Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Prihutami, P.*; 戸田 加奈子*; Chaerun, R. I.; 大矢 裕介*; 菊池 亮佑*; 大竹 翼*; 佐藤 努*; 齋藤 拓巳*
Applied Clay Science, 292, p.108330_1 - 108330_9, 2026/11
亜鉛(Zn)のジオポリマー中における固定化機構については、初期状態および変質後のいずれも報告例が限られており、固化廃棄物の長期安定性を予測する上で課題となっている。本研究では、X線吸収分光法(XAS)を用いて、メタカオリン系カリウムジオポリマー中のZnの局所構造と固定化機構を調べた。Zn含有ジオポリマーは、メタカオリン、塩化亜鉛(ZnCl
)溶液、ケイ酸カリウム、および水酸化カリウムを混合して作製し、40
Cおよび25
Cで合計48時間養生した後、脱イオン水中で最大90日間の浸出試験に供した。Znの浸出率は0.14%にとどまり、アルミニウム(Al)、ケイ素(Si)、および塩化物(Cl)の放出も限定的であった。固相分析により、浸出後も主要なジオポリマー骨格が保持されることが確認された。XAS解析の結果、初期状態のZnは酸素(O)に四面体配位し、SiまたはAl四面体と頂点共有していた。一方、浸出後には八面体配位へ変化し、八面体配位Alを含むブルーサイト様共沈相を形成した。これらの結果は、変質条件下でもZnが系内に保持される一方で、その局所構造が変化することを示している。
Shi, W.*; 町田 昌彦; 岡本 孝司*; Luo, X.*; Feng, W.*; Liu, X.*
Reliability Engineering & System Safety, 272, Part1, p.112538_1 - 112538_18, 2026/08
深刻な原子力事故時における緊急対応の信頼性は、放射性線源分布をリアルタイムで確実に監視できるかどうかに大きく依存する。しかし、この安全機能は、監視の死角を生じさせる物理的制約や動的な放出を追跡するには静的手法が不十分であるという問題によって大きく制約されている。本研究では、線源推定の信頼性およびロバスト性を向上させるため、時間正則化を導入したLASSO回帰に基づく動的再構成フレームワークを提案する。具体的には、スライディングウィンドウ型の時間ペナルティ機構を導入し、時間ステップ間の線源変化に対して
ノルム制約を課すことで、物理的連続性を確保する。また、放射線遮蔽や時間的に変動する強度によるバイアスを補正するため、寄与行列および測定ベクトルを正規化した。検証には、内部遮蔽を有する二室モデルを用い、PHITS(モンテカルロシミュレーション)を用いて実施した結果、遠隔測定データから動的線源を高精度に再構成できることが示された。時間正則化は、空間エイリアシングを抑制し、状況認識能力を向上させる。スライディングウィンドウ幅
(正則化なし)の場合、ホットスポット位置は大きく変動し、平均絶対誤差の変動量は約
であった。一方、
では空間的一貫性が改善され、誤差変動量は
程度まで低減した。比較解析の結果、精度と計算コストのバランスの観点から
が最適であることが示された。本研究は、困難な条件下においても線源位置および強度を高精度で追跡可能とする、動的ハザード評価のためのより信頼性の高い手法を提示するものである。提案手法は、原子力施設における緊急時管理のレジリエンスと安全性を向上させる意思決定支援ツールとしての活用が期待される。
廃炉環境国際共同研究センター; 高エネルギー加速器研究機構*
JAEA-Review 2026-006, 53 Pages, 2026/07
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和6年度に採択された研究課題のうち、「高放射線耐性を有する無線データ伝送用チップセットの要素開発(ベースバンド回路開発)」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、1Fの原子炉格納容器および圧力容器内において使用可能な無線通信システムの構築を目的とし、耐放射線性を有する回路技術の要素開発を行うものである。要素開発は「高周波アナログ回路開発」と「ベースバンド回路開発」の二つのサブテーマの連携により実施される。本研究では、ベースバンド回路開発を担当し、耐放射線性を有するシリコンCMOS集積回路技術を用いて各種回路を設計・実装する。アナログベースバンド回路では、可変利得増幅器、データコンバータ、位相同期回路、基準クロック発生回路などのアナログ信号処理回路を開発する。デジタルベースバンド回路では、誤り訂正や符号化などのデジタル信号処理回路と耐放射線性をもつランダムアクセスメモリを開発する。また、これらの回路動作を検証するため、ソフトウェアとハードウェアを統合した設計環境を構築する。発振回路については、低消費電力で高安定性をもつ振動子の開発と放射線耐性の評価を行う。最終的には、通信速度2.5Mbps以上、積算線量1MGy以上に耐える無線通信用チップセットの試作部品の実現を目指す。

南 晶子*; 松野 治貴*; 森田 恭平*; 松木 麟太朗*; 小手川 恒*; 播磨 尚朝*; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦*; 藤 秀樹*
Journal of the Physical Society of Japan, 95(7), p.074711_1 - 074711_11, 2026/07
We performed
Be-NMR measurements on UBe
