CELEX: 51987PC0302R(01)
Language: de
Date: 1987-07-24
Title: - Vorschlag für eine Verordnung des Rates zur Annahme eines Forschungs- und Ausbildsprogramms (1987-1991) auf dem Gebiet der kontrollierten Kernfusion.#- Vorschlag für einen Beschluss des Rates zur Billigung der Änderung der Satzung des Joint European Torus (JET), Joint Undertaking.#- Bericht "Umweltverträglichkeit und wirtschaftliche Aussichten der Kernfusion".#(von der Kommission vorgelegt)

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
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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
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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--- KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
                                                  COM(87 ) 302 final .
                                                  Brüssel , 24 Juli 1987 .
             Vorschlag für eine Verordnung des Rates zur Annahme eines
             Forschungs- und Ausbildsprogramms ( 1987-1991 ) auf dem
             Gebiet der kontrollierten Kernfusion .
             Vorschlag für einen Beschluss des Rates zur Billigung der
             Änderung der Satzung des Joint European Torus (JET) , Joint
             Undertaking .
             Bericht     "Umweltverträglichkeit    und     wirtschaftliche
             Aussichten der Kernfusion".
                          (von der Kommission vorgelegt)
        COM(87 ) 302 final .
 ---pagebreak---                                                               2
                             INHALTSVERZEICHNIS
FUSIONSPROGRAMM 1987-1991
                                                              S.
A)   ERLÄUTERUNG                                                3
     Anhang :    Überprüfung der wissenschaftlichen und
                 technischen Ergebnisse 1984-1986 im Rahmen
                 des Europäischen Fusionsprogramms            20
B)   VORSCHLAG FÜR EINE VERORDNUNG DES RATES zur Annahme
     eines Forschungs- und Ausbildungsprogramms ( 1987-1991 )
     auf dem Gebiet der kontrollierten Kernfusion             41
C)   FINANZBOGEN                                              49
D)   STELLUNGNAHME DES WISSENSCHAFTLICHEN UND TECHNISCHEN     66
     AUSSCHUSSES
     STELLUNGNAHME DES BERATENDEN AUSSCHUSSES FÜR DAS
     PROGRAMM FUSION
 ---pagebreak---                                                                       3.
                                 A)  ERLAUTERUNG
I.     BEGRUNDUNG
       In Artikel 3 seines Beschlusses ^ vom 12 . März 1985 zur Festlegung
       eines Forschungs - und Ausbildungsprogramms auf dem Gebiet der kontrol¬
       lierten Kernfusion ( 1985 bis 1989 ) führte der Ministerrat aus :
       "Während des zweiten Jahres wird das Programm überprüft . Die
       Kommission wird anhand des Ergebnisses dieser Überprüfung dem Rat
       einen Vorschlag zur Änderung des Programms unterbreiten , der darauf
       abzielt , das derzeitige Programm durch ein neues Fünfjahresprogramm im
       Jahr 1987 abzulösen ."
       Die Kommission legt dem Rat nachstehend einen Vorschlag für ein neues
       Fünfjahresprogramm für den Zeitraum 1987 bis 1991 vor .             Die
       Überprüfung der laufenden Arbeiten , die dem Vorschlag zugrundeliegt ,
       ist in dem Anhang zur Erläuterung enthalten .
       Parallel zu diesem Programmvorschlag legt die Kommission dem Rat auch
       einen Vorschlag zur Verlängerung der Dauer des Gemeinsamen
       Unternehmens JET bis Ende 1992 vor ( s . Abschnitt V).
     ( Die beiden Vorschläge sind in programmatischer und finanzieller
       Hinsicht mit dem Beschluss über ein gemeinschaftliches Rahmenprogramm
       im Bereich der Forschung und technologischen Entwicklung ( 1987 bis
       1991) abgestimmt , der vom Rat am . . . . ^ angenommen wurde J
(1)    ABI . L 83 vom 25.3.1985
( 2)   Abl .      vom
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II . DIE FUSION ALS GEMEINSCHAFTSPROGRAMM
     Entsprechend den wiederholten Ratsbeschlüssen ist das " Fusionsprogramm
     der Gemeinschaft ein langfristiges Zusammenarbeitsprojekt , das sämt ¬
     liche Arbeiten umfasst , die auf dem Gebiet der kontrollierten Kern¬
     fusion    in   den  Mitgliedstaaten  durchgeführt  werden .  Es    soll  zu
     gegebener Zeit zum gemeinsamen Bau von Prototyp-Reaktoren im Hinblick
     auf ihre serienmässige Herstellung und Vermarktung führen ."
