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論文

A Study on the fracture pattern change of high-burnup fuel cladding failed by pellet-cladding mechanical interaction failure under reactivity-initiated accident conditions

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 11 Pages, 2024/00

In a part of the reactivity-initiated accident (RIA) simulated tests on high-burnup fuels performed at the Nuclear Safety Research Reactor, the fuel failure caused by pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) led to splitting into upper- and lower-part pieces or even fragmentation of the cladding tube. A massive release of fuel fragments accompanied this fracture pattern change from previously known axial cracks and thus identified as a potential concern in safety evaluation regarding core coolability. Dedicated out-of-pile mechanical tests were performed with unirradiated Zircaloy-4 cladding specimens to clarify the fracture pattern change conditions. The specimens were pre-hydrided and subjected to loading with axial-to-hoop strain ratios of 0.5-1.25, simulating the effects of hydrogen embrittlement and pellet-cladding mechanical bonding of high-burnup fuels, respectively. The results indicate that higher biaxiality of the loading and lower ductility (failure strain level) assist the fracture pattern change. This study proposes a conservative criterion that a PCMI failure splits the cladding tube into more than two pieces when strain ratio is greater than 0.75 and a concurrent hoop strain $$<$$ 1.7% at the failure instant.

論文

Evaluation of anisotropic elastic and plastic parameters of Zircaloy-4 fuel cladding from biaxial stress test data and their application to a fracture mechanics analysis

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(12), p.1455 - 1464, 2022/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:33.72(Nuclear Science & Technology)

The mechanical properties of fuel cladding near the elastic limit are essential in considering its failure limit during a pellet-cladding mechanical interaction phase under reactivity-initiated accident (RIA) conditions. The mechanical properties of a Zircaloy-4 cladding tube, such as orthotropic elasticity and anisotropic constants for Hill's plasticity law, were evaluated based on the biaxial stress test data, focusing on the equivalent plastic strain up to ~2.5%. Samples with various fabrication conditions, such as cold-worked, recrystallized, and stress relieved after cold-work with Q-factors of 2, 3, and 4 were investigated. The cold worked samples and recrystallized samples showed high yield stress and Young's modulus, respectively. The evaluated mechanical properties of the stress relieved samples revealed a limited impact of Q-factors on mechanical behavior, including their anisotropic feature. The derived mechanical properties were applied to evaluate the fracture mechanics parameter, J-integral, based on failure limit data from biaxial-expansion-due-to-compression tests on precracked tubes. This evaluation produced systematically lower J-integral values of the stress relieved tube than previously evaluated based on the failure limit data from in-pile RIA-simulated tests.

論文

Promotion of ciprofloxacin adsorption from contaminated solutions by oxalate modified nanoscale zerovalent iron particles

Falyouna, O.*; Idham, M. F.*; Maamoun, I.; Bensaida, K.*; Ashik, U. P. M.*; 杉原 裕司*; Eljamal, O.*

Journal of Molecular Liquids, 359, p.119323_1 - 119323_20, 2022/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:99.4(Chemistry, Physical)

Water contamination by ciprofloxacin (CIP) is a global and emerging issue because it increases the risk of infection by antimicrobial resistant bacteria. CIP removal from water by iron nanoparticles (Fe$$^{0}$$) with the presence of oxalate hasn't been reported yet. The present study demonstrated that the addition of oxalate to Fe$$^{0}$$ nanoparticles improved the removal of CIP under the following optimum conditions: dose = 0.3 g L$$^{-1}$$, oxalate = 0.3 mM, initial pH = 7, and temperature = 25 $$^{circ}$$C. Furthermore, the experimental results illustrated that high concentrations of dissolved oxygen in the aqueous solution greatly decreased the removal efficiency of CIP by Fe$$^{0}$$ oxalate system. In addition, the desorption experiments and the results of SEM-EDS, XRD, and FTIR revealed that physisorption and chemisorption were responsible for CIP removal by Fe$$^{0}$$ oxalate system as the addition of 0.3 mM of oxalate boosted the surface complexation between Fe$$^{0}$$ nanoparticles and the carboxylic, ketone, and piperazinyl groups in CIP. These results were supported by the outcomes of kinetics, isotherm, and thermodynamic analysis. Finally, this study proved that Fe$$^{0}$$ oxalate system is inexpensive, practical, and more efficient than most of the reported Fe$$^{0}$$-based systems with a maximum adsorption capacity of 294.66 mg g$$^{-1}$$.

