 |
(*)DOE サイトで使用される市販の移動式廃棄物アッセイ装置（Mobile Waste Assay Systems） の性能を、複数の NDA 技術（γ スペクトロメトリ、パッシブ中性子、アクティブ中性子）について実際の廃棄物ドラムを用いて比較評価し、精度・再現性・運用性・規制適合性を検証した結果を報告する。（LANL, SNL, FRETS, INEL） | ||
| PHYSICAL PROTECTION OF A MIXED OXIDE FUEL FACILITY | David Davidson | ||
| MOX 燃料加工施設の物理防護 ― 脅威評価・防護構成・運用モデルに基づく核物質防護システム設計 |
(*)MOX 燃料加工施設に必要な物理防護システム（Physical Protection System, PPS） を脅威評価（DBT）、防護要件、検知・遅延・対応の三要素、および施設運用との整合性に基づいて体系化する。Pu を扱う施設特有の脆弱性を踏まえ、防護設計の原則と実装例を提示する。（SNL) | ||
| PHYSICS DESIGN OF FISSILE MASS-FLOW MONITORING SYSTEM | J.T. Mihalczo, J. K. Mattingly, Taner Uckan, J. A. March-Leuba | ||
| 核分裂性物質流量モニタリングシステムの中性子計測設計 ― 中性子源変調・相関解析を用いた質量流量測定の最適化 |
(*)核分裂性物質（UF₆、溶液 Pu/Np 等）の流量をリアルタイムで測定するための中性子計測設計（source modulation＋correlation） を提示し、検出器配置、変調周波数、相関関数、信号対雑音比（SNR）を最適化する。実プラント適用に向けて、物理モデル・シミュレーション・実験結果を統合する。(ORNL) | ||
| PORTABLE MEASUREMENT EQUIPMENT FOR UNATTENDED PROCESS MONITORING AND VERIFICATION OF LIQUIDS IN TANKS | Fredy Franssen, David Hope, D. Landat, B. Hunt, W. KOEHNE | ||
| タンク内液体の無人プロセス監視・検認のための可搬型計測装置 ― バブラー・圧力差・温度・密度計測を統合したポータブル監視システムの開発 |
(*)核施設のタンク内液体を無人（unattended）で連続監視・検認するための可搬型計測装置を開発し、液面・圧力・温度・密度などのプロセスパラメータを長期間自動記録し、保障措置検認に利用できることを実証したものである。TAME プロジェクトの成果を基に、IAEA/Euratom の現場適用性を評価する。(JRC-Ispra, UKAEA, EURATOM, IAEA) | ||
| Preparing for Viability Assessment | Michael Voegele | ||
| 実現可能性評価（VA）に向けた準備 ― Yucca Mountain 地層処分プロジェクトにおける設計・性能評価・データ統合の体制構築 |
(*)Yucca Mountain 地層処分プロジェクトにおけるViability Assessment（VA）を実施するための準備プロセスを整理し、設計、性能評価（PA）、地質データ、工学バリア、コスト・スケジュールを統合的にまとめ上げるための体制・手順・技術的課題を示す。VA は、処分場の実現可能性を議会・規制当局に示す重要な節目である。(DOE) | ||
| PROCESSING AND DISPOSING OF DOE MIXED LOW LEVEL WASTES BY THE SYSTEMS APPROACH | Gary D. Knight | ||
| End(8) | DOE 混合低レベル廃棄物の処理・処分におけるシステムズアプローチ ― 規制遵守・処理技術・輸送・処分を統合した最適化手法 |
(*)DOE が保有する Mixed Low‑Level Waste（MLLW）の処理・輸送・処分を“システム全体として最適化”するためのシステムズアプローチを提示し、技術選定、規制遵守、施設能力、コスト、スケジュールを統合的に評価する手法を示す。 個別技術の最適化ではなく、全体最適化が必要であることを強調する。(INEL) | |
| PROGRESS IN MPC&A UPGRADES AT LUCH | Doyle M. Hembree, Jr., D. L. Lowe, Joeseph Curtiss, Kent Goodey, Cornelius Turner, Pavel Mizin, Vladimir Rogatchev, Bruce Erkkila | ||
| LUCH における MPC&A 近代化の進捗 ― 米露協力による物理防護・核物質管理・計量システムの改善状況 |
(*)ロシアの LUCH 施設において実施されたMPC&A（核物質防護・管理・計量）近代化プロジェクトの進捗を報告し、物理防護、アクセス制御、核物質計量管理（MC&A）、および情報システムの改善内容を示す。米露 Lab‑to‑Lab 協力により、核物質の防護能力と計量精度が大幅に向上したことを示す。(DOE, LANL, SNL, PNNL, LUCH/MINATOM) | ||
| Project Track Right: Enhancing Material Tracking at the Mason and Hanger Pantex Plant | Deborah S. Fitzgerald, Bradley K. Burdett | ||
| Project Track Right：Pantex 工場における核物質追跡管理の高度化 ― バーコード・電子帳簿・ワークフロー統合による追跡精度と運用効率の向上＜米国 Pantex Plant（核兵器組立・分解施設）における核物質・部品の追跡管理（material tracking）をデジタル化・自動化するためのシステム “Track Right” の開発・実装を報告＞ |
(*)Pantex 工場における核兵器部品・核物質の追跡管理（material tracking）を高度化するための “Track Right” システム の設計・実装を報告する。バーコード識別、電子帳簿、ワークフロー管理、データ整合性チェックを統合し、所在管理の精度向上・作業効率化・MC&A の信頼性向上を実現した。(Mason & Hanger – Pantex Plant) | ||
| Proposed ANSI Standard for Nuclear Safeguards Systems | James C. Crabtree | ||
| 核保障措置システムに関する ANSI 標準案 ― MC&A・物理防護・システム工学を統合した標準化枠組みの提案 |
(*)核物質管理（MC&A）および物理防護（Physical Protection）を含む核保障措置システムの ANSI 標準化に向けて、用語体系、要求事項、性能基準、評価手法を体系化した標準案を提示する。Safeguards を“工学的システム”として扱い、設計・運用・評価の統一基準を確立することを目的とする。（DOE) | ||
| QUALITY ASSURANCE PROGRAM FOR DISPOSAL OF LOW-AND MEDIUM- LEVEL RADIOACTIVE WASTE IN FRANCE | Lucien Pillette-Cousin | ||
| フランスにおける低・中レベル放射性廃棄物処分の品質保証プログラム ― ANDRA による受入基準・検証手順・運用管理の体系化 |
(*)フランスの低・中レベル放射性廃棄物処分における品質保証（QA）プログラムの構造・要求事項・運用手順を体系的に示し、廃棄物発生者から処分施設（Centre de l’Aube）までの受入基準（WAC）、検証、記録管理、監査を含む総合的 QA 体系の実装状況を報告する。(ANDRA) | ||
| Quantitative Analysis of the Gamma Spectra Measured with SFAT | Mika Nikkinen | ||
| SFAT により測定されたガンマ線スペクトルの定量解析 ― 使用済燃料の属性評価に向けたスペクトル解析手法の検証＜SFAT（Spent Fuel Attribute Tester）：ＩＡEA が使用済燃料の 属性検認（attribute verification） のために開発した簡易 NDA 装置。低コスト・可搬型、 NaI(Tl) 検出器、高分解能ではないが、主要ピークは識別可能、目的：燃焼度・冷却時間の“属性確認”＞ |
(*)IAEA の使用済燃料検認装置 SFAT（Spent Fuel Attribute Tester）で取得したガンマ線スペクトルを定量的に解析する手法を検討し、燃焼度・冷却時間・核種比などの属性推定に利用可能かを評価する。スペクトルピークの抽出、バックグラウンド補正、核種比の解析を通じてSFAT の定量能力と限界を明らかにする。（IAEA) | ||
| Radiation Imaging Technology for Nuclear Materials Safeguards | Thomas H. Prettyman, P.A. Russo, W. C. Feldman, A. Gavron, C. C. Cheung | ||
| 核物質保障措置のための放射線イメージング技術 ― γ・中性子イメージングによる核物質分布の可視化と検認への応用 |
(*)核物質保障措置における放射線イメージング（γ線・中性子）技術の原理・装置構成・解析手法・実証結果を示し、核物質の位置・分布・量を非破壊で可視化することにより、検認効率と信頼性を向上させる可能性を評価する。コリメーション方式、検出器構成、画像再構成アルゴリズムを比較し、実プラントでの適用性を検討する。(LANL) | ||
| RADIOMETRIC INSTRUMENTATION FOR USE IN SAFEGUARDING A PLUTONIUM STORE | Peter A Clark, Oliver P. Nicols | ||
| プルトニウム貯蔵庫の保障措置に用いる放射線計測機器 ― Pu 保管施設における NDA・監視・計量管理の統合的計測体系 |
(*)プルトニウム貯蔵庫における保障措置のために必要な放射線計測機器（γ・中性子 NDA、監視装置、計量補助機器） の構成、配置、性能要件を整理し、Pu 保管庫の特性に適合した 統合的計測体系（instrumentation suite） を提示する。実プラントでの運用経験に基づき、検認効率・信頼性・安全性の向上を示す。（UKAEA) | ||
| Rapid Deployment Intrusion Detection System | Robert H. Graham | ||
