Jaronwoj Blog Warszawa Polska


Rady dla elektrowni jądrowych – hojność dla Ukrainy €1,5 mln EURO

Rady dla elektrowni jądrowych – hojność dla Ukrainy €1,5 mln EURO

 

„Postulaty rezygnacji z energetyki atomowej oznaczają odejście od rozwoju naukowo-technicznego, tymczasem należy wykorzystywać ją tak, by nie stanowiła niebezpieczeństwa dla ludzi” – powiedział Janukowycz występując w Kijowie na międzynarodowym szczycie poświęconym bezpieczeństwu energetyki jądrowej w 25. rocznicę katastrofy w elektrowni atomowej w Czarnobylu. (PAP)

http://www.salon24.pl/news/124543,janukowycz-nie-mozna-zrezygnowac-z-energetyki-atomowej-krotka2

Prezydent Bronisław Komorowski zadeklarował we wtorek w Kijowie – podczas szczytu poświęconego bezpiecznemu wykorzystaniu energetyki atomowej – że Polska przekaże 1,5 mln euro na fundusz czarnobylski. Poinformował, że do tej pory udzieliliśmy wsparcia na poziomie 2,5 mln euro.

„Mamy świadomość, że solidarność ma niejeden wymiar, także czysto finansowy. Dlatego Polska włączy się do unijnego funduszu dodatkowego wsparcia finansowego i deklaruje wpłatę do tego funduszu 1,5 mln euro” – powiedział prezydent.

Podkreślił, że Polska będzie też z własnych środków finansować programy aktywizujące środowiska lokalne w regionach dotkniętych katastrofą oraz w dalszym ciągu będzie udzielać wsparcia technicznego dla centrów rehabilitacji psychospołecznej w ramach polskiej pomocy rozwojowej. (PAP)

http://www.salon24.pl/news/124544,komorowski-polska-przekaze-1-5-mln-euro-na-fundusz-czarnobylski-krotka

Bezpieczeństwo energetyki jądrowej powinno być priorytetem dla wszystkich wykorzystujących ją państw – oświadczył przewodniczący Komisji Europejskiej Jose Manuel Barroso na kijowskim szczycie „25 lat po katastrofie czarnobylskiej. Bezpieczeństwo przyszłości”. (PAP)

http://www.salon24.pl/news/124553,barroso-bezpieczenstwo-energetyki-atomowej-priorytetem-krotka3

WYNIKI ZBIÓRKI NA KONFERENCJI

„Wyniki konferencji są bezprecedensowe” – oświadczył po spotkaniu w Kijowie prezydent Ukrainy Wiktor Janukowycz.

Największe sumy (w milionach euro) przekazali:

  • Europejski Bank Odbudowy i Rozwoju (120),
  • Unia Europejska (110),
  • Stany Zjednoczone (85,8),
  • Francja (47),
  • Rosja (45),
  • Niemcy (42,4)
  • i Wielka Brytania (32,3).

Sama Ukraina zadeklarowała, że przeznaczy na zapewnienie bezpieczeństwa nieczynnej już elektrowni w Czarnobylu 72,5 mln euro.

Traktat ustanawiający Europejską Wspólnotę Energii Atomowej został podpisany w 1957 r. a europeputowana Lena Kolarska – Bobińska o zadaniach polskiej prezydencji dot. energii atomowej

Podkreśliła, że testy wytrzymałości, których przeprowadzenie zatwierdzili przywódcy UE na ostatnim szczycie, w świetle obecnego unijnego prawa są dobrowolne. Dodała, że Traktat z Lizbony daje krajom członkowskim pełną swobodę w wykorzystaniu energii z atomu, dlatego większe „uwspólnotowienie” tematu poprzez odpowiednie zmiany w traktacie Euratom, dałoby większe uprawnienia KE do kontroli funkcjonowania elektrowni jądrowych w UE.

„UE chce kontrolować bezpieczeństwo elektrowni także za swoimi granicami, zmiana traktatu Euratom dałaby większą legitymizację KE do oddziaływania na kraje trzecie w tej kwestii” – podkreśliła Kolarska-Bobińska.

Traktat ustanawiający Europejską Wspólnotę Energii Atomowej (Euratom) został podpisany w 1957 r. wraz z traktatem w sprawie Europejskiej Wspólnoty Gospodarczej (EWG). Euratom to swego rodzaju konstytucja wobec pozostałych aktów wspólnotowych dotyczących energetyki jądrowej. Na jego podstawie wydawane są stosowane bezpośrednio rozporządzenia oraz wymagające wdrożenia do prawa krajowego dyrektywy.