論文

Thermally altered subsurface material of asteroid (162173) Ryugu

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 高木 靖彦*; 中村 智樹*; 廣井 孝弘*; 松岡 萌*; et al.

Nature Astronomy (Internet), 5(3), p.246 - 250, 2021/03

 被引用回数:30 パーセンタイル:96.87(Astronomy & Astrophysics)

2019年4月「はやぶさ2」ミッションは、地球に近い炭素質の小惑星(162173)リュウグウの人工衝撃実験を成功させた。これは露出した地下物質を調査し、放射加熱の潜在的な影響をテストする機会を提供した。はやぶさ2の近赤外線分光器(NIRS3)によるリュウグウの地下物質の観測結果を報告する。発掘された材料の反射スペクトルは、表面で観測されたものと比較して、わずかに強くピークがシフトした水酸基(OH)の吸収を示す。これは、宇宙風化や放射加熱が最上部の表面で微妙なスペクトル変化を引き起こしたことを示している。ただし、このOH吸収の強度と形状は、表面と同様に、地下物質が300$$^{circ}$$Cを超える加熱を経験したことを示している。一方、熱物理モデリングでは、軌道長半径が0.344AUに減少しても、推定される掘削深度1mでは放射加熱によって温度が200$$^{circ}$$Cを超えて上昇しないことが示されている。これは、リュウグウ母天体が放射加熱と衝撃加熱のいずれか、もしくは両方により熱変化が発生したという仮説を裏付けている。

論文

Strong lattice anharmonicity exhibited by the high-energy optical phonons in thermoelectric material

Wu, P.*; Fan, F.-R.*; 萩原 雅人*; 古府 麻衣子; Peng, K.*; 石川 喜久*; Lee, S.*; 本田 孝志*; 米村 雅雄*; 池田 一貴*; et al.

New Journal of Physics (Internet), 22(8), p.083083_1 - 083083_9, 2020/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.6(Physics, Multidisciplinary)

熱電材料SnSeは、過去数年間で世界的な関心を呼び、その固有の強い格子非調和性は、その優れた熱電性能の重要な要素と見なされている。一方、SnSeにおける格子非調和性の理解は、特にフォノンダイナミクスがこの動作によってどのように影響を受けるかに関して、依然として不十分である。そのため、中性子全散乱,非弾性中性子散乱,ラマン分光法、および凍結フォノン計算により、Na$$_{0.003}$$Sn$$_{0.997}$$Se$$_{0.9}$$S$$_{0.1}$$の格子力学の包括的な研究を行った。格子非調和性は、対分布関数,非弾性中性子散乱、およびラマン測定によって確かめられた。熱膨張と多重フォノン散乱の影響を分離することにより、後者は高エネルギー光学フォノンモードで非常に重要であることがわかった。フォノンモードの強い温度依存性は、この系の非調和性を示している。さらに、我々のデータは、Sドーピングにより、高エネルギー光学フォノンの線幅が広がることを明らかにした。私たちの研究は、SnSeの熱電性能は、フォノンエンジニアリングを介して格子熱伝導率への高エネルギー光学フォノンモードの寄与を減らすことによってさらに強化できることを示唆する。

論文

Effects of pre-crack depth and hydrogen absorption on the failure strain of Zircaloy-4 cladding tubes under biaxial strain conditions

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

Fuel cladding may be subjected to biaxial tensile stress in axial and hoop directions during pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) of a reactivity-initiated accident (RIA). Incipient crack in the hydride rim assisted by the scattered hydrides in the metal phase may lead to failure of the cladding at small hoop strain level during PCMI. To get insight of such phenomenon, biaxial-EDC tests under axial to hoop strain ratios ranging from 0 to 1 were performed with pre-cracked (outer surface) and uniformly hydrided Zircaloy-4 cladding tube samples with final heat-treatment status of cold worked (CW), stress relieved (SR) and Recrystallized (RX). Results showed dependencies of failure hoop strain on pre-crack depth, strain ratio, hydrogen content and final heat-treatment status on fabrication, but no apparent dependencies were observed on the distribution pattern of hydrides (with similar hydrogen contents and hydrides predominantly precipitated in hoop direction) and the heat-treatment process for hydrogen charging. J integral at failure seems to be available to unify the effect of pre-crack depth.

論文

Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:24.76(Nuclear Science & Technology)

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW$$>$$SR$$>$$RX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.