| 迅速展開型侵入検知システム ― 仮設・臨時防護のための可搬型 IDS の設計と運用評価 |
(*)核物質の一時保管・移送・緊急対応などにおいて短時間で展開可能な侵入検知システム（Rapid Deployment IDS） を設計し、センサー構成、通信方式、電源、展開手順、運用評価を報告する。可搬性・迅速性・信頼性を両立した IDS の実用性を示す。(SNL) | ||
| REAL TIME ESTIMATION OF MEASUREMENT UNCERTAINTY* | John P. Clark | ||
| 「測定不確かさのリアルタイム推定 ― 連続測定・オンライン計量における統計的不確かさ評価手法 |
(*)核物質計量管理（MC&A）における連続測定・オンライン測定のための“リアルタイム不確かさ推定手法” を提示する。測定データの逐次処理、統計量の更新、誤差要因の分離を行い、運転中に不確かさを即時評価するためのアルゴリズムと実装例を示す。（LANL) | ||
| Recent Development in the area of Containment and Surveillance: Application of field bus technology for designing Integrated Safeguard Systems | Pierre FUNK, Alain NICAUD, Jean-Claude BONIFACIO | ||
| 封じ込め・監視分野における最近の開発：統合保障措置システム設計へのフィールドバス技術の適用 ― C/S 機器のネットワーク統合による効率化と信頼性向上 |
(*)監視カメラ、電子封印、環境センサーなどの封じ込め・監視（C/S）機器をフィールドバス技術で統合し、配線簡素化、信頼性向上、データ管理の一元化を実現する統合保障措置システム（Integrated Safeguards System） の設計と実証結果を示す。フィールドバスを用いた C/S ネットワーク化の有効性を評価する。（CEA) | ||
| Regulatory Concerns for Leakage Testing of Packagings with Three 0-Ring Closure Seals | John J. Oras, Michael E. Wangler | ||
| 三重 O‑リング封止を有する輸送容器の漏えい試験に関する規制上の課題 ― Type B パッケージの封止性能評価における試験方法・基準の検討＜提案された規制アプローチ（著者らは以下を提案）： ① “安全機能シール（safety‑related seal）”の明確化、 ② 中間空間の監視を標準化、 ③ ヘリウムリーク試験の基準化、 ④ 試験条件の統一、 ⑤ 老朽化評価の導入＞ |
(*)三重 O‑リング封止を採用する放射性物質輸送容器に対し、どの O‑リングを試験対象とすべきか、どの試験方法が規制要求を満たすか を検討し、ヘリウムリーク試験・圧力保持試験・中間空間（interspace）監視などの試験手法の妥当性と規制上の懸念点 を整理する。複数シール構造における“どのシールが安全機能を担うか”を明確化する必要性を指摘する。（NRC, DOE) | ||
| REMOTE MONITORING AS A POLICY TOOL | Steven P. Kadner, Elizabeth Turpen | ||
| 政策手段としての遠隔監視 ― 透明性措置・信頼醸成・検証制度における遠隔監視技術の役割 |
(*)遠隔監視（Remote Monitoring）を核不拡散・軍備管理・透明性措置における政策手段（policy tool） として位置づけ、技術的有効性だけでなく、政治的受容性、制度設計、国際協力への影響を分析する。遠隔監視は、信頼醸成、検証負荷の軽減、透明性向上に寄与するが、国家主権・データ共有・セキュリティに関する課題も伴う。（Science Applications International Corporation (SAIC), Stimson Center) | ||
| Remote Monitoring Operational Experience | Stephen Dupree, Cecil Sonnier, Gordon Washburn | ||
| 遠隔監視の運用経験 ― 保障措置用 Remote Monitoring システムの実証運用から得られた技術的・制度的知見 |
(*)DOE・IAEA・国際共同プロジェクトで実施された遠隔監視（Remote Monitoring）システムの実運用経験を総括し、通信信頼性、データ品質、C/S センサーの性能、運用上の課題、および制度的・国際協力上の教訓を整理する。遠隔監視が保障措置の効率化に有効であることを実証する。(LANL, INMM, SNL) | ||
| REMOTE MONITORING USING TECHNOLOGIES FROM THE INTERNET AND WORLD WIDE WEB | John Puckett, Leonard Burczyk | ||
| インターネット／WWW 技術を用いた遠隔監視 ― 保障措置用 C/S システムへのネットワーク技術の応用と実証 |
(*)インターネットおよび World Wide Web（WWW）の通信技術を核物質管理・保障措置の遠隔監視（Remote Monitoring） に応用するためのシステム構成、通信プロトコル、セキュリティ対策、フィールド試験結果を示す。WWW ベースのデータ転送により、C/S データの遠隔取得と検認効率の向上が可能であることを実証する。(SNL) | ||
| Report on the Incident at Japan’s Tokai Reprocessing Bituminization Facility | HIRONOBU OKAMOTO | ||
| 東海再処理工場アスファルト固化施設施設事故報告 ― 火災・爆発事象の原因分析と保障措置・核物質管理上の教訓 |
(*)1995年に東海再処理工場アスファルト固化施設（ビチュミネーション施設）で発生した火災・爆発事故の経緯、技術的原因、運転管理上の問題点を整理し、核物質管理（MC&A）および保障措置の観点から計量管理データ、在庫差、封じ込め・監視（C/S）への影響を分析する。事故を通じて得られた教訓と再発防止策を提示する。（PNC) | ||
| RF Tags | Steven P. Kadner, K. Ferguson, W.S. Roman, S. Kraus, M. Zebarth | ||
| RF タグ技術 ― 核物質封じ込め・監視（C/S）への無線識別タグの適用と実証評価 |
(*)核物質管理および保障措置のために開発されたRF（Radio Frequency）タグ技術の設計、通信方式、耐タンパ性、およびフィールド試験結果を報告する。RF タグは、封印・輸送監視・在庫管理において非接触・遠隔識別・改ざん検知を可能にし、次世代 C/S 技術の基盤となることを示す。(DOE, SNL, PNNL) | ||
| SAFEGUARDING NUCLEAR MATERIALS IN THE FORMER SOVIET REPUBLICS THROUGH COMPUTERIZED MATERIALS PROTECTION, CONTROL & ACCOUNTABILITY | Rena Whiteson, Robert P. Landry, A. N. Roumiantsev, S. Peter Gary, Mike Boor, Yuri A. Ostroumov, Benny Martinez, Sharon L. Seitz, Linda K. Anderson | ||
| コンピュータ化された核物質防護・管理・計量（MPC&A）による旧ソ連諸国の核物質防護強化 ― データ管理・台帳整備・MC&A システム構築 |
(*)旧ソ連諸国（NIS）において、核物質管理（MC&A）をコンピュータ化することで、核物質台帳、出入庫管理、材料バランス、監査、データ整合性を大幅に改善する取り組みを総括する。米露共同で開発した MC&A ソフトウェア、データベース、訓練プログラムが、脆弱化した核物質管理体制の再構築に重要な役割を果たした。(LANL, PNNL, LANL, Minatom) | ||
| SAFEGUARDS CONSIDERATIONS IN THE STUDY OF PROLIFERATION RESISTANCE OF PLUTONIUM DISPOSITION OPTIONS | E. Arnold Hakkila, Tom Burr | ||
| プルトニウム処分オプションにおける核拡散抵抗性の保障措置的考察 ― MOX 化・ガラス固化・直接処分の比較評価と定量的指標の提示<プルトニウム処分オプションの核拡散抵抗性を保障措置の観点から体系的に比較した最初期の基準論文> |
(*)兵器級プルトニウムの処分オプション（MOX 化、ガラス固化、直接処分など）について、保障措置の観点から核拡散抵抗性（proliferation resistance）を比較評価する。核物質形態、加工難易度、検知可能性、保障措置コスト、および再取得（retrieval）リスクを指標化し、処分オプションの相対的な拡散抵抗性を定量的に分析する。(LANL) | ||
| SAFEGUARDS POLICY AND TECHNICAL METHODOLOGY FROM THE EURATOM PERSPECTIVE | W. Gmelin | ||
| End(9) | EURATOM の視点から見た保障措置政策と技術的方法論 ― 二重適用体制における欧州保障措置の制度哲学・検認手法・技術基盤<二重検証IAEA–EURATOM 協力の実務モデルを提示> |
(*)EURATOM 保障措置の政策的枠組みと技術的方法論を体系的に整理し、IAEA との二重適用体制（dual verification）のもとでデータ交換、共同検認、NDA/DA、C/S の統合的運用をどのように実現しているかを示す。欧州核燃料サイクルにおける透明性確保と効率的検認のためのEURATOM の基本理念と実務手法を提示する。(EURATOM) | |
| Science and Modern Technology for Safeguards, Results of a Joint Workshop ESARDA/INMM | Stephen Dupree, Gotthard Stein, Cecil Sonnier, Carlo Foggi | ||
| 保障措置のための科学と最新技術：ESARDA–INMM 共同ワークショップの成果 ― 次世代保障措置を支える分析技術・NDA・情報技術・システム工学の展望 |