to probe its superconducting state. The Knight shift behavior indicates spin-triplet pairing with anisotropic spin susceptibility reduction below
, providing strong evidence for a triplet state. The
data support a multiband, fully gapped model, and symmetry analysis suggests an
order parameter, consistent with a fully gapped spin-triplet topological superconductor.
廃炉環境国際共同研究センター; 東京科学大学*
JAEA-Review 2026-007, 65 Pages, 2026/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和6年度に採択された研究課題のうち、「高線量かつ不可視環境下での炉内可視化を可能とするレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、デブリ切り出し作業の安全性を最大限保証するため、作業中におけるダストおよび濁水環境下での炉内構造物/燃料デブリ形状および飛散物の可視化を数メートルオーダーの距離で可能とし、ロボットや作業アームへの搭載を鑑みて、小型かつ可搬性に優れた超音波装置を用いたレーザ偏向検出型超音波広帯域3Dイメージングシステムの開発を目的としている。令和6年度は、超音波イメージングシステムのイメージング性能評価および高度化/高速化検討、数値シミュレーション、システム試作と実スケール検証、耐放射線性検証、超音波サブミリ測距システムの構築、LIBSへの超音波サブミリ測距システムの適用、計測システムのバッテリ駆動遠隔化などを行い、本報告書に取りまとめた。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2026-003, 173 Pages, 2026/06
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度から英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、さまざまな分野の知見や経験を従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和6年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ研究とSEEM学構築を基軸とした研究人材育成」の令和6年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、不確実な苛酷環境下でのより合理的な意思決定を可能とする『シビアエンジニアリングマネジメント学(SEEM学)』の構築に資することを主眼とし、あわせて1F廃炉における中心課題である燃料デブリの取り出し・長期保管および処理・処分の学術基盤を支える研究人材の育成を図るため、令和6年度から令和10年度までの予定で異分野の専門家が有機的連携のもとで複数の研究ならびに人材育成タスクを推進するものである。初年度である令和6年度は、最終的な研究成果を得るために設定した【SEEM学分野】【専門分野1
2】および【共通工学分野1
3】において、具体的な研究方法を明確にして研究の方向付けを行うとともに、必要な試験・解析等を実施するための諸準備を行い、本格的な研究を行うための諸条件を整える必要があった。また、人材育成面においては、原子炉廃止措置に関する教育プログラムの運営およびSEEM学関連科目の企画検討を進める必要があった。このため、具体的な研究方法の検討や必要な試験などを実施するための諸準備を行い、本格的な研究を行えるよう諸条件を整えるとともに、一部の計測システム構築および解析、人材育成面の検討等を実施し、所定の成果を挙げることを目的とした。この目的のもとに、令和6年度の成果目標および実施方法を業務計画として定め、計画通り実施し、各技術分野および教育・人材育成活動においてそれぞれ目標とした成果を挙げることができた。
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2026-003, 41 Pages, 2026/06
システム計算科学センターでは、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。その計算科学技術研究の実績については、計算科学技術研究・評価委員会(以下「委員会」という。)により評価された。本報告は、システム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の、令和6年度における業務の実績及びそれらに対する委員会による評価結果をとりまとめたものである。
Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉
Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06
被引用回数:1 パーセンタイル:92.65(Nuclear Science & Technology)Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by Cr
O
formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in
-Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining
-Zr thickness with an oxygen concentration of
0.9 wt%.
