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

013 3.50E+013 4.00E+013 4.50E+013 5.00E+013 5.50E+013 6.00E+013 6.50E+013 7.00E+013 7.50E+013 8.00E+013 65 55 45 35 25 15 5 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) L ( c m ) N ¨ n g l ­ î n g n e u t r o n p h ¸ t r a ( M e V ) (b) 0 2 4 6 8 10 0.00E+000 5.00E+013 1.00E+014 1.50E+014 2.00E+014 2.50E+014 3.00E+014 3.50E+014 4.00E+014 4.50E+014 5.00E+014 5.50E+014 6.00E+014 6.50E+014 7.00E+014 7.50E+014 8.00E+014 24 20 16 12 10 8 6 4 2 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) R ( c m ) N ¨ n g l ­ î n g n e u t r o n p h ¸ t r a ( M e V ) (c) Hình 3.10: Thông lượng neutron được tính ứng với vị trí một số góc như 250, 450, 600, 750, 850 (hình 3.10a); dọc theo chiều cao từ 5 cm đến 65 cm (hình 3.10b), và theo bán kính lò từ 2 cm đến 24 cm (hình 3.10c) 62 Kết quả tính toán phân bố thông lượng theo năng lượng neutron phát ra ứng với các vị trí góc khác nhau cho thấy, với các neutron có năng lượng càng thấp thì phân bố thông lượng neutron càng lớn, tập trung ở khoảng từ 0 đến 0,5 MeV sau đó giảm mạnh cho tới mức năng lượng khoảng 4 MeV và hầu như không đổi khi năng lượng lớn hơn 4 MeV. Phân bố thông lượng theo năng lượng của neutron gần như không thay đổi ứng với các vị trí góc khác nhau. Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra, cho thấy có có dạng tương tự nhau ứng với các vị trí khác nhau dọc theo chiều cao. Thông lượng neutron đạt cực đại ở vị trí giữa lò, vào khoảng 7, 3.1014 n.cm−2s−1 với mức năng lượng neutron khoảng từ 0,3 MeV đến 0,5 MeV. Vùng có thông lượng cực đại nằm ở khoảng vị trí L từ 25 cm đến 45 cm, và giảm dần ra hai phía. Kết quả phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra, ứng với các vị trí dọc theo bán kính từ tâm lò ra phía ngoài cho thấy thông lượng neutron tăng trong khoảng năng lượng từ 0,3 đến 0,5 MeV và giảm mạnh cho tới mức năng lượng khoảng 7 MeV. Trong miền năng lượng này, phân bố thông lượng neutron có hình dạng tương tự nhau chỉ khác nhau về độ lớn khi thông số bán kính R thay đổi. Ở miền năng lượng lớn hơn 7 MeV, thông lượng neutron gần như không đổi ngay cả khi bán kính R thay đổi. 3.3.2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao Ở phần này, thông lượng neutron dọc theo chiều cao ứng với các vị trí góc khác nhau, và các vị trí khác nhau dọc theo bán kính được tính toán. Các kết quả tính toán được trình bày trên hình 3.11. Ở hình 3.11a là kết quả được tính toán ở các vị trí góc khác nhau và hình 3.11b là theo các vị trí khác nhau dọc theo bán kính. 63 010 20 30 40 50 60 70 0.00E+000 1.00E+015 2.00E+015 3.00E+015 4.00E+015 5.00E+015 6.00E+015 7.00E+015 85 80 70 65 55 50 35 20 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) G ã c ( ® é ) L ( c m ) (a) 0 10 20 30 40 50 60 70 2.00E+015 4.00E+015 6.00E+015 8.00E+015 1.00E+016 1.20E+016 26.25 22.75 19.25 15.75 12.25 8.75 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) R ( c m ) L ( c m ) (b) Hình 3.11: Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao, ứng với các vị trí 8,75 cm, 12,25 cm 15,75 cm, 19,25 cm, 22,75 cm, 26,25 cm dọc theo bán kính 64 Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao ứng với các vị trí góc khác nhau cho thấy thông lượng neutron không phụ thuộc vào vị trí góc, đạt cực đại ở giữa lò và giảm dần về hai phía. Kết quả cho thấy phân bố thông lượng neutron theo chiều cao ứng với các vị trí khác nhau dọc theo bán kính của lõi lò phản ứng cũng là đối xứng với nhau qua vị trí trung tâm lò phản ứng. Thông lượng neutron đạt cực đại tại tâm lò và giảm dần về hai phía. Kết quả này là hoàn toàn phù hợp với lý thuyết của lò phản ứng. Như vậy, các kết quả ở phần này cũng cho thấy thông lượng neutron không phụ thuộc vào góc nhưng phụ thuộc mạnh vào vị trí trên trục bán kính của lò như được chỉ ra trong hình 3.10 b,c. 3.3.3 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính Phần này trình bày kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron dọc theo các vị trí trên trục bán kính, từ tâm lò ra phía ngoài. Các kết quả được trình bày trên hình 3.12. Kết quả tính toán thông lượng có giá trị lớn nhất tại tâm lò và giảm dần ra phía ngoài cạnh lò; thông lượng neutron dọc theo bán kính ứng với các góc khác nhau có dạng gần giống như nhau. Tương tự như trường hợp trên, kết quả cũng cho thấy sự phân bố đẳng hướng (không phụ thuộc vào góc) của neutron. 