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論文

Chemical kinetic uncertainty quantification for Reynolds-Averaged Navier-Stokes simulations of turbulent premixed combustion

茂木 孝介; 塩津 弘之; 松本 俊慶; 日引 俊詞*; 柴本 泰照

International Journal of Heat and Mass Transfer, 258, p.128275_1 - 128275_15, 2026/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Thermodynamics)

We established a methodology to quantify chemical kinetic uncertainties, specifically the uncertainty in reaction rate constants, in Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS) simulations of turbulent premixed combustion. The methodology consists of three main steps. First, an uncertainty database for the hydrogen combustion reaction was constructed. Second, these uncertainties were propagated to the laminar flame speed, which served as the input data for the subsequent RANS simulation, through a freely propagating flat flame simulation. Third, the uncertainty in the laminar flame speed was propagated to quantities of interest (QoIs) through the RANS simulation. We employed the non-intrusive polynomial chaos method to reduce the number of demanding RANS simulation runs. The established methodology was applied to the flame acceleration benchmark experiments in the ENACCEF facility, revealing that the analysis successfully quantified the uncertainty within an acceptable computational cost. The uncertainty analysis showed that the uncertainty in the propagating flame was closely related to the physical mechanisms involved in the acceleration process. Finally, we discussed the factors influencing the results and examined the validity of the proposed uncertainty analysis.

論文

CIGMA experiments on integral phenomena related to thermal hydraulics in a reactor containment vessel and building during a severe accident

安部 諭; Hamdani, A.; 相馬 秀; 半谷 亮介; 大森 将嗣; 大和田 明彦; 大宮 聡人*; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Design, 449, p.114787_1 - 114787_13, 2026/04

The Fukushima Daiichi accident underscored the urgent need to understand complex thermal-hydraulic phenomena governing containment integrity and gas mixture distribution during a severe accident. In response, the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) established the CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus) facility, a flagship large-scale installation capable of high-temperature, high-pressure experiments with a steam-air-helium gas mixture. This paper presents key findings from a comprehensive experimental campaign with CIGMA. The JT-SJ series demonstrated the effectiveness of external surface cooling in suppressing top head flange overheating. The CC-SP series revealed spray-induced mixing mechanisms that rapidly homogenize flammable stratifications. The CC-PL series identified condensation processes of the gas mixture that are decisive for containment cooling strategies. Finally, the CC-SJ series provided insights into inter-compartment gas transport relevant to the multi-stage explosions in Unit 3 of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. These results establish a high-fidelity experimental database, offering benchmarks for CFD validation and advancing the development of robust hydrogen mitigation and accident management strategies worldwide.

報告書

OSCAAR version 2.0のユーザーマニュアル

原子力安全・防災研究所 安全研究センター リスク評価・防災研究グループ

JAEA-Testing 2025-007, 110 Pages, 2026/03

JAEA-Testing-2025-007.pdf:2.57MB

日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、原子力発電所事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を行っている。OSCAARはレベル2PRAで得られたソースタームを基に、環境中に放出された放射性物質の移流、拡散、沈着を様々な気象条件に対して評価し、これらの放射性物質によって公衆が受ける被ばく線量および健康影響を確率論的に評価することができる計算コードである。OSCAARでは、実際の原子力発電所事故時に実施される防護措置による被ばく線量低減効果を考慮することができ、原子力発電所周辺住民の事故時の被ばくを低減するための対策や計画の事前策定に資する。本報告書はOSCAARコードバージョン2.0の使用方法を説明したユーザーマニュアルである。

報告書

2024年度人形峠環境技術センターにおける研究・技術開発成果; トピックス

人形峠環境技術センター

JAEA-Review 2025-059, 51 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-059.pdf:6.2MB

