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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。
阿部 拓海; 鈴木 大河*; 岡村 知拓*; 中瀬 正彦*
Annals of Nuclear Energy, 232, p.112224_1 - 112224_7, 2026/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00Reprocessed uranium is important for sustainable nuclear fuel use. It contains isotopes such as U-232, U-234, and U-236, which influence enrichment and later nuclear fuel cycle steps. To evaluate these effects, nuclear fuel cycle simulators require cascade models capable of handling multi-isotopic uranium. In this study, an ideal cascade model based on the matched abundance ratio cascade was implemented in a nuclear fuel cycle simulator NMB4, developed by the Institute of Science Tokyo and Japan Atomic Energy Agency. A three-component approximation was introduced to simplify calculations. Validation against numerical solutions and experimental data showed good agreement. Compared with the simple coefficient method, the ideal cascade model improved predictions for isotopes such as U-232 and U-236, which affect radiation, separative work, and actinide production. These results demonstrate that the new model enhances the accuracy of reprocessed uranium evaluation, aiding future fuel cycle planning.
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 1300C, 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 1200C, while discrepancies at 1300C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.
Nguyen, H. H.
Annals of Nuclear Energy, 230, p.112171_1 - 112171_13, 2026/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心中心部の燃料集合体は溶融して燃料デブリとなる一方、外周部の燃料集合体は損傷を受けていない状態にある、部分的に損傷した原子炉モデルの中性子特性に、減速材と燃料の体積比、燃料デブリの形状、および損傷した燃料集合体の数が及ぼす影響を調べた。調査は、SerpentコードとJENDL-5ライブラリを用いて実施した。結果、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に囲まれている場合、k
は燃料デブリの形状に基づいて2つのグループに分類できることが示された。逆に、燃料デブリが損傷のない燃料集合体に完全に囲まれていない場合、燃料デブリの形状はkにほとんど影響を与えない。さらに、燃料デブリに出入りする中性子数の関係によって、燃料デブリの形状がkにどのように影響するかが決まる。
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：96.95(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%.
-iron at high pressures determined using 
neutron diffraction青木 勝敏*; 高野 将大*; 福山 鴻*; 鍵 裕之*; 町田 晃彦*; 齋藤 寛之*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 舟越 賢一*
Physical Review B, 113(18), p.184440_1 - 184440_6, 2026/05
体心立方(bcc)-鉄の磁気モーメントの温度依存性をその場中性子粉末回折法を用いて、約2GPaおよび6GPaの圧力下で300
950Kの範囲において調べた。磁気散乱の相対寄与を高めるため、中性子散乱長が天然Feの約半分である
Fe同位体が用いられた。キュリー温度(
)は、2.1GPa, 6.0GPa, 6.7GPaでそれぞれ946(30)K、838(50)K、740(40)Kと決定され、(K) = 1043 - 49(7)
+ 1.3(1.2)
で表される磁気相境界が決定された。6.7GPaで加熱すると、磁気転移に続いて
構造転移が観測された。この結果は、磁気相境界が相境界の低温側に位置することを示している。したがって、転移は、常磁性bcc鉄から常磁性fcc鉄への構造変化に対応する。
高橋 直生*; 坂巻 竜也*; 服部 高典; 舟越 賢一*; 有馬 寛*; 佐野 亜沙美; 阿部 淳*; 鈴木 昭夫*
Scientific Reports (Internet), 16, p.14162_1 - 14162_13, 2026/05
液状鉄中の水素含有量を測定するため、その場での高圧・高温中性子回折およびイメージング実験を行った。その結果、3.4GPa、1400Kの条件下で液状鉄には0.17(3)wt.%のHが含まれていることが確認され、これはコア形成過程において、液状鉄がマグマオーシャン内で水素化されることを示唆している。マグマオーシャンの底部に存在する液体鉄の水素含有量について、外核と内核にはそれぞれ0.60-0.72wt.%および0.30-0.44wt.%の水素が含まれていると推定された。これは、マグマオーシャン中の水素質量のそれぞれ70-85倍および1.9-2.7倍に相当する。このことは、外核の密度不足の半分以上を水素が占めている可能性を示唆している。水素に富んだ初期大気と平衡状態にあるマグマオーシャンについて、本研究の結果は、液状鉄が大量の水素をコアへ輸送する上で極めて重要な役割を果たしていることを示している。
Noseck, U.*; Sch
fer, T.*; Alonso, U.*; 浜本 貴史*; Havlova, V.*; Hibberd, R.*; 石寺 孝充; 北村 暁; Klajmon, M.*; Missana, T.*; et al.
