Đang tải... (xem toàn văn)
Tóm tắt các kết quả mới của luận án: - Đã xây dựng thành công mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng, với chì lỏng đóng vai trò vừa là bia tương tác (p,n) sinh neutron, vừa làm chất tải nhiệt bên trong ADSR. Bằng cách sử dụng chương trình MCNPX và khai thác thư viện dữ liệu JENDL, một số tính toán đã được thực hiện để đánh giá sự phù hợp của mô hình. Các tính toán này bao gồm: hiệu suất phát neutron, phân bố neutron sinh ra từ tương tác (p,n) khi cho dòng proton với nhiều mức năng lượng khác nhau, nhỏ nhất là từ 250 MeV đến lớn nhất là 3 GeV, tương tác lên bia chì lỏng; phân bố năng lượng của các neutron phát ra, phân bố góc, hiệu suất phát neutron theo góc, vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối từ phản ứng (p.n). Bằng việc so sánh với một số nghiên cứu khác, đã khẳng định sự phù hợp của mô hình tính toán - Đánh giá được khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR sử dụng chì lỏng làm bia tương tác và tải nhiệt, thông qua các nghiên cứu phân rã phóng xạ thori trong chì lỏng, phân bố thông lượng neutron và tính toán hệ số nhân neutron bên. Với nghiên cứu được phổ phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng, các kết quả này bao gồm phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino; năng lượng của các hạt nhân con tạo thành và quãng chạy của các nhân con sinh ra trong môi trường chì lỏng. Với các tính toán phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên liệu thori: các kết quả này bao gồm: phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra, phân bố thông lượng neutron theo chiều dài, phân bố thông lượng neutron theo bán kính; tính toán được phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp của thori 12. Khả năng ứng dụng thực tiễn: Ý nghĩa khoa học và thực tiện của luận án là đã xây dựng mô hình sử dụng bia chì lỏng và thực hiện một số tính toán, so sánh với các mô hình của các tác giả khác với bia và hỗn hợp nhiên liệu khác nhau để đánh giá sự phù hợp của mô hình đề xuất; đề xuất khả năng bổ sung thori làm nhiên liệu hỗn hợp và đã khảo sát tỷ lệ thori và urani để đưa ra tỷ lệ phù hợp. 13. Các hướng nghiên cứu tiếp theo: Nghiên cứu các cấu trúc khác của ADSR cho việc tối ưu hóa sử dụng thori làm nhiên liệu. Hiện nay, một số lò phản ứng sử dụng thanh nhiên liệu dạng hình trụ lục giác thay vì hình trụ tròn. Một số nghiên cứu khác đề xuất thiết kế lõi dạng hình cầu thay vì hình trụ như truyền thống. Các cấu trúc này nên được xem xét, sử dụng cho các tính toán các tham số neutron quan trọng, so sánh với các các cấu trúc đã được tính toán, từ đó chọn được cấu hình tối ưu nhất. Thực hiện các tính toán sử dụng hỗn hợp chì-bismuth dạng rắn và lỏng, nhiên liệu urani kết hợp thori với các tỷ lệ khác nhau, nhằm lựa chọn cách kết hợp tối ưu giữa vật liệu làm bia và hỗn hợp nhiên liệu. Nghiên cứu ảnh hưởng của nhiệt độ chì lỏng đến phổ neutron phát ra, thông lượng neutron bên trong ADSR. Trong quá trình hoạt động của lò, nhiệt độ của chì lỏng có thể thay đổi và điều này ảnh hưởng như thế nào đến các tham số neutron; đây là vấn đề chưa được đề cập đến trong luận án và cần có những nghiên cứu tiếp theo. Nghiên cứu quá trình tạo ra neutron trong chu trình nhiên liệu thori. Một số mã tính toán cho phép nghiên cứu quá trình tạo ra neutron độc lập với thời gian hay phụ thuộc thời gian. Các chương trình này có thể là GEANT4, EASY-II hay FISPACT-II. Đây cũng là một vấn đề quan trong mà luận án chưa tính toán đến. Nghiên cứu quá trình tạo ra neutron bằng nguồn D-T (Deuterium - Tritium) thay thế tương tác (p,n). Máy phát neutron D-T tạo ra neutron bằng phản ứng nhiệt hạch giữa deuterium và tritium. Các nghiên cứu cho thấy máy phát neutron D-T có thể tạo ra sản lượng neutron ổn định. Máy phát neutron -DT là hệ thống lý tưởng để đáp ứng nhu cầu của bạn về bức xạ neutron nếu bạn yêu cầu năng suất neutron cao với cường độ 1013 neutron mỗi giây. Đây là một nguồn neutron lý tưởng cho hoạt động của ADSR cần được xem xét nghiên cứu.