谷口 良徳; Luu, V. N.; 田崎 雄大; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Annals of Nuclear Energy, 231, p.112177_1 - 112177_16, 2026/06
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)Advanced technology fuels (ATF) with improved oxidation resistance are under development to enhance the safety of light water reactors. Cr-coated Zr alloy cladding, a promising near-term ATF, exhibits excellent oxidation resistance below the Cr-Zr eutectic temperature. However, its gradual loss of protective effect over time, even without mechanical damage, indicates the need to understand its degradation mechanisms. This article presents a phenomenological model describing degradation due to high-temperature oxidation, focusing on Zr ingress into the Cr coating and the formation of oxygen pathways that accelerate oxygen uptake into the Zr matrix. The model was validated against experimental data at 1200
C and 1300
C, reproducing key trends such as oxide growth, weight gain, and oxygen concentration profiles. Applying the same parameters to a different PVD-coated cladding test gave reasonable agreement at 1200
C, while discrepancies at 1300
C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.
相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣
Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)This study investigates the ion enrichment behavior inside stainless steel crevices in a very dilute solution (water containing 10~ppb Cl
), under conditions where no localized corrosion occurred. In~situ measurements of the crevice potential (
) and solution conductivity (
) were performed and analyzed using a finite element model. In crevices with sufficiently large depth-to-gap ratios (
), an initial decrease in
increased the potential difference between the crevice interior and the external surface (
), thereby promoting an increase in
due to chloride accumulation. At later stages,
increased owing to a decrease in pH and a reduction in the IR drop, causing
to peak and subsequently decrease. Larger
ratios resulted in lower
and higher
. For the largest
condition investigated (
~mm,
m),
and
reached 0.218~V and 195.3~
S
cm
, respectively, after
~s, corresponding to an estimated chloride enrichment factor exceeding
. These results indicate that a driving force for chloride enrichment can be sustained for long durations even in passive crevices.
山野 秀将; 松場 賢一; 佐々 京平*; 木下 円機*; 守田 幸路*; 齊藤 泰司*; 伊藤 啓*; 鈴木 徹*
第30回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集(インターネット), 5 Pages, 2026/06
A research project on severe accidents of oxide-fueled core has been started since 2024 as research and development in a conceptual design stage of demonstration sodium-cooled fast reactors in Japan. It is necessary to develop analytical methodologies and technical bases to confirm the effectiveness of various design measures, which are introduced to the demonstration reactor in order to achieve recriticality elimination and in-vessel retention. The project implements element testing, integral testing, analytical methodology development and reactor application analyses, in which involved are important phenomena of fuel discharge behavior, core residual fuel coolability, and debris-bed formation behavior and coolability. This paper describes the project overview and progress until 2025.
