CELEX: 51987PC0302R(01)
Language: nl
Date: 1987-07-24
Title: - Voorstel voor een verordening van de Raad tot vaststelling van een Onderzoek- en Onderwijsprogramma (1987-1991) op het gebied van de Thermonucleaire Kernversmelting.#- Voorstel voor een besluit van de Raad houdende goedkeuring van een wijziging van de Statuten van de "Joint European Torus (JET) Joint Undertaking".#- Verklaring "Milieu Effecten en Economische Vooruitzichten van Fusie".#(Door de Commissie ingediend)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (87) 302
Vol. 1987/0180
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 concernant
l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique européenne et de
la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, p. 1) modifié en dernier
lieu par le règlement (UE) 2015/496 du Conseil du 17 mars 2015 (JO L79 du 25. 3.2015, p. 1), ce
dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents classifiés présents dans ce dossier
ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit règlement ou sont considérés déclassifiés
conformément aux articles 26(3) et 59(2) de la décision (UE, Euratom) 2015/444 de la
Commission du 13 mars 2015 concernant les règles de sécurité aux fins de la protection des
informations classifiées de l'Union européenne.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 concerning
the opening to the public of the historical archives of the European Economic Community and the
European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as last amended by Council
Regulation (EU) 2015/496 of 17 March 2015 (OJ L 79, 27.3.2015, p. 1), this file is open to the
public. Where necessary, classified documents in this file have been declassified in conformity
with Article 5 of the aforementioned regulation or are considered declassified in conformity with
Articles (26.3) and 59(2) of the Commission Decision (EU, Euratom) 2015/444 of 13 March 2015
on the security rules for protecting EU classified information.
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1. Februar
1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen Wirtschaftsgemeinschaft und
der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983, S. 1), zuletzt geändert durch die
Verordnung (EU) Nr. 2015/496 vom 17. März 2015 (ABI. L 79 vom 25.3.2015, S. 1), ist dieser Akt
der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit erforderlich, wurden die Verschlusssachen in diesem Akt in
Übereinstimmung mit Artikel 5 der genannten Verordnung freigegeben; beziehungsweise werden
sie auf Grundlage von Artikel 26(3) und 59(2) der Entscheidung der Kommission (EU, Euratom)
2015/444 vom      13.   März 2015     über die   Sicherheitsvorschriften für den Schutz von  EU-
Verschlusssachen als herabgestuft angesehen.
 ---pagebreak--- COMMISSIE VAN DE EUROPESE GEMEENSCHAPPEN
                                                              COM(87 ) 302 final .
                                                          Brussel , 24 Juli 1987 .
               - Voorstel voor een verordening van de Raad tot vaststelling van
                 een Onderzoek- en Onderwijsprogramma ( 1987-1991 ) op het gebied
                 van de Thermonucleaire Kernversmelting .
               - Voorstel voor een besluit van de Raad houdende goedkeuring van
                 een wijziging van de Statuten van de "Joint European Torus (JET )
                 Joint Undertaking".
               - Verklaring "Milieu Effecten en Economische Vooruitzichten van
                 Fusie".
                             (Door de Commissie ingediend )
COM(87) 302 final .
 ---pagebreak---                                   INHOUD
Kernversmeltingsprogramma 1 987- 1991
                                                                blz .
A)   TOELICHTING                                                    3
     Bijlage :   overzicht van de wetenschappelijke en            20
                 technische resultaten van het Europese
                 kernversmeltingsprogramma in de periode
                 1984-1986
B)   VOORSTEL VOOR EEN VERORDENING VAN DE RAAD tot vaststelling   41
     van een onderzoek- en onderwijsprogramma ( 1987-1991 )
     voor de Europese Gemeenschap voor Atoomenergie op het
     gebied van de beheerste thermonucleaire kernversmelting
C)   FINANCIEEL MEMORANDUM                                        49
D)   ADVIES VAN HET WETENSCHAPPELIJK EN TECHNISCH COMITÉ          66
     ADVIES VAN HET RAADGEVEND COMITÉ VOOR HET KERNVER¬
     SMELTINGSPROGRAMMA
 ---pagebreak---                                                                         3
                               A) TOELICHTING
I.    MOTIVERING
      Artikel 3 van het Besluit ^ van de Raad van 12 maart 1985 tot
      vaststelling van een onderzoek- en onderwijsprogramma op het gebied
      van de beheerste thermonucleaire kernversmelting ( 1985-1989) luidt :
      "In het tweede jaar wordt het programma opnieuw bezien . Op de
      grondslag van dit onderzoek dient de Commissie bij de Raad een
      herzieningsvoorstel in dat ertoe strekt het onderhavige programma
      in 1987 te vervangen door een nieuw vijfjarenprogramma ."
      De Commissie legt de Raad hierbij een voorstel voor een nieuw
      vijfjaren-fusieprogramma voor , dat     de periode    1987 t/m  1991
      bestrijkt . Het overzicht van de resultaten van het huidige
      programma , waarop dit voorstel is gebaseerd , bevindt zich in
      bijlage bij de Toelichting . Tegelijk met dit programmavoorstel legt
      de Commissie de Raad een voorstel voor om de looptijd van de
      Gemeenschappelijke Onderneming JET te verlengen tot eind 1992 ( zie
      Hoofdstuk V).
      De twee voorstellen zijn zowel qua programma als wat de financiële
       aspecten betreft in overeenstemming met het Besluit van de Raad
      betreffende het kaderprogramma voor communautaire werkzaamheden op
      het gebied van Onderzoek en technologische Ontwikkeling ( 1987 tot
                                                   ( 2 ).!
       1991 ), aangenomen door de Raad op .               I
 (1)   PB L 83 van 25.3.1985 .
 (2 )  PB .... van
                van .
 ---pagebreak---                                                                         4
II . KERNFUSIE ALS PROGRAMMA VAN DE GEMEENSCHAP
     Overeenkomstig de opeenvolgende besluiten van de Raad " is het
     kernversmeltingsprogramma van de Gemeenschap een samenwerkings ¬
     project op lange termijn dat alle werkzaamheden omvat die in de
     Lid-Staten plaatsvinden op ' het gebied van de beheerste therrao-
     nucleaire kernversmelting . Het programma moet te zijner tijd leiden
     tot de gemeenschappelijke bouw van prototypen van reactoren met het
     oog op produktie en verkoop van deze reactoren door de industrie ."
     De mogelijkheden van kernfusie op lange termijn , als nieuwe
     milieu-vriendeli jkere vorm van energieproduktie , met een vrijwel
     onuitputtelijke brandstofvoorraad , vormen een deugdelijk argument
     om de ontwikkeling ervan met kracht voort te zetten , ongeacht de
     eventuele schommelingen van de olieprijzen op korte termijn .
     Kernfusie kan er in de komende eeuw wellicht toe bijdragen dat de
     economische , ecologische en politieke kwetsbaarheid van Europa
     sterk wordt verkleind .
     Bij kernfusie is reeds een grote hoeveelheid hoogontwikkelde
     technologie aanwezig : JET , de gespecialiseerde machines die bij de
     geassocieerde laboratoria in aanbouw of in bedrijf zijn en de
     ontwikkeling van componenten met het oog op NET , zijn op zich reeds
     een demonstratie van deze hoogontwikkelde technologie met spin-offs
     ( met name technologie van supergeleidende magneten , robotica en
     microgolfsystemen met een hoog vermogen) naar andere takken van de
     wetenschap en de Europese industrie . Naar verwachting zal de
     industrie een veel grotere rol gaan spelen , zodra de engineering-
     ontwerpfase van NET is begonnen .
     De belangrijkste redenen om onderzoek en ontwikkeling op kern-
     fusiegebied te verrichten op een communautaire basis , zijn :
     -     de omvang van de vereiste mankracht en financiële middelen , op
           grond waarvan mag worden aangenomen dat het vrijwel onmogelijk
           is om een dergelijke ontwikkeling op een nationale basis te
           realiseren ;
 ---pagebreak---                                                                              5
            de langdurige inspanning ( tot in de volgende eeuw) die moet worden
            geleverd om de bouw van de reactor mogelijk te maken ;
            het bestaan van een gezamenlijke behoefte die door alle Lid-Staten
            gedeeld wordt ;
            de totstandbrenging van een Europese markt voor Europese bedrijven
            op hoogtechnologische gebieden ;
      -     in geval van succes de ontsluiting van een grote communautaire markt
            voor de Europese reactor ;
      -     het vormen van een potentiële partner van vergelijkbare omvang voor
            de drie andere kernversmeltingsprogramma' s in de wereld , zodat
            internationale samenwerking op fusiegebied wordt gestimuleerd ;
      -     de kwaliteit van het Europese kernversmeltingsprogramma , waarvan de
            leidinggevende positie in de gehele wereld wordt erkend en waarmee
            Zweden en Zwitserland volledig geassocieerd zijn .
      Kernversmelting voldoet aldus aan alle criteria zoals opgesteld voor 0 . &
      0 . programmas 's van de Gemeenschap .
III . DOELSTELLINGEN VAN HET KERNVERSMELTINGSPROGRAMMA 1987-1991
      In grote lijnen kan de weg naar fusiereactoren waarmee energie wordt
      opgewekt , enigszins willekeurig , in drie fasen worden verdeeld : demon¬
      stratie van de wetenschappelijke haalbaarheid , van de technologische
      haalbaarheid en uiteindelijk van de economische haalbaarheid . Op dit
      ogenblik bevinden wij ons met JET , de middelgrote tokamaks en de soort¬
      gelijke machines buiten Europa , nog grotendeels in de wetenschappelijke
      fase . De volgende Europese torus (Next European Torus , NET ) die zich
      thans in de voorontwerp-fase bevindt , beschouwt men op dit ogenblik als
      een machine waarmee in een eerste fase de wetenschappelijke haalbaarheid
      van kernfusie volledig moet worden bevestigd , waarna in een tweede fase
      kan worden gewerkt aan de technologische haalbaarheid .
      Binnen de strategie van het Europese knernversmeltingsprogramma (JET en
      de andere Tokamaks - NET - DEMOnstratie Reactor ) zijn de belangrijkste
      doelstellingen voor de periode 1987-1991 :
            de fysische en technologische grondslagen te leggen voor het gede¬
             tailleerde ontwerp van NET ; dit betekent voor wat betreft het gebied
            van fysica en plasma engineering , de volledige exploitatie van JET
            en van andere middelgrote gespecialiseerde tokamaks , bestaand of in
             aanbouw ; en dat op het gebied van de technologie het lopende fusie–
             technologieprogramma moet worden uitgebreid ;
 ---pagebreak---                                                                          6
     een begin te maken met   het gedetailleerde ontwerp van NET vóór het
     einde van de programma   periode , indien de nodige database op dat
     ogenblik gereed is ;
     het reactorpotentieel    van bepaalde alternatieve    lijnen    (voor¬
     namelijk Stellarator en  Reversed Field Pinch) te onderzoeken .
Via een "peer group review" systeem onder auspiciën van het Raadgevend
Comité voor het Programma Kernversmelting ( RCPK) en van de JET-Raad voor
JET heeft de gehele fusiegemeenschap meegewerkt aan de totstandkoming
van het programmavoorstel .
IV . HUIDIGE SITUATIE
     Het Europese kernversmeltingsprogramma is geconcentreerd op de
     ontwikkelingslijn met de beste vooruitzichten : die van de toroïdale
     magnetische opsluiting en binnen deze benadering is men erin
     geslaagd de noodzakelijke brede opzet te handhaven . In het wereld¬
     wijde onderzoek naar kernfusie met magnetische opsluiting neemt
     Europa een leidinggevende positie in dank zij een aantal weten¬
     schappelijke en technische prestaties :
     -    JET is het toonaangevende fusie-experiment in de wereld ; de
          oorspronkelijke doelstellingen voor de fase van de basis¬
          uitvoering werden binnen de gestelde termijn en met de toege¬
          wezen middelen bereikt en de uitbreiding tot volledige uit¬
          voering verloopt voorspoedig ; in de eerste jaren , waarin de
          machine in bedrijf was (vanaf 1983 ), is een aanzienlijke
          vooruitgang geboekt met betrekking tot de demonstratie van de
          wetenschappelijke haalbaarheid van kernfusie , doordat reeds
          een groot aantal fusiereacties in Deuterium is geproduceerd .
          De middelgrote Tokamaks in Europa leveren een krachtige
          bijdrage tot de ontwikkeling van kernfusie en het toekomstige
          welslagen van JET , doordat wordt geëxperimenteerd met andere
          configuraties , nieuwe verhittingsmethoden worden onderzocht en
          nieuwe diagnostiekmethoden worden ontwikkeld .
     -    Europa is ook leidinggevend in het onderzoek naar Stellarators
          en Reversed Field Pinches , alternatieve configuraties voor de
          Tokamak .
 ---pagebreak---                                                                        7
–     Al deze machines zijn door de Europese industrie gebouwd (om een indruk
      te geven : meer dan 98% van de uitgaven aan JET-contracten had betrekking
      op contracten met Europese bedrijven) en deze industrie is bovendien
      betrokken bij sommige verdere ontwikkelingen op lange termijn. De inbreng
      van de industrie , zal zowel kwalitatief als kwantitatief , aanzienlijk
      groter worden als het besluit om met het engineering-ontwerp van NET te
      beginnen eenmaal is genomen.
      NET bevindt zich thans in de voorontwerpfase . Door uit te gaan van
      een eerste specificatie van de belangrijkste prestatiekarakteri-
      stieken , is een samenhangend geheel van parameters verkregen dat op
      dit ogenblik wordt ' gebruikt voor verdere optimalisatie en voor
      oriëntering van het technologieprogramma .
-     De afgelopen jaren is een belangrijke prestatie geleverd , doordat
      bet technologieprogramma volgens plan is uitgevoerd . Het grootste
      deel van de werkzaamheden heeft betrekking op NET , maar er zijn ook
      op langere termijn gerichte activiteiten . De werkzaamheden zijn
      geconcentreerd op supergeleidende magneten , tritium , mantel , af¬
      standsbediening , materialen , veiligheid en milieu.
Naast de activiteiten in verband met magnetische opsluiting wordt op bet
gebied van laserfusie een activiteit gaande gehouden om op de hoogte te
blijven , terwijl ook de ontwikkelingen op het gebied van fusie met muonen
als katalysator worden gevolgd .
De communautaire benadering die het mogelijk heeft gemaakt de Gemeen¬
schappelijke Onderneming JET ( 1978 ) en het NET-team ( 1983 ) the creëren ,
heeft ook geleid tot een intensieve samenwerking tussen de fusielabora-
toria . Op basis van verschillende soorten contracten en overeenkomsten
verrichten de meeste Associaties werkzaamheden voor andere Associaties ,
terwijl alle Associaties werkzaamheden verrichten voor JET en NET . Het
Europese kernversmeltingsprogramma heeft op doelmatige wijze een ware
wetenschappelijke en technische Gemeenschap van grote en kleine labo¬
 ratoria met een gemeenschappelijk doel tot stand gebracht , die openstaat
voor nieuwkomers . Dit heeft ertoe geleid dat Europa een aantrekkelijke
 partner is voor internationale samenwerking zowel in bilateraal verband
 (Canada , Japan , Verenigde Staten) als in multinationale organisaties
 (OESO , IAAE ).
 ---pagebreak---                                                                      8
   Van de vele maatregelen die zijn getroffen om het kernversme ltings-
   (LHR) programma een echt communautair karakter te geven , dient met
   name de personeelsmobiliteit te worden genoemd : jaarlijks worden
   meer dan 200 wetenschappers ( op een totaal van ongeveer 1200 ) op
   basis van "mobiliteitscontracten" uitgezonden naar andere
   laboratoria voor perioden van één maand tot één jaar . In dit
   verband vormt JET een extreem geval : dit op specifieke doel­
   stellingen gerichte project wordt uitgevoerd door personeel met een
   "retourbil jet " , d.w.z . dat de nationale organisaties zich hebben
   verplicht de betrokkenen weer op te nemen als hun detachering bij
   JET is afgelopen ; sinds het begin van het project is ongeveer de
   helft van het projectteam na voltooiing van de werkzaamheden
   teruggekeerd naar de Associaties en vervangen door anderen met
   kwalificaties voor de daarop volgende werkzaamheden .
   In de Bijlage wordt een uitgebreider overzicht van de lopende
   activiteiten gegeven .
V. TIJDSCHEMA
   Het tijdschema van de verschillende machines en van hun verhit-
   tingssystemen is in figuur 1 schematisch weergegeven .
                         Bijschrift bij figuur 1
            Programma voor de ontwikkeling van de projecten
                 betreffende de belangrijkste machines
   De verschillende methodes voor verhitting worden weergegeven door
   verschillende kleuren :
   Zwart :     Ohmse verhitting ( OH)
   Geel :      Neutrale bundelinjectie ( NBI )
   Rood :      Ionen- cyclotronresonantie-verhitting ( ICR)
   Groen :     Lagere Hybride Resonantie Verhitting ( LHR ) of
               current-drive ( LHCD )
    Blauw :    Elektronen-Cyclotronresonantie-Verhitting ( ECR)
    Paars :    Alfvén-golven (AW) .
    De dikte van elke gekleurde lijn is evenredig met het vermogen voor
    verhitting door de openingen (1 mm voor 1 MW , behalve voor JET waar
    het totale vermogen ongeveer 50 MW is ) .
    De bouwfase is aangegeven met een onderbroken zwarte lijn .
 ---pagebreak---                    1986          1987  1988        1989       1990        1991
                                         r      .
     JET            JET            Γ _
                 ■   ~
Grenoble                        PFTIJI A
Fontenay (+ FOM)               :R
                   TORE-SUPRA L_                                                      Λ
Cadarache
                      -
                                                    --- - -,    _       --
Garching           ASDEX                             L
                                                                ·■'·· > • –7. -–     ‘T
                                                                                ^      J
                            AiSDEX- upgrad e
Frascati            FT                                                     ■      ■
                                       FTU
                           -
                                – nn Έ
Culham
                   COMPASS_ _
                   TFYTOR
Jülich (+ ERM)   ^ A “ 5. x 1 ?
                        i
                                           . ..
                                                             TCA
Lausanne
                                                   TCV ^                     .
Garching           W7AS
                                       - .–
Madrid                           TJII
Culham                                            - HBTX   f
Padova                                 RFX
Stockholm           EXTFÍAP
                               I-
                                                                               CR86.148
 ---pagebreak---                                                                      11
JET : De in de laatste jaren behaalde wetenschappelijke resultaten
wijzen erop dat , om de mogelijkheden van het JET-project optimaal
te benutten , d.w. z . alles er uit te halen wat erin zit , en zodoende
de geplande doelstellingen te bereiken (de in een reactor vereiste
omstandigheden zo goed mogelijk te benaderen) , het nodig zal zijn
extra apparatuur aan te brengen . Die betekent dat , vergeleken met
de huidige opzet , meer tijd en geld nodig zijn . Daarom heeft de
JET-Raad voorgesteld de statutaire levensduur van de Gemeenschap¬
pelijke Onderneming JET , die thans op 31 mei 1990 afloopt te
verlengen tot eind 1992 ; zodoende kunnen de bestaande instrumenten
en de nieuwe nog te installeren instrumenten optimaal worden benut ,
waardoor een betere basis kan worden verkregen voor het ontwerp van
NET . Tegelijk met dit programmavoorstel legt de Commissie de Raad
en het Europese Parlement ter goedkeuring een wijziging van de
Statuten van JET voor met het oog op de verlenging van het project
( artikel 50 van het EURATOM-Verdrag) ; de wetenschappelijke bewijs¬
voering voor de verlenging van JET wordt in dit document uiteen¬
gezet .
NET : Op grond van het besluit van de Raad van maart 1985 is de NET-
activiteit vertraagd . Thans wordt als werkhypothese uitgegaan van
 1990 als tijdstip voor het besluit inzake het gedetailleerde
ontwerp en van 1993 / 1994 voor het besluit inzake de bouw van NET .
Deze data sluiten aan bij het nieuwe tijdschema voor JET , zodat met
de middelgrote machines meer gegevens kunnen worden verkregen over
het plasmagedrag .
ANDERE TOKAMAKS : De vier gespecialiseerde middelgrote Tokamaks die
 thans in de Associaties in aanbouw zijn (Tore-Supra , Asdex-Upgrade ,
FTU en Compass ) zullen omstreeks 1988 operationeel worden en
 zodoende een essentiële bijdrage kunnen leveren tot het engi¬
 neering–ontwerp van NET . De bouw van nog een tokamak (TCV in
 Zwitserland) voor onderzoek naar de bêtagrenzen werd kortgeleden
 goedgekeurd . Het ontwerp van een hoge veld kompakt onstekings-
 experiment ( IGNITOR in Italië ) is ook voorzien. De thans in bedrijf
 zijnde tokamaks zullen geheel en al worden benut (Textor , Asdex-
 Upgrade) of geleidelijk buiten bedrijf worden gesteld (Dite , FT ...)
 afhankelijk van hun mogelijkheden en de vraag of er onderzoekteams
 van voldoende omvang beschikbaar zijn .
 ---pagebreak---                                                                         12
     ANDERE EXPERIMENTEN : In verband met de twee alternatieve lijnen
     voor de tokamak zijn machines in aanbouw (W7-AS , RFX) of in voor¬
     bereiding ( TJII , W7-X) zodat te zijner tijd de keuze van de machine
     die het meest in aanmerking komt voor DEMO kan worden gebaseerd op
     experimentele gegevens ; de bestaande machines (HBTX ,...) zullen
     geleidelijk buiten bedrijf worden gesteld , als alle mogelijkheden
     ervan volledig zijn benut . Met een kleinere machine (EXTRAP in
     Zweden), waarvan de operationele fase thans ingaat , zal een af¬
     wijkend concept worden onderzocht .
     TECHNOLOGIE : Vooral om de technologische database tot stand te
     brengen die nodig is voor de besluiten over NET , is het technolo-
     gieprogramma afgestemd op de nieuwe mijlpalen voor NET . Als het
     besluit mocht worden genomen om met het gedetailleerde ontwerp van
     NET te beginnen , dan zal het nodig zijn een uitgebreider 0 , 0 &
     D–programma te starten , dat vooral gericht zal zijn op de indus¬
     triële constructie en het testen van NET componenten-prototypes .
VI . STRUCTUUR
     De Commissie is verantwoordelijk voor de tenuitvoerlegging van het
     programma . De raadgevende structuur wordt gevormd door één orgaan ,
     het Raadgevend Comité voor het Programma Kernversmelting (RCKP ) ,
     dat wordt geassisteerd door twee subcomité’ s : het Programmacomité
     (PC ) voor vraagstukken op het gebied van de fysica en de plasma-
     engineering en het Beheerscomité voor de Fusietechnologie (FTSC )
     voor NET en technologie . Voor de Gemeenschappelijke Onderneming JET
     berusten de verantwoordelijkheden bij de JET-Raad en de directeur
     van het project . De JET-Raad wordt bijgestaan door het Uitvoerend
     Comité JET en kan worden geadviseerd door de Wetenschappelijke Raad
     JET . Het fusieprogramma zal eveneens onderworpen worden aan een
     externe , onafhankelijke evaluatie . In het bijzonder gedurende het
     derde jaar van het 1987-1991 programma zal de Commissie een Panel
     van hooggekwalificeerde specialisten verzoeken een evaluatie-onder-
     zoek uit te voeren . Ingevolge het glijdende concept van het pro¬
     gramma zal dit onderzoek de basis vormen voor de herziening ervan .
     Het programma wordt tenuitvoergelegd door middel van associatie-
     contracten tussen EURATOM en de nationale organisaties die op
     kernfusiegebied werkzaam zijn , door de Gemeenschappelijke Onder¬
     neming JET , en door een multilaterale overeenkomst inzake NET .
 ---pagebreak---                                                                            13
Het is eveneens een deel van het programma van het Gemeenschappelijk
Centrum voor Onderzoek gewijd aan fusietechnologie . Deze fusieaktivi-
teiten worden met het overige technologieprogramma gecoördineerd door
het FTSC . Er zijn twaalf Associaties , verspreid over tien landen (waar¬
onder Zweden en Zwitserland). De industrie levert een bijdrage via
ontwikkelingscontracten en door de vervaardiging van apparatuur . Onder-
handelingen zijn gaande met Griekenland en Portugal betreffende de
mogelijkheid twee nieuwe Associaties te vormen .
      Naar wordt aangenomen zal deze structuur ook in de toekomst bruik¬
      baar zijn , als de rol van de huidige fysisch georiënteerde Asso¬
      ciaties (die met hun onderzoekprogramma 's zorgen voor de nodige
      brede opzet van het Europese programma) wordt overgenomen door
      technologisch georiënteerde nationale instellingen en vervolgens
      door de industrie .
VII . INTERNATIONALE SAMENWERKING
      Op kernfusiegebied is altijd sprake geweest van een zeer actieve
      internationale samenwerking . In het verleden ging het meestal om
      overeenkomsten over specifieke onderwerpen . Op dit ogenblik worden
      ruimere en uitgebreidere vormen van samenwerking toegepast of
      onderzocht .
      -    Bilaterale kaderovereenkomsten
           Canada :   intentieverklaring (besluit van       de    Raad   van
           20.01.1986 ) ondertekend op 6 maart 1986 .
           VS : samenwerkingsovereenkomst (besluit van         de  Raad  van
           15.09.86 ) ondertekend op 15 december 1986 .
           Japan : een ontwerp-besluit van de Raad dat de Commissie zal
           machtigen te onderhandelen over een samenwerkingsovereenkomst ,
           werd door de Commissie aan de Raad voorgelegd op 26 februari
           1987 .
      -    Uitvoeringsovereenkomsten in IEA verband (OESO)
           Tokamaks : TEXTOR , ondertekend op 5.10.1977 , duur 15 jaar ;
                       ASDEX en ASDEX-UPGRADE , ondertekend op 31.7.1985 ,
                       duur 10 jaar ;
                       DE DRIE GROTE TOKAMAKS (JET , JT-60 en TFTR) ,
                       ondertekend op 15.1.1986 , duur 5 jaar .
 ---pagebreak---                                                                            14
      Alternatieve lijnen : STELLARATORS , ondertekend op 31.7.1985 ,
             duur 5 jaar
      Fusietechnologie : GROTE SPOELEN ( LARGE COIL TASK) , ondertekend
             op 6.10 1977 , de faciliteit is in exploitatie .
             FUSIEMATERIALEN , ondertekend op 21.10.1981 :
             bijlage I ; stopgezet ; duur bijlage II , 10 jaar .
       Samenwerking in IAEA-verband
      Deelname van EURATOM samen met de andere drie grote fusieprogramma ' s
       ( Japan , VS , Soviet Unie ) aan de INTOR workshops vanaf 1978 .
-     Werkgroep Kernfusie (Groep technologie , groei en werkgelegenheid (Top
      van Versailles )
       Coördinatie van de drie fusieprogramma ' s ( Europa , VS , Japan) tussen de
       deelnemers aan de economische top , met name in verband met de Volgende
       Stap (Next Step ) .
-     Vierpartijen samenwerkingsinitiatief betreffende een Internationale
       Thermonucleaire Experimentele Reactor ( ITER ) onder auspiciën van het
       IAEA
       Op technisch niveau is de mogelijkheid onderzocht om de krachts¬
       inspanning van de vier grote wereld-fusieprogramma ' s ( EC , Japan , VS an
       SU ) te coördineren om een specifiek doel te bereiken : in 1990 door een
       gezamenlijke krachtsinspanning van de 4 partijen , die een gelijk¬
       waardige status hebben en een gelijkwaardige bijdrage leveren , te komen
       tot een concept-ontwerp voor een ITER en de ondersteunende onderzoek¬
       activiteiten     te  coördineren . Ten einde in   1987 concrete voorstellen
       over de gedetailleerde doelstellingen van ITER en de organisatorische
       modaliteiten van de ontwerp-fase 1988-1990 voor te bereiden , werd een
       werkgroep opgericht . De activiteiten van NET zullen doorgaan volgens
       plan totdat een internationale oplossing is gevonden die overtuigende
       garanties biedt voor de Volgende Stap . NET kan dienen als basis voor
       een dergelijke samenwerking .
VIII . FINANCIËLE OMVANG
Dit programmavoorstel heeft alleen betrekking op JET en het Algemeen Pro¬
gramma ; de GCO-werkzaamheden , die wetenschappelijk en technisch gezien
geheel geïntegreerd zijn in het algehele fusieprogramma , vallen echter onder
een ander programmabesluit .
 ---pagebreak---                                                                          15
    De communautaire middelen die nodig zijn in verband met het programma-
    voorstel 1987 / 1991 (uitgezonderd GCO , Zweden en Zwitserland) worden, in
    huidige prijzen (vanaf 1.1.1985 is de inflatie op 4% per jaar gesteld),
    geraamd op :
    Algemeen Programma              533   miljoen Ecu
    JET                             378   miljoen Ecu ( 1 )
                    Totaal          911   miljoen Ecu
    Een verdeling van de middelen over de verschillende activiteiten is weer¬
    gegeven in tabel 1 .
    Bij deze raming is uitgegaan van de in dit voorstel gehanteerde veronder¬
    stelling dat de wetenschappelijke en technologische vooruitgang het mogelijk
    zullen maken voor het einde van de programma periode ( zie paragraaf III en
    V) met de engineering-ontwerpfase van NET te beginnen . Het besluit om met
    het engineering-ontwerp van NET te beginnen zal verstrekkende gevolgen
    hebben en de Commissie zal te gelegener tijd dan ook een voorstel aan de
    Raad voorleggen .
    Onderstaande tabel geeft de verdeling weer tussen JET , het Algemene Pro¬
    gramma en het GCO van "nieuw geld", dat in het Kaderprogramma 1987-91
    voorzien is voor het Fusieprogramma , tezamen met de bedragen die door het
    lopende programma opgebracht worden .
      Milj . Ecu       Nieuw geld         Bedragen op¬       Totaal van
                       overeenkomstig     gebracht door      de toewijzing
                       1987-1991          1985-1989          1987-1991
                       Kaderprogramma
      Algemeen
      Programma                362              171               533
      JET                    . 169              209               378
      Totaal -
      Fusieprogramma           531              380               911
       GCO                      60                15               75
       Totaal                  591              395               986
(1)    Zie voetnoot 8 , blz . 18 .
 ---pagebreak---                                                                                 16
     Met betrekking tot artikel 4 van het voorstel voor een verordening van
     de Raad waar is vermeld dat het Besluit van de Raad voor het 1985-1989
     programma met ingang van 1 januari 1987 wordt ingetrokken , wijst de
     Commissie erop dat bedragen die , krachtens Besluit 85 / 201 / Euratom , zijn
     toegestaan onder de desbetreffende posten op de begrotingen 1985 en
     1986 en waarvoor op 1 januari 1987 nog geen betalingsverplichtingen
     zijn aangegaan , of bedragen waarvoor op die datum wel betalingsver¬
     plichtingen zijn aangegaan , doch nog geen betalingen zijn verricht ,
     voor de uitvoering van het huidige programma zullen worden gebruikt .
IX . PERSONEEL
     Het in het vorige besluit van de         Raad  goedgekeurde     aantal   per¬
     soneelsleden van EURATOM is :
           165 tijdelijke personeelsleden voor JET
           105 personeelsleden voor het Algemeen Programma .
     Voor de periode 1987-91 worden voor het Algemeen Programma op dit
     ogenblik geen wijzigingen voorgesteld , maar voor JET is personeels¬
     uitbreiding ( 191 in plaats van 165 ) absoluut noodzakelijk teneinde de
     inwerkingstelling en volledige exploitatie van de technische mogelijk¬
     heden binnen het voorziene levenstijdperk van het Project mogelijk te
     maken . Als van de voorontwerpfase van NET wordt overgegaan naar de
     engineering-ontwerpf ase , zullen nieuwe voorstellen voorgelegd worden
     aan de Raad .
X.   CONCLUSIE
     Gezien de belangrijke doelstellingen , de uitstekende resultaten , het
     technologisch belang en het absolute communautaire karakter , blijft
     kernfusie een van de belangrijkste door de Commissie gefinancierde 0 &
     O-programma' s . Zoals de Raad bekend is , heeft de Commissie in 1985 en
     1986 het programma , overeenkomstig haar toezeggingen ten tijde van het
     programmabesluit 1985-89 , uitgevoerd binnen de in het programmavoorstel
     1985-89 aangegeven begroting . De Commissie is van mening dat het in dit
     voorstel aangegeven f inancieringsniveau nodig is om de stuwkracht van
     het programma dat volledig op de Volgende Stap gericht is , te handhaven
     en rekening te houden met de toetreding van de nieuwe Lid-Staten in
     1986 en de steeds groter wordende deelname van de industrie . Ingevolge
     het concept van een glijdend programma zal de Commissie in 1989 een
     voorstel tot programmaherziening indienen , dat bedoeld is als overgang
     naar het volgende vijfjarenprogramma , te beginnen op 1.1.1990 .
 ---pagebreak---            Tabel 1 Bijdragen van de Gemeenschap ^ ^ voor de periode 1987-1991 ,
                                                            (2)
                              miljoen Ecu , huidige prijzen '
NET
Personeelssalarissen , vergoedingen en
dienstreizen                                       27
Werkzaamheden in Associaties                       10
Ondersteuning gastlaboratorium                     15
Industrieel ontwerp                                28     (3)
                                                   80  -       =     77
TECHNOLOGIE
Fundamentele werkzaamheden in Ass .                65
Prioritaire werkzaamheden in Ass .                 35                         »
0 , 0 & D in de industrie                          37 - \3 (3)
Subtotaal                                         137      K ' -    124
FYSICA AND PLASMAENGINEERING
Lopende kosten in Ass .                           231
                                                   O!(4)
Normale prioritaire werkzaamheden
Grote machines met verhitting                      93 (5)
                                                   26 ^;
Ondersteuning van JET (Art . 14)                   10
0 , 0 & D in de industrie
Subtotaal                                         369 - 67 (3) =    302
MOBILITEIT/BEHEER^^ (met inbegrip van
beurzen)                                                             30
Totaal ALGEMEEN PROGRAMMA                                           533(7)
JET                                               425 - 193) - 28 = 378 (8)
TOTAAL-GENERAAL                                                     911
GCO (niet opgenomen in dit voorstel) ^                               75
Totaal voor kernversmelting                                         986
 ---pagebreak---                                                                         18
Voetnoten bij tabel 1
(1)  Zonder Zweden en Zwitserland , maar met activiteiten in de nieuwe
     Lid-Staten .
(2 ) Vanaf 1.1.1985 is de inflatie op 4% per jaar gesteld .
(3)  Verplichtingen voor 1987 die in 1985-86 zijn aangegaan .
(4)  Met inbegrip van middelen voor een eventuele nieuwe machine in
     Madrid .
(5)  Met inbegrip van middelen voor het begin van de eventuele bouw van
     een nieuwe Stellarator W-VII.X te Garching .
(6)  Met inbegrip van de middelen om een bijdrage van 42% te leveren in
     de kosten van het personeel van de Commissie in de Associaties .
(7)  Waaraan ieder positief restant van de bijdragen van Zweden en
     Zwitserland aan dit programma , met uitzondering van JET , wordt
     toegevoegd .
(8)  Het totaal van de bijdragen van de Leden nodig voor het financieren
     van de betalingen van JET gedurende de programma-periode 1987 tot
     1991 wordt geschat op 531 mil . Ecu ( zie " Project Development Plan "
     en " Project Cost Estimate ", tabel 16 van de Bijlage , goedgekeurd
     door de JET Raad op 26 maart 1987 ). Van dit bedrag wordt 80% -
     gelijk aan 425 milj . Ecu - gefinancierd via het Commissie budget .
     Van dit bedrag werden 19 milj . Ecu opgenomen in de betalings¬
     verplichtingen van de Commissie vóór 1987 . De resterende 406 milj .
     Ecu worden als volgt gefinancierd :
           378 milj . Ecu van de programmatoewi j zing voor JET ;
            28 milj . Ecu van de bijdragen voor JET van Zweden en
                      Zwitserland betaald via het Gemeenschaps-budget .
 ---pagebreak---                                                                       19
(9) Omvat de lopende fusietechnologieactiviteiten van het GCO , namelijk
    reactorstudies en risicoanalyse , veiligheid van de tritiumtechno-
    logie , betrouwbaarheid van constructiematerialen en onderzoek van
    de kweekmantel .
 ---pagebreak---                                                                             20
BIJLAGE
            OVERZICHT VAN DE WETENSCHAPPELIJKE EN TECHNISCHE RESULTATEN
        VAN HET EUROPESE KERNVERSMELTINGSPROGRAMMA IN DE PERIODE 1984-1986
I.   INLEIDING
     Toen het vorige programmavoorstel , 1985-1989 , werd ingediend , was de
     wetenschappelijke situatie als volgt : de ontwikkeling van de fusiepro-
     gramma 's in de wereld had de bevestiging geleverd van de gunstige
     vooruitzichten van magnetische opsluiting vergeleken met traagheids-
     opsluiting en van de toonaangevende rol van de tokamakbenadering ,
     waarop de machines van de "Volgende Stap " zouden worden gebaseerd .
     Europa had een vooraanstaande rol gespeeld bij het verkrijgen van een
     beter inzicht in de fysica van magnetische opsluiting in toroïdale
     machines , en op het gebied van de plasmaverhitting was aanzienlijke
     vooruitgang geboekt :
-    JET ( Joint European Torus ) was in bedrijf genomen en de eerste resul¬
     taten ( in het ohmse regime ) waren zeer veelbelovend ;
-    megawatt-multiseconde- systemen kwamen beschikbaar voor de verhitting op
     middelgrote machines ;
-    de verkorting van de opsluittijd met toenemend verhittingsvermogen
     bleef een bron van zorg , maar de ontdekking van het "H- regime " te
     Garching had het vertrouwen hersteld in de mogelijkheden om deze
     nadelige effecten van de plasmaverhitting te vermijden of tenminste te
     verminderen .
     Op grond van deze situatie waren de doelstellingen van het programma
     voor 1985-1989 :
     de fysische basis te leggen voor NET ( Next European Torus ): hierbij
     werd de nadruk gelegd op plasmaverhitting ;
-    de technologische basis te leveren voor NET ;
-    het reactorpotentieel van bepaalde alternatieve lijnen te onderzoeken .
     Op grond van het besluit van de Raad van maart 1985 was het nodig de
     NET-activiteit te vertragen . Om de aansluiting met de nieuwe mijlpalen
     van NET te handhaven is het technologie-programma dienovereenkomstig
      aangepast . Bij de beoordeling van de wetenschappelijke en technische
      resultaten in de volgende hoofdstukken is uitgegaan van de in het
      1985-1989 programmavoorstel aangegeven doelstellingen , waarbij rekening
      is gehouden met de uit het laatste besluit van de Raad voortvloeiende
     beperkingen .
 ---pagebreak---                                                                                 21
II .   TOKAMAKS
Europa steekt de meeste inspanning in deze lijn die wereldwijd het verst ontwik¬
keld is . De belangrijkste problemen waarmee het Tokamak-onderzoek in de afgelopen
jaren te maken had ( en nog in sterke mate te maken heeft) waren :
       de gevolgen van additionele verhitting voor het plasmagedrag in de Tokamak ,
       bijvoorbeeld de verslechtering van de energieopsluittijd en van de plasma-
       zuiverheidsgraad bij vergroting van het verhittingsvermogen ;
       het plasmagedrag als de operationele grenzen van de plasmadichtheid n worden
       benaderd , de "veiligheidsfactor" q , of the verhouding tussen plasmadruk en
       magnetische druk j^ .
De met JET en middelgrote tokamaks verkregen resultaten hebben geleid tot een
beter begrip van plasmaverschijnselen , waarbij enig inzicht is gekregen in
"fijnstructuur" effecten (b . v . prof ielconsistentie ) : hierdoor zijn nieuwe
perspectieven geopend voor mogelijke oplossingen voor de nadelige effecten die
bij sterke additionele verhitting optreden in tokamaks .
De voortgang van de bouw van vier nieuwe gespecialiseerde middelgrote tokamaks
die in 1988 operationeel moeten worden , wordt hier eveneens vermeld ; de bijdrage
van deze machines zal essentieel zijn voor het engineering-ontwerp van NET . Een
andere gespecialiseerde tokamak zal in 1989 worden besteld .
II . 1 JET
JET is het toonaangevende fusie-experiment in de wereld ; er is reeds aanzienlijke
vooruitgang geboekt met betrekking tot het aantonen van de wetenschappelijke
haalbaarheid van kernfusie ; de oorspronkelijke doel- stellingen voor de fase van
de basisuitvoering zijn binnen de gestelde termijn en met de toegewezen middelen
bereikt en de uitbreiding tot de volledige uitvoering vordert goed .
II . 1.1 . Ohmse verhittingsregime ( OH). De eerste operationele fase , tot eind 1984 ,
       had tot doel schone plasma 's te creëren die geschikt waren voor onderzoek in
       latere fasen met additionele verhitting :
       het gedrag van JET bleek overeen te komen met dat van de kleinere tokamaks ;
-      er is een stabiele regeling tot stand gebracht van de positie , omvang en
       vorm van het D-vormige plasma met elongaties van maximaal 1,7 ;
       er konden ontladingen van 15 s worden gerealiseerd zonder disrupties zolang
                                -3 .   . .„ 20
       een dichtheidsgrens n^(m ) = 1.10 B(T) /R(m)qcy^ niet werd overschreden;
 ---pagebreak---                                                                                22
       er zijn plasmastromen tot 3,7 MA met een duur van meerdere seconden (puls-
       duur 15 s ) gerealiseerd met een magnetische veldsterkte van 3,45 T. Er zijn
       elektronen- en ionentemperaturen van respectievelijk 3 en 2,5 keV geprodu-
                                             19   -3
       ceerd met dichtheden tot circa 3 . 10 m en een recordenergieopsluittijd
       van ^, = 0,8 s . Al deze parameters - temperatuur , dichtheid en energieop-
       sluittijd - lagen binnen een factor 2 of 3 van de waarden die voor een
       fusiereactor nodig zijn ;
-      de verontreinigingsniveaus leverden problemen op , aangezien door deze
       verontreinigingen het aantal voor fusie beschikbare plasmaionen wordt
       verlaagd en stralingsverliezen worden veroorzaakt . Experimenten met
       tegeltjes van een materiaal met een lage Z (koolstof) op de binnenwanden en
       met een van een koolstoflaag voorzien vat leverden lagere gehalten aan
       metaal- en zuurs tofverontreinigingen op .
II . 1.2 . Onderzoeken met additionele verhitting . De tweede bedrijfsfase ging begin
1985 van start , na installatie van twee HF antennes in de torus , elk gevoed door
een 3 MW generator . Het vermogen werd aan het plasma overgedragen bij de
frekwentie van de ionen-cyclotron-resonantie ( ICR) van de geïntroduceerde min-
                             3
derheidsdeeltjes (H en He ). Met de Tokamak-experimenten werd in november 1985
weer begonnen , nadat gedurende de sluitingsperiode nieuwe systemen werden toe¬
gevoegd : de eerste neutrale deeltjes-bundelinjektie-eenheid (NBI ) , een nieuwe
bescherming van koolstof tegels tegen de vacuumwand , een derde antenne voor ICRH
en een eenvoudig lanceerapparaat voor deuterium ijsdruppels . Gedurende 1986 :
      Werd het toroidale magneetveld regelmatig tot zijn max . waarde van 3.45 T
opgevoerd . De plasmastroom , -positie en -vorm werden alle drie door tegen-
koppelingssystemen gestuurd . Plasmastromen van 5 MA werden regelmatig bereikt met
een " flat-top " van 4,5 s . Men kon de elongatie van het plasma stabiel houden tot
een waarde van 1,8 . De stroom bleef daarbij wel beperkt tot een operatiegebied
dat afhankelijk is van de elongatie .