     Das langfristige Potential der Fusion , nämlich einen neuen Weg für die
     Stromerzeugung zu öffnen , der nur mässige Auswirkungen auf die Umwelt
     hat und bei dem Brennstoffe verwendet werden , die praktisch
     unerschöpflich sind , rechtfertigt ihre zügige Weiterentwicklung
     ungeachtet der kurzfristigen Ölpreisschwankungen .      Die Fusion könnte
     einen wesentlichen Beitrag zur Verringerung der wirtschaftlichen ,
     ökologischen     und   politischen  Verwundbarkeit  Europas  im    nächsten
     Jahrhundert leisten .
     Die Fusion hat bereits heute einen bedeutenden hochtechnologischen
     Gehalt :   JET , die  in den assoziierten Laboratorien im Bau oder       in
     Betrieb befindlichen spezialisierten Anlagen und die NET-orientierte
     Komponentenenwicklung sind schon an sich eine Demonstration der
     Hochtechnologie mit Spin-offs ( insbesondere auf dem Gebiet der supra¬
     leitenden Magnettechnologie , Robotik       und Hochleistungsmikrowellen¬
     systeme ) zum Nutzen anderer Branchen     der Wissenschaft und der euro¬
     päischen Industrie . Die Rolle der        Industrie dürfte erheblich an
     Bedeutung gewinnen , sobald NET in die     Phase des technischen Entwurfs
     eintritt .
     Die Hauptgründe         für die Durchführung von Forschungs- und
     Entwicklungsarbeiten im Bereich der Fusion auf Gemeinschaftsebene
     sind :
            das Ausmass der erforderlichen personellen und finanziellen
            Mittel , das nahelegt , dass eine derartige Entwicklung wohl kaum
            auf einzelstaatlicher Ebene durchgeführt werden könnte ;
 ---pagebreak---                                                                       5.
           die langen Laufzeiten der Arbeiten (bis ins nächste Jahrhundert
           hinein)» die bis zum Bau des Reaktors erforderlich sind ;
      -    ein allen Hitgliedstaaten gemeinsamer kollektiven Bedarf ;
           die Realisierung eines europäischen Marktes für europäischen
           Industrien auf dem Gebiet der Hochtechnologie ;          -
      - , im Falle eines Erfolgs , die Öffnung eines gemeinschaftsweiten
           Marktes für den europäischen Reaktor ;
      -    die Existenz eines potentiellen Partners vergleichbarer Grösse
           für die drei anderen Fusionsprogramme und damit die Förderung der
           internationalen Zusammenarbeit auf dem Gebiet der Fusion ;
      -    die    Qualität   des   europäischen   Forschungsprogramms ,   dessen
           führende Position weltweit anerkannt wird und an dem Schweden und
           die Schweiz voll beteiligt sind .
      Die Fusion ist also im Einklang mit den gemeinschaftlichen F und E
      Programmen eigenen Kriterien .
III . ZIELSETZUNGEN DES FUSIONSPROGRAMMS 1987-1991
      Der Weg zu Fusionsreaktoren für die Stromerzeugung kann schematisch
      und etwas willkürlich in drei Stadien gegliedert werden : Demonstration
      der    wissenschaftlichen     Durchführbarkeit ,   der    technologischen
      Durchführbarkeit   und   schliesslich  der  wirtschaftlichen    Durchführ¬
      barkeit .   Zur Zeit befinden wir uns mit JET , den mittelgrossen
      Tokamaks und ihren ausländischen Entsprechungen noch weitgehend im
      wissenschaftlichen Stadium . Der Next European Torus (NET) , der sich
      jetzt in der Vorentwurfsphase befindet , wird zur Zeit als eine Anlage
      konzipiert , die in einer ersten Phase die wissenschaftliche Mach¬
      barkeit der Fusion voll bestätigen und sich in einer zweiten Phase mit
      dem Problem der technologischen Durchführbarkeit befassen sollte .