武井 早憲
JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011175_1 - 011175_7, 2026/06
原子力機構(JAEA)はマイナーアクチニドを効率的に核変換するADSの研究開発を行っている。JAEAが提案するADSは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発課題の一つとしてビームトリップ事象の低減がある。すなわち、ビームトリップ事象により未臨界炉の機器が熱サイクル疲労で損傷するおそれがあるからである。この損傷を防ぐため、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を許容ビームトリップ頻度以下まで低減させる必要がある。武井らはADS用陽子加速器の許容ビームトリップ頻度を算出するとともに、J-PARCリニアックの運転データを用いてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。推測では、J-PARCリニアックのイオン源、RFQ、常伝導加速空洞における5年分の運転データを用いた。その結果、ビームトリップ時間が10秒を超えるビームトリップ頻度は許容ビームトリップ頻度を満たさないことがわかった。ところで、大強度陽子リニアックの一つであるSNSの超伝導加速空洞におけるビームトリップ事象のデータが公表された。このデータは超伝導空洞を用いるADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測するうえで重要となる。そこで、本研究では、J-PARCリニアックにおける常伝導加速空洞とSNSリニアックの超伝導加速空洞における平均ビームトリップ間隔を比較し、両者の相違などについて述べる。
山口 雄司; 近藤 恭弘; 明午 伸一郎; 小栗 英知; 大井 元貴; Saha, P. K.; 篠崎 信一; 高柳 智弘; 山本 風海
JPS Conference Proceedings (Internet), 45, p.011162_1 - 011162_7, 2026/06
J-PARCでは、3GeV陽子ビーム輸送施設によって3GeVシンクロトロンから物質・生命科学実験施設へ大強度陽子ビームを輸送しており、最近、設計出力1MWを達成した。この成果を受けて、MLFでは将来計画として中性子、ミュオンビームのさらなる輝度の増大を目指す第2ターゲットステーション(TS2)の建設が検討されている。TS2の計画には新しい陽子ビーム輸送ラインが必要となるため、設計検討を開始した。本発表では、ビームラインの光学や遮蔽等、設計検討の現状を報告する。
Zr(n,
)
Zr and
Zr(n,
)
Zr reactions at JRR-3中村 詔司; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 芝原 雄司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.653 - 666, 2026/06
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)Decommissioning of nuclear facilities generates a wide variety of wastes in large quantities. To make matters more complicated, they are radioactive wastes due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of decommissioned nuclides are required to evaluate the produced radioactivity. This study selected
Zr and
Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of
Zr and
Zr, which contribute to the production of
Zr and
Zr, respectively. Considering the relatively small cross-sections of Zr isotopes, measurements were performed by a neutron activation method using the pneumatic tube PN-3 of the Japan Research Reactor-3 (JRR-3) because its thermal-neutron flux is 250 times larger than that of the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor. A natural Zr foil was irradiated in the PN-3 and subjected to
-ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.9
0.6 millibarns for the
Zr(n,
)
Zr reaction, and 21.9
0.3 millibarns for the
Zr(n,
)
Zr reaction. These results are consistent with recent evaluation and experimental data. It was demonstrated that the thermal-neutron capture cross-section of the order of millibarns could be straightforwardly measured by using the PN-3 of JRR-3.
Gubarevich, A.*; 久保 遼太郎*; 有阪 真; 大杉 武史; 吉田 克己*; 竹下 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 63(6), p.667 - 676, 2026/06
被引用回数:1 パーセンタイル:50.28(Nuclear Science & Technology)多核種除去設備(ALPS)で発生する炭酸塩スラリー廃棄物を固定化・固化するため、これらの廃棄物をリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウム相に変換する化学変換プロセスと続いてそれらを緻密化する新しい低温焼結プレス(CSP)技術の導入について検討した。炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーの模擬物をリン酸処理してリン酸カルシウムおよびリン酸マグネシウムを合成し、CSPを用いて300-500
Cで焼結した。カルシウムとマグネシウムの比率、ストロンチウムの取り込み、および塩化ナトリウムの添加が相組成およびCSPの緻密化に及ぼす影響を調査した。バルクサンプルを作製し、X線回折、走査型電子顕微鏡、エネルギー分散型X線分光法、およびアルキメデス法を用いて特性評価を行った。これらの結果から、(1)化学変換プロセスによってウィットロカイトとニューベライトが形成され、カルシウムとマグネシウムの比率によってこれらの相の相対的な割合が決定されること、(2)ストロンチウムはウィットロカイトの結晶構造に効果的に組み込まれ、ニューベライトは脱水促進プロセスによって緻密化を促進すること、(3)塩化ナトリウムは化学変換に影響を与えず、最終的な固体生成物には含まれないことがわかった。これらの結果は、炭酸カルシウム-マグネシウムスラリーをウィットロカイト系リン酸塩セラミックスに直接変換し、その後CSPを行うことで安定した固化が可能になることを示しており、この方法がALPS炭酸塩スラリー廃棄物の管理に有望であることを示している。