(*)ESARDA と INMM が共同開催した“Science and Modern Technology for Safeguards” ワークショップの成果を総括し、NDA、DA、情報解析、C/S、モデリング、核データ、システム工学など次世代保障措置を支える科学技術の現状と将来方向を整理する。国際協力による技術統合の重要性を強調する。(LANL, ESARDA, INMM, EURATOM) | ||
| SEISMIC MONITORING OF THE YUCCA MOUNTAIN FACILITY | H. D. GARBIN, P. B. HERRINGTON, R. P. KROMER | ||
| Yucca Mountain 施設の地震観測 ― 地層処分場候補地における微小地震監視システムの設計・配置・性能評価 |
(*)Yucca Mountain 地層処分場候補地における地震観測システム（seismic monitoring network） の構築と運用について報告する。地表・地下坑道（ESF）に設置された地震計により、微小地震活動・断層挙動・地盤応答を長期的に監視し、処分場の安全性評価に必要な地震データを取得する。(USGS, DOE) | ||
| SIMPLIFIED PROPAGATION OF STANDARD UNCERTAINTIES* (U) | John P. Clark, A. Harper Shull | ||
| 標準不確かさの簡易伝播法 ― MC&A 測定における不確かさ伝播の実務的計算手法 |
(*)MC&A 測定における 標準不確かさ（standard uncertainty） の伝播を、複雑な微分計算を用いずに実務者が容易に適用できるよう簡略化した伝播式（simplified propagation formulas） として整理する。加算・減算・乗算・除算・比率・平方根など、MC&A で頻出する演算に対する標準不確かさの伝播方法を体系化する。(DOE) | ||
| Simultaneous Measurements of Plutonium and Uranium in Spent-Fuel Dissolver Solutions* | T. K. Li, Akira KUROSAWA, Yusuke Kuno, T. Kuno, O. Kitagawa | ||
| 使用済燃料溶解液中のプルトニウムおよびウランの同時測定 ― 再処理工程における核物質計量管理のための迅速・高精度分析手法 |
(*)使用済燃料の溶解液（dissolver solution）に含まれる Pu と U を同時に測定するための分析手法を開発し、化学前処理、同位体希釈質量分析（IDMS）、γ スペクトロメトリを組み合わせることで高精度・高再現性の定量が可能であることを示す。再処理工程の核物質計量管理（MC&A）における測定精度向上に寄与する。(LANL, PNC) |
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| SNM Scout512TM, A Handheld Portable SNM Detection System | F. P. Ziemba, A. Y. Cheng, J. E. Browning, N. Szluk | ||
| SNM Scout512™：携帯型 SNM 検知システム ― Pu・HEU の現場即時検知を可能にする片手操作型ガンマ／中性子統合装置 |
(*)Pu・HEU などの SNM を現場で迅速に検知するために開発された携帯型ガンマ／中性子検知器 SNM Scout512™ の設計、検出性能、およびフィールド試験結果を報告する。軽量・片手操作・電池駆動で、遮蔽条件下でも SNM の存在を高感度で検知できることを示す。(LANL) | ||
| SOME POSSIBLE APPLICATIONS OF MEASUREMENTS ON MU MESONS TO NUCLEAR SAFEGUARDS, NONPROLIFERATION, AND ARMS CONTROL ACTIVITIES | Wiater R. Kane, Peter E. Vanier | ||
| ミュー粒子測定の核保障措置・不拡散・軍備管理への応用可能性 ― 高透過性粒子を用いた核物質検知・内部構造可視化の新手法 |
(*)宇宙線ミュー粒子（mu mesons）の高透過性・散乱特性を利用し、核物質の存在確認、内部構造の可視化、封じ込め・監視の強化など、保障措置・不拡散・軍備管理における新しい検証手法としての可能性を論じる。従来の NDA では困難な“厚い遮蔽の内部”を非破壊で評価できる点に着目した先駆的研究である。(PNNL, BNL) | ||
| STATISTICAL CONSIDERATIONS ON SHORT NOTICE RANDOM INSPECTIONS IN LOW ENRICHED URANIUM FABRICATION PLANTS | W. Gmelin, K. Martin | ||
| 低濃縮ウラン燃料製造施設における短時間通知ランダム査察（SNRI）の統計的考察 ― ランダム性・検知確率・査察頻度の最適化に関する統計モデル分析 |
(*)低濃縮ウラン（LEU）燃料製造施設における短時間通知ランダム査察（Short Notice Random Inspection, SNRI） の検知能力を統計的に評価する。査察頻度、ランダム性、検知確率、未申告活動の発生確率をモデル化し、SNRI の最適設計に必要な統計的パラメータを提示する。(EURATOM) | ||
| Status of the U.S. DOE Waste Isolation Pilot Plant | O. W. Heaton | ||
| 米国エネルギー省（DOE）廃棄物隔離パイロットプラント（WIPP）の進捗状況 ― TRU 廃棄物地層処分施設の建設・安全評価・運転準備の現状報告＜1990年代後半は、WIPP が 建設 → 規制承認 → 運転準備 の最終段階にあった時期。本論文は、運転開始（1999 年）直前の “WIPP の成熟期” を記録する重要文献。WIPP は世界初の本格的 TRU 廃棄物地層処分施設であり、国際的な地層処分研究の基準点となった。＞ |
(*)米国 DOE がニューメキシコ州カールスバッドで建設を進めるWIPP（Waste Isolation Pilot Plant） の建設状況、安全評価、規制承認、運転準備の進展を総括する。WIPP は米国の防衛関連活動で発生した TRU 廃棄物（Pu を含む）を地下 650 m の岩塩層に長期隔離。米国初の TRU（Transuranic）廃棄物の地層処分施設であり、その技術的・制度的準備状況を報告する。（DOE) | ||
| Status Report from the Russian/NIS Nuclear Materials Security Task Force, U.S. Department of Energy | Michael V. Mcclary | ||
| 米国エネルギー省・ロシア／NIS 核物質セキュリティ・タスクフォースの活動状況報告 ― 旧ソ連地域における核物質防護・管理・計量（MPC&A）強化の戦略的進捗 |
(*)DOE 内に設置された “Russian/NIS Nuclear Materials Security Task Force” が、ロシアおよび NIS（旧ソ連諸国）における核物質セキュリティ強化の進捗、課題、優先順位を総括する。MPC&A、物理防護、核物質台帳、NDA、訓練、規制支援など、地域横断的な取り組みを統合し、DOE の国際核物質セキュリティ戦略の方向性を提示する。(DOE) | ||
| Storage Monitoring Systems for the Year 2000 | C. Nilsen, Robert Pollock | ||
| 2000 年代に向けた貯蔵施設モニタリングシステム ― 長期貯蔵核物質の監視・記録・信頼性向上を目指す次世代監視技術の検討 |
(*)2000 年代の核物質貯蔵施設に求められる次世代ストレージモニタリングシステムの要件と技術的方向性を示す。センサー統合、データ記録、遠隔監視、信頼性向上、保守性の改善など、長期貯蔵環境に適した監視システムの設計指針を提示する。（SNL) | ||
| STRENGTHENED IAEA SAFEGUARDS: PERFORMANCE EVALUATION REVISITED | Victor Bragin, John Carlson, John Bardsley, John Hill | ||
| 強化された IAEA 保障措置：パフォーマンス評価の再検討 ― 1990 年代の保障措置強化措置（93+2）における有効性・限界・改善点の再評価＜オーストラリアは世界有数のウラン輸出国；IAEA 保障措置の強化（93+2）を積極的に支持し、「国際的信頼性」を維持するため制度設計に関与する立場をとる。＞ |
(*)IAEA が 1990 年代に進めた強化保障措置（Strengthened Safeguards、いわゆる 93+2） のパフォーマンス評価を再検討し、その有効性、課題、改善点を分析する。追加情報、環境サンプリング、拡大アクセス、宣言の透明性など、強化措置の実施状況を総合的に評価する。( Australian Safeguards Office (ASO)) | ||
| STRENGTHENED IAEA SAFEGUARDS AND THEIR IMPLEMENTATION IN THE UNITED STATES | Frank Houck | ||
| 強化された IAEA 保障措置とその米国における実施 ― 93+2 強化措置を米国 SSAC・規制制度に適用する際の法的・制度的・運用的分析 |
(*)IAEA の 強化保障措置（93+2） を米国の国家保障措置システム（SSAC）にどのように適用するかを分析する。追加情報、拡大アクセス、環境サンプリング、情報解析などの強化措置を米国の法制度・規制枠組み・運用体制に統合する際の課題と対応を示す。（DOE) | ||
| Studies on environmental tritium monitoring for safeguards purpose | Jang Soo Shin, Jung-Soo Kim, J. S. Ahn | ||
| 保障措置目的のための環境トリチウム監視に関する研究 ― 研究炉・核燃料サイクル施設周辺でのトリチウム挙動解析と検知手法の評価 |
(*)研究炉や核燃料サイクル施設周辺の環境中に存在するトリチウム（³H）濃度を測定・解析し、保障措置への応用可能性を評価したものである。大気・水・植物などの環境媒体におけるトリチウム挙動を調査し、未申告運転や異常放出の検知に利用できるかを検討する。（KAERI) | ||
| SUMMARY REPORT ON FOUR OAK RIDGE SENSORS FOR ENHANCING NUCLEAR SAFEGUARDS NEUTRON DETECTORS | J. A. Williams, Z. W. Bell, J. M. Hiller, V. C. Miller, S. A. Wallace | ||
