Az erőszakosan keresztülvert Paks-bővítési terv folyományaként a következő bő évtizedben úgynevezett harmadik generációs atomreaktorokat építenek fel - természetesen gigantikus betonfalak mögé rejtve. A generációs utalás megértéséhez tudnunk kell, hogy a világ reaktorainak többségében alkalmazott nyomott, illetve forralóvizes technológiával (ez működik a mostani paksi reaktorblokkokban is), azaz a második generációs reaktorokkal sok a baj, s ha a biztonsági paráktól eltekintünk, még ott van az alacsony hatásfok. Egy atomreaktorban ugyanis az urántartalmú fűtőelemekben létrejövő, szigorúan ellenőrzött láncreakció (maghasadás, fisszió) szolgáltatja az erőmű működéséhez szükséges hőt, amit a második generációs, nyomott vizes reaktorokban a primer körben keringő folyadék (tipikusan víz) vezet el, majd átadja a szekunder körben áramló, vele fizikailag nem érintkező, ezért nukleáris tekintetben nem szennyeződő, nagy nyomáson áramoltatott víznek, amit azután a turbinákra zúdítanak. A baj csak az, hogy így az uránatommagok hasadása közben keletkező hőnek mindössze 34-35 százaléka hasznosul, vagyis ennyiből lesz végül elektromos áram. Az új nukleáris fejlesztések egyszerre akarják javítani a fissziós erőművek hatásfokát, és kiiktatni (de legalábbis redukálni) az azokban így vagy úgy meglévő biztonsági kockázatokat.
Kis generáció
Harmadik generációs erőművek szerencsénkre vagy balszerencsénkre hamarosan már nem csupán a tervezőasztalon léteznek. A második generációs erőművektől leginkább az intelligensebb biztonságtechnológiai megoldások különböztetik meg őket, tehát hogy minél kevesebb emberi közbeavatkozással kelljen kijavítani az esetleges üzemzavarokat. A harmadik generációs reaktoroknál részben már passzívan oldják meg az üzemzavari problémákat, így nincs szükség külső elektromos betáplálásra sem. Mint tudjuk, ez, illetve éppen ennek kényszerű elmaradása, a külső generátorok tönkremenetele okozta a fukusimai katasztrófát is, habár ott nem nyomott, hanem forralóvizes technológiájú reaktorok működtek. A fellépő hibákat az új reaktoroknál egyszerű fizikai törvényszerűségek érvényesülése árán javítják ki: az üzemzavari rendszereket például a gravitáció vagy a nyomáskülönbség elve működteti. Legalább ilyen fontos, hogy több redundáns védőelemet építsenek be, s hogy a négy független hűtőrendszeren kívül megépüljön egy szivárgást gátló konténment (nyomásálló burkolat), no meg egy extra konténment és hűtőterület, arra az esetre, ha az olvadt mag mégis kikerülne a reaktorból.
Emellett azonban a harmadik generációs erőművek mindegyike a most üzemelő (a gyártóktól megvásárolható, második generációs) erőmű-technológiák utódainak számít, ugyanakkor határozottabban gazdaságosabbak a jelenlegieknél. Ez még korántsem az energiaátalakítás hatásfokán múlik (ez a harmadik generációsoknál sem javul), hanem többek közt a sztenderdizált, ún. moduláris építési technológián. Márpedig ez kulcsfontosságú, mert éppen ez az atomerőmű-beruházások legnagyobb költségtétele. (A paksié is ez lesz.) Az új fejlesztésekkel egy harmadik generációs erőmű élettartama hatvan évre tolható ki a jelenlegiek szokásos negyven évéhez képest, és ez akár meg is duplázható! Ilyen létesítmények épülnek többek között Franciaországban (Flamanville), Finnországban (Olkiluoto) és Kínában is.