Źródło: PAP/INTERIA

Bez Komentarza dodatkowego

Kejow



Polska szczepionka na elektrownie jądrowe wg.recepty Ministerstwa Gospodarki po Fukushimie

Polska szczepionka na elektrownie jądrowe wg.recepty Ministerstwa Gospodarki po Fukushimie

 
Rada Min H. Trojanowskiej z MG o szczepionce wywiad z WNP.pl

Czym zatem jest pani zdaniem festiwal opinii o energetyce jądrowej, który się odbył po katastrofie w Japonii ?

– Obecnie wygłaszane opinie to swoisty polityczno-intelektulany drybling między faktami i domniemaniami. Dzisiaj wiemy z relacji służb elektrowni, że reaktory w Fukushimie zostały automatycznie wyłączone i awaryjnie chłodzone do momentu, w którym tsunami zmyło zbiorniki z olejem napędowym do silników diesla, co spowodowało brak zasilania i w efekcie brak chłodzenia reaktora. Brak możliwości odbioru ciepła spowodował uszkodzenie prętów paliwowych i topienie rdzenia reaktora.

W dzisiejszych nowoczesnych technologiach trzeciej generacji prawdopodobieństwo takiej awarii jest tysiąckrotnie mniejsze, w porównaniu do generacji drugiej, dzięki zastosowaniu niewymagających zasilania elektrycznego układów (pasywnych) lub zwielokrotnienia (redundancji) układów bezpieczeństwa.

Jak zadziałały wydarzenia w Japonii na jądrową część Unii Europejskiej ?

– Paradoksalnie, wydarzenia w Japonii zadziałały w większości krajów europejskich eksploatujących elektrownie jądrowe jak szczepionka. Zdajemy sobie sprawę jak poważna jest sytuacja w japońskiej elektrowni dotkniętej kataklizmem, pamiętamy jednak, że dzięki energetyce jądrowej Japonia uniknęła humanitarnej katastrofy.

W wyniku trzęsienia ziemi i tsunami w Japonii uszkodzonych zostało 21 obiektów energetyki konwencjonalnej, w tym elektrownie węglowe i gazowe. Tsunami rozmyło bowiem linie kolejowe, oraz poważnie uszkodziło gazociągi, co w konsekwencji sparaliżowało dostawy paliw do elektrowni. Sytuację w Japonii po trzęsieniu ziemi ratują wciąż działające elektrownie jądrowe.
WNP.pl

Wypowiedz w wy2ziadzie dla WNP min Trojanowskiej z MG koordynującej polski projekt elektrowni jądrowych jest interesujący. Nie brak retoryki wobec dyskusji toczacej się na Nowym Ekranie.pl cyt. „Obecnie wygłaszane opinie to swoisty polityczno-intelektulany drybling między faktami i domniemaniami. „.Nie jest to arogancja władzy ale swoisty sposób pokazania wyższości i sposobu sprawowania władzy.

Realizacja polityki energetycznej Polski i bezpieczeństwo energetyczne w kontekście elektroni jądrowych z punktu widzenia inżynieryjnego możnali wyliczyć dla oceny ryzyka – lecz czy to wszelkie przesłanki dla tak ważkich decyzji dla Polski?

 Z prognozy zapotrzebowania na energię elektryczną zawartej w „Polityce energetycznej Polski do 2030” roku wynika, że w 2030 roku udział paliwa jądrowego jako paliwa do produkcji energii elektrycznej powinien wynosić ponad 15 proc.

Kejow



Gaz łupkowy determinuje inwestycje w elektronie jądrowe w Polsce

Gaz łupkowy determinuje inwestycjew elektronie jądrowe w Polsce

 Kwestią otwartą jest na przykład moment uruchomienia tego typu inwestycji (  energetyka jądrowa) . Jest parę czynników niepewności, które należałoby rozstrzygnąć.

  • Pierwszey to kwestia przyszłej polityki klimatycznej,
  • Druga to gaz łupkowy w Polsce – czy będzie,
  • Trzecia sprawa to kwestia samego rozwoju technologii jądrowej, bo idzie to w dwóch trochę odmiennych kierunkach.