65 05 10 15 20 25 30 0.00E+000 5.00E+015 1.00E+016 1.50E+016 2.00E+016 2.50E+016 85 80 70 65 55 45 35 20 G ã c ( ® é ) R ( c m ) T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) Hình 3.12: Phân bố thông lượng neutron theo bán kính, ứng với các vị trí góc 200, 350, 450, 550, 650, 700, 800, 850. 66 3.4 Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori và urani Trong phần này, thông lượng neutron được tính toán trên cơ sở cấu trúc nhiên liệu là hỗn hợp Th233UO2; Th 235UO2. Các kết quả được so sánh khi sử dụng nhiên liệu UO2 truyền thống. Tỷ lệ giữa thori, urani được cho trong bảng 3.4. Chương trình MCNP5 được sử dụng để tính toán phân bố thông lượng neutron như các phần trên. Bảng 3.4: Tỷ lệ thành phần urani và thori Nhiên liệu O U-235 Th-232 U-238 U-233 Mật độ (g.cm−3) UO2 tự nhiên 0,11850 0,006170 - 0,87531 - 10,14 Th235UO2 0,12119 0,014460 0,8643 - - 10,00 Th233UO2 0,12120 - 0,8665 - 0,0123 10,14 Các kết quả tính toán bao gồm: phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính, dọc theo chiều cao của lõi lò, theo năng lượng neutron phát ra và so sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu UO2, Th 233UO2, Th 235UO2 3.4.1 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính Kết quả tính toán thông lượng neutron dọc theo bán kính lõi lò được trình bày trong hình 3.13(a,b,c). Kết quả cho thấy thông lượng neutron nhiệt và neutron nhanh đều giảm dần từ lõi ra phía ngoài nhưng tốc độ giảm khác nhau. Thông lượng neutron nhiệt giảm dần từ 0 đến 2,5 cm, thông lượng neutron nhanh giảm mạnh từ 2,5 cm đến 5 cm. So sánh giữa neutron nhiệt và neutron nhanh cho thấy thông lượng neutron nhanh lớn hơn neutron nhiệt ở bán kính từ 0 đến 3,5 cm, từ 3,5 cm trở đi thì thông lượng đối với neutron nhiệt lại lớn hơn, điều này là hợp lý vì ở xa tâm lò tỉ lệ neutron nhanh được nhiệt hóa để thành neutron nhiệt càng cao hơn so với ở gần tâm lò. So sánh thông lượng neutron 67 giữa hỗn hợp Th233UO2 với Th 235UO2, cho thấy chúng hoàn toàn không có sự khác biệt. So sánh với kết quả của các tác giả Hassanzadeh và C.Rubbia [5-8] cho thấy có sự tương đồng về hình dạng, nhưng thông lượng neutron trong nghiên cứu này cao hơn. 0 5 10 15 20 25 30 0.0E+00 2.0E+15 4.0E+15 6.0E+15 8.0E+15 1.0E+16 1.2E+16 1.4E+16 1.6E+16 1.8E+16 (Th- 233 U)O 2 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n . c m - 2 s - 1 ) R (cm) Thông lu ng neutron nhi t Thông lu ng neutron nhanh Thông lu ng neutron (a) 0 5 10 15 20 25 30 0.0E+00 2.0E+15 4.0E+15 6.0E+15 8.0E+15 1.0E+16 1.2E+16 1.4E+16 1.6E+16 1.8E+16 (Th- 235 U)O 2 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) R (cm) Thông lu ng neutron nhi t Thông lu ng neutron nhanh Thông lu ng neutron (b) 0 5 10 15 20 25 30 0.0E+00 2.0E+15 4.0E+15 6.0E+15 8.0E+15 1.0E+16 1.2E+16 1.4E+16 1.6E+16 1.8E+16 (Th-U233)O2 (Th-U235)O2 Th 233 UO 2 Th 235 UO 2 R ( c m ) T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) (c) Hình 3.13: Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 68 3.4.2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò Kết quả tính toán thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò ứng với hỗn hợp Th, U-233 được chỉ ra trên hình 3.14 và hỗn hợp Th, U-235 được trình bày như hình 3.15. Kết quả cho thấy, thông lượng neutron đối xứng qua tâm lò, thông lượng neutron nhiệt lớn hơn so với neutron nhanh, tăng từ vị trí 0 và đạt giá trị cực đại ở vị trí tâm lò khoảng 35 cm sau đó giảm dần. Kết quả của hỗn hợp Th233UO2 là hoàn toàn tương tự với hỗn hợp Th235UO2. So sánh kết quả phân bố thông lượng neutron giữa hỗn hợp nhiên liệu chứa U-233 và U-235, như trong hình 3.16 ta thấy giữa các kết quả này không có nhiều khác biệt. 0 10 20 30 40 50 60 70 80 0.0E+00 2.0E+14 4.0E+14 6.0E+14 8.0E+14 1.0E+15 1.2E+15 1.4E+15 1.6E+15 1.8E+15 2.0E+15 2.2E+15 2.4E+15 L (cm) (Th- 233 U)O 2 