| 核保障措置強化のためのオークリッジ 4 種センサー総括報告：中性子検出器 ― ORSENS プロジェクトにおける中性子検出技術の性能評価と適用可能性 |
(*)ORNL が開発した 4 種類の中性子検出器（ORSENS シリーズ）について、 その性能、応答特性、保障措置への適用可能性を総括したものである。研究炉、貯蔵施設、輸送監視など、核物質管理の多様な場面での利用を想定し、各センサーの特徴と利点を比較評価する。（ORNL) |
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| Technical Challenges for Dismantlement Verification | Jared S. Dreicer, Charles Nakhleh, Chad T. Olinger, William D. Stanbro, Roger G. Johnston | ||
| 核弾頭解体検証における技術的課題 ― 属性測定・情報バリア・真正性確認・連続管理の統合的要件 |
(*)核弾頭解体の検証では、軍事機密を保護しつつ、弾頭が本物であり、かつ確実に解体されたことを確認する必要がある。本論文は、属性測定（attribute measurement）、情報バリア（information barrier）、真正性確認（authentication）、連続管理（chain‑of‑custody）など、検証システムが直面する主要な技術的課題を体系的に整理し、実現可能なアプローチを提示する。(LANL) | ||
| TECHNICAL COOPERATION BETWEEN THE U.S. AND THE RUSSIAN FEDERATION TO ENHANCE NUCLEAR MATERIALS PROTECTION, CONTROL AND ACCOUNTING TRAINING AT THE RUSSIAN METHODOLOGICAL AND TRAINING CENTER | Wiater R. Kane, G. Pshakin, R. Cross, D. Ek, C. Key, B. Ryazanov, G. Sanford, G. Sheppard | ||
| ロシア・メソドロジー／トレーニングセンター（RMTC）における核物質防護・管理・計量（MPC&A）訓練強化のための米露技術協力 ― カリキュラム開発・訓練設備整備・インストラクター育成 |
(*)ロシアの RMTC において、米国 DOE とロシア MinAtom が共同で実施したMPC&A（核物質防護・管理・計量）訓練能力の強化プロジェクトを総括する。カリキュラム開発、訓練設備整備、インストラクター育成、MC&A／PP／NDA の実技訓練など、ロシア国内で持続可能な MPC&A 教育体制を構築するための基盤が整備された。(PNNL, SNL, LANL, RMTC / MinAtom) | ||
| Technical Equipment Inspection (TEI) Program | Joseph D. Rivers, Rickey Stephens | ||
| 技術機器査察（TEI）プログラム ― 保障措置用計測機器の性能確認・校正・信頼性評価を体系化する DOE/IAEA 連携枠組み |
(*)保障措置で使用される NDA 装置・物理防護センサー・計量管理機器などの性能確認・校正・信頼性評価を体系化するための「技術機器査察（TEI）プログラム」 の目的・構造・運用方法を示す。TEI は、査察機器の品質保証（QA/QC）を標準化し、保障措置活動の信頼性を向上させる枠組みとして設計された。(DOE, Oak Ridge Y‑12) | ||
| TECHNICAL RESULTS OF Y-12/IAEA FIELD TRIAL OF REMOTE MONITORING SYSTEM | Bobby H. Corbell, J. Michael Whitaker, Roumen Tzolov, Rene Lama ire, Jack Welch | ||
| Y‑12 施設における IAEA 遠隔監視システム・フィールドトライアルの技術結果 ― 監視カメラ・電子封印・データ通信・認証技術の統合評価 |
(*)Oak Ridge Y‑12 プラントで実施された IAEA 遠隔監視システム（Remote Monitoring System, RMS）フィールドトライアルの技術的成果を報告する。監視カメラ、電子封印、データロガー、暗号化通信などの C/S（Containment & Surveillance）機器を実施設に設置し、データ品質、信頼性、耐タンパ性、通信性能を評価した。(Oak Ridge Y‑12 Plant, ORNL, IAEA) |
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| THE APPLICATION OF HIGH-RESOLUTION GAMMA-RAY SPECTROMETRY(HRGS) TO NUCLEAR SAFEGUARDS, NONPROLIFERATION, AND ARMS CONTROL ACTIVITIES | James Lemley, Wiater R. Kane, Leon Forman | ||
| 高分解能ガンマ線分光法（HRGS）の保障措置・不拡散・軍備管理への応用 ― 核種識別・同位体分析・核物質属性評価における HRGS の技術的有効性と運用事例 |
(*)高分解能ガンマ線分光法（HRGS）を核物質の属性評価・同位体分析・核種識別に適用し、保障措置・不拡散・軍備管理の各分野での有効性を総合的に示す。HEU/LEU の同位体比推定、Pu の同位体組成評価、密封体・廃棄物の検認など、多様なシナリオでの HRGS の性能を実例とともに分析する。(BNL) | ||
| The Convergence of Nuclear Arms Control And Nuclear Materials Management | Frank Von Hippel | ||
| End(10) | 核軍備管理と核物質管理の収斂 ― 余剰核物質・透明性措置・保障措置強化の統合的アプローチ |
(*)冷戦後の核兵器削減に伴い発生した 余剰核物質（HEU・Pu） の管理問題を契機として、核軍備管理（Arms Control）と核物質管理（Nuclear Materials Management）が急速に接近し、透明性措置、保障措置、核物質削減、国際監視などが一体化していく構造を分析する。軍縮と不拡散の境界が曖昧化し、統合的な政策枠組みが必要であると論じる。(Princeton University) | |
| The Cooperation between Nuclear Material Control Center and Technology Center for Nuclear Control in the field of the Nuclear Material Control | Hiroyoshi Kurihara, Masahiro Kikuchi, Byung Koo KIM, Ho Kwack | ||
| 核物質管理分野における核物質管理センター（NMCC）と韓国核管理技術センター（TCNC）の協力 ― 日韓保障措置技術協力・制度整備・能力構築 |
(*)日本の NMCC と韓国の TCNC が、核物質管理（MC&A）、保障措置技術、査察手法、データ管理、訓練などの分野で実施してきた二国間協力の成果を総括する。日韓の制度比較、技術移転、共同研究、査察実務の交流を通じて、アジア地域の保障措置能力向上に寄与した。(NMCC-Japan, TCNC-Korea) | ||
| The Cost of Implementing IAEA Safeguards in the United States | Caroline E. Smith, Obie P. Amacker, Jr., Robert J. Sorenson, Brian W. Smith | ||
| 米国における IAEA 保障措置実施コスト ― 民生核施設への保障措置適用に伴う人的・技術的・制度的コスト構造の分析<米国 SSAC（国家保障措置システム）への示唆：コスト管理のためには 標準化された QA/QC が不可欠、電算化・遠隔監視の導入は 人的負担を軽減、施設側の負担軽減には DOE の技術支援が重要、保障措置のコストは“透明性のための投資” と位置づけられるべき> |
(*)米国が自発的に受け入れている IAEA 保障措置（Voluntary Offer Agreement）の実施に伴うコスト構造を定量的に分析する。施設準備、査察支援、データ提供、機器設置、運用負担など、保障措置の実施に必要な人的・技術的・制度的コストを分類し、米国 SSAC における費用負担の実態を明らかにする。(DOE, Oak Ridge Y‑12 ) |
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| THE EURATOM UNATTENDED MEASUREMENT STATION FOR FRESH FUEL ASSEMBLIES | M. Swinhoe, D. Van Der Eecken, S. Amie, S. Sorel | ||
| EURATOM による未照射燃料集合体用無人測定ステーション ― 新燃料アセンブリ受入検認における自動化 NDA システムの設計・性能評価 |
(*)EURATOM が軽水炉燃料製造施設に導入した未照射燃料アセンブリの無人自動測定ステーション（Unattended Measurement Station） の設計、測定原理、運用実績を報告する。ガンマ線・中性子測定を組み合わせ、燃料受入時の属性確認（Attribute Verification）を自動化することで、査察負担の軽減と信頼性向上を実現した。（EURATOM) | ||
| THE EVOLUTION OF PROJECT STRAIGHT-LINE, A COMPREHENSIVE NUCLEAR MATERIAL MONITORING SYSTEM | C. Nilsen, Brad Mickelsen, Robert Kinael | ||
| Project STRAIGHT‑LINE の進化 ― 包括的核物質モニタリングシステムの設計発展と運用機能の拡張＜1990年代は MC&A の 電算化・自動化・リアルタイム化 が急速に進展：STRAIGHT‑LINE はその先駆けであり、後の RFID ベース核物質追跡システムの原型。米国 DOE の MC&A 近代化政策の中心プロジェクト。93+2 強化措置（特に情報解析強化）と完全に整合＞ |