小林 大輝*; 小松 一生*; 伊藤 颯*; 町田 真一*; 服部 高典; 鍵 裕之*
Journal of Physical Chemistry C, 130(25), p.8795 - 8805, 2026/06
被引用回数:0氷IVは、氷の高圧下における準安定相であり、水から結晶化することは極めて稀であるため、「ウィル・オ・ザ・ウィスプ(幻灯)」という愛称で呼ばれており、これは氷の不安定で幽霊のような形態を表している。本研究では、水-油エマルジョンを用いた実験により、0.45GPaから1.1GPaの圧力下において、液体の水が均一核生成温度(
)で再現性よく、かつ選択的に氷IVへと結晶化することを報告する。圧力による氷Ihの融解とそれに続く再結晶化を追跡することで、
以下であっても液体の水が優先的に氷IVへと結晶化することを示した。乳化氷試料における高い静水圧状態と結晶成長の抑制により、中性子回折法を用いて氷IVおよびその潜在的な水素配列状態の両方について、信頼性の高い構造解析を行うことができた。実験で達成可能な配列度は極めて低く、結晶化方法にほとんど依存しなかった。
中村 詔司; 芝原 雄司*; 木村 敦; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.
KURNS Progress Report 2025, P. 101, 2026/06
本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中から
Wを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、結果の再現性を確認するために2回の断面積測定を行い、
W(n,
)
W反応について43.5
1.2 barns、43.1
1.3 barnsを得た。従来の評価値38.1
0.5 barnsは、1.4%ほど過小評価されている可能性がある。得られた断面積の結果の確かさを検証するために、Wを中性子束モニタとして使用した照射実験を1回実施した。今回得られた断面積の結果は、AuやCoモニタで求められる中性子束の結果と整合性のある中性子束を与えることを確認できた。
福田 航大; 小原 徹*
Nuclear Technology, 212(6), p.1567 - 1578, 2026/06
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)Offshore floating nuclear power plants (OFNPs) are gaining attention as safe and location-flexible means for nuclear energy utilization. Although platform motion in the marine environment may affect reactor kinetics, particularly in boiling water reactors (BWRs), BWR-type OFNPs are expected to have high economic efficiency. This study investigated the reactor power behavior of a BWR-type OFNP using three-dimensional transient neutronics-thermal hydraulics coupled analysis. Heave and pitch motions were considered under realistic wave conditions using a typical BWR model. The results show that the reactor power and its distribution can vary because of the wave-induced platform motion; however, the amplitude of these variations is sufficiently small to ensure normal operation, even under the extreme wave conditions of a one-in-10,000-year storm. Although the results of the present study demonstrate the ability of BWR-type OFNPs to provide a safe and stable energy supply, they also suggest the need for further research. Further studies are needed to address the complex wave conditions and assess the effects of the platform motion on ancillary systems, such as recirculation systems.
バックエンド技術部
JAEA-Review 2026-008, 39 Pages, 2026/05
本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所バックエンド技術部における2024年度の活動を報告するものである。所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発業務の概要をとりまとめた。2024年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約165m
、不燃性固体廃棄物が約185m
、液体廃棄物が約232m
であった。2024年度末の累積保管廃棄本数(200Lドラム缶換算)は前年度から937本増の119,601本となった。また、放射性廃棄物処理場の新規制基準対応を進めた。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟及びプルトニウム研究1棟において、機器の撤去等を実施した。また、技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けた廃棄物試料の放射能データの取得や環境省及び東海村の要請により福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業に取り組んだ。
Sr
MnO
with weak magnetoresistanceSterling, T. C.*; Savici, A. T.*; 梶本 亮一; 池内 和彦*; Khan, N.*; Weber, F.*; Reznik, D.*
Communications Materials (Internet), 7, p.121_1 - 121_11, 2026/05
We investigated phonons and spin-phonon coupling in ferromagnetic colossal magnetoresistance (CMR) manganites La
Sr
MnO
(
) 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.