Jeden to wielkie bloki typu 1600 MW jak bloki Arevy, czy niektóre inne konstrukcje powyżej 1000 MW, a drugi kierunek rozwoju to mniejsze, modułowe jednostki rzędu 200 MW – wyjaśnia wiceprezes Bolesław Jankowski, którego zdaniem dla Polski lepszy byłby wybór mniejszych jednostek mocy, bo wtedy m.in. elektrownie można by budować stopniowo, łatwiej dostosowując je do popytu na energię elektryczną, nakłady inwestycyjne nie byłyby tak długo zamrożone jak w przypadku budowy dużych bloków i łatwiej byłoby zachować niezawodność systemu elektroenergetycznego.
 

Trzeba wyraźnie powiedzieć, że polityka klimatyczna sprzyja rozwojowi energetyki jądrowej i trzeba też powiedzieć, że bez tej polityki klimatycznej, bez ceny CO2, konkurencyjność ekonomiczna elektrowni jądrowych nie jest już tak wysoka.Nasze analizy pokazywały ze jeżeli byśmy uwzględniali brak polityki klimatycznej, zerowe ceny CO2, to energetyka jądrowa nie stanowi składu optymalnego ekonomicznie miksu energetyki dla Polski – powiedział Bolesław Jankowski, wiceprezes EnergSys, przedstawiając swoje opinie na temat rozwoju energetyki jądrowej w Polsce

WNP

Opinia

Jest to istotna opinia dla oceny realnej sytuacji w polskiej elektroenergetyce.

 Kejow



Technologia elektrowni jądrowych według Ministerstwa Gospodarki

Technologia elektrowni jądrowych według Ministerstwa Gospodarki

 

PWR (Pressurized Water Reactor – Reaktor Wodny Ciśnieniowy) – reaktor zbiornikowy, chłodzony i moderowany zwykłą wodą, pracujący na paliwie niskowzbogaconym (LEU, Low Enriched Uranium, 3-5% U-235), w którym woda podgrzewana jest do 300 – 330 stopni C ale nie dopuszcza się do jej wrzenia dzięki utrzymywaniu wysokiego ciśnienia (ponad 15 MPa). Para napędzająca turbiny wytwarzana jest w wytwornicach pary, które znajdują się na granicy dwóch obiegów wody – pierwotnego (w którym krąży woda pod wysokim ciśnieniem przepływająca przez rdzeń reaktora i odbierająca od niego ciepło) i wtórnego (w którym woda zamieniana jest w parę po przejściu przez wytwornicę pary, po czym para ta jest kierowana do turbin). Wytwornica pary pełni rolę wymiennika ciepła pomiędzy obiegiem pierwotnym i wtórnym. Zwykle instaluje się 3-4 pętle, obiegów pierwotnych i wtórnych (inaczej mówiąc każda pętla jest osobnym zestawem rur w układzie „obieg pierwotny – obieg wtórny”), choć w blokach z reaktorami WWER-440 (opisanymi poniżej) stosuje się 6 pętli. W blokach energetycznych z reaktorami PWR stosuje również stabilizator ciśnienia, który jest urządzeniem utrzymującym ciśnienie w obiegu pierwotnym na odpowiednio wysokim poziomie. Jeden stabilizator obsługuje wszystkie pętle. Skażona woda krąży jedynie w obiegu pierwotnym, a więc nie wydostaje się poza budynek reaktora. Wymiana paliwa następuje po wyłączeniu reaktora. Pręty regulacyjne i bezpieczeństwa opuszczane są z góry.

WWER (Wodo-Wodiannoj Energieticzeskij Reaktor – Reaktor Energetyczny Moderowany Wodą i Chłodzony Wodą)  – radziecki/rosyjski odpowiednik reaktorów PWR. Budowa typowego bloku z reaktorem WWER jest podobna do PWR, jedynymi większymi różnicami są: konstrukcja wytwornic pary (pionowe w PWR, poziome w WWER) i kształt przekroju kaset paliwowych (kwadratowy w PWR, sześciokątny w WWER). Reaktory tego typu miały pracować w pierwszych polskich elektrowniach jądrowych budowanych w latach 80-tych w Żarnowcu i Klempiczu.

BWR (Boiling Water Reactor – Reaktor Wodny Wrzący) – reaktor zbiornikowy, chłodzony i moderowany zwykłą wodą, pracujący na paliwie niskowzbogaconym (3-5% U-235). Woda odparowywana jest w reaktorze (a nie w wytwornicy pary jak w PWR). Para dalej kierowana jest bezpośrednio na turbinę. Z tego powodu występuje tu tylko jeden obieg chłodzenia (nie licząc obiegu skraplacza). Aby zapobiec przedostawaniu się skażonej wody poza obieg (woda ta wychodzi poza budynek reaktora) stosuje się specjalne osłony w budynku maszynowni. Ponieważ nie ma tu potrzeby utrzymywania wysokiego ciśnienia w obiegu wody (wystarczy 7-8 MPa) nie instaluje się stabilizatora ciśnienia. Wymiana paliwa następuje po wyłączeniu reaktora. Pręty regulacyjne i bezpieczeństwa wsuwane są od dołu.

PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor – Reaktor Ciśnieniowy Moderowany Ciężką Wodą) – reaktor zbiornikowy, kanałowy, chłodzony i moderowany ciężką wodą (D2O), pracujący na paliwie z uranu naturalnego (0,7% U-235), z wyjątkiem reaktorów ACR (opisanych poniżej). Podobnie jak w PWR występują tu dwa obiegi wody – pierwotny (z ciężką wodą) i wtórny (w wodą lekką). Rolę wymiennika ciepła spełniają wytwornice pary. Ciężka woda jest lepszym moderatorem niż woda zwykła, dlatego nie ma potrzeby wzbogacania uranu i stosuje się paliwo na uranie naturalnym. Kasety (wiązki) paliwowe znajdują się w specjalnych poziomych kanałach paliwowych umieszczonych w zbiorniku niskociśnieniowym (który w kanadyjskich reaktorach ciężkowodnych typu CANDU nazywany jest „calandria”). Z tego powodu możliwa jest wymiana paliwa w czasie pracy reaktora. Najpowszechniej występującą odmianą PHWR są kanadyjskie reaktory CANDU (skrót od CANadian Deuterium Uranium) eksploatowane poza Kanadą również w Korei Pd., Rumunii i Argentynie. Kilka reaktorów ciężkowodnych zbudował niemiecki koncern Siemens. Własne reaktory ciężkowodne posiadają Indie i Pakistan (aczkolwiek są to reaktory zbudowane na bazie CANDU).

Najnowszą odmianą reaktorów ciężkowodnych CANDU jest typ ACR-1000 (Advanced CANDU Reactor), w którym stosuje się uran wzbogacony do 2% U-235. Paliwo takie określane jest jako SEU (Slightly Enriched Uranium). W obiegu pierwotnym zamiast ciężkiej wody znajduje się zwykła (lekka) woda. Ciężka woda nadal jest moderatorem.

AGR (Advanced Gas Reactor, Zaawansowany Reaktor Gazowy) – reaktor zbiornikowy, moderowany grafitem, chłodzony dwutlenkiem węgla (CO2). Paliwo wzbogacone do 2-3% U-235. Elektrownie z reaktorami AGR pracują w systemie dwubiegowym – w obiegu pierwotnym CO2 podgrzewany jest w rdzeniu reaktora do ok. 650°C, dzięki czemu para w obiegu wtórnym ma wyższe ciśnienie i temperaturę niż w reaktorach LWR (lekkowodnych – PWR i BWR) co podnosi sprawność elektrowni do 41% (w LWR sprawność wynosi 33-37%). Ciśnienie w obiegu pierwotnym (gazowym) wynosi 4,3 MPa, w obiegu wtórnym (parowo-wodnym) 16 MPa a temperatura 565°C. AGR powstał na bazie reaktora gazowego Magnox, który pracuje na uranie naturalnym. Reaktory AGR przyjęły się na większą skalę tylko w Wielkiej Brytanii, gdzie zbudowano kilkanaście bloków tego typu. Większość z nich pracuje do dziś, jednak nowe nie będą już budowane – Wielka Brytania zdecydowała się na wybór reaktorów PWR już pod koniec lat 80-tych.