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM TRẦN MINH TIẾN NGHIÊN CỨU KHẢ NĂNG SỬ DỤNG THORI LÀM NHIÊN LIỆU CHO LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ Thành phố Hồ Chí Minh – 2022 BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM TRẦN MINH TIẾN NGHIÊN CỨU KHẢ NĂNG SỬ DỤNG THORI LÀM NHIÊN LIỆU CHO LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử hạt nhân Mã số: 9.44.01.06 NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: PGS.TS TRẦN QUỐC DŨNG PGS.TS NGUYỄN MỘNG GIAO Thành phố Hồ Chí Minh – 2022 LỜI CAM ĐOAN Tôi xin cam đoan kết trình bày luận án cơng trình nghiên cứu hướng dẫn thầy hướng dẫn Các kết trình bày luận án trung thực, khách quan chưa bảo vệ học vị Tôi cam đoan kết nghiên cứu tác giả khác trình bày cho mục đích tham khảo, dẫn chứng, so sánh luận án trích dẫn rõ nguồn gốc Thành phố Hồ Chí Minh, tháng năm 2022 NCS Trần Minh Tiến LỜI CẢM ƠN Để hoàn thành luận án này, cố gắng học tập, nghiên cứu thân, nhận hướng dẫn, góp ý, động viên nhiều từ người thầy, người thân, đồng nghiệp Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến hai thầy hướng dẫn, thầy PGS.TS Trần Quốc Dũng thầy PGS.TS Nguyễn Mộng Giao; người thầy kính mến hướng dẫn tơi mặt chuyên môn, định hướng nghiên cứu, dành nhiều thời gian để đưa nhận xét, góp ý sâu sắc, giúp tơi hồn thiện cơng trình nghiên cứu luận án Xin gửi lời cảm ơn đến BGH Trường Đại học Thủ Dầu Một, lãnh đạo khoa Khoa học Tự nhiên tạo điều kiện cho học nghiên cứu sinh, để tơi có hội học tập, nâng cao lực giảng dạy nghiên cứu thân Xin gửi lời cảm ơn đến Trung tâm Đào tạo Hạt nhân, Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam, nơi học nghiên cứu sinh, tổ chức lớp học cho học phần tiến sĩ, buổi bảo vệ chuyên đề bảo vệ luận án cấp Cảm ơn anh, chị Trung tâm Đào tạo Hạt nhân giúp tơi hồn thành nhanh chóng, đầy đủ thủ tục cần thiết từ lúc bắt đầu học nghiên cứu sinh đến hoàn thành Xin gửi lời cảm ơn đến ban lãnh đạo Trung tâm Hạt nhân thành phố Hồ Chí Minh, tạo điều kiện thuận lợi cho đến học tập học phần tiến sĩ, buổi bảo vệ chuyên đề, luận án Cảm ơn gia đình, bạn bè, đồng nghiệp ln bên, động viên tơi hồn thành luận án Thành phố Hồ Chí Minh, tháng năm 2022 NCS Trần Minh Tiến MỤC LỤC DANH MỤC VIẾT TẮT i DANH MỤC CÁC BẢNG iii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ viii MỞ ĐẦU CHƯƠNG TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU 1.1 Lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc (ADSR) 1.2 Tình hình phát triển ADSR 1.3 Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố neutron bia rắn cho ADSR 1.4 1.5 14 Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân truyền thống 21 Khả sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR 26 CHƯƠNG MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THORI 31 2.1 Mơ hình tương tác (p,n) bia chì lỏng 31 2.1.1 Mơ hình phương pháp tính tốn 31 2.1.2 Phân bố lượng neutron phát 35 2.1.3 Phân bố góc neutron phát 36 2.1.4 Hiệu suất phát neutron theo góc 2.1.5 Vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo 38 lượng theo góc khối (neutron production double differential cross section) 2.2 39 Mô hình lị phản ứng TRIGA Mark II tới hạn dùng chì lỏng nhiên liệu thori 2.2.1 41 Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II mơ MCNPX 43 2.2.2 Hiệu suất phát neutron Yn/p 45 2.2.