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) Thông l ng neutron nhi t Thông l ng neutron nhanh Thông l ng neutron Hình 3.14: Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò, với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-233 69 0 10 20 30 40 50 60 70 80 0.0E+00 2.0E+14 4.0E+14 6.0E+14 8.0E+14 1.0E+15 1.2E+15 1.4E+15 1.6E+15 1.8E+15 2.0E+15 2.2E+15 2.4E+15 L (cm) (Th- 235 U)O 2 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) Thông l ng neutron nhi t Thông l ng neutron nhanh Thông l ng neutron Hình 3.15: Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò, với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-235 0 10 20 30 40 50 60 70 80 0.0E+00 5.0E+14 1.0E+15 1.5E+15 2.0E+15 2.5E+15 L (cm) T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n . c m - 2 . s - 1 ) Th 233 UO 2 Th 235 UO 2 Hình 3.16: Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò, với nhiên liệu là hỗn hợp Th,U-233 và Th,U-235 70 3.4.3 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron theo năng lượng được trình bày như hình vẽ 3.17. Kết quả cho thấy, thông lượng neutron phân hạch phụ thuộc mạnh vào năng lượng neutron phát ra. Ở một số vị trí xuất hiện các đỉnh cực đại cho cả hai loại nhiên liệu hỗn hợp. Kết quả cũng cho thấy thông lượng neutron theo năng lượng đối với hai loại hỗn hợp nhiên liệu hợp Th233UO2 và Th 235UO2 là khá giống nhau. Tuy nhiên, có xuất hiện một số đỉnh khác biệt trong hình dạng phổ. Điều này có thể được giải thích bằng sự khác biệt về tiết diện tương tác với neutron của hai loại nhiên liệu này, và cần được tiếp tục nghiên cứu sâu hơn. 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 0.00E+000 5.00E+012 1.00E+013 1.50E+013 2.00E+013 2.50E+013 3.00E+013 3.50E+013 (Th- 235 U)O 2 Th 233 UO 2 Th 235 UO 2 N ¨ n g l ­ î n g n e u t r o n ( M e V ) T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) (Th- 233 U)O 2 Hình 3.17: Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng 71 3.4.4 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu UO2, Th233UO2 và Th 235UO2 Để có thêm cơ sở cho việc đánh giá khả năng sử dụng thori, cũng như hỗn hợp thori và urani cho ADSR sử dụng chì lỏng làm bia tương tác và tải nhiệt, phần này so sánh phân bố thông lượng neutron trong trường hợp nhiên liệu hỗn hợp thori-urani với nhiên liệu urani truyền thống đã được sử dụng từ trước đến nay. Các phân bố thông lượng neutron cũng được tính toán dọc theo chiều cao, bán kính lõi lò, và theo năng lượng neutron phát ra. □ Phân bố dọc theo chiều cao của lõi lò Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi lò với nhiên liệu urani được thể hiện thể hiện trên hình 3.18; kết quả so sánh phân bố thông lượng neutron trong trường hợp nhiên liệu hỗn hợp thori-urani với nhiên liệu urani được chỉ ra trên hình 3.19. 0 10 20 30 40 50 60 70 80 0.0E+00 2.0E+14 4.0E+14 6.0E+14 8.0E+14 1.0E+15 1.2E+15 1.4E+15 1.6E+15 1.8E+15 2.0E+15 2.2E+15 2.4E+15 UO 2 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n . c m - 2 . s - 1 ) L (cm) Thông lu ng neutron nhi t Thông lu ng neutron nhanh Thông lu ng neutron Hình 3.18: Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi lò, với nhiên liệu sử dụng là UO2 72 0 10 20 30 40 50 60 70 2.0E+14 4.0E+14 6.0E+14 8.0E+14 1.0E+15 1.2E+15 1.4E+15 1.6E+15 1.8E+15 2.0E+15 2.2E+15 2.4E+15 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) L (cm) UO 2 - TNF UO 2 - FNF UO 2 - NF Th 233 UO 2 - TNF Th 233 UO 2 - FNF Th 233 UO 2 - NF Th 235 UO 2 - TNF Th 235 UO 2 - FNF Th 235 UO 2 - NF Hình 3.19: So sánh phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi lò, với nhiên liệu sử dụng là UO2, Th 233UO2 và Th 235UO2 Với mỗi loại nhiên liệu, phân bố thông lượng neutron nhiệt (TNF - ther- mal neutron flux), phân bố thông lượng neutron nhanh (FNF - fast neutron flux) và phân bố thông lượng neutron toàn phần (NF - neutron flux) được tính toán. Kết quả cho thấy, với trường hợp nhiên liệu là hỗn hợp Th233UO2 và Th235UO2 có phân bố thông lượng neutron tương tự như khi sử dụng nhiên liệu UO2. Tuy nhiên, giá trị cực đại của thông lượng neutron trong trường hợp UO2 cao hơn so với trường hợp Th 233UO2 và Th 