(*)核物質情報を “一直線（Straight‑Line）”で中央データベースへ流す次世代 MC&A 情報管理システム Project STRAIGHT‑LINE の構想 → プロトタイプ → 実証 → 機能拡張 の進化過程を総括する。バーコード／RFID、電子封印、入出庫端末、通信プロトコル、データ認証などの要素技術を統合し、核物質移動のリアルタイム性・透明性・改ざん耐性を高めた。(SNL) | ||
| The Evolution of the Kazakstan Export Control System: The Critical Role of Technical Expertise | Keith D. Wolfe, Ann T. Cernicek | ||
| カザフスタン輸出管理制度の進化 ― 核関連輸出管理体制の構築における技術専門性の決定的役割＜輸出管理は法制度だけでは機能せず、技術専門家の育成が不可欠であるという教訓を明確に示した点で重要。＞ |
(*)旧ソ連崩壊後に独立した カザフスタン共和国が、核関連物資・技術の不正移転を防ぐために構築した輸出管理制度（Export Control System）の発展過程を分析する。制度設計・法整備・リスト管理・審査プロセスにおいて、技術専門家（technical experts）の関与が制度の実効性を左右したことを示す。（SNL) | ||
| The Measurement Program in Support of the Rocky Flats Environmental Technology Site Closure Project | C. A. Rodriguez, Mary P. Rodriguez, Patricia Hyman | ||
| ロッキーフラッツ環境技術サイト閉鎖プロジェクトを支援する測定プログラム ― 施設閉鎖に向けた核物質・放射線・環境測定の体系化と運用実績 |
(*)Rocky Flats Environmental Technology Site（RFETS）の閉鎖プロジェクトにおいて、核物質管理・廃止措置・環境修復を支えるために構築された包括的測定プログラム（Measurement Program）の内容と成果を報告する。核物質計量、残留放射能評価、ホールドアップ測定、廃棄物分類など、閉鎖作業に不可欠な測定体系を統合し、運用手順と品質保証を確立した。（RFETS) | ||
| The New IAEA Safeguards System | Bruno Pellaud | ||
| 「新しい IAEA 保障措置システム ― 93+2 強化措置に基づく宣言完全性検証・情報解析・技術統合の新パラダイム＜新保障措置（New System）の核心：“正確性（correctness）＋完全性（completeness）” の両立。Pellaud はこれを “Two Pillars of Modern Safeguards” と呼ぶ。正確性：申告された核物質が正しいか、完全性：未申告の核物質・活動が存在しないか。従来は前者のみだったが、新システムでは 後者（completeness）を制度化した点が革命的。＞ |
(*)1990年代半ばに IAEA が導入した“新保障措置システム（New Safeguards System）” の理念・構造・技術的基盤を総括する。従来の“核物質計量中心”から、宣言の完全性（completeness）検証・情報解析・環境サンプリング・遠隔監視を統合した93+2 強化措置への転換を体系的に説明する。（IAEA) | ||
| The Production of (alpha,n) Neutrons for Plutonium in Glass | D. L. Haggard, J. E. Tanner | ||
| ガラス中プルトニウムによる (α,n) 反応による中性子生成 ― 固化廃棄物における α線起因中性子発生率の評価と核物質管理への影響 |
(*)ガラス固化体中に含まれるプルトニウムがα崩壊 → 軽元素との (α,n) 反応 により中性子を生成するメカニズムを解析し、その発生率を計算・測定により評価する。中性子バックグラウンドは NDA 測定・核物質管理・廃棄物分類に影響するため、ガラス組成・Pu 同位体組成・α線エネルギーに基づくモデル化を行った。（LANL) | ||
| The State-of-the-Art of Thermal Neutron Multiplicity Counting | Norbert Ensslin, James E. Stewart, Diana G. Langner, M. S. Krick | ||
| 熱中性子同時計数法の最新動向 ― プルトニウム計量管理における単一・二重・三重中性子計数の原理・性能・応用範囲 |
(*)熱中性子同時計数法（Thermal Neutron Multiplicity Counting）の原理・計数モデル・検出器設計・解析手法・応用範囲を総合的にレビューする。単一・二重・三重中性子計数を用いたプルトニウム量・自発核分裂率・(α,n) 寄与の分離など、1990年代時点での最新技術と課題を体系化して示す。（LANL) | ||
| THE STUDY OF QUALITATIVE SAFEGUARDS APPROACH | Tohru Haginoya | ||
| 定性的保障措置アプローチの研究 ― 施設特性・運転実態・情報要素に基づく非定量的検証手法の体系化 |
(*)核物質計量（MC&A）や NDA 測定のような定量的手法だけでは十分に評価できない保障措置領域に対し、施設の運転実態・設計情報・運用記録・行動パターンなどの定性的情報（qualitative information）を体系的に活用する“定性的保障措置アプローチ”の概念と方法論を提示する。特に、未申告活動の兆候把握や運転異常の検知における有効性を論じる。（JAERI) | ||
| THE U.S. DOE MPC&A ASSISTANCE PROGRAM TO UKRAINE | K. A. Thompson, Laverne Romesberg, Chet Hine, E. Chris Horley, T. Zinneman, G. Kuzmycz, J. Miranda, T. Ewing, C. McWilliams, A. Olson, G. Walters, G. Sheppard, A Olson, C. Bingham, R. Chen, R. Ortiz | ||
| ウクライナに対する米国 DOE の MPC&A 支援プログラム ― 研究炉・核物質保管施設・教育研究機関における物理防護・MC&A・NDA の包括的強化 |
(*)米国 DOE がウクライナの核施設（研究炉、核物質保管庫、教育研究機関）に対して実施したMPC&A（核物質防護・管理・計量）支援の全体像を総括する。物理防護（PP）、核物質計量管理（MC&A）、非破壊分析（NDA）、データ管理、訓練など、旧ソ連崩壊後の脆弱な核物質管理体制を再構築するための多層的な改善が行われた。(PNNL, LANL, SNL, DOE) | ||
| THE USE OF SMART SENSORS AND ITS IMPLICATIONS ON SAFEGUARDS PROCEDURES | G. Neumann, K. Gaertner, B. Richter | ||
| スマートセンサーの利用と保障措置手続きへの影響 ― 自律型監視・データ認証・遠隔監視の導入が査察プロセスに与える変革 |
(*)保障措置用の監視・封印・計測機器にスマートセンサー（自己診断・データ処理・通信機能を備えたセンサー）を導入した場合、IAEA/EURATOM の査察手続き・データ管理・信頼性評価にどのような影響が生じるかを分析する。特に、遠隔監視・自律動作・データ認証が査察効率と透明性を大きく変える点を論じる。(EURATOM) | ||
| THERMAL NEUTRON MULTIPLICITY COUNTING OF SAMPLES WITH VERY LOW FISSION RATES* | M. Krick | ||
| 核分裂率が極めて低い試料の熱中性子同時計数 ― 単一・二重・三重中性子計数の統計特性と低信号領域での解析手法＜“核分裂率が低い試料”：Pu‑239 が主体で Pu‑240 が極めて少ない、Pu 量そのものが少ない（数 g 以下）、(α,n) が支配的で SF（自発核分裂）が弱い、MOX の低 Pu 領域、廃棄物・環境試料の Pu トレース量、保障措置の封印付き小型試料、→ 二重・三重計数がほぼゼロに近くなるため、Multiplicity 解析が非常に難しくなる。＞ |
(*)プルトニウム量が少ない、または Pu‑240 含有率が低い試料など、核分裂率（fission rate）が極めて低い場合の熱中性子同時計数の性能と限界を解析する。単一・二重・三重計数の統計揺らぎ、(α,n) 寄与、バックグラウンドの影響を評価し、低信号領域での 信号抽出・不確かさ評価・最適測定条件を示す。（LANL) | ||
| Transparency and Verification Options: An Initial Analysis of Approaches for Monitoring Warhead Dismantlement | J. F. Morgan | ||
| 核弾頭解体における透明性と検証オプション ― 解体プロセス監視のためのアプローチに関する初期的分析 |
(*)核弾頭解体の透明性向上と検証可能性を確保するために利用可能な技術的・制度的アプローチの体系的整理を行う。タグ・封印、情報バリア、属性測定、連続管理（Chain‑of‑Custody）、監視・遠隔監視などの手法を比較し、軍事機密保護と検証要求の両立という根本課題に対する初期的な枠組みを提示する。(SNL) | ||
| TRANSPORT OF SPENT FUEL FROM REACTORS TO DOE STORAGEIDISPOSAL FACILITIES — A PARAMETRIC STUDY | E. R Johnson, P. M. Saverot | ||
| 原子炉から DOE 貯蔵・処分施設への使用済燃料輸送 ― パラメトリックスタディによる輸送システム性能・コスト・運用条件の評価 |
(*)原子炉サイトから DOE の貯蔵・処分施設（MRS/HLW Repository）への使用済燃料輸送システムのパラメトリック解析を行い、輸送コスト、輸送頻度、キャスク容量、輸送ルート、スケジュールなどの主要パラメータがシステム全体の性能に与える影響を評価する。DOE の将来輸送計画に向けた設計条件の最適化を目的とする。(E. R. Johnson Associates, Inc., DOE) | ||
| Transportable Calorimeter Measurements of Highly Enriched Uranium* | Lou Carrillo, P. Staples, David S. Bracken, C. Rudy, R. Cech, M. Craft | ||