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f 46 CHƯƠNG TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU THORI CHO ADSR 48 3.1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori mơi trường chì lỏng 48 3.1.1 Mơ hình phương pháp tính tốn 49 3.1.2 Phổ lượng tia alpha, beta, gamma 3.1.3 3.2 phản neutrino 51 Năng lượng hạt nhân tạo thành 54 So sánh phân bố thơng lượng neutron ADSR dùng chì lỏng, nhiên liệu hỗn hợp thori với ADSR dùng bia rắn, nhiên liệu hỗn hợp urani 3.2.1 Trường hợp nhiên liệu UZrH chất làm mát nước nhẹ 3.2.2 55 56 Trường hợp nhiên liệu UZrH chất làm mát chì lỏng 57 3.2.3 Trường hợp nhiên liệu ThUO chất làm mát chì lỏng 3.3 Phân bố thông lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu thori 3.3.1 3.4 3.5 59 60 Phân bố thông lượng neutron theo lượng neutron phát 61 3.3.2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao 63 3.3.3 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 65 Phân bố thơng lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori urani 67 3.4.1 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 67 3.4.2 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò 69 3.4.3 Phân bố thông lượng neutron theo lượng 71 3.4.4 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu U O2 , T h233 U O2 T h235 U O2 72 Hệ số nhân neutron ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori 76 3.5.1 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 3.5.2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 3.5.3 77 80 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 83 KẾT LUẬN 88 KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 90 CÁC CƠNG TRÌNH NGHIÊN CỨU LIÊN QUAN ĐẾN ĐỀ TÀI 92 TÀI LIỆU THAM KHẢO 94 DANH MỤC VIẾT TẮT Từ viết tắt Tiếng Anh Tiếng Việt ADS Accelerator Driven System Hệ thống điều khiển hoạt động máy gia tốc ADSR Accelerator Driven Subcriti- Lò phản ứng hạt nhân cal Reactor tới hạn điều khiển máy gia tốc ADTR Accelerator Driven Thorium Lò phản ứng hạt nhân Reactor tới hạn điều khiển máy gia tốc sử dụng nhiên liệu thori ENDF Evaluated Nuclear Data File Thư viện liệu hạt nhân FNS Fast Neutron Flux Thông lượng neutron nhanh GEANT Geometry And Tracking Hình học vận chuyển JENDL Japanese Evaluated Nuclear Thư viện liệu hạt nhân Data Library Nhật Bản JENDL- Japanse Evaluated Nuclear Thư viện liệu hạt nhân HE–2007 Data Library/High Energy KIPT Kharkov Institute of Physics Viện Vật lý kĩ thuật and Technology KUCA lượng cao Nhật Bản Kharkov Kyoto University Critical Tổ hợp tới hạn Đại học KyAssembly oto LFR Lead Fast Reactor Lị phản ứng nhanh dùng chì LWR Light Water Reactor Lò phản ứng nước nhẹ i MCNP Monte Carlo N-Particle Chương trình mơ vận chuyển hạt phương pháp Monte Carlo MSR Molten Salt Reactor Lị phản ứng muối nóng chảy MYRRHA Multi-purpose hYbrid Re- Lò phản ứng nghiên cứu lai search Reactor for High-tech đa mục đích dùng cho nghiên Applications cứu ứng dụng kĩ thuật cao NF Neutron Flux Thông lượng neutron SCWR Super Critical Water Reac- Lò phản ứng nước siêu tới SFR tor hạn Sodium Fast Reactor Lò phản ứng nhanh dùng natri TNF Thermal Neutron Flux VHTR Very High Temperature Re- Lò phản ứng nhiệt độ cao actor ii Thơng lượng neutron nhiệt nhanh bán kính từ đến 3.5 cm, từ 3.5 cm trở thơng lượng neutron nhanh lại lớn Kết so sánh phân bố thông lượng neutron ứng với trường hợp sử dụng nhiên liệu U O2 , T h233 U O2 T h235 U O2 cho thấy: phân bố thông lượng neutron sử dụng U O2 làm nhiên liệu tương tự sử dụng T h233 U O2 T h235 U O2 làm nhiên liệu Thông lượng neutron nhiệt tăng từ lõi bên ngoài, giá trị cực đại khoảng từ 6.1014 n.cm−2 s−1 đến 1, 6.1015 n.cm−2 s−1 ; vị trí khoảng 35 cm, sau giảm dần xa lõi Thông lượng neutron nhanh tăng từ lõi ngoài, đạt giá trị lớn vào khoảng 6.1014 n.cm−2 s−1 vị trí khoảng 35 cm, sau giảm dần phía ngồi lõi Kết tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng cho thấy hệ số kef f ổn định sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori-urani; để đảm bảo ADSR hoạt động hiệu với việc tạo lượng dương tỷ lệ urani hỗn hợp urani-thori cần 40% Những kết cho thấy khả sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR hoàn tồn khả thi; cần nhiều nghiên cứu, tính toán chi tiết 87 KẾT LUẬN Các kết nghiên cứu luận án giải hai mục tiêu chủ yếu đề ban đầu Mục tiêu thứ nhất: xây dựng thành cơng mơ hình tương tác (p,n) bia chì lỏng, với chì lỏng đóng vai trị vừa bia tương tác (p,n) sinh neutron, vừa làm chất tải nhiệt bên ADSR Bằng cách sử dụng chương trình MCNPX khai thác thư viện liệu JENDL, số tính tốn thực để đánh giá phù hợp mô hình Các tính tốn bao gồm: hiệu suất phát neutron, phân bố neutron sinh từ tương tác (p,n) cho dòng proton với nhiều mức lượng khác nhau, nhỏ từ 250 MeV đến lớn GeV, tương tác lên bia chì lỏng; phân bố lượng neutron phát ra, phân bố góc, hiệu suất phát neutron theo góc, vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo lượng theo góc khối từ phản ứng (p.n) Bằng việc so sánh với số nghiên cứu khác, khẳng định phù hợp mơ hình tính tốn Mục tiêu thứ hai: đánh giá khả sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR sử dụng chì lỏng làm bia tương tác tải nhiệt, thông qua nghiên cứu phân rã phóng xạ thori chì lỏng, phân bố thơng lượng neutron tính tốn hệ số nhân neutron bên Với nghiên cứu phổ phóng xạ hạt nhân thori mơi trường chì lỏng, kết bao gồm phổ lượng tia alpha, beta, gamma phản neutrino; lượng hạt nhân tạo thành quãng chạy nhân sinh mơi trường chì lỏng Với tính tốn phân bố thơng lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu thori: kết bao gồm: phân bố thông lượng neutron theo lượng neutron phát ra, phân bố thông lượng neutron theo chiều dài, phân bố thơng lượng neutron theo bán kính; tính tốn phân bố thông lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu 88 hỗn hợp thori, cụ thể T h233 U O2 T h235 U O2 so sánh với phân bố thông lượng neutron trường hợp nhiên liệu U O2 ; tính tốn bao gồm: phân bố thông lượng neutron theo lượng neutron phát ra, phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao dọc theo bán kính lõi lị Với tính tốn hệ số nhân neutron cho nhiên liệu thori hỗn hợp thori-urani: tính tốn hệ số nhân neutron bên ADSR với nhiên liệu thori hỗn hợp thori-urani với tỷ lệ khác thori thành phần nhiên liệu, từ đánh giá tỷ lệ thori cần thiết để ADSR hoạt động Như vậy, kết luận đóng góp luận án cho lĩnh vực khoa học chuyên ngành nước ta là: xây dựng mơ hình tương tác (p,n) bia chì lỏng, chì lỏng đóng vai trị bia tương tác vừa chất tải nhiệt cho ADSR, đồng thời đánh giá khả sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò Ý nghĩa khoa học luận án xây dựng mơ hình sử dụng bia chì lỏng thực số tính tốn, so sánh với mơ hình tác giả khác với bia hỗn hợp nhiên liệu khác để đánh giá phù hợp mơ hình đề xuất; đề xuất khả bổ sung thori làm nhiên liệu hỗn hợp khảo sát tỷ lệ thori urani để đưa tỷ lệ phù hợp Các kết luận án trình bày nhiều hội nghị nước quốc tế, Hội nghị Vật lý lý thuyết toàn quốc, hội nghị Khoa học cơng nghệ hạt nhân tồn quốc, hội nghị quốc tế hệ thống lượng; công bố công trình tạp chí thuộc danh mục SCIE, thuộc ESCI thuộc SCOPUS Điều khẳng định độ tin cậy kết tính tốn luận án 89 KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO Mặc dù luận án đánh giá khả sử dụng thori cho lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc, nhiên nhiều vấn đề cần nghiên cứu Dự kiến tương lai, nhóm tập trung nghiên cứu vào số vấn đề như: Nghiên cứu cấu trúc khác ADSR cho việc tối ưu hóa sử dụng thori làm nhiên liệu Hiện nay, số lò phản ứng sử dụng nhiên liệu dạng hình trụ lục giác thay hình trụ tròn Một số nghiên cứu khác đề xuất thiết kế lõi dạng hình cầu thay hình trụ truyền thống