Technologia reaktorów WWER

Technologia reaktorów WWER
Spośród ponad 400 reaktorów energetycznych pracujących dziś na świecie zdecydowaną
większość stanowią reaktory lekkowodne. Wśród nich najwięcej jest reaktorów wodnych
ciśnieniowych. Natomiast spośród krajów sąsiadujących z Polską prawie wszystkie używają
reaktorów z serii WWER. Jedynym wyjątkiem są tu Niemcy, jednak i tam tego typu bloki
w przeszłości funkcjonowały. Reaktory tego typu miały również stanąć w Żarnowcu. Warto zatem
przyjrzeć się nieco bliżej tej technologii.
Wstęp
Sam skrót WWER pochodzi z języka
rosyjskiego i oznacza wodno-wodny reaktor
energetyczny. W oryginale jest to ВВЭР ВодоВодяной Энергетический Реактор. Z uwagi
na różne systemy transkrypcji cyrylicy na alfabet
łaciński w literaturze zachodniej jest on
określany jako VVER1. To ostatnie oznaczenie
jest w ostatnich latach coraz częściej spotykane
również w polskiej literaturze. Zawarte w nazwie
określenie wodno-wodny oznacza, że woda pełni
w nim zarówno rolę chłodziwa, jak i moderatora.
Według zachodniego systemu nazewnictwa jest
to po prostu reaktor lekkowodny LWR2, a biorąc
pod uwagę rozwiązanie obiegów chłodziwa
reaktor wodny ciśnieniowy, czyli PWR3.
Z uwagi na pochodzenie, reaktory WWER
są czasami niesłusznie mylone z inną radziecką
konstrukcją, czyli z reaktorami RBMK4.
Skojarzenie to powoduje mylne przekonanie
o niskim
poziomie
ich
bezpieczeństwa.
Tymczasem ich konstrukcja różni się zasadniczo.
Jest ona bardzo zbliżona do zachodnich
odpowiedników,
podobnie
jak
poziom
bezpieczeństwa. Reaktory WWER różnią się
1
Vodo-Vodyanoi
Energetichesky
Reaktor
w transkrypcji
angielskiej,
Wodo-Wodianoj
Eniergieticzeskij Rieaktor w transkrypcji polskiej.
2
LWR - Light Water Reactor
3
PWR - Pressurized Water Reactor
4
RBMK - Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj,
Reaktor Kanałowy Dużej Mocy
jednak od zachodnich PWR-ów niektórymi
szczegółowymi rozwiązaniami, co postaramy się
jeszcze pokazać.
Pierwsze reaktory
Zanim wrócimy do reaktorów WWER
warto cofnąć się aż do początków wykorzystania
energii rozszczepienia jądra atomowego.
Pierwszym reaktorem jądrowym, w którym udało
się osiągnąć samopodtrzymującą się reakcję
rozszczepienia, był Chicago Pile-1. Stało się to
dokładnie 2 grudnia 1942 roku. Jako moderator
wykorzystano w nim grafit. Później pojawiały się
kolejne reaktory oraz ich bardzo różne koncepcje.
Próbowano użycie różnych moderatorów,
różnych rodzajów chłodziwa czy różne formy
paliwa. A także koncepcje konstrukcji samego
reaktora - m.in. kanałowe czy zbiornikowe.
Liczba możliwych kombinacji poszczególnych
elementów jest bardzo duża. Stąd też znacząca
liczba
wczesnych
koncepcji
reaktorów
energetycznych.
Pierwszy reaktor jądrowy, który posłużył
do wyprodukowania energii elektrycznej powstał
w 1951 roku w Stanach Zjednoczonych. Był
to EBR-15 i był on zarazem pierwszym reaktorem
prędkim powielającym. Prędki oznacza, że nie
ma w nim moderatora spowalniającego neutrony,
a powielający, że produkuje on więcej izotopów
5
EBR - Experimental Breeder Reactor
francuskich reaktorów to
reaktory wodne ciśnieniowe.
już
Pierwszy
energetyczny
reaktor wodny ciśnieniowy został
oddany do użytku w 1957
w elektrowni Shippingport w
Stanach Zjednoczonych. Pierwszy
tego typu reaktor w zachodniej
Europie pojawił się w 1962
w Belgii. Był to reaktor BR-3
konstrukcji
amerykańskiej.
Z czasem takie reaktory zaczęły
powstawać w kolejnych krajach,
zarówno
jako
importowana
technologia, jak i efekt własnych
prac
rozwojowo-badawczych.
