Nghiên cứu công nghệ điện hạt nhân được đề xuất cho dự án nhà máy Điện hạt nhân Ninh Thuận 1 và dự án nhà máy Điện hạt nhân Ninh Thuận 2 nhằm hỗ trợ thẩm định thiết kế cơ sở cho hai dự án

	từ	bên	ngoài	bằng	nước	để	giữ	
nhiên	vật	liệu	nóng	chảy	nhiệt	độ	cao	bên	trong.	
Đây	là	biện	pháp	mong	muốn	(để	giảm	thiểu	hậu	
quả	diễn	biến	sự	cố)	được	áp	dụng	trong	các	thiết	
kế	 ĐHN	 như	 VVER-440,	 AP600/AP1000	 [9].	
Một	số	lò	như	APR1400	cũng	đã	thực	hiện	tính	
toán	áp	dụng	IVR,	tuy	nhiên	do	công	suất	lò	cao	
nên	không	giữ	được	nhiên	vật	liệu	nóng	chảy	bên	
trong.	Đối	với	bẫy	nhiên	liệu	cũng	tương	tự,	các	
tính	toán	mô	phỏng	cần	thực	hiện	để	chứng	minh	
khả	 năng	 IVR	 của	 thiết	 kế.	 IVR	 là	một	 hướng	
nghiên	cứu	cho	đến	nay	đã	có	nhiều	kết	quả,	tuy	
nhiên	do	sự	phức	tạp	của	diễn	biến	sự	cố	nên	vẫn	
còn	nhiều	vấn	đề	cần	nghiên	cứu.
-	Nổ	 hơi	 (Steam	Explosion	 -	 SE):	Hiện	
tượng	 nổ	 lớn	 xảy	 (có	 thể	 làm	 hỏng	 tòa	 nhà	 lò	
-	Containment)	 ra	 do	 nhiên	 vật	 liệu	 nóng	 chảy	
đổ	vào	nước.	Xảy	 ra	 trong	 lò	nếu	bể	nhiên	vật	
liệu	nóng	chảy	hình	 thành	 trong	vùng	hoạt,	sau	
đó	bị	phá	vỡ	và	chất	nóng	chảy	(Melt)	rơi	xuống	
nước	ở	đáy	thùng	lò.	Xảy	ra	ngoài	lò	nếu	thùng	
lò	 thủng	 do	 tương	 tác	 nhiệt	 của	 nhiên	 vật	 liệu	
nóng	chảy,	rơi	xuống	một	thể	tích	nước	bên	dưới	
[10].	SE	cho	đến	nay	vẫn	là	một	hiện	tượng	chưa	
được	hiểu	kỹ,	đặc	biệt	mô	phỏng	về	SE	 là	một	
thách	 thức	 lớn	 của	 khoa	 học	 đương	đại,	 từ	mô	
hình	đến	phương	pháp	tính	và	 tốc	độ	máy	tính.	
Nổ	hơi	phân	 tầng	(Stratified	SE	=	SSE)	 là	hiện	
tượng	mới	được	phát	hiện	gần	đây	ở	Châu	Âu	khi	
làm	các	thí	nghiệm	đổ	Melt	kim	loại	xuống	nước.