Các cấu trúc nên xem xét, sử dụng cho tính tốn tham số neutron quan trọng, so sánh với các cấu trúc tính tốn, từ chọn cấu hình tối ưu Thực tính tốn sử dụng hỗn hợp chì-bismuth dạng rắn lỏng, nhiên liệu urani kết hợp thori với tỷ lệ khác nhau, nhằm lựa chọn cách kết hợp tối ưu vật liệu làm bia hỗn hợp nhiên liệu Nghiên cứu ảnh hưởng nhiệt độ chì lỏng đến phổ neutron phát ra, thơng lượng neutron bên ADSR Trong trình hoạt động lị, nhiệt độ chì lỏng thay đổi điều ảnh hưởng đến tham số neutron; vấn đề chưa đề cập đến luận án cần có nghiên cứu Nghiên cứu trình tạo neutron chu trình nhiên liệu thori Một số mã tính tốn cho phép nghiên cứu q trình tạo neutron độc lập với thời gian hay phụ thuộc thời gian Các chương trình GEANT4, EASY-II hay FISPACT-II Đây vấn đề quan mà luận án chưa tính tốn đến Nghiên cứu q trình tạo neutron nguồn D-T (Deuterium - Tritium) thay tương tác (p,n) Máy phát neutron D-T tạo neutron phản 90 ứng nhiệt hạch deuterium tritium Các nghiên cứu cho thấy máy phát neutron D-T tạo sản lượng neutron ổn định Máy phát neutron -DT hệ thống lý tưởng để đáp ứng nhu cầu bạn xạ neutron bạn yêu cầu suất neutron cao với cường độ 1013 neutron giây Đây nguồn neutron lý tưởng cho hoạt động ADSR cần xem xét nghiên cứu 91 CÁC CƠNG TRÌNH NGHIÊN CỨU LIÊN QUAN ĐẾN ĐỀ TÀI [1] Tien, T M., Dung, T Q, Calculation of the neutron parameters for accelerator driven subcritical reactors , Science and Technology of Nuclear Installations, 2021 (SCIE, Q2) [2] Tien, T M.,Analyzing the Neutron Parameters in the Accelerator Driven Subcritical Reactor using the mixture of Molten Pb-Bi as both Target and Coolant, Atoms, 9, 95 2021 (ESCI-Scopus, Q2) [3] Tien, T M.,Calculating The Neutron Yields for designing Targets of Accelerator Driven Subcritical Reactor by MCNPX , ICACSE-Second International Conference on Advances in Computational Science and Engineering, 2021 [4] Tien, T M., Phung, N H T., Hien, B T T, Effect of reflector materials to the neutron flux and k effective in the accelerator driven subcritical reactor, IOP Conference Series: Materials Science and Engineering (Vol 1070, No 1, p 012025), 2021 (Scopus) [5] Tien, T M., Khanh, N K., Ngan, N K., Nhi, N T T, Radioactive decay of thorium and uranium in the liquid lead and molten salt, IOP Conference Series: Materials Science and Engineering (Vol 1070, No 1, p 012024), 2021 (Scopus) [6] Tien, T M., Khanh, N K., Hien, B T T., Luong, N T T., Phung, N H T., Thi, N T M , K effective factor in the ADSR using liquid lead target and (Th233U)O2, (Th235U)O2, (Th238U)O2 fuel mixture , Journal of Physics: Conference Series (Vol 1706, No 1, p 012009), 2020 (Scopus) 92 [7] Tien, T M., Dung, T Q, Calculation of the neutron flux distribution in the accelerator driven subcritical reactor with (Th-233U)O2 and (Th235U)O2 mix fuel, Journal of Physics: Conference Series (Vol 1451, No 1, p 012009, 2020 (Scopus) [8] N M Giao, T M Tien, Comparison of neutron flux distribution of UO2, (Th233U)O2, and (Th235U)O2 fuel in the accelerator driven subcritical reactor, International Conference on Emerging Nuclear Energy Systems, ICENES 2019, Indonexia, 2019 [9] Tien, T M, Distribution of Neutrons from The Reaction (p, n) on the Liquid Lead Target in The Accelerator Driven System Reactor, Journal of Physics: Conference Series (Vol 1172, No 1, p 012066), 2019 (Scopus) [10] Tien, T M, Distributions of neutron flux from (p, n) reaction on the liquid lead target for accelerator driven subcritical reactor (ADSR), Journal of Physics: Conference Series (Vol 1324, No 1, p 012061, 2019 (Scopus) 93 TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] Rubbia, C., Roche, C., Rubio, J A., Carminati, F., Kadi, Y., Mandrillon, P., Gálvez, J., Conceptual design of a fast