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.
Tình hình phát triển ADSR hiện nay
Kể từ khi được đề xuất, nhiều hội nghị quốc tế về Hệ thống Điều khiển bằng Máy Gia Tốc (ADSR) đã được tổ chức, trong đó nổi bật là hội nghị về công nghệ và cấu trúc các hệ thống này diễn ra ba năm một lần từ năm 2010 Tại châu Âu, có sự hợp tác chung nhằm thiết kế thử nghiệm một ADSR mang tên XT-ADS Dựa trên thiết kế này, Trung tâm Nghiên cứu Hạt nhân Bỉ (SCK.CEN) đã phát triển dự án MYRRHA, một lò phản ứng có khả năng hoạt động ở cả trạng thái tới hạn và dưới tới hạn Tại Ấn Độ, công tác phát triển ADSR cũng đã được chuẩn bị từ năm trước.
Vào năm 2002, Ấn Độ đã khởi động giai đoạn đầu tiên của chương trình nghiên cứu ADSR với việc phát triển máy gia tốc tuyến tính 10MeV, tạo ra dòng proton cường độ 10mA và sử dụng chì-bismuth làm bia tương tác Tại Nhật Bản, nghiên cứu ADSR chủ yếu diễn ra tại Trung tâm Nghiên cứu Hỗn hợp máy Gia tốc proton (PARC), hợp tác giữa KEK và IAEA Trung Quốc cũng có nhiều dự án phát triển ADSR, nổi bật là dự án C-ADS do Viện Hàn Lâm Khoa học Trung Quốc khởi xướng, với sự tham gia của nhiều viện nghiên cứu và trường đại học Từ năm 2012, Ukraine đã tham gia vào nghiên cứu ADSR thông qua Trung tâm Khoa học Quốc gia - Viện Vật lý và Công nghệ Kharkov, hợp tác với Phòng thí nghiệm Quốc gia Argonne của Mỹ.
- Argonne National Laboratory) đã xây dựng máy gia tốc tuyến tính và một hệ thống lò phản ứng dưới tới hạn [32].
Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố
Đã có rất nhiều nghiên cứu về phản ứng (p,n), phân bố neutron, thông lượng neutron trên thế giới, dưới đây là một số công trình nghiên cứu tiêu biểu.
Năm 1999, nhóm tác giả X Ledoux, F Borne, A Boudard và cộng sự đã nghiên cứu và tính toán phổ năng lượng của neutron được phát ra ở các góc khác nhau khi dòng proton với các năng lượng 0.8 MeV, 1.2 MeV và 1.6 MeV bắn phá lên bia chì.
Năm 1999, nhóm tác giả S Meigo và cộng sự đã sử dụng chương trình MCNP4A để tính toán phân bố thông lượng neutron từ bia chì dày, với năng lượng dòng proton lần lượt là 0.5 GeV và 1.5 GeV.
Vào năm 2000, nhóm tác giả A Letourneau, J Galin và F Goldenbaum đã tiến hành tính toán về neutron sinh ra từ các bia dày như W, Hg, Pb với dòng proton có năng lượng 0.4 GeV đến 2.5 GeV và kích thước bia 15 cm Năm 2001, G.S Bauer đã phân tích đặc trưng vật lý và kỹ thuật của các nguồn phân hạch neutron, trình bày kết quả tính toán phân bố góc của neutron khi bắn phá bia chì dày 20 cm bằng dòng proton 2 GeV Đến năm 2003, nhóm tác giả H Nifenecker, O Meplan và S David đã công bố kết quả tính toán hệ số nhân neutron trên mỗi proton tới cho nhiều loại bia khác nhau với các mức năng lượng proton đa dạng.
Kết quả nghiên cứu cho thấy, khi năng lượng dòng proton tới tăng, số neutron phát ra trên mỗi proton cũng tăng theo Năm 2008, A Krasa đã công bố nghiên cứu về phổ neutron phát ra trong phản ứng phân hạch trên bia chì với năng lượng dòng proton từ 0.7 đến 2.0 GeV Đến năm 2018, David Sangcheol Lee trong luận án tiến sĩ của mình đã trình bày nhiều kết quả nghiên cứu và tính toán liên quan đến phân bố neutron bên trong một ADSR.
Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân truyền thống
lò phản ứng hạt nhân truyền thống
Thori không phải là nhiên liệu phân hạch hạt nhân trực tiếp, nhưng có thể chuyển đổi thành U-233 thông qua phản ứng bắt neutron của Th-232 Mặc dù thori có khả năng tự phân hạch với neutron nhanh, việc chuyển đổi Th-232 thành U-233 mang lại hiệu quả cao hơn Nhiều loại lò phản ứng đã hoạt động dựa trên nhiên liệu thori kết hợp với các nhiên liệu khác Trong các nghiên cứu ban đầu, thori được sử dụng kết hợp với urani làm nguyên liệu phân hạch, với những người tiên phong như Alvin Weinberg, Ralph Moir và Edward Teller Thí nghiệm lò phản ứng muối nóng chảy (MSRE) đã thành công tại phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge (ORNL) ở Mỹ.
Vào năm 1969, lò phản ứng Radkowsky tại Nga đã chứng minh được khả năng hoạt động hiệu quả trong lĩnh vực năng lượng hạt nhân Tiềm năng của thorium trong sản xuất năng lượng phân hạch cũng đã được công nhận rộng rãi.
Khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho
Nhiều nhà nghiên cứu đã đề xuất sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR, với nhiều quốc gia đang phát triển các dự án liên quan Năm 1994, C Rubbia và cộng sự đã giới thiệu hệ thống ADSR hoạt động dựa trên neutron nhanh, sử dụng nhiên liệu thori tự nhiên và tái chế độc lập các nguyên tố actinide, với công suất nhiệt dự kiến khoảng 600 MW Trong đề xuất này, chì được sử dụng làm bia tương tác để tạo ra neutron Ngoài ra, C Rubbia cũng đề xuất sử dụng muối nóng chảy làm chất làm mát cho thori trong ADSR Một đề xuất khác là ADTR (Accelerator Driven Thorium Reactor) của nhóm tác giả Victoria B.
Nhật Bản đang nghiên cứu và phát triển công nghệ ADSR để chuyển hóa các chất thải phóng xạ dài ngày, nhằm giảm thiểu tác động tiêu cực đến môi trường.
Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng
Nhiều nghiên cứu trước đây đã tập trung vào bia rắn, nhưng luận án này đề xuất sử dụng chì lỏng làm bia trực tiếp trong lò phản ứng, cho phép dòng proton tương tác trực tiếp với chì lỏng Mặc dù chì lỏng có mật độ khối lượng thấp hơn chì rắn (10,66 g/cm³ so với 11,7 g/cm³), phương án này mang lại nhiều ưu điểm vượt trội.
- Không cần bia cho tương tác (p,n) riêng biệt.
Do chất lỏng trong lò luôn được đối lưu và bổ sung trong quá trình hoạt động, nên không cần phải thay bia hay chế tạo bia riêng biệt Điều này giúp lò phản ứng duy trì hoạt động liên tục mà không bị gián đoạn.
Toàn bộ chì nằm trên đường kính của lò phản ứng sẽ trở thành bia, dẫn đến việc chiều dài tương tác của bia tăng lên Kết quả là số neutron sinh ra cũng gia tăng.
Dựa trên ý tưởng đã nêu, một mô hình bia tương tác (p,n) với chì lỏng đã được phát triển nhằm tính toán các đặc trưng quan trọng của neutron, bao gồm phân bố năng lượng, phân bố góc phát ra của neutron, hệ số nhân neutron, và vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron theo năng lượng và góc khối Mô hình tương tác cơ bản được minh họa trong hình 2.1.
Giả thiết có một dòng proton cường độ 25 mA, bán kính 4 cm bắn vào bia chì lỏng, tạo tương tác (p,n).
Thông lượng neutron, hiệu suất sinh neutron và phân bố năng lượng neutron sẽ được nghiên cứu theo góc khối Các góc khối sẽ được phân chia để phục vụ cho việc khảo sát này.
Trong khoảng từ 0° đến 180°, có 18 khoảng được xác định Dữ liệu sử dụng để tính toán trong phần này được lấy từ thư viện dữ liệu JENDL (Japanese Evaluated Nuclear Data Library) năng lượng cao JENDL-HE-2007 của Nhật Bản.
Hình 2.1: Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng
Dựa trên mô hình tính toán và dữ liệu thu thập được, một chương trình đã được phát triển để tính toán các tham số liên quan đến phân bố và hiệu suất của neutron phát ra từ phản ứng (p,n) trên bia chì lỏng Kết quả của nghiên cứu sẽ được trình bày và phân tích trong phần dưới đây.
2.1.2 Phân bố năng lượng của các neutron phát ra
Kết quả nghiên cứu cho thấy rằng, phổ neutron phát ra từ dòng proton tới trải rộng từ 0 đến khoảng 120 MeV, nhưng chủ yếu tập trung trong khoảng năng lượng từ 1 MeV đến 3 MeV Cụ thể, tỉ lệ số neutron phát ra có năng lượng từ 1 MeV đến 3 MeV chiếm khoảng 73,4% khi dòng proton có năng lượng 250 MeV Tỉ lệ này lần lượt là 74,4%; 68,5%; 69,1%; và 60,5% tương ứng với các mức năng lượng proton 350 MeV, 500 MeV, 1 GeV và 2 GeV.
So sánh phổ neutron tại các mức năng lượng proton khác nhau cho thấy rằng khi năng lượng proton tăng, năng lượng neutron sinh ra cũng tăng theo Đặc biệt, số lượng neutron trong khoảng năng lượng từ 5 MeV đến 15 MeV tăng mạnh hơn so với các vùng năng lượng khác Những kết quả này chỉ có sự sai khác nhỏ so với các tính toán trên bia chì rắn.
2.1.3 Phân bố góc của neutron phát ra
Kết quả tính toán tỷ lệ neutron phát ra ở 19 vị trí, ứng với 19 góc khác nhau từ 0 0 đến 180 0 trên tổng số neutron.
Vị trí các góc được xác định như trên hình vẽ 2.2 Kết quả cho thấy các neutron sinh ra tập trung chủ yếu ở các góc từ
Tỷ lệ neutron sinh ra trong khoảng năng lượng từ 0 đến 20 MeV chiếm khoảng 21,3% khi dòng proton tới đạt 250 MeV Tỷ lệ này tăng dần lên 22%, 23,4%, 24,8%, 25% và 25,7% tương ứng với các mức năng lượng của dòng proton là 350 MeV, 500 MeV, 1 GeV, 2 GeV và 3 GeV Những kết quả này tương đối phù hợp với các tính toán trên bia chì rắn.