FBR (Fast Breeder Reactor, Reaktor Powielający na Prędkich Neutronach) – reaktor zbiornikowy lub basenowy, chłodzony ciekłym sodem. Działa inaczej niż reaktory PWR czy BWR, ponieważ te wykorzystują do rozszczepienia jąder neutrony o niskiej energii, inaczej termiczne. Reaktor na neutronach prędkich nie posiada moderatora i nie wyhamowuje neutronów. Oprócz paliwa w postaci plutonu stosuje się tu jeszcze tzw. materiał paliworodny (tj. taki, który w czasie pracy reaktora zostaje zamieniony w paliwo) w postaci nierozszczepialnego w reaktorach z neutronami termicznymi izotopu uranu U-238. Neutrony prędkie albo rozszczepiają zawarty w paliwie izotop plutonu Pu-239 (który jest źródłem neutronów i umożliwia podtrzymanie w reaktorze reakcji łańcuchowej) albo są pochłaniane przez jądra uranu U-238, które następnie zamieniają się w rozszczepialny Pu-239. Elementy paliwowe zawierają 20-30% plutonu i 70-80% U-238. Przy odpowiedniej konfiguracji reaktor powielający jest w stanie wyprodukować więcej paliwa niż go zużywa. Reaktor powielający FBR jest chłodzony ciekłym sodem, który w przeciwieństwie do wody nie wyhamowuje neutronów. Występują tu 3 obiegi chłodzenia: dwa sodowe i jeden wodny. Sód z obiegu pierwotnego chłodzi rdzeń reaktora i przekazuje ciepło wydzielone w reakcjach do wtórnego obiegu sodu a ten dalej do wytwornicy pary, przez którą przechodzi system rur z wodą (to jest część obiegu wodnego). Od tego miejsca cały system wygląda podobnie jak w innych reaktorach – woda w wytwornicy zaczyna wrzeć i zamienia się w parę, która następnie napędza turbiny, po czym kieruje się do skraplacza, przechodzi w stan ciekły i następnie wraca do wytwornicy pary. Istnieją też reaktory na neutronach prędkich, w których nie wykorzystuje się na większą skalę reakcji powielania. Taki reaktor nie ma w swojej nazwie słowa „Breeder”.

RBMK (Reaktor Bolszoj Moszcznostki Kanalnyj, Reaktor Kanałowy Wielkiej Mocy) – reaktor kanałowy umieszczony w specjalnej betonowej studni o dużych rozmiarach (objętość 825 m3 dla wersji RBMK-1000), moderowany grafitem, chłodzony lekką wodą. Paliwo o niskim wzbogaceniu – 2% U-235. Występuje jeden obieg chłodzenia, woda podgrzewana w kanałach reaktora tworzy mieszaninę parowo-wodną. Wydzielenie pary z mieszaniny parowo-wodnej następuje w separatorach pary znajdujących się poza reaktorem. Przeładunek paliwa odbywa się w czasie pracy reaktora. Reaktory RBMK powstały na bazie radzieckich wojskowych reaktorów do produkcji plutonu, w których konstrukcja i układy bezpieczeństwa były mało istotne dla projektantów. Spowodowało to dopuszczenie do eksploatacji reaktorów z dodatnim temperaturowym sprzężeniem zwrotnym – tj. efektem polegającym na wzroście mocy reaktora w sytuacji utraty chłodziwa w rdzeniu. Zjawisko to było jedną z głównych przyczyn awarii w elektrowni w Czarnobylu w ZSRR (dzisiejsza Ukraina) w 1986 r. Reaktory RBMK, jako jedyne na świecie reaktory stosowane w elektrowniach jądrowych, charakteryzowały się wspomnianym dodatnim temperaturowym sprzężeniem zwrotnym i nie były budowane nigdzie poza ZSRR (w innych państwach konstrukcje tego typu nie zostałyby dopuszczone do budowy). Obecnie RBMK pracują tylko w Rosji. Ich konstrukcja została tak poważnie zmodyfikowana, że nie jest możliwe powtórzenie awarii takiej jak w Czarnobylu.

HTGR (High Temperature Gas-Cooled Reactor, Reaktor Wysokotemperaturowy Chłodzony Gazem) – swoją zasadą działania przypomina reaktory gazowe GCR i AGR – jest właściwie ich technologiczną kontynuacją. Jako chłodziwo stosuje się tu obojętny chemicznie gaz, np. hel, który jest podgrzewany do temperatury rzędu 1000 °C. Rdzeń może mieć postać bloków lub leżących w stosie kul (w tym przypadku jest to rdzeń usypany). Kule są jednocześnie nośnikiem paliwa i moderatorem, ponieważ ich zewnętrzna warstwa zbudowana jest z grafitu. Mają wielkość kuli bilardowej. W reaktorach wysokotemperaturowych występuje tylko jeden obieg chłodzenia, podobnie jak w reaktorach BWR. Gaz kierowany jest bezpośrednio do specjalnej turbiny, która napędza generator. Paliwo ma wyższy stopień wzbogacenia niż w reaktorach lekkowodnych – do 17%. Można wykorzystywać również materiały paliworodne jak tor (Th-232) czy izotop uranu U-238 (podobnie jak w reaktorach FBR). Obecnie najbardziej zaawansowane są dwie konstrukcje, które zostaną uruchomione w przyszłej dekadzie: PBMR (Pebble-Bed Modular Reactor) konsorcjum Eskom i GT-MHR (Gas-Turbine Modular Helium Reactor) firmy General Atomics.

