zunia.vn

Tuyển sinh 2024 dành cho Gen-Z

zunia.vn

» Kỹ Thuật - Công Nghệ

» Năng lượng

Nghiên cứu sơ bộ hệ thống thủy nhiệt của lò phản ứng mô đun nhỏ loại nước áp lực sử dụng cho trạm năng lượng hạt nhân nổi

Chia sẻ: _ _ | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:7

Báo xấu

8
lượt xem 3
download

Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Bài viết Nghiên cứu sơ bộ hệ thống thủy nhiệt của lò phản ứng mô đun nhỏ loại nước áp lực sử dụng cho trạm năng lượng hạt nhân nổi trình bày các kết quả tính toán thủy nhiệt sử dụng chương trình RELAP5 cho thiết kế sơ bộ hệ thống thủy nhiệt của lò phản ứng mô đun nhỏ loại nước áp lực (PWR) sử dụng trên trạm năng lượng hạt nhân nổi (FNPP).

Chủ đề:

Bình luận(0) Đăng nhập để gửi bình luận!

Lưu

Nội dung Text: Nghiên cứu sơ bộ hệ thống thủy nhiệt của lò phản ứng mô đun nhỏ loại nước áp lực sử dụng cho trạm năng lượng hạt nhân nổi

Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân và Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training NGHIÊN CỨU SƠ BỘ HỆ THỐNG THỦY NHIỆT CỦA LÒ PHẢN ỨNG MÔ ĐUN NHỎ LOẠI NƯỚC ÁP LỰC SỬ DỤNG CHO TRẠM NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN NỔI PRELIMINARY STUDY OF THERMAL HYDRAULICS SYSTEM FOR SMALL MODULAR REACTOR TYPE PRESSURIZED WATER REACTOR USED FOR FLOATING NUCLEAR POWER PLANT CAO ĐÌNH HƯNG, PHẠM TUẤN NAM, HOÀNG TÂN HƯNG, NGUYỄN VĂN HIỆN Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân, 179 Hoàng Quốc Việt, Nghĩa Đô, Cầu Giấy, Hà Nội Email: caohung191@gmail.com Tóm tắt: Báo cáo trình bày các kết quả tính toán thủy nhiệt sử dụng chương trình RELAP5 cho thiết kế sơ bộ hệ thống thủy nhiệt của lò phản ứng mô đun nhỏ loại nước áp lực (PWR) sử dụng trên trạm năng lượng hạt nhân nổi (FNPP). Thiết kế sơ bộ hệ thống thủy nhiệt cho lò PWR được dựa trên công nghệ lò phản ứng ACPR50S của Trung Quốc. ACPR50S là thiết kế được Trung Quốc dự kiến lắp đặt trên các trạm năng lượng hạt nhân nổi đầu tiên của họ. Việc Trung Quốc có thể triển khai các FNPP ở Biển Đông sẽ gây ra những lo ngại cho các nước tiếp giáp Biển Đông trong đó có Việt Nam. Để phân tích đánh giá an toàn cho ACPR50S đặt trên FNPP cần tính toán các thông số vật lý, thủy nhiệt của lò phản ứng. Tuy nhiên các thông tin về ACPR50S rất ít nên phải xây dựng hệ thống thủy nhiệt sơ bộ tương đương và dựa trên công nghệ lò ACPR50S. Ngoài các thông số tham khảo từ lò phản ứng ACPR50S các thông số còn thiếu được bổ sung dựa trên các tính toán lý thuyết cũng như sử dụng phương pháp tỉ lệ với các lò PWR có sẵn thông số đầy Hình 1. Sơ đồ nút hóa của thiết kế sơ bộ đủ. Sơ đồ nút hóa của hệ thống thủy nhiệt lò phản ứng hệ thống thủy nhiệt lò PWR được thể hiện trong hình 1. Các tính toán được thực hiện trong trạng thái hoạt động ổn định của lò phản ứng. Một số kết quả mô phỏng ban đầu như tốc độ dòng khối, nhiệt độ lối vào, lối ra vùng hoạt, áp suất vòng sơ cấp, thứ cấp phù hợp với thông số thiết kế của ACPR50S. Sai khác của các thông số quan trọng không lớn, ngoại trừ tốc độ dòng khối qua vùng hoạt lò phản