Rok 1951 i pierwsza „atomowa” elektryczność. Reaktor EBR-I w Stanach
Zjednoczonych
Z biegiem czasu technologia
Źródło: Idaho National Laboratory, www.inl.gov
ta stała
się
dominującą
na światowym rynku, stopniowo wypierając
rozszczepialnych niż zużywa. Jako chłodziwo
wiele innych wczesnych koncepcji.
zastosowano w nim eutektykę sód-potas.
Za
pierwszą
elektrownię
jądrową
powszechnie uważa się zakład uruchomiony
w 1954 w Obnińsku w ZSRR. Była to jednostka
o mocy 6 MWe. Zastosowany tam reaktor AM-1
był moderowany grafitem i chłodzony wodą. Był
to protoplasta późniejszej serii reaktorów RBMK.
Do miana „pierwszej” kandyduje również
brytyjska elektrownia Calder Hall otworzona
w 1956 roku. Określa się ją często jako pierwszą
produkującą
elektryczność
na
skalę
przemysłową, gdyż jej moc wynosiła 60 MWe,
dziesięciokrotnie
więcej
niż
elektrowni
w Obnińsku. W Calder Hall zastosowano
reaktory Magnox, w których moderatorem był
grafit, a chłodziwem gaz, dokładnie dwutlenek
węgla. Seria ta została później rozwinięta
w reaktor drugiej generacji o oznaczeniu AGR6.
Te z kolei już nie doczekały się następców.
Identyczny układ moderator-chłodziwo jak
Brytyjczycy zastosowali w swoich pierwszych
reaktorach Francuzi. Ich wczesny reaktor nosił
oznaczenie UNGG7. Koncepcja ta nie była
jednak rozwijana dalej, a druga generacja
6
7
AGR - Advanced Gas-cooled Reactor
UNGG - Uranium Naturel Graphite Gaz
Nie ma jednej prostej przyczyny takiego
sukcesu reaktorów typu PWR. Niewątpliwie
jednymi z kluczowych czynników były dobre
parametry bezpieczeństwa oraz względna
prostota konstrukcji. Nie bez znaczenia były
również zastosowania wojskowe, jednak nie
miało to związku z produkcją broni jądrowej.
O ile wiele innych wczesnych konstrukcji
reaktorów energetycznych wywodziło się
od reaktorów służących do produkcji plutonu
lub wręcz była do tego celu wykorzystywana
równolegle z produkcją energii elektrycznej,
reaktory lekkowodne są pod tym względem
konstrukcją zupełnie „cywilną”8. Ten typ
reaktora został jednak wytypowany jako źródło
napędu
dla
okrętów. Powodowało
to,
że w początkowym
okresie
technologię
tę rozwijano
równolegle
pod kątem
obu
zastosowań - produkcji energii elektrycznej
i napędu. Jednocześnie ograniczano finansowanie
innych projektów. Widać to zwłaszcza
8
Produkcja wojskowego plutonu jest w nich
teoretycznie możliwa, jednak powodowałaby między
innymi, że produkcja energii elektrycznej stałaby się
nieopłacalna i bardzo trudna do ukrycia. Dlatego nie
są w tym celu wykorzystywane.
Schemat ideowy reaktora wodnego ciśnieniowego. Widoczne są na nim trzy obiegi chłodzenia. Woda chłodząca
reaktor nie trafia na turbinę, ale przekazuje ciepło wodzie z drugiego obiegu.
Źródło: US Nuclear Regulatory Commission, www.nrc.gov
na przykładzie Stanów Zjednoczonych, a wiele
późniejszych zachodnich projektów bazuje
właśnie
na
wczesnych
rozwiązaniach
amerykańskich.
Warto
tutaj
zauważyć,
że zarówno w USA, jak i ZSRR pierwsze
elektrownie
z
reaktorami
wodnymi
ciśnieniowymi powstały po zwodowaniu
pierwszych okrętów z napędem atomowym.
W obu przypadkach zainstalowano na nich
reaktory PWR.
O
ile
technologia
reaktorów
lekkowodnych,
zarówno
wodnych
ciśnieniowych,
jak
i
wprowadzonych
do eksploatacji
nieco
później
reaktorów
wrzących, jest obecnie dominująca na świecie,
to nie zdołała całkowicie wyprzeć innych
rozwiązań. Choć rozwój niektórych wczesnych
koncepcji całkowicie porzucono, kilka z nich
znalazło swoje zastosowania lub są ciągle
rozwijane ze względu na inne zalety. Stosunkowo
popularne pozostały reaktory ciężkowodne
ze względu na możliwość pracy na uranie
naturalnym, bez konieczności wzbogacania.