A fejlesztések során azonban nem hagyható figyelmen kívül az energiaátalakítás hatásfoka, pláne azért, mert jó minőségű uránból sem állnak rendelkezésünkre végtelen készletek (a jelenlegi felhasználási ütem mellett akár a mostani évszázad végéig!). Éppen e problémák megoldását jelentenék a negyedik generációs reaktorok: e név alatt több, egymással is versengő műszaki koncepciót értenek. Legnagyobb reményekkel talán a sóolvadékos kísérleti reaktorokat emlegetik: ezekben már nem lennének elkülönült, de egymáshoz integrált üzemanyagrudakból álló cellák, hanem az urántartalmú hasadóanyagot (tipikusan urán-tetrafluoridot) könnyen megolvadó, szintén fluoridokból (nátrium-, lítium-, berillium-fluorid) álló sókeverékbe juttatnák, s ez olvadt állapotban keringene, menet közben felmelegítve a másodlagos körben áramoltatott folyadékot (alkalmasint szintén sóolvadékot), ami a turbinákat hajtaná. Az efféle kutatásokban magyar tudósok is közreműködnek, például a BME Nukleáris Technikai Intézete és az MTA Energiatudományi Kutatóközpontja nemzetközi együttműködésben dolgozik bizonyos speciális feladatok megoldásán - a magyarok konkrétan az efféle reaktorok működésének áramlástani vetületét kutatják, s az olvadék áramlását modellezik számítógépes alapon. Bár a kutatások biztatóak, sok-sok év kell, míg sikerül előállítani egy működőképes szerkezetet. A fő probléma az, hogy a fluoridokból álló meleg olvadék (olvadáspontja 200-500 fok, és 800 fokig melegíthető: a magasabb hőmérséklet javítja a hatékonyságot!) rendkívül korrozív, ezért még a nagy kémiai ellenálló képességű fémötvözetekből épített vezetékeket is megmarja. Szintén gondot okozhat, hogy a hűtőközeg és egyben a hasadóanyag-forrás ugyanaz a sóolvadék: gyakorlatilag mindenütt kering ez a radioaktív massza, így a teljes rendszert sugárterhelés éri. Éppen ezért megfelelő sugárvédelmet is kell mellé építeni, melynek technológiája a hivatalos megfogalmazás szerint még "kutatási fázisban van". A sóolvadékos rendszernek azonban a magasabb hatékonyságon túl határozott előnye volna, hogy elvileg nem melegszik túl: ha valamilyen oknál fogva elégtelen volna a hűtés, az olvadék egyszerűen elpárologna, így meg is szűnne a kritikusság feltétele. (A sugárzó szennyeződés kijutását ez nem zárná ki, de az ellenőrizetlen láncreakcióét igen.) Szintén óriási előnye volna egy ilyen, új típusú nukleáris reaktornak, hogy jelentősen kitágítaná az alkalmazható fűtőanyagok körét - ami nagyon fontos szempont, hiszen maga az urán is fogyóeszköz! Mindenekelőtt tóriumsók jöhetnének számításba - már csak azért is, mert ebből jóval több áll rendelkezésre (a tóriumalapú energiatermelésről lásd: Máshogy hasad, Magyar Narancs, 2010. szeptember 16.), körülbelül négyszer-ötször annyi, mint uránból. A tóriumhoz már csak kis mennyiségű urán-233 izotópot kell adagolni, és be is indul a láncreakció, ugyanis a tórium leggyakoribb, 232-es tömegszámú izotópja egy neutron befogásával ezzé is alakul át.
Ráadásul ez a sóolvadék légköri nyomáson áramolna, márpedig a paksihoz hasonló nyomott vizes reaktorokban áramoltatott víz (gőz) nyomása ennek 120-130 szorosa, de a Fukusima típusú forralóvizeseké is hetvenszeres. A folyékony üzemanyag haszna, hogy elméletileg üzem közben lehet változtatni a kémiai vagy izotóp-összetételt, így jól alkalmazható transzmutációra (anyagátalakításra): uránnál nehezebb elemek létrehozására, majd kiégetésére, hosszú felezési idejű radioaktív izotópok átalakítására, az urán ugyanis a láncreakciót indikáló neutronok hatására éppen ezen elemekké alakul át! Ennek pedig az volna a vége, hogy kevesebb radioaktív hulladék keletkezik.
"lomöntés, magas fokon
A tudósok az utóbbi évtizedben hat különböző, egyaránt negyedik generációsnak nevezett reaktortípusra koncentráltak: ezek a magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor, a szuperkritikus nyomáson és hőmérsékleten működő vízhűtéses termikus reaktor, a nátriumhűtésű gyorsreaktor, a gázhűtésű gyorsreaktor, az ólom-bizmut hűtésű gyorsreaktor, valamint a sóolvadékos reaktor.