論文

New excited 2$$^+$$ and 3$$^-$$ two-proton states in $$_{84}^{210}$$Po$$_{126}$$ populated by two-proton transfer

Dupont, E.*; Astier, A.*; Petrache, C. M.*; Lv, B. F.*; Deloncle, I.*; Kiener, J.*; Orlandi, R.; 牧井 宏之; 西尾 勝久; 廣瀬 健太郎; et al.

Physical Review C, 101(1), p.014309_1 - 014309_6, 2020/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.01(Physics, Nuclear)

Five new 2$$^+$$ levels and one new 3$$^-$$ level were established in $$^{210}$$Po. The states were populated via the $$^{208}$$Pb($$^{12}$$C, $$^{10}$$Be) two-proton reaction experiment, performed at the JAEA Tandem in Tokai. A setup combining Ge, LaBr$$_3$$, and Si telescopes was used to detect in-beam $$gamma$$-rays and ejectile residues. Two-proton configurations were assigned to all new states. All assignments are strongly supported by shell-model calculations.

論文

The effect of hydride morphology on the failure strain of stress-relieved Zircaloy-4 cladding with an outer surface pre-crack under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.432 - 439, 2019/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:49.54(Nuclear Science & Technology)

Hydride precipitates are considered to affect cladding integrity adversely during pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) in a reactivity-initiated accident (RIA). This study aims to clarify the role of hydride precipitates in cladding failure under the biaxial stress condition. The amount and distribution of hydride precipitates (hydride morphology) were evaluated quantitatively and hydrogen content was measured to assess its effect on the decrease in outer surface hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The decrease in failure strain of the hydrided samples was found to be more significant under lower strain ratios in the samples with shallower pre-crack. The failure strain of sample tended to be more sensitive to hydrogen content under the strain ratio with a higher axial component in the case of samples with hydrogen contents higher than ~150 wppm.

論文

ASTRID nuclear island design; Update in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; 三原 隆嗣; Dauphin, A.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.556 - 561, 2018/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は、崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本論文では、ASTRIDのDHRSの設計方針に関する進展とレファランスとして選定した系統構成やその目的を紹介する。特に、通常の原子炉停止時の崩壊熱除去と炉壁冷却システムの役割について新たな検討を行った。また、タンク型炉の原子炉容器内での自然循環の促進を図るため、ホットプレナムとコールドプレナムとの間に冷却材流路を形成するシャッター機構を対象に設計検討を進めた。

論文

Biaxial-EDC test attempts with pre-cracked zircaloy-4 cladding tubes

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

The failure behavior of cladding tube was investigated by using the improved EDC test apparatus. Cold-worked, stress-relieved and recrystallized Zircaloy-4 tubes with a pre-crack were used as test specimens: this pre-crack simulated the crack which is considered to form in the hydride rim of high-burnup fuel cladding at the beginning of PCMI failure. In the EDC test, a tensile stress in axial direction was applied and displacement-controlled loading was performed to keep the strain ratio of axial/hoop as a constant. The data of cladding deformation had been achieved in the range of strain ratio of 0, 0.25, 0.5 and 0.75 and pre-crack depth of 41-87 micrometers. Failures in hoop direction were observed in all the tested samples, and a general trend that higher strain ratio and deeper crack depth lead to lower failure limit in hoop direction could be seen. Different crack propagation mode was observed between recrystallized and stress relieved and cold worked samples.

論文

iBNCT用線形加速器のビームコミッショニング

内藤 富士雄*; 穴見 昌三*; 池上 清*; 魚田 雅彦*; 大内 利勝*; 大西 貴博*; 大場 俊幸*; 帯名 崇*; 川村 真人*; 熊田 博明*; et al.

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1244 - 1246, 2016/11

いばらき中性子医療研究センターのホウ素中性子捕獲療法(iBNCT)システムは線形加速器で加速された8MeVの陽子をBe標的に照射し、中性子を発生させる。この線形加速器システムはイオン源, RFQ, DTL, ビーム輸送系と標的で構成されている。このシステムによる中性子の発生は2015年末に確認されているが、その後システムの安定性とビーム強度を共に高めるため多くの改修を施した。そして本格的なビームコミッショニングを2016年5月中旬から開始する。その作業の進展状況と結果を報告する。

論文

ASTRID nuclear island design; Advances in French-Japanese joint team development of decay heat removal systems

