*

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
------------------

PHẠM KIM LONG
*

PHẠM KIM LONG

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

NGHIÊN CỨU VÀ ỨNG DỤNG
CHƯƠNG TRÌNH FLEXPART TRONG
ĐÁNH GIÁ PHÁT TÁN PHÓNG XẠ
TẦM XA

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ
*
HÀ NỘI - 2019

HÀ NỘI - 2019


BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
------------------


NCS. Phạm Kim Long


LỜI CẢM ƠN
Trong suốt thời gian làm nghiên cứu sinh tại Trung tâm Đào tạo hạt
nhân, Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam đến nay tôi đã hoàn thành nội
dung nghiên cứu và hoàn thiện luận án tiến sĩ để bảo vệ các cấp. Để hoàn
thành được các nghiên cứu này, tôi đã nhận được rất nhiều sự giúp đỡ và góp
ý nhiệt tình từ Quý thầy cô, đồng nghiệp, gia đình và bạn bè.
Trước hết, tôi xin chân thành cảm ơn đến Ban Lãnh đạo, cán bộ và Quý
thầy cô Trung tâm Đào tạo hạt nhân,Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam đã
tạo rất nhiều điều kiện để tôi học tập và hoàn thành nghiên cứu. Đặc biệt các
thầy cô đã tận tình dậy bảo cho tôi trong suốt thời gian nghiên cứu. Nhờ có sự
chỉ dậy, hướng dẫn của thầy cô đã giúp tôi trưởng thành hơn rất nhiều.
Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến GS.TS. Phạm Duy Hiển và TS.
Nguyễn Hào Quang, hai người thầy kính mến đã dành rất nhiều thời gian và
tâm huyết hướng dẫn nghiên cứu, đã có những chỉ bảo, định hướng, nhận xét
và đánh giá quý báu, hỗ trợ tôi trong suốt quá trình nghiên cứu, tạo điều kiện
giúp tôi hoàn thiện đề tài nghiên cứu này.
Tôi xin được gửi lời cảm ơn đến các chú, các anh và các bạn đồng
nghiệp công tác tại Trung tâm Quan trắc phóng xạ và Đánh giá tác động môi
trường - Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân, Viện Vật lý Địa cầu - Viện Hàn
lâm Khoa học và Công nghệ Việt Nam đã hỗ trợ tôi rất nhiều trong nghiên
cứu.
Tôi xin được gửi lời cảm ơn sự hỗ trợ kỹ thuật quý báu của Trung tâm
Tính toán hiệu năng cao – Trường Đại học Bách khoa Hà Nội và Trung tâm
Vật lý Hạt nhân – Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân.


Tôi xin được gửi lời cảm ơn đặc biệt đến PGS. TS. Petra Seibert đã hỗ

2.5. Dữ liệu khí tượng đầu vào ............................................................................... 64
2.6. Phân tích và xử lý số liệu mô phỏng đầu ra..................................................... 70
2.7. Các phương pháp đánh giá thống kê mô hình phát tán ................................... 77
CHƯƠNG 3. KẾT QUẢ NGHIÊN CỨU VÀ BÀN LUẬN .................................. 81
3.1. Vận chuyển của các nhân phóng xạ trong khí quyển từ Fukushima đến Đông
Nam Á ..................................................................................................................... 81
3.1.1. Thiết kế mô phỏng phát tán phóng xạ từ Fukushima đến Tây Thái Bình
Dương và Đông Nam Á .......................................................................................... 81
3.1.2. Vận chuyển khí quyển của các chất phóng xạ từ Fukushima đến TWP và
SEA ......................................................................................................................... 84
3.1.3. So sánh nồng độ phóng xạ bề mặt giữa mô phỏng và quan trắc ................. 94
3.1.4. Những phát hiện mới của luận án ................................................................ 98
3.2. Ứng dụng FLEXPART trong đánh giá ảnh hưởng của phóng xạ phát tán từ
NMĐHN Cảng Phòng Thành của Trung Quốc đến Việt Nam ............................... 99
KẾT LUẬN ............................................................................................................. 107
KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO ................................... 109
DANH MỤC CÔNG TRÌNH KHOA HỌC CỦA TÁC GIẢ LIÊN QUAN ĐẾN
LUẬN ÁN ................................................................................................................ 110
1


TÀI LIỆU THAM KHẢO ..................................................................................... 111
PHỤ LỤC 1. Thông tin các nhà máy điện hạt nhân khu vực Đông Nam Á ........... 118
PHỤ LỤC 2. Mô tả mã nguồn sử dụng trong chương trình FLEXPART .............. 125
PHỤ LỤC 3. Cài đặt thư viện và chạy chương trình mô phỏng FLEXPART ........ 130
PHỤ LỤC 4. Thiết lập tùy chọn đầu vào cho FLEXPART .................................... 133
PHỤ LỤC 5. Dữ liệu quan trắc phóng xạ tại các trạm quan trắc trong khu vực Đông
Á và Đông Nam Á .................................................................................................... 138
PHỤ LỤC 6. Đánh giá thống kê của 131I và 137Cs tại trạm Tokai-Mura ................. 148


Boiling Water Reactor

Lò phản ứng nước sôi

CEFR

The China Experimental Fast
Reactor

Lò phản ứng nhanh thực nhiệm của
Trung Quốc

CFSR

Climate Forecast System
Reanalysis model

Mô hình hệ thống dự báo khí hậu tái
phân tích

CFSv2

Climate Forecast System Version
2 model

Mô hình hệ thống dự báo khí hậu
phiên bản 2

CMC


Trung tâm Dự báo thời tiết hạn vừa
Châu Âu

FBR

Fast Breeder Reactor

Lò tái sinh neutron nhanh

FNPP

Fukushima Daiichi Nuclear Power Nhà máy điện hạt nhân Fukushima
Daiichi
Plant

FLEXPART FLEXible PARTicle dispersion
model

Mô hình phát tán hạt FLEXPART

GCR

Gas Cooled Reactor

Lò phản ứng làm mát bằng khí

GDAS

Global Data Assimilation System


Pressurized Water Reactor

Lò nước áp lực tiên tiến Hualong-1
thế hệ III của Trung Quốc

3


HTGR

High Temperature Gas-Cooled
Reactor

Lò phản ứng khí nhiệt độ cao

HWLWR

Heavy Water Light Water Reactor

Lò phản ứng nước nhẹ

HYSPLIT

The Hybrid Single Particle
Lagrangian Integrated Trajectory
Model

Mô hình quỹ đạo tích hợp của
NOAA


International Monitoring System

Hệ thống quan trắc quốc tế

INES

The International Nuclear and
Radiological Event Scale

Thang đo đánh giá mức độ sự cố hạt
nhân và phóng xạ

LPDM

Lagrangian Particle Dispersion
Model

Mô hình phát tán hạt Lagrangian

MESO

JMA’s mesoscale analyses

Mô hình khí tượng của JMA

MLDP0

Modèle Lagrangien de Dispersion
de Particules d’ordre 0



Trung tâm Nghiên cứu khí quyển
Hoa Kỳ

NCEP

National Centers for
Environmental Prediction

Trung tâm Dự báo môi trường Hoa
Kỳ

NCL

NCAR Command Language

Ngôn ngữ lệnh NCL của NCAR

NEA

Northeast Asia

Đông Bắc Á

NILU

Norwegian Institute for Air
Research

Viện nghiên cứu không khí Na Uy


Pressurized Heavy Water Reactor

Lò phản ứng nước nặng áp lực

PWR

Pressurized Water Reactor

Lò phản ứng nước áp lực

RATM

JMA's Regional Atmospheric
Transport Model

Mô hình vận chuyển khí quyển khu
vực của JMA

SEA

Southeast Asia

Đông Nam Á

SEAM

Southeast Asia Monsoon

Gió mùa Đông Nam Á


A program to manipulate, inventory
and decode GRIB files

Chương trình giải mã các tệp tin
GRIB của NCEP

WNPM

Western of North Pacific Monsoon

Gió mùa Tây Bắc Thái Bình Dương

WMO

World Meteorological
Organization

Cơ quan Khí tượng thế giới

WRF

The Weather Research and
Forecasting Model

Mô hình nghiên cứu và dự báo thời
tiết

ZAMG


Bảng 3.3. Đánh giá thống kê giữa nồng độ phóng xạ mô phỏng và quan trắc tại
mô phỏng II với kích thước hạt lớn (dp = 0.6 µm) ................................................ 96

6


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ
Hình 1.1. Bản đồ các nhà máy điện hạt nhân khu vực Đông Á ............................ 14
Hình 1.2. Số lượng tổ máy kết nối lưới điện theo năm khu vực Đông Á ............. 15
Hình 1.3. Tỷ lệ công nghệ các lò phản ứng hạt nhân trong khu vực Đông Á ...... 16
Hình 1.4. Tuổi của các kiểu lò phản ứng đang hoạt động ở Đông Á.................... 16
Hình 1.5. Ảnh vệ tinh toàn cảnh NMĐHN Cảng Phòng Thành ........................... 17
Hình 1.6. Hệ thống làm mát chủ động (vạch đỏ) và bị động (vạch lục) của
HPR1000. IRWST là bể chứa nước tiếp nhiên liệu trong ngăn chứa ................... 18
Hình 1.7. Tai nạn nhà máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi .............................. 19
Hình 1.8. Phác thảo mặt cắt của lò phản ứng BWR Mark I điển hình được sử
dụng trong các tổ máy 1 đến 5 của NMĐHN Fukushima Daiichi ........................ 20
Hình 1.9. Phân bố mảnh vỡ phân hạch của 233U, 235U và 239Pu ............................ 21
Hình 1.10. Sản phẩm 131I và 137Cs từ phân hạch hạt nhân của 235U và sơ đồ phân
rã β- của 131I và 137Cs thành hạt nhân bền 131Xe và 137Ba..................................... 22
Hình 1.11. Biểu đồ so sánh mật độ không khí, áp suất, tốc độ âm thanh và nhiệt
độ theo các tầng khí quyển [23] ............................................................................ 24
Hình 1.12. Hoàn lưu khí quyển lý tưởng hóa trên Trái Đất [24] .......................... 26
Hình 1.13. Dòng xiết cận nhiệt đới (Subtropical Jet Stream) và dòng xiết cực
(Polar Jet Stream) [24] .......................................................................................... 28
Hình 1.14. Trung tâm hoạt động của hệ thống xoáy thuận nghịch vào mùa đông
(a) và mùa hè (b) [24] ............................................................................................ 29
Hình 1.15. Đặc trưng của xoáy thuận (L) và xoáy nghịch (H) [24] ..................... 30
Hình 1.16. Đặc trưng của biên lạnh (Cold Front) [24] ......................................... 31
Hình 1.17. Ảnh vệ tinh một cơn bão ngoài khơi tiến vào đất liền Việt Nam ....... 33

Hình 3.2. Phát thải của 131I và 137Cs trong thời gian xảy ra tai nạn Fukushima theo
Katata và cộng sự (2015) ...................................................................................... 83
Hình 3.3. Đặc trưng khí tượng thời điểm bắt đầu xảy ra tai nạn Fukushima với áp
suất mực nước biển (Pa) thang màu, tốc độ và hướng gió (m/s) .......................... 85
Hình 3.4. Đặc trưng khí tượng dẫn đến các chùm phóng xạ lan truyền về Đông
Nam Á các ngày 18/3 và 4/4 ................................................................................. 86
Hình 3.5. Quỹ đạo lan truyền phóng xạ từ tai nạn Fukushima đến khu vực Đông
Nam Á ................................................................................................................... 86
Hình 3.6. Nồng độ phóng xạ 137Cs (µBq/m3) phát tán trong khí quyển tại độ cao
từ bề mặt đến 2 km (lớp biên hành tinh) phía Bắc Bán cầu .................................. 87
Hình 3.7. Nồng độ phóng xạ 137Cs (µBq/m3) phát tán trong khí quyển tại độ cao
từ 2 km đến 8 km (lớp giữa tầng Đối lưu) phía Bắc Bán cầu ............................... 88
Hình 3.8. Nồng độ phóng xạ 137Cs (µBq/m3) phát tán trong khí quyển tại độ cao
từ 8 km đến 12 km phía Bắc Bán cầu ................................................................... 88
Hình 3.9. Nồng độ phóng xạ 131I (µBq/m3) ở độ cao 0-2 km ............................... 91
Hình 3.10. Nồng độ phóng xạ 131I (µBq/m3) ở độ cao 2-10 km ........................... 92
Hình 3.11. Sự phụ thuộc của nồng độ phóng xạ 131I (xanh) và 137Cs (đỏ) từ
Fukushima đến Đông Nam Á trong thời gian xảy ra chùm khu vực thứ hai ........ 93
Hình 3.12. So sánh nồng độ phóng xạ 131I quan trắc (cột lam), mô phỏng 1 (đỏ)
và mô phỏng 2 (lục) tại các trạm quan trắc ........................................................... 94
8