本報告書は、2024年度に人形峠環境技術センターが実施した研究開発や技術開発に係る主要な業務を概説するものである。人形峠環境技術センターでは、2001年まで核燃料サイクルにおける上流側(フロントエンド)と言われるウランの探鉱から採鉱、製錬、転換、そしてウラン濃縮までの技術開発を実施し、現在ではこれら開発に使用してきた施設・設備の解体・撤去に取り組んでいる。また、2016年に公表した「ウランと環境研究プラットフォーム」構想に基づき、ウラン廃棄物を安全に処理・処分するための研究開発にも取り組んでいる。ウランと環境をテーマとした研究開発は、人形峠周辺環境の特徴を活かした「環境研究」及び人形峠環境技術センターの施設やポテンシャルを活かした「ウラン廃棄物工学研究」に大別される。また、安全や現場管理に関する技術開発、保健物理や放射線生物学の視点から放射線影響評価に関する研究も進めている。本報告書では、環境研究や環境保全として、山地における地下水流動の特徴に関する調査、長寿命陰イオン系核種の鉱物固定化について報告する。ウラン廃棄物工学研究として、レーザーを利用した除染技術開発、廃棄体容器材料に関する調査について報告する。安全技術・設備開発として、人形峠環境技術センター内法面の防災対策、安全情報に関するデータ解析について、また放射線影響評価研究として、トロンの体内分布に関する数理モデル構築、ラドン泉地域における地中ラドンの調査について報告する。これら研究・技術開発の成果は、論文等を通じて積極的に外部発表するよう努めている。

報告書

令和5・6年度JRR-3中性子ビーム利用における独自利用研究・技術開発報告

物質科学研究センター

JAEA-Review 2025-058, 175 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-058.pdf:8.17MB

JRR-3 (JapanResearchReactorNo.3)には、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が所管する15台の中性子ビーム利用実験装置が設置されており、装置高度化を含めた原子力機構の独自利用を行うとともに施設供用装置として外部利用者に供し、様々な研究成果を創出している。本報告書は、運転再開後の令和5年度、令和6年度の独自利用研究および中性子ビーム利用実験装置の高度化などの技術開発の進捗状況を取りまとめたものである。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2024年度

國分 祐司; 細見 健二; 井上 和美; 小池 優子; 内山 怜; 佐々木 一樹; 前原 勇志; 松尾 一樹; 上杉 美咲; 山下 大智; et al.

JAEA-Review 2025-057, 168 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-057.pdf:2.43MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定 第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2024年4月から2025年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が一部の項目で見られた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の範囲を外れた値の評価について付録として収録した。

報告書

J-PARC安全管理年報(2024年度)

J-PARCセンター 安全ディビジョン

JAEA-Review 2025-056, 145 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-056.pdf:9.08MB

本報告書は、大強度陽子加速器施設(J-PARC)の安全管理(放射線安全及び一般安全)について2024年度の活動をとりまとめたものである。放射線管理については、施設及び周辺環境の放射線管理、個人線量の管理、放射線安全管理設備の維持・管理等の業務の概要、その他の関連業務について記述した。一般安全については、検討会及び各種専門部会、安全衛生会議、教育・講習会、訓練、さらに安全巡視等について記述した。また、安全文化醸成活動及び安全管理業務に関連して行った技術開発・研究についても、章を分けて記述した。

報告書

原子力科学研究所等の放射線管理(2024年度)

原子力科学研究所 放射線管理部; 青森研究開発センター 保安管理課

JAEA-Review 2025-055, 107 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-055.pdf:2.26MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構の原子力科学研究所、播磨放射光RIラボラトリー及び青森研究開発センターにおける放射線管理に関係する2024年度の活動をまとめたものである。これらの研究開発拠点で実施した放射線管理業務として、環境モニタリング、原子力施設及び放射線業務従事者の放射線管理、個人線量管理、放射線管理用機器の維持管理等について記載するとともに、放射線管理に関連する技術開発及び研究の概要を記載した。これらの研究開発拠点において、施設の運転・利用に伴って、保安規定等に定められた線量限度を超えて被ばくした放射線業務従事者はいなかった。また、各施設から放出された気体及び液体廃棄物の量とその濃度は保安規定等に定められた放出の基準値及び放出管理目標値を下回っており、これらに起因する周辺監視区域外における実効線量も保安規定等に定められた線量限度以下であった。放射線管理の実務及び放射線計測技術に関する技術開発・研究活動を継続実施した。

報告書

原子力人材育成センターの活動(令和6年度)

原子力人材育成・核不拡散・核セキュリティ総合支援センター

JAEA-Review 2025-051, 73 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-051.pdf:1.59MB

