Nghiên cứu khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc. tt

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 Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử hạt nhân Mã số: 9.44.01.06 TÓM TẮT LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ Thành phố Hồ Chí Minh – 2022 Cơng trình hồn thành tại: Viện lượng nguyên tử Việt Nam NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: PGS.TS Trần Quốc Dũng PGS.TS Nguyễn Mộng Giao Phản biện: Phản biện: Phản biện: Luận án bảo vệ trước Hội đồng cấp viện chấm luận án tiến sĩ họp vào lúc ngày tháng năm 20 Có thể tìm hiểu luận án tại: MỤC LỤC DANH MỤC VIẾT TẮT DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ i iii 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 Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân truyền thống Khả sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR 1.4 1.5 CHƯƠNG MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THORI 2.1 Mơ hình tương tác (p,n) bia chì lỏng 2.1.1 Mơ hình phương pháp tính tốn 2.1.2 Phân bố lượng neutron phát 2.1.3 Phân bố góc neutron phát 2.1.4 Hiệu suất phát neutron theo góc 2.1.5 2.2 Vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo lượng theo góc khối (neutron production double - differential cross section) 10 Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II tới hạn dùng chì lỏng nhiên liệu thori 10 2.2.1 Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II mô MCNPX 10 2.2.2 Hiệu suất phát neutron Yn/p 11 2.2.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f 12 CHƯƠNG TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU THORI CHO ADSR 13 3.1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori mơi trường chì lỏng 13 3.1.1 Mơ hình phương pháp tính tốn 13 3.1.2 Phổ lượng tia alpha, beta, gamma phản neutrino 13 Năng lượng hạt nhân tạo thành 15 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 15 3.1.3 3.2 3.2.1 Trường hợp nhiên liệu UZrH chất làm mát nước nhẹ 16 Trường hợp nhiên liệu UZrH chất làm mát chì lỏng 16 Trường hợp nhiên liệu ThUO chất làm mát chì lỏng 17 Phân bố thông lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu thori 18 3.2.2 3.2.3 3.3 3.3.1 Phân bố thông lượng neutron theo lượng neutron phát 18 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao 19 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 19 Phân bố thông lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori urani 20 3.3.2 3.3.3 3.4 3.4.1 Thông lượng neutron dọc theo bán kính 20 3.4.2 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò 21 Phân bố thông lượng neutron theo lượng 21 3.4.3 3.4.4 3.5 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu U O2 , T h233 U O2 T h235 U O2 21 Hệ số nhân neutron ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori 3.5.1 3.5.2 3.5.3 23 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 23 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 24 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 24 KẾT LUẬN 25 CÁC CƠNG TRÌNH NGHIÊN CỨU LIÊN QUAN ĐẾN ĐỀ TÀI 27 TÀI LIỆU THAM KHẢO 28 DANH MỤC VIẾT TẮT Từ viết tắt ADS ADSR Tiếng Anh Tiếng Việt Accelerator Driven System Accelerator Driven Subcritical Reactor Hệ thống điều khiển hoạt động máy gia tốc Lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc Lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc sử dụng nhiên liệu thori Thư viện liệu hạt nhân ADTR Accelerator Driven Thorium Reactor ENDF Evaluated Nuclear Data File Fast Neutron Flux Geometry And Tracking Japanese Evaluated Nuclear Data Library Japanse Evaluated Nuclear Data Library/High Energy Kharkov Institute of Physics and Technology