      Hebben de drie HF-antennes regelmatig gewerkt op een totaalvermogen van 7.2
MW en twee sec . lange pulsen . Experimenten bij 8 sec . pulslengte hebben 40 MJ
energie aan het plasma geleverd . Een neutrale deeltjesinjactor voor lange pulsen
( 10 s ) met 8 bundelbronnen werkt sinds het begin van 1986 . Een totaal bundel-
vermogen van 5,5 MW in neutraal waterstof (H° ) of 9 MW in deuterium (D° ) kon aan
de torus worden toegevoerd . Een energie tot 40 MW kon aan het piasme geleverd
worden .
-     Werden de eerste experimenten met toevoer van ijsdruppels uitgevoerd , met een
inschietapparatuur die druppels produceerde met een diameter van 3,6 en 4,6 mm ,
met een max. snelheid van 1,2 km/ s , afhankelijk van de verschillende vormen van
 ---pagebreak---                                                                                     23
het magnetisch veld . Dit zou mogelijkerwijze de dichtheidsgrens in JET kunnen
verhogen en daarbij de effectieve ionenlading                verhogen.
     Terwijl voor de globale energie-opsluittijd waarden van 0,9 s bereikt konden
worden in ohmse ontladingen , werd de opsluittijd- degradatie met behulp van RF ,
                                          r,Ef <*Ptot 2 ƒ2 )   in de L-mode met materiele
begrenzer bevestigd. Bij deze manier van werken, en een totaal vermogen P t = 10
MW, verminderde^, telkens bij maximum stroom van 0,9 tot 0,4 s .
     Werd de magnetische separatrix-mode in JET vertoond ( zowel in de enkelvoudige
als in de dubbele X- (nul ) punten). De H-mode werd bereikt met een enkel nulpunt en
heeft alle kenmerken van de ontladingen in de H-mode die in de andere Tokamaks
bereikt werden (de plattere vorm van Te met scherpe kanten aan de randen , minimum
vermogen noodzakelijk voor het bereiken van het H-regime , verbetering met een
faktor twee van de opsluittijd in verhouding tot de tijd die werd bereikt in de
L-mode bij hetzelfde verhittingsvermogen , . . . . ) . Desalniettemin , zelfs in de
H-mode , is er niet minder opsluitdegradatie bij verhoging van het verhittings¬
vermogen .
        Is de verbetering van de opsluittijd bij verhoging van de plasmastroom
aangetoond , zowel in de limiter- als in de nulpunten-mode . Door de veranderingen
die thans in bet poloidale systeem worden aangebracht , zou het mogelijk moeten
worden stromen van 7 MA te bereiken bij gebruik van limiter en 4 MA in het geval
van enkelvoudige nulpunten .
     Bij gecombineerde uitvoering van NBI werden elektronendichtheden bereikt van
   20 –3
10 m ) gedurende 0,5 s . na injektie van ijsdruppels , terwijl de bijbehorende
elektronentemperatuur zakte tot 1 keV . Bij een gemiddelde elektronenlijnen-
            **"19–3
dichtheid ne *^ 3.10 m        is de effektieve ionenlading        ^ normalerwijze 2 tot 3 ,
maar ze kan afnemen tot een waarde van ongeveer 1 ( gedurende 0,5 s ) na injektie
van ijsdruppels . Gezien de aangetoonde overeenkomst met het inschieten van
ijsdruppels bij ICRH , wordt erop gehoopt multipellet-injekties te bereiken in
 1987 .
- "Reuzen"zaagtand oscillaties konden met ICRH alleen bereikt worden , meestal
bij centrale energie-overdracht . "Monster"zaagtand oscillaties konden 1,2 s . duren
 (bij Te=7 keV) en kwamen voor bij platte q-profielen. "Slangvormige" oscillaties
 (m=n=l ) ontwikkelden zich na ijsdruppelinjektie ( 4ne/ne=100% , A Te/Te=20%) .
 -     Piekionentemperaturen van meer dan 12 keV konden worden bereikt bij lage
 plasmadichtheden ( 2 . 10 19 m-3 ) bij neutrale deeltjes injektie .
 - Het fusieprodukt IL T^ rE verandert weinig met het vermogen in de L-mode (de
 hoogste waarde Ï.IO20 m-3 keV.s werd bereikt in het Ohmse regiem bij 5MA).
 ---pagebreak---                                                                                   24
                                                               20
         Een dergelijke waarde kon worden verdubbeld ( 2 . 10     ) in de H-mode . Een
         aanvullende faktor 4-5 is nog noodzakelijk om tot "breakeven" te komen , wat
         een redelijk objektief blijkt te zijn .
II . 2 ANDERE TOKAMAKS DIE IN BEDRIJF ZIJN
De middelgrote tokamaks in Europa leveren een zeer belangrijke bijdrage tot de
ontwikkeling van kernfusie en dragen zeer veel bij tot het succes van JET ,
doordat wordt geëxperimenteerd met andere configuraties ( bijvoorbeeld de magne¬
tische divertor , met de mogelijkheid tot gunstige "H-mode " van plasmaopsluiting ) ,
doordat nieuwe methodes worden onderzocht voor verhitting of current-drive en
doordat nieuwe diagnostiekmethoden worden ontwikkeld .
II . 2.1 PETULA (Grenoble ). De werkzaamheden van het afgelopen jaar waren geconcen¬
treerd op de verschillende scenario 's van current-drive met lagere hybride
(Lh)-golven :
                                        19 -3
-        bij lage plasmadichtheid (A/ 10 m ), werd de totale plasmastroom gedreven ;
                                                                                 19   -3
-        bij hoge plasmadichtheid , maar onder de dichtheidsgrens n L = 8 . 10       m ,
         werd de plasmastroom slechts gedeeltelijk gedreven (bij 3.7 GHz ) ;
-        stroom toename was 0.25 MA/ s bij PD „ = 0.35 MW (bij 1.3 GHz ).
Voorts werd de invloed van het radiale profiel van de plasmastroom op de MHD-
                                                               19    -3
activiteit aangetoond ( zaagtand onderdrukt voor n^^ 6.10          m    met 0,25 MW bij
3,7 GHz ). Dit resultaat is zeer veelbelovend in verband met de beheersing van het
stroomprofiel in grote machines zoals JET en TORE SUPRA . Het werk bij PETULA werd
in juni 1986 onderbroken toen de groep naar Cadarache verhuisde . De overplaatsing
van PETULA naar Nieuwegein (Euratom-FOM associatie ) wordt bestudeerd .
11 . 2 . 2 . TFR (Fontenay ) . Begin 1985 is met TFR een gezamenlijk programma van de
Nederlandse en Franse Associaties van start gegaan op het gebied van elektronen-
cyclotronenresonantie (ECR)-verhitting : in september 1985 was het volledige
vermogen van 0,6 MW beschikbaar . Er zijn elektronen-temperaturen Te tot 5 keV
verkregen met ng = 1,5.10^ m Bij P^ = 0,5 MW, krijgt men = 1 /2 ^ (OH).
De exploitatie van TFR werd eind Juni 1986 gestopt , na 13 jaar van succesvol
bedrijf , toen het team naar TORE SUPRA te Cadarache werd overgeplaatst .
11 . 2 . 3 . FT (Frascati ). Het experimentele programma had betrekking op onderzoek
van q en n-grenzen bij ohmse ontladingen en van de fysische grondlagen van
LH-verhitting .
-        q en n-grenzen ( 1984): er zijn verschillende verschijnselen onderzocht
         waardoor de werking van tokamaks wordt belemmerd , bij voorbeeld de dicht¬
         heidsgrens , voortplanting van zaagtandoscillaties , voorlopers van dis-
 ---pagebreak---                                                                                25
rupties , invloed van stralingsverliezen door waterstof en ladingsuit-
wisseling op dichtheidsgrenzen ;
         LH-verhitting ( 1984-85 ): LH-verhitting (f = 2,45 GHz ) is onderzocht
         met twee verschillende koppelingsopstellingen . De beste verhittings-
         resultaten werden verkregen in het elektronenregime (P = 0,45 MW ,
         hetgeen overeenkomt met een vermogensdichtheid van 6 KW/ cin bij de
         grillopening;-A      0,5 keV en .4 Te ^ 1 keV). Zonder de verkorting van
         de energieopsluittijd. Voor         = 0,2 MW, n = 4.10 ^ m      I = 0,35
         MA en B = 6T , nam de zaagtandperiode ongeveer met een factor drie
         toe , terwijl de hittepulsvoortplanting vanaf de q = 1 oppervlakte
         naar buiten lager werd , hetgeen op betere transpor tomstandigheden
         kan wijzen . Voorts staat LH-verhitting van dichte plasma 's bij 8
         GHz (met het oog op toepassingen voor FTU) op het programma .
11 . 2 . 4 . THOR (Milaan). In het ECR-verhittingsexperiment (P tot 0,2 MW ,
f = 28 GHz ) worden de vanaf de kant met lage veldsterkte geïnjecteerde
golven gedeeltelijk geabsorbeerd tijdens de eerste passage door het
resonantiegebied , waarna het overgebleven deel met een spiegel in de
buitengewone modus wordt gereflecteerd . Tijdens de RF-puls daalt de
dichtheid ( 60% ) en blijft de bulk-elektronentemperatuur constant . De
energie-inhoud verdubbelt evenwel doordat niet-thermische elektronen¬
populaties worden gevormd .
11 . 2 . 5 . ASDEX ( Garching): dank zij het gebruik van een magnetische
divertor in combinatie met sterke NB I-verhitting was de gunstige
"H-mode " voor opsluiting ontdekt . Doordat nu tevens LH-golven en ICR-
verhitting kunnen worden gebruikt , zijn er drie systemen beschikbaar ,
waarvan het verhittingsrendement en de synergetische effecten in één en
dezelfde machine kunnen worden vergeleken .
         combinatie van ICR-verhitting en NBI levert een hoger verhittings¬
         rendement op dan het gebruik van NBI of ICR-verhitting afzonderlijk
         bij hetzelfde vermogensniveau ;
         de "H-mode " die tot dusverre alleen met NBI kon worden verkregen ,
         werd eveneens verkregen met een combinatie van NBI en ICR-
         verhitting en zelfs met ICR-verhitting alleen ;
         bij NBI met een lagere deeltj esenergie bleek dat de depositie van
         energie aan de plasmarand dezelfde opsluittijden oplevert als
          centrale depositie ;
 ---pagebreak---                                                                              26
-        met LH-golven was het mogelijk zonder ohmse ( OH) transformator de
         gehele plasmastroom op te wekken en het heropladen van de OH-trans-
         formator te demonstreren ;
         de zaagtandoscillaties konden met LH-golven worden gestabiliseerd
         in plasma 's met OH- en NBI-verhitting met een lage dichtheid ;
-        de bêta-grenzen (MHD stabiliteitsgrens ) zijn bevestigd ;
-        met injectie van bevroren waterstofpellets kunnen de dichtheids-
         grenzen aanzienlijk worden verhoogd , hetgeen resulteert in globale
         energieopsluittijden        = 0,16 s (uitzonderlijk hoog voor machines
         van de omvang van ASDEX) .
11 . 2 . 6 . TORTUR (Nieuwegein) . Met dit experiment voor onderzoek van
turbulente verhitting is energiedepositie aangetoond in een MHD-
instabiel oppervlaktestroomprof iel dat vervolgens relaxeert . De machine
zal worden uitgebreid voor onderzoek van f luctuatieverschi jnselen .
11 . 2 . 7 . TEXTOR ( Jülich ). Dit programma heeft hoofdzakelijk betrekking op
plasma-wand wisselwerking .
         De pomp-limiter module ALT-I , een project in samenwerking met de VS
         onder auspiciën van het Internationaal Energieagentschap ( IEA) is
         begin 1984 in gebruik genomen en bleek een doeltreffend middel te
         zijn om de plasmagrenslaag te beïnvloeden (mogelijkheden voor
         heliumafvoer gedemonstreerd ). Een axiaalsymetrische toroïdale
         pomp-limiter (ALT 2 ) werd voorbereid ( Joint venture Japan-VS-
         Euratom) die eind 1986 gereed was om geïnstalleerd te worden .
         Eind 1984 is gebruik gemaakt van de ontwikkelde techniek om ter
         plaatse een koolstoflaag op te brengen , hetgeen een aanzienlijke
         verlaging opleverde van de verontreinigingsgraad die aanvankelijk
         in het plasma werd gevonden ( factor 5 voor zuurstof en 25 voor
         metalen). Er zijn ontladingen met een duur van ongeveer 4 s en een
         energieopsluittijd van 0,1 s ( ohms regime ) bereikt . Deze techniek
         allereerst ontwikkeld in Jülich is zo succesvol gebleken dat hij
         thans in vrijwel alle tokamaks wordt toegepast .
-        Op TEXTOR is gebruik gemaakt van een ICR-verhittingsysteem -
         gebouwd en bediend door een team van de Belgische Associatie- en
         dat met succes is toegepast in TEXTOR op een niveau van 2,3 MW met
         een duur van meer dan 1 seconde . Er is hard gewerkt aan de voorbe¬
         reiding van de wijziging van het RF-systeem om de limiter ALT-2 te
         kunnen gebruiken tezamen met de mogelijke uitbreiding van het
         RF-systeem tot 4-4,5 MW .
 ---pagebreak---                                                                            27
         In samenwerking met laboratoria die hiermee reeds ervaring hadden
         opgedaan , is het ontwerp van twee neutrale-bundelinjectoren
         (gebaseerd op het JET-concept ) voor TEXTOR thans voltooid .
11 . 2 . 8 . DITE (Culham). Met deze machine is met succes de werking van de
bundeldivertor gedemonstreerd en is de experimentele basis verkregen om
de mogelijkheden van dit concept ais afvoersysteem en systeem voor
beheersing van de verontreinigingen te beoordelen . De machine heeft het
eerste (en in Europa enige) bewijs opgeleverd van stroomopwekking in het
plasma met neutrale-bundelinjectie , alsmede de parameters van het
operationele regime van de Tokamak (Hugill diagram). Tevens is gebleken
dat de bovengrens in de dichtheid die leidt tot disrupties over het
algemeen bepaald wordt door stralingsverliezen .
11 . 2 . 9 . CLEO (Culham). Met deze machine zijn de mogelijkheden gedemon¬
streerd om de plasmaopsluiting te verbeteren door het temperatuurprofiel
in het plasma te beheersen met ECR-verhitting . Met een vermogen van 200
KW en een frequentie van 60 GHz werd de elektronentemperatuur met een
factor 8 verhoogd tot meer dan 2 keV . De dichtheidsgrens werd met 70%
verhoogd .
11 . 2 . 10 . DANTE   (Ris^).   Het   onderzoek  heeft  betrekking    op ECR-
verhittingsexperimenten in superdichte plasma 's (dubbele modusconversie)
en pellet erosie (pellets geschikt voor diagnostiek) .
11 . 2 . 11 . TCA (Lausanne ). Dank zij de produktie van schonere ontladingen
is een hoger gedeponeerd RF-vermogen verkregen (tot 0,57 MW met de
onlangs ingebruikgenomen Alfvén-golfgenerator) . Hieruit blijkt hoe
belangrijk het geëxciteerde spectrum is bij de bepaling van de effecten
van het RF-vermogen. Efficiënte centrale verhitting werd gedemonstreerd .
De kinetische Alfvengolf bleek zich te gedragen zoals de theorie had
voorspeld .
II . 3 . IN AANBOUW ZIJNDE OF VOORGESTELDE MIDDELGROTE TOKAMAKS
II . 3.1 . TORE-SUPRA (Cadarache). Deze supergeleidende machine moet zowel
op fysisch als technologisch gebied een bijdrage leveren: deze machine
 is vooral geschikt voor onderzoek van de plasma–wand wisselwerking en
van verhitting en current–drive in ontlading met een lange pulsduur . De
hergroepering van personeel van Fontenay en Grenoble naar Cadarache was
 eind 1986 voltooid en men is begonnen met de assemblage van TORE–SUPRA.
 ---pagebreak---                                                                               28
Na succesvolle testen zijn alle supergeleidende spoelen thans opge¬
leverd . De onderste delen van het magnetische circuit zijn geïnstalleerd
en thans wordt begonnen met de assemblage van de modules . Met meerdere
Amerikaanse teams is een actieve samenwerking tot stand gebracht op het
gebied van pelletinjectie , pomp limiters en ergodische divertoren ,
waarvan de bouw is begonnen . Naar verwachting zal TORE SUPRA in december
1987 in gebruik worden genomen .
Prototypes van de verschillende verhittingsystemen werden getest :
-        de ionenbron heeft ionen geleverd ( 10 A , 60 kV ) gedurende 0,2 s .
         Aan extrapolatie naar de nominale waarden ( 40 A , 100 kV , 30 s ) zijn
         geen buitengewone problemen verbonden ;
         op PETULA is een prototype klystron ( 3,7 GHz , 0,5 MW , 0,03 s )
         gekoppeld aan een multi-junctie roostermodule ( geen circulator
         nodig) ;
-        voor de koppeling van ICR-verhitting zijn constructies gekozen
         ( twee soorten antennes ) die in de horizontale openingen kunnen
         worden geïnstalleerd .
11 . 3 . 2 . FTU ( Frascati ). Met deze nieuwe basis-opstelling kan het plasma-
gedrag in zeer dichte en zeer hete plasma 's worden onderzocht . De bouw
is in september 1984 begonnen en alle belangrijke orders zijn geplaatst .
De keuze van verhitting in de LH elektronentoestand is goedgekeurd en in
1986 beginnen op FT voorbereidende experimenten met een 8 GHz grill-
module : de opzet van dit experiment is zowel fysisch ( beheersing van de
dichtheidsgrens ) als technologisch (demonstratie van hoge vermogens-
dichtheid ) . Naar verwachting zal FTU begin 1988 in bedrijf worden
genomen .
11 . 3 . 3 . ASDEX-UPGRADE (Garching) . Met deze machine moeten het plasma-
gedrag en de plasma-wand wisselwerking worden onderzocht , terwijl een
reactorrelevante poloïdale divertor wordt gebruikt . De bouw verloopt
goed en alle componenten voor het Tokamak- systeem zijn besteld . Naar
verwachting zal de machine in de tweede helft van 1988 in bedrijf worden
genomen . Aan additionele verhittingssystemen , gevormd door 6 MW-water-
stof NBI en 6 MW ICR-verhitting wordt gewerkt ( inbedri j fname begin
 1989 ).
11 . 3 . 4 . COMPASS (Culham). Deze machine is vooral bedoeld voor onderzoek
van hoge bèta 's en MHD stabiliteit . De orders voor de belangrijke
componenten voor deze in maart 1984 goedgekeurde machine verlopen naar
 ---pagebreak---                                                                           29
wens . De voeding voor het toroïdale veld is opgeleverd en met succes
beproefd . De installatie van de drie gyrotrons van fase 1 (0,6 MW ECRH)
om het experimentele programma op DITE voor te bereiden dat aan het
bedrijf van COMPASS voorafgaat (waarschijnlijke start gedurende 1988 ) is
goed gevorderd .
II . 3 . 5 . TCV (Lausanne). Met dit tokamak-project , goedgekeurd in 1986 ,
moeten plasma 's met grote elongaties worden geproduceerd die naar
verwachting hogere plasmastromen mogelijk zullen maken en zodoende
hogere bêtawaarden . De machine zal eind 1989 in gebruik worden genomen .
III . ALTERNATIEVE LIJNEN
Zoals gezegd is een van drie hoofddoelstellingen van het Kernfusie
programma het reactorpotentieel van bepaalde alternatieve lijnen te
onderzoeken , voornamelijk Stellarators en Reversed Field Pinches .
Hieronder volgt een overzicht van de experimentele resultaten met
dergelijke machines die in bedrijf zijn en van de situatie bij de in
aanbouw zijnde of geplande machines .
III . 1 . STELLARAT0RS
111 . 1.1 . WENDELSTEIN VII A (Garching ) . Deze machine is onlangs ont¬
manteld , na gedurende tien jaar met succes in bedrijf te zijn geweest .
ECR-verhitting ( 28 GHz en later 70 GHz , 0,2 MW) heeft onder meer het
volgende opgeleverd ( samenwerking met universiteit van Stuttgart) :
-        plasmaproduktie en verhitting (TeQ tot 2,5 keV);
         neoklassieke opsluiting voor bulkelektronen ;
-        opwekking van radiale elektrische velden in combinatie met NBI ;
-        bedrijf in torsatron-toestand , waaruit bleek dat het mogelijk is
         gebieden met stabiele opsluiting uit te breiden door positieve
         shear .
111 . 1.2 . WENDELSTEIN VII-AS (Garching). Alle belangrijke componenten
werden door de industrie vervaardigd en de assemblage van de modulen
maakt goede voortgang . De prototypespoel is met succes beproefd en de
 leverancier heeft alle spoelen gereed . Volgens de huidige stand van
 ---pagebreak---                                                                              30
 zaken zal W VII-AS in de zomer van 1987 gereed zijn voor bedrijf . Vanaf
 de inbedrij f stelling zal 0,8 MW ( lange puls ) ECR-verhitting beschikbaar
 zijn , terwijl enige maanden later de NBI ( 1,2 MW) en ICR (3 MW) ver-
 hittingssystemen operationeel zullen zijn .
 111 . 1.3 . WENDELSTEIN VII-X ( te Garching in studie ). Gedacht wordt over
 de bouw van de machine die W VII-AS moet opvolgen . Met deze machine moet
 kunnen worden vastgesteld of het geavanceerde stellaratorconcept zich
 leent voor toekomstige fusiereactoren ( op grond van computerberekeningen
 worden gemiddelde bêtawaarden van 5% verwacht ). Bovendien loopt een
 onderzoek om vast te stellen welke reactor-eigenschappen van de stella-
 rator afwijken van die van de tokamak ( samenwerking met Karlsruhe ).
 111 . 1.4 .    TJ-II ( voorgesteld , Madrid ). Met het oog op de volledige
 deelname      van Spanje aan het Europese kernversmeltingsprogramma (vanaf 1
 januari       1986 ) is de strategie van CIEMAT-Madrid geconcentreerd op de
 bouw van       een flexibel experiment met Heliac-opsluiting ( TJ-II ) dat een
 aanvulling moet vormen op de stellarators in Europa . Op dit ogenblik
 ligt dit project bij EURATOM ter goedkeuring .
 III . 2 . REVERSED FIELD PINCHES
 III . 2.1 . ETA-BETA II ( Padova) . Met deze machine worden experimenten
 verricht ter voorbereiding van het volgende project RFX . Om meer inzicht
 te krijgen in de plasmaopsluiting en relaxatieverschi jnselen waardoor
 het toroïdale veld wordt omgekeerd , worden f luctuatiestudies verricht .
                                                               20  -3
 Er is een schoon plasma (Z^^v/ 1 ) met hoge dichtheid ( 10       m ) met ca.
^10%, T = 0,1 keV en ^, = 10 s geproduceerd.
 III . 2 . 2 . HBT-X ( Culham) : Uit experimenten met deze machine is gebleken
 dat beheersing van de plasmapositie en kleinere veldfouten tot langere
 opsluittijden leiden . De elektronentemperatuur en opsluittijd nemen toe
 met de stroom : in een aantal gevallen is de temperatuurstijging even¬
 redig met de stroom bij een constante bêtawaarde ( circa 10%).
 ---pagebreak---                                                                           31
111 . 2 . 3 . RFX (Padua): Dit wordt de grootste RFP-machine in de wereld
(R = 2m , a = 0,5 m , plasmastroom tot 2 MA). Hiermee zal het mogelijk
zijn de opsluiting en de verhitting van plasma 's te bestuderen onder
omstandigheden die dichter dan in de huidige RFP-machines , bij het
thermonucleaire regime liggen . Nu de engineering-ontwerpfase is
voltooid , is begonnen met de oprichting van de gebouwen              en de
infrastruktuur , en de belangrijkste componenten van de machine       worden
door middel- van openbare aanbestedingsprocedures bekendgemaakt .     Culham
levert een belangrijke bijdrage tot dit project . Naar verwachting    zal de
machine in 1989 in bedrijf worden genomen .
111 . 3 . ANDERE MACHINES
Naast de twee belangrijke alternatieve lijnen , waaraan in Europa wordt
gewerkt , zijn er enkele machines die vooral tot doel hebben meer
gegevens over de fundamentele plasmafysica te verkrijgen :
111:3.1 . SPICA (Nieuwegein) . In deze schroefpinch wordt het plasma bij
hoge bêtawaarden gestabiliseerd met krachtvrije stromen , die het plasma
omgeven , en door de geleidende schil . Experimenten in SPICA I hebben
aangetoond dat het mogelijk is dergelijke plasma 's met hoge bèta te
creëren en de eerste resultaten met de SPICA II-machine , die in 1984
gereed was , zijn veelbelovend (hogeA met uitgerekte doorsneden) .
II . 3 . 2 . EXTRAP ( Stockholm). EXTRAP is een vervolg op experimenten met
lineaire en toroïdale sectoren die een macroscopisch stabiele plasma
toestand hebben opgeleverd . Deze Z-pinch wordt gestabiliseerd met een
gesuperponeerd magnetisch octopoolveld dat wordt opgewekt met stromen in
externe geleiders . Experimenteel onderzoek is onlangs begonnen .
III . 4     TRAAGHEIDSOPSLUITING
Ongeveer 1% van de voor het Europese kernversmeltingsprogramma beschik¬
bare middelen wordt bestemd om in contact te blijven met onderzoek¬
activiteiten elders en een eigen activiteit gaande te houden om de
vooruitgang op dit gebied te volgen . Hierbij zijn twee laboratoria
betrokken :
 -       Garching , waar een gaslaser met korte pulsduur en hoog vermogen (2
         KJ) wordt ontwikkeld ;
 -       Frascati , waar een tweebundelige (2 x 70 J) glaslaser wordt ont¬
         wikkeld .
 ---pagebreak---                                                                             32
IV . ONDERSTEUNDE ONDERZOEK- EN ONTWIKKELINGSWERKZAAMHEDEN
Naast de planning , de bouw en het bedrijf van de in het voorafgaande
genoemde machines heeft een groot deel van de activiteiten in JET en de
geassocieerde laboratoria tevens betrekking op :
-       ondersteunende studies en ontwikkelingswerkzaamheden voor JET en
        NET ;
-       ontwikkeling van subsystemen die nodig zijn om een beter inzicht te
        krijgen in plasraaverschijnselen en het plasmagedrag te verbeteren .
IV . 1 . ONDERSTEUNING VAN JET ( Art . 14 Contracten en Task Agreements ):
-       De twee belangrijkste NBI-contracten (met Fontenay en Culham) zijn
        met succes afgerond en de eerste toepassing van neutrale -
        bundelverhitting op JET heeft een verdubbeling van de centrale
        ionentemperatuur tot 6,5 keV opgeleverd .
-       In de beschouwde periode is veel diagnostiek ontwikkeld in de
        Associaties , geïnstalleerd op JET en bediend met behulp van door de
        Associaties gedetacheerd personeel :
        .     enkelvoudige Thomsonverstrooiing ( door Risö )
        .     FIR Interferometer en VUV ruimtelijke aftasting ( door
              Fontenay )
.       Neutrale-deeltjesanalysator en röntgenspectrometer ( door Frascati )
         .    Camerasysteem voor zachte röntgenstraling ( door Garching )
         .    Snel systeem voor elektronencyclotron-emissie ( door Nieuwe-
              gein )
         .    Neutronendiagnostiek (Harwell ) en spectroscopische diagnostiek
              ( Culham)
         .    2,4 MeV looptijdspectrometer voor neutronen ( Studsvik)
         .    Sonde voor de plasmagrenslaag ( door JET , Culham en Garching)
         .    Bolometer ( Garching) .
-       Er zijn contracten gesloten inzake prototypeontwikkeling voor
        pelletproduktie ( Grenoble ) , pelletversnelling in een pelletschieter
        met valboogverhitting ( Ris^) en het ontwerp van pelletinjectoren
        voor JET ( Garching) .
 ---pagebreak---                                                                             33
-        Voorts hebben de Associaties contracten gesloten met JET voor het
         uitvoeren van diverse analytische en numerieke studies van plasma-
         evenwicht en -transport , energiedepositie volgens verschillende
         verhittingsscenario ' s en plasma-wand wisselwerking .
-        Veel geassocieerde laboratoria nemen rechtstreeks deel aan het
         bedrijf van JET via de detachering van personeel volgens de
         regeling voor geassocieerd personeel . Met name vanuit het labora¬
         torium van Culham , dat naast JET ligt , is een aanzienlijk deel van
         de wetenschappelijke staf bij het project gedetacheerd .
IV . 2 ANDERE ONTWIKKELINGEN IN DE GEASSOCIEERDE LABORATORIA
IV.2.1 . NBI : Er wordt gewerkt aan de ontwikkeling van NBI-systemen om
deze te kunnen installeren op een aantal in aanbouw zijnde tokamaks en
op TEXTOR .
IV . 2 . 2 . Gyrotrons : In enkele laboratoria en in de industrie vindt
onderzoek en ontwikkeling van gyrotrons plaats :
         De Commissie heeft een contract gesloten met de industrie voor de
         ontwikkeling van een 100 GHz , 0,2 MW , 0,1 s gyrotron . Thans worden
         prototypebuizen getest .
         In de Zwitserse Associatie wordt , in samenwerking met de industrie ,
         een experimentele quasi-optische gyroklystron van 120 GHz ont¬
         wikkeld . Alle componenten zijn gereed en het systeem wordt thans
         geassembleerd .
-        Fysisch onderzoek aan zeer hoogfrequente gyrotrons (Karlsruhe) :
         alle componenten zijn gereed en het experimentele onderzoek is
         begonnen .
-        Garching heeft een contract met de industrie gesloten voor een
         70 GHz gyrotron . De eerste tests zijn succesvol geweest .
IV . 2 . 3 Pellets : Te Ris$ zijn deuteriumpellets (diameter 3,2 mm) in een
pelletschieter met vlamboogverhitting versneld tot ongeveer 2 km/ s . Te
Garching is een op het centrifugeprincipe gebaseerde multipelletinjector
- met variabele pelletgrootte - ontwikkeld .
 ---pagebreak---                                                                              34
IV . 2 . 4 . Diagnostiek : naast de voor JET ontwikkelde diagnostiek is veel
( soms totaal nieuwe ) diagnostiek ontwikkeld en op de machines in de
Associaties geïnstalleerd :
         Ref lectrometrie ( te Fontenay ) voor meting van electronendichtheden .
-        Polari-interferometer met HCN-laser ( te Jülich ) voor meting van
         plaatselijke stroomverdelingen .
-        Totaal nieuwe diagnostiek voor de grenslaag van het plasma , zoals
         laser-geïnduceerde resonantief luorescentie en lithiumbundels ( te
         Jülich ) .
IV . 2 . 5 . Ionenbundels : ontwikkeling op het gebied van :
-        H bundels en ionenversnelling ( Amsterdam ): produktie van 4 bun-
         deltjes ( stroomsterkte 3 mA , deelt jesenergie 120 keV) ;
                                                      2
-        negatieve ionenbundels ( Culham) : 30 mA/ cm gerealiseerd , met goede
         vooruitzichten voor extrapolatie naar een groot oppervlak .
-        Negatieve ionenbundels ( Stockholm in samenwerking met Grenoble ) :
         versnellingsexperimenten hebben 150 mA stromen van H ionen opge ¬
         leverd bij een versnellingsspanning van 55 kV .
IV . 2 . 6 . Werkzaamheden voor NET
Het NET-ontwerp is zover gevorderd dat het NET-team een aantal ge¬
detailleerde taken op technologiegebied heeft kunnen omschrijven , die
moeten worden uitgevoerd in de geassocieerde instellingen . Er zijn thans
ongeveer 100 taken toegewezen op het gebied van magneten , mantel ,
materialen , tritium , afstandsbediening en veiligheid . Er zijn reeds
resultaten van deze taken gebruikt voor het verdere ontwerp , zodat er
een nauwe en zeer vruchtbare wisselwerking tussen de laboratoria en het
NET-team tot stand is gebracht . Voorts heeft NET ongeveer 90 studie¬
contracten gesloten met de Associaties op het gebied van fysica en
engineering . Tevens detacheren de Associaties personeel bij het NET-team
in het kader van de NET-overeenkomst .
IV . 3 THEORETISCH ONDERZOEK
 In de meeste laboratoria is analytisch en numeriek onderzoek verricht en
 zijn computermodellen ontwikkeld :
 ---pagebreak---                                                                            35
–     In de meeste laboratoria zijn MHD–evenwichtstoestanden en transport
      onderzocht . Dit is met name de belangrijkste activiteit van het
      onderzoekteam van de Vrije Universiteit van Brussel ;
      Macroscopische en microscopische instabiliteiten , waarbij vooral
      wordt   gekeken naar bêta-grenzen ,   worden vooral onderzocht       in
      laboratoria    met  de   computerfaciliteiten om grote numerieke
      berekeningen te kunnen uitvoeren ;
–     In de grootste laboratoria ( en Lausanne) worden computermodellen
      ontwikkeld voor evenwichtstoestanden , transport , enz . ( 3-D model te
      Garching voor onderzoek van het geavanceerde stellaratorconcept) ;
      Onderzoekingen inzake verhitting ( golfvoortplanting en energie-
      depositie , ray tracing ,...) en current-drive vinden voornamelijk
      plaats in laboratoria die zich in experimentele faciliteiten met
      deze problematiek bezighouden .
V. TECHNOLOGIE
De succesvolle uitvoering van het fusietechnologieprogramma was een van
de belangrijkste resultaten van de afgelopen jaren . Het grootste deel
van de werkzaamheden heeft betrekking op NET , maar er is ook een deel
dat gericht is op toepassingen op langere termijn (materialen met lage
activering , veiligheids- en milieu-effect studies ).
Er wordt gewerkt aan magneten , tritiumtechnologie , mantel , materialen ,
veiligheid en milieu ; de werkzaamheden vinden plaats in de Associaties
(vaak in combinatie met groepen uit splijtingslaboratoria) , in het GCO
en , op kleine schaal , in de industrie .
V.I. SUPERGELEIDENDE MAGNETEN
Het ontwikkelingsprogramma is vooral gericht op de belangrijkste
behoeften van NET : supergeleidende toroïdale en poloïdale veldspoelen .
Het grootste project betrof het ontwerp en de constructie , samen met de
 industrie , van de Euratomspoel voor de Large Coil Test Facility (LCTF)
 te Oak Ridge (ORNL) in the VS . Deze met superkritisch helium gekoelde
 toroïdale veldspoel van NbTi met een massa van 38 ton is eerst in de
eigen faciliteit van Karlsruhe getest en vervolgens verscheept om samen
met vijf andere spoelen (één uit Japan , een uit Zwitserland en drie uit
 de VS ) in de LCTF te worden getest in het kader van een IEA-overeen-
komst . Het testprogramma te ORNL is in april 1986 gestart .
 ---pagebreak---                                                                           36
Wellicht zijn voor het toroïdale veld van NET supergeleiders nodig die
geschikt zijn voor 12 Tesla en meer , zodat geavanceerde materialen
moeten worden ontwikkeld , bij voorbeeld NbSn^, en NbAl ^. Daarom heeft
een consortium van drie geassocieerde laboratoria de SULTAN test-
faciliteit voor hoge veldstreken gebouwd , die op dit ogenblik op 8 T
werkt ( volledige capaciteit van 12 T in 1987 ). De TORE-SUPRA tokamak
heeft zeer waardevolle resultaten opgeleverd voor de beoordeling van het
algemene concept van een supergeleidende experimentele tokamak . Over
enkele jaren zal het hiermee mogelijk zijn een model van een voor NET
gespecificeerde poloïdale veldspoel " in situ" te testen . Een dergelijke
spoel wordt op dit ogenblik ontwikkeld .
V.2_TRITIUM_TEÇHNOLOGY
De werkzaamheden hebben betrekking op de ontwikkeling van componenten
voor het tritiumsysteem van NET en op de veiligheidsaspecten van het
werken met tritium .
Een belangrijk studieobject is de zuivering van het afgevoerde plasma
van NET . Het afgevoerde DT dat "vergiftigd" is met helium en diverse
metalen en gassen , moet tot een hoge zuiverheidsgraad worden gereinigd .
De aantrekkelijkste methode hiervoor is permeatie door Pd-Ag membranen .
Deze methode wordt in de PALLAS kringloop onderzocht . Getters worden
onderzocht als alternatieve mogelijkheid en hierbij is Ti-Zr buiten¬
gewoon efficiënt gebleken .
De afgescheiden gasvormige verontreinigingen bevatten nog wat tritium ,
zodat verdere detritieerprocessen nodig zijn . Op dit ogenblik worden
dergelijke processen experimenteel onderzocht ( U-bed , andere hete
metaalbedden ) . Ook worden technieken onderzocht voor decontaminatie van
de atmosfeer en van vaste getritieerde afvalstoffen . Voor de behandeling
van hooggetritieerd water worden twee prototypes van electrolyse-
apparatuur ontwikkeld . Ten slotte zijn in samenwerking met de industrie ,
gedetailleerde specificaties verkregen voor turbomoleculaire pompen
 ( tritium compatibel ) met een zeer hoge capaciteit en voor grote , snelle ,
geheel metalen klepafsluiters ( op dit ogenblik worden door de industrie
uitvoerbaarheidsstudies verricht ) .
In veel van de bovengenoemde experimenten wordt tritium gebruikt , zodat
speciale faciliteiten nodig zijn . Het kernversmeltingsprogramma krijgt
 ---pagebreak---                                                                         37
thans de beschikking over dergelijke faciliteiten (Bruyère-le-Chatel ,
Saclay ) in Frankrijk , terwijl andere faciliteiten in aanbouw zijn (KfK) ,
ten einde de voor het programma vereiste experimentele mogelijkheden uit
te kunnen breiden .
V. 3 . MANTEL
Uit engineeringonderzoek van de tritiumkweekmantel zijn twee hoofdopties
naar voren gekomen : de eerste maakt gebruik van een vloeibaar lithium-
lood eutecticum als zelfkoelend kweekmateriaal , de tweede van keramische
lithiumverb indingen met helium als koelmiddel . Daarom zijn de experi¬
mentele werkzaamheden er thans op gericht de nodige gegevens over
dergelijke materialen te verkrijgen .
Wat het lithium-lood eutecticum betreft zijn de gegevens over de oplos¬
baarheid en diffusie van waterstof aangevuld met nieuwe metingen . In
compatibiliteitsproeven en verbrossingsproeven met vloeibaar metaal zijn
geen sporen van scheur of breukvorming in het containermateriaal
gevonden . Met het terugwinnen van tritium uit het vloeibare metaal zijn
de eerste ervaringen opgedaan met Ti-getters en met het spoelen met
inert gas .
Wat de keramische lithiumverb indingen betreft - een groot gezamenlijk
project van zes Europese laboratoria ( gedeeltelijk geïntegreerd in een
IEA-overeenkomst ) - zijn fabricagemethodes ontwikkeld om zeer zuivere
lithium-aluminaten en ortho- en metasilicaten te verkrijgen . Aan de hand
van inleidende korte bestralingsexperimenten met het geventileerde
capsuletype , waarbij geringe hoeveelheden tritium ( 300-350 Ci/monster)
werden geselecteerd , zijn de monsters met het "beste gedrag" geselec¬
teerd die thans aan langduriger bestralingen zullen worden blootgesteld
in zowel thermische als snelle kernsplij tingsfaciliteiten . Uiteindelijk
moeten aldus de mogelijkheden om tritium te kweken worden vastgesteld .
Y^_^I§B!£LEN
In verband met de NET ontwerpstudies is dit gebied thans uitgebreid tot
constructiematerialen , materialen voor de bescherming van de eerste
wand , isolerende en optische materialen en divertormaterialen .
Als constructiemateriaal voor NET zal austenitisch ( 316 ) of marten–
sitisch ( 1.4914 ) staal worden gebruikt . Terwijl voor toepassingen op
 lange termijn Mn-Cr austenitische staalsoorten , vanadiumlegeringen en
 ---pagebreak---                                                                           38
speciaal gelegeerde staalsoorten met een lage activering alternatieve
mogelijkheden zijn .
Wat de    stralingseffecten in austenitisch staal 316 betreft , zijn de
eerste   belangrijke resultaten verkregen in een internationaal project
dat in     1981 is begonnen en waaraan drie kernsplijtingsreactoren in
Europa    (HFR/Petten , BR-2 /Mol , R2 / Studsvik) en twee in de Verenigde
Staten   (HFIR , ORR , beide in Oak Ridge ) deelnemen . In dit project wordt
gebruik gemaakt van Europese , Japanse en Amerikaanse referentiemonsters
van staal .
De meeste van de geplande nabestralingstrek- en vermoeiingsproeven zijn
thans voltooid (bestralingsdoses van 5 dpa en 10 dpa bereikt). De
kruipproeven in de reactor zelf blijven nog in de reactoren totdat de
gewenste dosis bereikt is ; het vermoeiingsexperiment in de reactor
( BR-2 ) (het eerste in zijn soort ) was eind 1986 gereed om in de reactor
geplaatst te worden .
Bovendien is op de meeste van de bovengenoemde constructielegeringen een
aantal mechanische proeven verricht tijdens of na bestraling met
deeltjes-bundels uit versnellers waarmee stralingsbeschadiging tijdens
kernfusie werd gesimuleerd : metingen van kruip onder torsiebelasting van
austenitisch staal 316 L ; vermoeiingsproeven met een laagf requente
cyclus en onderzoek naar de combinatie van kruip en vermoeiing ; kruip¬
proeven onder bestraling die een identieke kruip hebben opgeleverd voor
trek- en drukspanningen ; onderzoek naar de breukgrens van staal 316 ,
waaruit een sterke afname bij een concentratie van ongeveer 1000 ppm
helium is gebleken , enz .
Materialen ter bescherming van de eerste wand : na screening van een
groot aantal voorgestelde materialen zijn uiteindelijk fijnkorrelig
grafiet , een bepaalde klasse van SiC en graf iet / SiC-composieten
overgebleven .
Voorts is uit onderzoek naar geschikte keramische elektrische isolatoren
gebleken dat aluminiumoxide , spinel en magnesiumoxide de beste
vooruitzichten bieden . Voorts zijn er methodes ontwikkeld om tijdens en
na bestraling de diëlektrische verlieshoek te meten van optische
materialen      die   in  verschillende    frequentiegebieden moeten  worden
gebruikt voor RF-plasmaverhitting .
V.5 . VE ILIGHEID EN MILIEU
De werkzaamheden hebben vooral betrekking op de mogelijke oorzaken en
gevolgen van het vrijkomen van gasvormig tritium en op de verwijdering
van getritiëerde (vaste ) afvalstoffen .
 ---pagebreak---                                                                         39
Er zijn computermodellen ontwikkeld van radioactieve brontermen en van
de verspreiding van tritiumgas en HTO over de aarde (eerste vali-
deringstest loopt) .
Voor verschillende componenten van NET zijn faaltoestanden geanalyseerd
en is een risicoanalyse gemaakt . Voorts is de decontaminatie van
getritiëerd metaalafval onderzocht , waarbij is gebleken dat smelten en
ontgassen onder vacuum het efficiëntst is .
Een studie over de milieu-effecten van kernfusie is gereed en zal worden
voorgelegd aan Parlement en Raad . Dit document beziet eveneens de
economische vooruitzichten van kernfusie .