Podstawowe charakterystyki reaktorów energetycznych

Typ reaktora Konstrukcja Moderator Chłodziwo Wzboga-cenie paliwa w U-235 Liczba obiegów* Przeładunek paliwa
PWR zbiornikowy woda (H2O) woda (H2O) 3-5% 2 okresowy
BWR zbiornikowy woda (H2O) woda (H2O) 3-5% 1 okresowy
PHWR kanałowy, zbiornikowy (calandria) ciężka woda D2O ciężka woda D2O (w ACR-1000 – H2O) 0,7% (2% dla ACR-1000) 2 ciągły
AGR zbiornikowy grafit Dwutlenek węgla (CO2) 2-3% 2 ciągły
FBR zbiornikowy lub basenowy brak sód (Na) paliwo mieszane plutonowo-uranowe 3 okresowy
RBMK kanałowy grafit woda (H2O) 2% 1 ciągły
HTGR zbiornikowy grafit hel (He) 15-17% 2 ciągły**

* bez obiegu skraplacza turbin

** dla paliwa w postaci kul i złoża usypanego

Reaktory energetyczne dostępne na globalnym rynku

Typ Nazwa handlowa* Producent Kraj pocho-dzenia Pracujące W budo-wie Planowane
PWR AP1000 Westinghouse USA 0 2 17
APR-1400 KHNP Korea Pd. 0 2 10
APWR Mitsubishi Japonia 0 0 6
ATMEA Areva-Mitsubishi Francja/ Japonia 0 0 1
EPR Areva-Siemens Francja/ Niemcy 0 4 18
WWER-1000** OKB Gidropress-Atomstrojeksport Rosja 0 2 2
WWER-1200*** OKB Gidropress-Atomstrojeksport Rosja 0 4 38
BWR ABWR GE-Hitachi/Toshiba USA/ Japonia 4 4 10
ESBWR GE-Hitachi USA/ Japonia 0 0 3
KERENA (SWR-1000) Areva-Siemens Francja/ Niemcy 0 0 (zgłoszony do kilku przetargów)
PHWR ACR-1000 AECL Kanada 0 0 5
CANDU-EC6 AECL Kanada 2 2 1

Stan na dzień 25.05.2010 r. Dane za: Word Nuclear Association, IAEA PRIS

* Uwzględniono również wersje przeznaczone na konkretne rynki, różniące się od wersji podstawowych niewielkimi modyfikacjami (np. US-EPR, US-APWR, EU-APR-1400)

** Wersje: V-392, V-466

*** Wersja eksportowa nosi nazwę MIR (Modernized International Reactor)

Ministerstwo Gospodarki

Wczesniejsze publikacje

Analiza kosztów budowy

http://jaron.salon24.pl/167811,koszty-budowy-elektrowni-w-polsce

Uwagi transgraniczne do elektrowni w  obwodzie Kalingradzkim

http://jaron.salon24.pl/164899,uwagi-transgraniczne-do-elektrowni-atomowej-w-kalingradzie

Kilka słów o reaktorach i PGE

http://jaron.salon24.pl/183963,elektrownie-atomowe-w-polsce-wybiera-pge

JAK DZIAŁA ELEKTROWNIA JĄDROWA wg.mgr inż. Dariusz Witold Kulczyński

http://www.atom.edu.pl/index.php/technologia/typy-reaktorow/canduacr-i-phwr/123-mgr-inz-dariusz-witold-kulczynski.html

Gdzie uzyskać wiedzę o energetyce jądrowej

 

Celem publikacji jest zapoznanie  blogerów z nowymi technologiami i zamierzeniami polskiej energetyki jadrowej. Post nie ma charaktereru „think thank”.

Kejow