neutron operated high power energy amplifier (No CERN-AT-95-44-ET), 1995 [2] Furukawa, K., Kato, Y., Ohmichi, T., Ohno, H., Combined system of accelerator molten-salt breeder (AMSB) apd molten-salt converter reactor (MSCR)., Atomnaya Tekhnika za Rubezhom, 23-29, 1983 [3] Bowman, C D., Arthur, E D., Lisowski, P W., Lawrence, G P., Jensen, R J., Anderson, J L.,Wilson, W B., Nuclear energy generation and waste transmutation using an accelerator-driven intense thermal neutron source Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 320(1-2), 336-367, 1992 [4] Lung, M., Gremm, O., Perspectives of the thorium fuel cycle, Nuclear Engineering and Design, 180(2), 133-146, 1998 [5] Hassanzadeh, M., Feghhi, S A H Sensitivity analysis of core neutronic parameters in accelerator driven subcritical reactors, Annals of Nuclear Energy, 63, 228-232, 2014 [6] Borio di Tigliole, A et al., Benchmark evaluation of reactor critical parameters and neutron fluxes distributions at zero power for the TRIGA Mark II reactor of the University of Pavia using the Monte Carlo code MCNP, Prog Nucl Energy 52, 494–502, 2010 [7] Rubbia, C., Carta, M., Burgio, N., Ciavola, C., D’Angelo, A., Dodaro, A , Troiani, F., Preliminary Neutronic Analyses of the TRIGA-ADS 94 Demonstration Facility, Nuclear Science and Engineering (NSE), 148, 103, 2002 [8] Rubbia, C et al., The Working Group on Trade: TRIGA Accelerator Driven Experiment, TRDAE Final Report, 2002 [9] Wilson, W B., England, T R., Arthur, E D., Accelerator transmutation studies at Los Alamos with LAHET, MCNP, and CINDER90, (No LAUR-93-3080; CONF-930168-9) Los Alamos National Lab., NM (United States), 1993 [10] Burns, T J., Bartine, D E., Renier, J P., Concept evaluation of a nuclear design for electronuclear fuel production: evaluation of ORNL’s proposed TMF—ENFP, (No ORNL/TM–6828) Oak Ridge National Lab, 1979 [11] Schriber, S O., Fraser, J S., Tunnicliffe, P R., Future of high intensity accelerators in nuclear energy, (No AECL–5903), Atomic Energy of Canada Ltd., 1977 [12] Ahmad, A., Lindley, B A., Parks, G T., Accelerator-induced transients in accelerator driven subcritical reactors, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 696, 55-65, 2012 [13] Nifenecker, H., David, S., Loiseaux, J M., Meplan, O., Basics of accelerator driven subcritical reactors, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 463(3), 428-467, 2001 [14] Bowman, C D., Once-through thermal-spectrum accelerator-driven light water reactor waste destruction without reprocessing, Nuclear Technology, 132(1), 66-93, 2000 95 [15] Denis, K., Characterization and extrapolation of a conceptual experimental accelerator driven system for minor actinides transmutation, 2003 [16] Thu, N T A, Giao, N M., A calculation of the neutron emission spectra and the neutron number produced by (p, n) reaction for some thick targets composed of heavy elements from 0.5 GeV to 3.0 GeV, Journal of Physics (USA): Conference Series, V.420, 2013 [17] Thu, N T A, Giao, N M., Dung T T., Tham, H T X Studying angular distribution of neutron for (p, n) reaction from 0.5 GeV to 1.5 GeV on some heavy targets 238U, 206Pb, 197Au, 186W, IAEA - ICTPIC/2010/064-Trieste- Italy-2010 [18] Giao, N M., Truc, L T T., Thu, N T A Screening effect in (p, n) reactions on heavy element targets 206Pb, 238U, 184W , 197Au, Published at IAEA -ICTP- IC/2010/057 –Trieste- Italy-2010 [19] Giao, N M., Dung, T T., Thu, N T A., Tao, C V A study of neutron production in proton reactions with heavy targets, IAEA - ICTPIC/2010/056- Trieste-Italy-2010 Nuclear Science and Tchnology- ISSN 1810-5408, 2010 [20] Pyeon, C H., Yamanaka, M., Kim, S H., Vu, T M., Endo, T., Van Rooijen, W F G., Chiba, G Benchmarks of subcriticality in