Hình 2.2: Vị trí các góc phát ra của neutron
2.1.4 Hiệu suất phát neutron theo góc
Hiệu suất phát neutron đã được khảo sát ở 19 góc từ 0° đến 180° Kết quả tính toán cho thấy rằng hiệu suất phát neutron tăng lên khi năng lượng proton tới cao hơn Ở mỗi mức năng lượng, hiệu suất phát neutron lớn hơn ở các góc phát nhỏ và giảm dần khi góc phát tăng So với các nghiên cứu khác về bia chì rắn, như của David Sangcheol Lee, kết quả này tương đồng về hình dạng ở các góc từ 90° trở lên, nhưng có sự khác biệt đáng kể ở các góc lớn hơn Các kết quả cũng chỉ ra sự khác biệt trong phân bố góc của neutron từ phản ứng (p,n) trên bia chì ở hai trạng thái rắn và lỏng.
2.1.5 Vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối (neutron production double - differential cross section)
Tính toán phân bố vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron giúp đánh giá phân bố năng lượng và số lượng neutron sinh ra ở các mức năng lượng tương ứng Kết quả cho thấy neutron chủ yếu tập trung ở mức năng lượng khoảng 2 MeV So với kết quả từ tính toán trên bia chì rắn của nhóm tác giả X Ledoux, những phát hiện này cung cấp cái nhìn sâu sắc hơn về quá trình sinh neutron.
F Borne, A Boudard và cộng sự [57] tính toán ở mức năng lượng proton 1200 MeV cho thấy có sự tương đồng nhau ở khoảng năng lượng từ 5 MeV và cao hơn, tuy nhiên có sự khác biệt ở vùng năng lượng của neutron nhỏ hơn 5 MeV;điều này cho thấy tính khác biệt giữa bia rắn và bia lỏng [57].
Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn dùng chì lỏng và nhiên liệu thori
2.2.1 Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II mô phỏng bằng MCNPX
Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn được mô phỏng cơ bản như hình 2.3.
Cấu trúc cơ bản của lõi phản ứng hạt nhân bao gồm 108 thanh nhiên liệu được sắp xếp thành 6 vòng xung quanh, tất cả được đặt trong môi trường chì lỏng Chi tiết về cấu trúc của thanh nhiên liệu được minh họa trong hình 2.4.
Từ cấu trúc này, file dữ liệu đầu vào được xây dựng ,chương trình MCNPX sẽ đọc dữ liệu, và cho ra kết quả
Hình 2.3: Mặt cắt ngang lõi lò phản ứng ADSR dựa trên cấu trúc của lò phản ứng TRIGA Mark II với vị trí các thanh nhiên liệu bên trong
Hiệu suất phát neutron (Y n/p) được tính toán khi dòng proton cường độ 2 mA với các năng lượng khác nhau bắn lên chì lỏng trong lõi Năng lượng của dòng proton được lựa chọn theo phân bố không gian parabol Hệ số nhân neutron hiệu dụng (k ef f) được xác định từ kcode trong MCNPX.
Hiệu suất phát neutron Y n/p là số neutron trung bình sinh ra trên mỗi proton, với dòng proton có năng lượng từ 115 MeV đến 2000 MeV bắn vào bia chì lỏng Kết quả cho thấy hiệu suất phát neutron tăng khi năng lượng dòng proton tăng Cụ thể, ở 115 MeV, hiệu suất trên chì lỏng và vonfram chênh lệch 4.2%, trong khi ở 300 MeV, sự chênh lệch này là 14.2% Các giá trị cho 600 MeV và 1000 MeV lần lượt là 8.2% và 2.9% Sự chênh lệch nhỏ này chứng tỏ rằng việc sử dụng chì lỏng làm bia để tạo ra neutron cho ADSR là khả thi.
2.2.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f
Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được xác định cho các hỗn hợp nhiên liệu urani và thori trong môi trường chì lỏng Đối với lò TRIGA, nhiên liệu UZrH đã được sử dụng trong các tính toán trước đó, và luận án này cũng tiếp tục sử dụng UZrH cùng với hỗn hợp nhiên liệu thori-urani oxit (ThUO) Kết quả cho thấy, khi sử dụng UZrH, hệ số kef f tăng khi tỷ lệ U-235 trong hỗn hợp cao hơn 24%, cần đạt giá trị trên 0.9 Đối với hỗn hợp ThUO, hệ số kef f cũng tăng khi tỷ lệ U-233 lớn hơn 29% Các mô phỏng và tính toán với mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II đã chỉ ra các điều kiện cần thiết cho hiệu suất phát neutron và hệ số nhân neutron đạt yêu cầu cho hoạt động của ADSR.
TÍNH TOÁN NHIÊN LIỆU
Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng
Để đánh giá khả năng sử dụng thori trong ADSR với chì lỏng vừa làm bia tương tác vừa làm chất tải nhiệt, cần nghiên cứu phổ phân rã phóng xạ thori trong môi trường chì lỏng Việc hiểu rõ các đặc điểm năng lượng, quãng chạy và tỷ lệ của các tia phóng xạ cùng các hạt nhân con sẽ giúp phân tích ảnh hưởng của chúng đến các thông số hoạt động của ADSR Chương trình GEANT4 được áp dụng cho các nghiên cứu này.