235UO2. Với nhiên liệu UO2, thông lượng neutron cực đại vào khoảng 2, 3.10 15 n.cm−2s−1, thông lượng cực đại của neutron nhanh và neutron nhiệt xấp xĩ với nhau, vào khoảng 2, 2.1015 n.cm−2s−1. Điều này có thể được giải thích trên cơ sở là tiết diện phân hạch của UO2 cao hơn so với hai hỗn hợp nhiên liệu còn lại. Các vị trí thông lượng cực đại đều nằm ở giữa và giảm dần về hai phía. □ Phân bố dọc theo bán kính lõi lò 73 Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lò với nhiên liệu urani được thể hiện thể hiện trên hình 3.20; kết quả so sánh phân bố thông lượng neutron trong trường hợp nhiên liệu hỗn hợp thori-urani với nhiên liệu urani được chỉ ra trên hình 3.21. Ứng với mỗi trường hợp nhiên liệu, phân bố thông lượng neuron nhiệt, neutron nhanh và phân bố thông lượng neutron toàn phần được tính toán. Kết quả cho thấy, đối với các trường hợp nhiên liệu khác nhau, phân bố 0 5 10 15 20 25 30 0.0E+00 2.0E+15 4.0E+15 6.0E+15 8.0E+15 1.0E+16 1.2E+16 1.4E+16 1.6E+16 1.8E+16 UO 2 T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) R (cm) Thông l ng neutron nhi t Thông l ng neutron nhanh Thông l ng neutron Hình 3.20: Phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi lò, với nhiên liệu sử dụng là UO2 thông lượng neutron nhiệt, nhanh và toàn phần đều có hình dạng tương tự như nhau. Thông lượng neutron đều đạt cực đại ở gần tâm và giảm dần ra phía ngoài lõi. Thông lượng neutron nhanh lớn hơn thông lượng neutron nhiệt ở vị trí từ tâm lò đến khoảng vị trí R = 3cm, càng ra xa thì thông lượng neutron nhanh càng giảm nhanh hơn từ vị trí này trở đi thì thông lượng neutron nhiệt lại lớn hơn. Điều này dễ dàng thấy được, do càng ra xa thì neutron nhanh bị mất năng lượng do tương tác và chuyển thành neutron 74 nhiệt. 0 5 10 15 20 25 30 0E+00 1E+15 2E+15 3E+15 4E+15 5E+15 6E+15 7E+15 8E+15 9E+15 1E+16 1E+16 1E+16 1E+16 1E+16 2E+16 2E+16 2E+16 2E+16 Thermal Neutron Flux Fast Neutron Flux Neutron Flux Thermal Neutron Flux Fast Neutron Flux Neutron Flux Thermal Neutron Flux Fast Neutron Flux Neutron Flux UO 2 - TNF UO 2 - FNF UO 2 - NF Th 233 UO 2 - TNF Th 233 UO 2 - TNF Th 233 UO 2 - NF Th 235 UO 2 - TNF Th 235 UO 2 - FNF Th 235 UO 2 - NF T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) R ( c m ) Hình 3.21: So sánh phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi lò, với nhiên liệu sử dụng là UO2, Th 233UO2 và Th 235UO2 □ Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra với nhiên liệu urani và kết quả so sánh phân bố thông lượng neutron trong trường hợp nhiên liệu hỗn hợp thori-urani với nhiên liệu urani được chỉ ra trên hình 3.22. Kết quả cho thấy phân bố thông lượng neutron theo năng lượng lượng trường hợp nhiên liệu là (Th233U)O2 và (Th 235U)O2 có dạng tương tự như trong trường hợp UO2. Vị trí các đỉnh hoàn toàn tương tự với nhau. Các kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao, dọc theo bán kính và theo năng lượng neutron phát ra với các hỗn hợp nhiên liệu Th233UO2 Th 235UO2 và UO2 cho thấy việc sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR là hoàn toàn có thể thực hiện được. Vấn đề cần nghiên cứu là tỷ lệ thành phần giữa thori và urani như thế nào để ADSR có thể hoạt động với 75 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 0.0E+00 5.0E+12 1.0E+13 1.5E+13 2.0E+13 2.5E+13 3.0E+13 3.5E+13 Th 235 UO 2 Th 233 UO 2 UO 2 Th 233 UO 2 Th 235 UO 2 N ¨ n g l ­ î n g n e u t r o n ( M e V ) T h « n g l ­ î n g n e u t r o n ( n c m - 2 s - 1 ) UO 2 Hình 3.22: So sánh phân bố thông lượng neutron theo năng lượng các hỗn hợp nhiên liệu khác nhau công suất mong muốn, phục vụ cho từng yêu cầu cụ thể. 3.5 Hệ số nhân neutron trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori Mục tiêu của các lò phản ứng dưới tới hạn là sinh ra năng lượng và sử dụng số neutron dư cho việc biến đổi chất thải hạt nhân. Do đó, việc đánh giá đến mức độ năng lượng được sinh ra bởi sự phân hạch trong môi trường nhân neutron lớn hơn năng lượng của chùm hạt cơ bản là điều quan trọng. Các chùm proton được sản xuất với hiệu suất năng lượng hữu hạn do hiệu suất chuyển đổi năng lượng từ nhiệt sang điện (thường là 40% trong các lò phản ứng dự kiến) và hiệu suất gia tốc. Đối với các máy gia tốc cường độ cao hiện nay, hầu hết năng lượng được sử dụng cho các tần số cao, không phù hợp với các máy gia tốc cường độ thấp ở đó hầu hết năng lượng được dùng trong các thiết bị từ. Do đó các máy gia tốc cường độ cao được mong đợi cho hiệu suất 40%. Cuối cùng, tổng hiệu suất đối với việc gia tốc proton 76 được dự kiến nằm trong vùng lân cận 0,16. Điều này dẫn đến một giá trị tối thiểu của hệ số nhân để có được sự sinh năng lượng dương thì keff tối thiểu phải từ 0.68 trở lên [9]. Để có thêm cơ sở đánh giá khả năng sử dụng thori và hỗn hợp thori-urani trong ADSR sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác (p,n), vừa làm chất tải nhiệt, phần này thực hiện tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng keff trong ADSR với các tỷ lệ thori khác nhau trong thành phần nhiên liệu; với lần lượt kết hợp cùng U-233, U-235, U-238. Mô hình tính toán được thiết lập giống như ở các phần trước, tính toán kcode trong MCNP5 được sử dụng để xác định hệ số nhân neutron hiệu dụng keff trong mỗi trường hợp. Ở mỗi trường hợp, tính toán mô phỏng được thực hiện với 105 neutron trong 1 chu kỳ (cycle), bỏ qua 100 chu kỳ đầu và chọn 21 giá trị keff từ chu kỳ 150 đến 250. Các kết quả cụ thể được trình bày ở phần sau. 3.5.1 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff với hỗn hợp nhiên liệu Th233UO2 Ở phần này, hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán với hỗn hợp nhiên liệu Th233UO2, với tỷ lệ thori khác nhau, kết quả chi tiết được trình bày như bảng 3.5 và hình 3.23, 3.24. 77 Bảng 3.5: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th233UO2 với tỷ lệ thori khác nhau Chu Tỷ lệ Th-233 (%) kỳ 0 20 40 60 80 100 150 0.93936 0.78780 0.64559 0.42375 0.17431 0.01767 155 0.92314 0.80673 0.63509 0.42871 0.17938 0.01787 160 0.93482 0.79485 0.63672 0.42561 0.17604 0.01833 165 0.95368 0.81206 0.65596 0.42651 0.17083 0.01781 170 0.94891 0.80149 0.63282 0.42637 0.17505 0.01799 175 0.94636 0.79715 0.63324 0.43139 0.17065 0.01842 180 0.93440 0.80496 0.63184 0.43378 0.17318 0.01843 185 0.93691 0.80686 0.63678 0.43968 0.17183 0.01836 190 0.92894 0.80212 0.63280 0.43003 0.17595 0.01840 195 0.95436 0.79514 0.62255 0.43608 0.17595 0.01784 200 0.95051 0.80769 0.62743 0.43674 0.17727 0.01773 205 0.96082 0.81036 0.63659 0.43562 0.17568 0.01708 210 0.94064 0.78624 0.63303 0.42981 0.17025 0.01747 215 0.94135 0.80406 0.61782 0.42409 0.16900 0.01715 220 0.95998 0.79455 0.64536 0.43009 0.17657 0.01762 225 0.93056 0.80601 0.63957 0.41805 0.17594 0.01889 230 0.94668 0.80082 0.63601 0.43320 0.16938 0.01726 235 0.94694 0.80664 0.62772 0.42643 0.17476 0.01825 240 0.94231 0.79909 0.63369 0.43103 0.17550 0.01736 245 0.93566 0.81693 0.64103 0.43467 0.17999 0.01807 250 0.92921 0.78452 0.63656 0.42553 0.17585 0.01770 kmax 0.96082 0.81693 0.65596 0.43968 0.17999 0.01889 kmin 0.92921 0.78452 0.63656 0.42553 0.17585 0.01770 kmean 0.94216 0.80124 0.63515 0.42986 0.17444 0.01789 78 140 160 180 200 220 240 260 0.60 0.65 0.70 0.75 0.80 0.85 0.90 0.95 1.00 k e f f Chu k Th-233(0%) Th-233(20%) Th-233(40%) Hình 3.23: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th233UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20% và 40%. Kết quả chỉ ra rằng khi tỷ lệ thori trong hỗn hợp Th233UO2 càng thấp thì hệ số nhân neutron hiệu dụng càng cao. Khi không có thori trong hỗn hợp thì keff trung bình là 0.94216 và dao động từ 0.96082 đến 0.92921; khi thori chiếm 20% trong hỗn thì các giá trị trung bình, cực đại và cực tiểu giảm đến các giá trị lần lượt là 0.80124, 0.81693, và 0.78452. Khi tỷ lệ thori tăng đến 40%, 60%, và 80% thì hệ số nhân neutron càng giảm; đặc biệt khi thori chiếm 100% thì keff giảm rất sâu; các giá trị trung bình, cao nhất và thấp nhất lần lượt là 0.01789, 0.01889 và 0.01770. Những kết quả này cho thấy khi thori kết hợp với U-233, để đạt được giá trị keff tối thiểu thì tỷ lệ thori trong hỗn hợp không thể lớn hơn 40%. 