ứng (8%), tuy nhiên mức độ sai khác này vẫn chấp nhận được trong mô phỏng thủy nhiệt cho nhà máy điện hạt nhân. Sự sai lệch không đáng kể cho thấy rằng thiết kế sơ bộ hệ thống thủy nhiệt của lò mô đun nhỏ loại nước áp lực được RELAP mô hình hóa và hệ thống đảm bảo trạng thái vận hành ổn định. Từ khóa: Hệ thống thủy nhiệt, lò phản ứng mô đun nhỏ, RELAP5 Abstract: This paper presents results of thermal hydraulics calculation using RELAP5 computer code for preliminary design of thermal hydraulics system of small modular reactor type pressurized water reactor used for floating nuclear power plant (FNPP). The preliminary design of the thermal hydraulics system is based on the Chinese ACPR50S reactor technology. ACPR50S is the design that China plans to install on first floating nuclear power stations. In the fact that China can deploy FNPP in the East Sea will cause concerns for countries adjacent to the East Sea, including Vietnam. The analysis and safety assessment for ACPR50S installed on FNPP, need to calculate the physical and thermal hydraulics parameters of the reactor. However, there is very little information about ACPR50S, so it is necessary to design an equivalent preliminary thermal hydraulics system based on ACPR50S reactor Figure 1. Nodalization of thermal hydraulics PWR 39
Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 technology. In addition to the reference parameters from the information of ACPR50S reactor, the missing parameters are added based on theoretical calculations as well as using the proportional method with the fully PWRs parameters. The nodal diagram of the thermal hydraulics system is shown in Figure 1. Calculations are performed in the steady state of the nuclear reactor. Some parameters such as mass flow rate, inlet temperature, outlet temperature, primary and secondary loop pressure are consistent with the design parameters of ACPR50S reactor. The difference of important parameters is not large, except for the mass flow rate through the reactor core (8%), but this difference is still acceptable in thermal hydraulics simulation for nuclear power plants. The negligible deviation indicates that the preliminary design of the thermal hydraulics system of the small modular reactor type PWR is modeled by RELAP and that the system ensures a normal operating state. Keywords: Thermal hydraulics system, small modular reactor, RELAP5 I. MỞ ĐẦU Hiện nay không ít quốc gia trên thế giới đang tập trung phát triển các lò phản ứng công suất nhỏ kiểu mô đun (SMR) bởi rất nhiều ưu điểm của loại lò này so với các lò công suất lớn đang vận hành thương mại. Một trong những ứng dụng nổi bật của SMR là sử dụng trên các trạm năng lượng hạt nhân nổi để có thể hoạt động xa bờ. Trung Quốc là nước đặc biệt quan tâm tới trạm năng lượng hạt nhân nổi (FNPP), bởi vậy họ đã có những thiết kế lò phản ứng kiểu SMR phù hợp để sử dụng trên FNPP. Những FNPP đầu tiên của Trung Quốc sẽ sử dụng công nghệ lò ACPR50S, được phát triển bởi Tập đoàn Năng lượng Hạt nhân Tổng hợp Trung