本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」という。)原子力人材育成センターにおける令和6年度の活動をまとめたものである。令和6年度は、年間計画に基づく国内研修のほか、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク、人材育成コンシェルジュ等に関する取組を行った。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験者向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、原子力機構外組織を対象とした出張講習等を実施した。大学等との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行った。また、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応したほか、夏期集中講座や核燃料サイクル実習を行った。国際研修については、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修及び講師育成アドバンス研修並びに放射線基礎教育等の原子力技術セミナーを実施した。原子力人材育成ネットワークについては、共同事務局として運営を着実に推進するとともに、一般者対象の講演会やウェビナー(オンラインセミナー)、学生対象の原子力関連施設見学会等を開催した。人材育成コンシェルジュについては、原子力機構内外からの人材育成に係る窓口を通じて、問合せや相談への回答のみならず、関西原子力オープンキャンパスの企画運営に携わるなど、人材育成コンシェルジュ活動を推進した。

報告書

SCALE6.2.3臨界ベンチマーク計算

岡本 成利; 米野 憲; 瀬谷 敦雅; 稲葉 秀樹*; 寺門 信一*; 樋口 真史*

JAEA-Data/Code 2025-022, 497 Pages, 2026/03

JAEA-Data-Code-2025-022.pdf:18.06MB

核燃料サイクル工学研究所のプルトニウム燃料第三開発室等のプルトニウム燃料施設の使用変更許可申請(以下「許認可」という。)において、ウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX: Mixed Oxide)を取り扱うグローブボックスおよび設備・機器の臨界安全設計には、様々な臨界計算コードを使用している。最も新しいものでは、SCALE4.4コードシステムに内蔵されている3次元モンテカルロ計算コードKENO-V.aおよび27群ENDF/B-IVの中性子断面積ライブラリを用いている。SCALE4.4は1998年に米国オークリッジ国立研究所(以下「ORNL」という。)によってリリースされてから、既に27年が経過している。その間も、ORNLは機能の改良等を継続的に行っており、2024年にはSCALE6.3.2がリリースされている。新規のMOX燃料施設等を設計・建設する場合は、上記のような最新知見を踏まえた臨界計算コードにより許認可を取得することが望ましいが、そのためには信頼性が十分高いことを検証することが必要である。そこで、2018年にリリースされたSCALE6.2.3のうち、臨界計算シーケンスKENO-V.aおよびKENO-VIの2バージョンについて、252群ENDF/B-VII.1中性子断面積ライブラリ(v7-252n)を用いて、過去に実施された臨界実験体系におけるベンチマーク計算を実施し、推定臨界下限増倍率を算出した。その結果、MOX燃料施設の臨界安全設計において、信頼度が十分に高い臨界計算コードとして使用できる見通しを得た。

論文

In situ study of growth mechanism of germanene segregated through Ag(111) thin films by Raman and X-ray photoelectron spectroscopy

寺澤 知潮; 勝部 大樹*; 矢野 雅大; 小澤 孝拓*; 津田 泰孝; 吉越 章隆; 朝岡 秀人; 鈴木 誠也

Chemistry of Materials, 38(6), p.2933 - 2945, 2026/03

Germanene, a honeycomb lattice of Ge atoms, has attracted attention for next-generation electronics and as a topological material. Among reported synthesis routes, the segregation method enables reproducible monolayer germanene formation on Ag(111) through simply annealing an Ag(111) thin film on a Ge(111) substrate. Despite this success, the physical origins of its monolayer selectivity and the mechanism for suppressing competing Ge phases remain unclear. Here, we investigate germanene formation via Ge segregation using in situ Raman spectroscopy and X-ray photoelectron spectroscopy to directly track Ge behavior during annealing and cooling. In situ observations revealed that annealing at 500$$^{circ}$$C yielded no Ge-related byproducts, and the system reached a high-temperature surface equilibrium state, independent of the initial Ge amount. Cooling from this state produced a Ge-enriched surface that stabilizes the formation of monolayer germanene. In contrast, heating only to 300$$^{circ}$$C produced three-dimensional Ge islands without Ge-enrichment, followed by Ge-Ag alloy formation upon subsequent cooling. By integrating the temperature-dependent diffusion length and the process-dependent diffusion direction, we established a unified description of Ge behavior on Ag/Ge(111) substrates, in which cooling-induced Ge-enrichment at the surface reproducibly stabilizes the selective formation of monolayer germanene.