VI . NET
Het NET-team is in 1983 begonnen met de def initiewerkzaamheden voor NET ,
waarin de doelstellingen , belangrijkste ontwerpeigenschappen , opties en
planing van NET moesten worden vastgesteld , en moest worden aangegeven
welk 0 & 0 , vooral op technologiegebied , nodig zou zijn voor het ontwerp
van NET .
Eind 1985 kon deze fase met voldoende details worden afgerond om tot de
voorontwerpfase over te gaan ; op de meeste gebieden die voor NET van
belang zijn is het technologisch 0 & 0- programma van start gegaan .
De doelstellingen van NET zijn een plasma te produceren met reactor-
relevante parameters en gedrag en de belangrijkste vraagstukken in
verband   met  de  technische  uitvoerbaarheid   van een  fusiereactor  te
behandelen. Daarom dient NET gericht te zijn op beheerste ontsteking en
langdurige verbranding , en op demonstratie van de betrouwbaarheid en
onderhoudsaspecten van het systeem en van het veilige bedrijf en de
geringe milieu-effecten ervan. Tenslotte dient NET de mogelijkheden te
bieden ontwerpconcepten te kwalificeren en materialen en tritium- en
energie-extractsystemen voor DEMO (demonstratie reactor) te testen .
Daarom is een gefaseerd flexibel bedrijf sscenario ( 13 jaar) opgesteld .
Na uitgebreide optimalisatiestudies zijn het concept en de parameters
voor de machine in dit licht geselecteerd .
De parameters zijn gekozen door het plasmagedrag op te schalen aan de
 hand van de huidige experimentele resultaten met Tokamaks , maar aan–
 ---pagebreak---                                                                         40
gezien de mogelijkheid bestaat dat het plasmagedrag achter blijft bij de
schaalwetten , zijn zeer ruime marges genomen om ontsteking en langdurige
verbranding te bereiken . De totale afmetingen zullen aanzienlijk groter
zijn dan die van JET ; er zijn plasmastromen mogelijk van 15 MA en de
grote straal wordt 5 m tegen 3 m in JET hetgeen ook voortvloeit uit het
feit dat tussen de plasmakamer en de supergeleidende toroïdale
magnetische veldspoelen een mantel en een schild zullen worden
aangebracht . Tijdens een D-T verbrandingspuls ( duur ongeveer 500 s )
zullen fusiereacties tot 600 MW vermogen opleveren .
Voor de belangrijkste componenten van de basismachine zijn ontwerp¬
concepten opgesteld om de Associaties een leidraad te geven voor
componentontwikkeling en om uitvoerbaarheidsstudies uit te besteden aan
de industrie . Voor componenten die in contact staan met het plasma , met
als gevolg zeer zware en op dit ogenblik nog onzekere bedrijfs¬
omstandigheden , wordt gewerkt aan verschillende ontwerp-concepten en
zijn nog verdere werkzaamheden en gegevens nodig alvorens standaard¬
oplossingen kunnen worden geselecteerd . In dit verband zijn voor de
Associaties en de industrie taken omschreven en gestart .
Samenvattend heeft de definitie van het NET-concept thans een stadium
bereikt waarin de voorontwerpfase van NET kan ingaan .
VII . C0NCLUSIE
Met JET , het grootste experiment in de wereld , dat vanaf het begin was
opgezet als een gezamenlijke inspanning van alle Associaties , met de
middelgrote tokamaks en de machines van alternatieve lijnen in de
geassocieerde laboratoria , heeft Europa de afgelopen jaren een on¬
betwiste leidinggevende positie in de wereld veroverd . Het Europese
kernversmeltingsprogramma is betrokken bij           alle plannen voor
samenwerking die op dit ogenblik worden besproken tussen de
verschillende fusieprogramma 's in de wereld . Europa is goed toegerust om
de komende jaren deze leidinggevende positie te handhaven , indien
voldoende financiële middelen worden toegekend .
 ---pagebreak---                                                                            41
                B ) VOORSTEL VOOR EEN VERORDENING VAN DE RAAD
  tot vaststelling van een onderzoek- en onderwijsprogramma ( 1987-1991 )
      op het gebied van de beheerste thermonucleaire kernversmelting
DE RAAD VAN DE EUROPESE GEMEENSCHAPPEN ,
Gelet op het Verdrag tot oprichting van de Europese Gemeenschap voor
Atoomenergie , inzonderheid op artikel 7 ,
Gezien het voorstel van de Commissie^ \ ingediend na raadpleging van
het Wetenschappelijk en Technisch Comité ,
                                                 (2)
Gezien het advies van het Europese Parlement         ,
                                                           (3)
Gezien het advies van het Economisch en Sociaal Comité         ,
Overwegende dat alle Lid-Staten met het energievraagstuk worden ge¬
confronteerd ; dat gezamenlijke pogingen om dit vraagstuk op te lossen
vermoedelijk meer effect zullen sorteren ; dat de beheerste thermo¬
nucleaire kernversmelting een mogelijke oplossing biedt voor het
energievraagstuk op de langere termijn ; dat het rationeel gebruik van
alle verschillende energiebronnen moet worden gecoördineerd ; dat de
Gemeenschap derhalve moet blijven zorgen voor een optimale samenhang
tussen de communautaire activiteiten in de verschillende sectoren van
energie en energie-onderzoek ;
                                      (4)
Overwegende dat de Raad op .              het kaderprogramma voor communautaire
activiteiten op het gebied van onderzoek en technologische ontwikkeling
 ( 1987-1991 ) heeft aangenomen , die het voorafgaande in aanmerking neemt ;
 (1)   PB Nr .
 (2)   PB Nr .
 (3)   PB Nr .
 (4)   PB Nr .
 ---pagebreak---                                                                          42
Overwegende dat de beheerste thermonucleaire kernversmelting een
potentiële nieuwe energiebron is waarbij brandstof wordt gebruikt die
praktisch onuitputtelijk en universeel beschikbaar is ; dat fusie¬
reactoren met magnetische opsluiting in een aantal opzichten van nature
veilig zijn en zeer waarschijnlijk geringe milieu-ef fecten zullen
hebben ; dat de beheerste thermonucleaire kernversmelting bijgevolg een
van de belangrijke doelstellingen van het kaderprogramma vormt ;
Overwegende dat de Raad bij Besluit 85/20 1 /Euratom^ een onderzoek- en
onderwijsprogramma ( 1985-1989 ) op het gebied van de beheerste thermo¬
nucleaire kernversmelting heeft vastgesteld ; dat in artikel 3 van
genoemd besluit is bepaald dat de Commissie op basis van een in het
tweede jaar van dat programma in te stellen onderzoek bij de Raad een
herzieningsvoorstel moet indienen dat ertoe strekt het programma
1985-1989 in 1987 to vervangen door een nieuw vijfjarenprogramma waarbij
1987 , 1988 en 1989 gemeenschappelijke jaren van beide programma 's
vormen ; dat Besluit 85 / 201 / Euratom derhalve moet worden vervangen ;
Overwegende dat ten gevolge van de vervanging van Besluit
85 / 201 /Euratom , ongeveer 171 miljoen Ecu van het bedrag dat voor het
vorige programma zonder JET ( Joint European Torus ) noodzakelijk werd
geacht en ongeveer 209 miljoen Ecu van het bedrag dat voor het voor¬
gaande programma ten aanzien van het JET-project noodzakelijk werd
geacht , niet gebruikt zullen worden ; dat deze bedragen voor het nieuwe
programma kunnen worden bestemd ; dat bij de vaststelling van de voor de
uitvoering van het nieuwe programma noodzakelijk geachte bedragen
rekening moet worden gehouden met deze bestemming evenals met het feit
dat het programma alle werkzaamheden omvat die op dit gebied in de
Lid-Staten worden uitgevoerd ;
Overwegende dat het , gezien de omvang der werkzaamheden die moeten
worden verricht om het toepassingsstadium van de beheerste thermo¬
nucleaire kernversmelting te bereiken waarbij de Gemeenschap gebaat kan
zijn , dienstig is de tot dusverre op dit gebied ondernomen werkzaamheden
in hun verschillende ontwikkelingsfasen gezamenlijk voor te zetten ;
 (5 )  PB Nr . L 83 van 28.3.1985 , blz . 25 .
 ---pagebreak---                                                                         43
Overwegende dat het door de Commissie voorgestelde onderzoek een passend
middel vormt voor verdere actie en dat het gemeenschappelijke belang
derhalve gediend is met de vaststelling van een meerjarenprogramma op
het gebied van de beheerste thermonucleaire kernversmelting , dat
trouwens een voorwaarde is voor deelneming van de Gemeenschap aan de
internationale samenwerking op dit gebied ;
Overwegende dat de strategie waarop de voortzetting van het programma is
gebaseerd ongewijzigd moet blijven en dus moet bestaan in :
      tenuitvoerlegging van een uitgebreid programma waarbij het de
      bedoeling is om tot een demonstratiereactor te komen en dat thans
      gebaseerd is op het Tokamak-concept ; voltooiing van de eerste fase
      van het programma dat het JET-project met zijn vertakkingen alsmede
      de volledige exploitatie van de reeds bij de Associaties aanwezige
      dan wel in aanbouw zijnde inrichtingen omvat ,
-     verdere uitwerking van en het voorontwerp van de tweede fase van
      het Tokamak-programma , de Next European Torus (NET) en voortzetting
      van het werk aan de technologische ontwikkelingen die noodzakelijk
      zijn voor ontwerp en bouw alsmede die welke op de langere termijn
      noodzakelijk zijn voor de fusiereactor ,
-     onderzoek , binnen het kader van de beschikbare middelen , naar
      alternatieve opsluitingssystemen waarbij het zwaartepunt wordt
      gelegd bij de Reversed Field Pinch en Stellarators , en op gezette
      tijden het reactorpotentieel daarvan opnieuw wordt geëvalueerd en
      vergeleken met dat van de Tokamak ;
Overwegende dat deze strategie bij de volgende herziening van het
programma opnieuw moet worden bezien. Het doel van de herziening is het
huidige programma te vervangen door een nieuw vijfjarenprogramma , per
 1 januari 1990 . Dan zal tevens moeten worden besloten wanneer moet
worden overgegaan tot het D-T bedrijf bij JET en wanneer een aanvang
moet worden gemaakt met het gedetailleerde ontwerp van NET .
 Overwegende dat het onderzoekprogramma van het Gemeenschappelijk Centrum
 voor Onderzoek voorziet in deelneming van het GCO op het gebied van NET
 en de fusietechnologie ;
 ---pagebreak---                                                                            44
Overwegende dat Zweden en Zwitserland geassocieerd zijn met de com¬
munautaire activiteiten op het gebied van de beheerste thermonucleaire
kernversmelting ;
Overwegende dat het van belang is dat de Gemeenschap de bouw van be¬
paalde uitrustingen die verband houden met prioritaire projecten ,
alsmede de ondersteuning van JET en NET door de Associaties en bepaalde
ontwikkelingen op het gebied van de fusietechnologie blijft aanmoedigen
door toekenning van een preferentieel deelnemingspercentage in the
uitgaven voor deze maatregelen ;
Overwegende dat de industrie meer rechtstreeks bij de tenuitvoerlegging
van het programma ,   met name    op het     gebied van NET   en de   fusie ¬
technologie , moet worden betrokken ;
Overwegende dat bovendien de mobiliteit van het personeel tussen de
instellingen die aan de uitvoering van het programma meewerken , moet
worden bevorderd ;
BESLUIT :
                                 Artikel 1
Er wordt voor een periode van vijf    jaar , ingaande op 1 januari 1987 , een
onderzoek- en onderwijsprogramma       van de Europese Gemeenschap voor
Atoomenergie op het gebied van         de beheerste thermoncleaire kern¬
versmelting vastgesteld , dat in de   bijlage wordt omschreven .
                                 Artikel 2
Het bedrag dat noodzakelijk wordt geacht voor de uitvoering van het
programma zonder JET beloopt 533 miljoen Ecu , met inbegrip van de
uitgaven voor een personeelsbestand van 105 personeelsleden .
Het bedrag dat noodzakelijk wordt geacht voor JET voor de duur van het
programma beloopt 378 miljoen Ecu , waarin de uitgaven voor een per¬
soneelsbestand van 191 tijdelijke functionarissen in de zin van artikel
2 sub a) van de Regeling welke van toepassing is op de andere per¬
soneelsleden van de Europese Gemeenschappen zijn begrepen .
 ---pagebreak---                                                                       45
                                  Artikel 3
In de loop van het derde jaar zal de Commissie een evaluatie van het
programma uitvoeren met betrekking tot de doelstellingen zoals uiteen¬
gezet in de Bijlage . Als gevolg van deze evaluatie zal de Commissie in
1989 bij de Raad een herzieningsvoorstel indienen dat ertoe strekt het
onderhavige programma te vervangen door een nieuw vijfjarenprogramma dat
op 1 januari 1990 ingaat .
                                  Artikel 4
Besluit 85 / 201 /Euratom wordt ingetrokken per 1 januari 1987 .
                                  Artikel 5
Deze verordening wordt van kracht op 1 januari 1987 .
Deze verordening is in zijn geheel bindend en onmiddellijk uitvoerbaar
in alle Lidstaten .
Gedaan te Brussel ,
                                                     Voor de Raad
                                                     De Voorzitter ,
 ---pagebreak---                                                                            46
                            BIJLAGE
          BEHEERSTE THERMONUCLEAIRE KERNVERSMELTING
Het uit te voeren programma is gericht op :
( a) de plasmafysica op het betrokken gebied , inzonderheid de
     fundamentele studies die van belang zijn voor de opsluiting
     met behulp van geschikte inrichtingen en de methoden voor de
     produktie en de verhitting van plasma 's ;
(b ) bestudering van de opsluiting , in gesloten configuraties , van
     waterstof-, deuterium en tritium plasma 's met ruim variërende
     temperaturen en dichtheden ;
(c)  bestudering van de wisselwerkingen tussen licht en materie en
     van overdrachtsverschijnselen , alsmede ontwikkeling van lasers
     met groot vermogen ;
(d)  ontwikkeling en toepassing op opsluitingsinrichtingen van
     plasmaverhittingsmethoden met voldoende vermogen ;
(e)  verbetering van de diagnosemethoden ;
(f)  vooronwerp en mogelijke aanvang van het gedetailleerde
     engineering ontwerp van NET (Next European Torus ) en
     technologische ontwikkelingen die voor het ontwerpen en bouwen
     daarvan zijn vereist , alsmede die welke op langere termijn
     voor de fusiereactor nodig zijn ;
(g)  uitbreiding van de JET-machine tot het volle prestatieniveau ;
     inbedrijfstelling en exploitatie van JET .
De werkzaamheden sub ( a) , (b ) , ( c ) , ( d ) , ( e ) en ( f ) worden uit­
gevoerd in het kader van associaties of contracten van beperkte
duur waarmee de voor de uitvoering van het programma nodige resul¬
taten moeten worden verkregen en waarbij rekening wordt gehouden
met de werkzaamheden die door het Gemeenschappelijk Centrum voor
Onderzoek worden verricht , in het bijzonder op het gebied van NET
en de technologie als bedoeld sub ( f ).
 ---pagebreak---                                                                          47
    De uitvoering van het sub ( g) bedoelde JET-project wordt toe¬
    vertrouwd aan de gemeenschappelijke onderneming "Joint European
    Torus (JET) , Joint Undertaking" die is opgericbt bij Besluit
    78/471 /Euratom ^ .
2.  Het sub 1 . omschreven programma vormt een onderdeel van een
    samenwerkingsproject op lange termijn dat alle werkzaamheden
    bestrijkt die in de Lid-Staten worden ondernomen op het gebied van
    de beheerste thermonucleaire kernversmelting met magnetische
    opsluiting . Het programma is erop gericht te zijner tijd tot de
    gezamenlijke bouw van reactorprototypes te komen met het oog op de
    produktie en verkoop van reactoren door de industrie .
3.  Het bedrag van 533 miljoen Ecu dat noodzakelijk wordt geacht voor
    de uitvoering van het programma zonder JET is bestemd voor de
    financiering van :
    (a)   de projecten van prioritaire aard , voor een uniform percentage
          van ongeveer 45 , zoals omschreven in punt 4 ;
    (b )  de lopende uitgaven van de associaties , voor een uniform
          percentage van ongeveer 25 ;
    (c )  sommige industriecontracten op het gebied van NET /fusie-
          technologie en de ontwikkeling van geavanceerde plasma-
          verhittingsmethoden , voor 100% , zoals omschreven in punt 4 ;
    (d)   beheerskosten en uitgaven ten behoeve van de mobiliteit van de
          personeelsleden , zodat deze werkzaam kunnen zijn bij de
          instellingen die deelnemen aan de uitvoering van het
          programma , en bij het NET-team ;
     ( e) de bedrijfskosten van het NET-team , voor ongeveer 75% ;
(1) PB nr . L 151 van 7.6.1978 , blz . 10 .
 ---pagebreak---                                                                        48
   Enig batig saldo van de bijdragen van geassocieerde derde landen
   ( Zweden en Zwitserland ) uit hoofde van het programma buiten JET om
   zal worden benut voor de financiële deelneming van de Gemeenschap
   in de uitgaven die in punt 3 worden genoemd .
4. Nadat het Raadgevend Comité voor het Programma Kernversmelting ter
   zake advies heeft uitgebracht , kan de Commissie met een uniforme
   deelneming van ongeveer 45% zoals aangegeven in punt 3 sub ( a) ,
   projecten op een van de volgende gebieden financieren :
   ( a)  Tokamak-systemen en ondersteuning JET ;
   (b )  andere toroïdale machines ;
   (c)   verhitting en injectie ;
   ( d)  NET en fusietechnologie .
   Indien zulke projecten vallen op de gebieden ( c ) en ( d ) en door de
   industrie worden uitgevoerd , kan de Commissie deze zoals vermeld in
   punt 3 sub ( c ) voor 100% financieren .
   Als tegenprestatie mogen alle Associaties deelnemen aan proef¬
   nemingen die met behulp van de in dit verband geconstrueerde
   uitrusting worden gedaan .
5. De totale bijdragen van de Lid-Staten van de JET Gemeenschappelijke
   Onderneming , benodigd om gedurende de programmaperiode 1987 tot
   1991 de betalingen van JET te financieren , worden geschat op
   531 miljoen Ecu . Deze zijn bestemd om de uitgaven te dekken voor de
   uitbreiding van de JET-machine tot het volle prestatieniveau en de
   inbedrij f stelling en exploitatie daarvan . In overeenstemming met de
   JET-Statuten worden 80% , gelijk aan 425 miljoen Ecu , van dit bedrag
   door het budget van de Gemeenschap gefinancierd . Van dit bedrag
   heeft de Commissie voor 19 miljoen Ecu betalingsverplichtingen
   aangegaan vóór 1987 . De resterende 406 miljoen Ecu zullen als volgt
   worden gefinancierd :
   .     378 miljoen Ecu uit de programma toewijzing voor JET ;
   .      28 miljoen Ecu uit de bijdragen voor JET aan het Gemeen-
         schapsbudget van Zweden en Zwitserland .
 ---pagebreak---                                                                         49
                       C ) FINANCIEEL MEMORANDUM
               I. KERNVERSMELTINGSPROGRAMMA ( zonder JET)
1.  BEGROTINGSPOST : 7310 .
2.  OMSCHRIJVING VAN DE BEGROTINGSPOST : Thermonucleaire
                                          kernversme lting -
                                          Algemeen programma .
3.  JURIDISCHE GRONDSLAG : Artikel 7 van het EGA-Verdrag
                            Besluit van de Raad 85/201 /Euratom^ ^
                            alsmede een in 1987 te verwachten reglement .
4.  BESCHRIJVING , DOELSTELLINGEN    EN   MOTIVERING   VAN  HET PROGRAMMA
    ( inclusief JET) :
4.1 Beschrijving
    Het programma is erop gericht 0 & O op het gebied van de beheerste
    thermonucleaire kemversmelting voort te zetten en omvat alle
    werkzaamheden op dit gebied in de Lid-Staten. Zweden en Zwitserland
    zijn met dit programma geassocieerd . Het heeft in het bijzonder
    betrekking op de studie van de magnetische opsluiting van plasma en
    de fusietechnologie .
(1) PB nr . L 83 van 25.3.1985 .
 ---pagebreak---                                                                       50
4.2 Doelstellingen
    ( a) Op korte termijn heeft het programma de volgende doel¬
         stellingen :
               de basis te verschaffen die op het gebied van de fysica
               en van de techniek nodig is voor het gedetailleerde
               ontwerp van NET (Next European Torus ) , de grote machine
               die de op JET volgende fase vormt ;
         -     misschien in 1989-90 te beginnen met het detailleerde
               ontwerp van NET ;
         -     na te gaan in hoeverre andere magnetische opsluitsystemen
               dan Tokamaksystemen      ( Stellarators , Reversed Field
               Pinches ) kunnen worden beschouwd als reële alternatieven
               voor de Tokamak-machines ;
         -     een minimaal programma op het gebied van traagheids-
               opsluiting uit te voeren .
    (b)  Het uiteindelijk doel van dit programma is na te gaan of tegen
         concurrerende prijzen energie kan worden opgeweckt uit fusie-
         reacties tussen lichte atoomkernen en , zo ja , gemeen¬
         schappelijk prototypen van reactoren te bouwen met het oog op
         de produktie en verkoop van deze reactoren door de industrie .
4.3 Motivering
    Het probleem van de wereldenergiebronnen op lange termijn is nog
    lang niet opgelost . De thermonucleaire kernversme lting is een van
    de zeer weinige bronnen die een oplossing voor dit probleem kunnen
    bieden of tenminste aanzienlijk tot die oplossing kunnen bijdragen
    en zulks op een bijzonder gunstige manier voor Europa . Bij een
    fusiereactor met magnetische opsluiting zal brandstof worden
    gebruikt die praktisch onuitput telijk en universeel beschikbaar is ;
    een dergelijke reactor zal voorts in een aantal opzichten van
    nature veilig zijn en zeer waarschijnlijk geringe milieu-ef fecten
    hebben . De voornaamste gronden voor het verrichten van onderzoek op
    dit gebied in communautair verband zijn :
         de omvang van de vereiste financiële middelen en mankracht
         waardoor een ontwikkeling op nationale basis niet kan plaats¬
         vinden ;
 ---pagebreak---                                                                          51
           hfit bsst33.il V3n een communautair programma als noodzakelijke
           voorwssrde voor deelneming van de Gemeenschap aan de
           versteviging van de samenwerking op dit gebied in de wereld ;
           een gezamenlijke behoefte van alle Lid-Staten ;
           de lange duur van de werkzaamheden die tot de bouw van de
           reactor moeten leiden (tot na de eeuwwisseling) ;
           bij welslagen , het openstellen van een groot communautair
           afzetgebied voor de Europese reactor .
5.    FINANCIËLE IMPLICATIES VAN HET ALGEMENE PROGRAMMA VOOR DE PERIODE
      1987-1991 .
5.1   Te verwachten uitgaven
5.1.1      Kosten ten laste van :
           - De begroting van de Gemeenschappen:       616,0 miljoen Ecu^
           - Nationale overheden en andere
             nationale sectoren ( schatting ) :       1117,7 miljoen Ecu
                            Totale kosten :           1733,0 miljoen Ecu
5.1.2      Tranches en meerjarentijdschema's
           In 1976 heeft de Raad , op voorstel van de Commissie , tegelijk
           met het programma 1976-1980 het beginsel goedgekeurd van de
           "glijdende programma 's ". De Raad stelt in elk programmabesluit
           het bedrag vast van de vastleggingskredieten die voor het
           programma worden uitgetrokken alsmede het bedrag van de
           vastleggingskredieten die nog resteren van het voorgaande
           programma . De tranche die voor elk programma wordt geopend
(1)   In deze 616,0 miljoen Ecu zijn 83 miljoen Ecu inbegrepen waarvoor
      in het '85- '89-programma betalingsverplichtingen waren aangegaan .
      De Gemens chapsb ij drage voor 1987–91 in dit Voorstel voor een
      Reglement van de Raad is dus 616 - 83 = 533 milj . Ecu.
 ---pagebreak---                                                                         52
          komt overeen met de toegewezen kredieten waarop de resterende
          kredieten in mindering zijn gebracht . De geaggregeerde
          tranches die voor een bepaalde periode worden geopend , vormen
          de   totale   middelen     waarover  de    Commissie    voor  de
          tenuitvoerlegging van de programma 's gedurende die periode kan
          beschikken . Gelet op de voorgestelde toewijzing voor het
          Algemene Programma 1987-1991 belopen deze bedragen in totaal
          1181,0 miljoen ECU voor de periode 1976-1991 ; zij werden als
          volgt berekend :
                                                               Tranches
    Programma 1976-1980 :                           124,0 miljoen ECU
    Programma 1979-1983 : 190,5 - 44,0
    ( resterende kredieten van het program­
    ma 1976-1980 ):                                 146,5 miljoen ECU
    Programma 1982-1986 : 301 - 67
    ( resterende kredieten van het program­
    ma 1979-1983 ):                                 234,0 miljoen ECU
    Programma 1985-1989 : 360 ^^ - 45,5
    ( resterende kredieten van het program­
    ma 1982-1986 ):                                 314,5 miljoen ECU
    Totaal voor 1976-1986 geopende tranches :       819,0 miljoen ECU
    Voorgesteld programma 1987-1991 :
    533 - 171 ( te verwachten resterende
    kredieten van het programma 1985-1989 ):        362,0 miljoen ECU
                               Totaal :           1.181,0 miljoen ECU
    De hiernavolgende tijdschema's hebben betrekking op de periode
    1976-1991 en beslaan de vorige programma 's , het huidige programma
    1985-1989 en het voorgestelde programma 1987-1991 .
(1) Zie Mededeling van de Commissie aan de Raad inzake het programma
    kernversmelting , doe . C0M(85 ) 789 def .
 ---pagebreak---                                  Tabel : Algemeen Programma , Betalingsverplichtingen , Milj . Ecu , zonder bijdragen van derde landen (Zweden en Zwitserland )
                                        1976-85       1986    .    1986        1987        1988       1989        1990        1991    Totaal       Totaal
                                        Betalin-                                g e r a a m d c betal      ingen                      1976-91     1987-91
                                                  ,      .      over-
                                        gen       betalingen                                                                                          (2 )
                                                             breng mg
                                                                 (1 )
     Programmas 1976 / 86                449.0         8.0          2.0           -          -         -           -            -
                                                                                                                                        459.0        -
     Huidige programma 1985 / 89          90.8       94.1           4.1      100.3        60.7       10.0          -            -
                                                                                                                                        360.0      171.0
    Voorgesteld programma 1987 / 91         -          -                        -
                                                                                          56.0      100.0      113.0         93.0       362 .0     362.0
    Totaal                               539.8      102.1           6. 1     100.3       116.7      110.0      113.0         93.0      1181 .0 ,   533.0
                                                     Betalingen , Milj . Ecu , zonder bijdragen van derde  landen ( Zweden en Zwitserland )
                                        1976-85      1986         1986        1987        1988        1989  .     1990  .   1991    . Totaal       Totaal
                                        Betalin-                  over-·        gera a ni d c   betal      ingen          en latere  1976-91      1987-91
                                        gen       Üetal ingen brenging                                                      jaren                4 latere
                                                                    (1 )                                                                           jaren
                                                                                                                                                      (2 )
 : Programmas 1976 / 86                  389.2       33.2           1.6       14.4        20.6           -           -           -
                                                                                                                                         459.0       35.0
 i Huidige programma 1985 / 89            10 . 1     75.6          0.7        78.8        66.0       81.7       21 .4        25.7        360.0      273.6
I
   Voorgesteld programma 1987 / 91          -                      -           -
                                                                                          10.2       40.0      115.0        196.8        362.0      362.0
   Totaal                                399.3      108.8          2.3        93.2        96.8      121.7      136.4        222.5      1181.0       670.6  KA
                                                                                                                                                           1/4
                                                                                                                                                           i
  ( 1 ) de toewijzingen die overgebracht werden van 1986 maken deel uit van liet 1983-89 programma
  ( 2 ) in de cijfers in deze kolom zijn geen bedragen inbegrepen die overgebracht werden van 1986 voor uitgaven in 1987 .
 ---pagebreak---                                                                        54
5.2  Wijze van berekening
     (a)   Personeelsuitgaven
     De voorgestelde personeelsbezetting is als volgt :
              Years       A         B         C    . Totaal
             1987-91 .    73        29        3          105
     De berekening van de personeelsuitgaven is gebaseerd op de werke¬
     lijke uitgaven in 1987 , vermeerderd met 4% per jaar voor de jaren
     1989-1991 . Bij de personeelskredieten op de begroting is geen
     rekening gehouden met het feit dat JET de Commissie de uitgaven
     vergoedt voor personeel van het Algemene Programma dat bij JET te
     werk is gesteld .
     In de punten ( b ) en ( c ) hieronder zijn de uitgaven van de
     Gemeenschap voor personeelskosten begrepen .
     (b )  Uitgaven voor lopende administratieve en technische kosten en
           beheer
     Deze uitgaven dekken de kosten van verplaatsingen , dienstreizen ,
     deskundigen en de organisatie van vergaderingen alsmede de hiertoe
     vereiste administratieve en technische ondersteuning . Met inbegrip
     van de kosten voor het Evaluatie-programma , in zoverre het de fusie
     betreft^, en van de kosten van het personeel van de Commissie bij
     het Directoraat Fusie te Brussel , worden deze uitgavan geraamd op
        J5ïljoen_ECU die voor 100% uit de begroting van de Gemeenschappen
     moeten worden gefinancierd . Dit is 1,4% van de communautaire
     toewijzing en 0,6% van de algemene uitgaven voor 0 & 0 kernver-
     smelting in de Gemeenschap , met inbegrip van JET .
 (1) De kosten van het Evaluatie-panel vermeld in sectie VI van het
     Verklarend Memorandum worden thans geschat of ongeveer een half
     miljoen ECU .
 ---pagebreak---                                                                          55
      (c)   Uitgaven voor contracten
            i)   Associatiecontracten . Voor de periode 1987-1991 worden de
                 kosten van de uitvoering van het kernversmeltingspro-
                 gramma in de met de Gemeenschap geassocieerde laboratoria
                 geraamd op 1652 miljoen ECU , met inbegrip van de steun
                 van deze laboratoria aan JET en NET , hun activiteit op
                 het gebied van de fusietechnologie , alsmede het personeel
                 van de Commissie dat bij de geassocieerde laboratoria is
                 gedetacheerd . De Gemeenschap zou met de volgende percen¬
                 tages in de financiering van deze uitgaven deelnemen :
                 -    algemene bijdrage in de lopende uitgaven en basis¬
                      werkzaamheden op het gebied van de technologie :
                      circa 25% ;
                 -    preferentiële steun aan prioritaire werkzaamheden op
                      het gebied van fysica en technologie alsmede werk¬
                      zaamheden voor JET en NET : circa 45% ;
                 -    lopende administratieve en technische werkzaamheden
                      van het NET-team : circa 75% .
                 De uitgaven van de Gemeenschap die betrekking hebben op
                 de deelneming in de financiering van de uitgaven van de
                 Associaties worden geraamd op 429 miljoen_ECU ^ .
      ii )  Industriële contracten . In het kader van NET en de fusie¬
            technologie en de ontwikkeling van geavanceerde methodes voor
            plasma verhitting moet er een toenemend aantal contracten voor
            industriële ontwikkeling worden gesloten . Wanneer in 1990 en
            1991 in het kader van het NET-project zal worden overgegaan
            tot het gedetailleerde engineering ontwerp zullen aan de
            industrie bestellingen moeten worden gedaan van prototypes van
            componenten van de NET-installatie . De Gemeenschap zou deze
            contracten voor 100% financieren en voor dat doel zijn onge¬
            veer 74_mi lj oen_ECy uitgetrokken .
      III) De uitgaven in verband met de mobiliteit van ander personeel
            dan dat van de Commissie worden geraamd op 6_miloen_Ecu en
( 1 ) Aan het bedrag van 429 miljoen ECU moet een bedrag van 83 miljoen
      ECU worden toegevoegd dat vóór 1987 is vastgelegd voor de jaren
       1987 en 1989 .
 ---pagebreak---                                                                         56
         moeten voor 100% uit de begroting van de Gemeenschap worden
         gefinancierd . Er is een toewijzing van 8 miljoen Ecu vereist
         om bij de Associaties tewerkgesteld personeel van de Commissie
         te financieren voor circa 42% .
    iv ) Voor beurzen is een bedrag van 2_mil j.oen_ECU uitgetrokken .
5.3 Ongebruikte vastleggingskredieten die resteren van het programma
    1985-1989
         Toewijzing voor programma 1985-1989            360,0 miljoen ECU
         Af : kredieten waarvoor in 1985 en 1986
         betalingsverplichtingen zijn aangegaan
         plus kredieten overgebracht van de
         begroting 1986 :                             - 189,0 miljoen ECU
         Voor 1987-89 beschikbare ongebruikte
         kredieten :                                    l^ZIj.Q_mil2gen_EÇy
5.4 Verwachte ontvangsten
         Gemeenschapsbelasting op de salarissen van het personeel van
         de Commissie
         Bijdrage van dit personeel aan het pensioenfonds .
6.  FINANCIERING VAN HET PROGRAMMA
         Kredieten op de begrotingen van de Europese Gemeenschappen
         voor de jaren 1976-1987
          In latere begrotingen op te nemen kredieten ( 1988-1991 en
          later ) .
 ---pagebreak---                                                                         57
7. GELDEND CONTROLESYSTEEM
   Wetenschappelijke controle : - Beheercomités volgens de associatie-
                                  contracten met de nationale
                                  laboratoria
                                - Raadgevend Comité voor het Programma
                                  kernversmelting ; opgericht bij
                                  besluit van de Raad van 16.12.1980 .
   Administratieve en
   financiële controle :        - Beheercomités
                                - DG Financiële Controle wat betreft de
                                  uitvoering van de begroting en de
                                  wettigheid en rechtmatigheid van de
                                  uitgaven ; voorts de Afdeling Con¬
                                  tracten bijgestaan door accountants-
                                  bedrijven die hiertoe van de Com¬
                                  missie opdracht ontvangen (DG XII ) .
 ---pagebreak---                                                                                58
                               II ) JET-PROJECT
1.  BEGROTINGSPOST : 7311 .
2.  OMSCHRIJVING VAN DE BEGROTINGSPOST : deelname aan de Gemeenschap¬
    pelijke Onderneming JET .
3.  JURIDISCHE BASIS :    Artikel 45 to /m 51 van het Euratomverdrag en
                          artikel 9 van de JET-statuten ,
                          de besluiten van de Raad        78 / 470 / Euratom van
                          30.5.1978 ( PB L 151 van 7 juni 1978 , blz . 8 ),
                          30 / 3 18 /Euratom van 13.3 . 1980 , 81 / 380 / Euratom
                          van 19.5.1981 , 82 / 350 / Euratom , 85 / 201 /Euratom
                          en een in 1987 te verwachten Raadsbesluit .
4.  OMSCHRIJVING , DOELSTELLINGEN EN MOTIEVERING VAN HET PROJECT :
4.1 Omschrijving
    Bouw , bedrijf en exploitatie , als onderdeel van het kernver-
    smeltingsprogramma van de Gemeenschap en ten behoeve van de deel¬
    nemers aan dit programma , van een grote torusmachine van het type
    Tokamak en neveninstallaties (Joint European Torus - JET ), ten
    einde het gebied van de parameters die toepassing vinden bij de
    proefnemingen op het gebied van gecontroleerde thermonucleaire
    kernversme lting uit te breiden tot de omstandigheden welke vereist
    zijn in een fusiereactor .
 ---pagebreak---                                                                                 59
4.2  Doelstellingen
     Verwezenlijking en bestudering van een plasma met afmetingen en
     onder omstandigheden die de waarden benaderen welke nodig zijn voor
     een fusiereactor .      In het kader van deze doelstellingen worden
     werkzaamheden verricht op vier hoofdgebieden :
     (i)    Schaalwetten die het gedrag van het plasma beschrijven naar¬
            mate de parameters daarvan die van een reactor benaderen ;
     ( ii ) wisselwerking tussen plasma en wand onder deze omstandigheden ;
     ( iii) bestudering van de verhitting van het plasma ;
     ( iv) bestudering van de produktie en opsluiting van de                -deeltjes ,
            alsmede van de hierop volgende verhitting van het plasma .
4.3 Motivering
     De uitvoering van het JET-Project vormt een stadium van essentieel
     belang in de ontwikkeling van het kemversmeltingsprogramma van de
     Gemeenschap . Voor het uiteindelijk doel van dit programma en de
     motivering hiervan wordt verwezen naar deel I , § 4.3 van dit
     financieel memorandum.
5.   ALGEHELE FINANCIËLE IMPLICATIES VAN JET VOOR DE PERIODE 1987-1991
5. 1 Implicaties voor het Kaderprogramma 1987-91
     Voor de programmaperiode       1987-91  zijn de volgende middelen benodigd
     voor JET :
      1987-91 Programma toewijzing                         378,2 milj . ECU
     resterende middelen van het
      1985-89 Fusieprogramma                               209,2 milj . ECU
     nieuwe toewijzing nodig voor 1987-91                  169,0 milj . ECU
     In deze bedragen is de deelneming van Zweden én Zwitserland niet
      inbegrepen .
 ---pagebreak---                                                                       60
5.2 Wijze van berekening
    Op zijn vergadering in maart 1987 heeft de JET-Raad een Project
    Ontwikkelingsplan en een Kostenraming van JET goedgekeurd voor de
    rest van de voorgestelde duur van het Project tot 1992 . De daaraan
    verbonden uitgaven voor JET voor de periode 1987-1991 werden
    geraamd op :
              Betalingsverplichtingen              490,6 miljoen ECU
              Betalingen                           542,5 miljoen ECU
              Bijdragen van Leden                  531,3 miljoen ECU
    Bij deze ramingen is rekening gehouden met een voortgaande inflatie
    van 4% per jaar uitgerekend aan de hand van de inf latie-index van
    1986 van JET . 80% , van de geschatte bijdragen van de Leden ( 425,0
    miljoen Ecu) moeten via de Gemeenschap gefinancierd worden . Daar
    19.2 miljoen Ecu vóór 1987 werden vastgelegd voor de periode
    1987-91 , zijn de geschatte uitgaven voor die periode dus 405,8
    miljoen Ecu .
    Deze 405,8 miljoen Ecu worden op de volgende wijze gefinancierd :
    27,6 miljoen Ecu via het Gemeenschapsbudget in de vorm van de te
    verwachten bijdragen van Zweden en Zwitserland . Dan blijven
    378.2 miljoen Ecu over , die direct door de Gemeenschap moeten
    worden gefinancierd d.m.v . de programma toewijzing voor 1987-1991 .
    De wijze van berekening voor de bijdragen van Zweden en Zwitserland
    is beschreven in Deel III van dit Financieel Memorandum .
 ---pagebreak---                                                                             61
    De berekening is uiteengezet in de hiernavolgende tabel en hier¬
    onder samengevat :
    Programma toewijzing voor 1987-91                    378,2 milj . ECU
    Deelneming van Zweden en Zwitserland                    27,6 milj . ECU
    Vóór 1987 vastgelegde bedragen voor de
    periode 1987-91                                         19,2 milj . ECU
    80% van de bijdragen van de Leden voor de
    Periode 1987-91                                      425,0 milj . ECU
    Bijdragen van de Gastorganisatie ( 10%)               106,3 milj . ECU
    en van Leden van JET , die een associatie-
    contract met EURATOM hebben ( 10%)
    Bijdragen van Leden van JET voor de periode
    1987-91                                              531А 3_тП2л_ЕСу
5.3 Verwachte ontvangsten
    Gemeenschapsbelasting op de salarissen van tijdelijk personeel .
6.  FINANCIERING VAN HET PROJECT :
    Kredieten op de begrotingen van de Europese Gemeenschappen voor
    1976-1987 .
    In latere begrotingen op te nemen kredieten ( 1988-1991 ).
                 i
7.  GELDEND CONTROLESYSTEEM
(A) Wetenschappelijke controle : JET-Raad
                                   Raadgevend Comité voor het Programma
                                   Kernversmei ting .
(B) Administratieve en financiële contrôle : JET-Raad
                                               Rekenkamer .
 ---pagebreak---                                                                          62
Verklaringen van de tabel
( 1)  Alle cijfers in het bovenste deel van de tabel komen overeen met
      het Project Development Plan en het Cost Estimate document , goed¬
      gekeurd door de JET Raad in maart 1987 .
(2)   De bijdragen van de Leden voor de periode 1987-91 werden berekend
      aan band van het profiel van de geraamde betalingen waar de ver¬
      scheidene inkomsten , voornamelijk rente , vanafgetrokken werden .
( 3)  De JET toewijzing van het 1985-89 Fusieprogramma , met inbegrip van
      de bijdragen van Zweden en Zwitserland , bereikte een totaal van
      330.0 miljoen Ecu . De bijdragen van Zweden en Zwitserland werden
      geraamd op 23,9 miljoen Ecu , zodat 306,1 miljoen Ecu als direkte
      deelneming van de Gemeenschap overbleven .
(4)   De middelen overgebracht van 1986 hebben betrekking op het 1985-89
      programma . Deze door JET overgebrachte betalingsmiddelen werden
      reeds in 1986 door de bijdragen van de Leden gefinancierd .
(5)   Tegen het einde van 1986 bereikten de bijdragen van de Leden aan
      JET een totaal van 633,8 miljoen Ecu , waarvan 80% , of wel
      507.1 miljoen Ecu , via de Gemeenschap werden gefinancierd .
      Aangezien 526,3 miljoen Ecu op die datum reeds waren vastgelegd ,
      werd het bastleggingskrediet met betrekking tot de periode na 1986
      dus 19,2 miljoen Ecu .
(6)   Van het totaal van de bijdrage van de Leden , 531,3 miljoen Ecu voor
      de periode 1987-1991 , wordt 80% , ofwel 425,0 milj . Ecu , gefinan¬
      cierd via de Gemeenschap . Aangezien 19,2 milj . Ecu voor deze
      periode werden vastgelegd vóór 1987 , zijn de geraamde betalings ¬
      verplichtingen voor die periode 405,8 milj . Ecu .
( 7 ) In de cijfers in deze kolom zijn geen bedragen inbegrepen die
      overgebracht werden van 1986 voor uitgaven in 1987 .