Applied Geochemistry, 201, p.106762_1 - 106762_23, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00グリムゼル試験場(GTS)での長期原位置試験(LIT)および対応するモックアップ実験において、地球化学的条件が変化する環境での
Se(VI)、
Tc(VII)、
U(VI)、
Np(V)、
Am(III)、Th(IV)および
Pu(IV)の挙動をより深く理解するために、熱力学ベンチマーク計算を実施した。本計算では、これらの元素の地球化学的な溶存状態評価モデルとデータベースの状況を確認することも目的としている。これらの実験は、結晶質岩石中に設置されたベントナイト人工バリアを含む放射性廃棄物処分場概念における廃棄体近傍の場をシミュレートしており、その知見は放射性廃棄物処分場の長期安全性評価に貢献する。
I seawater concentrations off Fukushima and potential of 129I as an oceanographic tracer for ALPS-treated water鈴木 崇史; 乙坂 重嘉*; 高田 兵衛*; 桑原 潤; 中西 貴宏; 池之上 翼
Environmental Science & Technology, 60(17), p.13123 - 13131, 2026/04
2011年の福島第一原子力発電所事故及び2023年からのALPS処理水海洋放出を通じて、長寿命の放射性核種であるIが海洋環境中に放出された。海水中のI濃度の長期的な変動や海洋トレーサーとしての可能性を調べるため、2012年から2024年にかけて福島沖の海水中のI濃度を測定した。その結果、2013年に福島第一原子力発電所に最も近い観測点で最高濃度445
10
Bq/Lを観測し、その後は時間とともに減少していた。またALPS処理水の放出後の2024年の観測ではI/
Cs比の高い海水を観測した。これらの結果から、I/Cs比は複雑な海洋循環域における有効な海洋トレーサーとなる可能性が高いことが示唆された。
Batsaikhan, M.; 大場 弘則*; 狩野 貴宏; 赤岡 克昭; 若井田 育夫*; 岩田 圭弘; 坂本 寛*
Journal of Analytical Atomic Spectrometry, 41(4), p.1324 - 1335, 2026/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00This study presents the development and application of a fiber optic laser-induced breakdown spectroscopy system designed for remote, in situ analysis of nuclear fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The system was deployed for the first time in a hot cell under high radiation to analyse an actual Boiling Water Reactors spent fuel sample as an exemplar of FDNPS fuel debris. The system successfully identified the main fuel components along with several long lived fission products and related markers such as Sr, Cs, Mo, Ba, and Rb. The emission intensity of the Ba, Rb, and Cs near the periphery region was slightly higher than at the center of the fuel. This indicates a higher concentration of these elements in that area.
海老原 健一; 山口 正剛; 板倉 充洋
Metallurgical and Materials Transactions A, 57(4), p.1480 - 1489, 2026/04
水素脆化は鉄鋼にとって重要な問題である。以前の数値モデルを改良することで、水素助長ひずみ誘起空孔を含む鉄試料からの水素の熱脱離スペクトルの実験結果を再現することに成功した。改良モデルでは、捕捉されたH原子の数で区別される空孔および空孔クラスターの濃度変数を採用した。この改良により、以前のモデルで必要だった空孔および空孔クラスターの移動に関する仮定が削除された。改良モデルを用いたシミュレーション結果から、元のモデルで計算されたスペクトル中の空孔および空孔クラスターに起因するピーク上のスパイク状の脱離は、仮定によって引き起こされたアーティファクトであることが明らかになった。さらに、水素チャージを伴う変形後の試料には、空孔だけでなく空孔クラスターも存在する可能性があることが示唆された。改良されたモデルは、水素影響下にある空孔および空孔クラスターを研究するための有用な枠組みであると考えられる。
and A value ratios for off-site transportation of small-amount of fuel debris retrieved from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; Riyana, E. S.; 寺島 顕一; 金子 純一*; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
Radioisotopes, 75(S-01), p.S-001_1 - S-001_5, 2026/04
In the Unit 2 of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), trial retrievals of fuel debris with small-amount is underway. The retrieved fuel debris will be transported out of 1F site to Institutes in Ibaraki prefecture for analysis. The analyzed results will be utilized as feedback for the improvement of the processes (retrieval, transportation and storage) in the fuel debris management, and also for the development of technologies necessary in the future. The weight of fuel debris in the first trial retrieval was about 0.7 g. After several retrieval trials planned, the scale of retrieval will be expanded step by step in the future. In the retrieval, a rational transportation container should be considered beforehand, following the laws and regulations associated with the off-site transportation. The transportation container should be chosen based on radioactivity limit A or A value ratios: hazardous dose exposure will be prevented in case of container failure with the A value (considering the external exposure) and the A value (considering both the external and internal exposures). We estimated the radioactivity of the retrieved fuel debris using the results of the detailed nuclide inventory calculation. With a numerical analysis of the A and A value ratios, we confirmed the applicability of the Type A transport container for the retrieved small-amount fuel debris.
普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 山田 勉*; et al.
JAEA-Technology 2025-016, 253 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2025-016.pdf:20.16MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因する東京電力福島第一原子力発電所事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する航空機を用いた空からの測定方法が採用されている。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、令和6年度に東京電力福島第一原子力発電所周辺の航空機モニタリングを実施した。実施内容は、以下の通りである。過去のモニタリング結果との比較から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。航空機モニタリングによる空間線量率の換算精度向上のために、地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮する前後の解析結果を比較し、本手法による換算精度向上の効果を評価した。有人ヘリコプターについては、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用し、ラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響を評価した。より効率的に広範囲な航空機モニタリングを展開するため、無人航空機によるモニタリングの技術開発を進めた。
普天間 章; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 中間 茂雄; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; 松永 祐樹*; 眞田 幸尚; et al.