Można tutaj wymienić kanadyjskie reaktory
CANDU9.
Technologia
reaktorów
ciężkowodnych
jest
również
rozwijana
9
CANDU - CANada Deuterium Uranium
w Indiach. Rozwinięciem reaktorów gazowych
stały się reaktory wysokotemperaturowe. Choć
na świecie powstały tylko pojedyncze jednostki
tego typu, technologia ta jest ciągle rozwijana
ze względu na możliwość wykorzystania ciepła
do procesów przemysłowych. Podobnie jest
w przypadku reaktorów prędkich. Na świecie
powstało niewiele przemysłowych reaktorów
tego typu. Jednakże możliwość zastosowania
tzw. zaawansowanych cykli paliwowych (m.in.
powielanie paliwa czy transmutacja odpadów
promieniotwórczych)
powoduje,
że zainteresowanie nimi nie znika. Warto tutaj
wymienić takie przykłady jak francuskie reaktory
Phenix i Superphenix, japoński Monju, indyjski
FBTR czy rosyjską serię reaktorów BN.
Wszystkie wymienione konstrukcje chłodzone
były ciekłym sodem, ale rozwijana jest również
technologia reaktorów prędkich chłodzonych
ciekłym ołowiem.
Początki serii WWER
Wróćmy jednak do reaktorów WWER.
Pracę nad ich projektem zaczęły się w zakładach
OKB Gidropress w 1954 roku, czyli w roku,
w którym oddano do użytku elektrownię
w Obnińsku. Dlatego też w ZSRR rozwijano
równolegle zastosowaną tam technologię
reaktorów wodno-grafitowych, co doprowadziło
do powstania reaktorów RBMK. Pierwszy
WWER został natomiast uruchomiony w 1964
w Nowoworonieskiej Elektrowni Atomowej,
która z czasem stała się miejscem powstania
kolejnych prototypów tej serii. Pierwszą
konstrukcją serii był WWER-210 o mocy
210 MWe. Oznaczenie cyfrowe poszczególnych
modeli WWER oznacza właśnie całkowitą moc
nominalną. Jednakże modernizacje niektórych
modeli powodują, że może ona w rzeczywistości
odbiegać od tej, którą sugerowałoby oznaczenie
modelu.
Następcą WWER-210 został zbudowany
w tym samym miejscu WWER-365. Został
on uruchomiony w 1969 roku i podobnie jak
poprzednik pozostał pojedynczą, prototypową
jednostką tego typu. Doświadczenie zdobyte
w czasie budowy i eksploatacji tych bloków
pomogło w budowie pierwszego w pełni
komercyjnego przedstawiciela serii WWER,
którym jest WWER-440 o całkowitej mocy
nominalnej 440 MWe. Moc netto, a więc moc
wytwarzana pomniejszona o moc niezbędną
do zasilania
wszystkich
systemów
technologicznych towarzyszących reaktorowi,
wynosiła 411 MW.
WWER 440
Pierwsze
dwa
bloki
energetyczne
z reaktorami
WWER-440
uruchomiono
w Nowoworonieskiej Elektrowni Atomowej
w latach 1971 i 1972. Nosiły one oznaczenie
modelu W179. Jego następca, czyli W230,
znalazł już szerokie zastosowanie w wielu
elektrowniach jądrowych, również poza ZSRR.
Zasadnicza
zasada
działania
jest
identyczna jak w przypadku zachodnich
reaktorów PWR. Woda chłodząca reaktor
utrzymywana jest pod wysokim ciśnieniem,
co zapobiega jej wrzeniu10. Podgrzana woda
z reaktora kierowana jest do wytwornic pary,
gdzie przekazuje ciepło wodzie drugiego obiegu,
powodując
jej
wrzenie.
Rozwiązanie
to minimalizuje możliwość przedostania się do
części
turbinowej
elektrowni
substancji
promieniotwórczych, które pojawiłyby się
w pierwotnym obiegu chłodzenia. Na turbinę
kierowana jest bowiem para wytworzona
w wytwornicach pary, która nie ma kontaktu
z paliwem w reaktorze. W elektrowniach
z reaktorami WWER-440 stosuje się po dwa
turbozespoły, czyli zestawy turbina i generator,
na jeden reaktor.
