(Luận án tiến sĩ) nghiên cứu khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc

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 KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO 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 CẢM ƠN Để hoàn thành luận án này, cố gắng học tập, nghiên cứu thân, tơi 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 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, ln 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 DANH MỤC CÁC BẢNG DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ MỞ ĐẦU CHƯƠNG TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU 1.1 Lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển bằ tốc (ADSR) 1.2 Tình hình phát triển ADSR 1.3 Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố neutro rắn cho ADSR 1.4 Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu lò hạt nhân truyền thống 1.5 Khả sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR 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 2.1.2 2.1.3 2.1.4 2.1.5 2.2 Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II tới hạn dùng chì lỏng nhiên liệu thori 2.2.1 2.2.2 2.2.3 CHƯƠNG TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU THORI CHO ADSR 3.1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori mơi trường chì lỏng 3.1.1 3.1.2 3.1.3 3.2 So sánh phân bố thông lượng neutron ADSR dùng chì lỏng, nhiên liệu hỗn hợp thori với ADSR dùng bia rắn, nhiên liệu hỗn hợp urani 3.2.1 3.2.2 3.2.3 3.3 Phân bố thông lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu thori 3.3.1 3.3.2 3.3.3 3.4 Phân bố thông lượng neutron bên ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori urani 3.4.1 3.4.2 3.4.3 3.4.4 3.5 Hệ số nhân neutron ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori 3.5.1 3.5.2 3.5.3 KẾT LUẬN KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 90 CÁC CÔNG TRÌNH NGHIÊN CỨU LIÊN QUAN ĐẾN ĐỀ TÀI TÀI LIỆU THAM KHẢO MỞ ĐẦU Năng lượng hạt nhân đóng vai trò quan trọng cho nhu cầu lượng chung giới, bối cảnh nguồn lượng khác ngày cạn kiệt Công nghệ hạt nhân từ xưa đến chủ yếu dựa hoạt động lò phản ứng hạt nhân truyền thống, với nhiên liệu chủ yếu urani Tuy nhiên, 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 Những thảm họa liên quan đến lượng hạt nhân xảy ra, Chernobyl hay Fukushima, khiến cho điện hạt nhân đứng trước nhiều thách thức Nhiều quốc gia giới phản đối việc xây dựng nhà máy điện hạt nhân lý Việc xây dựng, thiết kế lò phản ứng hướng đến giải vấn đề tồn Một hướng giải phát triển hệ thống lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc (Accelerator Driven Subcritical Reactor - ADSR) ADSR hoạt động dựa nguyên tắc là: 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 Ý tưởng lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc - ADSR, gọi kiểu lò phản ứng lai; đề cập đến vào thập niên 80 90, nhóm tác giả C.Rubbia [1]; K.Furukawa [2], C.D.Bowman [3] cộng Cho đến nay, ADSR nhiều người quan tâm nghiên cứu; ưu điểm vượt trội so với lò phản ứng hạt nhân truyền thống độ an tồn cao hơn, có cố xảy ra, cần dừng hoạt động máy gia tốc lị phản ứng dừng hoạt động; sử dụng nhiên liệu đa dạng, khả vừa huỷ rác thải phóng xạ vừa sản xuất lượng Một ưu điểm ADSR tiềm sử dụng thori làm nhiên liệu thay cho urani Thori tồn tự nhiên với đồng vị Th-232; trữ lượng thori nhiều khoảng lần so với urani, tổng lượng thori trái đất ước tính vào khoảng 1, 2.10 14 tấn; đất thơng thường chiếm khoảng phần triệu thori [4] Không giống urani, thori nhiên liệu phân hạch hạt nhân trực tiếp, nhiên chuyển đổi thành U-233 từ phản ứng bắt neutron từ Th-232 Mặc dù thori có khả tự phân hạch với neutron nhanh thích hợp; nhiên, việc chuyển đổi Th-232 thành U-233 phân hạch cho hiệu cao [4] Tiềm thori sản xuất lượng phân hạch công nhận số lò phản ứng, thuộc nhiều loại khác nhau, hoạt động cách dựa nhiên liệu thori Tuy nhiên, với chế hoạt động ADSR tiềm sử dụng thori lớn Nhiều nghiên cứu trước thực tính tốn tham số neutron cho mơ hình bia rắn, nhiên liệu chủ yếu urani Tuy nhiên việc sử dụng bia chì rắn sau thời gian phải thực thay bia, phải tạm dừng hoạt động lị phản ứng Một số nghiên cứu trước đề cập đến việc sử dụng bia lỏng chì [3] chì – bismuth nằm vùng nhỏ lõi, hướng đến chuyển đổi chất thải phóng xạ phát triển ADSR, chưa thực tính toán tham số neutron cách chi tiết để đánh giá cụ thể 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 ngồi Đây mơ hình mà giới chưa có nhiều nghiên cứu cụ thể 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 lị phản ứng Với mục tiêu thứ nhất, chương trình mơ MCNP sử dụng để xây dựng dựa thơng số lị phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark AI Ở đây, kiểu lò TRIGA Mark II chọn có nhiều nghiên cứu khác sử dụng mơ hình cho tính tốn cho ADSR [5-8], từ dễ dàng so sánh kết luận án với kết khác, để có độ tin cậy cao Với mục tiêu thứ hai, luận án thực tính tốn như: tính tốn đặc trưng neutron sinh từ tương tác (p,n) dựa đề xuất sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác chất tải nhiệt Các kết tính tốn cụ thể bao gồm phân bố lượng, phân bố góc neutron phát ra; với hiệu suất phát neutron vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo lượng theo góc khối; nghiên cứu phổ phóng xạ hạt nhân thori mơi trường chì lỏng phân bố thông lượng neutron bên ADSR sử dụng thori làm nhiên liệu Kết bao gồm việc xác định loại tia phóng xạ sinh ra, hạt nhân tạo thành; phổ lượng tia alpha, beta, gamma, neutrino; lượng cực tiểu, trung bình cực đại hạt nhân con; tính tốn phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao, bán kính lị; theo lượng phân bố góc neutron phát Những tính tốn thực sở khai thác liệu, kĩ thuật tính tốn có độ tin cậy cao, sử dụng phổ biến từ trước đến lĩnh vực nghiên cứu lò phản ứng như: thư viện liệu JENDL, chương trình mơ mỏng tính tốn GEANT4, MCNP5, MCNPX Nội dung luận án ngồi phần mở đầu, nội dung trình bày thành chương: • Chương trình bày tổng quan vấn đề nghiên cứu liên quan đến 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 h 233 U O2 T h 235 U O2 cho thấy: phân bố thông lượng neutron sử dụng U O2 làm nhiên liệu tương tự sử dụng T h 233 U O2 T h 235 U O2 làm nhiên liệu Thông lượng neutron nhiệt tăng từ lõi bên ngoài, giá trị cực đại khoảng từ 6.10 6.10 15 14 −2 −1 n.cm s đến 1, −2 −1 n.cm s ; vị trí khoảng 35 cm, sau giảm dần xa lõi Thơng lượng neutron nhanh tăng từ lõi ngoài, đạt giá trị lớn vào khoảng 6.10 14 −2 −1 n.cm s vị trí khoảng 35 cm, sau giảm dần phía ngồi lõi Kết tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng cho thấy hệ số keff 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 toàn khả thi; cần nhiều nghiên cứu, tính tốn 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 trò 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 thông 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 h 233 U O2 T h 235 U O2 so sánh với phân bố thông lượng neutron trường hợp nhiên liệu U O 2; 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 cơng 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 q 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 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 10 13 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 In-ternational Conference on Advances in Computational Science and En-gineering, 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 sub-critical 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), Jour-nal 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, Detec-tors 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 experimen- tal 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 neu-tron production in proton reactions with heavy targets, IAEA - ICTPIC/2010/056- Trieste-Italy-2010 Nuclear Science and TchnologyISSN 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 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 acceleratordriven 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 transmuta-tion 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 thoriumreprocessed fuel ADS for future reactors in Vietnam, Science and Technology of Nu-clear 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 In-ternational 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., Măuller, A C., , Artioli11, C., Achievements and lessons learnt within the Domain DESIGN of the Integrated Project EUROTRANS, Technology and Components of Karlsruhe, OECD-NEA, 47-52, 2011 97 Accelerator-driven Systems, [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., , Wlaz o, 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, Nu-clear 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, Nu-clear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Acceler-ators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 463(3), 505-543, 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 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 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 [47] ˙ Demirkol, I , Tel, E., Multiplicity of particles per primary 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 [50] Giao, N M., Hang, V T D., Tien, T M., Ability to Make AcceleratorDriven Sub-Critical Reactor System (ADS) Without A Separate Spalla-tion 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 acceleratordriven 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 man-agement, 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 ... thori làm nhiên liệu 1.1 Lò phản ứng hạt nhân tới hạn điều khiển máy gia tốc (ADSR) Quá trình xảy lò phản ứng hạt nhân điều khiển máy gia tốc biến đổi hạt nhân dựa phản ứng bắn phá hạt nhân nặng hạt. .. DỤC VÀ ĐÀO TẠO 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... Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu lò hạt nhân truyền thống 1.5 Khả sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR CHƯƠNG MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU