AN TOÀN ĐIỆN HẠT NHÂN - Phát thải phóng xạ tai nạn điện hạt nhân

5 Phát thải phóng xạ tai nạn điện hạt nhân Đ iệ n h t n h â n k h o a h ọ c đ a n g n h , n i g ặ p n h a u c ủ a n h iề u n g n h k h o a h ọ c tro n g đ ó có k h o a h ọ c k h i q u y ể n K h o a h ọ c k h í q u y ể n x â y d ự n g trê n n h ữ n g k iế n th ứ c c b ả n v ề n h iệ t đ ộ n g h ọ c đ ộ n g lự c h ọ c c c d ò n g c h ả y , q u a n g h ọ c cổ đ iể n , p h ả n ứ n g h ó a h ọ c p h ầ n lớ n đ ã h o n c h ỉn h từ đ ầ u th ế k ỷ X X N h n g c h o đ ế n n a y p d ụ n g nhQ-ng k iế n th ứ c c b ả n ấ y đ ể g iả i c c p h n g trìn h đ ộ n g lự c h ọ c phi tu y ế n tro n g d ự b o th i tiế t b iế n đ i k h í h ậ u v ẫ n c ò n là b i to n p h ứ c tạ p n h ấ t c h a th ể đ ế n k ế t q u ả th ỏ a đ n g c h o dù n n g lự c tin h to n đ ã p h t triể n vư ọ b ậ c tro n g v i th ậ p k ỷ q u a C ô n g c u ộ c c õ n g n g h iệ p h ó a k h ắ p nơ i trê n th ế g iớ i lại c h ấ t th ê m g n h n ặ n g m ó'i c h o k h o a h ọ c k h í q u y ể n - b i to n p h t tá n ô n h iễ m k h ô n g k h í từ c ộ t ố n g k h ó i tro n g p h m vi q u a n h n h m y xa h n , x u y ê n q u a b iê n g ió i g iữ a c c q u ố c g ia G ầ n đ â y ô n h iễ m k h n g k h í d o k h ó i m ù n h iề u n g y L u â n Đ ô n th n g 12 n ả m đ ã g iế t c h ế t 12 0 n g i tro n g ba tu ầ n C h ì sa u th ả m h ọ a n y c c n h k h o a h ọ c v n h q u ả n lý m i b ắ t đ ầ u h n h đ ộ n g q u y ế t liệ t đ ể n g h iê n c ứ u to n ô n h iễ m k h n g khí V m i trư n g k h ô n g k h í đ ọ 'c c ả i th iệ n rấ t n h iề u cá c n ó 'c tiê n tiế n Đ ú n g v o lú c n y, đ iệ n h t n h â n x u ấ t h iệ n to n p h t tá n õ n h iễ m p h ó n g xạ từ c c lò p h ả n ứ n g đ ã đ ó n g g ó p th iế t th ự c th u c đ ầ y c c n g h iê n c ứ u n h iễ m m ô i trư n g kh í Bỏ'i cá c n u c lit p h ó n g xạ từ tai n n đ iệ n h t n h â n n h ữ n g c h ấ t đ n h d ấ u đ ộ c đ o k h ô n g th ể n h ầ m lẫn, q u trìn h lan tru y ề n n h iễ m AN TOÀN ĐIỆN HẠT NHẩM khí Chính nhà khoa học tham gia giải tốn phát tán nhiễm phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân để lại phương pháp luận, cơng cụ tính tốn tên tuổi cho khoa học khí tốn nhiễm mơi trường khí nói chung 5.1 SỐHẠNG NGUỒN TRONG TAI NẠN ĐIỆN HẠT NHÂN Khi vùng hoạt bị tan chảy tai nạn nghiêm trọng, nhiệt độ áp suất cao thùng lò nhà lị hại rào chắn vật lý làm chất phóng xạ mơi trường Phát thải phóng xạ trường hợp lón, lớn nhiều so với phát thải suốt thời gian vận hành bình thường lị phản ứng Chất phóng xạ lan xa khí gây tác hại phạm vi hàng nghìn km trường hợp tai nạn Chernobyl (chương 8), hàng trăm km Fukushima Dai-ichi (chương 9) Một nội dung quan trọng phân tích an tồn rủi ro tà nhà máy điện hạt nhân nhận dạng đầy đủ nguồn nuclit