Kyoto University Critical Assembly Lead Fast Reactor FNS GEANT JENDL JENDLHE–2007 KIPT KUCA LFR LWR Light Water Reactor i Thơng lượng neutron nhanh Hình học vận chuyển Thư viện liệu hạt nhân Nhật Bản Thư viện liệu hạt nhân lượng cao Nhật Bản Viện Vật lý kĩ thuật Kharkov Tổ hợp tới hạn Đại học Kyoto Lò phản ứng nhanh dùng chì Lị phản ứng nước nhẹ MCNP Monte Carlo NParticle MSR Molten Salt Reactor MYRRHA Multi-purpose hYbrid Research Reactor for Hightech Applications NF SCWR SFR TNF VHTR Neutron Flux Super Critical Water Reactor Sodium Fast Reactor Thermal Neutron Flux Very High Temperature Reactor ii Chương trình mơ vận chuyền hạt phương pháp Monte Carlo Lò phản ứng muối nóng chảy Lị phản ứng nghiên cứu lai đa mục đích dùng cho nghiên cứu ứng dụng kĩ thuật cao Thơng lượng neutron Lị phản ứng nước siêu tới hạn Lị phản ứng nhanh dùng natri Thơng lượng neutron nhiệt Lị phản ứng nhiệt độ cao DANH MỤC HÌNH VẼ 2.1 Mơ hình tương tác (p,n) bia chì lỏng 2.2 Vị trí góc phát neutron 2.3 Mặt cắt ngang lõi lò phản ứng ADSR dựa cấu trúc lò phản ứng TRIGA Mark II với vị trí nhiên liệu bên 11 2.4 Cấu trúc nhiên liệu 11 3.1 Mơ hình tính tốn phân rã phóng xạ thori mơi trường chì lỏng 14 iii MỞ ĐẦU Ngành lượng hạt nhân đứng trước vấn đề cần giải như: chi phí cao, tính an tồn lị phản ứng hạt nhân, nhiên liệu urani ngày cạn dần, với thách thức to lớn từ việc xử lí rác thải phóng xạ Một hướng giải phát triển hệ thống lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc (Accelerator Driven Subcritical Reactor ADSR)[1-3] ADSR hoạt động dựa nguyên tắc bản: máy gia tốc tạo dòng proton lượng cao, tới tương tác với hạt nhân bia sinh phản ứng (p,n) Phản ứng xảy trạng thái tới hạn Nhiều nghiên cứu trước thực tính tốn tham số neutron cho mơ hình bia rắn; nhiên liệu chủ yếu urani thori ứng viên tiềm [4] Tuy nhiên việc sử dụng bia chì rắn sau thời gian phải thực thay bia, phải tạm dừng hoạt động lò phản ứng Trong luận án này, chì lỏng đề xuất sử dụng làm bia tương tác sinh neutron để trì hoạt động ADSR, đồng thời đóng vai trị chất làm mát, truyền tải nhiệt lượng bên Đây mơ hình mà giới chưa có nhiều nghiên cứu Với việc sử dụng chì lỏng vừa làm chất tải nhiệt vừa làm bia tương tác, khơng cần thay bia q trình vận hành lị phản ứng hạt nhân Tồn khối chì lỏng đường chùm proton tới bia tương tác, số neutron sinh tăng lên so với cách dùng bia thông thường Luận án thực hướng đến hai mục tiêu chính: (1) xây dựng mơ hình lị phản ứng hạt nhân tới hạn sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác vừa làm chất tải nhiệt; (2) đánh giá khả sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR thông qua tính tốn tham số neutron lò phản ứng Ở đây, kiểu lò TRIGA Mark II chọn có nhiều nghiên cứu khác sử dụng mơ hình cho tính tốn cho ADSR [5-8] CHƯƠNG TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU 1.1 Lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc (ADSR) ADSR hoạt động dựa nguyên tắc bản: máy gia tốc tạo dòng proton mang lượng từ vài trăm MeV đến vài GeV, tương tác lên bia nặng, gây tương tác (p,n) Các đề xuất sử dụng dòng proton lượng cao đưa từ nhiều thập kỷ trước [9-12] Quá trình phá vỡ sinh nhiều neutron phát theo hướng khác nhau; neutron sinh gây nhiều phản ứng khác (n,n), (n,2n), (n, γ), ; tham gia vào nhiều trình khác hấp thụ neutron, tán xạ đàn hồi tán xạ không đàn hồi Các trình bên lị phản ứng trì hoạt động trạng thái tới hạn; neutron sinh từ q trình phá hủy (p,n) đóng vai trị neutron bù, trì trạng thái hoạt động tới hạn lò phản ứng Những vấn đề liên quan đến ADSR bắt đầu nghiên cứu từ năm 2001 [13-15] phổ neutron nhiệt, neutron nhanh; loại nhiên liệu: rắn (kim