 ---pagebreak---                       Tabel : Financiële profielen van zowel JET als het aandeel van de Commissie in JET
Milj . Ecu , een voortdurende    1976-85      1986             1986(4 )    1987  1988   1989   1990 1991  Totaal      Totaal
inflatie van 4% per jaar in      uitgaven                                        geschatte uitgaven      1976-91     1987-91
aanmerking nemend                           uitgaven       overbrenging                                                (7)
 FINANCIEN VAN JET ( 1 )
 Betalingsverplichtingen         600,5        100,2              30,4      88,7 125,1  106,8   89,9 80,1  1221,7       490,6
                                 5^2                                      104,4 108,5  118,1        96,1
                                 548 *^( 5)    95 > 3 (5 )
 Betalingen                                                      12,3                         115,4       1192,4       542,5
 Bijdragen van de Leden(2 )           ,5W      85,3°'                      99,8 106,4  116,6  113,9 94,6  1165,1       531 ,3 W
                                                             ) -
 AANDEEL VAN DE COMMISSIE
 Verplichtingen ( excl . CH+S )
 . Programmas 1976-1986          393,3          -                 -         -     -      -      -    -
                                                                                                           393 , 3 (     -
 . Programma 1985-1989            23,9         73,0               -
                                                                           75,1  78,7   55,4    -    -
                                                                                                           306 ,       209,2
 . programma 1987-1991              -           “                           “     -
                                                                                        12,9   85,3 70,8   169,0       169,0
 Totaal ( excl . CH+S )          417,2         73,0               -
                                                                           75,1  78,7   68,3   85,3 70,8   868,4       378,2
 Zweden en Zwitserland            31 ,          3>0,cs            -
                                                                            V     5,7    5,8    5,8  4,9    63,7
 Totaal ( incl . CH+S )          448,3'' J     78,0 ( 5 )         “
                                                                           80,5  84,4   74,1   91,1 75,7   932,1       405,8 CC )
 Betalingen ( excl . CH+S )
  . Programmas 1976-1986         393,3                                                                     393,3
  . Programma 1985-1989            14,3        63,2               2,8      75,1  78,7   72,0    -    -
                                                                                                           306,1        225,8
                                                                        :
  . Programma 1987-1991             -           -                 -
                                                                        1   “     -
                                                                                        12,9   85,3 70,8   169,0        169,0
 Totaal ( excl . CH+S )          407,6         63,2               2,8   i 75,1   78,7   84,9   85,3 70,8   868,4        394,8
 Zweden en Zwitserland            31,1          5,0               -
                                                                        :   5,4   5,7    5,8    5,8  4,9    63,7         27,6
 Totaal ( incl . CH+S )          438,7         68,2               2,8   : 80,5   84,4   90,7   91,1 75,7   932,1        422,4
                                                                                                                                  σ'
                                                                                                                                  u>
 ---pagebreak---                                                                             64
III . Bijdragen van met het kernversmeltingsprogramma geassocieerde derde
      landen
1.    Algemeen programma
1.1   Periode 1976-1986
      De ontvangen bijdragen worden geraamd op          42 miljoen ECU
      Af : uitgaven die door de Gemeenschap zijn
      gedaan voor de tenuitvoerlegging van
      samenwerkingsovereenkomsten , geraamd op :      - 25 miljoen ECU
      Batig saldo dat beschikbaar is voor het
      Algemene Programma , geraamd op                   l_Z_rni 1 ioeri_ECU
      Dit bedrag van 17 miljoen ECU werd gebruikt voor de algemene
      ondersteuning van de communautaire Associaties op een niveau van
      25% .
1.2   Periode 1987-1991
      De financiële deelneming van Zweden en Zwitserland aan het Algemene
      Programma zal als vroeger worden berekend op basis van de beta¬
      lingen van de Gemeenschap aan het Algemeen Programma en in de
      verhouding van hun BNP met betrekking tot het BNP van de Gemeen¬
      schap .
 ---pagebreak---                                                                          65
    Aangezien de momenteel in onderhandeling zijnde associatiecon–
    tracten met Zweden en Zwitserland op 31.12.1989 ten einde zullen
    lopen , kunnen de uitgaven in deze landen tot eind 1991 nog niet
    worden geraamd . Het is echter te voorzien , dat beide landen inten¬
    sief zullen deelnemen aan het groeiende programma voor fusie-
    technologie . Het batig saldo zal daardoor inkrimpen of zelfs
    verdwijnen . Mocht er een batig saldo zijn dan denkt de Commissie
    dit te gebruiken voor de financiering van de uitgaven van de
    communautaire Associaties .
    Door de toetreding van Spanje tot de Europese Gemeenschap op
    1.1.1986 werden de bijdragen van Spanje als geassocieerd derde land
    tot   het   kernversmeltingsprogramma     met  ingang  van   die  datum
    gestaakt .
2.  JET
2.1 Periode 1976-1986
    De deelneming van Zweden an Zwitserland voor deze periode wordt
    geraamd op 36,1 milj . Ecu .
2.2 Periode 1987-1991
    Op grond van de veronderstelling dat :
    -    de in het meerjarentijdschema opgenomen betalingskredieten
          ( zie punt I , 5.1.2 ) voor 1987-1991 in de begrotingen voor deze
          jaren worden opgenomen ;
    -    het gecombineerde BNP van Zweden en Zwitserland gemiddeld 7%
         van dat van de Gemeenschap zal blijven bedragen ;
    -     Zweden en Zwitserland volledig geassocieerd blijven met het
         kernversmeltingsprogramma in de periode 1987-1991 .
    kunnen de bijdragen van Zweden en Zwitserland worden geraamd op
    27,6 miljoen ECU .
 ---pagebreak---                                                                             66
         D ) ADVIES VAN HET WETENSCHAPPELIJK EN TECHNISCH COMITÉ
      betreffende het onderzoek- en onderwijsprogramma op het gebied
        van de beheerste thermonucleare kernversmelting ( 1987-1991 )
Op zijn vergadering van 12 mei 1986 heeft het WTC het ontwerpdocument
"Oogmerken van een nieuw Communautair Kaderprogramma voor Onderzoek en
Technologische Ontwikkeling voor 1987-1991 " onderzocht . Het Comité heeft
onder   andere      de voorstellen inzake beheerste   thermonucleaire    kern¬
versmelting behandeld en hierover een algemeen advies laten uitbrengen
door een kleine werkgroep , in afwachting van een uitgebreidere be¬
handeling van dit onderwerp door het WTC op 4 juli 1986 , in verband met :
      het ontwerp-voorstel voor een vijfjarenprogramma ( 1987-1991 ) op het
      gebied van de beheerste thermonucleaire kernversmelting ( doe .
      XII / 475 ) ;
-     en het ontwerp-voorstel inzake een wijziging van de Statuten van de
      Gemeenschappelijke Onderneming JET , waardoor de duur van deze
      onderneming wordt verlengd tot en met 31 december 1992 ( doe .
      XII / 498 ) .
Hieronder volgen de adviezen die het WTC op             4   juli   over beide
voorstellen heeft uitgebracht .
Beheerste kernfusie kan op lange termijn een waardevolle energiebron
voor de Gemeenschap vormen . Hoewel er reeds aanzienlijke vooruitgang is
geboekt , zal het echter nog zeker 30 jaar duren voordat het stadium van
een demonstratiereactor kan worden bereikt .        Een   dermate   langdurige
inspanning , die veel geld kost , is alleen aanvaardbaar als het fusie-
onderzoek in de Gemeenschap volledig geïntegreerd           is   in een goed
gecoördineerd programma . Als een dergelijk programma zo economisch
mogelijk wordt uitgevoerd en overbodig dubbel werk wordt vermeden , mag
worden gehoopt dat de financiële inspanning om het pre-industriële
 ---pagebreak---                                                                        67
stadium van kernfusie te bereiken , ondanks de veel langere duur van het
onderzoek , niet groter zal zijn dan de inspanning die in verband met
kernsplijting is geleverd .
Bij het fusie onderzoek neemt de fysica - alsmede de bijbehorende
technologie - nog de belangrijkste plaats in . JET is op dit gebied de
krachtigste machine , waarvan het succes er veel toe heeft bijgedragen
dat de Gemeenschap ^ een onbetwiste leidinggevende positie in de wereld
heeft veroverd . De bouw van de machine is binnen de gestelde termijn en
met de toegewezen middelen gerealiseerd en de eerste bedrijfsfase , met
uitsluitend Ohmse verhitting , heeft betere resultaten opgeleverd dan
werd verwacht .
In de in 1985 begonnen volgende fase is met additionele verhitting
weliswaar een hogere plasmatemperatuur bereikt , maar is het niet
mogelijk gebleken de reeds met andere machines waargenomen verkorting
van de opsluittijd te vermijden . Om hiervoor een oplossing te vinden en
de plasmaomstandigheden te creëren die bedrijf met tritium recht¬
vaardigen , is voorgesteld extra apparatuur aan te brengen en het bedrijf
van JET te verlengen van 31 mei 1990 tot en met 31 december 1992 ,
terwijl de jaarlijkse uitgaven op het niveau van 1986 blijven . Het WTC
benadrukt dat een besluit over de verlenging van de Gemeenschappelijke
Onderneming dringend nodig is , aangezien het succes van het JET-
programma hierdoor wordt bepaald .
Het WTC brengt gunstig advies uit over de voorstellen inzake JET , zowel
wat de verlenging van de Gemeenschappelijke Onderneming als wat de
financiële omvang betreft . Uiteraard staat niet absoluut vast dat de
verschillende voorgestelde extra instrumenten doeltreffend zullen zijn .
Het WTC is evenwel van mening dat elke vertraging bij de ingebruikneming
van deze instrumenten zeer nadelige gevolgen kan hebben voor het gehele
programma en tot een sterke stijging van de uitgaven zal leiden vanwege
de hoge vaste bedrijfskosten van JET .
 (+) Zweden en Zwitserland zijn sinds respectievelijk 1976 en 1978 met
     het programma van de Gemeenschap geassocieerd .
 ---pagebreak---                                                                         68
De oorspronkelijke vastegestelde duur van twaalf jaar voor de Gemeen¬
schappelijke Onderneming JET impliceerde een zeer strak tijdschema . Aan
de voorgestelde verlenging met twee jaar en zeven maanden zijn wederom
ernstige beperkingen verbonden . Het WTC is evenwel van mening dat de
strikte beperking in de tijd , waardoor de Gemeens chappli jke Onderneming
zich onderscheidt van alle andere grote internationale installaties voor
fundamenteel of toegepast onderzoek , navolging verdient .
De fysische programma 's van de Associaties zijn van essentieel belang
voor JET , doordat bepaalde studies worden verricht die met JET niet
mogelijk zijn , en voor het onderzoek van alternatieve configuraties voor
de TOKAMAK . Er zijn verschillende middelgrote machines in aanbouw . De
eigenschappen van sommige van deze machines zijn uniek in de wereld . Het
WTC is van mening dat de voor deze post voorgestelde financiering zeer
redelijk is en in overeenstemming met de reeds lopende programma 's .
Hierbij dient te worden aangetekend dat juist op dit gebied de kans op
versnippering en dubbel werk de grootste is en dat hiervoor zorgvuldig
dient te worden gewaakt . Met name dient de bedrijfsvoering van de
middelgrote machines even strak te worden geprogrammeerd als die van
JET .
Pas in 1982 is in communautair verband een systematisch programma voor
de technologie opgezet . Dit programma heeft tot doel de niet-fysische
kennis te verwerven die nodig is om verschillende concepten van fusie¬
reactoren op hun haalbaarheid te beoordelen . Het was mogelijk dit
programma te starten met naar verhouding beperkte middelen , door gebruik
te maken van de deskundigheid en de experimentele voorzieningen die op
kernsplijtingsgebied tot stand waren gebracht . Op korte termijn wordt de
dringendste doelstelling gevormd door het verwerven van de technische
kennis die nodig is voor het NET-project . NET wordt gezien als de enige
tussenstap tussen JET en een demonstratiereactor . Naar wordt gehoopt ,
zullen in 1990 , bij de herziening van het programma 1987-1991 , voldoende
fysische en technische gegevens beschikbaar zijn om het besluit te
kunnen nemen om met het gedetailleerde ontwerp van NET en de ontwik¬
keling van prototypes van componenten voor NET te beginnen . Het WTC ziet
op dit ogenblik geen redenen om vooruit te lopen op dit besluit , waar¬
voor de Commissie te zijner tijd een voorstel aan de Raad moet voor¬
leggen .
 ---pagebreak---                                                                        69
Daarom stelt het WTC voor om voor de posten NET en technologie het
totaalbedrag van 91 + 166 miljoen ECU te handhaven , waarmee niet wordt
vooruitgelopen op het besluit om in 1990 met het gedetailleerde ontwerp
van NET te beginnen , terwijl voorzien is in de financiering van het
NET-team voor de gehele duur van het programma ( zie bijlage I , tabel 1 ,
linker kolom). Dit resulteert in een totale begroting voor kernver-
smelting van 1059 miljoen ECU , waarover het WTC zich positief uitspreekt
en die overeenkomt met het voorstel van de Commissie voor het programma
1987-1991 .
Voorts zijn er ook activiteiten van het GCO op kernfusiegebied . Het WTC
betreurt het dat deze activiteiten , op formele gronden , afzonderlijk
door het WTC moeten worden behandeld en dat een afzonderlijk advies moet
worden uitgebracht . Het WTC dringt er op aan dat de GCO-activiteiten op
fusiegebied volgens dezelfde criteria worden beoordeeld als de analoge
activiteiten in het programma voor gezamenlijke rekening .
 ---pagebreak---                                                                         70
  ADVIES VAN HET RAADGEVEND COMITÉ VOOR HET PROGRAMMA KERNVERSMELTING
 (CCFP ) betreffende het onderzoek- en onderwijsprogramma op het gebied
       van de beheerste thermonucleaire kernversme lting ( 1987-1991 )
             aangenomen tijdens de vergadering op 19 Juni 1986
Na het ontwerp-voorstel voor dit programma op drie achtereenvolgende
vergaderingen te hebben besproken , gaat het RCKP akkoord met de weten¬
schappelijke en technische inhoud van het voorstel ; het acht deze geheel
in overeenstemming met de lange-termi jn doelstellingen en de uit¬
voeringsmodaliteiten van het programma kernversmelting , zoals eerder
door de Raad van Ministers omschreven .
Het programma bestaat in hoofdzaak uit drie onderdelen : JET , werkzaam¬
heden op het gebied van fysica en plasma-engineering bij de associaties
en NET technologie . Het RCKP is het eens met de aanbeveling de looptijd
van de gemeenschappelijke onderneming JET te verlengen tot 31 december
1992 , ten einde het geslaagde verloop van het project optimaal te
benutten .
Op grond van een gedetailleerde kostenanalyse van de Commissie en haar
geassocieerde partners meent het RCKP dat de voorgestelde globale
financiële toewijzing goed is afgestemd op de wetenschappelijke en
technische inhoud van het programmavoorstel .
Het RCKP is het eens met het uitgangspunt van het programmavoorstel , dat
het voornaamste doel moet zijn de fysische en technologische basis voor
de "Volgende Stap " te leggen . Dit laatste impliceert dat er bij de
volgende programmaherziening mogelijk een voorstel kan worden geformu¬
leerd om met het gedetailleerde engineering-ontwerp van NET te beginnen .
Het RCKP beveelt de Commissie aan met het oog op zo'n belangrijk besluit
te zijner tijd het advies van een onafhankelijk panel in te winnen .
In lijn met het advies van december 1985 , neemt het RCKP er nota van dat
het volledig geïntegreerde Europese fusieprogramma bewezen heeft een
succes te zijn , waardoor Europa een eminente partner wordt in ieder
programma voor uitgebreide internationale samenwerking op het gebied van
de kernversmelting ; wederom zegt het comité echter te vrezen dat het
weleens onmogelijk kan blijken de doelstellingen van het fusieprogramma
 ---pagebreak---                                                                         71
te realiseren , als er beduidend in de voorgestelde kredieten wordt
gesnoeid . Het programma zou dan volledig opnieuw moeten worden bezien.
Het RCKP constateert dat de component hoogwaardige technologie bij de
fusie reeds aanzienlijk is en dat de "spin-off" van het programma andere
sectoren van wetenschap en van de Europese industrie ten goede is
gekomen ; het RCKP steunt dan ook het voorstel van de Commissie om de
betrokkenheid van de industrie te vergroten . Deze betrokkenheid moet nog
aanzienlijk groeien wanneer NET de fase van het engineering-ontwerp
ingaat .
De mobiliteit van wetenschappelijk personeel tussen de verschillende
fusie-laboratoria is al groot en is speciaal van belang voor landen die
zelf geen fusieprograrana' s hebben. Het RCKP onderschrijft derhalve de in
het voorstel opgenomen mobiliteits- en fellowship-regelingen ten volle .
 ---pagebreak---                COMMISSIE VAN DE EUROPESE GEMEENSCHAPPEN
Voorstel voor een besluit van de Raad houdende goedkeuring van een
wijziging van de Statuten van de " Joint European Torus (JET , Joint
Undertaking ")
  (door de Commissie ingediend)
 ---pagebreak---                                                                           73
                            A ) TOELICHTING
1. De Raad heeft de Gemeenschappelijke Onderneming JET ingesteld voor
   een periode van 12 jaar van 1 juni 1978 tot en met 31 mei 1990 . In
   de Statuten zijn de doelstellingen als volgt omschreven :
   "... Een grote Torus van het Tokamak-type . . . te bouwen , in bedrijf te
   nemen en te exploiteren teneinde de reeks parameters die van
   toepassing zijn op proeven met beheerste thermonucleaire reacties
   uit te breiden tot in de nabijheid van de parameters welke in een
   thermonucleaire reactor zijn vereist ".
2. Het succes van JET is van essentieel belang voor het ontwerp en de
   bouw van de machine van de volgende stap , NET (Next European
   Torus ) , en zodoende voor het gehele Europese kernver smelt ings-
   programma .
3. De wetenschappelijke doelstellingen van JET zijn vierledig . Deze
   zijn vermeld in rapport EUR-JET-R5, "The JET Project - Design
   Proposal ", 1976 , waarnaar expliciet wordt verwezen in de Statuten
   van JET , 1978 . Deze doelstellingen gelden nog steeds :
   ( a)  Onderzoek naar de schaalwetten voor opsluiting en plasma-
         eigenschappen naarmate dimensies en parameters de waarden die
         nodig zijn voor een reactor benaderen ;
    (b ) Onderzoek en beheersing van de plasma-wand wisselwerking en
         toevoer van verontreinigingen onder deze omstndigheden ;
    ( c) Demonstratie van efficiënte verhittingstecnieken waarmee hoge
         temperaturen kunnen worden bereikt ;
    (d ) Onderzoek naar de produktie en opsluiting van alfa-deeltjes en
         de daaraan verbonden plasmaverhitting .
 ---pagebreak---                                                                         74
4. Om deze doelstellingen te bereiken verloopt het project volgens een
   aantal fasen :
   -     Fase 0 : Bouw van de machine
         De machine is volgens tijdschema gebouwd in vijf jaar , van
         1978 tot en met 1983 .
   -     Fase 1 : Ohmse verhittingsfase
         De belangrijkste doelstellingen van deze fase , die thans
         voltooid is , waren de machine en de belangrijkste systemen in
         gebruik te nemen en een schoon waterstofplasma te creëren dat
         geschikt was voor het onderzoek in latere fasen met
         additionele verhitting .
   -     Fase 2 : Onderzoek met additionele verhitting en studies van
         optimaal gebruik van het volledige vermogen
         In deze fase , die zoals gepland in 1985 begon , worden thans
         geleidelijk steeds hogere additionele verhittingsvermogens op
         de machine geïnstalleerd . De belangrijkste doelstellingen van
         deze fase zijn de maximale prestaties van de machine te
         realiseren en de plasmaparameters te bereiken die nodig zijn
         om over te gaan tot de laatste fase van het programma .
   -     Fase 3 : Tritiumfase
         Als fase 2 succes heeft , kan de Tritiumfase beginnen . In deze
         fase , waarvoor zo'n 2 jaar nodig zal zijn , wordt de produktie
         van alfa-deeltjes in deuterium- en tritiumplasma ' s onderzocht .
         Het uiteindelijk doel is verhitting door alfa-deeltjes op een
         significant niveau te realiseren .
5. Voortgang van JET tot dusver
   Bij de bouw van de machine is vrijwel niet afgeweken van de
   begroting en het tijdschema . De ohmse verhittingsfase , die begon
   toen in juni 1983 het eerste plasma werd gecreëerd , is
   overeenkomstig het tijdschema in de tweede helft van 1984 met
   succes voltooid . Alle opgeleverde systemen hebben volgens de
   specificaties     gewerkt  en   de   fysische resultaten   hebben   de
   verwachtingen overtroffen . Er is zelfs een beheerste plasmastroom
   van 5 miljoen ampère (MA ) bereikt , terwijl de ontwerpwaarde 4,8 MA
   bedroeg . Met uitsluitend ohmse verhitting zijn in JET plasma-
    temperaturen van bijna 40 miljoen graden Celsius bereikt en op-
   sluittijden van ongeveer 0,9 seconden .
 ---pagebreak---                                                                          75
In 1985 is het additionele verhittingsprogramma van start gegaan met de
succesvolle toepassing van radiofrequente verhitting , in 1986 vervolgd
door neutrale-bundelverhitting . In november 1986 kon , door beide additio¬
nele verhittingsmethodes te combineren , een totaal vermogen van 18 MW aan
het plasma worden gekoppeld , en werden piek-ionen-temperaturen van onge¬
veer 145 miljoen graden Celsius bereikt . In de normale materiaal-limiter-
uitvoering werden met additionele verhitting de opsluitingstijden aanmer¬
kelijk verkort in vergelijking met ohmse verhitting .
Voorlopige experimenten met een magnetische limiter-uitvoering (X-punten)
aan het einde van 1986 gaven echter aanmoedigende resultaten en wezen een
weg waarbij deze "opsluitings-verkorting" overwonnen kon worden .
Toekomstige plannen
Aangezien het de bedoeling is het totale verhittingsvermogen te verhogen
tot een waarde tussen 40 en 45 MW , is het van essentieel belang dat er
oplossingen worden gevonden voor "de verslechtering van de opsluiting" die
tot dusverre is waargenomen als additionele verhitting werd toegepast . Op
grond van theoretische studies , die thans worden gestaafd door experi¬
menten in JET en elders , bestond al geruime tijd de hoop dat er oplos¬
singen konden worden gevonden om de verslechtering van de opsluiting te
overwinnen . Thans wordt er een reeks nieuwe experimentele maatregelen
uitgewerkt die het mogelijk moeten maken volledig te profiteren van het
prestatievermogen van JET . Deze ontwikkelingen hebben betrekking op de
volgende 4 onderwerpen :
( i ) Verhoging van de centrale plasmadichtheid met pellet-injectie ;
( ii) Plasma-afvoer en beheersing van de randdichtheid ;
( iii ) Betere beheersing van de plasma-wand wisselwerking door wijziging van
        de magnetische configuratie (X-points );
( iv) Beheersing van het stroomprofiel in het plasma .
Deze maatregelen hebben tot doel een stabiele plasmaconf iguratie te ver¬
krijgen met hogere dichtheden en temperaturen en een voldoende lange
opsluittijd . Hiervoor is extra-apparatuur nodig , waarvoor de kapitaal¬
kosten zijn geraamd op slechts 70 miljoen ECU in prijzen van 1986 . De
nettotoename van de kapitaalkosten bedraagt , rekening houdende met de
verlaging van ongeveer 25 miljoen ECU in de kosten van de uitbreiding naar
volledige uitvoering , ongeveer 45 miljoen ECU , hetgeen overeenkomt met een
toename van minder dan 10% van de totale kapitaalkosten van het project .
 ---pagebreak---                                                                      76
Deze ontwikkelingen kunnen plaatsvinden zonder het huidige uit¬
gavenniveau van JET dat tussen 100 en 105 miljoen Ecu per jaar ,
1986 waarde , ligt , te verhogen .
Deze extra-apparatuur moet operationeel zijn voordat kan worden
overgegaan tot de laatste fase van het JET-programma , de tritium-
fase . Voor het ontwerp , de bouw en de installatie ervan is tijd
nodig , zodat later met de tritiumfase kan worden begonnen dan
oorspronkelijk gepland . Om te voorkomen dat het JET-programma te
veel uitloopt en de stuwkracht ervan te bewaren , dient de uit¬
voering van deze maatregelen niet te worden vertraagd . Een vroeg¬
tijdige start van deze ontwikkelingen is alleen gerechtvaardigd als
dit geschiedt in het kader van een verlenging van de Gemeenschap¬
pelijke Onderneming , zodat de extra-apparatuur ten volle kan worden
benut . Daarom heeft de JET-Raad op zijn vergadering in oktober 1985
besloten dat het bedrijf van JET moet worden voortgezet tot eind
1992 , zodat NET en het kernversmeltingsprogramma in zijn geheel ten
volle kunnen profiteren van de mogelijkheden van JET . De Commissie
heeft de Raad van Ministers hiervan in december 1985         in kennis
gesteld in haar mededeling inzake het programma kernversmelting
 (Doe . ( 85 ) 789 Def ., 23 december 1985 ). De JET-Raad heeft , na op
zijn vergadering in maart 1986 unanieme overeenstemming te hebben
bereikt , de nodige formele stappen ondernomen om de Gemeenschap¬
pelijke Onderneming met twee jaar en 7 maanden te verlengen van 31
mei 1990 tot en met 31 december 1992 en artikel 19 van de Statuten
van JET dienovereenkomstig te wijzigen . De Commissie stelt voor dat
de Raad van Ministers , conform artikel 50 van het Euratomverdrag ,
deze wijziging van de Statuten van JET goedkeurt .
 ---pagebreak---                                                                          77
                                 B ) VOORSTEL
                                  voor  een
                             BESLUIT VAN DE RAAD
Houdende goedkeuring van een wijziging van de Statuten van de "Joint
European Torus (JET ), Joint Undertaking".
DE RAAD VAN DE EUROPESE GEMEENSCHAPPEN ,
Gelet op het Verdrag tot oprichting van de Europese Gemeenschap voor
Atoomenergie , inzonderheid op artikel 50 ,
Gezien het voorstel van de Commissie ,
Overwegende dat de Raad voor de uitvoering van het JET-project bij
Besluit 78/471 /Euratom^ de Gemeenschappelijke Onderneming "Joint
European Torus (JET ) , Joint Undertaking" heeft opgericht en de Statuten
daarvan   heeft    goedgekeurd   die   later  zijn  gewijzigd  bij  Besluit
79/720/Euratom^ en Besluit 83/310/Euratom^ ;
Overwegende dat er om de doelstellingen van het JET-project , als om¬
schreven in Besluit 78 / 471 / Euratom te bereiken , extra-apparatuur nodig
is , die niet kan worden gebouwd , in bedrijf genomen en geëxploiteerd
binnen de thans in de Statuten van JET vastgestelde duur van de Gemeen¬
schappelijke Onderneming ;
Overwegende dat de JET-Raad verlenging van de duur van de Gemeen¬
schappelijke Onderneming tot en met 31 december 1992 en de overeen¬
komstige wijziging van de JET-Statuten heeft goedgekeurd ,
 (1 ) PB nr . L 151 van 7.6.1978 , blz . 10
 (2)  PB nr . L 213 van 21.8.1979 , blz . 9
 (3 ) PB nr . L 164 van 23.6.1983 , blz . 35
 ---pagebreak---                                                                       78
BESLUIT :
                               Artikel 1
De wijziging van de Statuten van de "Joint European Torus ( JET ), Joint
Undertaking " die als bijlage aan dit besluit is gehecht , wordt goed¬
gekeurd .
                               Artikel 2
Dit besluit treedt in werking op de dag volgende op die van zijn bekend¬
making in het Publikatieblad van de Europese Gemeenschappen .
Gedaan te
                                                  Voor de Raad
                                                  De voorzitter
 ---pagebreak---                                                                     79
                             B I J L A G E
Artikel 19.1 van de Statuten van de "Joint European Torus (JET), Joint
Undertaking", wordt als volgt gelezen :
     " 19.1 .  De Gemeenschappelijke Onderneming wordt opgericht voor
               een periode tot en met 31 december 1992 ."
 ---pagebreak---                                                                         80
                        C ) FINANCIEEL MEMORANDUM
De totale kosten van JET en de financiële bijdragen uit de begroting van
de Gemeenschap aan JET gedurende de gehele voorgestelde looptijd van de
Gemeenschappelijke Onderneming zijn vermeld in het financieel memorandum
bij het Voorstel voor een Besluit van de Raad tot vaststelling van een
onderzoek- en onderwijsprogramma ( 1987-1991 ) op het gebied van de
beheerste thermonucleaire kernversmelting . Hier worden alleen de
extra-kosten aangegeven in verband met de voorgestelde introductie van
extra-apparatuur en de verlenging van de Gemeenschappelijke Onderneming .
In prijzen van 1986 zijn deze extra-kosten :
. Kapitaalkosten extra-apparatuur :                      70 miljoen ECU
. Verlenging bedrijf van JET met 2 jaar en
   7 maanden :                                         190 miljoen ECU
. Af : verlaging van de kosten van de uit¬
   breiding tot volledige uitvoering :                - 25 miljoen ECU
. Netto extra-kosten :                                 235 miljoen ECU
Het grootste deel van de kapitaalkosten voor extra-apparatuur komt in de
jaren 1987-1990 , samen met de resterende kosten van de uitbreiding tot
volledige uitvoering en de bedrijfskosten van JET . Uitgaven in verband
met de verlenging van het bedrijf van JET komen in de jaren 1990-1992 .
Conform artikel 9 van de Statuten van JET zal 80% van de extra-kosten
( 188 miljoen ECU ) moeten worden gefinancierd via de begroting van de
Gemeenschap (Post 7311 ). In het financieel memorandum bij het voorstel
voor het    kernversmeltingsprogramma    1987-1991 is aangegeven hoe    de
uitgaven over de achtereenvolgende jaren verdeeld zijn .
 ---pagebreak---           COMMISSIE VAN DE EUROPESE GEMEENSCHAPPEN
  "Milieu Effecten en Economische Vooruitzichten van Fusie "
   Verklaring opgesteld door de diensten van de Commissie
    en onderschreven door het Raadgevend Comité voor het
                  Programma Kernversmelting
(Door de Commissie bij het Europese Parlement en de Raad ingediend)
 ---pagebreak---                                                                         82
        Milieu Effecten en Economische Vooruitzichten van Kernfusie
Ingevolge een aanvraag van zowel het Parlement als de Raad heeft de
Commissie een groep europese experts opdracht gegeven een technisch
rapport over "Milieu Effecten en Economische Vooruitzichten van
Fusie " op te stellen .
De Commisssie is verheugd dit rapport , dat door het Raadgevend Comité
Programma Kernversmelting goedgekeurd werd , te overhandigen , tezamen met
een minder technische samenvatting over de huidige stand van kennis en
techniek op dit gebied .
De Commissie is zich bewust van het feit dat de resultaten en opinies in
dit bericht in overeenstemming zijn met de huidige stand van kennis in
een   zich   ontwikkelend  gebied .  Inderdaad zal , als   gevolg   van    de
ontwikkeling van de kernfusie ,     die  gaat van de aantoonbaarheid van
wetenschappelijke principes tot die van de technologische haalbaarheid
daarvan , het onderzoek betreffende veiligheids -, milieu - en economische
aspecten in de toekomst toenemen . Daardoor zal het mogelijk zijn de thans
tot uitdrukking gebrachte inzichten te zijner tijd te preciseren .
De Commissie is zich er ook van bewust dat over enkele jaren betreffende
de kernversmelting beslissingen van zeer grote betekenis zullen moeten
worden genomen , zoals bijvoorbeeld het op gang brengen van het technische
ontwerp van NET en de inwerkingstelling van het tritiumbedrij f van JET .
Alvorens zulke voorstellen voor te leggen , zal de Commissie , indien
mogelijk in het kader van de volgende programma-revisie , een diepgaande
evaluatie van het Fusieprogramma uitvoeren met inbegrip van de milieu- en
eccnomische aspecten .
 ---pagebreak---                                                                          83
   MILIEU-EFFECTEN EN ECONOMISCHE VOORUITZICHTEN VAN FUSIE
   Verklaring opgesteld door de diensten van de Commissie
    en onderschreven door het Raadgevend Comité voor het
      Programma Kemversmelting .
INLEIDING
De Europese onderzoek- en ontwikkelingsactiviteiten op fusiegebied moeten
een ontwerp op leveren van een centrale die , met het oog op de maatschap¬
pelijke aanvaardbaarheid , voldoet aan een aantal criteria , bijvoorbeeld :
-    er worden brandstoffen gebruikt die overvloedig aanwezig zijn en die
     voor de Europese Gemeenschap toegankelijk zijn ;                j
     hij is chemisch schoon , d.w. z . dat er geen kooldioxide of giftige
     stoffen worden geproduceerd ;                                   1
-    de radiologische belasting van het milieu is gering in vergelijking
                                                                       i
     met de natuurlijke achtergrond ;
     tot de denkbare potentiële ongevallen behoren geen calamiteiten die
     het dagelijkse maatschappelijke leven buiten het reactorterrein
     ernstig verstoren ;
-    hij is technisch betrouwbaar ;
-    hij is economisch aanvaardbaar .
Fusie-energie heeft de mogelijkheden in zich om een van de belangrijke
nieuwe energiebronnen te worden . Deze vorm van energie voldoet niet
automatisch aan alle genoemde criteria , maar voor fusie met magnetische
opsluiting kan aan elk van de criteria worden voldaan als in het ontwerp
voor de juiste opties wordt gekozen. Een consistent ontwerp dat aan al
deze criteria voldoet is nog ver verwijderd . Er is evenwel al belangrijke
vooruitgang geboekt en er wordt met grote inzet gewerkt aan de integratie
van alle milieu-, veiligheids- en economische kenmerken in een samen¬
hangend ontwerp .
In het Europese Kernversmeltingsprogramma , dat geconcentreerd is op
systemen met magnetische opsluiting , wordt uitgegaan van drie afzonder¬
lijke stappen die moeten worden gezet , alvorens commerciële fusie-
centrales kunnen worden gebouwd : demonstratie van de wetenschappelijke
haalbaarheid , van de technologische haalbaarheid en uiteindelijk van de
economische haalbaarheid . Op dit ogenblik bevinden wij ons met JET , de
 ---pagebreak---                                                                           84
   middelgrote Tokamaks en de soortgelijke machines buiten Europa nog
   grotendeels in de wetenschappelijke fase . De volgende Europese Torus
   ( Next European Torus , NET ) die zich thans in de voorontwerpfase bevindt ,
   wordt op dit ogenblik gezien als een machine waarmee in een eerste fase
   de wetenschappelijke haalbaarheid van fusie volledig moet worden be¬
   vestigd , waarna in een tweede fase kan worden gewerkt aan de techno¬
   logische haalbaarheid . Als NET succesvol is , moet er een demonstratie-
   reactor (DEMO ) worden gebouwd , voordat fusie-energie op commerciële basis
   kan worden geleverd , hetgeen naar verwachting pas ver in de volgende eeuw
   het geval zal zijn .
   Alle uitspraken die op dit ogenblik worden gedaan over de milieuaspecten
   van ( commerciële ) fusie zijn dan ook noodzakelijkerwijs gebaseerd op de
   principes van fusie met magnetische opsluiting en op conceptuele ont¬
   werpen en niet op de technische details van voorgestelde reactor¬
   ontwerpen . Het zou al helemaal voorbarig zijn om zeer concrete uitspraken
   te doen over de kosten van fusie-energie in de volgende eeuw .
   Op verzoek van de Commissie hebben Europese deskundigen in 1986 een
   technisch rapport opgesteld over de milieu-ef fecten en de economische
   vooruitzichten van fusie ( Ref . 1 ). Aan de hand van dit rapport en andere
   bronnen , die de beste huidige kennis van dit onderwerp vertegenwoordigen ,
   zijn kwalitatieve argumenten opgesteld die in de volgende hoofdstukken
   worden behandeld .
   Verdere gedetailleerde evaluaties kunnen worden gevonden in de lijst van
   geselecteerde technische referenties die de geïnteresseerde lezer in
   staat stellen kennis te nemen van recente gespecialiseerde studies .
2. EEN CONCEPTUELE FUSIEREACTOR
   De afgelopen tien jaar is een aantal conceptuele ontwerpen van fusie¬
   reactoren opgesteld . Deze zijn gebaseerd op de huidige inzichten in de
   fysica van plasma 's van hoge temperatuur en op de technologie die thans
   beschikbaar is alsmede op de ontwikkelingen die in de nabije toekomst
   redelijkerwijs mogen worden verwacht .
   In een fusiereactor wordt energie opgewekt door de omzetting van
   deuterium en tritium in helium . In tegenstelling tot deuterium wordt
   tritium niet van buitenaf toegevoerd , maar in de reactor zelf gegenereerd
   uit lithium in de mantel . Het is dan ook het lithium dat moet worden
   aangevuld : de primaire brandstoffen voor deuterium- tritium-fusie zijn
   deuterium en lithium .
 ---pagebreak---                                                                          85
   Het grootste deel van de opgewekte fusie-energie zal verschijnen in de
   vorm van snelle neutronen , die worden afgeremd in een van een lithium-
   verbinding vervaardigde mantel die hierdoor wordt verhit tot temperaturen
   die geschikt zijn om stoom te produceren. De neutronen vormen niet alleen
   de warmtebron om op conventionele wijze electriciteit op te wekken , maar
   zorgen er tevens voor dat een gedeelte van het lithium wordt omgezet in
   tritium. De neutronen hebben bovendien tot gevolg dat de inwendige
   constructie van de reactor radioactief wordt . Het radioactiviteitsniveau
   en de vervalsnelheid (halveringstijd) zijn afhankelijk van de gebruikte
   constructiematerialen ; in principe is het mogelijk om zowel voor de
   radioactiviteit als voor de halveringstijd een lage waarde te realiseren.
3. DE ABONDANTIE VAN FUS IE BRAND STOFFEN
   De hoeveelheid primaire brandstof , die wordt verbruikt voor de opwekking
   van 1 miljoen kWh elektriciteit in een fusiecentrale , bedraagt ongeveer
   35 gram lithium dat wordt omgezet in tritium en 10 gram deuterium , tegen
   bijvoorbeeld 240 ton olie of 360 ton steenkool in een met fossiele brand¬
   stoffen gestookte centrale . Als wij het veel complexere kernfusieproces
   leren beheersen , dan wordt het directe brandstofverbruik verwaarloosbaar .
   Lithium en deuterium zijn overvloedig aanwezig in oppervlaktewateren ,
   terwijl lithium bovendien in grote hoeveelheden voorkomt in delfstoffen ;
   hoewel geen exacte gegevens bestaan over de gehele Gemeenschap , wijzen
   ramingen van lithiumhoudende delfstoffen in een aantal landen van de
   Gemeenschap erop dat de eigen voorraden ruimschoots voldoende zullen zijn
   en in geen enkel opzicht een beperkende factor zullen vormen voor het
   gebruik van fusie-energie in Europa.
4. DE AFWEZIGHEID VAN CHEMISCHE VERONTREINIGINGEN
   Het reactieprodukt van deuterium- tritium-fusie is helium , een chemisch
   inert edelgas . Aan geen van de bekende of in aanmerking komende processen
   voor de brandstofkringloop voor fusie zijn chemisch-toxische of veront¬
   reinigende emissies verbonden . Met name worden er geen kooldioxide of
   stikstof- en zwaveloxiden geproduceerd .
5. GERING RADIOACTIEF RISICO
   De enige radioactieve stof die voorkomt in de brandstofkringloop van de
   op dit ogenblik in aanmerking genomen fusiereactoren is tritium. De
 ---pagebreak---                                                                              86
      primaire brandstoffen deuterium en lithium zijn niet-radioactief en het
      produkt van de fusiereactie is niet-radioactief helium .
      Tritium is een radioactieve isotoop van waterstof . Het heeft een radio¬
      actieve halveringstijd van 12,3 jaar en het vervalt door de emissie van
      bêtastraling ( elektronen). Tritium is altijd in zeer kleine hoeveelheden
      aanwezig als gevolg van natuurlijke bronnen in de bovenste lagen van de
      atmosfeer . Gasvormig tritium oxideert in de lucht en in de bodem, tot
      getritieerd water (HTO) en in deze vorm wordt het gemakkelijker opgenomen
      door menselijk weefsel . Getritieerd water hoopt zich evenwel niet in het
      lichaam op , maar wordt uitgescheiden met een biologische halveringstijd
      van ongeveer 10 dagen . Gelukkig wordt getritieerd water , dat in het
      milieu is terechtgekomen , veel sneller verspreid en verdund in het
      ecosysteem dan splij tingsprodukten en actiniden . De halveringstijd voor
      het verdwijnen van getritieerd water uit de bovenste bodemlagen wordt
      bijvoorbeeld uitgedrukt in dagen , terwijl splij tingsprodukten en acti¬
      niden de bodem en gebouwen gedurende zeer lange perioden kunnen be¬
      smetten . Er zijn geen aanwijzingen of bekende mechanismen voor concen¬
      tratie van tritium in de voedingsketen .
      Bij normaal bedrijf blijft het tritium in een fusiecentrale binnen een
      interne kringloop die brandstof toevoer , asafvoer en zuivering omvat ,
      alsmede tritium-terugwinning ter plaatse uit de kweekmantel . Ervaringen
      in de praktijk met de Canadese CANDU-splij tingsreactoren met verge¬
      lijkbare tritiumconcentratie in het koelmiddel wijzen erop dat het met de
      bestaande technologie mogelijk is om verliezen in de atmosfeer ver onder
      het niveau van de natuurlijke radioactiviteit te houden . Dank zij het
      snelle verval van tritium is accumulatie van tritium-radioactiviteit op
      lange termijn uitgesloten .
      In de constructie van de reactor wordt radioactiviteit geïnduceerd door
      de van de fusiereacties afkomstige neutronen , maar de omvang en aard van
      deze radioactiviteit zijn afhankelijk van de soort constructiemateriaal
      die is gebruikt ^\ De neutronengeïnduceerde radioactiviteit is groten¬
      deels geïmmobiliseerd in de reactorconstructie . De kleine fractie die
( 1 ) Het is dan ook mogelijk dat er nieuwe materialen met een lage activering
      worden ontwikkeld , waarmee de radioactiviteit in de constructie aanzien¬
      lijk lager is dan bijvoorbeeld met commerciële staalsoorten .
 ---pagebreak---                                                                           87
   door corrosieprocessen in het primaire koelmiddel terechtkomt , blijft
   binnen een interne gesloten kringloop .
   Er zal radioactief afval van verschillende categorieën ( laagactief ,
   middelactief , hoogactief ) worden geproduceerd . Afval met de hoogste
   activiteit ontstaat hoofdzakelijk als een onvermijdelijk gevolg van de
   vervanging van versleten reactoronderdelen. Die afval wordt gevormd door
   delen van de geactiveerde constructie , zodat de toepassing van materialen
   met een lage activering , die eventueel zelfs zouden kunnen worden gere¬
   cycleerd , grote voordelen kan opleveren. Tevens zal er wat getritieerd
   afval zijn dat , volgens recente studies (ref . 3 .), zonder merkbare ge¬
   volgen voor het milieu kan worden verwijderd . Bij fusie komen geen
   alfa-actieve afvalprodukten voor , zoals de langlevende actiniden die bij
   splijting worden geproduceerd .
   Er zijn ramingen gemaakt van de hoeveelheden radioactieve materialen ,
   zowel tritium als geactiveerde constructiedelen , die worden gemobiliseerd
   en in het milieu vrijkomen in denkbare ongevalssituaties , waarbij tevens
   een breuk in de insluiting optreedt . Zelfs als alle vrijgekomen tritium
   de vorm van getritieerd water zou hebben , lijkt het binnen het bereik van
   de ontwikkelingsactiviteiten op fusiegebied om de gevolgen buiten het
   reactorterrein te beperken tot een zodanig niveau dat geen evacuatie-
   maatregelen nodig zijn . Dit betekent dat zelfs bij het ergst denkbare
   ongeval het dagelijkse leven in woongebieden in de omgeving van de
   centrale niet ernstig wordt verstoord .
6. POTENTIËLE PASSIEVE VEILIGHEID
   Fusie met magnetische opsluiting heeft belangrijke intrinsieke veilig¬
   heidskenmerken die , als zij op de juiste wijze in een ontwerp worden
   benut , kunnen resulteren in een grote , zoniet volledige , passieve veilig¬
   heid van de reactor . Het belangrijkste van deze veiligheidskenmerken is
   dat het , wat er ook faalt of fout gaat in de fusiereactor , te allen tijde
   onmogelijk is dat er een nucleair proces uit de hand loopt (nuclear
   runaway) . Bovendien is op elk ogenblik de hoeveelheid brandstof xn de
   reactor slechts voldoende voor een bedrijf van enkele tientallen seconden
    en onderbreking van de brandstofstroom of een verandering in het
   magnetische opsluitsysteem door een defect in de installatie hebben tot
    gevolg dat de fusiereactie snel uitdooft .