Quốc (CGNPC), với mục đích tạo ra một thiết kế an toàn, khả năng thích ứng cao, có dạng mô- đun và đa dụng. Thiết kế này được mong đợi là một giải pháp linh hoạt trong việc cấp nhiệt, điện và tạo nước ngọt, cung cấp năng lượng và hỗ trợ khẩn cấp cho các vùng biển đảo [1]. Như vậy khả năng rất cao là các FNPP sử dụng công nghệ lò ACPR50S của Trung Quốc sẽ được triển khai tại Biển Đông để phục vụ việc cung cấp điện năng cũng như khử muối cung cấp nước ngọt cho các quần đảo đang được kiểm soát, các giàn khoan dầu đang hoạt động trên biển [2]. Điều này gây ra những lo ngại cho các nước tiếp giáp Biển Đông trong đó có Việt Nam. Vì vậy, ngoài những hiểu biết về công nghệ lò ACPR50S về phía Việt Nam cần tìm hiểu thêm những tiêu chí an toàn và phân tích đánh giá sự cố có thể xảy ra với loại lò này để trong trường hợp cần thiết sẽ có các kế hoạch ứng phó, xử lý phù hợp. Hiện tại trong nước chưa có nhiều nghiên cứu hướng tới đối tượng là lò phản ứng ACPR50S của Trung Quốc. Một số nghiên cứu trong nước đã tìm hiểu thiết kế vật lý của nhiên liệu lò ACPR50S từ đó cải tiến thiết kế nhiên liệu để đạt được độ sâu cháy lớn [3] hay thực hiện một số tính toán về các đặc trưng vật lý và thủy nhiệt cho lò phản ứng mô đun nhỏ sử dụng cho FNPP nhưng đối tượng tính toán không phải là lò ACPR50S của Trung Quốc [4]. Do đó việc tính toán thủy nhiệt, tìm hiểu các tiêu chí an toàn và đánh giá an toàn sơ bộ cho lò phản ứng ACPR50S của Trung Quốc sử dụng trên FNPP là hết sức cần thiết, mang tính thời sự cao. Tuy nhiên việc thu thập thông tin, số liệu chính xác về hệ thống thủy nhiệt lò ACPR50S lại không thể đầy đủ 100%. Vì vậy trong nghiên cứu này sẽ tính toán, bổ sung thêm các số liệu cần thiết còn thiếu, đủ để mô phỏng cho hệ thống thủy nhiệt lò phản ứng mô đun nhỏ loại nước áp lực dựa trên công nghệ lò ACPR50S. II. ĐỐI TƯỢNG VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU Để có thể mô phỏng được hệ thống thủy nhiệt của một lò nước áp lực tương tự lò ACPR50S thì ngoài các thông số có sẵn của lò phản ứng ACPR50S, các thông số còn thiếu sẽ được tính toán, bổ sung để có đủ thông số sao cho mô hình hóa được một lò phản ứng PWR có công suất tương đương là 200 MW- nhiệt. Công cụ được sử dụng trong nghiên cứu này là chương trình tính toán RELAP5. Đây là chương trình vốn đã được sử dụng rộng rãi phục vụ việc phân tích an toàn thủy nhiệt cho các lò phản ứng nước nhẹ [5]. Chương trình RELAP5 sẽ được sử dụng để mô phỏng trạng thái vận hành ổn định của thiết kế sơ bộ vòng sơ cấp lò phản ứng PWR dựa trên công nghệ ACPR50S. Các dữ liệu về vật liệu sử dụng trong tính toán mô phỏng được tham khảo từ thư viện số liệu vật liệu MATPRO (A Library of Materials Properties for Light- Water-Reactor Accident Analysis) [6]. Kết quả mô phỏng bằng RELAP sẽ được so sánh với các thông số có sẵn của ACPR50S, các tiêu chí thiết kế để lò phản ứng vận hành bình thường. 40
Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân và Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training III. MÔ HÌNH TÍNH TOÁN Hình 1 trình bày sơ đồ node-hóa vòng sơ cấp của lò PWR bằng chương trình tính toán RELAP5. Các thành phần chính bao gồm: Vùng hoạt lò phản ứng (PIPE 335); khoang dưới thùng lò (BRANCH 322), khoang trên thùng lò (PIPE 356), bypass (PIPE 320), downcommer (PIPE315), 2 chân nóng (102 và 202), 2 chân lạnh (116 và 212), 2 bơm tuần hoàn (113 và 209), 2 bình sinh hơi, bình điều áp (PIPE 150). Hình 1. Sơ đồ rời rạc hóa hệ thống thủy nhiệt của thiết kế sơ bộ lò phản ứng PWR trong RELAP5 Bảng 1. Các thành phần thủy lực và cấu trúc nhiệt trong mô phỏng hệ thống thủy nhiệt của lò phản ứng PWR Thành phần Tên Loại Số lượng node 322 Khoang dưới Branch 1 335 Vùng hoạt Pipe 10 320 Bypass Pipe 10 315 Downcommer Annulus 8 356 Khoang trên Pipe 3 150 Bình điều áp (PRZ) Pipe 4 108 Phía sơ cấp bình sinh hơi số 1 Pipe 8 204 Phía sơ cấp bình sinh hơi số 2 Pipe 8 170 Phía thứ cấp bình sinh hơi số 1 Pipe 8 270 Phía thứ cấp bình sinh hơi số 2 Pipe 8 184, 284 Nguồn nước cấp Time Dependent Volume 1 188, 288 Đường hơi ra Time Dependent Volume 1 2041 Cấu trúc nhiệt của bình sinh hơi Heat Structure 16 Cấu trúc nhiệt giữa vùng hoạt và 3150 Heat structure 8 downcommer 3360 Cấu trúc nhiệt của kênh trung bình Heat Structure 10 3370 Cấu trúc nhiệt của kênh nóng Heat Structure 10 Vùng hoạt lò phản ứng Trong điều kiện vận hành bình thường, lò phản ứng tương đương ACPR50S với công suất 200 MW- nhiệt sử dụng 37 bó nhiên liệu (FA), nước làm mát xung quanh, được mô phỏng bằng PIPE 335, cao 2.2 m và diện tích dòng chảy là 2.0 m2, được chia làm 10 node đều nhau. PIPE 335 được kết nối với 2 cấu trúc nhiệt 3360 và 3370, tương ứng với kênh nóng và kênh trung bình. Diện tích trao đổi nhiệt là 675 m 2, tương ứng với độ dài (37*264*2.2) mét. Trong đó, có 1 kênh nóng là bó thanh nhiên liệu có nhiệt độ cao nhất (hệ số công suất là 1,5), các bó thanh nhiên liệu còn lại được mô hình hóa là kênh trung bình. Phân bố công suất theo chiều cao không đều, được mô hình hóa như trong Hình 2. 41
Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 Hình 2. Phân bố công suất tương đối sử dụng trong quá trình mô phỏng Hệ thống sơ cấp Vòng sơ cấp có 2 nhánh tuần hoàn, để đảm bảo cân bằng nhiệt, lượng nhiệt sinh ra trong vùng hoạt (200 MWt) phải được tải đi với tốc độ dòng qua vùng hoạt phù hợp, tốc độ dòng đó được kiểm soát bởi 2 bơm tuần hoàn chính, với tốc độ mỗi bơm được thiết lập là 0.6 m3/s. Bình sinh hơi Nhiệt lượng trao đổi giữa vòng sơ cấp và thứ cấp thông qua bình sinh hơi. 2 bình sinh hơi được sử dụng trong công nghệ ACPR50S. Giả sử mỗi bình sinh hơi cao 6 m và rộng 1 m 2. Các ống xoắn trao đổi nhiệt có đường kính 9.84*10-3 m, bề dày là 1.27*10-3 m. Tổng chiều dài của các ống xoắn trong bình sinh hơi là 7616 m. Nhiệt độ nước cấp là 490 K, và áp suất vòng thứ cấp duy trì ở 4.85 MPa, được mô phỏng bằng các TMDVOL 184 và 284, tương ứng với 2 nhánh số 1 và 2. Tốc độ đưa nước cấp vào bình sinh hơi được duy trì ổn định ở 67.0 kg/s bằng các TMDPJUN 183 và 283. Bình điều áp Bình điều áp (PRZ) được mô phỏng bằng PIPE 150, với 6 volume và 5 junction, giúp