| 可搬型カロリメータによる高濃縮ウラン（HEU）の測定 ― 現場適用を想定した熱出力測定の性能評価と校正手法 |
(*)可搬型カロリメータ（Transportable Calorimeter）を用いて高濃縮ウラン（HEU）試料の熱出力を測定し、現場適用（on‑site measurement）における精度・安定性・較正方法を評価する。ガンマ線測定との組合せによる同位体補正、環境変動の影響、および HEU 特有の低熱出力領域での測定限界を示す。(LANL, EG&G Mound Laboratory) | ||
| Trial Operation of MPC&A Systems at Two Active Nuclear Material Handling Sites Within the All-Russian Institute of Experimental Physics (VNIIEF) | Ronald Augustson, V. I. Yuferev, P. Singh, James R. Griggs, G. Skripka, N. Mikijchuk, G. Lomtev, M. Kuvshinov, I. Zhukov, Zachary Koenig, R. Logsdon, V. Maltsev, N. Obolochkov, V. Vatulin, Alan Schilk, S. Zykov, Nannette Fairrow | ||
| VNIIEF における 2 つの稼働中核物質取扱施設での MPC&A システム試験運用 ― 物理防護・核物質計量管理・NDA・データ管理の統合運用評価 |
(*)ロシア核兵器研究所 VNIIEF の 2 つの稼働中核物質取扱施設において、米露協力で構築した MPC&A（核物質防護・管理・計量）システムの試験運用（trial operation）を実施し、物理防護（PP）、核物質計量管理（MC&A）、NDA 測定、データ管理システムの統合運用性と実効性を評価した。実運用環境での課題と改善点を明確化し、MPC&A の長期的定着に向けた重要な知見を提供する。(LANL, SNL, PNNL, DOE, VNIIEF) | ||
| Trilateral U.S./Russian/lAEA Site Visits to Argonne-West, Hanford, and Rocky Flats | Nancy o Nicholas, Bryan L. Fearey, Ronald Cherry, Caroline E. Smith | ||
| アルゴンヌ・ウエスト、ハンフォード、ロッキーフラッツにおける米・露・IAEA 三者サイト訪問 ― 透明性措置・相互理解・保障措置協力の深化 |
(*)米国の主要核施設（Argonne‑West、Hanford、Rocky Flats）に対し、米国・ロシア・IAEA の三者が共同で実施した透明性措置（transparency measures）および相互理解促進のためのサイト訪問の成果を報告する。核物質管理、廃止措置、保障措置適用、物理防護、データ管理などの分野で、三者協力の基盤を形成した重要な取り組みである。(LANL, DOE) | ||
| U.S. Assistance in Physical Protection at The Kharkov Institute of Physics and Technology and The Sevastopol Institute of Nuclear Energy and Industry, Ukraine | T. Zinneman, G. Kuzmycz, J. Miranda, A. Novick | ||
| ウクライナ・ハリコフ物理技術研究所およびセバストポリ原子力エネルギー・産業研究所における米国の物理防護支援 ― 研究炉・核物質保管施設に対する侵入検知・アクセス管理・監視システムの近代化 |
(*)ウクライナの KIPT（Kharkov）および SI‑NEI（Sevastopol）に対し、米国 DOE が実施した物理防護（PP）強化プロジェクトの成果を報告する。侵入検知システム（IDS）、アクセス管理、CCTV、重要区域の再定義、警備員訓練など、研究炉・核物質保管施設に必要な多層防護を整備した。旧ソ連崩壊後の核物質リスク低減における重要な協力事例である。(SNL, DOE, LANL) | ||
| U.S. ASSISTANCE TO KAZAKSTAN IN THE AREA OF NUCLEAR MATERIAL SECURITY | Douglas Reilly, J. K. Halbig, Wanda G. Mitchell, Brad Steele, J. Mason, D. Olsen, P. Planchon, T. Gafford, F. Crane, R. Case, A. Eras, James K. Sprinkle, Jr., G. Tittemore, A. Atkins, M. Barham | ||
| End(11) | カザフスタンにおける核物質セキュリティ分野での米国支援 ― BN‑350・核物質保管施設・研究所に対する物理防護・MC&A・NDA の包括的強化 |
(*)カザフスタンに対し、米国 DOE が 1993–1997 年に実施した核物質セキュリティ支援（MPC&A）の全体像を総括する。BN‑350 高速炉、核物質保管施設、研究所に対して、物理防護（PP）、核物質計量管理（MC&A）、非破壊分析（NDA）、データ管理、訓練など多層的な改善が行われた。旧ソ連崩壊後の核物質リスク低減における最重要協力事例の一つである。(LANL, SNL, ORNL, DOE) | |
| U.S. Department of Energy International Agreements for Technical Cooperation in Safeguards | John Puckett, Kenneth E. Sanders | ||
| 保障措置分野における米国エネルギー省（DOE）の国際技術協力協定 ― 二国間協力・IAEA 支援・技術移転の枠組み |
(*)DOE が各国および国際機関（IAEA）と締結してきた保障措置技術協力協定（bilateral & multilateral agreements）を体系的に整理し、NDA 技術、物理防護、核物質計量管理（MC&A）、データ管理、訓練などの分野で実施された技術移転の枠組みを総括する。冷戦後の国際不拡散環境において、これらの協定がどのように透明性向上と能力構築に寄与したかを論じる。(DOE) | ||
| U.S. Non-Proliferation Initiatives and Regulations Vis-a-Vis Russia: An Ambulance Clase for Safeguards | Steven P. Kadner, Elizabeth Turpen | ||
| ロシアに対する米国の不拡散イニシアティブと規制政策 ― 保障措置が“救急車を追いかける”状況に陥る構造的問題 |
(*)米国がロシアに対して実施してきた不拡散政策・規制枠組み（MPC&A、HEU/Pu 管理、輸出管理、協力プログラム）を総括し、その多くが 危機発生後の後追い対応（ambulance chase） になっていると批判的に分析する。制度的・予算的制約、政策の断片化、米露間の信頼不足が、持続的な保障措置・核物質管理の確立を妨げていると指摘する。(Nuclear Control Institute, Stimson Center) | ||
| U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION SAFEGUARDS ASSISTANCE TO RUSSIA, KAZAKSTAN, AND UKRAINE | Stephen R. Caudill, Charles W. Emeigh, Michael F. Kelly, Michael S. Warren | ||
| ロシア・カザフスタン・ウクライナに対する米国原子力規制委員会（NRC）の保障措置支援 ― 規制制度整備・査察能力構築・核物質管理強化 |
(*)米国 NRC がロシア・カザフスタン・ウクライナの原子力規制当局に対して実施した保障措置・核物質管理（MC&A）・物理防護（PP）に関する制度整備支援を総括する。規制枠組みの構築、査察官訓練、核物質台帳制度、物理防護規則、国際基準（IAEA）との整合化など、旧ソ連崩壊後の規制能力構築（capacity building）を中心に多面的な支援が行われた。(NRC) | ||
| U.S. SECURITY POLICY BOARD A VEHICLE FOR CHANGE | Winnie B. Lehman | ||
| 米国セキュリティ・ポリシー・ボード（SPB） ― 国家安全保障政策の統合と改革を推進する変革の枠組み |
(*)冷戦後の米国において、国家安全保障政策の断片化・重複・非効率を是正するために設置されたSecurity Policy Board（SPB） の役割と成果を総括し、情報保全、核安全保障、対外情報、軍民協力などの政策領域を統合するための改革プロセスを論じる。SPB を「変革のためのプラットフォーム」と位置づけ、将来の政策調整の方向性を示す。(U.S. Security Policy Board（SPB）) | ||
| U.S. TECHNICAL ASSISTANCE TO THE IAEA AND THECHEMICAL WEAPONS CONVENTION (CWC) – A REVIEW AND LOOK TO THE FUTURE* | Joseph P. lndusi, Ann Reisman, Raymond J. Parsick | ||
| IAEA および化学兵器禁止条約（CWC）への米国技術支援 ― 保障措置・化学査察の技術基盤と将来展望 |
(*)米国が IAEA 保障措置および CWC（化学兵器禁止条約）検証体制に対して実施してきた技術支援（機器供与、訓練、データシステム、検証技術開発）を総括し、核・化学の両分野に共通する検証技術の課題と将来方向性を論じたレビューである。POTAS（IAEA 技術支援プログラム）と CWC 創設期の OPCW Inspectorate 支援を比較し、国際検証の統合的アプローチを提示する。(BNL, LANL, DOE) | ||
| U.S.-RUSSIAN GOVERNMENT-TO-GOVERNMENT MPC&A UPGRADES AT THE BELOYARSK NUCLEAR POWER PLANT AND SF NIKIET | C. R. Hatcher, Michael Haase, Roger Showalter, Mark S. Soo Hoo, Erik Engling, Chris Robertson, K.R. Mikkelsen, Mac Forehand, Cynthia Heinberg | ||