loại, oxit, nitric, cacbua ); lỏng (clorua, florua); loại bia phá vỡ (chì, chì-bismuth, vonfram, muối nóng chảy ) Ở Việt Nam có số nghiên cứu ADSR chưa nhiều, chủ yều nhóm tác giả Nguyễn Mộng Giao cộng [16-19]; tác giả Vũ Thanh Mai cộng [20-25] 1.2 Tình hình phát triển ADSR Từ lúc đề xuất đến nay, có nhiều hội nghị quốc tế ADSR tổ chức Tiêu biểu hội nghị công nghệ cấu trúc hệ thống điều khiển máy gia tốc (Technology and Componens of Accelerator Driven Systems) tổ chức liên tục ba năm lần, năm 2010 [26-28] Ở nước Châu Âu, có nỗ lực lị phía ngồi Kết tính tốn thơng lượng có giá trị lớn tâm lị giảm dần phía ngồi cạnh lị; thơng lượng neutron dọc theo bán kính ứng với góc khác có dạng gần giống Tương tự trường hợp trên, kết cho thấy phân bố đẳng hướng (không phụ thuộc vào góc) neutron 3.4 Phân bố thơng lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori urani Thơng lượng neutron tính tốn sở cấu trúc nhiên liệu hỗn hợp T h233 U O2 ; T h235 U O2 Các kết so sánh sử dụng nhiên liệu U O2 truyền thống Tỷ lệ thori, urani cho tính tốn với nhiều tỷ lệ khác Chương trình MCNP5 sử dụng để tính tốn phân bố thông lượng neutron phần Các kết tính tốn bao gồm: phân bố thơng lượng neutron dọc theo bán kính, dọc theo chiều cao lõi lị, theo lượng neutron phát so sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu U O2 , T h233 U O2 , T h235 U O2 3.4.1 Thơng lượng neutron dọc theo bán kính Kết cho thấy thông lượng neutron nhiệt neutron nhanh giảm dần từ lõi phía ngồi tốc độ giảm khác Thông lượng neutron nhiệt giảm dần từ đến 2,5 cm, thông lượng neutron nhanh giảm mạnh từ 2,5 cm đến cm So sánh neutron nhiệt neutron nhanh cho thấy thông lượng neutron nhanh lớn neutron nhiệt bán kính từ đến cm, từ cm trở thơng lượng neutron nhiệt lại lớn hơn, điều hợp lý xa tâm lị tỉ lệ neutron nhanh nhiệt hóa để thành neutron nhiệt cao so với gần tâm lị So sánh thơng lượng neutron hỗn hợp T h233 U O2 với T h235 U O2 , cho thấy chúng hồn tồn khơng có khác biệt So sánh với kết tác giả Hassanzadeh C.Rubbia [5-8] cho thấy có tương đồng hình dạng, thơng lượng neutron nghiên cứu cao 20 3.4.2 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lị Kết tính tốn thơng lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò ứng với hỗn hợp Th, U-233 hỗn hợp Th, U235 tính tốn Kết cho thấy, thơng lượng neutron đối xứng qua tâm lị, thơng lượng neutron nhiệt lớn so với neutron nhanh, tăng từ vị trí đạt giá trị cực đại vị trí tâm lị khoảng 35 cm sau giảm dần Kết hỗn hợp T h233 U O2 hoàn toàn tương tự với hỗn hợp T h235 U O2 3.4.3 Phân bố thông lượng neutron theo lượng Kết cho thấy, thông lượng neutron phân hạch phụ thuộc mạnh vào lượng neutron phát Ở số vị trí xuất đỉnh cực đại cho hai loại nhiên liệu hỗn hợp Kết cho thấy thông lượng neutron theo lượng hai loại hỗn hợp nhiên liệu hợp T h233 U O2 T h235 U O2 giống Tuy nhiên, có xuất số đỉnh khác biệt hình dạng phổ Điều giải thích khác biệt tiết diện tương tác với neutron hai loại nhiên liệu này, cần tiếp tục nghiên cứu sâu 3.4.4 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu U O2 , T h233 U O2 T h235 U O2 Để có thêm sở cho việc đánh giá khả sử dụng thori, hỗn hợp thori urani cho ADSR sử dụng chì lỏng làm bia tương tác tải nhiệt, phần so sánh phân bố thông lượng neutron trường hợp nhiên liệu hỗn hợp thori-urani với nhiên liệu urani truyền thống sử dụng từ trước đến Các phân bố thơng lượng neutron tính tốn dọc theo chiều cao, bán kính lõi lị, theo lượng neutron phát 21 □ Phân bố dọc theo chiều cao lõi lò Với loại nhiên liệu, phân bố thông lượng neutron nhiệt (TNF - thermal neutron flux), phân bố thông lượng neutron nhanh (FNF - fast neutron flux) phân bố thơng