論文

Continuum quasiparticle random-phase approximation for $$(n,gamma)$$ reactions on neutron-rich nuclei; Collectivity and resonances in low-energy cross sections

斉藤 照之; 松尾 正之*

Physical Review C, 113(3), p.034607_1 - 034607_16, 2026/03

We formulate a microscopic theory to calculate cross section of the radiative neutron capture on neutron-rich nuclei using the continuum quasiparticle random-phase approximation (cQRPA). This formulation is designed to be applied to neutron-rich nuclei around the $$r$$-process path, for which the compound nuclear model may not be appropriate. It takes into account effects of various excitation modes such as the soft dipole excitation, the giant resonances, and the quasiparticle resonance in addition to the surface vibrations such as quadrupole and octupole modes. We perform numerical calculations to demonstrate new features of the present theory, employing reactions $$^{89}{rm Ge}(n,gamma)^{90}{rm Ge}$$ and $$^{91}{rm Zn}(n,gamma)^{92}{rm Zn}$$ with $$E1$$ transitions populating the ground state, collective $$2^{+}_{1}$$ and $$3^{-}_{1}$$ states in $$^{90}{rm Ge}$$ and $$^{92}{rm Zn}$$. With these examples, we discuss enhanced resonance contributions in the $$(n,gamma)$$ reaction at low energy, which originate from the quasiparticle resonance and the pygmy quadrupole resonance located just above the one neutron separation energy, and from combination with the low-lying octupole vibrational state.

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動(令和6年度)

原子力緊急時支援・研修センター

JAEA-Review 2025-052, 143 Pages, 2026/02

JAEA-Review-2025-052.pdf:3.95MB

日本原子力研究開発機構は「災害対策基本法」及び「武力攻撃事態等及び存立危機事態における我が国の平和と独立並びに国及び国民の安全の確保に関する法律」に基づき、指定公共機関(国や地方公共団体と協力して緊急事態などに対処する機関)として国及び地方公共団体等に対し、原子力災害または放射線災害への対処において、技術支援をする責務を有している。このため、日本原子力研究開発機構は原子力緊急時支援対策規程、防災業務計画及び国民保護業務計画を作成し、それらに基づき、原子力緊急時支援・研修センターは緊急時には支援活動の中心となり、全国を視野に入れた専門家の派遣、防災資機材の提供、防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のための自らの訓練・研修のほか、国、地方公共団体の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修、原子力防災に関する調査研究及び国際協力を実施している。本報告は、原子力緊急時支援・研修センターが令和6年度に実施した活動実績を記載する。

報告書

OSCAAR version 2.0モデル解説書

原子力安全・防災研究所 安全研究センター リスク評価・防災研究グループ

JAEA-Data/Code 2025-015, 68 Pages, 2026/02

JAEA-Data-Code-2025-015.pdf:2.82MB

日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、原子力発電所事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を行っている。OSCAARはレベル2PRAで得られたソースタームを基に、環境中に放出された放射性物質の移流、拡散、沈着を様々な気象条件に対して評価し、これらの放射性物質によって公衆が受ける被ばく線量および健康影響を確率論的に評価することができる計算コードである。OSCAARでは、実際の原子力発電所事故時に実施される防護措置による被ばく線量低減効果を考慮することができ、原子力発電所周辺住民の事故時の被ばくを低減するための対策や計画の事前策定に資する。本報告書はOSCAARバージョン2.0にて用いられている解析モデルを説明した解説書である。

論文

Accurate meshfree particle framework for interfacial heat transfer incorporating thermal contact resistance

Wang, Z.; 柴本 泰照

International Journal of Heat and Mass Transfer, 255(Part 1), p.127701_1 - 127701_16, 2026/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.00(Thermodynamics)