Ezek közül némelyek (így a nátriumhűtéses) még az imént tárgyalt olvadékos technológiánál is némileg fejlettebb fázisban vannak. Magyar kutatói érintettsége miatt fontos az a negyedik generációs reaktortechnológia, amelynél víz helyett gáz a hűtőanyag. Mivel a hagyományos reaktorokban ez a víz nemcsak hűt, hanem moderál is - lassítja a neutronokat -, ennek hiányában gyors neutronok által működtetett gyorsreaktort kapunk. Ennek határozott előnye, hogy a hagyományos reaktorokban neutronbefogással keletkező transzurán elemeket is el lehet "égetni" benne. Ráadásul egy ilyen reaktor tenyésztésre is használható: több neutron keletkezik benne, mint a hagyományosakban, ez ráadásul a most még nem hasznosuló (a természetben többségében előforduló) 238-as uránizotópot is plutóniummá alakítja, ami szintén felhasználható (lenne) az energiatermelésre. Felvetődik persze, hogy nem lehet-e visszaélni ezzel, és atombombába való plutóniumot gyártani ily módon, de a nukleáris szakértők állítják: az energiatermelési folyamatban részt vevő anyagok olyan súlyos gamma-sugár-dózist kapnak (s maguk is bocsátanak ki), ami az utólagos katonai felhasználását kizárja.
Mindenesetre egy ilyen reaktorral el lehet használni a leghoszszabb felezési idejű nukleáris hulladéknak számító izotópokat, ami a tárolási gondokat enyhíti - legfeljebb "csak" 300-500 évben kell gondolkodni (és nem százezerben). Gondok azonban itt is csőstül akadnak, nem véletlenül nem épült még egy ilyen reaktor sem: mind szerkezeti anyagai, mind az üzemanyag burkolata nagyon magas hőmérsékletnek lenne kitéve: normálüzemben 850 Celsius-fok az úgynevezett kilépő hűtőközeg hőmérséklete, és üzemzavari helyzetekben az üzemanyag burkolatának akár 1200 fokos hőmérsékletet is el kell viselnie. Ezért olyan anyagokat kell keresni, amelyek ezt is kibírják. A magyar kutatók többek között azt vizsgálják, hogyan lehet az üzemanyag-pasztillákat a ma használt fémburkolat helyett kerámiából (szilícium-karbidból) készült csövekben elhelyezni, így magasabb hőmérsékletet is elbírna.
A reaktor hűtésénél a gázhűtés valószínűleg héliumot jelent majd: kis sűrűsége miatt nem lassítja a neutronokat, a gázok között viszonylag hatékony hűtőközegnekszámít, magas hőmérsékletre hevíthető, kémiailag semleges, így nem lesz gondja a szerkezeti anyagokkal. Ugyanakkor héliumból igencsak korlátozottak a Föld készletei, ráadásul ez a nemesgáz a legkisebb lyukon is megszökik, még a fém anyagszerkezeti rácsán is képes átbújni! Az Allegro nevű kísérleti gázhűtésű reaktort legkorábban tíz év múlva, a 2023-2025 közötti időszakban tervezik megvalósítani, s az energetikai prototípus megépítése csak ezután várható. Egyelőre nincs döntés arról, hogy hol valósul majd meg a létesítmény, viszont valószínűleg a régióban: a visegrádi országok nukleáris kutatóintézetei egy konzorciumot hoztak létre annak érdekében, hogy EU-s támogatással, közösen építhessék fel.
A jövő nukleáris energiatermelésének sci-fi szekciójába sorolható az energiaerősítővel, protongyorsítóval alásegített tóriumos reaktor, ami a CERN kutatói, elsősorban a Nobel-díjas Carlo Rubbia fejéből pattant ki. Az efféle erőmű végig szubkritikus lenne, azaz a leolvadástól sose kellene félni. Ráadásul megint csak alkalmas volna bizonyos radioaktív melléktermékek - nevezetesen a nehéz atommaggal bíró transzuránok - elhasítására, cserébe viszont külső neutronforrást igényel. Erre kellene egy bónusz részecskegyorsító, már csak az a kérdés, hogy a meglévők elégségesek-e erre a célra (valószínűleg nem). És akkor még nem is említettük azokat az előre nem látható műszaki, biztonsági és tudományos problémákat, melyekkel egy új energiatermelő rendszer megépítése során kell szembenéznünk.