phóng xạ mơi trường tai nạn tan chảy vùng hoạt kèm theo hư hỏng thùng lị nhà lị Từ đến xác định liều xạ nơi chịu ảnh hưởng tai nạn điện hạt nhân Bài tốn bao gồm năm bước chính: • Kiểm kê chủng loại hoạt độ tất nuclit phóng xạ tồn trữ bên vùng hoạt trước tai nạn xảy ra, • Đánh giá phần nhà lò nuclit dạng tồn chúng, • Xem xét khả vận chuyển chúng từ thùng lị nhà lị khí quyển, • Nghiên cứu q trình phát tán khí quyển, từ • Đánh giá liều chiếu xạ lên dân chúng ngồi nhà máy Chuong PHÁT THẢI PHĨNG XẠ TRONG NHỮNG TAI NẠN 235 Quá trình xảy tai nạn diễn biến theo thịi gian chúng liên quan đến kịch cố tan chảy vùng hoạt, khả đáp ứng hệ thống bảo vệ lò phàn ứng xác suất hư hòng hệ thống nhiệt độ áp suất vượt sức chống chịu chúng Sau sè trình bày nội dung dựa nhừne văn hướng dần mang tính pháp quy U.S NRC NƯREG-1165, 1468 tài liệu mô tà phần mềm RASCAL sử dụns ữong cấp phép xây dựng vận hành nhà máy điện hạt nhân Mỹ 5.1.1 Kiểm kê tồn trữ phóng xạ vùng hoạt Kiểm kê tồn trừ phóng xạ trons \ịin hoạt nsay trước tai nạn xảy dựa số liệu bànơ 5.1 Nên lưu ý neay trước \òing hoạt bị tan chảy phàn ứng dây chuyền bị dập tắt bơi hệ điều khiên tự độne, hai tai nạn TM I-2 Fukushima Nhưns tai nạn Chernobyl phản ứns dây chuyền chăna nhừnơ khơns bị dập tắt mà cịn leo thang hệ điều khiển bị bất hoạt Trong hai trườns hợp TM I-2 Fukushima hoạt độ nuclit ưons \-ùnơ hoạt phụ thuộc vào độ cháv nhiên liệu trước tính theo MWt.d Cho nên bana 5.1 hoạt độ nuclit chuẩn hóa Ci/MWt tính cho bó nhiên liệu có độ cháy 38.585 MW t.d'tan u tronơ lò phàn ứns nước nhẹ dùna uranium giàu 4°'o với côns suất 3479 MWt chứa 193 bó nhiên liệu Hoạt độ cua nuclit cụ thể có cách nhân giá trị tuơns ứn bảns 5.1 với côns suất nhiệt lị Các thơng số lị đưa đày đại diện cho nhừns lò nước nhẹ Mỹ với bó nhiên liệu sư dụna vài năm \Tins hoạt trước xảy tai nạn gia định Trên thực tế bó nhièn liệu có độ cháy khác nhau, khác \'ới số 38,585 M W t.dtan u hoạt độ nuclit trona bang 5.1 phai hiệu ty lệ với độ cháy thực tế theo côna Thức ^ ^ đô chá\’ thưc tế I = l3 S S ■ • — : - 38.585 MWt.d / u ,, (5.U Cơng thức dùng đê hiệu đối \ ới nuclit có chu kỳ bán rà lớn 100 ngày, nên hoạt độ nuclit chưa đạt đến AN TOAN ĐIỆN HẠT NHÂM 236 bão hịa bó nhiên liệu ngâm khơng vài năm vùng hoạt Với nuclit có chu kỳ bán rã bé nhiêu so với thời gian bó nhiên liệu ngâm vùng hoạt, hoạt độ cua chúng đạt đên bão hòa phụ thuộc vào cơng suất lị, khơng phụ thuộc vào độ cháy cua bó nhiên liệu, khơng cần phải hiệu theo công thức 5.1 B ản g 5.1 K iểm kê h oạt độ n uclỉt tồn trữ tron g vù ng h oạt lò phản ứng nước nhẹ Nuclit C e ’ "" Hoạt độ tồn trữ, Ci/MWt Nuclit 4,33e+04 4,76e+04 4,21e+04 133 134 135 ^^83m Hoạt độ tồn Nuclit trữ, Ci/MWt 2,36e+03 , 3,97e+02 4,39e+04 Mo®® 5,30e+04 8,26e+03 4,00e+04 