Hình 3.13. So sánh nồng độ phóng xạ 137Cs quan trắc (cột lam), mô phỏng 1 (đỏ)
và mô phỏng 2 (lục) tại các trạm quan trắc ........................................................... 95
Hình 3.14. Biều đồ phân tán giữa nồng độ mô phỏng và quan trắc của 131I (mô
phỏng I) và 137Cs (mô phỏng II) tại các trạm quan trắc khu vực TWP và SEA.
Đường kẻ đen là đường tỉ lệ 1:1, đường nét đứt thể hiện hệ số FA5 .................... 97
Hình 3.15. Thời điểm frông lạnh đợt 1 tháng 1/2018 xuất hiện (a) và di chuyển
đến vị trí NMĐHN Cảng Phòng Thành (b)......................................................... 100

tiến trình phát triển ngành hạt nhân của nước ta. Trong giai đoạn đầu nội dung
nghiên cứu bước đầu đạt kết quả và được tham gia thực hiện Đề tài "Nghiên cứu,
đánh giá khả năng phát tán và ảnh hưởng của phóng xạ từ các nhà máy điện
hạt nhân Cảng Phòng Thành và Xương Giang đến Việt Nam", thuộc Chương
trình khoa học và công nghệ trọng điểm cấp quốc gia giai đoạn 2016-2020 về
Nghiên cứu ứng dụng và phát triển công nghệ năng lượng (KC05.07/16-20) do
TS. Nguyễn Hào Quang chủ trì thực hiện.
Với những kinh nghiệm có được qua quá trình học tập tại trường Đại học
Khoa học Tự nhiên với luận văn tốt nghiệp “Đánh giá bước đầu về an toàn bức
xạ đối với hoạt động khai thác đồng tại mỏ Sin Quyền tỉnh Lào Cai”, đến khi là
học viên cao học với đề tài “Đánh giá khả năng phát tán phóng xạ trong môi
trường khí tại nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận 1”. Đề tài "Nghiên cứu và ứng
dụng chương trình FLEXPART trong đánh giá phát tán phóng xạ tầm xa" là nội
dung nghiên cứu tiếp theo của tôi theo định hướng an toàn bức xạ và hạt nhân,
phục vụ công tác quan trắc, cảnh báo và ứng phó sự cố phóng xạ môi trường.

10


Lý do chọn đề tài
Các bài học từ các tai nạn hạt nhân lớn đã xảy ra như thảm họa Chernobyl
1986, hay tai nạn Fukushima 2011, cho thấy tầm quan trọng đặc biệt của việc
quan trắc phóng xạ môi trường, mô phỏng, tính toán và đánh giá phát tán chất
phóng xạ từ các nhà máy điện hạt nhân (NMĐHN) nhằm ứng phó các sự cố có
thể xảy ra khi nhà máy hoạt động. Trong số các NMĐHN gần nước ta, đặc biệt
phải kể đến nhà máy ở Cảng Phòng Thành của Trung Quốc cách biên giới nước
ta chưa đầy 50 km, cách thủ đô Hà Nội khoảng chừng 250 km. Yêu cầu đặt ra
cho chúng ta là phải xây dựng được mạng lưới quan trắc và cảnh báo phóng xạ
môi trường để quan trắc các diễn biến bất thường về phóng xạ trong khí quyển,
kết hợp với tính toán mô phỏng để đánh giả khả năng phát tán chất phóng xạ từ