| ベロヤルスク原子力発電所および NIKIET における米露政府間 MPC&A 改善協力 ― 高速炉施設と設計研究所に対する物理防護・計量管理・NDA の包括的強化 |
(*)ロシアのベロヤルスク原子力発電所（BN‑600/BN‑800）および設計研究所 NIKIET に対し、米国 DOE とロシア MinAtom が政府間（G2G）枠組みで実施した MPC&A（核物質防護・管理・計量）強化プロジェクトの進展を報告する。物理防護システムの近代化、核物質計量管理の制度整備、NDA 機器の導入、データ管理システムの構築、運用訓練など、多層的な改善が実施された。(DOE,LANL, SNL, LLNL, ORNL, MinAtom / Beloyarsk NPP / NIKIET) | ||
| U.S.-Russian Government-To-Government MPC&A Upgrades at the Institute Of Theoretical And Experimental Physics | Cameron Coates, Neil R. Zack, R.W. Madsen, Michael Haase, Mark S. Soo Hoo, Erik Engling, Mark Baumann | ||
| 理論・実験物理研究所（ITEP）における米露政府間 MPC&A 改善協力 ― 物理防護・核物質計量管理・NDA 導入の包括的強化 |
(*)モスクワの ITEP に対し、米国 DOE とロシア MinAtom が政府間（G2G）枠組みで実施したMPC&A（核物質防護・管理・計量）強化プロジェクトの進展を報告する。物理防護システムの近代化、核物質計量管理（MC&A）の制度整備、NDA 機器の導入、データ管理システムの構築、運用訓練など、研究所特有の複雑な核物質フローに対応した多層的改善が実施された。(DOE, SNL, LANL, LLNL, ORNL) | ||
| UF6 FISSILE MASS FLOW SIMULATION AT OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY | T. E. Valentine, Tanner Uckan, Jose March-Leuba, John K. Mattingly, J. T. Mihalczo, J. A. McEvers | ||
| ORNL における UF₆ 核分裂性質量フローのシミュレーション ― プロセス監視・時相解析・保障措置適用に向けたモデル化 |
(*)UF₆（六フッ化ウラン）を扱うプロセスラインにおける核分裂性物質（主に U‑235）の質量フローを、時相解析（time‑correlation）およびプロセスダイナミクスモデルを用いてシミュレーションした研究である。UF₆ の流量変動・濃度変化・プロセス遅延をモデル化し、Near‑Real‑Time MC&A（ニアリアルタイム核物質計量管理）に適用可能な監視手法を提示する。(ORNL) | ||
| United States – Russian Cooperation on Protection, Control, and Accounting for Naval Nuclear Materials | Vladimir Sukhoruchkin, Alexandr Grigoriev, Michael O’Brien, C.D. Croessmann, R.W. Madsen, Byron Gardner, Mark Mullen, Sergei Antipov, Nikolai Yurasov, Yuri Goncharenko, Robert L. Martinez, Mac Forehand, David Caskey, Robert Follis, Brian Kaldenbach | ||
| 海軍核物質に対する米露の核物質防護・管理・計量（MPC&A）協力 ― 海軍燃料サイクル施設の物理防護強化・計量管理整備・運用訓練 |
(*)ロシア海軍が保有する高濃縮ウラン（HEU）燃料および関連核物質に対し、米国 DOE とロシア側が共同で実施した MPC&A（核物質防護・管理・計量）強化プロジェクトの進展を報告する。物理防護システムの近代化、核物質計量管理（MC&A）手順の整備、NDA 機器の導入、データ管理システムの構築、海軍技術者への訓練など、多層的な改善が実施された。海軍核物質の透明性向上と国際協力の深化を示す重要な事例である。(ussian Navy / MinAtom / Naval Fuel Cycle Facilities, DOE, SNL, LANL, ORNL, LLNL) | ||
| Unresolved Safety Issues in the Storage and Transport of Vitrified High-Level Nuclear Waste | Edwin S. Lyman | ||
| ガラス固化高レベル放射性廃棄物の貯蔵・輸送における未解決の安全課題 ― ガラス固化体の劣化挙動・輸送事故シナリオ・長期リスク評価 |
(*)ガラス固化高レベル廃棄物（HLW）の長期貯蔵および輸送において、依然として未解決の安全課題が存在することを指摘した研究である。ガラス固化体の劣化（溶出・クラック）、キャニスターの腐食、輸送事故時の熱・衝撃・浸水条件下での破損リスク、臨界安全性などを総合的に評価し、現行の安全解析が十分に保守的でない可能性を示す。長期管理政策における安全裕度の再検討を促す内容である。(Nuclear Control Institute) | ||
| UPDATE OF PROJECT STRAIGHT-LINE, A COMPREHENSIVE NUCLEAR MATERIAL MONITORING SYSTEM | C. Nilsen, Robert Kinzel, Brad Mickelsen | ||
| 包括的核物質モニタリングシステム「STRAIGHT‑LINE」の進捗報告 ― 情報一元化・リアルタイム監視・センサー統合の最新状況 |
(*)核物質の保管・移動・計量データを一元化し、リアルタイムで監視する包括的情報管理システム Project STRAIGHT‑LINE の 1996–1997 年における進展を報告する。センサー統合、データ通信、中央データベース、ユーザーインターフェース、セキュリティ機能など、システム全体の統合状況を示し、実証試験（Fast‑Track）で得られた改善点を反映した最新版アーキテクチャを提示する。核物質管理（MC&A）と保障措置の双方に適用可能な次世代情報管理基盤として位置づけられる。（SNL) | ||
| UPGRADES TO THE ACCESS CONTROLS AT THE BN-350 REACTOR IN AKTAU, KAZAKSTAN | Brad Steele, R. Case, David Moore, R. Bruce Berry, Victor Anikin | ||
| カザフスタン・アクタウの BN‑350 高速炉におけるアクセス制御強化 ― 出入口管理・認証技術・物理防護統合の近代化<BN350: 1999年稼働停止。おもにUO2燃料が使用された。燃料濃縮度；HEU（17–26%）、未使用新燃料；2001–2002 に米国へ移送済み（カザフスタンサイトには残っていない）、使用済燃料 現在も BN‑350 サイトに保管（乾式貯蔵）、保障措置 IAEA＋DOE 支援で厳格管理> |
(*)カザフスタン・アクタウの BN‑350 高速炉において、核物質防護（MPC&A）の中核要素であるアクセス制御システムを近代化した取り組みを報告する。旧ソ連時代の機械式・手作業中心の出入口管理を、電子認証、バッジシステム、侵入検知、監視システムと統合した多層防護構造へと更新し、核物質保有区域のセキュリティを大幅に向上させた。国際協力による物理防護強化の成功例として重要である。(SNL, MAEC / BN‑350 Reactor Facility) | ||
| US Department of Energy (DOE)/Gosatomnadzor (GAN) of Russia Project at the Petersburg Nuclear Physics Institute (PNPI)* | Gene Hauser, I.A. Baranov, A. Konoplev | ||
| ペテルブルク原子核物理研究所（PNPI）における DOE–Gosatomnadzor（GAN）協力プロジェクト ― 規制当局主導の核物質防護・管理・計量（MPC&A）強化 |
(*)ロシア規制当局 Gosatomnadzor（GAN）と米国 DOE が、PNPI における核物質防護・管理・計量（MPC&A）を強化するために実施した協力プロジェクトの進展を報告する。物理防護の改善、核物質計量管理（MC&A）手順の整備、NDA 機器の導入、規制文書の標準化、施設側の運用訓練など、規制当局主導の多層的改善が中心テーマである。ロシアの研究炉・核物質保管施設に対する国際協力の初期成功例として重要。（DOE, GAN) | ||
| US-RUSSIAN COLLABORATION IN MPC&A ENHANCEMENTS AT THE ELEKTROSTAL URANIUM FUEL-FABRICATION PLANT* | J. Lee Schoeneman, D.L. Lowe, Margaret Barham, Jack Allentuck, Rena Whiteson, Bradley Weil, Hastings Smith, Mark Bishop, Don Wentz, William Murray, James efferis, Russell Barner | ||
| エレクトロスタリ燃料製造工場における米露 MPC&A 強化協力 ― 物理防護改修・計量管理整備・NDA 導入・運用訓練の進展（1996–1997） |
(*)ロシア・エレクトロスタリ燃料製造工場における 1996–1997 年の米露協力型 MPC&A（核物質防護・管理・計量）強化プロジェクトの成果を総括した報告である。物理防護システムの近代化、核物質計量管理（MC&A）の制度整備、NDA 機器の導入、データ管理システムの構築、運用訓練など、核物質大量保有施設に必要な多層的改善を実施した。ロシア側施設の安全性・透明性向上に大きく寄与した事例である。(DOE, ORNL, SNL, BNL, LLNL)) | ||