lượng neutron tồn phần (NF - neutron flux) tính tốn Kết cho thấy, với trường hợp nhiên liệu hỗn hợp T h233 U O2 T h235 U O2 có phân bố thông lượng neutron tương tự sử dụng nhiên liệu U O2 Tuy nhiên, giá trị cực đại thông lượng neutron trường hợp U O2 cao so với trường hợp T h233 U O2 T h235 U O2 Với nhiên liệu U O2 , thông lượng neutron cực đại vào khoảng 2, 3.1015 n.cm−2 s−1 , thông lượng cực đại neutron nhanh neutron nhiệt xấp xĩ với nhau, vào khoảng 2, 2.1015 n.cm−2 s−1 □ Phân bố dọc theo bán kính lõi lị Ứng với trường hợp nhiên liệu, phân bố thông lượng neuron nhiệt, neutron nhanh phân bố thơng lượng neutron tồn phần tính tốn Kết cho thấy, trường hợp nhiên liệu khác nhau, phân bố thông lượng neutron nhiệt, nhanh tồn phần có hình dạng tương tự Thông lượng neutron đạt cực đại gần tâm giảm dần phía ngồi lõi Thơng lượng neutron nhanh lớn thơng lượng neutron nhiệt vị trí từ tâm lị đến khoảng vị trí R = 3cm, xa thơng lượng neutron nhanh giảm nhanh từ vị trí trở thơng lượng neutron nhiệt lại lớn Điều dễ dàng thấy được, xa neutron nhanh bị lượng tương tác chuyển thành neutron nhiệt □ Phân bố thông lượng neutron theo lượng neutron phát Kết cho thấy phân bố thông lượng neutron theo lượng lượng trường hợp nhiên liệu (T h233 U )O2 (T h235 U )O2 có dạng tương tự trường hợp U O2 Vị trí đỉnh hồn tồn tương tự với Các kết tính tốn phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao, dọc theo bán kính theo lượng neutron phát với hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 ; T h235 U O2 U O2 cho thấy việc sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR 22 hồn tồn thực Vấn đề cần nghiên cứu tỷ lệ thành phần thori urani để ADSR hoạt động với cơng suất mong muốn, phục vụ cho yêu cầu cụ thể 3.5 Hệ số nhân neutron ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori Để có thêm sở đánh giá khả sử dụng thori hỗn hợp thori-urani ADSR sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác (p,n), vừa làm chất tải nhiệt, phần thực tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f ADSR với tỷ lệ thori khác thành phần nhiên liệu; với kết hợp U-233, U-235, U-238 Mơ hình tính tốn thiết lập giống phần trước, tính tốn kcode MCNP5 sử dụng để xác định hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f trường hợp Ở trường hợp, tính tốn mơ thực với 105 neutron chu kỳ (cycle), bỏ qua 100 chu kỳ đầu chọn 21 giá trị kef f từ chu kỳ 150 đến 250 Các kết cụ thể trình bày phần sau 3.5.1 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 Ở phần này, hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f tính tốn với hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 , với tỷ lệ thori khác Kết tỷ lệ thori hỗn hợp T h233 U O2 thấp hệ số nhân neutron hiệu dụng cao Khi khơng có thori hỗn hợp kef f trung bình 0.94216 dao động từ 0.96082 đến 0.92921; thori chiếm 20% hỗn giá trị trung bình, cực đại cực tiểu giảm đến giá trị 0.80124, 0.81693, 0.78452 Khi tỷ lệ thori tăng đến 40%, 60%, 80% hệ số nhân neutron giảm; đặc biệt thori chiếm 100% kef f giảm sâu; giá trị trung bình, cao thấp 23 0.01789, 0.01889 0.01770 Những kết cho thấy thori kết hợp với U-233, để đạt giá trị kef f tối thiểu tỷ lệ thori hỗn hợp khơng thể lớn 40% 3.5.2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f tính toán với hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 , với tỷ lệ thori khác Kết cho thấy tỷ lệ thori hỗn hợp T h235 U O2 thấp hệ số nhân neutron hiệu dụng cao Để đạt giá trị kef f tối thiểu tỷ lệ thori hỗn hợp lớn 40% 3.5.