Hệ thống tính toán hiệu năng cao (PARAM-HUST) của Trường Đại học
Bách khoa Hà Nội được sử dụng để chạy các bài toán mô phỏng sử dụng chương
trình FLEXPART và phân tích các dữ liệu đầu ra.
Các phương pháp đánh giá thông kê để kiểm chứng sự phù hợp giữa mô
hình phát tán trong khí quyển với quan trắc thực nghiệm được sử dụng để đánh
giá khả năng áp dụng chương trình FLEXPART trong mô phỏng phát tán phóng
xạ tầm xa trong bầu khí quyển từ các NMĐHN.
Mô phỏng phát tán của

131

I và

137

Cs trong khí quyển từ tai nạn NMĐHN

Fukushima Daiichi đến Tây Thái Bình Dương và Đông Nam Á được thực hiện
nhằm mục đích kiểm chứng năng lực tính toán và khả năng đáp ứng của chương
trình FLEXPART trong nghiên cứu đánh giá phát tán phóng xạ tầm xa.
Ứng dụng mô hình phát tán trong các kịch bản phát tán phóng xạ từ
NMĐHN Cảng Phòng Thành, Trung Quốc. Mục đích đánh giá khả năng ảnh
hưởng của phóng xạ phát tán từ NMĐHN gần biên giới Việt Nam.
Ý nghĩa khoa học của luận án
Luận án đã nghiên cứu khả năng áp dụng mô hình phát tán được sử dụng
trong chương trình FLEXPART để mô phỏng quá trình vận chuyển và phát tán
của các chất phóng xạ trong khí quyển. Thông qua việc so sánh các kết quả mô
phỏng phát tán phóng xạ trong trường hợp tai nạn NMĐHN Fukushima với kết
12


Quốc, Đài Loan, Nhật Bản và Hàn Quốc (Hình 1.1) [1]. Tổng số 48 NMĐHN với
157 tổ máy, trong đó 116 tổ máy đang hoạt động, 20 tổ máy đang xây dựng và 21
tổ máy đã ngừng hoạt động, không tính đến các nhà máy có kế hoạch xây dựng
(chi tiết xem Phụ lục 1).

Hình 1.1. Bản đồ các nhà máy điện hạt nhân khu vực Đông Á.
Số lượng 157 tổ máy của các NMĐHN khu vực Đông Á kết nối lần đầu
vào lưới điện theo năm như trong Hình 1.2, trong đó nhà máy JPDR (công suất
90 MW) đặt tại Tokai-Mura của Nhật Bản là NMĐHN đầu tiên ở châu Á đưa vào

14


hoạt động ngày 26/10/1963, sau 13 năm đã ngừng hoạt động vào 18/3/1976 [1].
Sau tai nạn NMĐHN Fukushima Daiichi năm 2011, vấn đề xây dựng NMĐHN ở
các nước trong khu vực có phần chậm lại, tuy nhiên đến năm 2015 số lượng
NMĐHN kết nối lưới điện đạt đỉnh điểm với 9 tổ máy (Hình 1.2).

Hình 1.2. Số lượng tổ máy kết nối lưới điện theo năm khu vực Đông Á.
Tính đến hết năm 2018, Trung Quốc có số lượng tổ máy đang hoạt động
lớn nhất (46 tổ máy) với tổng sản lượng điện hạt nhân gần 250 nghìn GW.h
chiếm 3,94% tổng sản lượng điện quốc gia (Bảng 1.1) [1]. Đây cũng là quốc gia
có số lượng tổ máy đang xây dựng lớn nhất và có kế hoạch sẽ xây dựng thêm số
lượng lớn các NMĐHN trong tương lai [2].
Bảng 1.1. Thông tin sản lượng điện hạt nhân khu vực Đông Á.
Tổ máy