-	Tương	tác	nhiên	liệu	nóng	chảy	với	bê	
tông	(MCCI	=	Molten	Core	Concrete	Interaction):	
Khi	nhiên	vật	liệu	nóng	chảy	do	lò	thủng	phóng	
ra	 ngoài,	 nếu	 không	 có	 nước	 bên	 dưới,	 sẽ	 rơi	
xuống	 và	 tương	 tác	 với	 sàn	 bê	 tông.	Quá	 trình	
tương	tác	sẽ	tạo	ra	các	loại	khí,	và	quá	trình	này	
phức	 tạp	 do	 nếu	 không	 có	 làm	mát	 thích	 hợp,	
Melt	sẽ	tiếp	tục	nóng	chảy,	thâm	nhập	sâu	xuống	
dưới,	 và	 làm	 hỏng	 cấu	 trúc	 tòa	 nhà	 lò.	 MCCI	
thách	thức	ở	khả	năng	làm	mát	[11].	Nếu	có	1	lớp	
Melt	dày	10	mm	-	20	mm,	việc	đổ	nước	lên	trên	
sẽ	không	làm	mát	được	lớp	Melt.	Do	đó	trong	các	
thiết	 kế	 hiện	 đại	 hiện	 nay,	 để	 tránh	MCCI,	 các	
nhà	thiết	kế	ĐHN	phải	thiết	kế	bẫy	nhiên	liệu,	để	
ngăn	ngừa	tương	tác	MCCI.	Ví	dụ	VVER1200,	
hay	ESBWR,	APR1400	(APR+),	ATMEA-1,	hay	
một	số	VVER1000	(AES91,	AES92)	xây	ở	Trung	
Quốc	và	Ấn	Độ	đều	có	bẫy	nhiên	liệu.	Các	thiết	
kế	thế	hệ	III	như	ABWRs	hay	APWRs	đều	không	
có	bẫy	nhiên	liệu,	nên	vấn	đề	MCCI	đối	với	các	
thiết	kế	này	là	chưa	giải	quyết	được.	Đây	là	điểm	
yếu	của	các	thiết	kế	này	(thế	hệ	III)	mà	hiện	nay	
các	công	ty	ĐHN	đang	tiếp	tục	nghiên	cứu,	nâng	
cấp	các	thiết	kế.
Kết luận
Đề	 tài	 nghiên	 cứu	 khoa	 học	 cấp	 Nhà	
nước,	mã	số	KC.05.26/11-15	“Nghiên	cứu	công	
nghệ	 ĐHN	 được	 đề	 xuất	 cho	 dự	 án	 nhà	 máy	
ĐHN	Ninh	Thuận	1	và	dự	án	nhà	máy	ĐHN	Ninh	
Thuận	2	nhằm	hỗ	trợ	thẩm	định	thiết	kế	cơ	sở	cho	
hai	dự	án”	đã	thực	hiện	nghiên	cứu,	tổng	kết	các	
yêu	cầu	 thiết	kế	mới	hậu	Fukushima	của	 IAEA	
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
13Số 49 - Tháng 12/2016
và	các	nước,	các	yêu	cầu	đặc	thù	của	Việt	Nam,	
trên	cơ	sở	đó	đánh	giá	công	nghệ	ĐHN	được	lựa	
chọn	cho	dự	án	NM	ĐHN	Ninh	Thuận	1	và	Ninh	
Thuận	2.	Một	số	 tính	 toán	mô	phỏng	 thực	hiện	
bằng	chương	trình	MELCOR	đã	được	triển	khai	
để	hỗ	trợ	cho	các	đánh	giá,	đề	xuất	thay	đổi	liên	
quan	đến	thiết	kế	cơ	sở	ĐHN.	Bên	cạnh	đó,	nghiên	
cứu	này	cũng	hướng	đến	nâng	cao	hiểu	biết,	năng	
lực	 đánh	 giá,	 tính	 toán	 phục	 vụ	 công	 tác	 thẩm	
định	các	thiết	kế	ĐHN	được	lựa	chọn.	Hai	công	
nghệ	ĐHN	 là	VVER1200	phiên	bản	AES2006/
V491	 của	Viện	Thiết	 kế	 năng	 lượng	nguyên	 tử	
Sankt	Peterburg	(SPbAEP),	thuộc	Tập	đoàn	Nhà	
nước	 về	 năng	 lượng	 nguyên	 tử	 (ROSATOM),	
Liên	bang	Nga	và	AP1000	của	Công	ty	Điện	lực	
Westinghouse	(WEC),	Mỹ	đã	được	nghiên	cứu,	
đánh	giá	trong	đề	tài.	Một	số	kết	quả	nghiên	cứu	
đạt	được	qua	quá	trình	thực	hiện	đề	tài	cho	phép	
đề	xuất	một	số	thay	đổi	và	góp	ý,	kiến	nghị	chính	
liên	quan	đến	báo	cáo	Nghiên	cứu	khả	thi	(FS)	và	
Báo	cáo	phân	tích	an	toàn	(SAR)	như	sau.
