Áp dụng phương pháp ước lượng tốt nhất kết hợp phân tích độ bất định và phương pháp thận trọng để mô phỏng sự cố LB-LOCA cho lò VVER-1200/491 sử dụng RELAP5

Nội dung text: Áp dụng phương pháp ước lượng tốt nhất kết hợp phân tích độ bất định và phương pháp thận trọng để mô phỏng sự cố LB-LOCA cho lò VVER-1200/491 sử dụng RELAP5

1. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN ÁP DỤNG PHƯƠNG PHÁP ƯỚC LƯỢNG TỐT NHẤT KẾT HỢP PHÂN TÍCH ĐỘ BẤT ĐỊNH VÀ PHƯƠNG PHÁP THẬN TRỌNG ĐỂ MÔ PHỎNG SỰ CỐ LB-LOCA CHO LÒ VVER-1200/491 SỬ DỤNG RELAP5 Hoàng Tân Hưng, Võ Thị Hương, Bùi Thị Hoa, Hoàng Minh Giang Viện khoa học và kỹ thuật hạt nhân Phương pháp ước lượng tốt nhất và thận trọng là hai phương pháp thường được dùng trong phân tích an toàn tất định cho nhà máy điện hạt nhân. Thông thường, các kết quả từ phương pháp ước lượng tốt nhất thường phải được bao bởi đường kết quả có được từ phương pháp thận trọng (IAEA Specific Safety Guide - No SSG-2). Trong báo cáo phân tích an toàn (SAR) của Liên Bang Nga đã trình bày kết quả phân tích sự cố vỡ lớn (LB-LOCA) cho lò VVER-1200/V491 sử dụng chương trình tính toán DINAMIKA-97 với các giả thiết thận trọng về sự sẵn sàng của các hệ thống cũng như các điều kiện đầu. Nghiên cứu này thực hiện phân tích an toàn thủy nhiệt độc lập cho bài toán LB-LOCA trên lò phản ứng VVER-1200/V491 và đánh giá sự phụ hợp của các kết quả của phương pháp thận trọng với khuyến cáo của IAEA, cả hai phương pháp ước lượng tốt nhất và thận trọng sử dụng chương trình RELAP5/MOD 3.3 đều được áp dụng. Nhiệt độ đỉnh của vỏ thanh nhiên liệu (PCT) được xác định như là hình ảnh đặc trưng để phân tích (FOM). Đánh giá độ nhạy và độ bất định cũng được thực hiện để xác định thông số ảnh hưởng nhất tới PCT. Các kết quả tính toán sử dụng RELAP5 cho thấy sự phù hợp với các kết quả được trình bày trong báo cáo SAR. Bên cạnh đó, kết quả tính toán cũng chỉ ra rằng đường bao trên của độ bất định tính toán dựa trên phương pháp ước lượng tốt nhất không hoàn toàn được bao bởi kết quả tính được theo phương pháp thận trọng khi sử dụng RELAP5 và DINAMIKA-97. Các kết quả phân tích độ nhạy chỉ ra rằng các thông số như công suất sau khi dừng lò, hệ số đỉnh công suất, nhiệt độ ban đầu của chất tải nhiệt từ các bình tích áp và kích thước của khe giữa nhiên liệu và lớp vỏ là các thông số tác động nhiều nhất lên PCT. 1. TỔNG QUAN là (a), chương trình tính toán, (b) sự sẵn sàng của Cho đến nay, việc thực hiện phân tích an toàn tất các hệ thống và (c) là các điều kiện đầu và điều định cho nhà máy điện hạt nhân chủ yếu được kiện biên như được trình bày trong bảng 1 [1]. phân ra làm hai cách tiếp cận chính là ước lượng Cách tiếp cận thận trọng có thể đạt được khi sử tốt nhất và thận trọng. Việc phân loại dựa trên dụng phương án 1 và 2 [1]. Phương án 3 được áp cách tiếp cận này dựa trên lựa chọn của các yếu tố dụng bằng cách sử dụng ước lượng tốt nhất cộng với độ bất định tính toán (BEPU). Cách tiếp cận Số 68 - Tháng 9/2021 19
2. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN thận trọng sẽ bao hàm các độ bất định, và do đó, này sử dụng các giả thiết về sự sẵn sàng của các các kết quả tính toán từ phương pháp này có thể hệ thống, các điều kiện đầu và điều kiện biên thận dẫn đến các kết quả không phù hợp với các tiêu trọng. Vì vậy, nghiên cứu này sẽ thực hiện phân chí chấp nhận. Chương trình tính toán và dữ liệu tích an toàn thủy nhiệt độc lập cho sự cố vỡ lớn ước lượng tốt nhất cần được sử dụng để phù hợp (LB _LOCA) cho lò phản ứng VVER – 1200/V491 với mục tiêu của phân tích an toàn xác xuất với để khảo sát so sánh với kết quả của báo cáo SAR việc cung cấp các kết quả thực. Theo hướng dẫn với hai phương án được gợi theo hướng dẫn của an toàn của IAEA (No-SSG-2), các kết quả đưa ra IAEA, với chương trình tính toán RELAP5 là: (a) bởi cách tiếp cận ước lượng tốt nhất thường được các giả thiết thận trọng với sự sẵn sàng của các hệ bao bởi các kết quả của cách tiếp cận thận trọng thống, các điều kiện đầu và điều kiện biên, (b) giả như được mô tả trong hình 1. Do đó, để dự đoán thiết thận trọng với sự sẵn sàng của các hệ thống chính xác hơn về các kết quả tính toán, trong và các điều kiện đầu, điều kiện biên thực cộng bộ luật của Hoa Kỳ (CFR) 50.46 [2] cho phép sử với độ bất định của các thông số đó. Phương án dụng phương án 3 hoặc 1 được quy định trong đầu tiên được gọi là phương án cơ bản, giống với phụ lục K của CFR, mục 10, phần 50. cách phân tích trong báo cáo SAR và thay chương Báo cáo phân tích an toàn (SAR) của cho lò phản trình tính toán là RELAP5. Kết quả từ phương án ứng VVER – 1200/V491 sử dụng gói chương này sẽ được so sánh với kết quả tính toán trong trình tính toán TRAP – KC [4] cho phân tích an báo cáo SAR nhằm khảo sát sự đúng đắn của mô toàn và sử dụng chương trình DINAMIKA-97 hình và kết quả tính toán. Phương án số hai sử cho thiết kế và phân tích thủy nhiệt trong của lò dụng cách tiếp cận ước lượng tốt nhất cộng với độ phản ứng trong trường hợp sự cố. Trong báo cáo bất định sẽ đưa ra kết quả tính toán ước lượng tốt 20 Số 68 - Tháng 9/2021
3. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN nhất cùng với dải bất định. Cả hai kết quả này có nhân. Trong nghiên cứu này, mô hình ước lượng thể dùng để so sánh với nhau để xác định và định tốt nhất của lò phản ứng VVER – 1200 được xây lượng rằng các yếu tố bất định có được bao bởi dựng bằng chương tính toán RELAP. Bằng việc các điều kiện thận trọng hay không. Để nghiên sử dụng các dữ liệu tham khảo từ báo cáo phân cứu bằng phương án BEPU, diễn biến thay đổi tích khả thi [4]. của nhiệt độ thanh nhiên liệu được lựa chọn làm Mô phỏng trạng thái ổn định của lò phản ứng thông số đánh giá. Phân tích độ bất định dựa trên VVER -1200/V491 được thực hiện để xác minh điều kiện đầu vào thực cộng với đánh giá độ bất tính đúng đắn của mô hình bằng cách so sánh với định sử dụng phương pháp được phát triển bởi các thông số thiết kế chính ở trạng thái ổn định GRS và đánh giá độ nhạy cũng đồng thời được trong báo cáo SAR trước khi thực hiện tính toán thực hiện để xác định các thông số ảnh hưởng chuyển tiếp. Kết quả so sánh giữa giá trị thiết kế nhất tới nhiệt độ vỏ bọc thanh nhiên liệu. Đường và giá trị mô phỏng được trình bày trong bảng bao trên của phân tích bất định nhiệt độ vỏ bọc 2. Có thể thấy rằng độ lệch giữa hai kết quả thu thanh nhiên liệu tính toán bởi RELAP5 sẽ được được phần lớn nhỏ hơn 5% và chỉ có mức nước so sánh với kết quả trong báo cáo SAR để xác trong bình sinh hơi có độ lệch cao hơn (6.67%). nhận sự phù hợp