Ponadto
reaktory
lekkowodne
charakteryzują
ujemne
współczynniki
reaktywności. Oznacza to, że wzrost temperatury
w reaktorze powoduje samoczynne zmniejszenie
intensywności reakcji rozszczepienia. Jest
to zjawisko bardzo korzystne z punktu widzenia
stabilności pracy i bezpieczeństwa reaktora.
Zdarzenie takie jakie miało miejsce w elektrowni
w Czarnobylu, gdzie pracował reaktor typu
RBMK, jest w reaktorze lekkowodnym
niemożliwe.
Pomimo identycznej ogólnej koncepcji
i zasady działania oraz wielu podobieństw
do zachodnich reaktorów ciśnieniowych, reaktory
WWER mają pewne charakterystyczne dla siebie
rozwiązania.
Przykładowo
w
blokach
z reaktorami WWER stosuje się poziome
wytwornice pary. Natomiast zachodnie reaktory
PWR używają wytwornic pionowych.
Kolejnym charakterystycznym dla serii
WWER rozwiązaniem jest zastosowanie kaset
paliwowych
o
przekroju
sześciokątnym.
Zachodnie reaktory PWR i BWR używają kaset
o przekroju kwadratowym. Rdzeń reaktora
WWER-440 zawiera 349 takich kaset, w każdej
z nich znajduje się 126 prętów paliwowych.
Nietypowo rozwiązano również w reaktorach
WWER-440 system sterowania reaktorem.
Zamiast klasycznych prętów sterujących
10
Za dopuszczalne uznaje się do 5% odparowanej
wody.
Reaktory WWER-440
były, i są do dziś, dominującą
technologią na terenie byłego
bloku wschodniego. Ważnym
czynnikiem były tutaj bez
wątpienia
względy
polityczne. Spośród krajów
bloku wschodniego jedynie
Rumunia zdecydowała się
przed 1989 rokiem na
zachodnią
technologię,
stawiając na kanadyjskie
reaktory
CANDU.
Tymczasem reaktory WWER
zbudowano
w
NRD,
Kasety paliwowe do reaktorów WWER. Pierwsza z prawej oraz środkowa to
Czechosłowacji, na Węgrzech
kasety do WWER-1000. Druga z prawej to kaseta do WWER-440. Dostawcą
czy w Bułgarii. Budowę
paliwa do reaktorów WWER jest nie tylko TVEL, ale również Westinghouse co
umożliwia dywersyfikacje dostaw.
takich reaktorów rozpoczęto
Źródło: TVEL, http://tvel2012.ru
również
na
Kubie,
ale projektu nie ukończono. Warto w tym
z pochłaniaczem neutronów zastosowano całe
miejscu wspomnieć, że ZSRR nie eksportowało
kasety regulacyjne. W rdzeniu umieszczono 37
technologii RBMK. Reaktory tego typu
takich kaset, których dolną część stanowi kaseta
paliwowa, natomiast górna zawiera pochłaniacz
neutronów.
Opuszczanie
takiej
kasety
regulacyjnej zmniejsza moc reaktora z dwóch
powodów. Jednym jest wprowadzenie do rdzenia
pochłaniacza neutronów, a drugim usunięcie
części paliwa.
Na bazie modelu W230 stworzono również
model W270. Powstał on specjalnie dla
Armeńskiej Elektrowni Atomowej w Mecamor.
Projekt ten uwzględniał warunki sejsmiczne
panujące na tym terenie. Powstały tam dwa takie
reaktory.
Kolejnym krokiem w rozwoju reaktorów
WWER-440 był model W213. Określa się go
czasami jako drugą generację WWER-440.
Najważniejsze modyfikacje dotyczyły systemów
bezpieczeństwa. Wprowadzono je aby sprostać
zaostrzającym się wymogom w tym zakresie.
Zwiększono wydajność awaryjnych układów
chłodzenia, a także powiększono ich liczbę
z 2 do 3. Poprawiono również konstrukcję
obudowy
bezpieczeństwa
oraz
system
sterowania.
Rozmieszczenie
kaset
paliwowych
oraz
kontrolnych i awaryjnych w rdzeniu reaktora
WWER-440.
Źródło: EJ Paks,
http://paksnuclearpowerplant.com/
powstawały wyłącznie w Związku Radzieckim.
Na budowę reaktorów WWER-440
zdecydowała się również Finlandia. Dwa
działające w elektrowni Loviisa reaktory
WWER-440 model W213 mają moc 510 MWe.