 ---pagebreak---                                                                         88
   Zeer belangrijke kenmerken die bijdragen tot de passieve veiligheid van
   de reactor zijn :
         de naar verhouding geringe nawarmte (minder dan 2 % van het bedrijfs¬
         vermogen , afhankelijk van het constructiemateriaal van de reactor),
         zodat , zelfs in de onwaarschijnlijke situatie dat alle koelsystemen
         volledig falen , smelten van de constructie gedurende een aantal uren
         uitgesloten is of met een goed ontwerp zelfs volledig kan worden
         vermeden ;
   -     de immobiliteit van het grootste deel van de radioactieve inven¬
         tarissen , die opgesloten zijn in niet-vluchtige constructie-
         materialen ;
         het geringe biologische risicopotentieel ( radiotoxiciteit ) van de
         aanwezige radioisotopen , dat voor staal ongeveer 100 keer zo klein
         is als voor spli j tingsprodukten en actiniden , terwijl er vooruit¬
         zichten zijn dat dit verder kan worden verkleind door de juiste
         constructiematerialen te kiezen ;
   -     de opwerking van de tritiumbrandstof ter plaatse waardoor de risi¬
         co 's in verband met het transport van tritium worden vermeden
         (behalve uiteraard voor de tritiuminventaris die nodig is om een
         nieuwe reactor voor de eerste maal te starten ).
7. DE ECONOMISCHE VOORUITZICHTEN VAN FUSIE
   De ontwikkeling van commerciële fusie-energie is een doelstelling op
   lange termijn . Het exacte tijdstip en de omvang van de commerciële
   exploitatie zullen worden bepaald door de kosten van fusie als energie¬
   bron . In dit stadium , wellicht twee generaties voor het zover is , moeten
   alle pogingen om de kosten van fusie-energie nauwkeurig te ramen nood¬
   zakelijkerwijs kwalitatief zijn . Ook aan de toekomstige kosten van andere
   methodes van energieopwekking zijn onzekerheden verbonden . Het is dan ook
   onmogelijk om met enige zekerheid te zeggen of fusie economisch kan
   concurreren als energiebron in de eerste helft van de volgende eeuw .
   Er zijn uiteraard studies verricht van de economische vooruitzichten van
   fusie ( b.v . ref . 1 .). Deze lijken er op toe te wijzen dat de kosten voor
   elektriciteitsopwekking van dezelfde orde zullen zijn als die van be¬
   staande technieken voor energieopwekking . Dergelijke kostenniveaus lijken
   haalbaar op voorwaarde dat de langdurige werkzaamheden om de fusie-
    technologie te verbeteren en te vereenvoudigen succes opleveren .
 ---pagebreak---                                                                             89
   In addition , important 'spin-offs' may be expected to accompany
   continued fusion development , such as have already arisen and which
   can be demonstrated today in parallel branches of high technology .
   Furthermore , the prospects for fusion and the economic comparisons
   with other power generation methods need to be considered in a
   wider context when the costs associated with safety , the question
   of self-sufficiency and the environmental impact are also Included .
   Fusion has many environmental and safety advantages , and such
   advantages could turn out to be important factors in favour of the
   introduction of fusion as a major new source of energy for the
   world .
8. REFERENCES
   1.   The Environmental Impact and Economic Prospects of Nuclear
        Fusion                                        ( EUR FU BRU /XII 828 /86 )
   Other References
   2.   Environmental Aspects of Fusion Reactors
        CASINI , G. , PONTI , C. , ROCCO , P.             (EUR- I0728-EN, 1986 )
   3.   The   Implications    for   Health    and   the   Environment   of   the
        Disposal of Tritiated Wastes                      ( EUR 10617 EN , 1986 )
   4.   Fusion Reactors - Safety and Environmental Impact
        HANCOX , R. , REDPATH , W.         (Nucl . Energy 24 ( 1985 ), p. 263 )
   5.   Preliminary Findings of a U.S. National Committee on
         Environmental , Safety and Economic Aspects of Magnetic Fusion
        Energy
        H0LDREN , J.P.
         (Paper presented at the IAEA Technical Committee Meeting on
         Fusion Reactor Safety , Culham , 3-7 November 1986 ).
   6.    Fusion Safety Status Report            ( IAEA - Tec . Doc . 388 , 1986 )
 ---pagebreak---                                                                   90 .
        DECLARATION CONCERNANT LA COMPETITIVITE ET L' EMPLOI
I. Objet de la proposition de programme
        Le programme proposé tend à poursuivre la recherche et le
        développement dans le domaine de la fusion thermonucléaire
        contrôlée et couvre toutes les activités des Etats Membres
        dans   ce   domaine . Le   but   final  de  ce  programme  est  de
        déterminer si de l' énergie peut être produite à un prix
        compétitif à partir de réactions de fusion entre noyaux
        légers , et dans ce cas , de construire en commun des prototypes
        pour     leur   production    et   commercialisation   à   échelle
        industrielle .
        Les raisons principales pour poursuivre la recherche et le
        développement dans ce domaine sur une base communautaire sont
        parmi d' autres les suivantes :
        .     l' ampleur des ressources tant humaines que financières
              nécessaires , qui suggère qu' un tel développement ne
              pourrait que très difficilement être accompli sur une
              base nationale ;
        .     la longue durée de l' effort ( s' étendant largement dans le
              siècle prochain )      nécessaire pour aboutir        à   la
              construction du réacteur ;
        .     la réalisation d' un marché européen pour les industries
              européennes dans les domaines de hautes technologies et ,
              en cas de succès , l' ouverture d' un grand marché
              communautaire pour le réacteur européen .
        Si la proposition de programme ne poursuivait pas son cours ,
        il en résulterait des dommages irréversibles , dont le plus
        sévère concernerait JET . En fait , en parallèle avec la
        présente proposition de programme , est également soumise une
        proposition pour la prolongation du projet JET jusqu' à fin
        1992 . Une telle prolongation est cohérente avec l' installation
        et l' exploitation d' équipements supplémentaires sur JET , de
        manière à en assurer le succès ultérieur . L' absence d' une
        décision pour le programme fusion remettrait en question la
 ---pagebreak---                                                                    91 .
            date de mise en oeuvre de ces équipements et par conséquent
            rendrait impraticable la conclusion du projet à la date
            proposée : cette conclusion serait donc repoussée après 1992 ,
            ce qui entraînerait des coûts supplémentaires considérables .
II .  Avantages pour 1 1 entreprise
      -    La proposition a des implications pour l' industrie européenne
            dans le domaine des hautes technologies , avec des retombées
            ( en particulier dans les domaines de la technologie des
            aimants superconducteurs , de la robotique , et des systèmes
           micro-onde de haute puissance ), au bénéfice d' autres branches
            de la science et de l' industrie .
      -    La proposition a également des implications pour les PME . Le
            rôle de l' industrie devrait augmenter lorsque le "European
           Next Step" (NET) entrera dans sa phase de projet . En
            particulier l' expérience de JET a montré que de nouvelles PME
            travaillant principalement dans le domaine de la fusion ont
            été créées ou ont connu un développement considérable suite à
            la nécessité de satisfaire les demandes des laboratoires de
            fusion .
III . Implications du programme pour l' entreprise
      –     Pour la mise en oeuvre du programme , JET et les institutions
            associées au programme fusion communautaire lancent des appels
            d' offre européens pour leurs équipements et services , en
            particulier dans les domaines des hautes technologies . Les PME
            techniquement compétentes sont invitées à participer à chaque
            appel d' offre , quand c' est nécessaire .
IV .  Inconvénients possibles pour l' entreprise
      AUCUN
 ---pagebreak---                                                                      92 .
V.    Dispositions particulières en rapport avec les PME
      Il n' y a aucune disposition de cet ordre . La présente proposition
      est susceptible de stimuler les PME , comme indiqué plus haut .
VI .  Effets attendus
      -     Comme    indiqué  ci-dessus ,  les  effets   auxquels   on    peut
            s' attendre sont une stimulation dans les domaines des hautes
            technologies de la compétitivité de l' industrie européenne par
            rapport aux autres industries dans le monde .
            La proposition n' a pas d' effet négatif 'sur la situation de
            l' emploi dans la Communauté : au contraire , elle aide à
            accroître le savoir-faire nécessaire pour développer cette
            nouvelle source potentielle d' énergie . A long terme ,
            l' ouverture d' un grand marché européen pour le réacteur
            européen aurait un effet positif sur l' emploi .
VII . Consultations des organismes représentatifs concernés
      Les Etats Membres sont consultés par l' intermédiaire du Comité
      Consultatif pour le Programme Fusion , dont l' avis ( proposition
      1986 ) et les "vues " ( proposition révisée 1987 ) sont favorables , et
      par l' intermédiaire du Comité Scientifique et Technique , dont
      l' avis est aussi favorable . Les avis du Parlement Européen et du
      Comité Economique et Social seront aussi demandés .
 ---pagebreak---                                                      EU R FU BRU/XI 1-828/86
/
 ГДООЛОЦ1
        Л
      - ■» – – – -*
I  9kïui£pn
   ШСОтпрм
  ENVIRONMENTAL IMPACT
                         and
     ECONOMIC PROSPECTS
                           of
                    NUCLEAR FUSION
                         ANNEXE
                         Commission of the European Communities
BRUSSELS,
NOVEMBER 1986
                       € Directorate General XII - Fusion Programme
                         Brussels
 ---pagebreak---                      CONTENTS
                                          Page
Explanation                            ( i)-(ii )
Executive Summary                          1
Environmental Impact of Nuclear Fusion     15
Economic Prospects of Nuclear Fusion -     52
A 1986 Viewpoint
 ---pagebreak---                                                                        (i)
Explanation :
1)   By a Resolution adopted on 17 January 1985 , the Council embodied
     the Opinion of the European Parliament on a Proposal (C0M(84 ) 271
     final) from the Commission of the European Communities to the
     Council :
            "For a Council Decision adopting a research and training
            programme ( 1985-1989 ) in the field of thermonuclear Fusion"
     The European Parliament , in its aforesaid Opinion :
     (Art . 4 )  Calls again on the Commission to launch , in the next few
                 years , a public discussion on nuclear fusion and on the
                 Indispensability and impact thereof ;
     (Art . 5 )  Instructs its ( the E.P 's ) Committee on Energy , Research
                 and Technology , as the committee responsible , to hold a
                 wide-ranging hearing , at the time of the next programme
                 review , on the prospects for and hazards of controlled
                 nuclear fusion ;
2)   In response to the requests of the E.P. mentioned above and in view
     of the impending programme revision in 1987 the Consultative
     Committee for the Fusion Programme advised the Commission :
     " to start , without delay , the necessary actions to prepare on a
     strictly European basis , a response to the European Parliament
     concerning questions raised on the Environmental , Safety and
     Economic Aspects of Fusion" (Extract from Minutes of CCFP 23 of 30
     Sept . 1985 ).
     Subsequently the Commission asked two groups of experts to carry
     out , during 1986 , a study on the present state of knowledge
     concerning the subjects in question .
     One group studied the Environmental aspects the other the Economic
     prospects .
3)   The work of the two Expert Groups was supervised by a Working Group
     composed of leading fusion scientists coming from the European
     fusion laboratories , from JET , from NET and from the Joint Research
     Centre .
 ---pagebreak---                                                                  (ü)
   The members of a Working Group were as follows :
                   Messrs : BRAAMS    ( FOM , Rijhuizen )
                            BRUNELLI  ( ENEA , Frascati )
                            CASINI    ( JRC , Ispra )
                            GIBSON    ( JET )
                            GRIEGER   ( IPP , Garching )
                            HENNI ES  (KfK , Karlsruhe )
                            PEASE     ( UKAEA , Culham )
                            PREVOT    ( CEA , Cadarache )
                            TOSCHI    ( NET , Garching )
   The Group met four times during the year in order to advise the
   experts on the issues raised in their reports .
4) The final outcome is the Report which follows and which consists of
   three parts , an Executive Summary prepared by the Services of the
   Commission and two Technical sections prepared by the Expert Groups
   concerned .
 ---pagebreak---    ENVIRONMENTAL IMPACT AND ECONOMIC PROSPECTS OF FUSION :
                    AND EXECUTIVE SUMMARY
CONTENTS
1.   Introduction                                    2
2.   The Route Towards a Fusion Reactor              3
3.   A Conceptual Fusion Reactor                     4
4.   Environmental Impact During Normal Operation    7
5.   Environmental Impact due to Accidents           9
6.   Safety Aspects                                  9
7.   The Economie Prospects                          11
8.   Conclusions                                     13
 ---pagebreak---                                                                   2.
      ENVIRONMENTAL IMPACT AND ECONOMIC PROSPECTS OF FUSION :
                       AN EXECUTIVE SUMMARY
INTRODUCTION
The aim of European fusion research and development is to produce a
design of a power plant that satisfies a number of social
acceptance criteria such as :
     it is economically acceptable
     it is technically reliable
     it is chemically clean , in that it produces no carbon
     dioxide or toxic emissions
-    its radiological burden to the environment , either from the
     plant or from waste products , in normal conditions is small
     compared to the natural background
     its credible accident potential excludes calamities disrupting
     normal life in the community outside the reactor site boundary
-    it relies on fuels and construction materials that are
     abundant and accessible to all countries of Europe .
Fusion energy , when available , will not automatically fulfil all
the above criteria . It is , in fact , possible to conceive of
applications that violate one or more of these . However , this
report will show that design options for magnetic confinement
fusion are being put forward to meet each one of them . This is not
to say that a consistent design along these lines is in hand .
Although great progress has been achieved that brings us close to
fusion conditions , it remains a formidable challenge to the science
and technology of our time to integrate all desirable
environmental , safety and economic features into a coherent design .
All this applies to the deuterium-tritium fusion system . There is a
long-term prospective that this may eventually be superseded by
so-called advanced fuels , but the case is made that deuterium-
tritium fusion is a worthy goal to pursue on its own merits .
Clearly , our acceptance criteria must be further refined and
quantified before they reach the level of precision that will
ultimately be required when decisions to enter the commercial stage
of fusion power are to be made . In this context , a report such as
 ---pagebreak---                                                                      3.
   this can serve a multiple purpose . First , to remind workers in the
   field of the stringent standards society is likely to apply to the
   outcome of their work and to focus their attention on all questions
   raised in this context .
   Secondly , to reassure both the responsible authorities and the
   general public that the efforts devoted to the subject are striving
   for the highest standards , and that encouraging progress is being
   made towards providing society with a supply capable of filling a
   sizeable , indeed the major , portion of its long-term energy needs
   in the best possible way . Finally , the report is likely to provoke
   reactions that contribute to a better understanding of the promise
   held by fusion and of the constraints to be imposed on this
   emerging technology if and when it comes to widespread application .
   This report summarises , with a minimum of technical detail , two
   technical reports by teams of specialists drawn from several
   European research institues : "Environmental Impact of Nuclear
   Fusion" and "The Economic Prospects of Nuclear Fusion : A 1986
   Viewpoint".
2. THE ROUTE TOWARDS A EUROPEAN FUSION REACTOR
   The European fusion programme , which concentrates on magnetic
   confinement systems , envisages three distinct steps to be taken
   before commercial fusion power stations can be built .
   The first is to establish the scientific feasibility of the process
   and this is the main thrust of the present programme with the JET
   Joint Undertaking at Culham , UK , as the principal experimental
   apparatus and with complementary studies in the national
   laboratories . The next step , NET (Next European Torus ), will be to
   establish the technological and engineering feasibility . The NET
   design team has already been established at Garching , Federal
   Republic of Germany , and is currently in the pre-design phase of
   the Project . The construction of NET will depend on the main
   experimental results of JET (Joint European Torus) and other fusion
   experiments . After the successful operation of NET , a demonstration
   reactor - DEMO - will be required to establish the design features
   that will determine the economic feasibility of a fusion reactor .
 ---pagebreak---                                                                      4.
   The timescale for such a programme is long but if all stages
   proceed to plan a commercial fusion power station could be in
   operation in the first half of the next century , a time when ,
   according to current predictions , new sources of pollution-free
   energy will be required to supplement nuclear fission and other
   energy sources . In addition , the dwindling supplies of the fossil
   fuels , coal , gas and oil will be needed increasingly for other
   industrial purposes .
   JET , one of the world 's leading fusion experiments of the tokamak
   class , aims at achieving conditions approaching those required in a
   reactor . To do this , the fuel , which is a mixture of deuterium and
   tritium ( the heavy isotopes of hydrogen ) gas , must be heated to
   temperatures in excess of 100 million degrees Celsius and held in
   isolation from container walls by magnetic fields . These fields
   provide the necessary thermal insulation to prevent excessive
   cooling of the hot ionised gas known as plasma . The plasma in JET
   is contained in a large ring-shaped vacuum vessel called a torus .
   If the plasma physics revealed in the JET experiments is favourable
   then the power which would be released from fusion reactions
   occurring in the JET plasma could be several tens of megawatts for
   a few seconds . NET , an experimental test reactor producing a
   thermal fusion power of about 600 MW , is being designed to
   demonstrate sustained reactions , (which themselves should continue
   to keep the plasma hot ) , and to provide the necessary technological
   data for designing a demonstration reactor ( DEMO ) with a net
   electrical output of several hundred megawatts .
3. A CONCEPTUAL FUSION REACTOR
   A number of conceptual fusion reactor designs have been made over
   the last decade . They are based on the present knowledge of the
   physics of high temperature plasmas together with the technology
   currently available or of developments that can reasonably be
   expected in the near future . Based on plausible extrapolations to
   the reactor level , a reactor of net electric power of 1200 MW has
   been defined for the purpose of the attached technical reports and
   been used in the environmental and economic comparisons .
   The simplest view of a fusion reactor is a unit into which        the
   basic fuels - deuterium and lithium - are fed and the output        is
 ---pagebreak---                                                                        5.
      electricity with helium as the principal waste product .
      Lithium is required to produce tritium (a radioactive form of
      hydrogen) which will be subsequently "burnt " with deuterium to
      produce power from fusion reactions . Deuterium from water and the
      light metal lithium from the earth 's crust are both plentiful and
      geographically well distributed . Less than one tonne of these fuels
      would be consumed in a 1200 MW fusion power station per year . Most
      of the fusion power generated will appear as high speed particles
      called neutrons , which will be slowed down in a surrounding blanket
      made of a compound of lithium causing the blanket to heat up to
      temperatures suitable for raising steam . The neutrons not only
      provide the heat source for generating electricity in the
      conventional way , but also convert some of the lithium into
      tritium . The neutrons also cause the reactor internal structure to
      become radioactive . The level of radioactivity and the decay rate
      (half-life) will depend on the structural materials chosen ; both
      could in principle be made low .
3.1   Radioactivity in a Fusion Reactor
      The only radioactive substance inherent to the fuel cycle of the
      currently-envisaged fusion reactor is tritium . In addition ,
      radioactivity is induced in the structure of the reactor by the
      neutrons arising from the fusion reactions . These two sources of
      radioactivity have been considered in assessing the safety and
      environmental aspects of fusion reactors in the following sections .
3.2   Tritium
    . Tritium is a radioactive isotope of hydrogen . It has a radioactive
      half-life of 12.3 years and decays by emitting beta-radiation
      ( electrons ) . Tritium is present in very small quantities at all
      times from natural sources in the upper atmosphere . Man-made
      tritium , mainly from thermonuclear weapons testing programmes , far
      exceeds the natural background levels of tritium . Gaseous tritium
      oxidises in air and in the soil to form tritiated water (HTO ) and
      in this form it is more readily absorbed by human tissue . However ,
      tritiated water does not concentrate in the body but is excreted
      with a biological half-life of about ten days . Fortunately ,
 ---pagebreak---                                                                       6.
      tritiated water in the environment disperses and dilutes in the
      ecosystem much faster than fission products and actinides . For
      example , the half life of the loss of tritiated water from the
      upper layers of the soil is measured in days , whereas fission
      products and actinides can contaminate land and buildings for very
      long periods . There is no evidence or known mechanism for the
      concentration of tritium in the food chain .
3.3 . Tritium Inventories
      The amount of tritium in the plasma of the reactor at any given
      time is very small - less than 1 g . The total tritium inventory for
      a 1200 MW plant will be about 3 kg of which about one third will be
      kept in a number of separated bunkered store rooms until required .
      The stored tritium need not be in the gaseous form but may be kept
      in a solid stable form such as a metallic tritide . There will also
      be tritium trapped in the lithium blanket surrounding the reactor
      and in the processing plant ; the quantity of tritium therein will
      depend upon the reactor design ranging from a few hundred grams to
      about 2 kg . The bulk of the tritium in a reactor - in store and in
      the blanket - is effectively immobilised and has a very low chance
      of escaping into the environment . Present knowledge , however ,
      indicates that the quantity of tritium that could be released in
      any conceivable accident could be reduced to about 200 g and this
      value   has  therefore  been  assumed   in   the assessment  of  the
      environmental consequences of the worst conceivable accident .
3.4   Radioactivity of the Internal Structure of the Reactor
      The neutrons resulting from the fusion reactions will make the
      structural materials of the reactor radioactive , but the level and
      longevity of the radioactivity depends essentially on the chemical
      composition of the elements used in the manufacture . The components
      closest to the plasma - particularly the torus wall and the blanket
      structure - will be subject to the most intense neutron bombardment
      and if made , for example , from conventional stainless steel will
      become the major fraction ( over 90% ) of the radioactive inventory
      of the plant . Although the total radioactive inventory of a fusion
      reactor at the time of shut down using conventional stainless
      steels for the torus wall and other internal structures will be
 ---pagebreak---                                                                            7.
     almost comparable to that of a fission plant of similar power the
     biological    hazards    ( radiotoxicity )   associated   with     steel
     activation products are significantly lower ( about one hundred
     times lower ) than those of fission products and actinides .
     Furthermore , the bulk of the activation products are trapped in the
     solid structural material of      the  reactor and cannot as    such be
     dispersed into the atmosphere .
     In making any safety and environmental assessments of fusion
     reactors , it is necessary to consider potential hazards specific to
     fusion that could arise especially from the radioactive tritium and
     from the activated reactor structure . Studies have therefore been
     made on the environmental impact during normal operation , the
     radioactive waste generated during the life of the reactor , and the
     environmental impact due to the worst possible accidents . These are
     reported in depth in the accompanying reports together with the
     assessement of the economics of a fusion reactor . A summary of each
     of these aspects is given in the following sections .
4.   ENVIRONMENTAL IMPACT DURING NORMAL OPERATION
4.1  Routine Emissions
     The only gaseous part of the radioactive inventory of the
     currently-envisaged    fusion     reactor will be       the    tritium .
     Multiple-containment systems will be used with the steel-lined ,
     air-tight reactor building being the final barrier against the
     release of tritium into the environment . The largest internal loss
     of tritium during normal operation may occur via the coolant lines .
     This is because tritium can permeate into the cooling channels of
     the blanket . Operating experience gained from Canadian CANDU
     fission reactors , with comparable tritium concentrations in the
     coolant , indicates that , with existing technology , losses to the
     atmosphere can be kept to very low levels . On the basis of this
     experience , the total tritium released daily from a 1200 MW reactor
                                                       *
     is expected to be less than 1 / 100 g (3.7 TBq)     which would result
     in maximum dose to the most exposed individual of the public local
                                     *
     to the plant of about 10 Sv (1 mrem) per year . This is well
 Bq = Becquerel ; TBq = 1,000,000,000,000 Bq ;
 Sv - Sievert ; mSv « Milli-Sievert ;    Sv = Micro Sievert
 ---pagebreak---                                                                      8.
    below the limit imposed by current regulations for fission reactors
    ( 50-300    Sv or 5-30 mrem per year ) and would , for this most
    exposed person , increase the dose burden above that due to average
    natural background radiation by about 1% - much less than the
    variations in background radiation from place to place .
    The most likely release of activation products during normal
    operation is from the leakage of corrosion products from the
    primary cooling circuits or from a loss of cooling water during
    maintenance . Based on fission reactor experience , at most this
    would amount to a relatively small amount per year and the
    consequences to any member of the public would be negligible .
4.2 Radioactive Wastes
    The principal radioactive components of a fusion reactor will be
    the torus wall and the blanket structure , both of which will have
    become activated by the fusion neutrons . If conventional steels are
    employed , it is likely that these components will be replaced about
    four times during the life of the reactor . Low level wastes will
    also arise from various processing systems around the reactor .
    Experimental facilities , such as JET , use conventional types of
    stainless steel for the construction of the torus ; these steels are
    not ideal materials for a fusion reactor . The fusion technology
    programme is therefore investigating new materials , in which the
    alloying elements that become radioactive with long half-lives are
    replaced by elements with only short-lived radioactivity . These
    materials could reduce the radioactive inventory of the structure
    by a factor between 10 and 100 , the decay rates would be faster and
    recycling of many of these selected materials could be considered
    after about 100 years . The storage problems for such wastes would
    not only be for much shorter duration than waste from fission
    reactors (where the long-lived actinides are inherent to the
    process ) but would also be much easier to handle . The fusion waste
    would be in solid form and , having a large surface area , active
    cooling would not be necessary and furthermore deep geological
    disposal would not be required .
 ---pagebreak---                                                                      9.
   In general , It Is concluded that the radioactive wastes from the
   fusion process will be considerably easier to store and dispose of
   than the wastes from fission reactors .
5. ENVIRONMENTAL IMPACT DUE TO ACCIDENTS
   Studies are being made of accident scenarios resulting from major
   technical failures of the reactor or plant . If such a severe
   accident caused the reactor building to be breached (although this
   seems impossible ) then the radioactive release into the environment
   would be mainly tritium and some activated structural materials .
   No mechanism has been identified that could mobilise more than a
   few grams of radioactive particles from the reactor structural
   materials .
   The maximum quantity of tritium contained inside several different
   buildings of the fusion plant is considered to be about 3 kg . No
   sequence of events leading to the release of all this tritium could
   be found and the most severe accident identified would lead to the
   release into the environment of not more than 200 g of tritium . If
   this 200 g of tritium in the most hazardous form (HTO ) were
   released from the building roof ( rather than from a high chimney
   stack ) under adverse weather conditions it would cause a maximum
   dose of 60-80 mSv (6 to 8 rems) at a distance of 1 km from the
   plant . In such an incident , the levels of radiation would not cause
   direct harm to any member of the public or lead to the evacuation
   of the public outside the power station boundary fence .
   It is concluded , therefore , that releases of tritium - the most
   hazardous material in a fusion reactor - and radioactive internal
   structural materials will cause no immediate harm to an individual
   or cause disruption to the normal life of the community outside the
   power station boundary fence during normal operation , during
   maintenance operations or even following a major accident or plant
   failure .
6. SAFETY ASPECTS
   Fusion reactors will be complex nuclear installations but
   nevertheless appear to have a number of intrinsic safety features .
 ---pagebreak---                                                                   10 .
The most important safety aspect is that whatever fails or goes
wrong with a fusion reactor , it cannot in any circumstance lead to
an uncontrolled , self-started and self-sustained nuclear runaway .
Moreover , the amount of fuel in the reactor core at any given time
is only sufficient for a few tens of seconds of operation and the
interruption of the flow of fuel , or a variation in the magnetic
confinement system because of a failure of the plant , will lead to
the instantaneous quenching of the plasma and the fusion reaction
will cease .
In the event of the shut-down of the reactor , cooling systems must
continue to operate to cope with the afterheat in the torus wall
and the blanket structure . In a fusion reactor , the afterheat will
be relatively low ( up to 2% of the operating power depending on the
structural   materials  of   the  reactor ) . Even  in   the unlikely
situation of the total failure of all the cooling systems , the low
level of afterheat and the large volume and surface area of the
structures are such that melting of the structures would not occur
for several hours or even may be avoided altogether by appropriate
design .
Safety for any nuclear reactor is of the utmost importance . A
fusion reactor will have a number of specific safety features built
in . The tritium plant will be built with multiple-containment
systems and the bulk of the tritium will be stored in a solid
immobile form and in separate bunkers away from the reactor to
minimise leakage to the environment . The tritium reprocessing will ,
in general , be carried out on site as an integral part of the
plant . There may be some transportation of tritium in immobilised
form outside the plant to start up new reactors . The reactor
building itself will be designed such that under all conceivable
internal accident conditions the building would not be breached .
Virtually all the radioactive inventory of a fusion reactor is
non-volatile structural materials and there are prospects that
long-lived radioactive materials can be avoided . The biological
hazard potential of the radio-isotopes from fusion reactors is low .
Even in the worst conceivable accident scenario ,      there seems no
circumstance resulting in immediate harm to an individual beyond
the site boundary or the evacuation of the public .
 ---pagebreak---                                                                        11 .
   It Is concluded therefore that fusion reactors will provide a safe ,
   environmentally-acceptable future source of energy .
7. THE ECONOMIC PROSPECTS
   For fusion power to be established as a commercial source of
   energy , it Is necessary for it to be economically competitive , to
   satisfy existing safety requirements and to be acceptable to the
   public . Just as it is not easy to predict the price of oil next
   year , to predict some fifty years ahead whether an as-yet unproven
   system will be competitive is difficult and uncertain , and by
   necessity , will be based on a number of assumptions . The emphasis
   of the current research programme has been directed to making the
   fusion process work in large-scale experimental apparatus . In
   parallel with these studies of the physics of plasma , several
   conceptual design studies of fusion reactors have been carried out
   to identify the general trends for future technological
   developments . The majority of these studies have concentrated on
   tokamak reactors (reflecting the emphasis of the fusion research
   programme) although some alternative systems have been included .
   These studies have produced preliminary estimates of both the
   construction cost of a fusion plant and the cost of generating
   electricity . As part of the NET study , for example , cost methods
   suitable   for a f irst-of-a-kind tokamak fusion reactor have been
   evolved . From these , it appears that if a prototype commercial
   reactor of 1200 MW electrical output ( sent out) were built solely
   based on the present knowledge of plasma physics and technology ,
   the generating cost of electricity would be 2-3 times that
   generated by today 's thermal fission and coal stations . This is , of
   course , taking a very pessimistic case for fusion and comparing it
   with a well-established reactor design . Series production is
   expected to reduce this gap significantly or even close it . It
   should be noted that the present generating cost of electricity
   from a fast breeder reactor ( also first of its kind ) is twice that
   from conventional thermal fission reactors . As the development of
   fusion power proceeds , it is reasonable to expect considerable
   improvement and simplifications in both the technology and the
   physics of plasmas which will lead to a reduction in the generating
   costs . For example , the cost of the superconducting magnets
   required for a fusion reactor are very high due principally to the
   present very limited market for superconducting materials but their
 ---pagebreak---                                                                   12 .
cost is expected to drop as their applications increase . Also , the
costs of the blanket and cooling systems , and the reactor building
itself , are likely to fall in series production as operational
experience leads to simpler designs . A dramatic cost reduction
could also be made with improved plasma operations . If the beta
value - a measure of the efficiency of the magnetic field in
confining plasma - were increased by a factor of 3 from its
presently achieved values , then the generating cost of electricity
would be reduced by about 30% without taking account of increasing
power advantage so gained .
There are many examples where the economics of high technology
systems have been drastically improved from the f irst-of -a-kind
version . Therefore , the demonstration of scientific and technical
feasibility must be followed by physics and engineering
improvements together with simplifications of the overall system to
arrive at an economically-competitive power plant .
In contrast to the extensive literature containing fusion reactor
design studies with detailed cost estimates , there have been
several publications which argue that fusion will never be
economic . The main criticisms are that fusion devices have a low
power density , a long payback time and are too complex . It can be
seen that the use of power-density -based comparisons is not
reasonable by examining fission reactors themselves where typical
                                                    -3
power densities are between 15 and 0.4 MW(th) /m , whereas the
construction and generation cost differences are within a factor of
two . The energy payback time is made by comparing the total energy
expended in all processes involved in the manufacture , construction
and operation of the plant compared with the total energy generated
during the working life of the reactor . For a fusion reactor , the
energy expended on the construction of the reactor is about twice
that for an equivalent fission plant , but when the energy of
manufacturing and processing of the fuel is taken into acount , then
the energy expended on fusion is significantly l®ss_than that for
the equivalent fission system . With regard to complexity , this
cannot yet be quantified , but by an analogy with aircraft , for
example , the increased complexity has not lead to a decrease in
reliability .
In summary , therefore , the information presented by the critics of
 ---pagebreak---                                                                       13 .
   fusion is often highly selective , and the conclusions are not
   supported by the detailed studies . It is true that the low power
   density of many present designs leads to high capital costs , but
   the estimated cost of electricity from fusion power stations is not
             I .
   much greater than forecast costs from existing or other alternative
   energy sources .
   Several studies have attempted to calculate the generating cost of
   electricity from fusion in the mid twenty-first century and to
   compare this with the expected cost of electricity generated by
   coal , thermal fission , and solar photovoltaic cells . Despite fusion
   power having a high capital cost , the overall generating cost of
   electricity from a fusion power station is within the wide range of
   costs expected from existing or other alternative energy sources .
   Fusion can therefore not be dismissed purely on economic grounds .
   Indeed , it is reasonable to expect that nuclear fusion will emerge
   as one of the competing systems for the large-scale production of
   electricity in the middle of the twenty-first century .
8. CONCLUSIONS
   The two appended reports have evaluated the environmental , economic
   and safety aspects of fusion in considerable detail . They show that
   if the scientific feasibility can be demonstrated , then even
   without significant development , fusion would provide a safe power
   source with a very small environmental impact on the public during
   normal operation or even following a major reactor accident . There
   are also good prospects that the cost of fusion power , assuming
   reasonable technical developments and some improvements in the
   confinement of high temperature plasma , will be within the range
   expected from other large-scale energy sources in the middle of the
   next century . In addition , there are other potentially beneficial
   aspects of fusion power . These include the security of fuel
   availability - deuterium and lithium are spread widely - and the
   low price of fuel . As the tritium cycle is integral with the power
   plant , the fuel supply will not depend on external reprocessing
   systems . The handling and storage of the radioactive structure of a
   fusion reactor will create no new problems but the possibility of
   avoiding the need for long-term storage of radioactive waste by
 ---pagebreak---                                                                    14 .
developing suitable low activation materials is likely to be a
major advantage from a public acceptance viewpoint in many
countries . In addition , there would be no significant atmosphere
pollution from a fusion reactor , as is also the case with fission .
There is a range of possible long-term developments which would
result  in an even more attractive reactor system .      The reports
concentrated on the deuterium-tritium fusion system , but in the
longer   term , other   reactions  involving   deuterium   alone , or
deuterium and helium-3 , could be considered . The benefit for such
reactions would be a considerably smaller radioactive inventory and
a very substantial simplification of the reactor , since the need
for breeding tritium would be eliminated . These reactions , however ,
require more sringent plasma conditions than those yet to be
established for the deuterium-tritium reaction .
The first concern must therefore be to build on the very good
progress made    on  demonstrating  the  scientific   feasibility  of
deuterium-tritium fusion and to establish the foundation required
to enable the NET programme to proceed .     If NET and later DEMO
proceed satisfactorily and at the envisaged timescale , then a first
commercial fusion power station could be in operation towards the
middle of the next century . The high standard of living enjoyed by
industrialised countries owes much to the availability of cheap
energy for both domestic and industrial purposes . New sources of
energy will be needed as reserves of some fossil fuels are
diminished . The vast and well-distributed reserves of fuel and the
inherent safety of fusion reactors , together with the envisaged
environmental advantages and economic competitiveness make fusion a
desirable objective as a major source of safe energy for future
generations .
 ---pagebreak---                                                                            15
                        ENVIRONMENTAL IMPACT OF NUCLEAR FUSION
W   Gulden       The NET Team , Max-Planck Institut fur Plasmaphysik ,
                 D-8046 Garching bei Miinchen , FRG .
H. Klippel       Energy Research Foundation , NL-1755 ZG Petten ,
                 The Netherlands
P. Rocco         Joint Research Centre , I 21027 Ispra ( Varese ), Italy .
J.L. Rouyer      IPSN/ DPT / STEP , CEN de Saclay , BP . No . 2 ,
                 F - 911 90 Gif - sur - Yvette, France
G. Kessler       Kernforschungszentrum Karlsruhe , INR , D-7500 Karlsruhe 1 , FRG .
                                            CONTENTS
                                                                  Page
0 . SUMMARY                                                        17
1 . INTRODUCTION                                                  21
2 . FEATURES OF A TYPICAL FUSION POWER PLANT                      22
3 . ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT                  29
    DEVELOPMENT POTENTIAL                                         46
5 . CONCLUSIONS                                                   47
6 . REFERENCES                                                    48
7 . GLOSSARY                                                       50
 ---pagebreak---                                                                                  16 .
AC K N 0Wj . I'! DGCMCNTC
        The authors are very grateful for the comments and suggestions of
Drs. C.M. Braams ( FOM ), B. Brunelli ( ENEA ), G. Casini ( JRC , Ispra ), J. Darvas
( CEC ), A. Gibson ( JET ), G. Grieger ( IPP ).. R. Hancox ( UKAEA ), H.H. Hennies
( KfK ), A. Malein ( CEC ), D. Palumbo ( CEC ), R.S. Pease ( UKAEA ), F. Prevot ( CEA ),
J. Raeder ( NET ) and R. Toschi ( NET ).
 ---pagebreak---                                                                              17 .
0.   SUMMARY
0.1   I nherent safety features
          A fusion power plant can be designed for inherent safety such that
effects of all credible accidental circumstances on the environment will be
kept small by generic safety features : neither the externally supplied fuels
( deuterium and lithium ) nor the ultimate fusion reaction products ( helium ) are
radioactive or toxic , there is a small fuel inventory in the plasma , an
uncontrolled , self-started and self sustained nuclear runaway is impossible ,
the power density in the first wall and blanket structure is relatively low ,
afterheat at shutdown is moderate , the bulk of radioactive material is non¬
volatile     structural  material ,  and   the radio - isotopes have   low biological
hazard potential .
0.2   Basis for assessment of environmental impact
        Based on plausible extrapolation from todays physics and technology to
reactor level , a FCTR ( First Commercial-sized Tokamak Reactor ) was defined .
This    FCTR   ( 1200 MWe )  is  used   as   a basis    for  the  assessment   of the
environmental impact of Tokamak reactors .
0.3   Environmental impact during normal operation
        The levels of radioactive effluents in normal operation will match the
regulations in Europe and elsewhere and hence these effluents will not be a
hazard to the public . It is worth noting that the technical potential exists
for further reducing the emission to virtually insignificant levels .
Release of radioactivity during nor mal operation
          The principal sources of airborne radioactive effluents will be the
release of tritium from buildings , the corroded activation products that leak
through coolant loops ( forming aerosols ), the activation of the cover gas or
air inside the reactor building and gases released in auxiliary buildings
during radioactive waste management operations .        Assuming adequate containment
measures , the annual atmospheric releases              from normal operation and
maintenance procedures could be limited to about 2 g (= 7^0 TBq = 20000 Ci ) of
tritium and 18.5 GBq ( 0.5 Ci ) of activation products .
 ---pagebreak---                                                                                 18 .
          Aquatic radioactive releases will be mainly due to losses during
maintenance of water cooling systems and from processing of operational waste .
Annual effluents consist of about 0.15 g (= 55.5 TBq = 1500 Ci ) of tritium and
185 GBq (5 Ci ) of activation products .
       The release values given have been obtained with moderate extrapolation
of present technological capabilities and can be considered as reasonably
conservative .
Radiation doses due to the release o f radioactivity during normal operation
      The above described radioactive release of tritium amounts to a total of
a few TBq / d ( about 800 TBq / a ) from the fusion plant .  This release will result
in a maximum dose of the order of 0.015 mSv / a ( 1.5 mrem / a ) to the most exposed
individual of the public ( stationed permanently downwind at the boundary of
the plant , eating food and drinking water gained at this place ). This is well
below the limit imposed by regulations ( 0.05 to 0.3 mSv / a = 5 to 30 mrem/ a )
and is about 1 % of the average dose burden by natural background irradiation .
Environmental impact of non-radioactive eff luent s
        Fusion plants do not emit CO,,, nitrous oxide , or any other biotoxic
chemicals .   The generation of waste heat is the same as in any other type of
steam raising plant .
0.U  Environmental impact due to accidents
        The analysis of accident scenarios following major technical failures
leads to the conclusion that the radioactive effluents ( mainly tritium ) in
such cases would have a very low impact on the lives and the health of the
surrounding population .
Release of radioactivity under accidental conditions
     The most severe hypothetical accident would lead only to a release to the
environment of about 200 g of tritium .
          Essentially no mechanism was found that could mobilize significant
fractions    of   structural    materials .    The  worst   hypothetical  release    of
radioactive particles is a few grams .
 ---pagebreak---                                                                               19 .
Radi ati on doses .due to _£.e lease of radioacti vity under accidental cond itions
        The hypothetical release of 200 g tritium in the most hazardous form of
HTO from the building roof , although building breaching appears not to be
possible , would cause a maximum dose of 0.06 to 0.08 Sv (6 to 8 rem ) at 1 km
distance , under worst weather conditions and dry deposition .        These values are
within the limit of 0.05 to 0.15 Sv (5 to 15 rem )          accepted by the licensing
authorities for abnormal events of low probability .
0.5   Waste
           The   radioactive     waste generated   by  fusion  power   plants will    be
quantitatively comparable to fission reactors , but qualitatively it will be
much less of a potential hazard .
       It is likely that the high level wa ste from FCTR , mainly first wall ( AISI
316 ) disposals , can be handled like spent fission fuel elements . The amount
of   first  wall   waste is    of  the  same order  but  the  hazards  are  much   lower
compared to spent fission fuel .           Structural materials from spent breeder
blanket segments will have a high volume for disposal if the segments are
replaced frequently , but there is a good potential for material re-use or
easier management when alternative structural materials have been developed .
      The quantity and disposal strategy of low level waste generated annually
from normal operation of FCTR are comparable to that of fission reactors ,
providing that care is bestowed on detritiation and tritium immobilisation .
0.6   Low activation materials
        The presently used austenitic and martensitic steels do not meet fusion
wastes long term requirements .          Low activation materials under development
could avoid the needs of long term isolation and deep geological disposal .
Even recycling and re-use might be possible after some decades .
0.7    Direct radiation , magnetic fields , radiofrequency radiation
         No difficulties are expected in conforming to existing guidelines for
long term exposure to magnetic fields , radiofrequency radiation and direct
radiation ( e.g . by neutrons ).
 ---pagebreak---                                                                            20 .
0.8  Impact on the public , short and l ong t erm a spects
          All environmental aspects of fusion are presently good ;      the main
advantages to be emphasized are the low risks induced by severe accidents and
the non existence of important long term (> 100 a ) potential hazards .
0.9  Development potent ial
       The good situation for fusion can even be improved by developing the
potentials for further limiting the wastes and the tritium inventory .
 ---pagebreak---                                                                              21 .
1 .  INTRODUCTION
        The final goal of developing fusion power plants is the production of
electric energy in a safe and economic manner and with little short and long
term impact on the environment .
       Present designs which can only be based on todays physics and technology
have to be considered as a first step only . This holds for both the type of
reactor and the materials used .      However , even based on todays technology ,
fusion power plant designs indicate ■ compared to e.g. coal , oil , fission
power plants - advantages with respect to environmental impact :
    Once the ignition conditions are reached , the fuel is continuously
    introduced in the plasma chamber at the rate needed to sustain the
    reaction .  When the fuel flow is interrrupted , the reaction stops .