3.1.1 Mô hình và phương pháp tính toán
Mô hình nghiên cứu sử dụng đồng vị Th-233 được đặt trong một ống hình trụ có bán kính 20cm và chiều cao 60cm, tương ứng với kích thước của lò phản ứng TRIGA Bên trong ống được lắp đầy bằng chì lỏng, như minh họa trong hình 3.1 Chương trình GEANT4 được áp dụng để thực hiện mô phỏng và tính toán trong nghiên cứu này.
3.1.2 Phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino
Dựa trên mô hình nghiên cứu, năng lượng trung bình và tỷ lệ phần trăm năng lượng phát ra của các hạt alpha, beta, gamma và phản neutrino đã được tính toán Kết quả chỉ ra rằng hạt alpha có năng lượng trung bình lớn nhất, đạt hơn 6,2%, đồng thời chiếm tỷ lệ cao nhất về năng lượng phát ra, gần 90% so với các hạt khác.
Hạt beta chiếm tỷ lệ lớn nhất trong số các hạt, với hơn 45% Trong khi đó, bức xạ gamma và hạt neutrino có năng lượng trung bình thấp và tỷ lệ phần trăm của chúng cũng thấp.
Có thể khẳng định ảnh hưởng của các hạt này đối với chu
Mô hình tính toán phân rã phóng xạ thori trong môi trường chì lỏng cho thấy sự sinh ra hạt alpha chủ yếu tập trung ở mức năng lượng 3,7 MeV, cùng với các mức khác là 5 MeV, 6,7 MeV và 8,4 MeV Hạt beta, mặc dù sản sinh nhiều, lại có năng lượng thấp với các đỉnh không rõ ràng, như 0,025 MeV, 0,09 MeV và 0,2 MeV Tia gamma tập trung ở các đỉnh năng lượng 0,2 MeV, 0,6 MeV, 0,9 MeV và 1,4 MeV, trong khi hạt neutrino có năng lượng ở mức 0,5 MeV, 1,5 MeV và 2,5 MeV Các kết quả này mở ra hướng nghiên cứu về ảnh hưởng của tia phóng xạ đến các tham số neutron trong tương tác (p,n) và chu trình nhiên liệu urani - thori trong hoạt động của ADSR, đặc biệt là tác động của hạt alpha và tia beta.
3.1.3 Năng lượng của các hạt nhân con tạo thành
Năng lượng của các hạt nhân con được tính toán từ mô hình tương tự, cho thấy Pa-233 có năng lượng thấp nhất, chỉ từ 0 đến 6,2 eV, trong khi Pb-213 có năng lượng cao hơn, từ 0,1 MeV đến 0,57 MeV Khoảng 60% năng lượng chủ yếu đến từ các hạt nhân chì và bismuth, với đồng vị Pb-209 chiếm ưu thế hơn so với Pb-213 Phân tích phổ năng lượng của các hạt nhân con cho phép xác định quãng chạy của chúng trong môi trường chì lỏng, từ đó đánh giá tác động đến hoạt động của ADS, đặc biệt là đối với các đồng vị chì và bismuth.
So sánh phân bố thông lượng neutron trong
Để đánh giá khả năng sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR theo cấu hình đề xuất trong luận án, bài viết sẽ so sánh phân bố thông lượng neutron từ mô hình luận án với các mô hình của Hasanzadeh, C Rubbia và cộng sự Mô hình tính toán của các tác giả này đã được trình bày trong chương 2, trong đó thông lượng neutron được tính toán dọc theo chiều cao và bán kính lõi lò Tỷ lệ thành phần của UZrH và ThUO cũng được đề cập trong chương này Các trường hợp khảo sát bao gồm chất làm mát bằng nước nhẹ và chì lỏng, với thông lượng neutron được tính toán bằng chương trình MCNP5, sử dụng tally F4mesh.
3.2.1 Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng nước nhẹ
Trong nghiên cứu này, thông lượng neutron được tính toán khi dòng proton tương tác với bia chì lỏng, sử dụng hỗn hợp nhiên liệu UZrH trong môi trường nước nhẹ Cấu hình tính toán tương tự với các tác giả như Hasanzadeh và C Rubbia, nhưng khác ở bia tương tác để so sánh phân bố thông lượng neutron giữa bia chì rắn và vonfram rắn Với hệ số nhân neutron k = 0.91 và k = 0.97, phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò cho thấy dạng tương tự, đạt cực đại ở giữa và giảm dần về hai phía Kết quả cho thấy, với k = 0.91, thông lượng neutron cực đại đạt khoảng 2,8.10^13 n.cm^−2 s^−1 cho bia chì rắn, trong khi bia vonfram chỉ đạt từ 1,3.10^13 n.cm^−2 s^−1 đến 1,4.10^13 n.cm^−2 s^−1 Đối với k = 0.97, thông lượng neutron cực đại là khoảng 1,6.10^13 n.cm^−2 s^−1 cho bia chì rắn, so với 7,5.10^12 n.cm^−2 s^−1 đến 7,6.10^12 n.cm^−2 s^−1 cho bia vonfram Như vậy, khi sử dụng bia chì rắn, thông lượng neutron cực đại lớn hơn 2.0 lần so với bia vonfram.