Nb®= 4,50e+04 1,68e+03 3,54e+04 1,75e+04 5,42e+03 ,1 e + 5,69e+05 3,81e+D4 ,9 e + ,6 5e+ 02 ,2 e + 5,4 e + Pr^43 ,4 e + 132 Ci/MWt ,7 e + 4 ,7 e + 131 Hoạt độ tồn trư, ^g133n 1,7 2e+ 03 ,2 e + Rb®® ,2 e + ,6 e + Rh'°® ,8 e + ,42e+04 ,8 e + 4 ,3 e + 1.15e+04 ,4 e + ,0 e + 4,56e+04 5,98e+04 1,55e+04 5,18e+04 2,39e+03 3,05e+03 8,68e+04 ỵSŨ 2,45e+03 3,17e+04 y92 3.26e+04 y93 2.52e+04 2,78e+02 Sr®® 2,41 e+04 6,17e+03 Sr®° 2,39e+03 4,44e+04 1,23e+04 Sr®' 3,01e+04 4.23e+04 1,79e+04 Sr®' 3,24e+04 4,91e+04 4,37e+04 Chirong PHÁT THẢI PHÓNG XẠ TRONG NHỮNG TAI NẠN Trong bảng 5.1 khơng có mặt hàng chục đồng vị có chu kỳ 10 phút, chúng phân rã gần hết trước ngồi gây ảnh hưởng đến mơi trường xung quanh Ngoài mặt bảng nhiều đồng vị gái có chu kỳ bán rã ln cân phóng xạ với đồng vị mẹ 237 bán rã bé để khơng có ngắn nên 5.1.2 Số hạng nguồn Các nuclit tồn trữ vùng hoạt có khả bên ngồi nhà lị tai nạn điện hạt nhân tạo thành số hạng nguồn Để có tính tốn phát tán chất phóng xạ khí liều chiếu xạ lên dân chúng, số hạng nguồn phải bao gồm thành phần hoạt độ nuclit phóng xạ, đặc điểm hóa học chúng xâm nhập vào nhà lò diễn biến theo thời gian trình Diễn biến tồn q trình phản ảnh mức độ tan chảy nhiên liệu theo thời gian thời điểm rào chắn vật lý bị phá hỏng khiến nhiên liệu tan chảy tương tác với vật liệu xung quanh Để xác định số hạng nguồn, người ta thường chia nhà lị làm nhiều ngăn tính hoạt độ phóng xạ nuclit vào khỏi ngăn, thời gian phân thành nấc kế tiếp, mồi nấc kéo dài 15 phút Ngăn thứ nhiên liệu, từ nuclit thoát ngăn thứ hai nhà lị Vì hệ thống tự động dừng lị khẩn cấp xảy tai nạn (như LOCA) nên sản phẩm phân hạch không sinh thêm nhiên liệu mà cạn dần sau mồi nấc thời gian hai q trình phân rã phóng xạ nhà lị Trong đó, số đồng vị gái lại bổ sung thêm phân rã phóng xạ đồng vị mẹ, tương tự trình nhiễm độc xenon xét đến mục 4.1.8 ngăn thứ hai, hoạt độ nuclit mồi nâc thời gian có chất phóng xạ rtr nhiên liệu nấc thời gian trừ phần phàn rã phóns xạ mơi trường Ngồi ra, hệ thống phun nước khẩn cấp làm giảm nhiệt độ nhà lò xáy cố rửa trơi phần nuclit phóng xạ AN TỒN ĐIỆN HẠT NHAN 238 Lượng nuclit khỏi nhiên liệu vào nhà lò phụ thuộc vào diễn biến trình vùng hoạt bị phơi trần sau nước tài nhiệt (LOCA) mà hệ thống tải nhiệt khẩn cấp bị bất hoạt, thấy bảng 5.2, theo báo cáo NUREG-1465 NRC sừ dụng RASCAL cho lò nước nén số liệu lị nước sơi khơng khác nhiêu Kịch tan chảy vùng hoạt chia thành ba pha, vò bọc bị hỏng pha thứ nhất, sau nhiên liệu vùng hoạt bị tan chảy, cuối thùng lò bị thủng Pha vỏ bọc hư hỏng, hay gọi pha chất phóng xạ từ khe hở nhiên liệu vỏ bọc (gap release), nước thùng lò hạ xuống mức vùng hoạt (TAF) Trong pha bó nhiên liệu trung tâm vùng hoạt bắt đầu hư hỏng làm khí trơ, halogens kim loại kiềm Khi