Macroscopic and microscopic determinations of residual stresses in thin Oxide Dispersion Strengthened steel tubes

To improve the efficiency of components operating at high temperatures, many efforts are deployed to develop new materials. Oxide Dispersion Strengthened (ODS) materials could be used for heat exchangers or cladding tubes for the new GENIV nuclear reactors. This type of materials are composed with a metallic matrix (usually iron base alloy for nuclear applications or nickel base alloy for heat exchangers) reinforced by a distribution of nano-oxides. They are obtained by powder metallurgy and mechanical alloying. The creep resistance of these materials is excellent, and they usually exhibit a high tensile strength at room temperature. Depending on the cold working and/or the heat treatments, several types of microstructure can be obtained: recrystallised, stress relieved. One of the key challenges is to transform ODS materials into thin tubes (up to 500 microns thick) within a robust fabrication route while keeping the excellent mechanical properties. To prevent cracking during the process or to obtain a final product with low residual stresses, it is important to quantify the effect of the heat treatments on the release of internal stresses. The aim of this study is to show how residual stresses can be determined on different thin tubes using two complementary approaches: (i) macroscopic stresses determination in the tube using beam theory (small cuts along the longitudinal and circumferential directions and measurements of the deflection), (ii) stress determination from X-ray diffraction analyses (surface analyses, using "sin 2 Ψ" method with different hypothesis). Depending on the material and the heat treatment, residual stresses vary dramatically and can reach 800 MPa which is not far from the yield stress; comparisons between both methods are performed and suggestions are given in order to optimize the thermo-mechanical treatment of thin ODS tubes

Nano-scale chemical evolution in a proton-and neutron-irradiated Zr alloy

Proton-and neutron-irradiated Zircaloy-2 are compared in terms of the nano-scale chemical evolution within second phase particles (SPPs) Zr(Fe,Cr)2 and Zr2(Fe,Ni). This is accomplished through ultra-high spatial resolution scanning transmission electron microscopy and the use of energy-dispersive X-ray spectroscopic methods. Fe-depletion is observed from both SPP types after irradiation with both irradiative species, but is heterogeneous in the case of Zr(Fe,Cr)2, predominantly from the edge region, and homogeneously in the case of Zr2(Fe,Ni). Further, there is evidence of a delay in the dissolution of the Zr2(Fe,Ni) SPP with respect to the Zr(Fe,Cr)2. As such, SPP dissolution results in matrix supersaturation with solute under both irradiative species and proton irradiation is considered well suited to emulate the effects of neutron irradiation in this context. The mechanisms of solute redistribution processes from SPPs and the consequences for irradiation-induced growth phenomena are discussed.<br/

Voxel anthropomorphic phantoms: Review of models used for ionising radiation dosimetry

Computational anthropomorphic phantoms have k e n used since the 1970s for dosimetric calculations. Realistic geometries are required for this operation, resulting in the development of ever more accurate phantoms. Voxel phantoms, comisting of a set of smail-volume elements, appeared towards the end of the 1980s, and significantly improved on the original mathematical models. Voxel phantoms are models of the human body, obtained using compnted tomography (CT) or magnetic resonance images (MRI). These phantoms are an extremely accurate representation of the human anatomy. This article provides a review of the literatnre available on the development of these phantoms and their applications in ionising radiation dosimetry. The bibliographical stndy has shown that there is a wide range of phantoms, covering various characteristics of the general population in terms of sex, age or morphology, and that they are used in applications relating ta al1 aspects of ionising radiation. © 2004 EDP Sciences

Utilisation des fantômes numériques voxélisés pour l'amélioration des étalonnages en anthroporadiamétrie pulmonaire

L’anthroporadiamétrie pulmonaire est une méthode de choix pour la surveillance des travailleurs de l’industrie nucléaire exposés à un risque de contamination interne. Un certain nombre de difficultés est cependant rencontré avec cette technique, difficultés principalement liées aux conditions d'étalonnage, conduisant à des incertitudes et des erreurs systématiques importantes sur les résultats. En effet, l’utilisation de fantômes physiques d'étalonnage reste un facteur limitant et engendre d’importantes corrections en vue d’une extrapolation à un individu donné. Une perspective prometteuse pour diminuer les erreurs systématiques consiste à étalonner de façon individuelle le système de mesure avec des fantômes numériques spécifiques aux personnes à mesurer. Dans ce but, une interface appelée ŒDIPE (Outil d’Évaluation de la Dose Interne PErsonnalisée), associant fantômes numériques voxélisés et calcul Monte Carlo (MCNP), a été développée au Laboratoire d’Évaluation de la Dose Interne de l’IRSN. Le but de l’étude proposée ici est de montrer le potentiel de cette technique pour la simulation réaliste de la mesure anthroporadiamétrique des actinides dans les poumons. Après la présentation de l’interface ŒDIPE pour la mesure pulmonaire, sa validation est présentée en utilisant un fantôme d'étalonnage couramment utilisé (fantôme Livermore). Ensuite, une comparaison de différents fantômes thoraciques d’étalonnage par rapport au fantôme numérique d’une personne (fantôme de Zubal) a été effectuée afin de montrer les variations d’étalonnage engendrées par les différences morphologiques de ces fantômes et donc la nécessité d’un étalonnage plus spécifique par individu. Enfin, des approches de contaminations inhomogènes ont été réalisées afin de montrer l’intérêt de la technique pour l’étude des variations des facteurs d'étalonnage en fonction de la répartition des radioéléments dans les poumons. Les différents résultats montrent le potentiel de cette technique pour l'étalonnage réaliste des installations anthroporadiamétriques