Dự án ĐHN Ninh Thuận 1:
-	Về	thiết	kế	tổng	thể	bố	trí	nhà	máy,	giải	
pháp	 kỹ	 thuật,	 đề	 xuất	 xem	 xét	 phương	 án	 lấy	
nước	 làm	mát	kênh	hở	 (xây	dựng	kè),	để	 tránh	
tốn	kém	cũng	như	các	vấn	đề	liên	quan	đến	thời	
tiết	khí	hậu	cực	đoan	như	siêu	bão,	đảm	bảo	hiệu	
quả	làm	mát	liên	quan	đến	đặc	thù	khí	hậu	và	hệ	
sinh	thái	biển	khu	vực	Ninh	Thuận.
-	 Về	 thiết	 kế	 hệ	 thống	 sản	 xuất	 điện	
năng,	đề	xuất	sử	dụng	tuốc-bin	tốc	độ	thấp	1500	
vòng/phút	 (hiện	 nay	 Nga	 đang	 liên	 doanh	 với	
Công	ty	ALSTOM	của	Pháp	để	chế	tạo	tuốc-bin	
ARABELLA).
-	Về	thiết	kế	hệ	thống	đảm	bảo	an	toàn,	
thiết	kế	AES2006/V491	hiện	nay	là	thiết	kế	tốt,	
có	khả	năng	đảm	bảo	an	toàn	ở	mức	độ	cao,	đối	
phó	với	 các	 sự	kiện	 cực	đoan	kiểu	Fukushima,	
cũng	như	đối	phó	với	diễn	biến	sự	cố	nặng.	Tuy	
nhiên	trong	khả	năng	ứng	phó	với	sự	cố	nặng,	do	
chỉ	có	hệ	thống	bình	tích	nước	cao	áp	giai	đoạn	1	
là	HA1	(có	4	bình	50	m3),	nên	thời	gian	giữ	nhiên	
liệu	 trong	vùng	hoạt	khỏi	nóng	chảy	và	 sau	đó	
là	thời	gian	thùng	lò	thủng	quá	ngắn,	chỉ	khoảng	
hơn	2,5	h,	có	thể	không	đủ	thời	gian	để	đưa	ra	các	
giải	pháp	ứng	phó	sự	cố	nặng.	Do	đó,	nhóm	thực	
hiện	đề	tài	đề	xuất	ngoài	hệ	thống	HA1,	bổ	sung	
hệ	 thống	 bình	 tích	 nước	 cao	 áp	 giai	 đoạn	 2	 là	
HA2	cho	thiết	kế	V491,	giống	như	hệ	thống	HA2	
của	thiết	kế	AES2006/V392M	của	Viện	Thiết	kế	
năng	 lượng	 nguyên	 tử	 Moscow	 (MAEP),	 bao	
gồm	8	bình	tích	nước	cao	áp	thể	tích	120	m3.
-	Cần	bổ	sung	hệ	thống	nước	làm	mát	dự	
phòng,	dài	hạn	để	 làm	mát	 lâu	dài,	 có	nghĩa	 là	
cần	có	1	bể	nước	dự	phòng	cho	nhà	máy	được	đặt	
cao	hơn	so	với	mức	của	lò	hạt	nhân	và	tòa	nhà	lò.
-	Về	FS	và	SAR,	nhiều	góp	ý	bổ	sung	liên	
quan	đến	các	báo	cáo	cũng	như	bổ	sung	thông	tin	
liên	quan,	làm	rõ	các	vấn	đề	vào	báo	cáo.	Chi	tiết	
của	các	góp	ý	bổ	sung	chủ	yếu	liên	quan	đến	yêu	
cầu	an	toàn	hậu	Fukushima,	và	khả	năng	đối	phó	
với	diễn	biến	sự	cố	nặng.