tan chảy nhiên liệu lan rộng pha thứ hai, phần lớn khí trơ nhà lò cộng với vài chục phần trăm lượng tồn trữ halogens kim loại kiềm Các nuclit thuộc nhóm chịu lửa phần lớn nằm lại thùng lị pha thứ hai, chí pha thứ ba B ảng 5.2 Phần thoát nhà lò từ nhiên liệu nuclit phân theo nhóm có hóa tính tưong tự (Nguồn: N U REG -1465) Phần nuclit thoát khỏi nhiên liệu Pha vỏ bọc bị hỏng Pha tan chảy Pha sau nhiên liệu (kéo dài 0,5 giờ) (kéo dài 1,3 giờ) thùng lò bị hỏng (kéo dài giờ) Khí trơ (Kr, Xe) 0,05 0,95 Halogens (1, Br) 0,05 0,35 0,25 Kim loại kiềm (Cs, Rb) 0,05 0,25 0,35 Nhóm Te, Sb, Se 0,05 0,25 bari, stronxi 0.02 0,1 Kim loại (Ru, Rh, Pd, Mo, Tc, Co) 0,0025 0,0025 Nhóm ceri (Ce, Pu, Np) 0,0005 ,005 0,0002 ,0 Nhóm nuclit Nhóm lanthanides (La, Zr, Nd, Eu, Nb, Pm, Pr, Sm, Y, Cm, Am) Chuưng PHÀT THÃI PHÓNG XẠ TRONG NHỮNG TAI NẠN _ 239 Khi khịi nhiên liệu vào nhà lò, nuclit tồn dạng sol khi, trừ nuclit khí trơ phần iod Dạng tồn hóa học cua nuclit, đặc biệt iod, quan tâm bời tác độns sơm đến liều chiếu xạ lên tuyến siáp ưone tai nạn điện hạt nhàn, c tính 95% iod vào nhà lò dạng Csl 5°0 lại dạng iod nguyên tố HI Sau đó, trone điều kiện nhà lò chứa nước nước Csl hịa tan thành ion r Một phần iod tồn dạng hữu methyl iod CH I phàn ứng iod nơuyên tố với chất hữu lod hữu có hoạt tính hóa học yếu nên thườns xếp chung với trơ phóng xạ Sau vào nhà lị, chất phóns xạ có thè khơns cịn tồn dạna sol khí nhờ có q trình tự nhiên rơi lắnơ trọns lực giái pháp kỳ thuật bao Rồm hệ thốnơ tưới mát nhà lò \ ầ phin lọc Hệ tưới mát nhà lị chăns nhừnơ có nhiệm \-ụ làm nguội khơna khí ữ-ong nhà lị mà cịn làm tiêu tan sol khí tị \iin2 hoạt Hệ thống làm cho nồng độ sol khí nhà lị aiảm nhanh theo quy luật hàm mù sons khí trơ iod dạng hữu khôna bị ảnh hươnơ Trona hệ thống phin lọc bao 2ồm ca than hoạt tính có thê 2Ìữ lại ưên 90° iod nơuyên tố iod hữu (NUREG-1465) 5.2 PHÁT TÁN NUCLIT PHĨNG XẠ RA KHÍ QUYẾN BÊN NGỒI NHÀ MÁY THEO MƠ HÌNH GAUSS 5.2.1 Mơ hình phân bố Gauss Những nshiẻn cứu vấn đề thừa hương nhiều ưi thức phát tán chât ô nhiềm ưong quyên phát triên trước có cơns nghệ điện hạt nhàn Cụ thể mơ hình khí toa rù cột ốns khói nhà máy (hình 5.6) với nồns độ khí phàn bố theo hàm Gauss mặt cất Miơng ĨC với hướng gió \'ần sừ dụns đê mơ ta phát tán nuclit phónơ xạ từ nhà máy điện hạt nhân Rộnơ đày cùns toán ràt thườns ơặp vật lý học truyèn nhiệt Idiuèch tán toán vận chuvển neutron mồi tnrờnơ khơng có chất hấp thụ AN TỒN ĐIỆH HẠT NHAN 240 Nuclit phóng xạ, chất nhiễm tà cột ống khói nhà máy phát tán khí lan xa bị gió (advection) cộng với khuếch tán (diffusion) khí sol khí lớp khí gần mặt đất bị xáo động khiến vật chất khói ln xáo trộn với khơng khí bên ngồi Phương trình phát tán phụ Hình 5.1 Làn khói tỏa từ cột ống khói thuộc thời gian