Hourcade, E.*; Curnier, F.*; 三原 隆嗣; Farges, B.*; Dirat, J.-F.*; 井手 章博*

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1740 - 1745, 2016/04

2014年度に締結された協力協定のフレームワークの中で、仏国のCEAとAREVA-NP、日本の原子力機構と三菱重工業(MHI)及び三菱FBRシステムズ(MFBR)は崩壊熱除去系(DHRS)のような機器設計を共同で進めている。本ペーパーでは、ASTRIDのDHRSの現状の設計方針を紹介する。特に、原子炉容器内に配置される複数の熱交換器については設置位置を変えることで運転温度条件に関する多様性を確保することとしており、日本側が2014年から設計検討を開始しているコールドプール設置型の崩壊熱除去系は、過酷事故時のコアキャッチャー上の溶融物質炉心冷却機能にも活用可能となっている。

論文

Operation and commissioning of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) LIPAc injector

奥村 義和; Gobin, R.*; Knaster, J.*; Heidinger, R.*; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Cara, P.*; Chauvin, N.*; Chel, S.*; Gex, D.*; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02A739_1 - 02A739_3, 2016/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:35.45(Instruments & Instrumentation)

IFMIFは40MeV/125mAの重水素ビームを発生する2基の線形加速器を用いた核融合材料照射施設である。日欧の幅広いアプローチ活動のもとで、原型加速器(LIPAc)を用いた実証試験が開始されており、その目標は9MeV/125mAの連続重水素ビームを発生することである。フランスで開発された入射器は、既に日本の六ヶ所の国際核融合研究開発センターに搬入され、2014年から運転と試験が開始されている。これまでに、100keV/120mAの連続水素ビームを0.2$$pi$$.mm.mradのエミッタンスのもとで生成することに成功している。

論文

Measurement of ion species in high current ECR H$$^+$$/D$$^+$$ ion source for IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility)

神藤 勝啓; Sen$'e$e, F.*; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Chauvin, N.*; Gobin, R.*; 一宮 亮; 伊原 彰; 池田 幸治; 春日井 敦; et al.

Review of Scientific Instruments, 87(2), p.02A727_1 - 02A727_3, 2016/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:39.44(Instruments & Instrumentation)

A high current ECR ion source producing 140 mA/100 keV D$$^+$$ ion beams for IFMIF accelerator is now under commissioning at Rokkasho in Japan, under the framework of ITER Broader Approach (BA) activities. The ion source for IFMIF is required to produce positive deuterium ion beams with a high D$$^+$$ ratio. After the mass separation in LEBT consisting of two solenoids, the D$$^+$$ ratio should be higher than 95 % with less molecular ions and impurity ions at the entrance of RFQ linac to be installed downstream. The ion species have been measured by Doppler shift spectroscopy between the two solenoids. With hydrogen operation in pulsed and CW modes, the H$$^+$$ ratio increases with RF power or plasma density and reached 80% at 160 mA/100 keV. The value was compared with that derived from the emittance diagram for each ion species measured by an Alison scanner installed nearby the viewport for the spectroscopy in the LEBT. It was found that the spectroscopy gives lower H$$^+$$ ratio than the emittance measurement.

論文

IFMIF/EVEDA用大電流加速器の進捗

奥村 義和; Ayala, J.-M.*; Bolzon, B.*; Cara, P.*; Chauvin, N.*; Chel, S.*; Gex, D.*; Gobin, R.*; Harrault, F.*; Heidinger, R.*; et al.

Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.203 - 205, 2015/09

日欧協力のもと、国際核融合中性子照射施設(IFMIF)の工学設計工学実証活動(EVEDA)が2007年から開始されている。IFMIFにおける最大の開発課題は、40MeV/250mA/CWの重水素イオンビームを発生できる大電流加速器であり、現在、その原型加速器(9MeV/125mA/CW)の試験を六ヶ所村の国際核融合研究センターにおいて段階的に実施している。試験は日欧の事業チームメンバーと、入射器を担当したフランスサクレー研究所などの欧州ホームチーム,日本ホームチームのメンバーから構成される原型加速器統合チームが担当している。入射器については、2014年から試験を開始し、現在までに100keV/120mA/CWの水素イオンビームを0.3$$pi$$mm.mrad以下のエミッタンスで生成することに成功している。2015年には、高周波四重極加速器(RFQ)用高周波電源の搬入据付が開始され、入射器の試験の終了とともにRFQ本体の据付も開始される予定である。本稿では、入射器の実証試験の結果とともに、RFQ,超伝導リニアック,高周波電源,ビームダンプ等の現状について報告する。

論文

Energy neutral phosphate fertilizer production using high temperature reactors; A Philippine case study

Haneklaus, N.*; Reyes, R.*; Lim, W. G.*; Tabora, E. U.*; Palattao, B. L.*; Petrache, C.*; Vargas, E. P.*; 國富 一彦; 大橋 弘史; 坂場 成昭; et al.