    An uncontrolled , self started and self - sustained nuclear power runaway is
    impossible as a change of operating conditions will lead to instability of
    the plasma and subsequently end the burn process .
    The fuel content in the plasma is small ( about 1 gram ).
    In general all operations on fuel cycle are within the plant itself .
    No emission of C02 , S02 or N0x >
    Development potentials still exist for fusion in the near future , e.g. by
    the use of low activation materials .
        The material presented in the following chapters pertains to tokamak
reactors based on todays technology .       It mainly emerged from the European
Fusion Programme whose focus is the design and construction of NET ( Next
European Torus ). This fusion device will be an experimental reactor with a
thermal power of about 600 MW and has to provide the major part of the
knowledge necessary for designing a demonstration reactor ( DEMO ).
      A " First Commercial-sized Tokamak Reactor " ( FCTR ) has been defined as the
basis for the results and comparisons contained in the following chapters .
This has been done by using plausible extrapolations from todays conceptual
designs to the reactor level ( about 1200 MWg ).
 ---pagebreak---                                                                                        22 .
2.  FEATURES OF A TYPICAL FUSION POWER PLANT
2.1   Definition of a tokamak power plant
       Extrapolation from present conceptual experimental tokamak devices such
as  INTOR   /1 / and NET     /2/  to  fusion     power    plants can be    performed with
different degrees of conservatism .        Table 1 displays some typical parameters .
      The INTOR and NET parameters reflect a prudent interpretation of present
day physics and technology .      FCTR / 3 / ( First Commercial-sized Tokamak Reactor )
is  a   reasonable  extrapolation     of    todays   conceptual    design   parameters   to
reactor level .   STARFIRE / M / - a US conceptual reactor design - contains many
advanced assumptions and design characteristics .
TABLE 1 : Typical fusion device parameters
                                          INTOR        NET-DN     FCTR       STARFIRE
Fusion power ( MW )                       585          600         3590      3510
Electrical power ( net , MW )                0         0           1200      1200
Toroidal field on plasma axis ( T )       5.5          5.0          5.7       5.8
Plasma current ( MA )                     8.0        10.8          18.0      10.1
                               2
Neutron wall loading ( MW / m )           1.3          1 .0         1 .8      3.6
                    2
First wall area (m )                      352          480         1600       780
The following assessment of the radioactive inventory and environmental impact
of Tokamak reactor designs - as will be discussed in the subsequent sections -
will make reference mainly to FCTR because it is considered to be the most
representative reactor       concept  in Europe      in terms of      todays physics and
technological capabilities .
 ---pagebreak---                                                                                23 .
2.2 Inhérent Safety
         A FCTR will have some generic safety features which suggest that the
effects on the environment will be small .    These are :
    - an uncontrolled , self-started and self-sustained nuclear power runaway
        is impossible ,
    - low fuel inventory in the plasma chamber ,
    - relatively low power density in first wall and blanket structure ,
    - moderate afterheat at shut-down ( up to 2 % of operating power in the
       first wall and blanket structure ) diluted on a large surface .
    - the bulk of the radioactive material is non-volatile structural
      material ,
    - relatively low biological hazard potential of the radio-isotopes .
       In addition it seems to be possible to design a containment such that it
will not lose integrity under all conceivable internal and external accident
conditions .
2.3   Multiple containment concept
       The most volatile part of the radioactive inventory of FCTR is tritium .
Therefore the safe containment of tritium inside the fusion plant for both
normal    operation   and accidental  conditions  will    become mandatory .    This
requires a multiple-containment concept ( in general triple ), to minimize the
release of tritium to the environment .
2.4   Radioactive inventories
2.4.1 Tritium inventory
General remarks
        For the first application ( D-T cycle ) fusion reactors , tritium will be
used as fuel , the D-T reaction products being stable He4 nuclei and high
energy neutrons . The tritium inventory in the plasma chamber will be very
small (1 gram ).    The total tritium inventory in a plant , however , will be some
 ---pagebreak---                                                                            24 .
kilograms , distributed in the storage , the process systems and the reactor
structures .    The bulk of the tritium will be stored in a solid immobile form
and in separate bunkers away from the reactor .
       Tritium is of moderate radiotoxicity , with a half life of 12.3 years .   It
emits 5-radiation with a maximum energy of 18 keV .          The radiotoxicity of
tritium strongly depends on its chemical form : gaseous tritium ( T2 , HT ) is
about 25000 times less dangerous compared to the oxide ( HTO ). Gaseous tritium
partly combines with oxygen in the air to HTO or is being oxidized to HTO by
bacteria in the soil .       In HTO form it is more readily absorbed by human
tissue .    However , tritiated water does not concentrate in the body but is
excreted    with  a half   life   of  about  ten  days .  Tritiated water   in the
environment disperses through the ecosystem much faster than fission products
and actinides .    For example , the half life of the loss of tritiated water from
the upper layers of the soil is measured in days / 5 /, whereas fission products
and actinides can contaminate land and buildings for very long periods .      There
is no evidence or known mechanism for its concentration in the food chain .
        Tritium was at all times present in the world atmosphere , the natural
inventory of today ( equilibrium concentration ) is in the range of 7 to 14 kg ,
primarily produced by the interaction of cosmic rays and nitrogen nuclei .
         Man made tritium reaching the atmosphere by far exceeds this natural
inventory . Data on tritium production and release are scarce . As an example
up to 1974 the maximum annual release from the Savannah river plant was
evaluated to be about 70 g / 6 /. Thermonuclear weapon testing in the atmosphere
is responsible for about 90$ of the present worlds atmospheric inventory of
tritium .     For example the integrated releases over all years of weapons
testing up to 1978 summed up to about 700 kg , leading to a maximum inventory
in the atmosphere of about 310-450 kg in 1963 , declining to 120-170 kg in 1980
/ 6 /.
Tritium Systems inventories
         The evaluation of the tritium inventory in fusion reactors is strongly
dependent on design choices and on details of reactor systems design .     Lack of
information on tritium behaviour in materials is an additional source of
uncertainty .    The main uncertainty arises from design alternatives in plasma
feed    and  exhaust ,  isotopic   separation ,  breeding blanket , fuel  storage .
 ---pagebreak---                                                                                  25 .
However progress has been achieved in recent years during the definition of
experimental reactors like NET and INTOR , and the tritium inventory figures
have tended to decrease . It can also be stated that the design data of the
tritium cycle in an experimental reactor can be transferred to Tokamak power
reactors .    In fact , since fusion physics does not allow small dimensions and
zero power in a representative experimental device , there will be no
significant uprating in design data from experimental to power reactors . The
present data applicable to FCTR are about 3 kg .
Mobilizable tritium inventories
       The definition of mobilizable inventory is somewhat arbitrary without a
thorough accident analysis .       It can be stated ,       however ,  that tritium in
process systems such as plasma chamber evacuation , plasma exhaust impurity
processing , solid breeder tritium recovery , plasma fuel delivery , coolant
loops , has higher probabilites of releases to the environment than tritium
perrfteated in structural materials or stored in stable form .
       Tritium mobilizable inventories quoted for INTOR / 8 / are 500 - 1600 g ,
with   maximum    localized  inventories   of   150    -  900   g,  the   higher   values
pertaining to solid ,     the lower values to liquid breeder options .             Design
guidelines proposed for NET / 9 / would seek to maintain localised tritium
inventories    which   could  be released    under   accidental    conditions   into   the
surrounding     containment  to  below   150   g.   It   is   expected   that  the    main
mobilizable inventories of FCTR will be not much larger than those of NET ; a
careful    estimate   for  FCTR  leads  to    a value    of   about   200g .   Operating
experience with an engineering test reactor will permit the tritium handling
of FCTR to be optimized with respect to mobilizable inventories ( if this turns
out to be an important design objective ).
2.4.2    Neutron induced radioactivity
General remarks
        In fusion reactors neutrons formed in the fusion process will activate
the surrounding structures . The plasma facing components such as the first
wall will be subjected to extreme conditions of the fusion environment . At
the same time , they will build up the major fraction of the neutron induced
radioactivity in the plant .
 ---pagebreak---                                                                              26 .
           It is very likely that the austenitic stainless steel AISI 316 or a
comparably well established martensitic steel will have to be the selected
material for experimental reactors such as NET .       These steels , however , being
optimized to meet requirements for use in fission power plants are not an
optimal choice for fusion ( due to their relatively high activation
potentials ). To meet fusion requirements further developments could lead to
the use of austenitic and martensitic steels with constituents chosen in order
to have improved strength and a lower level' of induced activation .           In the
long term the use of low activation alloys can be seen as an important R+D
( research and development ) objective .
Activation inventories
       The total radioactive inventory of FCTR at shut-down , with the parameters
indicated in Table 1 , and AISI 316 as structural material can be evaluated to
be 333.000,000 TBq (9 GCi ) of activated products after about 5 years of full
                               2
power operation ( 10 MWa / m ) /l / .       About 43 ? of this radioactivity is
                                                                               3
concentrated in the first wall , with a maximum value of 9.6 TBq / cm ( 260
       r>
Ci / cm ), 4 7 ? in the blanket structures , 8 ? in the breeder material , and 2 ? in
the inner shield .      The specific radioactivity of the breeder material is of
the order of 148 GBq/cm^ (4 Ci /cm^) in the case of the 17Li83Pb eutectic , and
is mainly due to neutron interaction on lead .
          The neutron induced radioactivity of FCTR decreases after shut-down of
the plant to about 30 ? within one year .           The residual radioactivity of
structural materials after 10 years and 100 years is 2.5 ? and 0.02 ?,
respectively . The contribution of the 17Li83Pb breeder becomes relevant ( more
                                                                           4
than 10? of the total ) only after very long decay times ( more than 10 years ).
        However , as mentioned previously , it is more realistic to assume that in
the future improved structural materials other than AISI 316 will be used for
fusion power reactors .        The following structural materials with a low
potential for neutron activation are already under development :
- Austenitic stainless steels modified to replace Ni with Mn and Mo with W
    and / or V. The steel AMCR-33 is an example of this family , since it does
    not contain Co and Mo , and Ni is reduced to 0.1 ?. With this material
    instead of AISI 316 significant reduction in radioactivity inventory can be
    expected for long decay times ( better than a factor of 10 after 100 years ,
    see fig . 3 ).
 ---pagebreak---                                                                             27 .
- Ferritic-martensitic steel in which Mo and      Nb are replaced by W , V and Ta .
    The advantages will be comparable to those    of AMCR-33 .
- V15Cr5Ti : The radioactive inventory will       be about one order of magnitude
    lower compared to AMCR-33 and also the        radioactive decay rate will be
    faster ( see Fig . 3 ).
2.5    Indices of radiological hazards
        Various indices of radiological hazards exist to quantify the danger to
the    public   posed   by  unanticipated   releases  of   radionuclides   into  the
environment .
2.5.1    Activity
       The most widely available but also the least informative measure for the
hazard is the activity defined in Becquerels (= desintegrations per second ) or
in Curies . Using this measure , a fusion plant employing steel ( AISI 316 ) as
structural material will be comparable to a fission plant of similar power
because the radioactive inventory is about the same . The use of vanadium
alloys ( e.g. V15Cr5Ti ) reduces the activity by about one order of magnitude .
2.5.2    Biological hazard potential
         The potential biological consequences of steel activation products is
considerably lower than that of fission products and actinides . To quantify
this effect , a more meaningful index , the biological hazard potential ( BHP ) is
used .     It  takes   into account  the  differences   in  such hazard-determining
properties as half-life , decay mode and energy , radioactive progeny of the
radionuclides , and lifetime in the body tissues .
       The BHP is defined as the activity ( A ) divided by the maximum permissible
concentration ( MPC ) of a radionuclide , summed for all radionuclides present :
                   BHP = I(A /MPC .)
 ( The MPC is the concentration of a radionuclide in air or water that would
produce the maximum permissible dose if a person were breathing continuously
the contaminated air or drinking the contaminated water-).
 ---pagebreak---                                                                      28 .
       Using the such defined BHP for comparison , results in hazards about 2
orders of magnitute smaller in the fusion case ( AISI 316 ), than in fission .
This  difference  increases  with decay time and   the scenario  is even more
favourable to fusion if vanadium alloys or other low activation materials are
used as structural materials .
 ---pagebreak---                                                                               29 .
3.    ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT
3.1 Radioactive releases
3-1.1 General remarks
         In the following sections the potential environmental impact of FCTR is
outlined , for both normal operation and accidental situations . The background
information on which this report is based is given in references / 7 / and / 10 /
to / 1 3 / and the literature quoted therein . It represents the state of present
day knowledge .      As FCTR is still in the preconceptual stage this assessment
can only be very general .
          Tritium is the most volatile part of the radioactive inventory .          To
minimise its release to the environment , a multiple-containment concept is
used .     The  inner primary containment consists of the tritium containing
equipment .    This all-metal equipment is installed in a secondary containment
( e.g. glove boxes , jacketed tubing ) which is as small as possible in volume to
allow     continuous    extraction   of  tritium   from   the   enclosed   containment
atmosphere . The tertiary containment acting as a last barrier against tritium
release into the environment constitutes the reactor building ( with steel
liner inside ), the tritium facility building or other air-tight buildings , see
fig.1 .    The atmosphere of these buildings may also have to be detritiated by
an emergency clean-up system in abnormal and accident situations .
        The availability and performance of atmospheric clean-up systems are of
vital     importance   for   the  effectiveness  of   both   secondary   and  tertiary
containments .    In addition , the reactor building is slightly underpressurized
to prevent outward leakage from the containments .
3.1.2 Radioactive releases during normal operation and maintenance
       Most routine releases of radioactive products will originate from liquid
waste processing systems and from ventilation systems of various buildings
where radioactivity may become airborne .        The liquid and gaseous effluents
( consisting of tritium and . gaseous corrosion products ) are continuously
monitored and are released into the environment under controlled conditions .
 ---pagebreak---                                                                             /- concrète
                                                                                   concrète containment
                                                                                                 containment
     heat exchanger         -v
                     y         \                                         /y- Steel         liner
                                                                                   steel liner
                                \                                   x/ //- cryostat
     primary coolant           \\                                          /,- vacuüm
                                                                                   vacuum vessel
                                                                                               vessel
     *00P
     loop                       \\                         s' s' ///- breeding     breeding blanket
                                                                                                blanket
     secondary
     secondary
     coolant
                            –1 \\                             / ////- first        first wal1
                                                                                          walt
     loop
     loop                    / \\                     / /////- plasma             PlQSma
                     /         A fi           /y/v _ fue|          | ' n 9 n Y/
                                                              fuelling
         \                    m       stm–                       .           m H-   tritium        m .             .     v.
            _YU ]                                                  -hW recovery     recovery       HH > 1 –             lk
                              WMlTA                                           H l irOT blo'nk. 1 <
                                                                                    from blanke                          &
                              Y\
                                   L-i  W7           \V/
                                                         .                      mmmsi
                                                                              H tritium
                                                                                    tritium
                                                                                                         reprocessmç
                                                                                                         purification ,
                                                                                                         isotope
                                                                                                     M separation
                                                                                                         séparation
                                                                                                                     il
                              H       I VV--^ I                              IHIlstoVa^M^^lk
                                                                                  L storaqe
                              /                        ,                       '/ZZZZÈZZZZZ,'                            /
      \\                      //                         |_
                                                             .-y]            L z «,_i- / –-–
                                                             vacuum _ y _^_ y _ /
                                                             vacuum
                                                                                                                         /
                               /                            Ipump
                                                             pump               /                    /                   >
         _0_                                                                  M_a_v
           turbine building         reactor building                                          system building
                                                                                    tritium System
                                                                                                                            GJ
                                                                                                                            O
Fig . 1 : Schematic view of the multiple containment concept of a fusion power plant
 ---pagebreak---                                                                                         31 .
Tritium
          The major sources of tritium release during normal operation and
maintenance are :    ..     ..   .
    - leakage and permeation from the plasma chamber and fuel handling system ;
    - leakage from first wall and blanket coolant lines , leakage from steam
      generators ;
    - leakage and permeation from tritium processing system .
       To quantify tritium releases it is common to use both mass units ( g ) and
activity units ( Bq or Ci ), the correlation being the specific activity of
about 370 TBq / g or 10000 Ci / g .
        All critical tritium-containing components are located in the tritium
facility building or the reactor building .           Estimates of the atmospheric and
aquatic releases of tritium from the FCTR are given in tables 2 and 3 . taken
from H / .
TABLE 2 - Annual atmospheric emissions of a fusion reactor ( FCTR )
                           Operation            Maintenance             Totals
                          TBq          ( Ci )     TBq     ( Ci )
Tritium
Coolant system            185       ( 5000 )     56      ( 1500 )      about
Torus                       0.4         ( 10 )  185      ( 5000 )      450 TBq ( 12000 Ci ) as HTO
Diagnostics                                      37      ( 1000 )    + 330 TBq ( 9000 Ci ) as HT
Process system              4         ( 100 )
( + waste preparation )                         117      ( 3000 )  = 780 TBq ( 21000 Ci )
Tritium recovery           11         ( 300 )
Reactor hall                                     185      ( 5000 )
                          200          ( 5410 )  580    ( 15500 )
Activation products*^                                                   18 GBq ( 0.5 Ci )
Cover gas                negligible ( with hold-up tank )
+) Data for AISI 316
 ---pagebreak---                                                                                    32 .
TABLE 3 - Annual aquatic emissions of a fusion reactor ( FCTR )
                                    Operation and Maintenance
                                      TBq            ( Ci )
Tritium*^                            55.5          ( 1500 )
Activation products**^                0.185             (5 )
                                  ■
      Mainly due to losses during maintenance of coolant systems ,
      but also including streams from waste processing .
++ ^ Assuming resuspension of corrosion products in the coolant .
         The largest internal loss of tritium during normal operation is expected
to occur from the water coolant lines .         It originates from tritium permeation
into the primary coolant system ( few g / d ) and by permeation and leakage
through the heat exchangers into the secondary coolant circuit .
          The operating experience of existing CANDU HWR ( heavy water reactor )
plants with comparable tritium concentrations in the coolant including
improved tritium containment measures , provides a good basis for the estimate
of tritium leakage from the coolant circuit of FCTR .           Tritium concentration
in the coolant can be maintained at a very low level of order of 37 GBq/ 1 (1
Ci / 1 ) by employing permeation barriers and present technology of detritiation
systems .      Taking into account present developments for CANDU reactors ,
unrecovered water leakage from the primary coolant into the reactor hall are
expected to be less than 10 1 / d , / 1 -4 / , resulting in a tritium loss of about
185 TBq/ a ( 5000 Ci / a ). The atmospheric tritium release from the secondary
coolant loop can be maintained at a small fraction of that from the primary
coolant circuit .
          There exist many more uncertainties on tritium inventory and tritium
recovery from solid breeder materials than for liquid breeder materials . It
was estimated that the tritium loss from the tritium recovery system is less
than 11.7 TBq / a ( 300 Ci / a ), for both concepts .
 ---pagebreak---                                                                               33 .
       The routine tritium loss from the fuel handling system and other tritium
processing systems in the tritium facility building is expected to be in the
order of 3.7 TBq/a ( 100 Ci /a ) if efficient multi-containment and detritiation
systems are provided .
      The dominant contribution of the tritium loss to the reactor building of
about 555 TBq/ a ( 15000 Ci /a ) comes from maintenance operations on plasma
chamber , from blanket replacements , and from coolant system maintenance .        If
necessary much of the tritium released during maintenance could be removed by
the emergency clean up system or by temporary secondary enclosures around
critical areas with detritiation of the enclosed atmosphere .
        As shown in table 2 the total annual atmospheric tritium emission will
be about 777 TBq ( 21000 Ci ), of which about 60% is in the form of HT0 and 40%
as HT .
        The aquatic emissions will be about 55.5 TBq ( 1500 Ci ), mainly due to
losses during maintenance of coolant systems , but also including streams from
waste processing .
        These tritium releases from the FCTR of a few TBq/ d ( about 800 TBq / a )
might be acceptable . This implies a leak tightness of the tritium system of
1 ppm/ d of the gaseous as well as the liquid circuits .             The required
containment appears to be within reach and large scale demonstration of these
capabilities is in progress /1 5 / .
Activation products
         Assuming water cooling the dominant sources of activation products as
discharged during normal operation are the corrosion products leaking from
the primary coolant circuits .
        Much of the corrosion products are deposited on the inner surfaces of
the primary coolant pipes and the primary side of the steam generator . The
water treatment system controls the concentration level of dissolved material
                                                       ■3                 3
in the coolant , being in the range of 1 to 4 GBq/nr ( 0.03 to 0.11 Ci /nr ).
           Approximately 18.5 GBq/ a ( 0.5 Ci / a ) of activated products will be
released from the coolant circuit at a leak rate of 10 1 / d .           The main
 ---pagebreak---                                                                              ЗА .
radionuclides are Fe55 , Fe59 , Mn5A , Mn56 , Cr51 , Co58 , C06O .   The discharge is
assumed to be into the reactor building atmosphere by all-vapour leakage ,
although some of the losses to the aquatic system should also be considered .
The    atmospheric     release    could  be  significantly    reduced   by  efficient
filtering .
         The deposition of the corrosion products on internal surfaces causes
radiation      levels   which  are   of particular  concern   during  inspection  and
maintenance operations .
        Coolant water lost during maintenance will have an enhanced level of
activation products due to resuspension of the crud normally adhering to the
pipe walls (a factor of 100 has been reported ).            This leads to estimated
aqueous releases of 0.185 TBq / a (5 Ci / a ) of           corrosion products from
maintenance operations .
Building cover gas
       The activation of the air atmosphere in the reactor building , mainly due
to neutrons leaking from the shielding ,          results  in the build-up of some
radionuclides such as ArAl and C1A which is formed mainly by the reaction
1A         1A
   N(n,p )    C.   The use of C0 „ as cover gas would reduce the production of this
                              6 2
nuclide by a factor of 10° .
3.1.3    Potential releases of radioactivity in accidental conditions
General
       Because fusion reactor designs are still at their conceptual stage , any
attempt to quantify non-routine releases of radioactivity is difficult at the
moment .
           For some identified cases maximum possible consequences have been
estimated .       As fusion safety studies and reactor designs develop , more
credible accidents will be able to be identified , not just the maximum
consequences of accidents .
 ---pagebreak---                                                                             35 .
       The definition of potential sequences of accidental events does not
necessarily mean that such accidents will occur frequently or even at all .
Many design features are likely to be envisaged to minimise the probability
of  accidents   and   to  reduce  or  even   exclude   the  consequences to   the
environment . Moreover fusion reactors are expected to have a low potential
for accidents which may affect the general public , due mainly to the generic
safety features .
          Two major mechanisms are required for an accidental release of
radioactivity to the environment : both the volatilizing and mobilizing of
potentially hazardous material and the rupture of the containment .           The
building containment is designed to prevent most materials from reaching the
environment , therefore non-routine losses from components normally do not
result in releases which endanger the public .
Possible accidentai tritium releases
      Estimates have been made for INTOR and for other conceptual designs of
the upper limit and the area of tritium loss which can arise from a number of
identified potential accidents / 7 /. These figures are also applicable to a
power  reactor   like FCTR since a significant      increase in the mobilizable
inventory is not expected .   They allow the evaluation of the possible tritium
release to the environment and their dose rate to the public .
      In the most severe cases ( rupture of coolant pipes , failure of part of
the tritium processing system , failure of cryopump ) up to 200 g of tritium
can be released into the reactor building .       Tritium may also be lost from
rupture of components inside the tritium recovery and isotopic separation
system ( order of 100 g ), but this loss is within the secondary containment .
Taking into account tritium removal by the detritiating system of the
secondary containment a subsequent tritium release of 0.1 g/h into the
process hall might be expected .
      Quick detection and effective performance of the emergency atmospheric
clean-up system in the reactor building or process building should be capable
of reducing the personal exposure and the release outside the building to
about 100 GBq/d (a few Ci /d ).      However , for the worst case analysis of
environmental impact no retention mechanism will be accounted for .         As a
reference case for this report a maximum accidental release of 200 g tritium
 ---pagebreak---                                                                                 36 .
to   the  environment was   defined .   This  source   term  is the basis for the
determination of the radiation exposures of individuals in the surrounding of
the plant .
Potential release of activation products
       The accidental release of activation products is the most difficult to
assess .    The most mobilizable parts of the plant 's radioactive inventory are
the fluids e.g.      the primary coolant system .      The radioactive structural
material for which melting and vaporization is required for mobilization and
release to the environment has the lowest level of mobilizability .       There is
even hope that , due to inherently safe design , melting of structural material
may be effectively excluded .
       The following most relevant potential mechanisms to mobilize activation
products have been identified :
   - plasma disturbances ;
   - coolant system failures ;
   - magnet failure ;
   - cryogénie depressurization ;
   - hydrogen explosion ;
   - fire ;
   - auxiliary system failure and external hazards .
        The most probable release of activation products in case of accidents
are those related to structural heat-up of first wall and blanket , namely
plasma disruptions and blanket coolant failures .
        The most pessimistic assumption resulting from a plasma disruption is
the release of some grams of ablated first wall material through a broken
vacuum vessel into the reactor hall .       However , most of the eroded material
from   the    first wall  may   be  redeposited   inside   the  plasma chamber  or
elsewhere .
         The main concern in a cooling failure is related to the decay heat
following shut down of the reactor . It has to be expected that in case the
cooling failure is not detected ,       the plasma burn will automatically be
terminated due to the      ingress of volatilized material subsequent to the
 ---pagebreak---                                                                              37 .
temperature rise of the first wall . Depending on the design of the blanket
and cooling system different scenarios of coolant system accidents can
follow .    In  the  most   pessimistic   case  of  cooling  loss  the  afterheat
production causes melting and degradation of the structure and consequently
release of activation products only after some hours .         This would appear
sufficient time for intervention .       Moreover , with passive cooling design
solutions and proper material selection , melting of the structure appears to
be inherently avoidable .
       Coolant tube breaks would lead to the release of radioactive corrosion
products ( and tritium ) present in the coolant , and possibly to the generation
of mobile material     subsequent  to   the  temperature  rise or break of the
structure or by chemical reactions .
      The only important accident initiators which could lead to damage of the
magnet and /or other reactor components are arcing across current leads or the
rupture of a single conductor . Simultaneous rupture of a complete winding at
two different locations has been postulated for the severest event .           The
probability of this event however is extremely low because the prerequisite
leading to such an accident is scarcely imaginable from the physics point of
view . If such a hypothetical accident is assumed , the broken section could
be accelerated leading to some damage on reactor components such as coolant
lines or tritium processing lines .       The building containment however will
withstand this hypothetical accident as it is designed to withstand even
worse events like airplane crashes and explosions .                Therefore the
consequences of arcing would be mainly in terms of economics due to reactor
downtime and costly repair .
      The same holds for an accidental release of He being used as coolant for
the superconducting magnets . First calculations indicate that the building
containment can be designed to withstand the pressure loads resulting from
evaporation of the total He inventory .
      It is difficult to exclude , as in all complex systems , a fire accident .
However , care is already being taken to choose materials , wherever possible ,
so that this event will be minimized .       This is the case for the breeders
where materials such as liquid LiPb and Li-ceramics are now preferred to
lithium metal because of their low chemical reactivity with air and water .
 ---pagebreak---                                                                                 38 .
       In case of external events ( earthquakes , missiles , aircraft , sabotage )
the tritium which may be involved will at most be that which is contained in
one of the tertiary containments ,         i.e.   the reactor building or the tritium
process building ( containing about 100 g of tritium divided between separate
isolated rooms ).         It is a likely assumption that in case of accidental
release     of   activated     material   in  the    reactor building  deposition    and
adsorption effects will strongly reduce the emissions to the environment .
3.2   Radiological effects to the environment
       The dose to an individual ( measured in rem or Sv = Sievert ) at defined
distance from the plant , obtained during a defined time of exposure is the
most meaningful hazard          index .  However ,  to perform dose calculations many
assumptions must be made , leading to greatly varying results .
3.2.1   Dose criteria for normal operation and abnormal events
       Dose criteria are given in the CEC directive 80 / 836 which is in close
agreement with ICRP recommendations / 1 6 / .           The basic recommended maximum
allowable annual dose limits for whole body radiation are :
- 50 mSv / a (5 rem / a )     for the most exposed working group , and
    5 mSv / a ( 0.5 rem / a ) for the Most Exposed Individual ( MEI ) of the public .
   These limits are intended for conditions where the source of radiation is
   subject to control and therefore do not apply to doses from accidental
   releases .
Exposure limits used as design guidelines follow the As Low As Reasonably
Achievable ( ALARA ) principle and are more restrictive .         The following values
are frequently used :
- for normal operation 1 to 2 mSv/ a ( 0.1 to 0.2 rem/ a ) as average dose and 5
   to 10 mSv/ a ( 0.5 to 1 rem / a ) as maximum dose for the most exposed working
   group ; 0.1 mSv / a ( 10 mrem/ a ) as average ( with range of 0.05 to 0.3 mSv / a (5
   to 30 mrem )) for the MEI
 ---pagebreak---                                                                              39
                                          '
 T
   O ,
   o
   CD
   >s
   o
   o
   o
   <u
   <1>                                1
   Q.            *
   >s
   O
   c
   0)
   D
   cr
   CD
  .2                                           Σ ( f ) d orge  acc: idents )
  •9
  *</>
   (/)             :
   E
   u.
    0)                                       ( f ) ( sing e large  accident
    CL
    O                         1
    o
  h-
            10'5     10 '4      10 '3   10'2
                           Whole body dose D [Sv]
Fig 2 : CEGB Safety Criteria for Accidental Releases and Exposures to the
        Public /1 7 /.
 ---pagebreak---                                                                                      40 .
- for abnormal events doses in excess of the regulatory limits are accepted .
   These values are 50 to 150 mSv (5 to 15 rem ) for events with a probability
                     -7
   of less than 10       per year (= hypothetical accidents ); 0.3 to 5 mSv ( 30 to
                                                    -4 .     ..-2
   500 mrem ) for events of low probability ( 10       to 10       per year ) and 0.05 to
                                                                               -2 .     ..-1
   0.3 mSv (5 to 30 mrem ) for events of moderate probability ( 10                 to 10
   per year ). The values refer to the MEI , values for workers are a factor of
    10 higher .
           As an example     fig . 2 shows the CEGB design safety criteria for
accidental releases and exposures to the public / 1 7 / •              It correlates the
total    permissible    frequency   per  reactoryear      with    the   whole   body    dose
equivalent .     A value of 100 mSv ( 10 rem ) is considered as lower limit at
which consideration should be given to the countermeasure of evacuation .
        As tritiated water ( HT0 ) is more readily absorbed by human tissue               and
therefore more hazardous than gaseous HT , the permissible concentration of
HT0 in     air is much smaller ( factor 25000 ) than that of HT .        If tritiated gas
is released into the environment it will subsequently convert to HT0 ( order
of 1$ per day ). In making estimates for the radiation dose it is therefore
common    use   but conservative ,   to assume  that     all   the atmospheric      tritium
release to the environment is in the form of tritiated water . Tritium in the
aqueous effluent is already in the form of HT0 .                The whole life ( 50 a )
committed dose equivalent from intake of tritiated water ( inhalation or
ingestion ) is taken according to ICRP 30 / 1 8 / to be 17 Sv / TBq ( 64 rem / Ci ).
3.2.2    Radiation doses from routine émissions
         The annual routine atmospheric emission of treated gaseous effluents
from a FCTR is likely to contain about 777 TBq ( 21000 Ci ) of HT0 , 18.5 GBq
( 0.5 Ci ) of activation products ( namely Fe , Mn , Co ) and negligible quantities
of Cl 4 and Ar4l .     This discharge is expected to be through a 100 m stack to
achieve k high degree of dilution in the atmosphere . The routine aqueous
emission of radioactive products of 55.5 TBq / a ( 1500 Ci / a ) as HTO , and
0.185 TBq/ a (5 Ci / a ) as activation products occurs via the cooling tower
blowdown flow and to an offsite river with a high degree of dilution .
        External doses to exposed individuals result from gamma radiation from
plumes , exposure to contaminated ground surfaces , immersion in contaminated
air    and   submersion   in  contaminated  water .       Internal    doses   result    from
 ---pagebreak---                                                                              41 .
inhalation of air , ingestion of contaminated food and water . It is assumed
in the dose calculations that individuals are exposed 100$ of the time to the
contaminated air and ground surface , and that all food consumed is from the
locality . Maximum conservative annual doses calculated for the MEI living at
about 1 km from the stack , is about 0.015 mSv/ a ( 1.5 mrem/a ). ( 0.0065 mSv/a
( 0.65 mrem/a ) from atmospheric HTO , 0.004 mSv/ a ( 0.4 mrem/a ) from atmospheric
activation products , and 0.004 mSv/a ( 0.4 mrem/ a ) from aqueous release ).
This   is   about   1$  of  the  average   dose  burden    by   natural  background
irradiation , being 1 to 2 mSv/ a ( 100 to 200 mrem/a ).
      The collective dose of the local population living in the area within 50
                                   6                                           2
km radius from the plant ( 2.4x10 persons at a density of 300 persons/ km ) is
calculated to be about 0.3 man Sv/a ( 30 man rem/a ) , about equally from HTO
and activation products . The average whole body dose for the general local
                   -4
public is then 10 mSv/ a ( 0.01 mrem/a ).
       For a fusion powered world economy with 2000 fusion reactors all over
the world , each routinely releasing the above activity of tritium , the global
                                        -3
average dose to man would be below 10      mSv/a ( 0.1 mrem/a ).
3.2.3   Radiation doses from accidental releases
Tritium
       The possible accidental releases from a FCTR to the surroundings are
still uncertain but are hypothesized with moderate conservative assumptions .
As the reference source term for a hypothetical accident a release of 200 g
tritium as HTO in a 30 min discharge from a stack of 100 m is assumed .           The
dose pathways are skin absorption and        inhalation .     The outcome is much
dependent on wind velocity distribution and distinction between dry and wet
deposition ( rain reduces the skin and inhalation dose rate ).           For worst
weather conditions ( Pasquill type B ) the maximum dose as calculated for MEI
is 2.4 mSv ( 0.24 rem ), at 700 m from the stack . For other weather conditions
the maximum dose will be 0.5 to 0.7 mSv ( 0.05 to 0.07 rem ) at distances of 5
to 15 km .
       A hypothetical release of 200 g tritium as HTO from the building roof
( release height 20 m ) would cause ( at 1 km distance , under worst weather
 ---pagebreak---                                                                              42 .
conditions and dry deposition ), a maximum dose of 60 to 80 mSv (6 to 8 rem ),
which would not disrupt society in the immediate surrounding .          These values
are within the limits of 50 to 150 mSv (5 to 15 rem ) accepted by the
licensing authorities for abnormal events of low probability .
       Similar results were recently obtained from worst-case analyses for the
US conceptual design MARS ( Mirror Advanced Reactor Study ) / 1 9 / .       Assuming
ground level release of 50 g tritium ( HT0 ), which is defined to be the total
vulnerable inventory in MARS , results in a maximum off-site dose of less than
0.04 Sv (4 rem ).      Even if an additional 200 g of HT0 were released , the
maximum off-site dose would still be less than 0.25 Sv ( 25 rem ), the present
NRC limit for emergency releases .
          The above mentioned values assuming worst case conditions could be
compared with measured and evaluated doses of a real accidental release of
about 50 g of tritium gas from a Savannah River Plant exhaust stack ( 60 m ) to
the atmosphere over a period of about four minutes / 20 /.           Measurements of
tritium offplant indicated that less than 1 ? of the tritium was in oxide
form , and the remaining 99 ? in the much less radiotoxic gaseous form .            A
maximum potential dose to a person ( from inhalation and skin absorption ) at
the puff centerline on the plant boundary was calculated to be 0.0014 mSv
( 0.14   mrem ),  less   than  1?  of   the  annual   dose   received  from   natural
radioactivity .
Activated structural material
          The evaluation of the quantity of accidentally " mobilised " erosion
products leads to a few cubic centimeters of activated first wall material
which may be released to the environment . The corresponding dose rate , even
in the case of the less suitable material AISI 316 , will be much less than
the dose rate due to the release of 200g tritium which may occur in the same
sequence of accident events .
3.3 .   Waste
        Two categories of radioactive waste will be produced in a fusion power
plant :
     low and medium level waste arising from the processing systems ( i.e. fuel
    cycle   and  coolant   purification   systems ) and   from decontamination and
    maintenance operations ;
 ---pagebreak---                                                                                         43 .
                                                       0                   O
-• high    level  waste    ( more    than   3.Y  TBq/m     =  100     Ci /nr )   derived     from
   disassembly    and  periodic      replacement      of   parts    of   the    inner  nuclear
   structure ( mainly first wall and blanket segments ).
         The wet and dry low and medium level wastes ( containing tritium and
activation products ) are of the same nature and have a somewhat higher volume
( 900m with an activity of MM . 4 TBq = 1200 Ci ) than the waste streams from a
fission     power  plant ,    but   the   contaminants    have   shorter       half-lives     and
therefore become inactive much sooner .             The waste management and disposal
strategies as developed for fission reactor plants may be applied , providing
that    sufficient , tritium      recovery / removal   and   tritium      immobilization       is
applied to these wastes .          After waste treatment and packaging near-surface
burial is permitted .
        Handling and treatment of dismantled blanket segments may involve more
complex procedures because of their volume , weight and activation level .                     If
AISI-316 is used as structural material , in the short term the management is
comparable with that for - spent fuel elements of a LWR ( light water reactor ).
After an initial cool down period tritium ., breeder material and some other
valuable elements with         low specific activity may be separated for later
reprocessing and re-use .          The remaining highly active structures will be
compacted ,   fragmented ,   detritiated and conditioned for intermediate storage
/21 / .    After  the   decay     heat    becomes negligible      ( and depending on the
composition of the materials           involved it takes from a few years to many
decades ) the waste can be classified , recovered for recycling or transported
to final repository .
         Assuming AISI--316 as structural material ( large experience exists on
this material due to its use in fission reactor plants ) the first wall and
parts of the blanket structural wastes will need a deep geological deposit .
AISI-316 however is not well suited for fusion uses .                  Therefore for fusion
power plants other structural materials will be developed .                     As an example
fig . 3 shows the neutron induced activity for these advanced materials , as
compared to AISI-316 , as a function of time .           According to present rules for
waste disposal , the AMCR type of steels ( austenite , without Co and Mo ,
reduced Ni content ) could be deposited at the surface ( Surface Land Burial )
after a time of 30 to 100 years .                For V-Cr refractory materials ( e.g.
V15Cr5Ti ) the picture is even more optimistic . In these cases , however , the
question of impurities arises ,           which could make a significant contribution
to long-term activity .
 ---pagebreak---                         J        -1 _^ t         J^T      I    J   A       A     A      A
          10 12 _                                              _
cn
  E
          »• :_ XÎ_:
  o
 \
   cr
 CD t
 "5
                  ;-                                                       -;
   ul
          io» --                                                              ––!
                  -№Жр
  >«
   C
    >>
    >
    o
     a     10 6 . _
                                  - AISI-316  AISI - 316           \l        v\ _
   T3
     a)
                                  - - AMCR-33 AMCR-33                        "X           ~
     a
   -a
     o
     c
                   :- - viscrSTi              V15Cr5Ti         -V                         :
     c
     o
           10 4 _____,_._ _ V-
     1_
     ZJ
     cu
   z
                    :         I–I–I–I–I–I–I–I–I–I–гх
              ,
              «   i       1M
                          I |  |      1H
                                      Il l  1d
                                            I        30d
                                                     30d
                                                      WU    1y
                                                            1y
                                                            IT        10 2
                                                                      » V#         10 4
                                                                                   •        I
           10 2 I-L|-                      -H-1 V 1 V | V ! V ! Y I ■ H' ^"1
                  10 1           10 3       10 5       10 7      10 9         10 11        10
                      I
                                  Time after shut-down [ s ]
      Fig 3 : Neutron induced activity of FCTR first wall
 ---pagebreak---                                                                               45 .
      In conclusion , with a suitable research and development effort , one can
expect that the wastes from fusion should not require deep geological
disposal but simpler near-surface land burial would be sufficient .            Non-
structural materials such as solid breeder materials ( e.g. lithium oxide ) may
be recycled after a few days .    LiPb , however , will not satisfy the recycling
conditions due to the high residual activity of the Pb impurities .
3.4  Other sources of hazard
       Potential additional hazards for the workers inside the plant and the
men near    the site  are  of  various   kinds .   However , no  difficulties   are
expected in conforming to existing guidelines .
        Sources of direct radiation originate from holes in the shield ( e.g
penetrations for diagnostics ), leakage of neutrons through the shield and
permeated tritium ,   from the activation of the building atmosphere and from
maintenance , repair and replacement operations .     No detailed estimates exist
of such occupational doses , but designs can be realized to keep them below
permissible levels .   The external radiation at the site boundary can be made
as low as desired by appropriate shielding design .
      Exposure to high magnetic fields will not be of concern .        There is no
evidence that long exposure to the expected fields of 0.05 Tesla in the
reactor hall constitute an occupational hazard .         It is not likely to be
difficult to make the design guidelines of FCTR conform to presently existing
laboratory rules concerning long term exposure to magnetic fields .       The same
can be said for the exposure to radio frequency radiation from the proposed
RF heating systems and from the plasma .
      Although the fuel cycle is an integral part of the plant , transport of
some tritium quantities outside the plant are foreseen ( e.g. to start-up new
reactors ). The present regulations concerning tritium transport and shipping
are so stringent that     tritium release    from the   transport flasks to the
ambient is practically nil in both normal and abnormal conditions .
 ---pagebreak---                                                                                  46 .
4.   DEVELOPMENT POTENTIAL
        Work is under way to further reduce the already small environmental
impact    of  fusion   as   derived    from  todays     technologies .    Considerable
development potentials exist in the following areas :
- limitation of waste quantities by improving life time of first wall and
   blanket components ,
- reduction of activation by choice of modified steels containing less nickel
   and molybdenum ,
- reduction    of   activation   by   choice   of   new   structural   materials      ( low
   activation materials ),
- decrease of     tritium   inventory   in  the   plant   by appropriate choices of
   materials and processes ,
- reprocessing of blanket materials .
       In the long term other fusion reactions than D-T like D-D or D-He3 are
much   more  attractive   from  the   radioactivity    hazard   point  of view .        The
reactor would also be substantially simplified beoause there would be no need
for a breeding blanket . Even if the feasibility of these cycles is far from
being proved , these features represent a stimulating challenge for the long
term issue of fusion .
 ---pagebreak---                                                                            47 .
5.   CONCLUSIONS
        Fusion as an energy source is based on nuclear reactions and therefore
the main hazard to the public is due to the presence of radioactivity .         The
sources of radioactivity are tritium and the neutron- induced transmutations
of the plasma surrounding structure .
       Magnetic fusion reactors appear to have very important intrinsic safety
features , such as :
- the     impossibility   of  an  uncontrolled ,   self-started and self-sustained
   nuclear power runaway ,
- the absence of long-lived volatile radioactive materials ,
- the relatively low power density in the first wall and blanket structure
   during operation ,
- the moderate afterheat at shutdown ,
- the closing of the tritium cycle on reactor site .
        The levels of radioactive effluents in normal operation will match the
regulations in Europe and elsewhere and hence these effluents will not be a
hazard to the public .     It is worth noting that the technical potential exists
for further reducing the emission to virtually insignificant levels .           The
radioactive     waste   generated  by   fusion   reactors   will be  quantitatively
comparable to fission reactors , but qualitatively it will be much less of a
potential hazard .