mơ tả quy (Nguồn: internet) luật cân khối yếu tố thể tích mơi trưỊTig phát tán có dạng tổng quát sau (chừ đậm ký hiệu vectơ): Ỗ0(r,t) ôt = V J(r, t) + S(r, t) (5.2) ơ(r, t) nồng độ chất phát tán mà toán tai nạn điện hạt nhân nồng độ nuclit khơng khí tính theo Ci/m^ vị trí r thời điểm t, S(r, t) nguồn phát, thông thường chọn gốc tọa độ (r = 0) thời điểm ban đầu (t = 0), J(r, t) dòng phát tán gồm hai thành phần Thành phần thứ mô ta tượng khuếch tán tuân theo định luật Pick thứ nhất, theo dịng khuếch tán hướng từ vùng nồng độ khí cao đến vùng nồng độ thấp tỳ lệ thuận với gradient nồng độ Ji = -k V (5.3) k hệ số khuếch tán đo m“/s Thành phần thứ hai mô ta chuyên động theo gió tỷ lệ với vận tốc gió u, u đo m s Chirong PHÁT THÀI PHÓNG XẠ TROMG NHŨNG TAI NẠN 241 (5.4) Ì = Cu Cách giải phương trình vi phân (5.2 - 5.4) phức tạp nên người ta thường phải sử dụng già định mô tả quy luật phát tán \ ’à đưa điều kiện biên tương đối gần với thực tế đày sè khôns vào chi tiết mà chi đưa lời giải cho trườns họp nuclit phát với tốc độ không đổi, Q (Ci/s) độ cao hiệu dụns h, ưên hình 5.2 Độ cao hiệu dụng h độ cao ống khói, h o , cộns với phần thẳng đứng bên ưên ống khói, ơh, khí bên ưong nhà máy lên nhờ có áp suất nhiệt độ cao khơng khí bên ngồi Giả sử gíó thơi vói vận tốc khôns đôi u theo hướna dương trục X vận tốc u lớn nhiều so \ ới \ ận tốc khuếch tán khí theo [k~ phương X, J — , ây lời giài phương trình phát tán nuclit phóns xạ trons khí qun có dạng ỡ(y,z) 2rtuơ,ơ ưona = k y t = k v X -.exp V 2ơ: (z - h ) - (5.5) u ơ: = 2k,t = 2k7x/u (5.6) AN TOÀN ĐIỆN HẠT NHAl 242 Phương trình (5.5) gọi mơ hình khói Gauss cho phép xác định nồng độ nuclit phóng xạ khói tỏa từ nhà máy tọa độ X , y, z Trên mặt cắt vng góc với hướng gió, nồng độ phân bố theo hàm Gauss, hay theo hình chng với cực đại tâm (trên trục x) giảm nhanh xa Độ lệch chuẩn hai phân bố Gauss ơy z , chúng lớn xa nguồn phát, công thức (5.6) Hai thông số gọi hệ số phát tán (coefficient of dispersion) ngang thẳng đứng, có đơn vị đo m c ầ n phân biệt hệ số phát tán với hệ số khuếch tán k (coefficient of diffusion) định luật khuếch tán Pick cơng thức (5.3) có đon vị đo mVs Công thức (5.5) lời giải cho môi trường đồng vô hạn Trên thực tế, nguồn phát gần mặt đất, nên mơi trưịmg phát tán xem đồng vô hạn Cụ thể, sau thời gian lan truyền, khí chạm mặt đất Đến ta lại phải đưa thêm giả thiết mới, xem mặt đất mặt phang có khả phản xạ tồn phần, nghĩa khí phản xạ phía nuclit không bị mát hấp thụ khí chạm xuống đất cần lưu ý, tính tốn mặt đất bị nhiễm xạ khí sol khí phóng xạ rơi lắng (khơ ướt) xuống đất khơng phải khí chạm xuống đất Cách đơn giản để tính đến tượng phản xạ có thêm nguồn phát ảo độ cao -h , thừa số exp theo trục z (z -h )^ exp (5.7) 2ơ? công thức (5.5) trở