-	Trong	báo	cáo	SAR	hiện	nay,	các	chương	
trình	tính	toán	(Codes)	là	chương	trình	của	Nga,	
từ	tính	toán	vật	lý	lò	đến	tính	toán	nhiên	liệu,	an	
toàn	thủy	nhiệt	dòng	2	pha,	sự	cố	thiết	kế	cơ	bản,	
cơ	học	dòng	chảy,	quá	trình	vận	chuyển	trong	tòa	
nhà	lò	và	diễn	biến	sự	cố	nặng.	Đội	ngũ	cán	bộ	
Việt	Nam	 hiện	 nay	 chưa	 được	 làm	 quen	 và	 sử	
dụng	các	chương	trình	của	Nga.	Trong	khuôn	khổ	
đề	tài	này,	một	số	tìm	hiểu	và	nghiên	cứu	về	tính	
kiểm	chứng	các	chương	trình	tính	toán	đã	được	
thực	hiện,	tuy	nhiên	chỉ	dừng	lại	ở	mức	độ	nghiên	
cứu	 các	 bài	 báo	 tạp	 chí,	 báo	 cáo	 hội	 nghị,	 các	
bài	trình	bày	do	phía	Nga	cung	cấp	và	tìm	kiếm	
được	 từ	 IAEA,	 Internet...	 Đặc	 biệt,	 trong	 thời	
gian	khoảng	10	năm	lại	nay,	Nga	đã	làm	rất	nhiều	
thí	nghiệm	để	kiểm	chứng	các	mô	hình	(kiểm	tra	
các	hiệu	ứng	riêng	rẽ),	các	chương	trình	tính	toán	
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
14 Số 49 - Tháng 12/2016
(kiểm	tra	các	hiệu	ứng	tích	hợp),	mặc	dù	vậy,	các	
thông	tin	liên	quan	đều	không	thể	có	được	để	đánh	
giá	tính	kiểm	chứng	của	các	mô	hình	và	chương	
trình.	Việt	Nam	cần	đề	xuất	với	Nga	(ROSATOM	
và	các	Viện	Thiết	kế	hạt	nhân)	để	 có	 thông	 tin	
liên	quan	đến	kiểm	chứng	các	chương	trình	tính	
toán	sử	dụng	cho	NM	ĐHN	Ninh	Thuận	1.	Việc	
nghiên	cứu	về	tính	kiểm	chứng	các	chương	trình	
tính	 toán	 là	việc	rất	cần	 thiết	và	bổ	 ích	cho	đội	
ngũ	cán	bộ	Việt	Nam,	đặc	biệt	là	đội	ngũ	cán	bộ	
của	Cơ	quan	pháp	quy	hạt	nhân.
-	Một	số	tổng	kết	thực	tiễn	từ	việc	thiết	kế,	
xây	dựng	các	nhà	máy	nhiệt	điện	ở	Việt	Nam	đã	
được	thực	hiện	trong	đề	tài,	liên	quan	đến	phương	
án,	giải	pháp	kỹ	thuật,	vật	 liệu	xây	dựng	Vật	
liệu	thép	hợp	kim	cũng	đã	bắt	đầu	được	tìm	hiểu	
để	có	thể	định	hướng	nghiên	cứu	trong	thời	gian	
thiếp	theo,	vì	vật	liệu	thép	hợp	kim,	hóa	nước,	ăn	
mòn,	lão	hóa	là	các	vấn	đề	trực	tiếp	liên	quan	đến	
đánh	giá	an	toàn	NM	ĐHN	.
-	Về	đo	 lường	và	điều	khiển	 (C&I),	các	
bài	học	gần	đây	cho	thấy	cần	thiết	kế	hệ	thống	đo	
và	điều	khiển,	 thiết	bị	để	có	thể	vận	hành	được	
trong	điều	kiện	diễn	biến	sự	cố	nặng,	mặc	dù	xác	
suất	là	vô	cùng	nhỏ.	
