THÔNG TIN VỀ LUẬN ÁN TIẾN SĨ
1. Họ và tên nghiên cứu sinh: TRẦN MINH TIẾN 2. Giới tính: Nam
3. Ngày sinh: 10/7/1984 4. Nơi sinh: Tiền Giang
5. Quyết định công nhận nghiên cứu sinh: 760/QĐ-VNLNT
6. Các thay đổi trong quá trình đào tạo: không
7. Tên đề tài luận án: NGHIÊN CỨU KHẢ NĂNG SỬ DỤNG THORI LÀM NHIÊN LIỆU CHO LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC
8. Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử và hạt nhân 9. Mã số: 9.44.01.06
10. Cán bộ hướng dẫn khoa học: Hướng dẫn 1: PGS.TS. Trần Quốc Dũng
Hướng dẫn 2: PGS.TS. Nguyễn Mộng Giao
11. 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
- 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.
- 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.
- Các công trình công bố liên quan đến luận án:
[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, Vol 9, 95, 2021 (ESCI-Scopus, Q2)
[3]. Tien, T. M., Calculating The Neutron Yields for designing Targets of Accelerator Driven Subcritical Reactor by MCNPX, ICACSE-Second International Conference on Advances in Computational Science and Engineering, 2021.
[4]. Tien, T. M., 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)
[5]. 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)
[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, (Th235UO)2, (Th238U)O2 fuel mixture, Journal of Physics: Conference Series, Vol. 1706, No. 1, p. 012009, 2020 (Scopus).
[7]. Tran Minh Tien, Tran Quoc Dung, Calculation of the neutron flux distribution in the accelerator driven subcritical reactor with (Th-233U)O2 and (Th-235U)O2 mix fuel., J. Phys: Conf. Ser, Vol. 1451, No. 1, p. 012009, 2020 . (Scopus)
[8]. Nguyen Mong Giao, Tran Minh 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 – ICENES2019 – Indonexia, 2019
[9]. Tran Minh Tien, Distributions of neutron flux from (p, n) reaction on the liquid lead target for accelerator driven subcritical reactor (ADSR), J. Phys.: Conf. Ser. 1324 012061, 2019.(Scopus)
[10]. Tran Minh Tien, Distribution of Neutrons from The Reaction (p, n) on the Liquid Lead Target in The Accelerator Driven System Reactor, J. Phys.: Conf. Ser. 1172 012066, 2019 (Scopus)