79 140 160 180 200 220 240 260 0.00 0.05 0.10 0.15 0.20 0.25 0.30 0.35 0.40 0.45 0.50 k e f f Chu k Th-233(60%) Th-233(80%) Th-233(100%) Hình 3.24: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th233UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80% và 100%. 3.5.2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff với hỗn hợp nhiên liệu Th235UO2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán với hỗn hợp nhiên liệu Th235UO2 , với tỷ lệ thori khác nhau, kết quả chi tiết được trình bày như bảng 3.6 và hình 3.25, 3.26. Kết quả cũng cho thấy khi tỷ lệ thori trong hỗn hợp Th235UO2 càng thấp thì hệ số nhân neutron hiệu dụng càng cao. Để đạt được giá trị keff tối thiểu thì tỷ lệ thori trong hỗn hợp không thể lớn hơn 40%. 80 140 160 180 200 220 240 260 0.40 0.45 0.50 0.55 0.60 0.65 0.70 k e f f Chu k Th-235(0%) Th-235(20%) Th-235(40%) Hình 3.25: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th235UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20% và 40%. 140 160 180 200 220 240 260 0.00 0.05 0.10 0.15 0.20 0.25 0.30 0.35 k e f f Chu k Th-235(60%) Th-235(80%) Th-235(100%) Hình 3.26: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th235UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80% và 100%. 81 Bảng 3.6: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th235UO2 với tỷ lệ thori khác nhau Chu Tỷ lệ Th-235 (%) kỳ 0 20 40 60 80 100 150 0.65864 0.55590 0.43091 0.28774 0.11432 0.01767 155 0.66248 0.55643 0.44374 0.27854 0.11992 0.01787 160 0.67392 0.55149 0.42547 0.27556 0.11392 0.01833 165 0.67053 0.54489 0.42695 0.28875 0.11619 0.01781 170 0.67018 0.54966 0.43910 0.28858 0.11697 0.01799 175 0.66577 0.55283 0.42010 0.28872 0.11851 0.01842 180 0.66713 0.54496 0.42693 0.29395 0.11041 0.01843 185 0.67096 0.55676 0.43111 0.28475 0.11291 0.01836 190 0.66621 0.56121 0.44714 0.28665 0.11428 0.01840 195 0.66035 0.53868 0.42950 0.29004 0.11399 0.01784 200 0.65044 0.55134 0.43266 0.28884 0.11643 0.01773 205 0.65465 0.57030 0.42533 0.28693 0.11884 0.01708 210 0.67418 0.54935 0.42594 0.28451 0.11568 0.01747 215 0.66428 0.55229 0.42791 0.28828 0.11310 0.01715 220 0.67780 0.54338 0.44604 0.28304 0.11494 0.01762 225 0.66604 0.55123 0.42157 0.27989 0.11400 0.01889 230 0.66628 0.54969 0.43037 0.28628 0.11383 0.01726 235 0.65000 0.54799 0.43277 0.28527 0.11404 0.01825 240 0.68295 0.54584 0.43571 0.28254 0.11036 0.01736 245 0.67118 0.56218 0.42646 0.28691 0.11476 0.01807 250 0.64916 0.54192 0.42562 0.28512 0.11264 0.01770 kmax 0.68295 0.57030 0.44714 0.29395 0.11992 0.01889 kmin 0.64916 0.54192 0.42562 0.28512 0.11264 0.01770 kmean 0.66538 0.55134 0.43101 0.28575 0.11476 0.01789 82 3.5.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff với hỗn hợp nhiên liệu Th238UO2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán với hỗn hợp nhiên liệu Th238UO2, với tỷ lệ thori khác nhau, kết quả chi tiết được trình bày như bảng 3.7 và hình 3.27, 3.28. 140 160 180 200 220 240 260 0.030 0.035 0.040 0.045 0.050 0.055 0.060 0.065 0.070 0.075 0.080 0.085 0.090 k e f f Chu k Th-238(0%) Th-238(20%) Th-238(40%) Hình 3.27: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th238UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20% và 40%. Kết quả cho thấy khi sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori kết hợp với U-238 thì hệ số nhân neutron hiệu dụng keff không thể đạt đến giá trị yêu cầu tối thiểu để ADSR hoạt động với bất kỳ tỷ lệ nào của thori. Từ đó có thể khẳng định việc sử dụng thori kết hợp U-238 là hoàn toàn không thể thực hiện được. Những kết quả tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori-urani cho thấy chỉ nên kết hợp Th với U-233 trong thành phần nhiên liệu với tỷ lệ thích hợp là ít hơn 40%; có như vậy ADSR 83 140 160 180 200 220 240 260 0.015 0.020 0.025 0.030 0.035 0.040 k e f f Chu k Th-238(60%) Th-238(80%) Th-238(100%) Hình 3.28: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th238UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80% và 100%. mới có thể hoạt động và tạo ra năng lượng dương. Trong những trường hợp ADSR hoạt động với các mục tiêu khác thì tỷ lệ này cần được tính toán xem xét lại. 84 Bảng 3.7: Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th238UO2 