Dự án ĐHN Ninh Thuận 2:
-	Về	thiết	kế	hệ	thống	đảm	bảo	an	toàn,	
cần	bổ	sung	hệ	thống	cấp	nước	làm	mát	dài	hạn	
trong	diễn	biến	sự	cố	nặng	(tương	tự	như	yêu	cầu	
đối	với	NM	ĐHN	Ninh	Thuận	1).	Các	tính	toán	
phân	tích	cho	thấy,	khi	không	đủ	nước	làm	mát	
lâu	dài	để	tưới	lên	vỏ	thép	tòa	nhà	lò,	nhiệt	độ	và	
áp	suất	trong	tòa	nhà	lò	sẽ	tăng	cao	và	có	thể	vượt	
quá	giới	hạn,	tòa	nhà	lò	sẽ	bị	hỏng,	chất	phóng	xạ	
có	thể	phát	tán	ra	môi	trường.
-	Do	AP1000	là	 thiết	kế	mới,	mang	tính	
cách	mạng,	chủ	yếu	dựa	trên	an	toàn	thụ	động,	do	
đó	tính	kiểm	chứng	là	vấn	đề	quan	trọng	cần	tập	
trung	nghiên	cứu,	đặc	biệt	đối	với	các	hiện	tượng	
đối	 lưu	 tự	 nhiên,	 ngưng	 hơi	 trong	 tòa	 nhà	 lò...	
Trong	báo	cáo	SAR	của	NM	ĐHN	Ninh	Thuận	
2,	vấn	đề	kiểm	chứng	các	mô	hình,	chương	trình	
tính	toán	chưa	được	đề	cập.	Chỉ	có	một	số	thông	
tin	sơ	bộ,	khái	quát	từ	một	số	nguồn	trên	Internet.	
Các	chương	trình	tính	toán	do	các	công	ty	điện	
lực	sử	dụng	để	thực	hiện	tính	toán	phân	tích	an	
toàn	hầu	như	không	được	phổ	biến	 rộng	với	 lý	
do	bản	quyền	thương	mại,	vì	 thế	Việt	Nam	hầu	
không	có	khả	năng	 tiếp	cận.	Do	đó,	cần	đưa	ra	
các	 yêu	 cầu	 để	 có	 số	 liệu,	 thông	 tin	 cần	 thiết,	
đầy	đủ	hơn	để	có	thể	kiểm	tra	đánh	giá	toàn	bộ	
tính	kiểm	chứng	của	các	chương	trình	tính	toán	
sử	dụng	trong	phân	tích	an	toàn	NM	ĐHN	Ninh	
Thuận	2.	
-	Đề	nghị	bổ	sung	các	thông	tin	liên	quan	
đến	hệ	thống	thiết	bị	đảm	bảo	ứng	phó	với	diễn	
biến	 sự	cố	nặng,	đặc	biệt	 là	hệ	 thống	cung	cấp	
điện	dự	phòng,	hệ	thống	ắc	quy	theo	các	yêu	
cầu	tăng	cường	an	toàn	hậu	Fukushima	đã	được	
các	nước	Châu	Âu	nghiên	cứu	và	áp	dụng	hiện	
nay.
-	Vấn	 đề	 liên	 quan	 đến	 thiết	 kế	 các	 hệ	
thống,	 thiết	 bị	C&I	 đáp	 ứng	 yêu	 cầu	 vận	 hành	
trong	điều	kiện	diễn	biến	 sự	cố	nặng	 (tương	 tự	
như	đề	xuất	đối	với	NM	ĐHN	Ninh	Thuận	1).