| US/RUSSIAN PROGRAM IN MATERIALS PROTECTION, CONTROL AND ACCOUNTING AT THE RRC KURCHATOV INSTITUTE: 1996-1997 | John Smoot, Leslie G. Fishbone, B. Siskind, James E. Stewart, T. E. Sampson, P. Gary Eller, James D. Williams, Vladimir Sukhoruchkin, Rena Whiteson, P. Singh, Bradley Weil, John A. Blasy, Wayne Ruhter, A. N. Roumiantsev, James R. Griggs, L. E. Predika, Sergei Antipov, Rob York, Igor Bryagin, Richard R. Paternoster | ||
| RRC クルチャトフ研究所における米露核物質防護・管理・計量（MPC&A）協力計画：1996–1997 ― 物理防護強化・計量管理整備・NDA 導入・システム統合の進展 |
(*)RRC クルチャトフ研究所における 1996–1997 年の米露協力型 MPC&A（核物質防護・管理・計量）プログラムの進展を総括した報告である。物理防護システムの改修、核物質計量管理（MC&A）の制度整備、NDA 機器の導入、データ管理システムの構築、運用訓練など、多層的な改善を実施した成果を示す。ロシア側施設の透明性向上と国際協力の深化を示す重要な事例である。（DOE, BNL, LANL, ORNL, SNL, LLNL, RRC Kurchatov Institute) | ||
| Use of miniature CdZnTe detectors for gamma-spectroscopy of a nuclear material | Lothar Koch, G. Nicolaou, K. Abbas | ||
| 核物質ガンマ線スペクトロメトリにおける小型 CdZnTe 検出器の利用 ― 室温半導体による現場測定・保障措置適用の可能性 |
(*)小型 CdZnTe 半導体検出器を用いて、核物質（主に U・Pu）のガンマ線スペクトロメトリを実施し、 室温動作・小型化・低電力という利点を活かした 現場測定（field NDA） への適用可能性を評価した研究である。エネルギー分解能、ピーク識別能力、遮蔽下での性能、Pu 同位体比測定の限界などを実験的に示し、IAEA 保障措置や核物質管理での実用性を検討している。(JRC-ITU) |
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| USE OF NEUTRON/GAMMA MONITORING SYSTEMS AS SAFEGUARDS USE OF NEUTRON/GAMMA MONITORING SYSTEMS AS SAFEGUARDS | M. Zendel, W. Lewis, M. Iyer | ||
| 中性子・ガンマ監視システムの保障措置への適用 ― 連続監視・核物質移動検知・NDA 統合の技術的要件 |
(*)中性子およびガンマ線監視システムを、IAEA 保障措置における核物質移動監視・異常検知・封じ込め／監視（C/S）強化に適用するための技術的要件を整理した論文である。連続監視（continuous monitoring）、アラームベースの検知、NDA（非破壊分析）との統合、データの信頼性確保、改ざん防止（tamper resistance）など、保障措置に特有の要求を満たすための設計指針を示す。研究炉・再処理施設・貯蔵施設など多様な施設での適用可能性を論じている。(IAEA) | ||
| USING COMMERCIAL REACTORS TO DISPOSE OF EXCESS WEAPONS PLUTONIUM IN RUSSIA AND THE UNITED STATES | Herbert Feinroth | ||
| 米国とロシアにおける余剰兵器級プルトニウムの商業炉による処分 ― MOX 利用・炉型選定・国際協力枠組み |
(*)米国とロシアが保有する余剰兵器級プルトニウムを、商業用原子炉で MOX 燃料として利用することにより処分する方策を検討した研究である。炉型選定、MOX 製造能力、燃料サイクル施設の整備、国際的な検証（verification）枠組み、コスト・スケジュールなどを比較し、両国が協調して実施可能な実務的シナリオを提示する。特に、ロシアの VVER・BN 系炉と米国の PWR/BWR を対象とした技術的・制度的課題が中心テーマ。（DOE) | ||
| VARIANCE PROPAGATION BY SIMULATION (VPSIM) | T. L. Burr, C. Alton Coulter, Joan M. Prommel | ||
| イベントシミュレータ VPSIM による分散伝播 ― イベント駆動型モンテカルロ法による核物質計量管理の不確かさ解析 |
(*)核物質計量管理（MC&A）における測定誤差・計量誤差の分散伝播を、モンテカルロ・シミュレーションにより評価するためのコード VPSIM の構造と適用例を示した研究である。従来の線形近似（first‑order variance propagation）では扱いにくい非線形測定モデルや複雑な誤差相関を、シミュレーションにより精密に評価できる点が特徴。核物質収支（MBA）や MUF（Material Unaccounted For）の不確かさ評価に直接利用される。（LANL) | ||
| Verification Challenges after the Canberra Commission | Victor Bragin, John Carlson, John Bardsley, John Hill | ||
| End(12) | キャンベラ委員会後の検証上の課題 ― 核軍縮・不拡散における検証制度強化の方向性 |
(*)1996 年の キャンベラ委員会（Canberra Commission) が示した「核兵器廃絶への道筋」を踏まえ、核軍縮・不拡散の実現に不可欠となる検証制度の課題を整理した研究である。核兵器削減、核兵器国の透明性向上、未申告活動の検知、核物質計量管理の強化など、既存の保障措置を超える新たな検証要件を提示する。特に、政治的合意と技術的検証能力のギャップを埋めるための制度設計が中心テーマ。(ASO, DFAT (Australia)) | |
| Verification of Operating Software for Cooperative Monitoring Applications | K. M. Tolk, Randy K. Rembold | ||
| 国際協力型監視アプリケーションにおける運用ソフトウェアの検証 ― 信頼性・整合性・セキュリティ確保のための検証手法＜国際協力型監視（Cooperative Monitoring）の信頼性確保に不可欠な検証手法を体系化。後の IAEA Remote Monitoring System (RMS) のソフトウェア要件に直接影響。＞ |
(*)国際協調型遠隔監視（Cooperative Monitoring）システムで使用される運用ソフトウェアについて、信頼性、整合性、セキュリティを確保するための検証（verification）手法を体系化した研究である。センサデータ取得、通信、データ認証、イベント処理などのソフトウェア機能を対象に、テスト計画、コードレビュー、シミュレーション、フィールド試験を組み合わせた多層的検証プロセスを提示する。遠隔監視の国際協力における“信頼できるソフトウェア”の要件を明確化する点が中心テーマ。（INEL) | ||
| Walk-Through Explosives Detection Portal | John E. Parmeter, Chuch Rhykerd, David Hannm | ||
| 歩行通過型爆発物検知ポータル ― 蒸気・粒子検知技術を統合した通行者スクリーニング装置 |
(*)歩行通過型（walk‑through）爆発物検知ポータルの設計、センサ構成、性能評価を示した研究である。通行者が自然歩行で通過するだけで、爆発物の蒸気・粒子を検知するための空気流制御、サンプリング、分析技術を統合し、実環境での検知性能を評価する。空港・政府施設・核施設などの入口スクリーニングへの適用可能性が中心テーマ。（SNL) | ||
| Waste Minimization and Radionuclide Content in Low-Level Radioactive Waste Management | David V. LeMone, Lawrence R. Jacobi Jr. | ||
| 低レベル放射性廃棄物管理における廃棄物最小化と放射性核種含有量 ― 発生抑制・分類精度向上・処分最適化のための技術的枠組み |
(*)低レベル放射性廃棄物（LLW）の発生量を削減し、放射性核種含有量（radionuclide content）を正確に把握するための技術的・制度的手法を整理した研究である。発生源別の最小化戦略、核種分析の精度向上、分類（Class A/B/C）への影響、処分場の容量管理など、LLW 管理の効率化に向けた包括的アプローチを提示する。特に、核種インベントリの不確かさが処分コストと安全性に与える影響が中心テーマ。（DOE) | ||
| Waste Package Materials Testing at Yucca Mountain | David Stahl | ||
| ユッカマウンテンにおける廃棄体容器材料の試験 ― 腐食挙動・環境相互作用・長期性能評価＜試験対象材料（Candidate Materials）；Alloy 825（ニッケル基合金） 、Alloy 22（ニッケル–クロム–モリブデン合金） 、ステンレス鋼（316L, 304L） 、炭素鋼 （ 内部構造材）＞ |
(*)Yucca Mountain 地層処分場で使用される廃棄体容器（waste package）の候補材料について、腐食試験、環境相互作用試験、長期性能評価を行った結果を報告する。合金 825、合金 22、ステンレス鋼などの金属材料を対象に、地下水化学、温度、湿度、放射線環境下での腐食挙動を評価し、長期隔離性能の観点から材料選定の妥当性を検証する。Yucca Mountain の乾燥〜半乾燥環境に特有の腐食メカニズムが中心テーマ。（SNL) | ||
| Yucca Mountain Project Status | R. Glenn Vawter | ||
| End(13) | ユッカマウンテン計画の現状 ― 地層処分場開発の進捗・技術課題・政策動向＜Yucca Mountain の“技術成熟期”に入ったことを示す重要な年次報告。＞ |
(*)Yucca Mountain 地層処分場計画の最新状況を、技術開発、サイト特性評価、規制対応、組織運営の観点から総括した年次報告改訂版である。坑道掘削、熱試験、地質・水文データの取得、性能評価（PA）の進展を示すとともに、NRC との規制調整や DOE 内部の計画管理体制の変化を整理する。1997 年時点での計画の到達点と残された課題を明確化することが目的。（DOE) |