Zostały one zmodernizowane przy współpracy
zachodnich firm Westinghouse i Siemens. Takie
połączenie wschodniej i zachodniej technologii
zostało
nawet
żartobliwie
nazwane
„Eastinghouse”. Co ciekawe, dwa reaktory z tej
elektrowni są rekordzistami pod względem
współczynnika wykorzystania mocy osiągając
w ostatnich latach nawet 95% i ponad 87%
w całym okresie eksploatacji.
Reaktory WWER-440 w wersji W213
miały również powstać w Polsce, w Żarnowcu.
W projekt był w dużej mierze realizowany przez
Polski przemysł. Wśród zaangażowanych firm
warto wymienić takie przedsiębiorstwa jak
Rafako, Zamach czy Dolmel. Warto tutaj
zauważyć, że choć konstrukcja reaktorów
pochodziła z ZSRR to duży udział w ich budowie
i rozwoju miały przedsiębiorstwa z innych
państw. W wielu projektach głównym dostawcą
technologii była czeska Škoda. Czesi mieli
dostarczyć między innymi zbiorniki reaktorów
do Żarnowca. Polskie firmy uczestniczyły
również w projektach poza granicami, między
innymi stabilizatory ciśnienia do elektrowni
w Greifswaldzie
(Rafako)
czy
elementy
generatorów dla Temelina (Dolmel).
Starsza generacja, czyli typ W230, jest dziś
uznawana za przestarzałą i nie spełniającą
współczesnych,
bardziej
rygorystycznych
wymogów
bezpieczeństwa.
Głównymi
powodami są mniej wydajne systemy awaryjnego
chłodzenia oraz brak obudowy bezpieczeństwa
w zachodnim rozumieniu tego elementu.
Nie oznacza to jej całkowitego braku, gdyż
bariera zapobiegająca wydostaniu się substancji
promieniotwórczych poza budynek reaktora
w razie awarii jest w nich stosowana, jednak
ta we wczesnych reaktorach WWER nie spełnia
zachodnich wymagań. Dlatego też Słowacja
i Bułgaria zostały zobligowane do wyłączenia
bloków tego typu po wejściu do Unii
Europejskiej. Dotyczyło to łącznie sześciu
reaktorów. Z tego samego powodu Litwa musiała
wyłączyć działający tam blok typu RBMK.
Jeszcze wcześniej, bo po zjednoczeniu Niemiec,
wyłączono z podobnych względów elektrownię
w Greifswaldzie. Równocześnie anulowano tam
budowę kolejnych bloków, choć te były już
przedstawicielami modelu W213. Niemcy
przerwali również budowę elektrowni w Stendal,
gdzie rozpoczęto budowę dwóch bloków
z reaktorami WWER-1000.
WWER 1000
Kolejnym krokiem w rozwoju serii
WWER
był
WWER-1000.
Ponownie
prototypowa
jednostka
powstała
w Nowoworonieskiej Elektrowni Atomowej
i nosiła oznaczenie WWER-1000 typ W179.
Uruchomiona została w 1980. Pierwszy model
w szerokiej produkcji nosi oznaczenie W320.
Głównym celem wprowadzenia nowego
modelu było zwiększenie mocy bloku.
Równocześnie
udoskonalono
systemy
bezpieczeństwa. Zastosowano nowe układy
chłodzenia awaryjnego oraz nową obudowę
bezpieczeństwa. W blokach tego typu na jeden
Schemat pierwotnego
WWER-1000
obiegu
chłodzenia
reaktora
Źródło: IAEA, www.iaea.org
Przekrój elektrowni z reaktorem WWER-1000 na przykładzie EJ Temelin
reaktor przypada jeden turbozespół. Zmiany
dotyczyły też innych elementów. Zmieniono
również
konstrukcję
kaset
paliwowych.
Zachowały one charakterystyczny dla całej serii
sześciokątny kształt, ale zwiększono liczbę
prętów paliwowych w jednej kasecie do 312.
Równocześnie
zmniejszono
liczbę
kaset
w rdzeniu, która wynosi teraz 163. Zastosowano
również bardziej typowy układ sterowania
reakcją rozszczepienia przy użyciu klasycznych
prętów kontrolnych.
Głównymi odbiorcami tej technologii
pozostały kraje bloku wschodniego. Reaktory
tego
typu
zbudowano
między
innymi
w Czechach (EJ Temelin), Bułgarii (EJ
Kozłoduj), Rosji czy na Ukrainie. Tylko
u naszych sąsiadów działa obecnie 15 takich
reaktorów i to nie licząc Rosji. Trafiły one
również na nowe rynki, do Chin, Indii i Iranu.