Trên	đây	là	một	số	đề	xuất	thay	đổi,	góp	ý	
chính	cho	FS	và	SAR	của	NM	ĐHN	Ninh	Thuận	
1	và	Ninh	Thuận	2.	Như	vậy,	có	thể	thấy	rằng	để	
hỗ	trợ	tốt	và	thực	hiện	tốt	các	nhiệm	vụ	liên	quan	
đến	phát	triển	ĐHN	tại	Việt	Nam,	cần	chú	trọng	
xây	dựng	năng	lực,	đào	tạo	đội	ngũ	cán	bộ,	trước	
mắt	nên	tập	trung	một	vài	định	hướng	như	sau:
-	Đối	 với	 nâng	 cao	 hiểu	 biết,	 xây	 dựng	
năng	 lực	R&D	hỗ	 trợ	ĐHN:	Viện	NLNTVN	 là	
đơn	 vị	 nghiên	 cứu	 chính,	 phối	 hợp	 với	một	 số	
đơn	vị,	nhóm	nghiên	cứu	khác	ở	Bách	Khoa	Hà	
Nội	(HUST),	Viện	Hàn	lâm	KH&CN	Việt	Nam	
(VAST),	tập	trung	tìm	hiểu	về	các	hệ	thống	đảm	
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
15Số 49 - Tháng 12/2016
ảo	an	toàn	của	các	thiết	kế	ĐHN,	vận	hành	của	
các	hệ	 thống	 an	 toàn,	 đối	 lưu	 tự	nhiên,	 dòng	2	
pha,	 diễn	 biến	 sự	 cố	 nặng,	 sử	 dụng	 thành	 thạo	
các	chương	trình	tính	toán	(RELAP,	MELCOR,	
MAAP	cũng	như	bắt	đầu	tìm	kiếm	và	nghiên	cứu	
các	 chương	 trình	 tính	 toán	của	Nga),	xây	dựng	
Input	Decks	cho	thiết	kế	NM	ĐHN	Ninh	Thuận	1	
và	Ninh	Thuận	2,	và	xây	dựng	các	hệ	thí	nghiệm	
thủy	nhiệt	về	các	vấn	đề	liên	quan	này	(năng	lực	
thí	 nghiệm).	Năng	 lực	 tính	 toán,	 năng	 lực	 thực	
nghiệm,	 cũng	 như	 các	 kiến	 thức	 về	 toán	 cao	
cấp	để	hiểu	rõ	mô	hình	 là	cần	 thiết	đối	với	các	
nhóm	triển	khai	nghiên	cứu	(R&D).	Nghiên	cứu	
về	nhiên	liệu,	vật	 liệu,	hóa	nước	cũng	là	nhiệm	
vụ	cần	thiết,	tuy	nhiên	giai	đoạn	này	do	chưa	có	
nhiều	cán	bộ	chuyên	môn,	và	mới	bắt	đầu,	nên	tập	
trung	tìm	hiểu	về	lý	thuyết	(mô	hình,	mô	phỏng).
-	Đối	với	cán	bộ	Cơ	quan	pháp	quy	hạt	
nhân,	cần	tập	trung	vào	tìm	hiểu	các	yêu	cầu	thiết	
kế,	yêu	cầu	an	 toàn,	đặc	biệt	yêu	cầu	nâng	cao	
hậu	Fukushima,	và	tập	trung	nghiên	cứu	về	tính	
kiểm	chứng	của	các	chương	trình	tính	toán	(của	
Phương	Tây,	đặc	biệt	của	Nga).	Hướng	đến	nhiệm	
vụ	cấp	phép	cho	NM	ĐHN	.	Cần	có	2	nhóm,	một	
nhóm	 nghiên	 cứu	 thiết	 kế	 của	Nga,	một	 nhóm	
nghiên	cứu	thiết	kế	của	Nhật	Bản,	Mỹ.
Qua	việc	triển	khai	thực	hiện	đề	tài,	ngoài	
việc	hoàn	 thành	các	nhiệm	vụ	đặt	 ra,	 nâng	cao	
năng	lực	nghiên	cứu,	đào	tạo	cán	bộ,	một	số	nhóm	
nghiên	cứu	mới	về	các	vấn	đề	liên	quan	nêu	trên	
đã	được	hình	thành.	Đề	tài	nghiên	cứu	đã	thực	sự	
góp	phần	nâng	cao	năng	lực	của	Viện	NLNTVN	
và	các	đơn	vị	liên	quan	(HUST)	và	đào	tạo	cán	bộ	
một	cách	hiệu	quả./.
Hoàng Sỹ Thân và Trần Chí Thành
Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam
TÀI LIỆU THAM KHẢO
[1]	Trần	Chí	Thành	và	cộng	sự,	“Nghiên	
cứu	tính	toán	truyền	nhiệt	và	diễn	biến	sự	cố	nặng	
xảy	ra	 trong	 lò	phản	ứng	hạt	nhân	VVER-1000	
của	Nga”,	Đề	 tài	 nghiên	 cứu	Bộ	Công	 thương,	
Viện	Năng	lượng,	2011.