3.2.2 Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng chì lỏng
Từ cấu hình này, phân bố thông lượng neutron được tính toán dọc theo chiều cao của lõi lò phản ứng Ở trường hợp
Hỗn hợp nhiên liệu UZrH được nghiên cứu trong ba trường hợp khác nhau: trường hợp 1 sử dụng chì lỏng làm bia tương tác và chất tải nhiệt; trường hợp 2 với chì rắn trong môi trường nước nhẹ; và trường hợp 3 theo nghiên cứu của nhóm tác giả Hassanzadeh với bia vonfram Các thông lượng neutron được tính toán với các hệ số nhân k = 0.91, 0.97 và 0.99, và so sánh với các kết quả khác Kết quả cho thấy thông lượng neutron đạt cực đại ở trung tâm lõi và giảm dần ra ngoài, với trường hợp 1 có thông lượng cao nhất, trong khi trường hợp 3 có giá trị thấp nhất Đặc biệt, thông lượng neutron trong trường hợp 1 cao hơn khoảng 8-11 lần so với trường hợp 3 với k = 0.91 và 0.97 Tỷ lệ giữa thông lượng cực đại và cực tiểu trong trường hợp 1 đồng nhất hơn, và kết quả từ trường hợp 2 cho thấy chì rắn cũng có thể làm bia tương tác sinh neutron khi sử dụng nhiên liệu UZrH trong nước nhẹ.
3.2.3 Trường hợp nhiên liệu ThUO và chất làm mát bằng chì lỏng
Trong nghiên cứu này, phân bố thông lượng neutron theo chiều cao và bán kính của lõi lò phản ứng đã được tính toán Nhiên liệu sử dụng là hỗn hợp ThUO trong môi trường chì lỏng Các kết quả phân bố thông lượng neutron được tính toán cho các hệ số nhân neutron k = 0.91, 0.97 và 0.99 Kết quả này sau đó được so sánh với các tính toán trước đó của các tác giả như Hassanzadeh và C Rubbia cùng cộng sự.
Kết quả phân bố thông lượng neutron cho thấy thông lượng đạt cực đại ở trung tâm lõi, với giá trị cực đại tương ứng là 2,0.10^14 n.cm−2 s−1 tại k = 0.91, và lần lượt là 1,1.10^14 n.cm−2 s−1 và 5,0.10^13 n.cm−2 s−1 cho k = 0.97 và k = 0.99 So với các nghiên cứu trước của Hasazadeh và C Rubbia, phân bố thông lượng neutron theo bán kính lò cho thấy sự khác biệt rõ rệt, với đỉnh cực đại xuất hiện ở vị trí 3 đến 5 cm thay vì 8 đến 10 cm như các tính toán trước Thông lượng neutron cực đại cao hơn từ 4.8 đến 3.7 lần so với các kết quả trước tại cùng giá trị k Những kết quả này khẳng định tính khả thi của việc sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR và nhấn mạnh sự cần thiết của các tính toán chi tiết hơn về tỷ lệ thori trong hỗn hợp để có cơ sở đánh giá đầy đủ.
Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên liệu thori
sử dụng nhiên liệu thori
3.3.1 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra
Thông lượng neutron được xác định dựa trên năng lượng phát ra của neutron, dao động từ 0 đến 10 MeV Việc tính toán thông lượng neutron được thực hiện tại một số góc cụ thể, bao gồm 25 độ và 45 độ.
Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron cho thấy, neutron có năng lượng thấp hơn 0,5 MeV có phân bố thông lượng lớn nhất, giảm mạnh đến khoảng 4 MeV và gần như không thay đổi khi năng lượng vượt quá mức này Phân bố thông lượng theo năng lượng của neutron không thay đổi nhiều ở các vị trí góc khác nhau, với thông lượng đạt cực đại khoảng 7,3 x 10^14 n.cm^−2 s^−1 tại vị trí giữa lò, trong khoảng năng lượng 0,3 đến 0,5 MeV Vùng thông lượng cực đại nằm giữa 25 cm và 45 cm, giảm dần ra hai phía Đối với phân bố theo bán kính, thông lượng neutron tăng từ 0,3 đến 0,5 MeV và giảm mạnh đến khoảng 7 MeV, với hình dạng phân bố tương tự nhau nhưng khác nhau về độ lớn tùy theo 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 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 dân 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.
3.3.3 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính
Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron cho thấy giá trị lớn nhất tại tâm lò và giảm dần ra phía ngoài Thông lượng neutron dọc theo bán kính ở các góc khác nhau có dạng tương tự nhau, cho thấy sự phân bố đẳng hướng, không phụ thuộc vào góc.
Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori và urani
sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori và urani
Thông lượng neutron được tính toán dựa trên cấu trúc nhiên liệu hỗn hợp Th233UO2 và Th235UO2, với kết quả so sánh với nhiên liệu UO2 truyền thống Tỷ lệ giữa thorium và urani được xem xét qua nhiều tỷ lệ khác nhau Chương trình MCNP5 được sử dụng để tính toán phân bố thông lượng neutron, bao gồm phân bố theo bán kính, chiều cao của lõi lò, và năng lượng neutron phát ra Kết quả tính toán cho thấy sự khác biệt trong phân bố thông lượng neutron giữa các loại nhiên liệu Th233UO2, Th235UO2 và UO2.