với tỷ lệ thori khác nhau Chu Tỷ lệ Th-238 (%) kỳ 0 20 40 60 80 100 150 0.07336 0.06267 0.03545 0.03545 0.02425 0.01767 155 0.07459 0.06425 0.03731 0.03731 0.02417 0.01787 160 0.07501 0.06194 0.03683 0.03683 0.02447 0.01833 165 0.08044 0.06151 0.03710 0.03710 0.02550 0.01781 170 0.07643 0.06471 0.03775 0.03775 0.02439 0.01799 175 0.07673 0.06273 0.03950 0.03950 0.02410 0.01842 180 0.07793 0.06130 0.03677 0.03677 0.02456 0.01843 185 0.07599 0.06426 0.03601 0.03601 0.02458 0.01836 190 0.07516 0.06357 0.03715 0.03715 0.02559 0.01840 195 0.07550 0.06300 0.03466 0.03466 0.02348 0.01784 200 0.08012 0.06414 0.03922 0.03922 0.02414 0.01773 205 0.07432 0.06220 0.03850 0.03850 0.02439 0.01708 210 0.07540 0.06388 0.03599 0.03599 0.02419 0.01747 215 0.07843 0.06507 0.03920 0.03920 0.02385 0.01715 220 0.07767 0.06725 0.03805 0.03805 0.02420 0.01762 225 0.07964 0.06514 0.03843 0.03843 0.02433 0.01889 230 0.07806 0.06518 0.03668 0.03668 0.02460 0.01726 235 0.07891 0.06354 0.03651 0.03651 0.02457 0.01825 240 0.07536 0.06207 0.03565 0.03565 0.02406 0.01736 245 0.07803 0.06508 0.03606 0.03606 0.02506 0.01807 250 0.07801 0.06683 0.03676 0.03676 0.02379 0.01770 kmax 0.08044 0.06725 0.03950 0.03950 0.02559 0.01889 kmin 0.07801 0.06683 0.03676 0.03676 0.02379 0.01770 kmean 0.07690 0.06382 0.03712 0.03712 0.02439 0.01789 85 Kết luận chương 3 Chương 3 trình bày các kết quả nghiên cứu phổ phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng, phân bố thông lượng neutron và hệ số nhân neu- tron bên trong ADSR với hỗn hợp nhiên liệu thori-urani với các tỷ lệ khác nhau. Nghiên cứu phổ phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng và phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng thori làm nhiên liệu: đây là vấn đề rất quan trọng trong việc xây dựng lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc. Kết quả bao gồm việc xác định các loại tia phóng xạ sinh ra, các hạt nhân con tạo thành; phổ năng lượng các tia alpha, beta, gamma, neutrino; năng cực tiểu, trung bình và cực đại của các hạt nhân con. Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron bên trong một ADSR bằng chương trình MCNP5. Kết quả cho thấy thông lượng neutron đối với các góc 250, 450, 600 và 850 là khá tương đồng và thông lượng neutron giảm theo năng lượng của neutron sinh ra. Kết quả cũng cho thấy dọc theo chiều cao, thông lượng neutron lớn nhất ở vị trí L khoảng từ 25 cm đến 45 cm; đối với mỗi vị trí, thông lượng neutron đạt cực đại đối với mức năng lượng neutron khoảng từ 0,3 MeV đến 0,5 MeV. Xét dọc theo bán kính, thông lượng neutron giảm dần từ trong ra ngoài; theo chiều cao ứng với các góc khác nhau thì gần như tương tự nhau. Đối với mỗi góc, thông lượng neutron đạt cực đại dọc theo chiều cao từ 30 cm đến 40 cm. Thông lượng neutron theo chiều cao ứng với các bán kính khác nhau thì cũng có sự khác biệt; ở các vị trí ứng với bán kính càng lớn thì thông lượng neutron càng giảm. Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron trong từng trường hợp cho thấy thông lượng neutron nhiệt và neutron nhanh theo bán kính đều giảm dần từ trong ra ngoài nhưng tốc độ giảm khác nhau. Thông lượng neutron nhiệt giảm dần từ 0 đến 2,5 cm; giảm nhanh từ 2,5 cm đến 5 cm. So sánh giữa neutron nhiệt và neutron nhanh cho thấy thông lượng neutron nhiệt lớn hơn neutron 86 nhanh ở bán kính từ 0 đến 3.5 cm, từ 3.5 cm trở đi thì thông lượng đối với neutron nhanh lại lớn hơn. Kết quả so sánh phân bố thông lượng neutron ứng với các trường hợp sử dụng nhiên liệu là UO2, Th 233UO2 và Th 235UO2 cho thấy: phân bố thông lượng neutron khi sử dụng UO2 làm nhiên liệu cũng tương tự như khi sử dụng Th233UO2 và Th 235UO2 làm nhiên liệu. Thông lượng neutron nhiệt tăng từ lõi ra bên ngoài, giá trị cực đại khoảng từ 6.1014 n.cm−2s−1 đến 1, 6.1015 n.cm−2s−1; ở vị trí khoảng 35 cm, sau đó giảm dần khi ra xa lõi. Thông lượng neutron nhanh cũng tăng từ lõi ra ngoài, đạt giá trị lớn nhất vào khoảng 6.1014 n.cm−2s−1 ở vị trí khoảng 35 cm, sau đó cũng giảm dần ra phía ngoài lõi. Kết quả tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng cho thấy hệ số keff khá ổn định khi sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori-urani; và để đảm bảo ADSR hoạt động hiệu quả cùng với việc tạo ra năng lượng dương thì tỷ lệ urani trong hỗn hợp urani-thori cần ít hơn 40%. Những kết quả này cho thấy khả năng sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR là hoàn toàn khả thi; nhưng vẫn cần nhiều nghiên cứu, tính toán chi tiết hơn. 87 KẾT LUẬN Các kết quả nghiên cứu trong luận án đã giải quyết được hai mục tiêu chủ yếu được đề ra ban đầu. Mục tiêu thứ nhất: 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. Mục tiêu thứ hai: 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 88 hỗn hợp của thori, cụ thể là Th233UO2 và Th 235UO2 và so sánh với phân bố thông lượng neutron trong trường hợp nhiên liệu UO2; các tính toán này bao gồm: phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra, phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao và dọc theo bán kính lõi lò. Với các tính toán hệ số nhân neutron cho nhiên liệu thori và hỗn hợp thori-urani: đã tính toán được hệ số nhân neutron bên trong ADSR với nhiên liệu thori và hỗn hợp thori-urani với các tỷ lệ khác nhau của thori trong thành phần nhiên liệu, từ đó đánh giá được tỷ lệ thori cần thiết để ADSR có thể hoạt động. Như vậy, có thể kết luận những đóng góp mới của luận án cho lĩnh vực khoa học chuyên ngành của nước ta là: đã xây dựng được mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng, khi đó chì lỏng đóng vai trò bia tương tác vừa là chất tải nhiệt cho ADSR, đồng thời đã đánh giá khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò này. Ý nghĩa khoa học 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. Các kết quả trong luận án đã được trình bày tại nhiều hội nghị trong nước và quốc tế, như Hội nghị Vật lý lý thuyết toàn quốc, hội nghị Khoa học và công nghệ hạt nhân toàn quốc, hội nghị quốc tế về các hệ thống năng lượng; công bố các công trình trên 1 tạp chí thuộc danh mục SCIE, 1 bài thuộc ESCI và 6 bài thuộc SCOPUS. Điều này đã khẳng định độ tin cậy của các kết quả tính toán trong luận án. 89 KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO Mặc dù luận án đã đánh giá được khả năng sử dụng thori cho lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc, tuy nhiên vẫn còn rất nhiều vấn đề cần nghiên cứu. Dự kiến trong tương lai, nhóm sẽ tập trung nghiên cứu vào một số vấn đề như: 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 90 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 neu- tron -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. 91 CÁC CÔNG 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 (Th- 235U)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. LA- UR-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 Meth- ods 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 accel- erator 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 - ICTP- IC/2010/064-Trieste- Italy-2010. [18]. Giao, N. M., Truc, L. T. T., Thu, N. T. A. Screening effect in (p, n) re- actions 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 - ICTP- IC/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 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. 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 thorium-reprocessed 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., Mu¨ller, A. C., ... , Artioli11, C., Achievements and lessons learnt within the Domain 1 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., ... , Wlaz lo, 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., Mat- sufuji, 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 dissertation, Dissertation Thesis, FJFI–CˇVUT, Prague., 2008. [39]. Lee, D., Neutron production with thorium fuel in accelerator driven sub- critical 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 Inter- national 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 com- 99 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 Accelerator- Driven 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]. [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 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]. 101