JAEA-Technology 2025-015, 171 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2025-015.pdf:11.43MB
2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う津波により、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等による航空機モニタリングが活用されてきた。日本原子力研究開発機構は原子力規制庁からの受託事業として、緊急時モニタリングの迅速化に向け、発電所周辺のバックグラウンド線量率や地形、管制空域等の情報整備を進めている。令和6年度は、島根原子力発電所周辺で航空機モニタリングを実施し、線量率マップ等を作成し、地上測定値や他機関データと比較して妥当性を確認した。原子力総合防災訓練では、有人ヘリコプターに加え無人航空機を用いた訓練フライトを実施し、搭載方法やリアルタイム通信、迅速なマッピングの有効性を確認した。さらに、無人機データ収集システムの整備を進め、リアルタイム解析やマルチプラットフォームでの運用を検証し、改良課題を抽出した。マルチコプターの操作講習も実施し、運用技術の向上を図った。加えて、米国、フランス、韓国、カナダと合同環境放射線モニタリングを行い、各国の測定技術や運用体制に関する知見を得るとともに、国際的な情報共有の重要性を確認した。本報告書は、これら令和6年度の受託研究で得られた成果と技術的課題を取りまとめ、今後の緊急時モニタリング技術の高度化に資する知見を提供するものである。
福島マップ事業対応部門横断グループ
JAEA-Technology 2025-013, 206 Pages, 2026/03
JAEA-Technology-2025-013.pdf:34.64MB
東京電力株式会社福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和6年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。山間部モニタリングへの無人航空機の適用可能性を確認するため、山間部における無人航空機の基礎性能試験を実施した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。令和6年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等により取得した空間線量率分布データを階層ベイズ統計手法を用いて統合し、福島第一原発から80km圏内及び福島県内の空間線量率統合マップを作成した。令和6年度測定結果のWEBサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析を実施した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。令和6年度調査や原子力規制庁等で実施した環境モニタリングの測定データの一部をCSV等の形式で保存した。モニタリング地点の重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、過去からのスコアの変化要因について考察しモニタリング地点の重点化及び最適化のための基礎評価を実施した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動に着目して解析評価した。総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。
永岡 美佳; 前原 勇志; 大野 雅子*; 二瓶 英和*; 平尾 萌; 藤田 博喜
JAEA-Research 2026-001, 115 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2026-001.pdf:6.32MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所放射線管理部では、2021年度に東京電力ホールディングス株式会社とバイオアッセイ分析法の開発に係る共同研究を行った。本報告書では、尿試料を対象とした線核種及び純線核種の系統分析法に関する検討結果を取りまとめた。具体的には、固相抽出樹脂を複数利用した系統分析法の核種分離性能及び放射能測定用試料作製方法についてトレーサー試験による検証を行い、さらに、線核種分析における不確かさ及び検出限界放射能の算出方法について整理を行った。
御園生 敏治; 尻引 武彦*; 卜部 嘉*; 眞田 幸尚
JAEA-Research 2025-014, 88 Pages, 2026/03
JAEA-Research-2025-014.pdf:7.52MB
東京電力ホールディングス(株)福島第一原子力発電所(1F)の事故が発生し、多量の放射性物質が1F 周辺に沈着した。日本原子力研究開発機構では、事故後、放射性物質の動態研究を継続して実施している。本報告書は、令和4 年度における、近沿岸海域等における放射性物質の状況調査を実施した成果をまとめたものである。具体的には、福島沿岸域58 地点において柱状試料を採取し、海底土への放射性セシウムの蓄積状況を示した。また、河川前面における海底土表層の放射性セシウム濃度の水平分布を計測した。放射性物質の水産物への影響の基礎情報として、魚類の分布状況を調査した。得られた結果より1F 前面海域における海底土に含まれる放射性物質の分布と動態について推定を行った。
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。
山田 大地; 鈴木 壮一郎; 伊藤 倫太郎; 太田 侑杏*; 金子 瑛一郎*; 大金 一二*; 川端 邦明
Advanced Robotics, 40(5), p.259 - 270, 2026/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Robotics)本稿では狭隘空間におけるUASの開口部の上昇通過に関する性能評価方法について述べる。本研究は、技術的専門家とは限らないUASユーザにも理解しやすい評価を示すことにより、多様な場面でのUASの利用を促し、UAS産業の促進に貢献することを目的としている。本研究ではUASのユーザやメーカにとって受容しやすい性能評価方法を開発するために、研究の早期からユーザ・メーカとの意見交換を繰り返し実施しながら評価方法を開発した。また、実験により性能評価結果が開口部の上昇通過についてUASの性能の差を的確に示すことを確認した。本稿では、産業の促進を目的とした性能評価のアプローチ、ユーザ・メーカの意見を考慮する開発方法、UASの性能を比較する実験と考察について述べる。
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
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00Germanene, 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 500C 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 300C 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.