3.4.1 Thông lượng neutron dọc theo bán kính
Kết quả nghiên cứu cho thấy thông lượng neutron nhiệt và neutron nhanh giảm dần từ lõi ra ngoài, nhưng với tốc độ khác nhau Cụ thể, thông lượng neutron nhiệt giảm từ 0 đến 2,5 cm, trong khi thông lượng neutron nhanh giảm mạnh từ 2,5 cm đến 5 cm Đáng chú ý, thông lượng neutron nhanh lớn hơn neutron nhiệt trong khoảng bán kính từ 0 đến 4 cm, nhưng từ 5 cm trở đi, thông lượng neutron nhiệt lại vượt trội hơn Điều này hợp lý do tỷ lệ neutron nhanh được nhiệt hóa thành neutron nhiệt tăng lên khi xa tâm lò Khi so sánh thông lượng neutron giữa hỗn hợp Th233UO2 và Th235UO2, không có sự khác biệt đáng kể Cuối cùng, so sánh với kết quả của các tác giả Hassanzadeh và C Rubbia cho thấy hình dạng tương đồng, nhưng thông lượng neutron trong nghiên cứu này lại cao hơn.
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 và hỗn hợp Th, U-
Kết quả tính toán cho thấy, thông lượng neutron đối xứng qua tâm lò, với thông lượng neutron nhiệt cao hơn neutron nhanh Thông lượng này tăng từ vị trí 0, đạt giá trị cực đại ở tâm lò khoảng 35 cm, sau đó giảm dần Hỗn hợp Th233UO2 cho kết quả tương tự như hỗn hợp Th235UO2.
3.4.3 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng
Kết quả nghiên cứu chỉ ra rằng thông lượng neutron phân hạch có sự phụ thuộc rõ rệt vào năng lượng của neutron phát ra Tại một số vị trí, xuất hiện các đỉnh cực đại cho cả hai loại nhiên liệu hỗn hợp Thông lượng neutron theo năng lượng cũng được xác định cho hai loại nhiên liệu hợp T h 233 U O2.
Uranium dioxide (UO2) chứa đồng vị Th235 có những đặc điểm tương đồng, nhưng cũng xuất hiện một số đỉnh khác biệt trong hình dạng phổ Sự khác biệt này có thể được giải thích bởi sự khác nhau trong tiết diện tương tác với neutron của hai loại nhiên liệu, điều này cần được nghiên cứu thêm để hiểu rõ hơn.
3.4.4 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu U O2, T h 233 U O2 và T h 235 U O2 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
Với mỗi loại nhiên liệu, chúng tôi đã tính toán phân bố thông lượng neutron nhiệt (TNF), phân bố thông lượng neutron nhanh (FNF) và phân bố thông lượng neutron toàn phần (NF) Kết quả cho thấy rằng khi sử dụng nhiên liệu hỗn hợp, các thông số neutron này có sự phân bố đáng chú ý.
Thành phần T h 233 U O 2 và T h 235 U O 2 có sự phân bố thông lượng neutron tương tự như nhiên liệu U O2 Tuy nhiên, giá trị cực đại của thông lượng neutron trong trường hợp U O2 cao hơn so với T h 233 U O2 và T h 235 U O2 Cụ thể, thông lượng neutron cực đại đối với U O2 đạt khoảng 2,3 x 10^15 n.cm −2 s −1, trong khi thông lượng neutron nhanh và neutron nhiệt gần như tương đương, khoảng 2,2 x 10^15 n.cm −2 s −1.
Phân bố thông lượng neutron trong lõi lò được tính toán cho từng trường hợp nhiên liệu, cho thấy hình dạng tương tự nhau giữa các loại neutron nhiệt, neutron nhanh và neutron toàn phần Thông lượng neutron đạt cực đại gần tâm lò và giảm dần ra ngoài Đặc biệt, thông lượng neutron nhanh lớn hơn neutron nhiệt trong khoảng cách từ tâm đến R = 3cm, nhưng từ vị trí này trở đi, thông lượng neutron nhiệt lại vượt trội do neutron nhanh mất năng lượng và chuyển thành neutron nhiệt khi ra xa.
□ Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra
Kết quả nghiên cứu cho thấy phân bố thông lượng neutron theo năng lượng của nhiên liệu (Th-233U)O2 và (Th-235U)O2 có hình dạng tương tự như trong trường hợp UO2, với vị trí các đỉnh hoàn toàn giống nhau.
Các kết quả tính toán cho thấy sự phân bố thông lượng neutron theo chiều cao, bán kính và năng lượng neutron phát ra với các hỗn hợp nhiên liệu Th-233 U O2 và Th-235 U O2.
Nghiên cứu cho thấy việc sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR là khả thi, tuy nhiên cần xác định tỷ lệ hợp lý giữa thori và urani để đảm bảo ADSR hoạt động với công suất tối ưu, đáp ứng các yêu cầu cụ thể.