Intercomparaison européenne d’utilisateurs de codes Monte Carlo pour le calcul d’incertitudes sur le kerma dans l’air déterminé dans un faisceau de césium-137

Dans le cadre du projet européen CONRAD (COordinated Network for RAdiation Dosimetry, contrat FP6-12684) coordonné par EURADOS (EUropean RAdiation DOSimetry group), le groupe de travail numéro 4 avait pour objectif de s’intéresser à la dosimétrie numérique avec une action particulière appelée “Uncertainty assessment in computational dosimetry : an intercomparison of approaches”. Le principe de cette action était de proposer à la communauté internationale huit exercices de modélisation traitant de domaines variés concernant le transport du rayonnement (photons, neutrons, protons et électrons). Le but de cet article est de présenter l’exercice n4˚ traitant de la simulation d’un faisceau de 137Cs pour le calcul du kerma dans l’air. Il avait pour objectif principal d’estimer l’incertitude sur la valeur du kerma dans l’air en prenant en compte des composantes de celle-ci non accessibles à la mesure, notamment celles dues aux différents paramètres de la géométrie : position de la source, diamètre du collimateur, densité des matériaux, etc. 12 instituts de 10 pays différents ont participé à cet exercice montrant l’intérêt de cette proposition

A new graphical user interface for fast construction of computation phantoms and MCNP calculations: Application to calibration of in vivo measurement systems

The paper reports on a new utility for development of computational phantoms for Monte Carlo calculations and data analysis for in vivo measurements of radionuclides deposited in tissues. The individual properties of each worker can be acquired for a rather precise geometric representation of his (her) anatomy, which is particularly important for low energy gamma ray emitting sources such as thorium, uranium, plutonium and other actinides. The software discussed here enables automatic creation of an MCNP input data file based on scanning data. The utility includes segmentation of images obtained with either computed tomography or magnetic resonance imaging by distinguishing tissues according to their signal (brightness) and specification of the source and detector. In addition, a coupling of individual voxels within the tissue is used to reduce the memory demand and to increase the calculational speed. The utility was tested for low energy emitters in plastic and biological tissues as well as for computed tomography and magnetic resonance imaging scanning information

Application of monte carlo calculation for the virtual calibration of a low-energy in vivo counting system

Internal dose assessment can be derived from the measurement of retained activity in the whole body or in an organ at a given time. In radiation protection, this assessment, so-called in vivo measurement, is performed by an external measurement of the subject with germanium detectors (in most cases). Calibration of these detectors is ensured by anthropomorphic phantoms which, for technical reasons, can only provide rough representations of human. It is especially the case for the chest phantoms used in lung counting, subject of this paper. This leads to substantial corrections on calibration factors that are particularly crucial and delicate in low-energy in vivo measurements, resulting in important systematic errors. In order to improve calibration, former work based on numerical phantoms associated with Monte Carlo computing techniques has already proven its benefits. To go further, a Graphical User Interface called "OEDIPE", a French acronym for "tool for internal personalized dose assessment", has been developing at the IRSN internal dose assessment laboratory, simulating real measurements using person-specific computational phantoms in association with MCNP calculation code. The study presented here is dedicated to the implementation and validation of a real in vivo monitoring system (AREVA/COGEMA Marcoule, France) equipped with 4 high purity germanium (HPGe) detectors. After modeling the facility and measurement geometry using OEDIPE (design and positioning of the detectors. . .), validation with different configurations was carried out in two steps: first with point sources (different nuclides, different source-detector distances) and then with the Livermore calibration phantom (different overlay plates, lungs contaminated with 241Am and a mixture of actinides). The final goal is to approach a personalized numerical calibration of the facilities in order to improve dose assessment, as the use of physical phantoms for calibration induces large uncertainties. Such application could be an opening door on a better activity assessment in nuclear medicine, especially in personalized dosimetry in radioimmunotherapy. © 2005 IEEE

Développements apportés au logiciel OEDIPE de simulation de mesures anthroporadiamétriques pour la prise en compte des données biocinétiques dans la modélisation de la contamination interne

Dans le cadre de l’amélioration des techniques d’étalonnage en anthroporadiamétrie, le Laboratoire d’Évaluation de la Dose Interne de l’IRSN a développé un outil numérique, « OEDIPE », pour modéliser la contamination interne dans des fantômes numériques voxélisés, simuler la mesure anthroporadiamétrique et estimer la dose interne. Si la précédente version d’OEDIPE permettait de bien modéliser des géométries de source comprenant un seul radionucléide localisé dans un organe particulier, elle était cependant limitée pour la modélisation d’une contamination formée d’un mélange de radionucléides dont la localisation évolue à partir de l’incorporation pour se distribuer dans plusieurs organes. Cet article a pour but de décrire les nouveaux modules développés pour permettre la définition de sources hétérogènes en composition et en répartition ainsi que l’importation automatique de distributions d’activité dérivées du calcul biocinétique. Ces nouveaux outils vont permettre d’étudier des cas de contamination plus complexes et l’influence de la biocinétique en mesure in vivo, afin de mieux estimer les coefficients d’étalonnage et les incertitudes correspondantes