Łącznie na świecie działa 31 takich reaktorów,
a kolejne 6 jest w trakcie budowy.
WWER 1200
Na bazie WWER-100 powstała również
nowa konstrukcja nazywana WWER-1200
lub AES-2006. Budowę pierwszych jednostek
tego typu rozpoczęto w 2008 roku równolegle
w dwóch elektrowniach, Nowoworonieskiej
i Leningradzkiej.
Warto zauważyć, że model ten nie jest
całkowicie nową konstrukcją, stworzoną
od podstaw, ale wynikiem stopniowej ewolucji
reaktorów WWER-1000. Jednym z efektów
zmian jest zwiększenie mocy elektrycznej całego
bloku o 200 MW. Stało się to możliwe dzięki
zwiększeniu mocy cieplnej samego reaktora oraz
zwiększeniu sprawności całego bloku z 32
do 35%. Innym ważnym obszarem zmian były
systemy bezpieczeństwa. Zmiany w tym obszarze
czynią WWER-1200 reaktorem III generacji.
Reaktory AES-2006 posiadają kilka
niezależnych systemów awaryjnego chłodzenia.
Obok stosowanych już we wcześniejszych
modelach systemów aktywnych, wymagających
źródła zasilania, zastosowano również systemy
pasywne.
Dzięki
zbiornikom
wody
umieszczonym w górnej części obudowy
bezpieczeństwa systemy te mogą zapewnić
chłodzenie rdzenia przez 72 godziny w razie
całkowitej utraty zasilania. We wnętrzu obudowy
bezpieczeństwa
zainstalowano
również
katalityczne rekombinatory wodoru, których
zadaniem jest usuwanie tego gazu w razie
uwolnienia z obiegu chłodzenia. Dodano również
tak zwany chwytacz rdzenia, mający zapobiec
wydostaniu się stopionego rdzenia z obudowy
bezpieczeństwa nawet w przypadku najcięższej
awarii. Zmiany objęły również obudowę
bezpieczeństwa reaktora. Nowa konstrukcja ma
nie tylko chronić otoczenie przed wydostaniem
się substancji promieniotwórczych w razie
awarii, ale również chronić reaktor przed
zagrożeniami
terrorystycznymi.
Brano
pod uwagę miedzy innymi uderzenie samolotu
oraz atak rakietowy.
Reaktory WWER-1200 powstają dziś nie
tylko w Rosji. W 2013 roku rozpoczęła się
budowa
pierwszej
elektrowni
atomowej
na Białorusi, gdzie powstają dwa takie reaktory.
Planowana jest również ich budowa w Turcji
(pierwsza elektrownia atomowa w tym kraju),
Chinach i na Węgrzech. Najprawdopodobniej
do tej listy dołączy wkrótce Finlandia.
Podsumowanie
Na świecie działa dziś ponad 50 reaktorów
WWER w 11 krajach. Wkrótce dołączą do nich
kolejne. Bez wątpienia za ich duży sukces
komercyjny odpowiadają w pewnej mierze
względy polityczne. Jednak przez cały okres
eksploatacji udowodniły one, że są to udane
i niezawodne konstrukcje. Warto tutaj zauważyć,
że od uruchomienia pierwszego bloku nie
zdarzyła się w nich poważniejsza awaria.
Wyraźnie pokazuje to, że spotykane nieraz
przekonanie, iż rosyjski reaktor oznacza reaktor
niebezpieczny, jest całkowicie niesłuszne.
Przez cały okres eksploatacji seria była
ciągle modyfikowana i ulepszana przez
wprowadzanie
kolejnych
modeli.
Ciągle
rozwijane są również nowe modele. Można tu
wymienić projekty WWER-640, WWER-TOI
czy powstający we współpracy z Czechami
projekt MIR-1200. Jednak tym razem względy
polityczne mogą nie pomóc, a stanąć na drodze
szerszego, międzynarodowego sukcesu tej
technologii.
Kamila Wilczyńska, Michał Komorowicz
Studenci Wydziału Energetyki i Paliw
Akademii Górniczo-Hutniczej im. St. Staszica w Krakowie
Opieka merytoryczna: dr inż. Paweł Gajda
Katedra Energetyki Jądrowej, Wydział Energetyki i Paliw
Akademia Górniczo-Hutnicza im. St. Staszica w Krakowie