kết quả cũn như các yêu cầu về Do đó, độ chính xác của mô phỏng lò phản ứng an toàn của IAEA. VVER -1200 là nhỏ và có thể chấp nhận được. Sau khi xác minh được độ chính xác của mô 2. CÁC GIẢ THIẾT VÀ MÔ HÌNH MÔ PHỎNG hình mô phỏng lò phản ứng VVER – 1200 sử RELAP5 là chương trình tính toán thủy nhiệt dụng chương trình RELAP5 là chấp nhận được, ước lượng tốt nhất được phát triển bởi phòng nhóm nghiên cứu thực hiện tính toán với tai nạn thí nghiệm quốc gia Idaho dùng để phân tích LB - LOCA với cả hai hai phương án đã được lựa chuyển tiếp và tai nạn đối với lò phản ứng hạt chọn. Các giả thiết về hai phương án tính toán được trình bày phía dưới. 2.1 Các giả thiết cho trường hợp cơ bản LOCA của lò phản ứng VVER – 1200/V491 được trình bày. Sự kiện khởi phát của tai nạn là ống Trong nghiên cứu, một kịch bản cho sự cố LB – Số 68 - Tháng 9/2021 21
4. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN dẫn chính với đường kính 850 mm bị vỡ phía lối sẽ được giả định là 104 %, vì vậy công suất khi vào vùng hoạt kết hợp cùng với mất điện. đưa vào phân tích là 3328 MW thay cho 3200 Trong trường hợp cơ bản, các điều kiện đầu của MW là giá trị công suất danh định (thực) của nhà lò phản ứng và kịch bản tai nạn được lụa chọn với máy. Theo tài liệu tham khảo số [5], các thông các giải thiết bảo thủ về hệ thống làm mát vùng số đầu vào thận trọng và giá trị thực được liệt kê hoạt khẩn cấp. Ví dụ, công suất nhiệt lò phản ứng trong bảng 3. Tính hiệu dập lò đầu tiên được sinh ra do các điều điều kiện biên cho trường hợp này được đưa ra kiện “có nhiều hơn hai bơm tuần hoàn bị ngắt trong bảng 4. Trình tự chuỗi sụ kiện của kịch bản do mất điện trong khi công suất lò phản ứng lớn sự cố LB – LOCA được giả thiết cũng giống như hơn 75% công suất danh định”. Tín hiệu dập lò trường hợp cơ bản đã trình bày ở trên. thức hai sinh ra bởi điều kiện “áp suất trong vùng Để nghiên cứu với trường hợp BEPU, nhiệt độ hoạt nhỏ hơn 15.2 MPa khi công suất lò phản ứng của vỏ thanh nhiên liệu được lựa chọn để đánh lớn hơn 75% công suất danh định”. Tuy nhiên, hệ giá. Phân tích độ bất định dựa trên các dữ liệu thống các thanh điều khiển sẽ bắt đầu di chuyển đầu vào thực và cộng với đánh giá độ bất định bị chậm hơn 1.5 giây sau tín hiệu dập lò thứ hai dựa trên phương pháp của GRS [7] và đánh giá (1.0 giây để sinh ra tín hiệu và 0.5 giây để truyền độ nhạy cũng được thực hiện để xác định các tín hiệu qua mạch). thông số ảnh hưởng nhất đến nhiệt độ vỏ bọc Trong đây cũng giả thiết rằng một máy phát diesel thanh nhiên liệu. (DG) đang sửa chữa, và một máy phát DG khác Các thông số quan trọng tiềm năng được lấy từ bị lỗi sai hỏng đơn. Vì vậy, chỉ có hai kênh của hệ dự án BEMUSE cho lò phản ứng Zion [6] vốn thống làm mát vùng hoạt khẩn cấp (ECCS) hoạt là một lò phản ứng áp lực điển hình. Danh sách động được. Thêm nữa, do hai DG không hoạt 18 thông số với độ bất định cùng với dạng phân động, vì vậy nên một bể chứa ECCS cũng không bố của mỗi thông số dựa trên kết quả dự án BE- hoạt động dẫn đến không thể cung cấp chất tải MUSE được trình bày trong bảng 4. nhiệt đến bể ngưng và bể giảm áp của lò phàn ứng. Việc khởi động máy phát DG được giả thiết Khi áp dụng phương pháp GRS [7], số lần tính là mất 40s trước khi có thể cung cấp dung dịch toán được thực hiện bằng cách thay đổi đồng thời axit boric đến các bơm ECCS vào vòng sơ cấp. tất cả các tham số đầu bất định đầu vào dựa theo phân bố của các tham số này. Vì vậy, trong nghiên 2.2. Các giải thiết cho trường hợp BEPU cứu đã thực hiện 100 lần tính toán để đảm bảo Các giá trị thiết kế cũng như điều kiện đầu và giới hạn dung sai hai bên (95%/95%). 22 Số 68 - Tháng 9/2021
5. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN 3. CÁC KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN chất tải nhiệt trong vòng sơ cấp sẽ bị thoát ra nhà 3.1. Diễn tiến tai nạn LB – LOCA trong trường lò thông qua vết vỡ, vùng hoạt lò phản ứng sẽ bị hợp cơ bản khô cạn một cách nhanh chóng và áp suất vòng sơ cấp giảm mạnh đột ngột. Tín hiệu dập lò đầu tiên Khi tai nạn LB – LOCA xảy ra, một lượng lớn được ghi nhận sau 0.036 s nhưng được giả định Số 68 - Tháng 9/2021 23
6. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN bị bỏ qua, hệ thống ECCS nhận tín hiệu kích hoạt 5. So sánh giữa kết quả tính toán và kết quả được tại thời điểm 0.04 s nhưng trì hoãn đến 40s từ khi trình bày trong SAR được trình bày trong hình nhà máy bị mất điện, van hơi chính bị ngắt. Tại 3 – 6. Kết quả chỉ ra trong hình 3 cho thấy áp suất thời điểm 1.54 s, tín hiệu dập lò thứ hai được kích của hệ sơ cấp giảm mạnh. Hình 4 so sánh sự thay hoạt và các thanh điều khiển bắt đầu rơi xuống đổi nhiệt độ của vỏ thanh nhiên liệu cho thấy có vùng hoạt sau 1.9 s. Hệ thống ECCS thụ động bắt sự khác biệt nhỏ giữa tính toán của nhóm nghiên đầu đưa nước hòa tan axit boric vào thùng lò khi cứu và báo cáo SAR do những sự khác biệt về thời áp suất nhỏ hơn 5.9 MPa tại thời điểm 6.6 s hệ gian bắt đầu kích hoạt cũng như tốc độ bơm nước thống này hết nước tại 64.8 s. Toàn bộ quá trình làm mát của hệ thống ECCS như được cung cấp tính toán được thực hiện là 500 s. trong hình 5 và hình 6. Tuy nhiên, sự khác biệt Trình tự chuỗi các sự kiện xảy ra sau tai nạn của này có thể chấp nhận được do toàn bộ quá trình trường hợp cơ bản tương tự với kết quả đưa ra diễn tiến tai nạn gần như không bị ảnh hưởng. trong báo cáo SAR[4] được trình bày trong bảng 24 Số 68 - Tháng 9/2021
7. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN 3.2. Phân tích nhiệt độ vỏ thanh nhiên liệu và 200 s kể từ sự kiện khởi phát. Các kết quả trong trường hợp BEPU tính toán của trường hợp tham chiếu, đường bao 3.2.1. Phân tích độ bất định trên và đường bao dưới đối với tính toán sự bất định và tính toán với các giả thiết bảo thủ cho sự Để đánh giá độ bất định, một trường hợp tham sẵn sàng của hệ thống, cũng như điều kiện đầu chiếu của nhiệt độ thanh nhiên liệu thu được và điều kiện biên. Có thể thấy rằng, trong 14 s bằng cách sử dụng giả định thận trọng về sự sẵn đầu tiên từ sự kiện khởi phát, đường tính toán sàng của hệ thống và dữ liệu thực của điều kiện bảo thủ đối với nhiệt độ vỏ thanh nhiên liệu bao đầu, điều kiện biên. Sau đó, tính toán độ bất định được toàn bộ các kết quả của các trường hợp khác được thực hiện trên 100 lần chạy tính toán để với giá trị nhiệt độ đỉnh của vỏ bọc thanh nhiên đạt được giới hạn dung sai hai bên (95%/95%) từ liệu không vượt quá tiêu chí chấp nhận là 1200оC trường hợp tham chiếu. (hình 7). Tuy nhiên, có thể thấy thấy rằng sau 50s, Hình 7 và hình 8 cho thấy một số tính toán thay đường kết quả tính toán bảo thủ không còn bao đổi nhiệt độ vỏ bọc thanh nhiên liệu trong 20s được đường bao trên như mong đợi. Số 68 - Tháng 9/2021 25
8. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN So sánh giữa kết quả tính toán và kết quả từ báo cáo SAR lần lượt là 1067 và 1050 оC. cáo SAR cho cùng một kịch bản LB – LOCA được Hơn thế nữa, so sánh giữa đường biên trên của đưa ra trong hình 9. Có thể thấy rằng, các kết quả tính toán độ bất định nhiệt độ vỏ bọc thanh nhiên cho thấy sự phù hợp giữa kết quả tính toán và liệu với kết quả tính toán trong báo cáo SAR cũng kết quả đưa ra trong báo cáo SAR, sai lệch giá trị cho thấy kết quả tính toán thận trọng đã không nhiệt độ xảy ra trong vài giây đầu khi nhiệt độ bao được hoàn toàn đường biên trên trong toàn đỉnh của thanh nhiên liệu tính toán và trong báo bộ thời gian tính toán là 500 s. 3.2.2. Phân tích độ nhạy quanh ±1 có nghĩa là chúng có ảnh hưởng mạnh Nghiên cứu phân tích độ nhạy được thực hiện để đến với +1 là tỷ lệ thuận và -1 là tỷ lệ nghịch. tìm ra những thông số bất định nào có ảnh hưởng Nghiên cứu độ nhạy được thực hiện với nhiệt độ lớn nhất tớt kết quả nhiệt độ vỏ bọc thanh nhiên đỉnh của vỏ bọc thanh nhiên liệu trong hai giai liệu. Trong nghiên cứu này sử dụng hệ số tương đoạn của sự cố LB – LOCA bao gồm: giai đoạn quan Spearmen [10] với dải giá trị từ -1 đến +1 bùng phát và giai đoạn làm ngập lại. Kết quả phân để đánh giá độ nhạy của 18 thông số đầu vào. Giá tích độ nhạy cho 18 thông số đầu vào với hai giai trị của hệ số tương quan Spearmen xung quanh đoạn được trình bày trong hình 7 với số thứ tự 0 có nghĩa là thông số đó ít ảnh hưởng tới nhiệt của các thông số như bảng 3. Có thể thấy rằng, độ vỏ bọc thanh nhiên liệu, giá trị của hệ số xung trong giai đoạn bùng phát các thông số có ảnh 26 Số 68 - Tháng 9/2021
9. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN hưởng nhất bao gồm: công suất khi dập lò, hệ thông số có ảnh hưởng nhất bao gồm: nhiệt độ số công suất đỉnh và kích thước khe giữa nhiên ban đầu trong bình tích áp, công suất sau khi dập liệu và vỏ bọc. Đối với giai đoạn làm ngập lại, các lò và kích thước khe giữa nhiên liệu và vỏ bọc. 4. KẾT LUẬN có tuân thủ các hướng dẫn an toàn của IAEA hay Nghiên cứu trình bày việc sử dụng các tiếp cận không. bảo thủ và ước lượng tốt nhất áp dụng phương Kết quả nghiên cứu độ nhạy chỉ ra rằng các thông pháp GRS và trình tính toán RELAP5 để mô số công suất lò phản ứng sau khi dập lò, hệ số phỏng tiến trình tai nạn và sự thay đổi nhiệt độ công suất đỉnh, nhiệt độ ban đầu trong bình tích vỏ bọc thanh nhiên liệu trong sự cố LB – LOCA áp, kích thức khe giữa nhiên liệu và vỏ bọc có ảnh trên lò phản ứng VVER – 1200/V491. hưởng lớn nhất đến giá trị nhiệt độ vỏ bọc thanh Các kết quả tính toán của nghiên cứu cho thấy sự hiên liệu sau tai nạn. Vì vậy, các giả định thận phù hợp với các kết quả được trình bày trong báo trọng cần xem xét đến các thông số này khi thực cáo SAR ở cả hai cách tiếp cận thận trọng và ước hiện phân tích an toàn. lượng tốt nhất. Tuy nhiên, kết quả tính toán thận trọng gần với kết quả tính toán trong SAR hơn do các điều kiện và giả định là tương đồng. Mặc dù TÀI LIỆU THAM KHẢO có chút khác biệt về thời gian đóng van hơi, thời gian tín hiệu dập lò sinh ra và thời gian vận hành [1]. Safety Standards Series No.SSG-2 “Determinis- tic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”, Inter- hệ ECCS dẫn đến có sự khác biệt nhỏ về kết quả, national Atomic Energy Agency, VIENNA, p. 10-11, tuy nhiên, toàn bộ tiến trình tai nạn là tương tự 2009. nhau nên kết quả có thể chấp nhận được. [2]. 