1. Họ và tên nghiên cứu sinh: Nguyễn Kiên Cường 2. Giới tính: Nam
3. Ngày sinh: 24/08/1972 4. Nơi sinh: Phú Nham – Phù Ninh – Phú Thọ
5. Quyết định công nhận nghiên cứu sinh: 601/QĐ-VNLNT ngày 12/12/2018 của Viện trưởng Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam
6. Các thay đổi trong quá trình đào tạo: Không có
7. Tên đề tài luận án: Nghiên cứu tính toán vật lý nơtron, thủy nhiệt và quản lý vùng hoạt để vận hành an toàn và sử dụng hiệu quả lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
8. Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử và hạt nhân 9. Mã số: 9.44.01.06
9. Cán bộ hướng dẫn khoa học: Hướng dẫn 1: PGS. TS. Nguyễn Nhị Điền
10. Tóm tắt các kết quả mới của luận án:
– Tính toán vật lý và nhiệt thủy áp dụng cho quản lý vùng hoạt và nhiên liệu của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nhằm đảm bảo vận hành an toàn và khai thác hiệu quả. Cụ thể là việc đánh giá, xác định các thông số vật lý của vùng hoạt sau khi hoạt động lâu dài cũng như chuẩn bị cho thay đảo nhiên liệu.
– Sử dụng chương trình động học 3D PARCS để khảo sát, đánh giá an toàn của DNRR trong điều kiện chuyển tiếp và sự cố độ phản ứng. Kết quả thu được là điều kiện tiên quyết để ghép nối với chương trình RELAP5, cho phép nghiên cứu an toàn chi tiết hơn trong tương lai đối với Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và lò phản ứng nghiên cứu mới.
– Phát triển chương trình tính toán cháy nhiên liệu kết hợp giữa chương trình MCNP và mô-đun tính cháy có thêm tính toán nhiễm độc berily, hệ chương trình có thể cập nhật chương trình MCNP hoặc thư viện tính toán để áp dụng cho Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt trong việc xác định phân bố 3 chiều cháy nhiên liệu. Chức năng chính của chương trình MCDL là cung cấp sự phân bố cháy nhiên liệu để xác định mô hình nạp nhiên liệu khi thay đảo nhiên liệu cho Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và các lò phản ứng nghiên cứu khác có vật liệu berily trong vùng hoạt.
11. Khả năng ứng dụng thực tiễn: Áp dụng vào vận hành, khai thác Lò Phản ứng hạt nhân Đà Lạt.
12. Các hướng nghiên cứu tiếp theo:
– Đo độ cháy của nhiên liệu độ giàu thấp (LEU) bằng phương pháp độ phản ứng, gamma scanning để có số liệu cần thiết nhằm hiệu lực hóa các chương trình tính toán cháy nhiên liệu và nâng cao khả năng quản lý nhiên liệu và vùng hoạt của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.
– Tính toán kết hợp trong phân tích an toàn và thủy nhiệt cho Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt bằng cách sử dụng chương trình PARCS và RELAP5 để cải thiện độ chính xác và độ trung thực của kết quả trong các tình huống chuyển tiếp hoặc tai nạn.
– Ghép nối các chương trình CFD (như OpenFOAM hay ANSYS) và chương trình PARCS với chương trình Serpent để xem xét chi tiết đa vật lý cho Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt cũng như cho lò phản ứng nghiên cứu mới. Thí nghiệm có thể được thực hiện bằng cách sử dụng bó nhiên liệu thí nghiệm được nạp vào bẫy neutron để đo dữ liệu neutron và nhiệt thủy trong đối lưu tự nhiên hoặc cưỡng bức.
– Ứng dụng trí tuệ nhân tạo (AI) để tối ưu hóa việc thay đảo nhiên liệu và phân tích an toàn cho Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt bằng cách sử dụng dữ liệu vận hành và kết quả tính toán. Để xác định mô hình nạp nhiên liệu tối ưu, hệ số công suất cực đại, thủy nhiệt và số liệu cháy nhiên liệu được tính toán trong một khoảng thời gian ngắn và đóng vai trò là điều kiện ràng buộc của hàm mục tiêu.
– Thiết kế ý tưởng của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và tăng công suất thông qua sử dụng loại nhiên liệu mới như TRIGA, HANARO hoặc MTR với mật độ uranium cao hơn (>3,0 g/cm3) nhằm cải thiện khả năng khai thác và sử dụng của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.
13. Các công trình công bố liên quan đến luận án:
[1] Kien-Cuong Nguyen, Vinh-Vinh Le, Ton-Nghiem Huynh, Ba-Vien Luong, Nhi-Dien Nguyen, Steady-State Thermal-Hydraulic Analysis of the LEU-Fueled Dalat Nuclear Research Reactor, Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2021, Article ID 6673162, 10 pages. https://doi.org/10.1155/2021/6673162
[2] Giang Phan, Hoai-Nam Tran, Kien-Cuong Nguyen, Viet-Phu Tran, Van-Khanh Hoang, Pham Nhu Viet Ha, Hoang Anh Tuan Kiet, Comparative Analysis of the Dalat Nuclear Research Reactor with HEU Fuel Using SRAC and MCNP5, Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2017, Article ID 2615409, 10 pages, 2017. https://doi.org/10.1155/2017/2615409
[3] Tran, VP., Nguyen, KC., Hartanto, D. et al. Development of a PARCS/Serpent model for neutronics analysis of the Dalat nuclear research reactor. NUCL SCI TECH 32, 15, 2021, https://doi.org/10.1007/s41365-021-00855-5
[4] Nhi-Dien Nguyen, Kien-Cuong Nguyen, Ton-Nghiem Huynh, Doan-Hai-Dang Vo, Hoai-Nam Tran, Conceptual Design of a 10 MW Multipurpose Research Reactor Using VVR-KN Fuel, Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2020, Article ID 7972827, 11 pages. https://doi.org/10.1155/2020/7972827
[5] Kien-Cuong Nguyen, Vinh-Vinh Le, Ton-Nghiem Huynh, Ba-Vien Luong, Nhi-Dien Nguyen, Hoai-Nam Tran, “Interim Storage of the Dalat Nuclear Research Reactor: Radiation Safety Analysis”, Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2020, Article ID 7327045, 10 pages, 2020. https://doi.org/10.1155/2020/7327045
[6] Nguyen Kien, C., Nguyen Thi, D., Tran Viet, P., Nguyen Huu, T., and Pham Nhu Viet, H., Modeling of the Dalat Nuclear Research Reactor (DNRR) with the Serpent 2 Monte Carlo code, Nuclear Science and Technology, 9(3), 21-29, 2019, https://doi.org/10.53747/jnst.v9i3.41
[7] Nguyen Kien, C., Huynh Ton, N., Le Vinh, V., Luong Ba, V., Pham Quang, H., Tran Quoc, D., and Bui Van, C., Calculation Results for Enhancing Ability of I-131 Radioisotope Production Using Tellurium Dioxide Target on the Dalat Nuclear Research Reactor, Nuclear Science and Technology, 9(3), 2021, https://doi.org/10.53747/jnst.v9i3.39.
Hội nghị
[1] Kien Cuong NGUYEN, et.al, The development depletion code couped with Monte Carlo computer code, VINANTS XI Conference, Danang, Vietnam, 2015.
[2] Kien Cuong NGUYEN, et.al, Fuel burn-up calculation for the Dalat Nuclear Research Reactor by using Serpent and MCNP6 computer codes, VINANTS XV Conference, Dalat, Vietnam, 2021.