duy trì áp suất hệ sơ cấp ở 15.5 MPa. Bình điều áp được kết nối với chân nóng của nhánh số 1, PIPE 102. Giả thiết chiều dài bình điều áp là 7.2 m và diện tích là 3.4 m2. IV. CÁC KẾT QUẢ TÍNH TOÁN Diễn biến thủy nhiệt của lò PWR được khảo sát trong 10000 giây bằng chương trình RELAP5, mô hình đã đạt đến trạng thái ổn định, nghĩa là các thông số thay đổi không đáng kể. Kết quả tính toán cho các thông số thủy nhiệt quan trọng như áp suất, nhiệt độ, tỉ phần rỗng và tốc độ dòng khối sẽ được thảo luận trong phần này. Tổng công suất của lò phản ứng là 200 MW-nhiệt, kết quả mô phỏng công suất được thể hiện trong Hình 3. Năng lượng tạo ra làm tăng nhiệt độ của chất làm mát vùng hoạt từ 575.2 K lên 600.6 K khi đi qua vùng hoạt lò phản ứng (Hình 4) với tốc độ dòng khối là 1325 kg/s (Hình 5). Bình điều áp PRZ thiết lập áp suất 15.5 MPa ở chân nóng, áp suất vùng hoạt sẽ phải cao hơn để tạo ra dòng chảy tuần hoàn chất làm mát từ vùng hoạt tới chân nóng, điều này được thể hiện qua Hình 6. Thông lượng nhiệt ở khoảng giữa vùng hoạt, trong kênh nóng và kênh trung bình lần lượt là 561 kW/m2 và 375 kW/m2 (Hình 7), phù hợp với hệ số kênh nóng là 1.5. 42
Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân và Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training Hình 3. Phân bố công suất Hình 4. Phân bố nhiệt độ dọc theo chiều cao vùng hoạt dọc theo vùng hoạt lò phản ứng Hình 5. Tốc độ dòng khối (mflowj) đi vùng Hình 6. Áp suất trong vòng sơ cấp hoạt (335) lò phản ứng SMR50 Hình 7. Thông lượng nhiệt truyền từ nhiên Hình 8. Nhiệt độ ở tâm nhiên liệu liệu vào chất làm mát Nhiệt được tải đi từ vòng sơ cấp tới vòng thứ cấp thông qua cấu trúc nhiệt HS 2041 của bình sinh hơi. Tốc độ dòng nước cấp là 67 kg/s được duy trì nhờ TMDPJUN 183 và 283, tương ứng với 2 nhánh, SG vận hành ở áp suất 15.5 MPa trong vòng sơ cấp và 4.85 MPa trong vòng thứ cấp (Hình 11). Ở phía sơ cấp, nhiệt độ chất làm mát giảm từ 600.5 K ở lối vào bình sinh hơi về nhiệt độ 574.77 K ở lối ra, như thể hiện trong Hình 9, nhờ nhiệt lượng đó mà nhiệt độ của nước cấp ở vòng thứ cấp tăng lên và hơi được hình thành. Thông lượng nhiệt ở đoạn giữa của bình sinh hơi là 212558 W/m 2, cân bằng giữa biên trái và biên phải, như chỉ ra trong Hình 10. 43
Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 Hình 9. Phân bố nhiệt độ phía sơ cấp Hình 10. Thông lượng nhiệt ở đoạn giữa của bình sinh hơi số 1 của bình sinh hơi 212558 W/m2 Hình 11. Chênh lệch áp suất giữa vòng sơ cấp và thứ cấp Bảng 2. So sánh kết quả mô phỏng với thông số thiết kế PWR dựa trên lò ACPR50S Thông số Đơn vị Mục tiêu Mô phỏng Sai khác Công suất lò phản ứng MW 200 200 0% Áp suất vòng sơ cấp MPa 15.5 15.5 0% Tốc độ dòng khối qua vùng hoạt Kg/s 1436.8 1325.0 8% Nhiệt độ lối vào vùng hoạt K 572.45 575.2 0% Nhiệt độ lối ra vùng hoạt K 594.95 600.6 1% Áp suất vòng thứ cấp MPa 4.85 4.85 0% Nhiệt độ nước cấp K 490 490 0% Một cách khái quát, vòng tuần hoàn sơ cấp của lò PWR dựa trên công nghệ ACPR50S đã được mô phỏng bằng chương trình tính toán RELAP5. Để đánh giá định