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f tính tốn với hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 , với tỷ lệ thori khác Kết cho thấy sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori kết hợp với U-238 hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f đạt đến giá trị yêu cầu tối thiểu để ADSR hoạt động với tỷ lệ thori Từ khẳng định việc sử dụng thori kết hoàn tồn khơng thể thực Những kết tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori-urani cho thấy nên kết hợp Th với U-233 thành phần nhiên liệu với tỷ lệ thích hợp 40%; có ADSR hoạt động tạo lượng dương Trong trường hợp ADSR hoạt động với mục tiêu khác tỷ lệ cần tính tốn xem xét lại 24 KẾT LUẬN Các kết nghiên cứu luận án giải hai mục tiêu chủ yếu đề ban đầu Mục tiêu thứ nhất: xây dựng thành công 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 mơ 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 thơng lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu 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 25 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 cơng trình tạp chí thuộc danh mục SCIE, thuộc ESCI thuộc SCOPUS Điều khẳng định độ tin cậy kết tính tốn luận án 26 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) [7] Tien, T M., Dung, T Q, Calculation of the neutron flux distribution in the accelerator driven subcritical reactor with (Th-233U)O2 and (Th-235U)O2 mix fuel, Journal of Physics: Conference Series (Vol 1451, No 1, p 012009, 2020 (Scopus) 27 [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) 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 28 [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 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 LA-UR-93-3080; CONF930168-9) 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., Acceleratorinduced 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 acceleratordriven light water reactor waste destruction without reprocessing, Nuclear Technology, 132(1), 66-93, 2000 29 [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 - ICTP- IC/2010/064Trieste- 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 - ICTP- IC/2010/056- TriesteItaly-2010 Nuclear Science and Tchnology- ISSN 18105408, 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 accelerator-driven 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 [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 30 [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, 173-178, 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 [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 31 [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), 505-543, 2001 [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 dissertation, Dissertation ˇ 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 32 [41] Radkowsky, A., Galperin, A., The nonproliferative light water thorium reactor: a new approach to light water reactor core technology, Nuclear Technology, 124(3), 215222, 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 accelerator-driven 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 comparison 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 pri[47] Demirkol, I., mary reaction at 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 33 [50] Giao, N M., Hang, V T D., Tien, T M., Ability to Make Accelerator-Driven 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 [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/ 34 ... Science and Technology, 55(2), 190-198, 2018 [22] Vu, T M., Kitada, T., Seed and blanket thorium-reprocessed fuel ADS: Multi-cycle approach for higher thorium utilization and TRU transmutation Annals... [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,... 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