acceleratordriven system at Kyoto University Critical Assembly, Nuclear engineering and technology, 49(6), 1234-1239, 2017 [21] Pyeon, C H., Vu, T M., Yamanaka, M., Sugawara, T., Iwamoto, H., Nishihara, K., Tsujimoto, K., Reaction rate analyses of accelerator-driven system experiments with 100 MeV protons at Kyoto University Critical Assembly, Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), 190-198, 2018 96 [22] Vu, T M., Kitada, T., Seed and blanket thorium-reprocessed fuel ADS: Multi-cycle approach for higher thorium utilization and TRU transmutation Annals of Nuclear Energy, 75, 438-442, 2015 [23] Vu, T M., Kitada, T., Seed and blanket ADS using thorium–reprocessed fuel: Parametric survey on TRU transmutation performance and safety characteristics, Annals of Nuclear Energy, 78, 176-179, 2015 [24] Vu, T M., Kitada, T ,Transmutation strategy using thorium-reprocessed fuel ADS for future reactors in Vietnam, Science and Technology of Nuclear Installations, 2013 [25] Vu, T M., Fujii, T., Wada, K., Kojima, T., Kitada, T., Takaki, N., Unesaki, H., Accuracy of thorium cross section of JENDL-4.0 library in thorium based fuel core evaluation, Annals of Nuclear Energy, 57, 173178, 2013 [26] Technology and Componens of Accelerator Driven Systems, Workshop Proceedings, Karlsruhe, Germany, 2010 [27] Technology and Componens of Accelerator Driven Systems, Second International Workshop Proceedings Nantes, France, 2013 [28] Technology and Componens of Accelerator Driven Systems, Workshop Proceedings Mito, Japan, 2016 [29] De Bruyn, D., Abderrahim, H A., Rimpault, G., Mansani, L., Reale, M., Mă uller, A C., , Artioli11, C., Achievements and lessons learnt within the Domain DESIGN of the Integrated Project EUROTRANS, Technology and Components of Accelerator-driven Systems, Karlsruhe, OECD-NEA, 47-52, 2011 97 [30] Degweker, S B., Satyamurthy, P., Nema, P K., Singh, P., Program for Development of Accelerator Driven Systems in India, Pramma Journal of Physics, 68, 257-268, 2007 [31] D Vandeplassche et al., Accelerator Driven Systems, Proc IPAC 2012, New Orleans, Louisiana, USA, , MOYAP01, 2012 [32] I Karnaukhov, Y Gohar, I Bolshinsky, N Shulga, A Mytsykov, A Zelinsky, I Ushakov, Commissioning of the Neutron Source Facility Preparation for the Physical Startup, The 12th Technical Meeting on Lessons Learned from HEU Take-back Programmes, 2018 [33] Ledoux, X., Borne, F., Boudard, A., Brochard, F., Crespin, S., Drake, D., , Wlazlo, W , Spallation neutron production by 0.8, 1.2, and 1.6 GeV protons on Pb targets Physical review letters, 82(22), 4412., 1999 [34] Meigo, S., Takada, H., Chiba, S., Nakamoto, T., Ishibashi, K., Matsufuji, N., , Numajiri, M., Measurements of neutron spectra produced from a thick lead target bombarded with 0.5-and 1.5-GeV protons, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 431(3), 521-530, 1999 [35] Letourneau, A., Galin, J., Goldenbaum, F., Lott, B., Péghaire, A., Enke, M., , Tietze, A., Neutron production in bombardments of thin and thick W, Hg, Pb targets by 0.4, 0.8, 1.2, 1.8 and 2.5 GeV protons, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms, 170(3-4), 299-322, 2000 [36] Bauer, G S., Physics and technology of spallation neutron sources, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 463(3), 505543, 2001 98 [37] Nifenecker, H., Meplan, O., David, S., Accelerator driven subcritical reactors, CRC Press, 2003 [38] Krása, A Neutron Emission in Spallation Reactions of 0.7–2.0 GeV Protons on Thick, Lead Target Surrounded by Uranium Blanket, Doctoral ˇ dissertation, Dissertation Thesis, FJFI–CVUT, Prague., 2008 [39] Lee, D., Neutron production with thorium fuel in accelerator driven subcritical reactors, Doctoral dissertation, University