10 CFR 50.46, “Acceptance criteria for emergency Nghiên cứu cũng chỉ ra rằng đường bao trên của core cooling systems for light water nuclear power re- tính toán độ bất định đối với nhiệt độ vỏ bọc actors,” Appendix K, “ECCS Evaluation Models”, to 10 thanh nhiên liệu khi sử dụng chương trình tính CFR Part 50, Code of Federal Regulations, 1996. toán RELAP5 không được bao hoàn toàn bởi các [3]. Horst Glaeser, Evaluation and review guide on tính toán bảo thủ trên cả RELAP5 và DINAMI- Loss of Coolant Accidents (LOCA), Asian Nuclear KA-97. Vấn đề này dẫn đến cần phải thảo luận Safety Network (ANSN), Regional Workshop on Best thêm về các giả định thận trọng do SAR đưa ra Estimate plus Uncertainty Calculations and Accept- Số 68 - Tháng 9/2021 27
10. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN ance Criteria of Emergency Core Cooling System. Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) Daejeon, Re- public of Korea 21 to 25 March 2016. [4]. Ninh Thuan Nuclear Power Project Management Board, Ninh Thuan 1 Nuclear Power Plant Project, Feasibility Study, PART 1, Feasibility Study Descrip- tion, Volume 3, Specialized reports, Report 1, Feasi- bility Study Safety Analysis, Chapter 7 Safety analysis Section 7.5 Deterministic analysis. Subsections 7.5.1, 7.5.2, 7.5.3, 7.5.4, 7.5.5. p. 55-61, 2015. [5]. Ninh Thuan Nuclear Power Project Management Board, Ninh Thuan 1 Nuclear Power Plant Project, Feasibility Study, Part 1, Feasibility Study Descrip- tion, Volume 3, Specialized reports, Report 1, Feasi- bility Study Safety Analysis, Chapter 7 Safety analysis, Section 7.5 Deterministic analysis. Subsection 7.5.6 Anticipated operational occurrences and design basis accidents. NT1.0-3.101-FS-01.03.01.07.05.06.00, p. 117-120, 183-184, 2015. [6]. Nuclear Energy Agency, Committee On The Safety Of Nuclear Installations, “BEMUSE Phase V Report: Uncertainty and Sensitivity Analysis of a LB- LOCA in ZION Nuclear Power Plant”, NEA/CSNI/R (2009)13, p. 19-20, 2009. [7]. Horst Glaeser, “GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code Results and Applica- tions”, Hindawi Publishing Corporation, Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2008, Article ID 798901, 2008. [8]. S. S. Wilks, “Determination of sample sizes for setting tolerance limits,” Annals of Mathematical Sta- tistics, Vol. 12, No. 1, p. 91– 96, 1941. [9]. Ninh Thuan Nuclear Power Project Management Board, Ninh Thuan 1 Nuclear Power Plant Project, Feasibility Study, Part 1, Feasibility Study Description, Volume 3, Specialized reports, Report 1, Feasibil- ity Study Safety Analysis, Chapter 6 Description and conformance to the design of plant systems. Section 6.2 Reactor. NT1.0-3.101-FS-01.03.01.06.02-rev02. PP 123, 22, 2015. [10]. Maurice G. Kendall, Rank Correlation Methods, fourth edition, p. 8, 1970. 28 Số 68 - Tháng 9/2021