         The analysis of volatile inventories released after major technical
failures leads to the conclusion that the radioactive effluents ( mainly
tritium ) in such cases would have a very low impact on the lives and the
health of the surrounding population .         Therefore , in no case would fusion
cause a major disruption of normal life in the community outside the reactor
site .
 ---pagebreak---                                                                                        48 .
6 . REFERENCES
/1 /    INTOR Phase Two A ,          Part II - Panel Proceedings Series , IAEA , Vienna ,
        1986 .
/2/     NET Status Report .         NET report 51 , EU - FU/XII - 80/81 / 51 , December 1985 .
73 /    W.R. Spears ; DEMO and FCTR Parameters , NET Report Nr . 41 ,
        EUR - FU/XII - 361 785 / 41 , August 1985 .
/4/     STARFIRE - A Commercial Tokamak Fusion Power Plant Study .                 Argonne
        National Laboratory Report , ANL/FPP - 80 - 1 , September 1980 .
/ 5/    I.R. Brearley ; The Hazard to Man of Accidental Releases of Tritium .                  SRD
        R 331 , March 1985 , SRD-UKAEA .
/ 6/    F. Luykx , G. Fraser ; The Environmental Tritium Inventory .                     European
        Seminar on the risks from tritium exposure , MOL , 22-24 November , 1982 ,
        EUR 9065 EN .
/!/     G. Casini , C. Ponti , P. Rocco ; Environmental Aspects of Fusion Reactors ,
        1985 . Technical Note I . 04 . B1 . 85 . 1 56 . JRC , Ispra , December 1985 .
/ 8/    INTOR Phase Two A , Part II .           Critical Issues , Vol . II , EURFUBRU / XII -
        133 / 85 / EDV10 , April 1985 , Brussels .
/9/     P. Dinner , M. Chazalon , M. Iseli ; Tritium Handling on NET : Requirements ,
        Design Approaches and Development Issues .             14th SOFT , Avignon 1986 .
/ 10 / J.B. Cannon ;       Background Information and Technical Basis for Assessment
        of Environmental Implications of Magnetic Fusion Energy .
        Department of Energy Report , DOE / ER-0170 , August 1983 .
/ 1 1 / R . Hancox , W. Redpath , Fusion Reactors - Safety and Environmental
        Impact . CLM-P750 , May 1985 , Culham Laboratory .
/ 1 2 / Proceedings IAEA Technical Committee Meeting on Environmental and Safety
        Aspects of Fusion . Held 1 7~ 2 1 October , 1983 , Ispra , to be published .
 ---pagebreak---                                                                                   49 .
/1 3 / M.S. Kazimi ; Safety Aspects of Fusion , Review paper .
        Nuclear Fusion 24 ( 1984 ) 11 , p. 1461-1483 .
/ 14 / T.S. Drolet , K.Y. Wong , P.J. Dinner ; Canadian Experience with Tritium -
        the Basis of a new Fusion Project .          Nuclear Technology /Fusion Vol . 5 ,
        January 1984 .
/ 1 5 / J.L. Anderson ; The Status of Tritium Technology Development for Magnetic
        Fusion Energy . Nuclear Technology/ Fusion *4 ( 1983 ) 2 , 75-82 .
/ 1 6 / Recommendation of the International Commission                  on   Radiological
        Protection , CRP Publication 26 , Pergamon Press , 1977 .
/ 1 7 / Safety Assessment Principles for Nuclear Power Reactors . Nil .
        April 1979 .
/ 1 8 / International Commission on Radiological Protection ( ICRP ) Publication
        30 , Supplement to Part 1 , Annals of the ICRP 3 ( 1-4 ), Pergamon , Oxford .
/ 1 9 / S.A.     Fetter ;   Radiological  Hazards   of   Fusion   Reactors :  Models   and
        Comparison .      University of California , Berkley , PH.D. 1985 .
/ 20 / W.L. Marter ; Environmental Effect :} of a Tritium Gas Release from the
        Savannah River Plant on May 2 , 1974 .          DP-1369 , UC-11 , Savannah River
        Laboratory , November 1974 .
/ 21 / K. Broden , A. Hultgren , G. Olsson , H. Djerassi , P. Giroux , P. Guetat ,
        J-L Rouyer ;      Fusion Waste Management - Safety and Environment Studies
        1983-84 - European Fusion Technology Programme , NET Report EUR-FU / XII -
        361 / 85 / 35 , 1985 .
 ---pagebreak--- T.  GLÔSSARY
Units
Sv    sievert            ( equivalent dose )
rem                            "             (1 rem = 0.01 Sv )
Bq    becquerel          ( activity )
Ci    curie              "               (1 Ci = 3.7X10 10 Bq )
W     watt               ( power )
eV    electronvolt       ( energy )          (1 eV = Ι.βχΙΟ 1 ^ J )
A     ampere             ( electric current )
T     tesla              ( magnetic field strength )
s     second
min   minute
h     hour
d     day
a     year
g     gram
1     liter
m     meter
ppm   parts per million
multiplication factors :
                         m     10
                         k     103
                         M     106
                         G     10*
 ---pagebreak---                                                           51 .
Abbreviations
ALARA         as low as reasonably achieveable
ALI           allowable limit of intake
ΒΗΡ           biological hazard potential
CEC           Commission of the European Communities
CEGB          Central Electricity Generating Board ( UK )
D             deuterium
DEMO          demonstration reactor
D-D           deuterium deuterium
D -T          deuterium- tritium
FCTR          First Commercial-sized Tokamak Reactor
HWR           heavy water reactor
ICRP          International Commission on Radiological Protection
INTOR         International Tokamak Reactor
LWR           Light Water Reactor
MARS          Mirror Advanced Reactor Study
MEI           most exposed individual
MPC           maximum permissible concentration
NET           Next European Torus
NII           Nuclear Installations Inspectorate ( UK )
NRC           Nuclear Regulatory Commission ( USA )
R+D           research and development
T             tritium
 ---pagebreak---                                                                                    52 .
           THE ECONOMIC PROSPECTS OF NUCLEAR FUSION       A 1986 VIEWPOINT
W.R. Spears            The NET Team   c / o Max Planck Institut fur Plasmaphysik ,
                       Boltzmannstrafte 2 , D-8046 Garching bei MCinchen .
R . Bünde              The NET Team , c / o Max Planck Institut fur Plasmaphysik .
                       BoltzmannstraBe 2 , D-8046 Garching bei MCinchen .
G   Grieger            MaxPlanck Institut fur Plasmaphysik , BoltzmannstraBe 2 ,
                       D-8046 Garching bei MCinchen .
P.E.  Grohnheit        Riso National Laboratory , DK-4000 Roskilde
J.  Pericart           EDF - Centre des Renardières , BP No.1 ,
                       77250 Moret sur Loing , France .
                                       CONTENTS
0.          SUMMARY                                                            54
1 .         INTRODUCTION                                                       57
2.          REVIEW OF PUBLISHED REACTOR COSTS AND COSTING STUDIES              58
3-          GENERATION COST SENSITIVITY                                        69
4.          DEVELOPMENT POTENTIAL FOR FUSION                                   78
5.          COMPARISON WITH OTHER POWER SYSTEMS                                82
6.          CONCLUSIONS                                                        91
7.          REFERENCES                                                         92
8.          GLOSSARY OF TERMS & DEFINITIONS                                    98
 ---pagebreak---                                                                                      53 .
ACKNOWL EDGEMEN TS
         The authors would particularly like to thank Dr R           Hancox ( UKAEA ) for
carrying out the research and contributing the basic text of section 2 .
        The authors are also very grateful for the comments and suggestions of
Drs C.M. Braams ( FOM ), B Brunelll ( ENEA ), G. Casini ( JRC Ispra ), J. Darvas
( CEC ), A. Gibson ( JET ), H.H. Hennies ( KfK ) , G. Kessler ( KfK ) , A. Malein ( CEC ),
D Palumbo ( CEC ), R S. Pease ( UKAEA ), F. Prevot ( CEA ), J. Raeder ( NET ) and R.
Toschi ( NET ).
 ---pagebreak---                                                                               54 .
0.   SUMMARY
          This report summarises todays best estimates of the cost of power
generation from nuclear fusion      These estimates can only be rough since the
earliest commercialisation date is well into the , 21st century and since
development up to now has concentrated on making fusion work , not in making it
cheap . An understanding of the technical and economic feasibility of fusion
will not exist until at least the next generation of experiments , like NET in
Europe , have been operated .
       Despite these qualifications    in the last ten years several conceptual
design studies of power producing fusion reactors have been undertaken .    Such
studies are necessary since they show where fusion development is heading
thus guiding both plasma physics and reactor technology development programmes
along reasonable paths .      These studies produce estimates of the cost of
constructing the reactors or of generating electricity , which indicate that
the economic viability of fusion is a possible ,      but by no means certain ,
outcome of the present research programme .
       For tokamaks ( the most advanced confinement method ), the direct capital
cost   in these studies varies over a factor of nearly 3 while for other
confinement schemes the range is a factor of 5 .        This indicates the wide
variety of possible methods for tackling the technological problems of fusion
and the uncertainty over the most desirable design solutions .       These costs
apply to fully commercialised designs , not the first device of a series .
Usually the tenth device of its kind is costed to take advantage of the
economic benefit of the gain with experience of manufacturing and construction
know-how .
         As an alternative to cost   in these studies    it  is also possible to
estimate the energy expended in all the processes involved in manufacturing ,
constructing and operating the power station .      Such studies show an energy
expenditure in constructing a fusion station twice that for a fission plant .
However for fission , considerable energy must be expended in producing fuel
for the plant during its lifetime whereas for fusion this item is minuscule .
The apparent fusion disadvantage is more than outweighed by this advantage .
      As part of the design definition of NET , cost methods suitable for first -
of-a kind devices have also recently been evolved .    These indicate the levels *^
 ---pagebreak---                                                                                     55 .
of cost to be expected early in the deployment of commercial-Scale fusion
reactors when the manufacturing and construction design base is still growing .
Such costing methods rely heavily on design solutions proposed for NET . These
may not be the ones chosen , for technical and economic reasons , when
commercial reactors are finally designed .         For a prototype commercial-sized
reactor of 1200 MW so ( sent out ) typical of present-day plant sizes , with
plasma physics only relying on a plausible extrapolation of the results from
present-day experiments , the estimated generation cost is about 2-3 times that
for  thermal  fission stations beginning operation          in  1995 .     Under series
production of fully commercialised designs ( e.g. the tenth device after the
prototype ), this gap can be significantly reduced or even closed . In addition ,
a considerable reduction in the cost could be achieved by a significant
increase in the ability to confine plasma and reduction in the unit cost of
design solutions , with only a modest increase in levels of power sent out .
         The present fusion programmes worldwide are geared towards solving
problems of scientific principle .      In the past , they have almost exclusively
been directed at increasing the understanding of plasma physics but , as a
consequence   of . physics   progress ,  are   now   increasingly    concentrating     on
technological feasibility .      The target of these programmes is to produce a
working   demonstration    power   reactor .    Such  a   device   Would    need  to  be
technically improved and simplified to arrive at a desirable and economically
competitive end product .        The combination of     several of     the   innovations
proposed up to now might result in substantial economic benefits .              Most are
aimed at increasing plasma power density using theoretically feasible plasma
physics and advanced superconductors .       In this respect device compactness has
a part to play , but only to the extent that technological design margins are
not eroded and the good safety characteristics of the fusion power plant
compromised . Many proposals , whose benefits are impossible even to estimate
today    are not just applicable to tokamaks but to toroidal magnetic
confinement generally .
      By the time fusion power is commercially available , coal ,, fission breeder
and solar photovoltaic power stations will be the likely competitors , ^olar
photovoltaic power costs are predicted to be a factor of 2.5-4 higher than
thermal fission . Coal , whose present electricity generation cost in baseload
is up to 60$ higher than thermal fission plants , is expected to maintain , or
even increase , this cost disadvantage . Fast breeders , which at present are
linked by their fuel cycle to thermal fission stations and are only just
 ---pagebreak---                                                                           56 .
beginning their evolution from the prototype commercial - sized device , although
initially ( in the first-of its kind device ) expected to have power costs up to
1 0011 higher than that from thermal fission , are predicted to attain a much
more competitive generation cost compared with thermal fission , when they are
introduced on a full commercial scale .   Predictions for thermal fission depend
on the economic conditions prevailing in the middle of the next century and
extend over a factor of 2 ( Even for systems starting operation in 1995 the
cost for thermal fission can only be predicted within a factor of 1.5 ).
Fusion power thus fits alongside these estimates and from this point of view
should be able     to penetrate   the market  in  the  future as a   large scale
generating technology .
       There are also a number of somewhat intangible but potentially beneficial
effects of electricity generation with fusion ,      in addition to those items
considered in present costings . These include security of fuel availability
( deuterium and lithium are spread widely and plentifully on earth ), low fuel
price dependence ,    an internal fuel cycle ( extensive off-site reprocessing
systems and their associated logistics are . in principle , unnecessary and ,
even if needed for economic reasons , are much less than in fission ), the
potential for reduced waste hazard ( through materials optimised for fusion ),
and reduced scale of possible accidents . To what extent these items will have
an economic impact and add to the desirability of fusion power is impossible
to estimate until more progress is made .
          The development cost for fusion power is a tiny fraction of todays
expenditure for energy supply which , given the virtually inexhaustable nature
of the fuels and their worldwide distribution , and the potential for high
environmental acceptability , should produce a highly desirable payoff .
 ---pagebreak---                                                                          57 .
1 . INTRODUCTION
      The aim of this report is to describe todays view of the cost of the end
result from the fusion development programme , in so far as it can presently be
quantified .    This is a difficult task since its earliest commercialisation
date is well into the next century , after a considerable development and
proving programme . In todays position we are still far from the commercial
end product .     Any predictions made here must therefore be understood as
representing a considerable range around the quoted values . Furthermore , the
programme of development up to now has concentrated on making fusion work , not
making it cheap , and there is likely to be considerable improvement in the
cost predictions once there is a greater understanding of what needs to be
done technologically .     This will not come about until the next generation of
experiments , like NET in Europe , have been operated .
        The report reviews what has been said in the past about fusion costs
( section 2 ) and describes the sensitivity of generation cost to assumptions in
section 3 .   for first - of- a- kind tokamaks . The potential for improving on
present conceptions of what makes a viable reactor is discussed in section 4
and fusion is compared with its competitors in section 5 .     A full glossary of
terms and definitions is given in section 8 .
 ---pagebreak---                                                                                    58 .
2.  REVIEW OF PUBLISHED REACTOR COSTS AND COSTING STUDIES
          In the last   ten years several conceptual design studies of power
producing fusion reactors or fusion based power stations have been published .
Many of these studies have included estimates of the cost of constructing the
reactors    or  of generating electricity ,   and  these published estimates are
reviewed in the following section .
2.1 Capital costs
         Direct capital costs per unit output for most published commercial
reactor designs are shown in table 2.1 .        The direct capital costs are the
major contributor to the total cost and therefore form a convenient basis for
comparing different designs .    Table 2.1 also shows the relative direct capital
cost of each design normalized to Starfire and adjusted for inflation .                 ( In
the case of the Culham Mk II reactor , the standardized exchange rate defined
by Ashby / 22 / was used to convert the cost to dollars .)
      A number of conclusions may be drawn from the information in the table :
2.1.1   Historical variations
        Early studies such as the Princeton tokamak reactor of 1974 and the
University of Wisconsin tokamak reactors ( UWMAK I and II ) of 1975 , gave lower
direct capital costs than the more recent NUWMAK and Starfire tokamak studies
completed in the period 1979-80 , this being due to the more realistic physics
and engineering bases of the recent studies .
2.1.2   Design uncertainties
      Costs based on recent studies still show considerable variations .           Whilst
the turbine and electrical plant can be costed accurately on the basis of
manufacturing experience , the cost of the fusion reactor itself is uncertain
both because of unresolved physics issues and because of novel manufacturing
requirements . This is illustrated in table 2.2 which compares the costs of
the reactor plant with the total station cost for some of the power stations
listed in table 2.1 .     The ratio of reactor plant cost to total direct cost
varies from 37$ to 76$ .     Further causes of variation include the effects of
scale ,  and   whether  the  reactor  is costed   as  the  f irst - of - a - kind or    the
 ---pagebreak---                                                                             59 .
benefits of previoun proiluctlon experience are assumed .          For Lhe above
reasons , comparisons with existing power systems such as fission reactors can
be misleading .
2. T .3   titernatives to the BT-tokamak
         Table 2.1 also shows estimated direct capital costs for several power
stations based on plasma confinement systems other than the DT-tokamak . In
general the plasma physics basis for these reactor designs is less well
developed than for the tokaaak . Within the present accuracy , all the costs
are of the seme order as for $tarfire .
2.1.1»    Alternative fuels
        Only one study , Wildcat , has been based on a fuel cycle other than D-T .
This design , based on a D-D fuel cycle , is conceptually similar to Starfire
but requires substantially better plasma confinement in view of the lower
reaction cross-section . As a result the capital eost and cost of electricity
are nearly twice those of Starfire .
2.2 . Cost sensitivity
          Several studies / 23 _ 29 / have investigated how the cost of a fusion
reactor varies with one or more parameters ,         both to assess the relative
importance of that parameter or to establish its optimum value .     These studies
have utilized both simplified analytical models / 23 , 24 , 25 / which provide
insight into the inter-relationship between parameters , and more detailed
computer models / 26 t 27 /. The main results are as follows :-
2.2.1     Physios parameters
        The major physics parameters affecting the cost of a tokamak reactor are
the ratio ( g ) of the plasma pressure confined to the magnetic pressure
applied , and the plasma aurrent for a given raagentic field ( i.e. the inverse
rotational transform of the field lines , q - see glossary ). A plasma pressure
of approaching 1 056 relative to the toroidal magnetic field pressure is
desirable , but recent predictions of the physical limit are somewhat below
this level .      A high current for a given field is essential , leading to
requirements for plasma shaping .          By contrast , plasma confinement times
predicted in devices of the scale of a commercial reactor appear adequate .
 ---pagebreak---                                                                             60 .
2.2.2    Engineering parameters
       For unit sizes above 600 MWg , the unit cost of a fusion reactor follows
the two-thirds power law common in engineering production . Larger units are
therefore more economic , but if too large there may be limits of acceptance .
The first wall power loading has a strong influence on unit costs and there is
an optimum value which is a compromise between the desire to reduce general
reactor material quantities as far as possible , without making the design too
complex or incurring penalties from too frequent maintenance periods .           This
optimum is usually in the range 3 to 6 MW/m , depending on the predicted life
of the wall before radiation damaged material must be replaced .          In smaller
unit sizes , the total thickness of the blanket and shield on the inboard side
of  toroidal    reactors   significantly   affects  costs  because   it  limits   the
achievable     wall   loading .     The  peak   magnetic   field   achievable    with
superconducting coils ,    or supportable with practical structures ,      is not a
major constraint in a tokamak unless the plasma pressure ratio , 6 is low .
2.2.3    Compact reactors
      One simple way of comparing the economics of alternative power sources is
through the power produced per unit mass of the system .          The cost of many
power   sources   is  roughly   related to  their mass ,  since variations due to
special materials of complex design do not predominate , and for this reason
compact systems are economically attractive .        For fusion reactors a rough
target for the mass power density of 100 kWg/ tonne has been suggested / 30/,
and several designs of compact reactors exist approaching       this value as shown
in figure 2.1 / 31 /.   In this respect the Reversed Field Pinch has an advantage
because of its high plasma pressure ratio (B - 25% ), whereas for tokamaks only
designs with non-superconducting magnets to allow high-field operation can
approach this mass power density .         This question is considered again in
section 3-
        As already indicated in table 2.2 the ratio of reactor plant cost to
total direct cost is significantly higher for a fusion reactor than for a PWR .
Figure 2.2 shows a correlation between this ratio and the unit capital cost ,
which suggests that the estimated capital cost of a fusion reactor should be
reduced by a factor 2 to compete with a present day PWR . This reduction
corresponds to a factor H in mass utilization . These conclusions , however ,
take no account of the low fuel costs of fusion which may considerably reduce
thes| factors .
 ---pagebreak---                                                                                 61
2.3    Electricity generating costs
        Ih several studies the direct capital costs have been used as the basis
of generating cost estimates , as quoted in table 2.3 .      These are dealt with
more fully in section 5 .
2 . *4 Energy accounting
         An alternative to considering the electricity generating costs is to
calculate the energy expended in all the processes which are involved in the
manufacture , construction and operation of the system .               This energy
expenditure includes mining and refining the raw materials - including the
fuels - as well as the production , transport , and erection of the plant and
buildings .      One advantage of energy accounting is that     it should not be
influenced by relative wage and price changes .           Another very important
advantage in relation to energy accounting for power stations is that the
ratio of energy expended to the energy generated during the life of the
station is an easily understood and convenient measure of the value of the
project .    The major difficulty in the assessment is the calculation of the
energy expenditure in each activity , which is often poorly defined and is in a
variety Of different forms . Conversely the payback time , in spite of being
widely    used ,   is a misleading measure  because  it   is highly    sensitive   to
arbitrary assumptions in its definition .
        Some results of a recent detailed study by BUnde / 32 , 33 . 34 /, in which
two fusion power plants were compared with two LWR fission reactor power
plants , are given in table 2.4 . The energy expenditure on construction of a
fusion power station is a faetor of two greater than that for a PWR station ,
which is consistent with capital cost estimates .    The overall energy input for
the    fission station ,   however , is significantly   increased   by   the  energy
required to provide fuel both for the start of operation and for life-time
refuelling .      The figures quoted in table 2.4 are the most optimistic for
fission and the most pessimistic for fusion of the cases considered .              An
earlieh study by TSoulfanidis / 35 / gave similar results , shown in table 2.5 ,
but it may be hoted that the fusion energy inputs were calculated on the basis
of the IfliMftK-III which is Seen in table 2.1 to be the most expensive of the
Afterloan tokam&k reactor designs .
 ---pagebreak---                                                                                 62 .
2.5   Discussion
       In discussing the existing literature of fusion economics it must firstly
be stated that all cost estimates are based on outline designs which assume
favourable solutions to outstanding physics questions . Whilst the cost of
individual components can be estimated from other engineering applications ,
not all details of the components are known , and so the costs quoted here are
only the best possible indications at the present state of fusion development .
By comparison ,     other   energy   systems   such as   fission reactor based      power
stations are well defined and can be much more accurately costed , although
still dependent on financial assumptions and resource availabilities .
      Sensitivity studies have allowed present reactor designs to be optimised ,
within the constraints of present understanding .          The extent to which changes
in parameters could lead to lower capital costs is well understood .            In terms
of physical limitations , the plasma pressure ratio f5 is most important .             In
terms of engineering constraints ,         any factor which permits a higher power
density will be important .          Present designs are therefore tending to more
compact reactors ,     with increased emphasis on materials properties and high
magnetic fields .
      There have been very few new commercial tokamak reactor design studies in
the   past   five   years ,  not   only   because of   the   present  emphasis on next
generation devices      such as NET or INTOR ,      but because     there have been no
significant changes in physics understanding since the Starfire study which
would    change   the  engineering     concept  and  hence   the  estimated  cost .    In
contrast to the tokamak situation , there have been several recent studies of
reactors based on other confinement geometries .           Of these , the tandem mirror
( MARS )  study suggests that there is no obvious economic advantage .                The
Reversed Field Pinch , however , has the potential to be the basis of a more
compact ,   and hence cheaper ,     reactor but has a weaker physics basis .          The
stellarator has been the basis of several studies , which indicate costs in the
same range as for the tokamak .
      This viewpoint has not covered inertially based reactor systems / e.g. 20 ,
21 /, for which much of the target physics is classified information and for
which the cost of the driver systems is very uncertain .             Nor has it covered
fission-fusion hybrid systems /e.g. 36 / for which reactor designs are less
well developed , and costs depend to a large extent on the value of the fissile
fuel produced and on the cost of safety for this complicated system .
 ---pagebreak---                                                                                   63
                       TABLE 2.1 : SUMMARY OF REACTOR STUDIES
                                                                Spécifie             Relative
Year of       Year of MW      Name                              Direct               capital
                         e
publication   costing net                                     . Capital              cost
                                                                cost                 ( corrected
                                                                ( $ / kW e )           for
                                                                ( in year            inflation )
                                                                of costing )
                       DT-Tokamaks :
1974          1974    2030    PPLP /1 /                                       433    0.4',
1975          1974    1474    UWMAK-Ί / 2 /                                   723    0.78
1975          1975    1709    UWMAK-II /V                                     706    0.69
1976          1975    1985    UWMAK-III / 4 /                                1154    1.14
1976          1976    2500    Culham I / 5 /              ■
                                                                              750    0.70
1979
            Λ
              1978     660    NUWMAK / 6 /                                   1279    1.05
1980          1977    1200    Culham II B / 7,8,9 /                          1442    1 . 28
1980          1 980   1200    Starfire / 10 /                                1439    1
                       Others :
1978          1976     492    Standard mirror / 1 1 /                        4510    4.22
1979          1979     750    RFPR ( Reversed field pinch ) / 1 2/           1104    0.84
1980          1980    1530    WITAMIR ( Tandem mirror ) / 1 3 /              1348    0.94
1981          1980     812    Wildcat ( D-D tokamak ) /1 4 /                 2725    1.89
1981          1981    1214    EBTR ( Bumpy torus ) /1 5 /                    1737    1.14
1982          1982    1882    UWT0R-M ( Stel larator ) /1 6 /                1422    0.88
1983          1980    1660    MRS-IIA ( Stel larator ) /1 7 /                1482    1 . 03
1983          1980    1302    MRS-IIB ( Stel larator ) /1 7 /                1265    0.88
1984          1980    1200    MARS ( Tandem mirror ) / 1 β /                 1970    1 . 37
1985          1980    1000    CRFPR 20 ( Compact RFP ) /1 9 /                1111    0.77
1985          1984    3784    Hiball II ( Heavy-ion beam ) / 20,21 / 1347            0.74
 ---pagebreak---                                                                64 .
             TABLE 2.2 : REACTOR PLANT COSTS
           Reactor        Direct    Total    Ratio       Ratio
            UM )          capital   capital  Reactor /   Dir . cap ./
                             ( $M )  ( $M )  Dir . cap . Total cap .
PPPL        606              880     1215     0.69        0.72
UWMAK-I     574            1 066     1433     0.54        0.74
UWMAK-II    775            1207      1615     0.64        0.75
UWMAK-I II  812            2290               0.35
NUWMAK      534              844     1140     0.63        0.74
Starf ire   969            1727      2400     0.56        0.72
Culham IIB  656              911     1824     0.72        0.50
RFPR        397              828              0.48
WITAMIR    1565            2063      2785     0.76        0.74
Wildcat    1497            2213      3076     0.68        0.72
MRS-IIA    1687            2460      3695     0.69        0.67
MRS-IIB     968            1647      2473     0.59        0.67
EBTR       1426            2109      2872     0.68        0.73
UWTOR-M    1765            261 1     3758     0.68        0.69
MARS       1517            2365      3266     0.64        0.72
CRFPR.20 .  415            1112      1515     0.37        0.73
PWR                                          0.25-0.32
 ---pagebreak---                                                                                 65 .
                  TABLE 2.3 : COST OF ELECTRICITY - ( mills-1 980 / kWh )
                               Starfire    CRFPR.20        Mars
Annual capital charge           30.44       22.79          42.56
Operation and maintenance        2.46        4.11           2.63
Component replacement            2.20        1 . 00         0.69
Fuel                             0.04        0.03           0.36
Total                           35.15       27.93          46.24
The annual capital charge is set at 10$ of the total capital cost , in constant ( zero
inflation ) money over a 30 year operating life . Plant availability is different in
each study ( between 75-80$ ).
 ---pagebreak---       TABLE 2.4 : ENERGY INPUT AND OUTPUT OVER 30 YEAR LIFE ( from ref 3*0
                                                           Fusion    Fission
Construction of power plant           ( MWh t..Π /MW Θ ) +  4082      2160
Construction of fuel installations    <MWhth/MWe >*           16        789
                                                                            *
Fuel for first operation              (MWh..th /MW„) e
                                                         +     3        399
                                                                            *
Fuel for lifetime operation           ( MWh th
                                             . . /MW e ) +    87      5554
Total energy input                    (MWh.th. /MW e ) +    4188      8902
Energy generated                      (MWh tn. . /MW 6 ) + 6.3x105    6.3x10
Energy gain                                                  150         70
   Assuming centrifuge enrichment of ore with a 0.2 % uranium content .
+ MWhth always means thermal energy and/or primary energy equivalent of
   electrical energy , and MWg refers to electrical power sent out .
 ---pagebreak---              TABLE 2.5 : ENERGY GAINS FOR POWER PLANTS ( from Ref 35 )
                                           EG1       EG2        EG3
Coal Plant                                 5-7       6-9        53-93
PWR ( diffusion enrichment )               3-5       7-5        15
PWR ( centrifuge enrichment )              10        13         80
Fusion plant                                5         7         64
EG1 = Electrical energy out/equivalent thermal energy in .
EG2 = Electrical energy out/ total energy in .
EG^ = Electrical energy out/electrical energy in .
 ---pagebreak---                                                                                      68 .
                «  3000
               ?
                                     1000 MW »
               y-             MET
               vi
                                                                         ΕΟΤΠ
               O
               O   2000                                       usn          A'
                                                                 h.*'         T.
               υ                                                               1
               Ui
                                             8ΤΑΠΓΙΠΕ                         A
               ос                                                 WITAMIR-
                Z
                                          nFPn
                                                    \     QOOtlOOIM / P        )
                   1000                                                   TH
                O
                        AA CRFPI1
                                                          ( ~ 30.0 J / liO *
                        uwn
                                                                       _l_
                                           4        e         S
                                         FUSION POWER CORE
                          MASS UTILIZATION . M / P ^., ( tonno / MWI )
FIGURE 2.1 Specific direct capital cost as a function of mass utilisation in
            the fusion power core ( from reference 31 )-
                        -1-J-1-1-1 -1-1-1-
                                                                             /
                   3000 -
                   3000     PNET == 1000
                                     1000 UWtUWt                           tf
                l            NET                                   ***// ;
               »E                                                   J
                                                                   Jr s /
                o                                               >//]h* /
               ° 2000
               O   2000 -                                     £A'IJ /
               1-                 ( 1-nPE / TDC ) .         .ir/V *
                                                                          //
                                  ( 1-nPE / TDC )
                o            O00 -LWR                      4%
                ïï                 ( 1-nPE / TDCI          £             A
                5                       \ FUSION^VPR               wiTAum-1
                                                                   WITAUin-1
                t                             \ -
                5 looo -
                   1000
                                       A ^ - ^-^cnFPn
                                                    CRFPR
                                  “ Lwn
                           A-      EFFECT OF DOIIOLINO
                                                 DOUBLING COST OF
                                   REACTOR PLANT EQUIPMENT
                      J_I_I_1_I-1 -1-1-1-
                      °     0.1   0.2    0.3 0.4      0.5 0.8     0.7      0.8   0.0
                            REACTOR PLANT EQUIPMENT ( RPE )
                                TOTAL DIRECT COSTTTDCF
FIGURE  2.2   Specific direct capital cost as a function of the cost ratio
              between reactor plant equipment and total direct cost ( from
              reference 31 *
 ---pagebreak---                                                                             69 .
3.   GENERATION COST SENSITIVITY
        As pointed out in the previous section there have been very few recent
assessments of commercial reactors because of the present emphasis on the next
step in the programme of development .       As part of this work in Europe , an
extensive model of the cost scaling of reactor systems is under development as
a design aid in the choice of NET parameters . This model has been built up
using the expertise gained in the studies reported in section 2 and has now
been extensively reviewed by Motor Columbus Engineers Inc . who have wide
experience of power plant construction worldwide . Modifications suggested by
them have been incorporated in the model as it stands today / 37 /, and it has
been    extended  to  analyse   electricity   generation  costs   along  the     lines
recommended in the UNIPEDE study / 38 /.
       This model is used here as the basis for describing the cost sensitivity
of reactor parameters , since it represents the latest , and therefore hopefully
the most accurate , assessment within Europe of reactor costs for first - of - a-
kind , DT-based tokamaks .    As such , the results reported below should not be
taken to be indicative of reactor costs in a mature industry .         In any case ,
extrapolation of currently perceived NET design solutions into the commercial
reactor regime has low credibility since NET itself will be the test bed for
developing such reactor relevant design solutions .      Inevitably , in all areas ,
both learning in manufacture and improvement in design will also drive costs
down in future devices from levels predicted today .       Furthermore , within the
present modelling ,   no attempt has been made to minimise non-direct costs
( operation and maintenance especially ) to increase commercial acceptability ,
and this results in a further overestimation of fusion costs .
3.1   Generation Cost Usage
       One of the advantages claimed by fusion is that it has low fuel costs to
offset against probably high capital costs .        When comparing the merits of
fusion with its competitors it is therefore essential to consider all costs
incurred from the start of construction to ultimate decommissioning when making
a judgement . This can only be done by the use of generation costs ( G ), also
known as cost of electricity , which properly account for the influence of
capital , operating and maintenance , fuel , decommissioning and interest charges .
The assumptions implicit in the costs reported here are listed in table 3*1 *
Only direct , operation and maintenance , and fuel costs are calculated in
detail , with other non-direct costs amounting to 58% of D.
 ---pagebreak--- 3.2    Generation Cost vs. Beta Level and Mass Expenditure
        The plasma pressure ratio , & , can be related to basic Tokamak parameters
by the equation B(£ ) = gl ( MA) / a(m)B(T ) where I , a and B are plasma current ,
minor radius and toroidal field respectively and g is a constant known as the
" beta level ".        To minimise the amount of plasma needed for a given output
power ,    B and hence       g must  be maximised ,   particularly since     its square  is
proportional to the plasma power density .            One of the major efforts in fusion
is therefore to maximise the beta level subject to any other constraints that
might apply .
           For a device of fixed power sent out and beta level there exist an
infinite number of possible designs with different dimensions .             A minimum cost
device can be chosen from this infinite set .             The variation in generation cost
of such minimum cost devices can then be shown as a function of the power sent
out and beta level .         This is done here using parameters predicted by SUPERCOIL
/ 39 / over a wide range of values of power sent out and beta level .                  This
analysis / 40 / extends an earlier analysis based on the capital cost only / 41 /.
Figure 3.1        shows the results , relative to the cost of one particular design
point ( the reference point , PCSR-E ( prototype commercial-sized reactor ), is a
1200    MW so     device   with  a  value  of  g   ( 3.5 )   consistent with   present  day
experiments ), indicating a decreasing cost benefit as both beta level and power
sent out are raised but that certain minimum levels of these parameters are
worthwhile attaining .         Also shown is the wall loading that should be achieved
to gain access to the cost minima at each value of power sent out and beta
level .      ( In reality , since cost minima are fairly flat as a function of wall
loading , small reductions in wall loading from the values shown may be
tolerated without much cost increase ).
         Under the stimulus of studies recently carried out in the USA / 30 / the
same results are replotted in figure 3-2 as a function of " mass expenditure "
( ME ) on the fusion power core ( FPC ), i.e. the mass of material required for the
torus ( first wall / blanket / shield ), magnets ( toroidal and poloidal field ) and
their respective support structures , divided by the power sent out .                  This
variable is equal to the " mass utilization" multiplied by the overall plant
efficiency ( typically 30J ), and is inversely proportional to the mass power
density ( 100 kWg/ tonne = 10 tonnes /MWe ), both these terms having been mentioned
in section 2 .        Figure 3.2 also shows absolute generation cost values for these
f irst - of - a- kind stations in 1984 ECU (1 ECU-1984 = 0.822$-1 984 ) .
 ---pagebreak---                                                                                71 .
           <M
              E
                                        ^             2000
      <
            5
      CD
      oc
                                           ---1200
      Li_l
      zsz
            CD
            ■<
            CD
                          ^ " IMTMW^                    600 MW
                  2.0 - \
                   1.5 -     \
            I–
            on
            CD
            <_i
            z
            CD
            I–
            -<
                          \                          P_ == 600
                                                           600 MWMW
            oc
            Li-I
            LU
            LD
                   i-0h Hr
            LU
             >
             I–
            •<
             _i
            LU
            OC
                  0.5 -                ^-                 2000
                     O'–-1-–J-1-1–-L_
                      0        5       10       15       20       25
                                    BETA LEVEL 'g'
FIGURE 3-1 : Generation cost of minimum-cost devices as a function of beta
                 level at different values of power sent out , and the corresponding
                 wall loading levels required .
 ---pagebreak---                                                                                           72 .
            г 1°Г
          CNI
                          \ 2000
             £
    Z
                 6_        \ vl 200
    CD      21                               600 MW
    ce
    i–
            CD
    ZD
    L-i_I
            <
            CD
                 0 -
               2.0 -                                                        /
                                                                                  20
                                                        TOTAL      //
               1.5 -
                                                           \//
                                                            /s /
                                                                            .         §
                                                           / ••
                                                                                  15
           I–
           CO
          CD
                                                      /f / /                         ZD
                                                                                     I_I
                                                                                     LU
          <_)                                                                         1–J
          UD
                                                     ///?*
                            p„ = m///M
           zz                                                                        I–
                                                                                     UO
          I–                                                                         CD
          <                                                                          t_I
          ce
          UJ
          Z
          UJ   4             , MW, /MZ
                             ( MW ) //
                                     •
                                       •
                                          •
                                           •
                                             •
                                              •                          .^00     10
                                                                                     CD
                                 /w*                            //             -
                                    -•   •   v
          UD
                                   // sf
          UJ                                                                         ce
                                                          s'\m  1200 /
                                                                                     UJ
          >
          I–
                                tiAV                          S                      z
                                                                                     UJ
          ><
                                                                      /              CD
          Li-I
          OC           1200 /?/ '                        ^        DIRECT
                                                                  DIRECT             UJ
                                                                                     I–
                                                                                     ZZ5
               „.          .4^' 5.7                    ■ 2000     C0NSTRUCTI0N
                                                                  CONSTRUCTION       CD
               05 2000..^1
                    2000 A .7                                     COST
                                                                  C0ST            5  OO
                                                                                     CO
                    g = 24.2 " y#'                                CONTRIBUTION
                                                                  CONTRIBUTION       -<
                         ^ ,
                            .?■'                   „ллл
                                                   200C
                                                            1200,-.^Г"'б00
                                                            1200    _^^^“600
                                                                       \
                                                                FUSION POWER
                                                           C0RE CONTRIBUTION
                 0 -1-1-1_i_i_1_ 0
                  0      10       20            30       40      50      60    70
                         MASS EXPENDITURE ( tonnes / MW             MW, J)
FIGURE 3.2 : Correlation between generating cost , neutron wall loading and
                mass expenditure for minimum-cost devices at given values of g
                and power sent out
 ---pagebreak---                                                                                 73 .
         The most striking features of figure 3.2 are the direct proportionality
between generating cost and mass expenditure and the wide range of cost that
can    occur     with   different    assumptions  about g   and  P SO .    ( The   direct
proportionality would have been distorted somewhat if availability had been
related to wall loading but this was not thought reasonable to do here since a
utility will prescribe a desirable availability , like that shown in table 3.1 ,
and all design solutions must . satisfy it ).
            The   results   of   figure  3.2  show that FPC cost    curves   are almo&t
superimposed indicating the strong dependence of its costing on mass .                  A
typical unit cost is around 50 ECU/ kg and this is independent of P so and g .
However , the accessible range of values of ME varies considerably with g and
P so . Although it only -      directly contributes about 1 5–35% to the direct costs
( 30 $ for PSCR-E ), the FPC has an indirect effect on the rest of the plant .
This can be seen by the direct cost contribution curves which have now become
separated , since costs depending on power sent out , and fixed costs , have been
added in .      However , the change in slope of the curve indicates a " knock-on"
effect of FPC mass , which occurs mainly via the building costs since , under
present assumptions , building size is strongly related to FPC dimensions . The
FPC thus influences 50-80$ of the direct costs ( 71$ for PCSR-E ). Furthermore ,
at least 60$ of non-direct costs depend on direct costs and this produces the
further amplifying effect on the slopes of the lines shown in the generating
cost curves .       The FPC then influences between 40-75$ of the generating cost
( 65$ for PCSR-E ) although it only directly contributes 8-18$ ( or 13“20$ if
first wall and blanket replacements are included ).
         These results show the strong influence of the FPC on costs . However ,
this is partly a figment of the cost models used at present and is strongly
affected by items not usually considered in the fusion programme ( e.g. building
design for fusion plants ). This , combined with the strong variation in costs
that can be achieved with improved physics attainment , represented here by 'g' ,
makes costing of fusion reactors at this stage , highly speculative .
3.3    Directions for Improvement
        The above results do not indicate any hard target for the competitiveness
of fusion , such as the 100 kW e / tonne mentioned in section 2 , although any
improvement which lowers mass expenditure may result              in a reduction in
generation cost .      At present all that can be said is that there is considerable
 ---pagebreak---                                                                                    74 .
uncertainty in costs of DT tokamak fusion caused by the lack of knowledge of
the physics and technology particularly of the Ff’C in n reactor . Despite this ,
current estimates of the absolute costs , shown in figure 3-2 , indicate that the
PCSR-E design point would be rather expensive as an end point of the tokamak
development programme .    It is therefore worthwhile to speculate how the cost of
the end point device would be affected by future developments .
3-3.1   Direct cost réduction
      To accomplish this , inherently cheaper technological solutions than those
proposed for the engineering design problems of NET would have to be found .            In
the present PCSR-E design , the major direct cost items / 42 / are the fusion
power core ( 30% ) , buildings ( 19% ) and the cooling/ generating system ( 12$ ).    The
latter two items have not yet been optimised even for NET , so it is reasonable
to expect considerable improvements by the time commercial reactors are being
designed .    For the fusion power core , magnet costs , which are strongly driven
by specific conductor costs , make up more than half the total .        A significant
reduction of these specific costs under the mass-production of superconducting
cable needed for fusion reactors is therefore to be expected , irrespective of
any cheaper design solutions that may be implemented .            As a guideline , a
generation cost reduction of 15$ ( without change in mass expenditure ) can be
achieved by reducing specific costs of all items in only the FPC by 50$ .
3.3.2   Improved plasma physics at constant power sent out
      This is represented here by the factor g .       A 15$ reduction in generating
costs is achievable with a 60$ increase in g .        A consequent 20$ reduction in
mass expenditure occurs due to this increase in compactness .       This approach has
its limitations , however , as g has to be doubled again to reduce costs by a
further 15$ .    However , these calculations have been carried out using a fixed
plasma configuration , and innovations in this area ( see section 4 ) which
improve the plasma beta at constant g and which have the advantage of making
the device more compact , may , despite possible extra costs due to the use of
more exotic configurations , have a beneficial effect overall on cost .
3.3.3 Raised PgQ without g increase
           Increasing compactness is not the only method of decreasing mass
expenditure .    A 15$ reduction in generating cost would be achieved by a 40$
 ---pagebreak---                                                                                75 .
increase in power sent out without increasing g , as shown in figure 3.1 . The
corresponding mass expenditure decrease would be 16% . However , this increased
power sent out would have to be acceptable to the utilities . Here there are
differences , with , for instance , 1500 MW    becoming the new European standard ,
whereas in the USA , 300-600 MW SO units are thought to be more desirable for
their future energy needs .