Hệ số nhân neutron trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori
Để đánh giá khả năng sử dụng thori và hỗn hợp thori-urani trong ADSR với chì lỏng làm bia tương tác và chất tải nhiệt, bài viết thực hiện tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef f trong ADSR với các tỷ lệ thori khác nhau kết hợp với U-233, U-235, và U-238 Mô hình tính toán được thiết lập tương tự như các phần trước, sử dụng kcode trong MCNP5 để xác định k ef f trong từng trường hợp Mỗi tính toán mô phỏng thực hiện với 10^5 neutron trong một chu kỳ, bỏ qua 100 chu kỳ đầu và chọn 21 giá trị k ef f từ chu kỳ 150 đến 250 Kết quả cụ thể sẽ được trình bày ở phần sau.
3.5.1 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef f với hỗn hợp nhiên liệu T h 233 U O 2 Ở phần này, hệ số nhân neutron hiệu dụngkef f được tính toán với hỗn hợp nhiên liệu T h 233 U O 2 , với tỷ lệ thori khác nhau Kết quả chỉ ra rằng khi tỷ lệ thori trong hỗn hợp
Hệ số nhân neutron hiệu dụng (k_eff) giảm khi tỷ lệ thori trong hỗn hợp tăng Khi không có thori, k_eff trung bình là 0.94216, dao động từ 0.96082 đến 0.92921 Khi thori chiếm 20%, các giá trị trung bình, cực đại và cực tiểu giảm xuống còn 0.80124, 0.81693 và 0.78452 Khi tỷ lệ thori tăng lên 40%, 60%, và 80%, k_eff tiếp tục giảm, đặc biệt khi thori chiếm 100%, k_eff giảm sâu với các giá trị 0.01789, 0.01889 và 0.01770 Kết quả cho thấy để đạt được giá trị k_eff tối thiểu, tỷ lệ thori trong hỗn hợp không nên vượt quá 40%.
3.5.2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h 235 U O 2
Hệ số nhân neutron hiệu dụng k_eff được xác định cho hỗn hợp nhiên liệu Th-235 U O2 với các tỷ lệ thori khác nhau Kết quả cho thấy rằng khi tỷ lệ thori trong hỗn hợp Th-235 U O2 giảm, hệ số nhân neutron hiệu dụng k_eff tăng cao Để đạt được giá trị k_eff tối thiểu, tỷ lệ thori không nên vượt quá 40%.
3.5.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h 238 U O 2
Hệ số nhân neutron hiệu dụng k_eff được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu Th-238UO2 với các tỷ lệ thori khác nhau Kết quả cho thấy rằng việc sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori với U-238 không đạt được giá trị tối thiểu cần thiết để ADSR hoạt động, bất kể tỷ lệ thori là bao nhiêu, điều này khẳng định rằng việc sử dụng thori trong hỗn hợp là không khả thi Các tính toán cho thấy chỉ nên kết hợp Th với U-233 trong tỷ lệ dưới 40% để đảm bảo ADSR có thể hoạt động hiệu quả và tạo ra năng lượng dương Nếu ADSR hoạt động với các mục tiêu khác, cần xem xét lại tỷ lệ này.
Các kết quả nghiên cứu trong luận án đã giải quyết được hai mục tiêu chủ yếu được đề ra ban đầu.
Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng đã được xây dựng thành công, với chì lỏng vừa là bia tương tác sinh neutron, vừa là chất tải nhiệt trong ADSR Sử dụng chương trình MCNPX và thư viện dữ liệu JENDL, các tính toán đã được thực hiện để đánh giá sự phù hợp của mô hình, bao gồm hiệu suất phát neutron và phân bố neutron sinh ra từ tương tác (p,n) với dòng proton ở nhiều mức năng lượng từ 250 MeV đến 3 GeV Các yếu tố như phân bố năng lượng và góc của neutron phát ra, cũng như hiệu suất phát neutron theo góc và vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron đã được phân tích Kết quả so sánh với các nghiên cứu khác đã khẳng định tính chính xác và sự phù hợp của mô hình tính toán.
Mục tiêu thứ hai của nghiên cứu là đánh giá khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR, sử dụng chì lỏng làm bia tương tác và tải nhiệt Nghiên cứu tập trung vào phân rã phóng xạ thori trong chì lỏng, phân bố thông lượng neutron và tính toán hệ số nhân neutron bên Kết quả bao gồm phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino, cũng như năng lượng và quãng chạy của các nhân con trong môi trường chì lỏng Các tính toán phân bố thông lượng neutron trong ADSR với nhiên liệu thori, bao gồm T h 233 U O2 và T h 235 U O2, đã được thực hiện và so sánh với nhiên liệu U O2 Cuối cùng, hệ số nhân neutron cho nhiên liệu thori và hỗn hợp thori-urani đã được tính toán, giúp đánh giá tỷ lệ thori cần thiết để ADSR hoạt động hiệu quả.
Luận án đã đóng góp mới cho lĩnh vực khoa học chuyên ngành tại Việt Nam bằng cách xây dựng mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng, trong đó chì lỏng không chỉ là bia tương tác mà còn là chất tải nhiệt cho ADSR Nghiên cứu đã đánh giá khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò, đồng thời so sánh mô hình đề xuất với các mô hình khác để xác định tính phù hợp Luận án cũng đề xuất khả năng bổ sung thori vào nhiên liệu hỗn hợp và khảo sát tỷ lệ thori và urani để tìm ra tỷ lệ tối ưu Các kết quả nghiên cứu đã được trình bày tại nhiều hội nghị quốc gia và quốc tế, và công bố trên các tạp chí uy tín, khẳng định độ tin cậy của các kết quả tính toán.