Philippine Journal of Science, 144(1), p.69 - 79, 2015/06

リン酸肥料製造工程においてリン酸からウランを抽出することができるため、このウランを燃料に用いた高温ガス炉から電気、水素、プロセスヒート等をリン酸肥料製造へ供給することによって、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスを構築できる可能性がある。本報告では、フィリピンにおける代表的なリン酸肥料製造プラントと原子力機構が設計した高温ガス炉(HTR50S and GTHTR300C)を組み合わせたシステムを例に、エネルギーニュートラルな肥料製造プロセスの可能性について検討した。

論文

Monte Carlo analysis of the long-lived fission product neutron capture rates at the Transmutation by Adiabatic Resonance Crossing (TARC) experiment

Ab$'a$nades, A.*; $'A$lvarez-Velarde, F.*; Gonz$'a$lez-Romero, E. M.*; Ismailov, K.*; Lafuente, A.*; 西原 健司; 齊藤 正樹*; Stanculescu, A.*; 菅原 隆徳

Nuclear Engineering and Design, 254, p.148 - 153, 2013/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.75(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)の設計では、核変換性能等を現実的な方法で表現することが可能なシミュレーションツールの開発が必要である。この論文では、長寿命核分裂生成物の核変換性能の評価に用いる最新のモンテカルロ解析ツールの評価について述べる。この研究は、IAEAの協力の下、核変換システムの二つの重要な特徴:鉛による減速と$$^{99}$$Tc, $$^{127}$$I, $$^{129}$$Iの中性子捕獲について解析した。解析の結果、熱外領域の共鳴による自己遮蔽の効果が核変換率に強く影響を与えることが示された。この解析結果は、熱外領域以上のエネルギー領域でのヨウ素の核データについて改善が必要であることを示した。

論文

Post-irradiation SEM study of ZrC-based TRISO coatings from the PYCASSO experiments

Hania, R.*; M$'e$nard, G.*; 相原 純; 植田 祥平; Knol, S.*; De Jong, A.*; Van den Berg, F.*; Van Staveren, T.*; De Groot, S.*

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2012/10

被覆燃料粒子のさまざまな被覆材料の高温照射特性を調べるためにPYCASSO照射試験が実施され、その一部として先進的材料である炭化ジルコニウム(ZrC)が評価された。原子力機構が製作した熱分解炭素(PyC)/ZrC被覆模擬粒子がHFRにて照射温度900$$^{circ}$$C及び1,100$$^{circ}$$C、照射量約2dpaの条件で照射され、現在、電子顕微鏡による照射済並びに未照射試料の研究が進められている。本研究は、ZrC微細構造への照射効果及び製造後熱処理の影響を調べることを目的とする。SEMによる予備試験の結果、ZrCの端面の顕著な粗粒化、ZrCの脆化、並びに内側PyC-ZrC層境界面の脆弱化が見られ、これらは照射効果よりも温度1,800$$^{circ}$$Cの熱処理の影響が支配的であると示唆されたものの、被覆層の微細構造や強度に照射による有意な影響は見られなかった。

論文

Monte Carlo modelling for the ${it in vivo}$ lung monitoring of enriched uranium; Results of an international comparison

Broggio, D.*; Bento, J.*; Caldeira, M.*; Cardenas-Mendez, E.*; Farah, J.*; Fonseca, T.*; Konvalinka, C.*; Liu, L.*; Perez, B.*; Capello, K.*; et al.

Radiation Measurements, 47(7), p.492 - 500, 2012/07

 被引用回数:23 パーセンタイル:84.08(Nuclear Science & Technology)

In order to assess the reliability of Monte-Carlo (MC) based numerical calibration of ${it in vivo}$ counting systems, and in order to provide training for this issue, particularly the use of voxel phantoms, the EURADOS network supported a comparison of MC simulation results of well defined experiments. ${it In vivo}$ measurements of enriched uranium in a thoracic phantom have been carried out and the needed information to simulate these measurements was distributed to participants. About half of the participants managed to simulate the measured counting efficiency without support from the organizers. Following additional support all participants managed to simulate the counting efficiencies within a typical agreement with experiment of $$pm$$5%.

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