A súlyos balesetek kezelése stratégiájának egyik fontos eleme az olvadék reaktortartályban tartása (IVR – in-vessel corium retention), amit a reaktorakna elárasztásával és így a reaktortartály külső hűtésével lehet biztosítani. Ez a koncepció nemcsak az új generációs PWR reaktorok (ld. az amerikai AP-600, AP-1000, vagy a koreai AP-1400 reaktorok), hanem a VVER-440/213 típusú reaktorok esetében is alkalmazható. A továbbfejlesztett PWR-eknél már a tervezéskor figyelmet fordítottak arra, hogy minden feltétel adott legyen a reaktortartály tartós külső hűtéséhez szükséges természetes cirkulációs kör kialakulásához. Ezzel ellentétben, a VVER-440/213 típusú reaktorok tervezésekor – az akkori szabványoknak megfelelően - még nem kellett figyelembe venni az esetleges súlyos balesetek kialakulásának és elhárításának lehetőségét.

Ezért a reaktortartály külső hűtéséhez szükséges műszaki átalakítások mértéke és módja igen korlátozott. Az alábbi cikkben röviden áttekintjük a paksi atomerőműben tervezett – a súlyos balesetek kezeléséhez szükséges átalakításokat, a reaktortartály külső hűtésének lehetséges módjait a VVER-440/213 típusú blokkokon, valamint összefoglaljuk a paksi blokkokra vonatkozó különböző számításokat.