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,
In the paper presented by Tien, T M at the ICACSE 2021 conference, the author discusses the methodology for calculating neutron yields essential for designing targets in Accelerator Driven Subcritical Reactors using the MCNPX simulation tool This research contributes to advancements in computational science and engineering by optimizing reactor design for enhanced performance and safety.
[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 Con- ference Series: Materials Science and Engineering (Vol.
[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),
N T T., Phung, N H T., Thi, N T M , K effec- tive 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.
[7] Tien, T M., Dung, T Q, Calculation of the neutron flux distribution in the accelerator driven subcritical re- actor with (Th-233U)O2 and (Th-235U)O2 mix fuel, Journal of Physics: Conference Series (Vol 1451, No.
[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
[9] Tien, T M, Distribution of Neutrons from The Reac- tion (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: Confer- ence Series (Vol 1324, No 1, p 012061, 2019 (Scopus)
[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., Com- bined system of accelerator molten-salt breeder (AMSB) apd molten-salt converter reactor (MSCR)., Atomnaya Tekhnika za Rubezhom, 23-29, 1983.
G P., Jensen, R J., Anderson, J L.,Wilson, W B.,Nu- clear 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 sub- critical reactors, Annals of Nuclear Energy, 63, 228-232,2014.
The study by Borio di Tigliole et al (2010) presents a benchmark evaluation of critical reactor parameters and neutron flux distributions at zero power for the TRIGA Mark II reactor at the University of Pavia Utilizing the Monte Carlo code MCNP, the research provides valuable insights into reactor behavior, contributing to advancements in nuclear energy safety and efficiency.
[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.,Accelera- tor 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 eval- uation of a nuclear design for electronuclear fuel pro- duction: 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., Fu- ture 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 reac- tors, Nuclear Instruments and Methods in Physics Re- search 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 Associ- ated Equipment, 463(3), 428-467, 2001.
[14] Bowman, C D.,Once-through thermal-spectrum accelerator- driven light water reactor waste destruction without re- processing, Nuclear Technology, 132(1), 66-93, 2000.
[15] Denis, K., Characterization and extrapolation of a con- ceptual experimental accelerator driven system for mi- nor actinides transmutation, 2003.
In their 2013 study published in the Journal of Physics Conference Series, Thu and Giao calculated the neutron emission spectra and the neutron numbers generated by (p, n) reactions in thick targets made of heavy elements, focusing on energy ranges from 0.5 GeV to 3.0 GeV.
[17] Thu, N T A, Giao, N M., Dung T T., Tham, H T X. Studying angular distribution of neutron for (p, n) re- action 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) reactions on heavy element targets 206Pb, 238U, 184W , 197Au, Published at IAEA -ICTP- IC/2010/057 –Trieste- Italy-2010.
V A study of neutron production in proton reactions with heavy targets, IAEA - ICTP- IC/2010/056- Trieste- Italy-2010 Nuclear Science and Tchnology- ISSN 1810-
[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.
In a study conducted at the Kyoto University Critical Assembly, Pyeon et al (2018) analyzed the reaction rates of accelerator-driven system experiments utilizing 100 MeV protons Their findings, published in the Journal of Nuclear Science and Technology, contribute valuable insights into the performance and efficiency of such systems, emphasizing the significance of proton energy in nuclear science applications.
[22] Vu, T M., Kitada, T., Seed and blanket thorium-reprocessed fuel ADS: Multi-cycle approach for higher thorium uti- lization and TRU transmutation Annals of Nuclear En- ergy, 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 Viet- nam, 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 Sys- tems, Workshop Proceedings, Karlsruhe, Germany, 2010.
[27] Technology and Componens of Accelerator Driven Sys- tems, Second International Workshop Proceedings Nantes, France, 2013.
[28] Technology and Componens of Accelerator Driven Sys- tems, Workshop Proceedings Mito, Japan, 2016.
The article discusses the achievements and lessons learned in Domain 1 DESIGN of the Integrated Project EUROTRANS, focusing on technology and components of accelerator-driven systems The insights presented by De Bruyn et al highlight significant advancements and key takeaways that contribute to the development of innovative solutions in the field This research, published by OECD-NEA in 2011, underscores the importance of collaboration and knowledge sharing in enhancing accelerator-driven technology.
[30] Degweker, S B., Satyamurthy, P., Nema, P K., Singh, P.,Program for Development of Accelerator Driven Sys- tems 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.
The article discusses the commissioning of the Neutron Source Facility, focusing on the preparation for its physical startup It highlights the collaborative efforts of researchers I Karnaukhov, Y Gohar, I Bolshinsky, N Shulga, A Mytsykov, A Zelinsky, and I Ushakov during the 12th Technical Meeting on Lessons Learned from HEU Take-back Programmes in 2018 The insights gained from this meeting are crucial for enhancing the operational efficiency and safety protocols of neutron source facilities.
[33] Ledoux, X., Borne, F., Boudard, A., Brochard, F., Crespin, S., Drake, D., , Wlaz lo, W , Spallation neutron pro- duction by 0.8, 1.2, and 1.6 GeV protons on Pb targets. Physical review letters, 82(22), 4412., 1999.