lượng kết quả thu được, Bảng 2 so sánh các thông số thủy nhiệt quan trọng tính toán được và thông số thiết kế cần đạt được. Phần lớn các thông số có sự phù hợp giữa kết quả mô phỏng và giá trị thiết kế. Khác biệt lớn nhất nằm ở tốc độ dòng khối đi qua vùng hoạt, chênh lệch là 8%. Kết quả này là do sự phức tạp trong vùng hoạt lò phản ứng, những giả định liên quan đến hình học nhiên liệu, bố trí các bó nhiên liệu và vật liệu ảnh hưởng đến các thông số thủy lực và nhiệt động học. Trong thời gian tới nhóm nghiên cứu sẽ tiếp tục tìm hiểu để khắc phục vấn đề này. V. KẾT LUẬN Bài báo đã trình bày việc sử dụng chương trình tính toán RELAP5 để mô phỏng vòng sơ cấp của lò phản ứng PWR dựa trên công nghệ ACPR50S trong chế độ vận hành ổn định, các kết quả chỉ ra rằng: (1) - RELAP5 đã mô hình hóa các thành phần quan trọng của hệ thống sơ cấp, bao gồm: Vùng hoạt lò phản ứng, thùng lò, bơm tuần hoàn chính, bình sinh hơi; hệ thống đã đạt đến trạng thái vận hành ổn định; (2) - Kết 44
Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân và Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training quả mô phỏng phù hợp với thông số và mục tiêu thiết kế của lò phản ứng PWR dựa trên công nghệ ACPR50S, sai khác của các thông số quan trọng không lớn, ngoại trừ tốc độ dòng khối qua vùng hoạt lò phản ứng (8%), tuy nhiên mức độ sai khác này vẫn chấp nhận được trong mô phỏng thủy nhiệt cho nhà máy điện hạt nhân. Kết quả này là cơ sở để nhóm tiếp tục thực hiện việc mô phỏng cho toàn nhà máy điện hạt nhân nổi (FNPP) sử dụng lò phản ứng nước áp lực PWR dựa trên công nghệ ACPR50S. Trong các nghiên cứu tiếp theo nhóm sẽ tiến hành mô phỏng và phân tích an toàn trong trường hợp xảy ra sự cố. TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] IAEA, Advances in small modullar reactor technology developments, 2018 Edition. [2] http://en.cgnpc.com.cn/encgn/c100044/nuclearpower.shtml [3] Hoàng Văn Khánh, Báo cáo tổng kết nhiệm vụ khoa học công nghệ cấp cơ sở “Nghiên cứu thiết kế nhiên liệu có độ sâu cháy lớn cho lò phản ứng ACPR50S của Trung Quốc”. [4] Trần Việt Phú, Báo cáo tổng kết nhiệm vụ khoa học công nghệ cấp bộ “Nghiên cứu công nghệ và an toàn trạm năng lượng hạt nhân nổi sử dụng lò mô đun nhỏ”. [5] Amit Mangal et al., Capability of relap5 code to simulate natural circulation behavior in test facilities, Progress in Nuclear Energy 61 (2012) 1-16. [6] SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual Volume IV: MATPRO -- A Library of Materials Properties for Light- Water-Reactor Accident Analysis. 45

CÓ THỂ BẠN MUỐN DOWNLOAD

LV.15: Bộ Đồ Án Tốt Nghiệp Chuyên Ngành Cơ Khí

65 tài liệu

2412 lượt tải

THÔNG TIN

TRỢ GIÚP

HỖ TRỢ KHÁCH HÀNG

Theo dõi chúng tôi

Chịu trách nhiệm nội dung:

Nguyễn Công Hà - Giám đốc Công ty TNHH TÀI LIỆU TRỰC TUYẾN VI NA

LIÊN HỆ

Địa chỉ: P402, 54A Nơ Trang Long, Phường 14, Q.Bình Thạnh, TP.HCM

Hotline: 093 303 0098

Email: support@tailieu.vn

Giấy phép Mạng Xã Hội số: 670/GP-BTTTT cấp ngày 30/11/2015 Copyright © 2022-2032 TaiLieu.VN. All rights reserved.