Tổng
số nhà
máy


18

29073

3,61%

Korea

21

24

5

1

141098

27,12%

Taiwan

4

4

2

2

Hình 1.4. Tuổi của các kiểu lò phản ứng đang hoạt động ở Đông Á.
16


1.1.2. Các nhà máy điện hạt nhân gần biên giới Việt Nam
Trong phạm vi cách biên giới nước ta 1000 km có 18 tổ máy đang hoạt
động và 4 tổ máy đang xây dựng đều thuộc về Trung Quốc (Bảng 1.2) [1]. Các tổ
máy bao gồm các thế hệ lò II, II+, III và III+. Trong đó, đặc biệt phải kể đến
NMĐHN Cảng Phòng Thành (Fangchenggang) được xây dựng tại Cảng Phòng
Thành thuộc khu tự trị Quảng tây, Trung Quốc. Nhà máy cách biên giới nước ta
chưa đầy 50 km, cách thủ đô Hà Nội khoảng chừng 250 km (Hình 1.5). Tổng
cộng có sáu lò phản ứng đang lên kế hoạch để hoạt động ở Cảng Phòng Thành.
Tổ máy 1 và 2 với công nghệ CPR-1000 có công suất mỗi tổ máy 1000 MW đã đi
vào hoạt động, tổ máy 3 và 4 dựa trên công nghệ HPR1000 đang trong quá trình
xây dựng, bên cạnh đó tổ máy 5 và 6 trong kế hoạch xây dựng cũng dựa trên
công nghệ HPR1000 [2]. Tất cả các tổ máy trên đều sử dụng lò phản ứng nước áp
lực PWR kiểu Trung Quốc với tỉ lệ nội địa hóa đạt trên 50%. Trong tương lai
Cảng Phòng Thành sẽ có 6 tổ máy hoạt động với tổng công suất khoảng 6000
MW.

Hình 1.5. Ảnh vệ tinh toàn cảnh NMĐHN Cảng Phòng Thành
(Nguồn: Google Earth, cập nhật ngày 10/5/2016).

17


Bảng 1.2. Các NMĐHN gần biên giới đất liền Việt Nam (phạm vi 1000 km).
Stt

Quốc gia

China
China
China
China
China
China
China
China
China
China
China
China
China
China
China
China

Fangchenggang-1
Fangchenggang-2
Fangchenggang-3
Fangchenggang-4
Changjiang-1
Changjiang-2
Yangjiang-1
Yangjiang-2
Yangjiang-3
Yangjiang-4
Yangjiang-5
Yangjiang-6
Taishan-1

Kiểu
Mô hình
PWR CPR-1000
PWR CPR-1000
PWR HPR1000
PWR HPR1000
PWR CNP-600
PWR CNP-600
PWR CPR-1000
PWR CPR-1000
PWR CPR-1000+
PWR CPR-1000+
PWR ACPR-1000
PWR ACPR-1000
PWR EPR-1750
PWR EPR-1750
PWR M-310
PWR M-310
PWR M-310
PWR M-310
PWR CPR-1000
PWR CPR-1000

Tình trạng
Hoạt động
Hoạt động
Đang xây dựng
Đang xây dựng
Hoạt động
Hoạt động

610
650
1021
1086
1021
1080
1080
1089
1080
1089
1000
1087
1000
1087
1660
1750
1660
1750
944
984
944
984
950
990
950
990
1007
1080
1007
1080

cách

~ 50 km

25/12/2015
~ 250 km
12/08/2016
25/03/2014
08/06/2015
01/01/2016
~ 450 km
15/03/2017
16/07/2018
13/12/2018

~ 500 km

01/02/1994
~ 700 km
06/05/1994
28/05/2002
08/01/2003
~ 700 km
15/09/2010
07/08/2011


Công nghệ CPR-1000 ở tổ máy 1 và 2 NMĐHN Cảng Phòng Thành là lò
phản ứng nước áp lực PWR thế hệ II+, dựa trên thiết kế PWR công suất 900
MW với ba vòng làm mát của Pháp, được Trung Quốc nhập khẩu năm 1990 và

ngoài (19) được đóng bằng một đầu bít bê tông (2). Khi thanh nhiên liệu được di
chuyển vào hoặc ra, cần trục (26) sẽ di chuyển đầu bít này đến bể chứa (3). Hơi
nước từ giếng khô (11) có thể di chuyển đến giếng ướt (24) thông qua vòi phun
19