[2]	Lê	Văn	Hồng	và	cộng	sự,	,	“Nghiên	
cứu,	phân	tích,	đánh	giá	và	so	sánh	các	hệ	thống	
công	 nghệ	 phần	 (đảo)	 hạt	 nhân	 của	 lò	 áp	 lực	
VVER	so	với	lò	PWR	của	phương	Tây”,	Đề	tài	
nghiên	cứu	cấp	Nhà	nước	2012-2014,	Viện	Năng	
lượng	nguyên	tử	Việt	Nam,	2014.
[3]	Trần	Chí	Thành	và	cộng	sự,	“Nghiên	
cứu	 đánh	 giá,	 lựa	 chọn	 công	 nghệ	 đề	 xuất	 cho	
dự	án	ĐHN	Ninh	Thuận	2”,	Đề	 tài	 nghiên	cứu	
Bộ	Khoa	 học	 và	Công	 nghệ,	Viện	Năng	 lượng	
nguyên	tử	Việt	Nam,	2013.
[4]	 IAEA,	 “Regional	 Distribution	
of	 Nuclear	 Power	 Plants”,	 Power	 Reactor	
Information	System	(PRIS),	May	2016.	
[5]	 	 F.J.	 Valdes-Parada,	 H.	 Romeo	 -	
Paredes,	 G.	 Espinosa-Paredes,	 “Numerical	
analysis	of	hydrogen	generation	in	a	BWR	during	
a	 severe	 accident”,	 J.	 Chemical	 Engineering	
Research	and	Design,	Vol.	91	 (4),	pp.	614-624,	
April	2013.	
[6]	 L.L.	 Tong,	 “Hydrogen	 risk	 for	
advanced	 PWR	 under	 typical	 severe	 accidents	
induced	by	DVI	line	break”,	J.	Annals	of	Nuclear	
Energy,	Vol.	94,	pp.	325-331,	August	2016.
[7]	 J.L.	 Binder,	 B.W.	 Spencer,	
“Investigations	into	the	physical	phenomena	and	
mechanisms	that	effect	direct	containment	heating	
loads”,	J.	Nuclear	Engineering	and	Design,	Vol.	
164	(1-3),	pp.	175-199,	August	1996.	
[8]	 	L.	Meyer,	G.	Albrecht,	C.	Caroli,	 I.	
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
16 Số 49 - Tháng 12/2016
Ivanov,	 “Direct	 containment	 heating	 integral	
effects	 tests	 in	 geometries	 of	 European	 nuclear	
power	 plants”,	 J.	 Nuclear	 Engineering	 and	
Design,	Vol.	 239	 (10),	 pp.	 2070-2084,	October	
2009.	
[9]	T.G.	Theofanous,	C.	Liu,	S.	Additon,	
S.	 Angelini,	 O.	 Kymalainen,	 T.	 Salmassi,	 “In-
vessel	Coolability	and	Retention	of	a	Core	Melt”,	
DOE/ID-1046,	November	1994.
[10]	 R.C.	 Hansson,	 “An	 Experimental	
Study	 on	 the	 Dynamics	 of	 a	 Single	 Droplet	
Vapor	 Explosion”,	 PhD	 Thesis,	 Division	 of	
Nuclear	Power	Safety	(NPS),	Royal	Institute	of	
Technology	(KTH),	Stockholm,	2010.	
[11]	J.-P.	Van	Dorsselaere,	A.	Auvinen,	
D.	Beraha,	P.	Chatelard,	L.E.	Herranz,	C.	Journeau,	
W.	Klein-Hessling,	I.	Kljenak,	A.	Miassoedov,	S.	
Paci,	R.	Zeyen,	“Recent	severe	accident	research	
synthesis	 of	 the	 major	 outcomes	 from	 the	
SARNET	network”,	J.	Nuclear	Engineering	and	
Design,	Vol.	291,	pp.	19-34,	September	2015.