3.4    Sensitivity to Assumptions
        In producing the results quoted here , certain basic assumptions have been
made .    The sensitivity of the cost of PCSR-E to changes in these assumptions is
shown in table 3-2 for the most sensitive parameters .           The sensitivity is
defined as the relative change in the costs , divided by a given relative change
in the parameter ,     all other parameters in the table remaining fixed .          The
sensitivity is quoted relative to that for variations in g .            Three plasma
physics parameters head the list and they are not really independent ( as
assumed in the sensitivity analysis ) since g and q depend on the radial
profiles     of  plasma  density  and  temperature   in a way    which can   only    be
determined after extensive experimentation on reactor-level plasmas .            These
profiles are implicitly included       in f which is also a function of plasma
operating temperature .
        Stress levels in the toroidal field coils are less important .     The use of
better quality materials in superconducting coil manufacture may ease this
limit towards higher values , but many superconducting materials are strain
limited and this may provide a nearby limit . Also blanket thickness is not a
major cost driver .       This is fortunate since adequate space must always be
allowed for tritium breeding .
3.5    Discussion
        The results given above indicate that generating cost must be used with
extreme caution as a measure of the future worth of fusion power from DT-driven
tokamaks as it strongly depends on the FPC     cost , which is poorly known at this
stage . It is therefore too early to draw      hard and fast conclusions from this
analysis and such conclusions must wait        until more is known about reactor
design solutions and their technology , that    is , at the end of operation of NET .
 ---pagebreak---                                                                             76 .
       Even though generating cost values are uncertain , it is apparent that
factors of 2 can result from future research and development activities . There
appears to be a benefit in systems which either reduce mass expenditure , by
possessing higher g and / or operating at increased levels of power sent out , or
reduce fusion power core costs by the use of cheaper design solutions .          This
clearly points the direction for future development but the strength of the
incentive cannot yet be clearly quantified .   It must also be remembered that in
a mature fusion economy , learning will significantly reduce costs / 1 0 / over the
absolute values shown here .
        However , before fusion can be   introduced on a large scale ,     the cost
difference between fusion and its competitors must be small or even negative .
That fusion has the development potential to accomplish this is demonstrated in
the following section .
 ---pagebreak---                                                                          77
        TABLE 3-1 : LEVELISED GENERATION COST ASSUMPTIONS
Plant lifetime                                     25 years
Availability - Year 1                              4000 hours/yr
               Year 2                              5000 hours / yr
               Year 3-25                           6600 hours / yr
Discount rate                                      5%
Indirect costs                                     29 % of D
Interest during construction                       23Í of D
Decommissioning costs                              20% of D , discounted
         TABLE 3.2 : SUMMARY OF MOST SENSITIVE PARAMETERS
                                                              Relative
Parameter                           Value                     Sensitivity
Beta level , g                       3.5                           -1 .0
Inverse rotational transform q       2.2                             0.8
Fusion power density ratio , f       1 .5                          - 0.5
Blanket thickness                    0.55 / 0 .. 85 m                0.3
Toroidal field stress level          160 MN/m2                     -0.2
 ---pagebreak---                                                                                     78 .
M.    DEVELOPMENT POTENTIAL FOR FUSION
           The present fusion programmes world-wide are scientific programmes
orientated towards solving problems of principle .         In the past , the programmes
concentrated on physics questions because the largest hurdle to be overcome was
seen there but , as a consequence of the progress made in physics , a gradual
transition has been taking place for some years now to increasingly include
questions of technology as well .
        The target of the programmes is a demonstration reactor to prove by its
successful operation that working solutions have been found for all problem
areas .    However , these solutions , if applied without any further improvement ,
would result     in a commercial     reactor more costly      than perhaps necessary .
Therefore the demonstration of basic feasibility has to be followed by a period
of technical improvement ( i.e. innovation and simplification of the design ) to
arrive at a desirable and economically competitive end product .             Such a step ¬
wise .procedure is advisable , especially since many of the expected improvements
at the reactor level would have no or only negligible impact on present-day
experiments .                                               ...
         In order to substantiate this argument , an activity on reactor concept
innovations was started within the INTOR frame and the first results will be
reported here .
M.1    Reactor concept innovations
       At the request of the IFRC ( International Fusion Research Council ) an IAEA
Specialists' Meeting was held on 13-17 January 1986 at Agency headquarters in
Vienna A3/ .      The purpose of this meeting was to identify innovations that
would significantly improve the prospects that fusion reactor development would
lead to an attractive end product - a viable and economically competitive
fusion reactor , and to limit the initial activity to the Tokamak concept . A
worldwide call for innovative proposals was made prior to the meeting via the
INTOR Workshop . About 120 proposals on innovations were received and underwent
a first analysis . They were nearly equally distributed among nine categories :
( i ) impurity control , ( ii ) beta and confinement enhancement , ( iii ) heating and
current drive , ( iv ) advanced magnets , ( v ) plasma engineering , ( vi ) configuration
and maintenance , ( vii ) advanced blankets / first walls / shields , ( viii ) advanced
materials , and ( ix ) innovative concepts .       Categories ( i ) to ( iii ) are in the
 ---pagebreak---                                                                               79 .
physics field , and ( iv)-(viii ) in the field of engineering .       As expected from
the early concentration of the fusion programme on physics questions ,              the
physics innovations mainly consisted of anticipated results of present
activities promising plasma conditions suitable for reactor application ,
whereas     many   of   the    engineering    innovations  were    orientated  towards
improvements     of the     end product with no essential      impact on the present
generation of experiments .       This will become apparent from the results of the
Workshop summarized in the next section .
4.2   Results of the Workshop on Reactor Concept Innovations
4.2.1    General
       By combination of a large number of the proposed innovations , substantial
improvements seem to be possible , even if the single ones alone might only
produce moderate effects .      This conclusion holds even if some of the proposals
in the end would turn out not           to be feasible .    Furthermore , many of the
proposals are not restricted to Tokamaks but applicable to toroidal magnetic
confinement in general .
4.2.2    Increase in plasma power density
        There were a considerable number of proposals aiming at increasing the
plasma power      density .    They range from using indentation and the second
stability regime , to increasing the magnetic field by using advanced super ¬
conductors allowing both higher field and higher current density , and they also
include sophisticated feedback circuits to improve plasma stability .              Here
combination looks promising .        If all of them work it is expected that the
limitation in power density will then be set by the acceptable wall load .
4.2.3    Plasma heating
          Compared to the presently used systems , high energy ( about 0.5 MeV )
neutral beam injection should allow the beam power density to be increased by
an order of magnitude above that of today 's systems and , simultaneously , the
distance between beam sources and plasma to be increased to 30 m or so ( high
beam collimation ) .     This should not only allow the blanket coverage to be
increased but also the beam sources to be put into regions with nearly no
neutron irradiation .       In addition , these beams could perhaps also be used for
 ---pagebreak---                                                                            80 .
active impurity control and current drive .     Present plasmas are too small in
cross-section for such beams to be applicable .
4.2.4   Trends
        After having discussed the proposals on advanced Tokamak concepts , the
Workshop recommend    to put  emphasis on improving upon the present line of
moderate elongation , moderate aspect ratio configurations rather than switching
over to very elongated or very low aspect ratio configurations .
4.2.5   System Aspects
         There was one proposal of potentially high influence on the reactor
concept . It exploits the extremely high plasma temperature ( above 100 million
degrees ) unique to fusion power by replacing the usual balance of plant by in-
situ MHD power conversion .    MHD circuits are introduced directly behind the
blanket such that the toroidal magnetic field existing anyway can be used for
the MHD process . The plasma electron temperature will be raised to above 30 keV
so that half the alpha power will be converted into synchrotron radiation which
will be used to create the necessary non-equilibrium ionization within the MHD
medium at acceptable operating temperature .    By this method the neutron energy
could be absorbed by high ( but still manageable ) temperature pebble beds and
then exploited by the MHD process . This proposal claims considerable savings
in the balance of the plant .      The concept is also applicable to magnetic
confinement in general and not restricted to Tokamaks .
4.2.6 Summary on reactor concept innovations
           The Workshop has clearly shown that there are enough ideas for
significantly improving the end product above previous perceptions . Nearly one
half of the proposals received were selected for deeper studies on their
prospects of final feasibility .        This provides a large potential for
substantial improvements .
4.3   Stellarators and Reversed Field Pinches
       In Europe it was concluded at a very early stage that toroidal magnetic
confinement offered the best chance of leading to a viable fusion reactor , and
practically all the European fusion effort was concentrated on this class of
 ---pagebreak---                                                                              81 .
systems with the Tokamak being the main approach .           Therefore , the above
sections dealt with the prospects of the Tokamak as the ultimate fusion reactor
concept .    There are , however , substantial possibilities of improving on the
Tokamak where it encounters difficulties in its physics and engineering .
Stellarators and Reversed Field Pinches are being developed in Europe with
these prospects in mind .       According to European plans the concept selection
will be made after NET operation .
          The Stellarator line of magnetic confinement uses external electric
currents to produce the magnetic field in which a ring of plasma is passively
contained .    The successful operation of the Wendelstein Stellarators and of a
few other machines in other countries have made the Stellarator line a very
serious contender with the Tokamak as the basis for a future fusion reactor .
The transfer of the Tokamak plasma current into external coil currents for
producing the necessary poloidal field components allows the Stellarator to
work with only one single coil system , to dispense with any transformer or
current drive     system ,  to be free of disruptions ,   and to use steady-state
operation as an inherent property .       Once ignited it works by re-fuelling and
exhaust alone .     Present work aims at establishing beta values predicted by
theory and solving the impurity problem .
     Reversed Field Pinches , on the other hand , use plasma currents higher than
those of a Tokamak .      The magnetic field configuration produced in this way is
expected to relax into a minimum- energy state promising very high values of the
plasma pressure stably confined by the RFP fields .         Experiments in Culham ,
Padua , and elsewhere in the world have shown that the basic processes work .
This concept offers the advantage of arriving at the burning state by ohmic
heating alone .     Present work aims at establishing the RFP configuration at
higher plasma parameters and at reducing the transport losses to acceptable
values .
 ---pagebreak---                                                                                       82 .
5.  COMPARISON WITH OTHER POWER SYSTEMS
          If fusion power       is to be    introduced on a large scale        it must be
competitive with baseload generating technologies .            Today these technologies
are the conventional coal-fired and nuclear thermal power stations .                 By the
mid-21st    Century    when  nuclear    fusion  can  be   expected   to  be   commercially
available ,    fast breeder nuclear      power and solar photovoltaic conversion are
also likely to have reached commercial maturity .
5.1  Comparison validity
          It   could  be  argued   that   coal-fired  plants   and  nuclear    plants will
undoubtedly change in many ways during the next 50 years or so , making any
reference     to   their   present   state   irrelevant .     However ,  some    long    term
tendencies of these changes can be inferred :
         - For coal-fired plants ,       increasingly difficult exploitation of fuel
resources and the strengthening of anti-pollution standards will lead to higher
prices .     In addition , worries about the increase in atmospheric CO^ could
curtail the use of fossil-fuels in power generation .
         - For thermal fission reactors , a number of technological changes are
still possible .     Higher fuel utilisation would be particularly stimulated by an
increase of the uranium ore price .
       In the long term , the uranium price will undoubtedly increase , although
neither    the   time  scale nor    the   slope of this    increase   is  known and      they
obviously depend on the worldwide development of nuclear energy .                  With the
present state of the art , multiplying the price of fuel by a factor of 10
induces a factor of about 2 in the generating cost of thermal fission reactors .
     Other types of reactors , like the HTR with a thorium cycle , or molten salt
reactors , could also appear in the meantime . In the case of fast breeder
reactors , the investment cost of the French Superphenix plant is about twice
the price of a French PWR . This is expected to reduce significantly for future
commercial fast breeder reactor plants / 4H , H5 /.
          The above uncertainties indicate the difficulty in telling in what
direction and to what extent the present price of nuclear energy will change
half a century ahead .        Therefore comparisons of fusion with present costs of
these systems can only give guidance , since it must be remembered that the
 ---pagebreak---                                                                                   83 .
price   of   present day    systems  may  increase   considerably over    the  timescale
envisaged for the introduction of fusion .
5.2   Non-quantif ied économie characteristics
          There are a number of somewhat intangible but potentially beneficial
effects     of   an   electricity   generation   network   with   fusion   as   a  major
constituent .     These include :
         - Security of fuel availability .         Deuterium and lithium are spread
widely and plentifully , a guarantee against a geopolitical crisis .
         - Low fuel price dependence allows even low fuel-content resources to be
exploited and , in the very long term , keeps at a low level the influence on
generation costs of fuel price escalation .
         - The fuel cycle is internal to the power plant , so the fuel supply does
not depend in principle on extensive off-site reprocessing systems and their
associated logistics . Even if recyciing of lithium proves to be desirable from
an economic standpoint , this is much less expensive and hazardous than with
fission .
             Without    the  need   for  fuel  reprocessing    there   is   considerable
difficulty     in the diversion of materials        for  the  construction of nuclear
weapons without detection .
         - Opportunity for reduced waste hazard by developing low activation
materials ( materials presently proposed are optimised for use in fission ),
leading to a lower impact on society .
         - The reduced scale of possible accidents .
5.3   Qu antitative cost comparison
         Generation cost has been used in several studies by the OECD /Nuclear
Energy Agency / 46 , 47 /, UNIPEDE / 38 /, and in national comparisons of coal-fired
and nuclear generation of electricity . These results are shown in table 5.1 ,
and transferred to 1984 US $ for comparison with the other technologies .
       The generation costs of nuclear fission and coal-fired power stations are
illustrated by appropriate high and low estimates for the different generating
cost components taken from the OECD / NEA reports .          The fuel costs , however ,
include price escalations within the time horizon ( 2020 ).                The cost of
electricity from fast breeder reactors must be within the cost range for coal
and thermal fission , if this technology is to penetrate the market on a large
scale , so this is not included in the table .
 ---pagebreak---                                                                                     84 .
          Solar energy appears to be a possible challenger of fusion in the middle
of the next century , at least in Southern Europe .          Two processes are currently
under development : thermodynamic cycles ( with mirrors and boilers ) and direct
conversion ( photovoltaic cells ). The probability that thermodynamic cycles can
be a valuable long term solution is limited , considering its vulnerability to
weathering .         The prospects are better for direct conversion .        The price of
direct conversion is sensitive to cost and efficiency of photovoltaic cells ,
for which significant improvements are possible .          However , even if zero cost is
assumed        for    photovoltaic  cells   and   several   values      taken   for   their
efficiencies , the minimum generation cost is still about 20 mills / kWh / 48 /.
Two solar photovoltaic generation studies with realistic prices for the cells
/ 50 ,    51 / are quoted     in table 5.1   and they quantify expected reductions of
investment costs .         No estimates are made for operation and maintenance cost ,
these being considered negligible .
           The basic conclusion that can be drawn from table 5.1          is that all the
estimates are of the same order of magnitude , and that the numerical values of
the cost ranges of these technologies are overlapping .
          The most recent estimate of fusion power costs , PCSR-E , which is a first -
of - a - kind study and does not assume improvements beyond the present physics
base , shows costs that are three times higher than those of the Starfire study
from 1980 ,        which was a tenth- of - a- kind study .   Under learning assumptions
typically assumed for Starfire , cost reductions of between 30 and 50^ over
first-off costs are readily obtainable .           Fission costs that are estimated on
uniform assumptions show a range from 19 to 53 mills 1984 per kWh , which has a
significant overlap with the 29 to 86 mills per kWh range for fusion . Since
any cost calculation so far ahead in the future is bound to be extremely
uncertain , this should not necessarily lead to the conclusion at this stage
that the one will be eventually more expensive than the other .
         Within the calculated cost range of these technologies that already exist ,
namely coal and thermal fission , ranging from 20 to 80 mills-1984 per kWh , it
seems likely that both nuclear fusion and solar photovoltaic will be able to
penetrate in the future as large-scale generating technologies .
 ---pagebreak---                                                                                   85 .
TABLE 5.1 : ESTIMATES OF ELECTRICITY GENERATION COSTS IN MILLS-1 984 / kWh
                       BY MID 21st CENTURY FOR LARGE SCALE BASE LOAD TECHNOLOGIES
         Discount rate 5$                             Invest   0&M       Fuel     Total
Fusion
   Starfire ( tenth of a kind )^2                      25.9     3.3       0.0       29.2
   CRFPR.20 ( not first of a kind )^                   19.4     6.1       0.0       24.5
   MARS ( tenth of a kind )^ ,                         36.2     4.0       0.5       40.7
   PCSR-E ( first of a kind )^                         Y0.6    15.0       0.7       86.4
Thermal
   . .. – - -
               Fission -_                         U
                                                   ,,
n - n - J.' /Tr». '.~1           .
   OECD/NEA low estimates            (/ nFrance \) »   10       4         5         19
   OECD/NEA high estimates ( USAr                      32       5        16         53
Coal
   OECD /NEA low estimates ( Italyl                     6.9     2.8      24.6       34.4
   OECD/NEA high estimates ( USA)'                     14.0     4.8      63.2       82.0
                             8
Solar photovoltaic
   USDOE Price Goal 1990
    (1 . 10$-1980 /W ) Northern Europe                 89                           89
                            Southern Europe            54                           54
   EC Study
    (2 ECU-1980 /W ) Northern Europe                  164                          164
                            Southern Europe            98                           98
Notes
1.       $ 1984 = 0.833 $ 1980 = 1.21 ECU 1984
2        As in section 2 but assuming annual capital charge 7.1 ? ( interest 5$ / year ,
         lifetime 25 years ) instead of 10$ .
3        As in section 3
4.       French investment and O&M costs plus parameters of once-through nuclear
         fuel cycle giving lowest fuel costs ; no escalation in uranium price
         ($ 32/lb U30g ) / 46 , 47/.
5.       Central US .         investment and 0&M costs plus parameters of once-through
         nuclear fuel cycle giving highest fuel costs ; uranium price escalation 4$
         p.a . from 1995 to 2020 ($ 85/lb U^g ) / 46 , 47/.
6.       Italian investment & O&M costs plus coal price after 2020 2.4 $/GJ / 46 ,
         47 /.
7.       Central U.S investment and 0&M costs plus German indigenous coal , coal-
         price after 2020 4.7 $ /GJ / 46 , 47 /.
8.       Annual capital charge 7.1$ ( interest rate 5$ / year , lifetime 25 years )..
         Load factor for Denmark 0.12 , for southern Italy 0.2 / 49 , 50 , 51 /.
 ---pagebreak---                                                                                       86 .
5.4    Criticism of the economic potential of fusion
       In parallel with the extensive literature containing fusion reactor design
studies with detailed cost estimates , there have been several publications / 52-
58 / which have sought to demonstrate through general arguments that fusion
power will be uneconomic .        These publications argue that fusion devices can
achieve only a low power density , need a long energy payback time , require
highly     complex  but  reliable    design   solutions ,   have   an    end-product   with
undesirable     features  and    therefore   that  the    present     strategy  of   fusion
development is incorrect .
5.4.1     Power density
        With regard to power density , it is certainly very likely that the power
density in the fusion power core ( see glossary ) will be considerably lower
( typically 30-40 times ) than inside a fission reactor pressure vessel . Even if
it were sensible to use the same cost per unit volume for both systems , and
even if the fission reactor pressure vessel were to amount to the high figure
of 7% of the construction cost of a fission plant , this power density factor
would only lead to an increased construction cost of fusion over fission of 3-4
times .    That solely power - density- based comparisons are not very reasonable can
be seen by examining fission itself , where typical power densities in a PWR ,
                                                                    3
AGR and Magnox reactors are around 15 , 3 and 0.4 MW ..       on
                                                                 /m      respectively / 59 /
whereas the construction and generation cost differences are within a factor of
2 / 60 /.
          In fact , topologically a fusion reactor most resembles a coal or oil
plant , in that it has a single combustion chamber surrounded by a heat sink .
Of course , in the case of fusion , this heat sink must be much thicker than with
a coal plant to absorb neutrons , and the combustion chamber must be under
vacuum and filled with magnetic field , and this leads leads to greater expense
for the fusion " furnace ".       However , the power density averaged over a coal
                                              3
combustion chamber is about 0.1 MW^/m /61 / compared to the typical fusion
power core value /59/ of 0.5 MW^/m^ expected in a reactor .
        In addition , the construction cost difference between coal and fission is
in contradiction to the difference in their power densities , again showing the
weakness of power density in comparing different power generation systems .
Power density is only a useful indication of cost trends when changes are made
 ---pagebreak---                                                                              87 .
to a single design concept of one particular power generation system , as in
section 3 . and it is not realistic to use it as the only yardstick for
comparisons of different types of systems . It should also be realised that the
low power density of fusion may turn out to be a considerable advantage due to
its tendency to produce safety benefits .
5.4.2 Energy payback (Net Energy Gain )
        As far as energy payback time is concerned , it is important to consider
lifetime energy requirements for construction , fuelling and operating power
plants and their output as a function of time in order to see the full picture
/ 32 , 33 /.  When this is done , energy payback time ( i.e. the time after the
commissioning date to recover the energy expended up to that point ) turns out
to be a rather misleading term to use , and should be replaced by the net energy
gain over the lifetime of the plant . As was demonstrated in section 2 ( Table
2.4 ) fission has considerable energy expenditure on replacement fuel after
commissioning and this is not present with fusion .      In fact , the net energy
gain over the lifetime can turn out to be higher for fusion than fission .
5.4.3    Masses
       That fusion can hope to be eventually competitive in price with fission is
shown clearly by comparisons of the material masses involved in both plant
types / 62 /.   The ratio of masses between the presently conceived fusion power
core ( including lithium-containing breeder ) and a PWR reactor pressure vessel
( including fuel ) is around a factor of 30 . However , when the full plant is
considered , the mass of metals in the plant ( which are the highest cost and
energy-using components of the plant ) is around 30$ higher for fusion .
5.4.4    Complexity
        It has also been argued that fusion involves much greater complexity than
fission , and that this will both push up component costs and reduce system
availability , both having an effect on generation costs . This argument cannot
yet be conclusively refuted , but because of the lower power densities in fusion
plants compared to fission plants , fewer safety systems , whose failure would
interfere with plant availability , will be required . For comparison , todays
aircraft have many more systems and are much more complex , yet they are now
much more reliable than in earlier times .     By analogy , fusion ought similarly
 ---pagebreak---                                                                                    88 .
to be able to cope with the complexity of Its systems without an excessive cost
penalty .
5.4.5     Undesirable Characteristics
         Fusion has also been criticized for having undesirable qualities in the
end-product reactor .       These centre around the use of lithium and tritium , the
presence of high energy neutrons , and pulsed operation .
        As far as lithium is concerned , the European strategy excludes its use in
the metallic      form   in which    it presents a fire hazard .     From the resource
viewpoint lithium is not a serious restraint on the expansion of fusion , since
a typical 1200 megawatt reactor lithium lifetime requirement ( of which 1 / 10th
is consumed )      is around    100t of enriched lithium / 10 / compared with world
reserves     ( on land ) estimated in 1970 at 180 Mt / 63 /.         Taking account of
enrichment ,     but   without   considering    the  possibility  of  recycling   unused
lithium , 500 fusion plants would take around 500 years to consume               of the
world land-based resources .        This is less than but comparable to the predicted
timescale for consumption of energy reserves in the most well-endowed European
countries , so it might be argued that the development of fusion is therefore
unnecessary .       However ,  the purpose of the present programme is to develop
fusion , so as to be able to choose the best system at any given time , bearing
in mind the problems that may arise with alternative power generation methods
( e.g. CC>2 with fossil fuels ).
          Furthermore , sea-borne lithium resources are nearly 20000 times larger
than land-borne and in energy terms 40 times larger than sea-borne uranium
/ 57 /). Lithium also occurs at 500-1000 times the concentration of uranium / 64 ,
65 / making extraction more economically viable .            In addition , recycling of
unused lithium might be contemplated as a means of stretching resources by a
further order of magnitude .        Also , within the above half-millenniumm a greater
understanding of the fusion process and a desire to optimise the process
further is likely to lead to an evolution away from dependence on tritium ( and
hence on lithium ), to use possibly pure deuterium as a fuel or even an isotope
of helium (He^) found throughout the solar system /66/. For the relatively
near term , however , it should be noted that even now there is considerable
knowledge of how to handle tritium at the concentrations required for fusion ,
under a commercial reactor operating environment , it being a by-product of the
irradiation of heavy water in CANDU reactors .
 ---pagebreak---                                                                               89 .
          With regard to high energy neutrons in the fusion process , this is the
price paid for having clean reaction products , and gives an advantage ,
especially when comparison is made with the long term disposal of fission
products .       ( This point is considered further in the companion report on
Environmental Aspects of Fusion ). It is worth noting however that no practical
fusion fuel for a man-made power source is completely neutron-free and
therefore there is always some residual radioactivity associated with
structural materials surrounding the reactor .         It is by developing the most
suitable surrounding materials , having very low levels of long-lived
radioactivity ,       that fusion will reach it 3 full potential , and the costs of
developing or manufacturing these materials is not thought at this stage to be
prohibitive / 67 /.
         Steady state operation of a fusion device might be desirable both from an
operational viewpoint and to reduce the fatigue experienced by the reactor
subsystems .        The principle has already been demonstrated experimentally ,
although at this early stage of its development there are doubts about its
economic viability on a commercial scale . In the end , its implementation will
depend on the relative effects on generation cost of the efficiency of the
method used for maintaining steady state operation and of the increased quality
of fatigue-resistant materials and components . In any case , living with cyclic
fatigue is not a unique problem for fusion ,          it being commonplace in many
complex structures today .
5 . *1.6   Strategy
            The strategy and justification for developing fusion has also been
questioned / 56 / implying that the likely return from fusion is small compared
to the investment on its development . Although it is impossible to say today
with absolute certainty that the present development programme will result in
the successful implementation of fusion power ( it being the purpose of the
programme to find out whether this is possible ), the potential long-term return
if fusion were implemented would be enormous because of the long time over
which this return would be made .         As a proportion of generation costs for
fusion reactors over this long timescale , development costs can only be a
minuscule proportion .
             The critisism has also been made /5 1*/ that , by concentrating on DT
Tokamak fusion , prospects are weakened for ever developing better alternative
 ---pagebreak---                                                                             90
fusion concepts .     Even proponents of DT fusion realise that their present
reactor concepts will have to be improved upon to make them as highly desirable
as fusion was initially claimed to be , but realise that the best way to find
out how to make such improvements is to pursue at least one line of research
vigorously towards the commercialization phase .     DT Tokamak fusion looks from
the present viewpoint to be able to achieve the earliest commercialisation date
but other confinement methods are not being neglected . In fact about 10$ of
the  worldwide   and   European fusion  budget  is  being  spent  on research  and
development of alternatives to the tokamak / 68 /. Whether DT or more exotic
fuels can economically be used in such confinement schemes will depend on the
confinement physics attained .    In any case the status of such alternatives to
the  Tokamak   is   continually  being  re-examined   and  a  check-point  on  the
development status of such schemes is already planned in the European programme
before proceeding to a demonstration fusion reactor .     Concentrating on the DT
Tokamak line at this stage is intended to produce information which would be
valid for whatever confinement concept is pursued further at that time .
     In summary , therefore , the information presented by the critics of fusion
is often   highly selective ,   and the conclusions are not supported by the
detailed studies .      It is true that the low power density of many present
designs leads to high capital costs , but the estimated cost of electricity from
fusion power stations is not so much greater than forecast costs from existing
or other alternative energy sources that fusion can be dismissed on economic
grounds .
 ---pagebreak---                                                                             91
6.  CONCLUSIONS
      Since the earliest commercialisation date for fusion power looks from the
present perspective to be around the middle of the next century , any prediction
today of its economic prospects is rather uncertain . However , this has not led
to the development of fusion without consideration of its ultimate economic
potential as is witnessed by the considerable number of power reactor studies
whose results are recorded in this report . By the very nature of our present
understanding of fusion and its technology , these studies give rather a wide
range of results .     They do prove extremely useful , however , in identifying
general trends for future development .    It is clear of course that if a fusion
reactor had to be constructed today ,      using the presently available plasma
parameters with their established scalings and using presently established
technologies , that reactor would have an electricity cost in the upper range of
the  projections   for   other  systems .   However , fusion  physics   and fusion
technology have developed by orders of magnitude over the last 20 years .      This
history and the present experience in fusion research lead to the belief that
the development potential for fusion will , over the comming decades , result in
considerable improvements in the relationship between the generation cost for
fusion and that of other systems .
                                                                    ' I
      Not only is it impossible to forecast the economic conditions , it is also
difficult to fully appreciate now the improvements which will undoubtedly occur
during the further development of the fusion reactor system .    Examples given in
the previous sections show that such improvements can also be expected from
innovations which are not necessary on present-generation systems .          Their
impact will only become significant if integrated into full-scale reactors .
The programmes on Stellarators and Reversed Field Pinches could also have an
important influence .     In any case , the development cost for fusion power is
only a small fraction of todays expenditure for energy supply . Finally , the
use of fossil fuel will eventually have to be restricted to those applications
where there is no alternative , such as transport .          The increasing CO2~
accumulation may otherwise lead to difficulties . It is therefore essential to
have more than one high-potential energy source available working without any
C02 production , and thus in all respects environmentally acceptable , and the
ultimate goal for fusion reactor development is to satisfy this need .
 ---pagebreak---                                                                                   92 .
7.     REFERENCES
/1/       A fusion power plant , R. G. Mills et al , MATT-1050 , August 1974 .
/ 2/      UWMAK , A Wisconsin toroidal fusion reactor design , UWFDM-68 , ( Vol II
          May 1975 ).
/ 3/      UWMAK- I I , A conceptual tokamak power reactor design , B. Badger et al ,
          UWFDM-112 , October 1975 .
/4/       UWMAK-III , A non-circular tokamak power reactor design , EPRI - ER-368 ,
          July 1976 .
/ 5/      Reactor     costs    and  maintenance  with reference to  the  Culham  MK    II
          conceptual tokamak design , R. Hancox and J.T.D. Mitchell , Proc . 6th Int .
          Conf . on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research , Vol 3 ,
          pp 193-202 , October 1976 .
/ 6/      NUWMAK , a tokamak reactor design study , B. Badger et al ,
          UWFDM-330 , March 1979 .
H/        An analysis of the estimated capital cost of a fusion reactor ,       A. A.
          Hollis and L.S. Evans , Proc . 11th Symposium on Fusion Technolgy , Oxford
          pp 1203-1214 , September 1980 .
/ 8/      An analysis of the estimated capital cost for a fusion reactor ,
          A. A. Hollis , AERE-R 9933 , June 1981 .
/ 9/      Culham conceptual tokamak Mk II : Design Study of the layout of a twin
          reactor fusion power station , J.A.S. Guthrie and N.H. Harding , CLM-R215 ,
          July 1981 .
/ 10 /    STARFIRE - A commercial tokamak design study , C.C. Baker , M.A. Abdou et
          al . ANL/FPP - 80 - 1 September 1980 .
/1 1/     Standard mirror fusion reactor design study , R.W. Moir et al ,
          UCID-1 7644 , January 1978 .
 ---pagebreak---                                                                              93 .
/ 12/  The reversed field pinch reactor ( RFPR ) concept .   R.L. Hagenson et al .
       f . A – 7973 - MS , August 1979 .
/ 1 3/ Witamir-I , A University of Wisconsin Tandem mirror reactor design , B.
       Badger et al .           UWFDM-400 , September 1980 .  ( Chapter XV . System
       economics ). See also UWFDM-375 . October 1980 .
/ 1 4/ Wildcat : a catalized D-D tokamak reactor , K. Evans et al ,
       ANL /FPP /TM-150 , November 1981 .
/ 1 5/ ELMO Bumpy torus reactor and power plant . Conceptual design study ,
       C.G. Bathke et al , LA - 8882 -MS, August 1981 .
/ 1 6/ UWTOR-M , A conceptual modular stellarator power reactor
       B. Badger et al , UWFDM-550 , October 1982 .
/1 7/  The modular stellarator reactor : a fusion power plant , R.L. Miller et
       al , LA - 9737 -MS, July 1983 .
/ 1 8/ Mirror Advanced Reactor Study ( MARS ): Executive Summary and overview ,
       B.G. Logan et al , UCRL-53563 , July 1984 .
/ 1 9/ Compact reversed field pinch reactors ( CRFPR ) : fusion-power -core
       integration study , C. Copenhaver et al , LA- 10500-MS, August 1985 .
/ 20 / Hiball - a conceptual heavy ion beam driven fusion reactor study ,
       B. Badger et al , UWFDM-450 , June 1981 .
/ 21 / Hiball-II . An improved conceptual heavy ion beam driven fusion reactor
       study , KfK 3840 , July 1985 .
/ 22 / A currency exchange rate for use in technical comparisons .
       D.E.T.F. Ashby .       CLM-R245 , May 1984 .
/ 23 / Cost sensitivity analysis of possible fusion power plants , R. Biinde ,
       Atomkernenergie ( ATKE ) Bd . 30 ( 1977 ) Lfg 3 .
/ 24 / Scaling of tokamak reactor costs , W.R. Spears and J.A. Wesson , Nuclear
       Fusion , Vol 20(12 ), pp 1525-1532 , December 1980 .
 ---pagebreak---                                                                                      94 .
/ 25 / Tokamak and reversed field pinch reactor cost scaling P.I.H Cooke ,
       Proc . 12th Symposium on Fusion Technology , pp 851-856 , September 1982 .
/ 26 / Factors affecting the minimum capital cost of a tokamak reactor
       R. Hancox , Proc . 11th Symposium on Fusion Technology , Oxford , pp 1209 -
       1214 , September 1980 . ( Also CLM-P623 ).
/ 27 / Cost scaling of tokamaks , J. Sheffield and A. Gibson , Nuclear Fusion 15 ,
       pp 677-685 , 1975 .
/ 28 / Cost assessment of a generic magnetic fusion reactor ,
       J. Sheffield et al .          Oak Ridge National Laboratory Report ORNL / TM-9311
       ( 1986 ).
/ 29 / Generic magnetic fusion reactor cost assessment , J. Sheffield , Journal
       of Fusion Energy 4(2 / 3 ), ( 1985 ) 187-197 .
/ 30 / Report on high power density fusion systems ( MFAC , Panel X ) May 1985 .
/31 /  Compact Fusion Reactors , R.A. Krakowski , R. Hagenson , Los Alamos Report
       LA - UR - 83 - 930 ( Revised ).
/ 32 / Evaluation        of   the  energy   required   for  constructing and operating a
       fusion power plant , R. BUnde , Proc . 12th Symposium on Fusion Technology ,
       Jiilich , pp 837-844 , September 1982 .
/ 33 / NET energy gain from DT fusion , R. BUnde , Proc . 13th Symposium on Fusion
       Technology , Varese , pp 1 8 1 - 1 88 , September 1984 .
/ 34 / The potential net energy gain from D-T fusion power plants , R. BUnde ,
       Nuclear Engineering and design / fusion , Vol 3(1 ), PP 1 - 36 , October 1985 .
/ 35 / Energy analysis of coal , fission and fusion power plants ,
       N. Tsoulf anidis .        Nuclear Technology / Fusion , Vol 1 , pp 238-254 ,
       April 1981 .
/ 36 / The      tokamak      hydrid    reactor , J.L.    Kelly   and   R.P.  Rose , Nuclear
       Engineering and Design 63(2 ), pp 395-421 , March 1981 .
/ 37 / The SCAN-2 cost model , NET report EUR- FU/XII - 80/86/62.
 ---pagebreak---                                                                                      95 .
/ 38 /   Electricity Generation Costs Assessments made in 1984 for stations to be
         commissioned in 1995 . Moynet G. , UNIPEDE Study , 1985 .
/ 39 /   A Model for the Computation Design of Tokamaks - Part I : general
         OverView , Borrass , K. , NET Report EUR- FU/XII - 361 / 85/ 42
/ 40 /   Reactor Beyond NET , Spears W.R. , to be published in Proc . IAEA Tech .
         Ctte Mtg . & Workshop on Fusion Reactor Design & Technology , Yalta , USSR ,
         26 May - 6 June 1986 .
/ 41 /   DEMO & FCTR Parameters , Spears , W.R. , NET Report EUR- FU/XII - 361 / 85 / 41
/ 42/    Reactor Cost Driving Items , Spears , W.R. , to be published in Fusion
         Technology , Proc . 14th Symposium , Avignon , France , September 1986 .
/ 43 /   IAEA Tec doc / 373 , 1986 .
/ 44 / • Status of Liquid Metal Fast Breeder Reactors , Technical Reports Series
         No . 246 , IAEA , Vienna , 1985 .
/ 45 /   Nucleonics Week , January 23rd 1986 .
/ 46 /   Projected Costs of Generating Electricity from Nuclear and Coal-fired
         power stations for commissioning in 1995 . OECD / NEA . Paris 1986 .
/ 47 /   The economics of the nuclear fuel cycle , OECD/NEA , Paris 1985 .
/ 48 /   Minimum cost of photovoltaic energy for a utility grid and general
         features of a generating plant using costless solar cells . Madet ,
         D. , Fourth E.C. Photovoltaic Solar Energy Conference , Stresa , 10-14 May
         1982 .
/ 49 /   Solceller i et fremtidigt dansk energisystem .
         Nielsen , L.D. , in Riso National Laboratory , Den teknologiske udvickling
         og dens betydning for udformningen af det fremtidige energisystem ,
         Roskilde , Denmark , 1984 .
                                       ;
/ 50/    Photovoltaics      Program    Overview . P.D.    Maycock ,      Proc . 3rd    E.C.
         Photovoltaic Solar Energy Conférence , Cannes , France , 27– 31 October ,
         1980 . pp. 10-17 .
 ---pagebreak---                                                                                       96 .
/51 /  M.R. Starr , The potential for photovoltaics in Europe .             Proc . 4th E.C.
       Photovoltaic Solar Energy Conference , Stresa , Italy ,           10-14 May , 1982 .
       pp . 40-50 .
/ 52 / Neutron wall loading , power density and pay-back time K.H. Schmitter ,
       Proc . 11 Symposium on Fusion Technology , Oxford , pp 1255-1259 .
       September 1980 .
/ 53 / The fusion dilemma ,     R.   Carruthers ,    Interdiscipl inary Science Reviews
       6(2 ) , pp 127-141 , 1981 .
/ 54 / The trouble with fusion , L.M. Lidsky , Technology Review ( MIT ),
       October 1983 .
/ 55 / Some critical observations on the prospects of fusion power ,
       D. Pfirsch and K.H. Schmitter , Proc . 4th Int . Conf . on Energy Options ,
       London , pp 350-355 , April 1984 .
/ 56 / Models for the assessment of research and development - Why does fusion
       get    such a good    press ?  C.W.    Hope ,  Proc . 4th Int .   Conf . on Energy
       Options , London , April 1984 , pp 356-358 .
/ 57 / Fusion Thermonucleaire Contrôlée -
       La grande illusion , André Ertaud , Revue Generale Nucléaire , 1985 , No . 3 -
       Mai-Juin .
758 /  Kernfusion , Rudolf Wienecke , Fild der Wissenschaft 3 / 81 .
/ 59 / Small fusion reactors : problems , promise and pathways , Krakowski , R.A. ,
       Hagenson , R.L. , Miller ,      R.L. ,   Fusion   Technology    1984 ,  Proc .    13th
       Symposium pp 45-58 .
/ 60 / Fission , Fusion and the Energy Crisis ( 2nd Edition ) Hunt , S.E. , Pergamom
       Press 1980 , Chapter 8 .
/61 /  Didcot Power Station , Techical Publications Department , CEGB Midlands
       Region .
 ---pagebreak---                                                                                 97
/ 62/  The potential net energy gain from DT fusion power plants , Biinde , R. ,
       Nuclear Engineer ing and Design / Kusion , 3 ( 1985 ) 1 36 .
/ 63 / Fusion Research , Dolan , T.J. , Per'gamom Press 1982 .
/ 6H / Controlled Thermonuclear Fusion , J. Raeder et al . Wiley & Sons ( 1986 )
/ 65 / Encyclopaedia Britannica .
                             3
/ 66 / Lunar Source of He       for Commercial Fusion Power , Willenburg , L.J. ,
       Santarius , J.F. , Kulcinski , G.L.      Fusion Technology 10 ( 1986 ) pp.l67~
       178 .
/ 67 / Private communication G.J. Butterwort.h , ( 1986 ).
768 /  Long term planning towards a Demonstration Fusion Reactor G. Grieger
       ( Chairman ) et al. EUR FU XII / 708 / 77 / LTP50 ( 1977 ).
769 /  Fusion reactor design studies - standard unit costs and cost scaling
       rules , S.C. Schulte et al , PNL-2987 , September 1979 .
/ 70 / The costs of Generating Electricity            in Nuclear   & Coal Fired Power
       Stations .   Report by Expert Group of NEA /OECD , 1983 .
 ---pagebreak---                                                                                98 .
8.    GLOSSARY OF TERMS AND DEKINITION : ;
Direct Capital Cost
       The direct capital cost of a fusion power station includes the purchase of
the site , structures and site facilities , the reactor plant , and the turbine
and electrical plant ( Items 20-26 in the standard US-DOE accounting system
/ 69 /).
Spécifie Direct Capital Cost (= Unit Direct Cost )
       Direct capital cost per unit electrical power sent out (P so )
Indirect Capital Cost
         Project management , design , services , licensing and all personnel costs
during construction .
Generation Cost
       According to OECD / NEA / 70 /:
          " the   ideal  calculation will take account of the time flows
          of    money   expended   on  constructing   the  station ,  on  its
          operation ,     on  its   fuel  and  on   subsequent    spent  fuel
         management and station decommissioning ...
          These costs will be discounted back to a selected base date
          and added together to arrive at a total cost in present
          worth terms .
          If the total present worth cost is divided by the sum of the
          discounted     annual   electricity  output   over  the   station 's
          life , a levelised generation cost is obtained in constant
         monetary units .      If each kWh sent out from the station over
          its lifetime was sold for this " levelised cost " the income
          in present worth terms would exactly equal the total present
          worth costs of construction and operation ."
 ---pagebreak---                                                                                          99 .
       TI UJ Li.'V' - 1 i /.cxl generation cost i : i therolore oxpreused by
                          D-iI+Z + M + F +          R
          °=              N                         I,
                          l P so A n 8.76/ (1+d ) n U * 5
                        n=1
where N is the plant lifetime in years , PgQ is the rated power sent out by the
plant ( MW ) and AR is the plant average availability in year n . The cost items
in the numerator are direct ( D ) and indirect ( I ) capital costs , interest during
construction ( Z ), operation and maintenance costs (M ), fuel costs ( F ) and
decommissioning ( R ), all discounted to the date of commissioning using the
discount rate d .
Fusion Power Core ( FPC )
        Torus ( first wall / blanket / shield ), Magnets ( toroidal and poloidal field )
and their respective support structure .
Mass Expenditure ( ME )
       The mass of material needed for the FPC divided by the power sent out .
3
       Ratio of plasma kinetic pressure? to the presssure of the toroidal magnetic
field confining it .
q
        A measure of the twist of the field line - the number of times the field
lines pass round the major circumference before returning to the starting point
in the minor circumference .                To resist gross instabilities this must be greater
than 2 at the plasma edge and above unity on axis .
g
       The     beta          level ,  i.e.   the    coefficient in  the  scaling
 3 (?) = g I ( MA) / a(m)B(T ) where I is the plasma current , a the minor plasma
radius and B the toroidal field on the plasma axis .
 ---pagebreak---                                                                       2„4
      The I'atio of mean plasma fusion power density and the product 3 B  (B is
toroidal field at the plasma centre ).     It measures the extent to which the
fusion reaction rate at the average plasma temperature is modified by spatial
variations in plasma temperature and density .