thành (z -h )^ ' exp L 2a; J (z-hỹ' - exp : (5.8) Cũng vây, phía trên, khí phóng xạ khơng thể bốc lên cao độ cao lớp xáo trộn (mixing height) Lớp xáo trộn ln hình thành vi mặt đât bị ánh sáng mặt trời đơt nóng tạo nên luồng khí có xu hướng bốc lên cao, lại thêm tượng ma sát gần mặt đất nên chuyên động trở thành xáo động, kết vật chất trộn Chưong PHÁT THÂĨ PHÓNG XẠ TRONG NHỮNG TAI NẠN _2 ưong lớp khơng khí từ vài chục mét đến hàng km phía mặt đất Ban ngày độ cao lớp xáo trộn thường cao ban đêm cao sau ttTia mặt đất bị ánh sáng mặt trời đốt nóng Do phản xạ tồn phần nhiều lần ca phía mặt đất cơns: thức (5.8) sè ườ thành _,exp r ( n H - z - h ) '’ - exp r ( n H -, z - Uh \)-'’1 2;r (5.9) trone H độ cao lóp xáo trộn Trons thực tế sổ hạng exp 2Ìám nhanh theo n cần lấy tổng rtr n = -2 đến n = +2 đu Các công thức (5.5) - (5.9) dùn2 đê tính tốn nồng độ nuclit phóng xạ vị trí ngồi nhà máv trons phạm \ i không xa, 100 km Trong thực tiền để đánh siá tác độns mơi trưỊTiơ từ tai nạn điện hạt nhàn, ta chi cần quan tàm đến hoạt độ nuclit phóns xạ mặt đất (z = 0) theo hướng gió (V = 0) nsuồn phát khồnơ cao (h = 0) Nồns độ nuclit phóna xạ sè tính theo cônơ thức đơn sián = - (5.10) Nhấc lại côna thức đo Ci m’ tổc độ n 2uồn Q tính theo Ci s Do Q có thê xem nồnơ độ nuclit chuàn hóa theo tơc độ nguồn phát, tỷ lệ nshịch với vận tốc sió hai hệ số phát tán ơy cũnơ qua hai hệ số mà ty sổ Q 2Ìam theo khoana cách X rtr điêm quan trắc đến nsuồn phát, có thè thấy hình 5.3 Cách tinh hệ số phát tán ơy ơz trình bày chi tiết troii2 sách chuyên khao Seinfeld (1986) Chúng phụ thuộc vào độ ôn định cua quyên lớp biên mặt đất Chính vi lớp biên quyên thiếu ôn định mà vận tốc gió theo hưĨTi2 V ln thăns siána theo hướnơ y z với độ lệch chuàn ơv ơw cho nèn ơy Ơ2 phụ thuộc \ hai độ lệch chuân theo côns thức sau ơy = v F y (5.11) AN TOAN ĐIỆN HẠT NHầl 244 z = wF z (5.12) Các hàm Fy Fz phụ thuộc vào nhiều biến số đặc trưng cho độ ôn định lớp biên, độ gồ ghề mặt đất độ cao ngn phát Vì biến số nói khơng quan trẳc trực tiêp mà tính tốn lại phức tạp nên F A Gifford (1961) đề nghị tính cơng thức (5.11), (5.12) theo m g cấp độ ổn định cùa khí quyên lớp biên F Pasquill đề xuất năm 1961 Theo Pasquill, độ ổn định khí lớp biên có thê phân thành cấp bảng 5.3 Cách làm thuận tiện nhanh chóng, la trường hợp ứng phó cố, thực tế, cấp độ Pasquill nhận dạng dựa quan trắc khí tượng chồ, trén bảng 5.3 Cụ thể, khí khơng ổn định (mức A) ban ngày trời nắng chói chang lặng gió, hai hệ sơ y z đêu cực đại, đạt đến giá trị tà 200 đến 500 m vị trí cách nhà máy km (hình 5.3) B ảng 5.3 Nhận dạng mức ổn định ciia khí quyến lórp biên theo Pasquỉll dựa quan trắc khí tượng Phần m áy phủ ban đém Bức xạ m ặt trời Vận tốc gió (m s độ cao 10 m Mạnh Vừa phải Yếu 6 >4/8