Accurate modeling of heat transfer across material interfaces is essential for predicting thermal performance of a wide range of engineering systems, such as electronic packaging and composite materials. However, it becomes particularly challenging in the presence of thermal contact resistance (TCR), which introduces temperature discontinuities and nonlinear interfacial behavior, especially when countering complex geometries or dynamically evolving interfaces. To address this, this study presents a robust meshfree particle framework specifically designed to model interfacial heat transfer and accurately capture TCR effects. The framework is compatible with general particle methods, such as smoothed particle hydrodynamics (SPH) and moving particle semi-implicit (MPS). Its key innovation lies in a novel interfacial flux formulation based on pairwise thermal resistance, enabling a mathematically consistent treatment of temperature discontinuities by rigorously accounting for both interfacial thermal conductivity and contact resistance. The method is validated through a series of benchmark problems, including interfacial conductive and conjugate heat transfer in both two- and three-dimensional domains, demonstrating superior accuracy and convergence compared to existing models. The influence of TCR is further explored through representative conjugate heat transfer scenarios. Results confirm that the framework effectively captures interfacial temperature discontinuities and maintains consistent performance across a wide range of material property contrasts. Overall, the method provides a physically consistent, accurate, and versatile tool for simulating interfacial heat transfer in complex multiphase thermal systems.

論文

Atomistic and continuum models for deformation of irradiated metals

都留 智仁; 青柳 吉輝*; 加治 芳行

材料, 75(2), p.128 - 133, 2026/02

本研究では、照射材特有の変形モードに着目し、原子シミュレーションによるエネルギー論と塑性変形への影響について検討を行った。照射によって導入される欠陥として、自己格子間原子(SIA)ループ、空孔型ループ、積層欠陥四面体を対象として、古典転位論に基づく照射欠陥のエネルギーの評価式を提案し、原子シミュレーションと比較した。また、SIAと空孔型ループの二つの照射欠陥に対して、それらのサイズと密度が強度に与える影響を格子静力学計算によって評価した。これらの計算により、すべり転位と照射欠陥の相互作用による相乗効果によって、照射欠陥におけるアンフォールトと吸収機構などの欠陥の消失メカニズム、すべり転位は交差すべりを生じて局所的な塑性変形を生じる要因となることを示した。さらに、原子シミュレーションから得られた情報を結晶塑性有限要素法に連結するマルチスケールモデルを提案し、照射材の応力-ひずみ関係を再現することに成功した。

報告書

令和6年度大型計算機システム利用による研究成果報告集

システム計算科学センター 高性能計算技術利用推進室

JAEA-Review 2025-044, 140 Pages, 2026/01

JAEA-Review-2025-044.pdf:8.77MB

日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っており、これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の論文発表は、過去十数年にわたり、毎年度、全体の約2割を占めている。大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、第4期中長期計画にて重点化して取り組むとされた「安全性向上等の革新的技術開発によるカーボンニュートラルへの貢献」、「原子力科学技術に係る多様な研究開発の推進によるイノベーションの創出」、「東京電力福島第一原子力発電所事故の対処に係わる研究開発の推進」、「高レベル放射性廃棄物の処理処分に関する技術開発の着実な実施」、「原子力安全規制行政及び原子力防災に対する支援とそのための安全研究の推進」等の研究開発活動に利用された。本報告は、令和6年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。

論文

Small-scale experiments on melt spreading and deposition via melt-jet impingement on a dry substrate; Evaluation of empirical correlations for deposition area of continuous layered debris

岩澤 譲; 柴本 泰照; 丸山 結

Nuclear Engineering and Design, 446(Part B), p.114599_1 - 114599_16, 2026/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Continuous layered debris deposited due to the molten core (melt) spreading across the floor of a containment vessel can pose a serious threat to containment integrity during severe accidents in light water reactors. The present study conducted small-scale experiments to investigate melt spreading process and subsequent deposition of continuous layered debris via melt-jet impingement onto a floor. The small-scale experiments were conducted using a low-melting-point metal under dry conditions without coolant water. High-speed imaging and image processing techniques were employed to elucidate the influence of melt injection conditions on melt spreading and subsequent deposition of continuous layered debris. The use of larger nozzle sizes and more highly superheated melts enabled the expansion of the experimental database. Based on the experimental results, we identified appropriate correlations from those proposed in previous studies to estimate the debris deposition area and evaluated their predictive accuracies. These correlations were then applied to estimate the potential spreading area of the relocated melt under anticipated reactor-scale conditions. The analysis revealed that thermal effects, such as heat transfer to the floor, influence the potential spreading area, could be incorporated into the correlations for applications under the anticipated reactor-scale conditions.