of Huddersfield, 2018 [40] Haubenreich, P N., Engel, J R., Gabbard, C H., Guymon, R H., Prince, B E MSRE design and operations report PART VA safety analysis of operation with U233 (No ORNL-TM-2111) Oak Ridge National Lab., Tenn., 1968 [41] Radkowsky, A., Galperin, A., The nonproliferative light water thorium reactor: a new approach to light water reactor core technology, Nuclear Technology, 124(3), 215-222, 1998 [42] Grove, C., Worrall, A., Comparison of thorium and uranium fuel cycles, NNL (11), 11593(5), 9, 2012 [43] Ashley, V B., Ashworth, R., Coates, D J., Earp, J E., The acceleratordriven thorium reactor power station., Proceedings of the Institution of Civil Engineers-Energy, 164(3), 127-135, 2011 [44] Sasa, T., Tsujimoto, K., Takizuka, T., Conceptual design study and code development for accelerator-driven transmutation system, In International conference on future nuclear systems, Challenge towards second nuclear era with advanced fuel cycles Proceedings, 1997 [45] Ishimoto, S., Ishibashi, K., Tenzou, H., Sasa, T., Neutronics study on accelerator driven subcritical systems with thorium-based fuel for com99 parison between solid and molten-salt fuels, Nuclear technology, 138(3), 300-312, 2002 [46] Nguyen, M G., Le Thi, T T., Nguyen, T A T., Screening Effect in (pn) Reactions on Heavy Element Targets 82 206 Pb, 92 238 U, 74 184 W, 79 197 Au (No IC–2010/057), Abdus Salam International Centre for Theoretical Physics, 2010 ˙ Tel, E., Multiplicity of particles per primary reaction at [47] Demirkol, I., 1500 MeV for the nuclei used on the accelerator-driven systems, Annals of Nuclear Energy, 38(5), 1078-1083, 2011 [48] Zhang, Y L., Zhang, X C., Qi, J., Wu, Z., Yang, L., Study on the Parameters of the ADS Spallation Target, Journal of Physics: Conference Series (Vol 420, No 1, p 012064) IOP Publishing, 2013 [49] Zhao, Z., Luo, Z., Xu, Y., Ding, D., Study on ADS Pb (Pb/Bi) Spallation Target , No IWGFR–104, 2001 [50] Giao, N M., Hang, V T D., Tien, T M., Ability to Make AcceleratorDriven Sub-Critical Reactor System (ADS) Without A Separate Spallation Target for (p, n) Reaction, International, Journal of Modern Physics and Application, (2015) [51] https://wwwndc.jaea.go.jp/jendl/jendl.html [52] Herman, M., Trkov, A., ENDF-6 formats manual, Brookhaven National Laboratory, 2009 [53] http://t2.lanl.gov/endf/title.html [54] Sarkar, P K., Nandy, M., Quantum molecular dynamics approach to estimate spallation yield from p+ 208 Pb reaction at 800 MeV, Pramana, 61(4), 675-684, 2003 100 [55] Seltborg, P., External source effects and neutronics in accelerator-driven systems, Doctoral dissertation, Fysik, 2003 [56] Abderrahim, H A., Baeten, P., De Bruyn, D., Fernandez, R., MYRRHA–A multi-purpose fast spectrum research reactor, Energy conversion and management, 63, 4-10, 2012 [57] Leray, S., Borne, F., Crespin, S., Fréhaut, J., Ledoux, X., Martinez, E., Thun, J., Spallation neutron production by 0.8, 1.2, and 1.6 GeV protons on various targets, Physical Review C, 65(4), 044621, 2002 [58] http://geant4.web.cern.ch/ 101 ... thành luận án Thành phố Hồ Chí Minh, tháng năm 2022 NCS Trần Minh Tiến MỤC LỤC DANH MỤC VIẾT TẮT i DANH MỤC CÁC BẢNG iii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ viii MỞ ĐẦU CHƯƠNG TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU 1.1 Lò phản ứng... Flux Thơng lượng neutron nhanh GEANT Geometry And Tracking Hình học vận chuyển JENDL Japanese Evaluated Nuclear Thư viện liệu hạt nhân Data Library Nhật Bản JENDL- Japanse Evaluated Nuclear Thư... Thành phố Hồ Chí Minh – 2022 LỜI CAM ĐOAN Tơi xin cam đoan kết trình bày luận án cơng trình nghiên cứu tơi hướng dẫn thầy hướng dẫn Các kết trình bày luận án trung thực, khách quan chưa bảo vệ