論文

Collapse of Jahn-Teller phonons in La$$_{1-x}$$Sr$$_{x}$$MnO$$_{3}$$ with weak magnetoresistance

Sterling, T. C.*; Savici, A. T.*; 梶本 亮一; 池内 和彦*; Khan, N.*; Weber, F.*; Reznik, D.*

Communications Materials (Internet), 32 Pages, 2026/00

We investigated phonons and spin-phonon coupling in ferromagnetic colossal magnetoresistance (CMR) manganites La$$_{1-x}$$Sr$$_{x}$$MnO$$_{3}$$ ($$x =0.2,0.3$$) that have a relatively small CMR associated with the melting of the magnetic order above room temperature. High-resolution neutron scattering experiments combined with density functional theory (DFT) show that the low-temperature ferromagnetic phase is conventional: neutron scattering intensities from phonons agree with DFT predictions, magnons follow sinusoidal dispersions, and no phonon-magnon hybridization occurs. Fluctuations of Mn moments and low-energy phonons involving Mn and La vibrations remain conventional in the high temperature paramagnetic phase, indicating that the Mn and La/Sr sublattices are not strongly perturbed by the melting of magnetic order. In sharp contrast, the Jahn-Teller active optical oxygen vibrations collapse entirely above the Curie temperature, in spite of the low CMR in these compositions, with at least part of the lost spectral weight reappearing as quasielastic scattering. We attribute this highly anomalous behavior to giant electron-phonon coupling (EPC) in the charge and/or orbital channel. It drives cooperative diffusive motion of quasistatic carrier-trapping oxygen sublattice distortions once ferromagnetism disappears. We hypothesize that the magnitude of magnetoresistance correlates with the rate of this diffusion rather than with the strength of Jahn-Teller EPC.

論文

Redox dynamics of cerium ions in soda-lime glass during cooling analyzed by in situ X-ray absorption fine structure

小澤 沙記*; 塩沢 優大*; 西條 佳孝*; 宮嶋 達也*; 松村 大樹; 辻 卓也; 中瀬 正彦*; 前原 輝敬*

Journal of the American Ceramic Society, 109(3), 10 Pages, 2026/00

The optical properties of glass are strongly influenced by the redox states of trace multivalent elements. Ce$$^{4+}$$ ions are commonly added to soda-lime glass to remove Fe$$^{2+}$$-induced coloration via the redox reaction Ce$$^{4+}$$ + Fe$$^{2+}$$ $$rightarrow$$ Ce$$^{3+}$$ + Fe$$^{3+}$$ during cooling. Herein, the redox dynamics of cerium ions in soda-lime glass melts during model industrial cooling processes (from 1523 K at 20 K$$cdot$$min$$^{-1}$$) were investigated using in situ time-resolved Ce K-edge dispersive X-ray absorption fine-structure (DXAFS) spectroscopy. To evaluate the effect of the iron concentration, three soda-lime glass samples containing 2 mass% CeO$$_{2}$$ were examined: Fe-free, Fe-05 (0.5 mass% Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$), and Fe-20 (2.0 mass% Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$). Above 1383 K, the Ce$$^{3+}$$/total Ce ratio remained stable for all samples, showing no significant change during cooling. Below 1383 K, the ratio decreased for the Fe-free glass, indicating the oxidation of Ce$$^{3+}$$ ions, and increased for the Fe-containing glass owing to the reduction of Ce$$^{4+}$$ ions. The temperature dependence of the redox change (${it $Delta$}$Ce redox) showed Fe-dependent behavior: Fe-20 exhibited more pronounced Ce$$^{4+}$$ reduction above 1200 K, while Fe-05 showed accelerated changes mainly below approximately 1100 K. These results indicate that cerium oxidation in Fe-free glass is strongly influenced by oxygen transport limitations, while cerium reduction is closely associated with availability of Fe$$^{2+}$$ ions, providing quantitative insights into the control of Ce-based decolorization during industrial cooling.

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