      Innerhalb der Strategie des Europäischen Fusionsprogramms (JET und die
      anderen Tokamaks - NET - DEMOnstrationsreaktor ) sind die Hauptziele
      des Fusionsprogramms 1987-1991 :
      -    die Erarbeitung der physikalischen und technologischen Grundlage
           für den Detailentwurf von NET ; auf dem Gebiet der Physik und der
           Plasmatechnik bedingt dies die volle Nutzung von JET und mehrerer
           mittelgrosser spezialisierter Tokamaks , die sich bereits im
           Betrieb oder im Bau befinden , und auf dem Gebiet der Technologie
           die Stärkung des Technologieprogramms ;
 ---pagebreak---                                                                   6.
          Beginn des Detailentwurfs von NET vor dem Ende der Programm¬
          periode , wenn zu diesem Zeitpunkt die notwendigen Datenbasen
          vorhanden sind ;
          Erkundung des Reaktorpotentials einiger alternativer Baureihen
          (hauptsächlich Stellarator und Pinch mit umgekehrtem Feld ) .
     Der Programmvorschlag wurde unter Mitwirkung der genannten Fusions¬
     gemeinschaft durch das vom Beratenden Ausschuss für das Programm
     Fusion   ( BAPF)  und vom JET-Rat    für   JET  eingesetzte System der
     paritätischen Bewertungsgruppen ausgearbeitet .
IV . DERZEITIGE LAGE
     Das Europäische Fusionsprogramm hat es vermocht , sich auf die vielver¬
     sprechendste Linie , den toroidalen magnetischen Einschluss , zu
     konzentrieren , und dabei noch die notwendige Breite beizubehalten .
     Die technischen Ergebnisse stellen Europa weltweit an die vorderste
     Front der magnetischen Fusionsforschung :
          JET ist das führende Fusionsexperiment in der Welt ; es erreichte
          die ursprünglichen Ziele im Grundleistungsbereich rechtzeitig und
          im Rahmen der Haushaltsmittel ,     und der Ausbau auf den Voll ¬
          leistungsbereich ist im Gange ; in den ersten Jahren des Betriebs
          ( seit 1983 ) hat es schon einen grossen Schritt auf dem Wege zur
          Demonstration der wissenschaftlichen Durchführbarkeit der Fusion
          zurückgelegt : dabei wurde bereits eine nicht unbedeutende Zahl
          von Fusionsreaktionen in Deuterium produziert .
     -    Die mittelgrossen europäischen Tokamaks tragen durch Experimente
          mit verschiedenen Konfigurationen , durch Erforschung neuer Heiz ¬
          verfahren und Entwicklung neuer Messgeräte und -methoden mass¬
          geblich zum Fortschritt der Fusion und zum künftigen Erfolg von
          JET bei .
     -    Europa ist auch führend in den Forschungsarbeiten über Stellara¬
          toren und Pinche mit umgekehrtem Feld , die alternative Konfigura¬
          tionen zum Tokamak darstellen .
 ---pagebreak---                                                                 7.
-     Die europäische Industrie hat all diese Anlagen gebaut (beispiels¬
      weise wurden kostenmässig mehr als 98% der JET-Verträge innerhalb
      Europas vergeben) und wurde bereits mit einigen langfristigen
      fortgeschrittenen Entwicklungsarbeiten betraut . Ihre Beteiligung
      dürfte in qualitativer und quantitativer Hinsicht sprunghaft
      ansteigen sobald ein Beschluss über den Beginn des technischen
      Entwurfs von NET getroffen wird .
-     NET befindet sich zur Zeit in der Vorentwurfsphase . Die wich¬
      tigsten Leistungsspezifikationen wurden vorläufig ausgewählt und
      führten zu einem kohärenten Satz von Parametern , die jetzt zwecks
      weiterer Optimierung und als Leitlinien des Technologieprogramms
      benutzt werden .
-     Der  Ordnungsgemässe    Aufbau  des  Technologieprogramms    ist ein
     wichtiges Ergebnis der letzten Jahre .        Der grösste Teil der
     Arbeiten ist auf NET ausgerichtet , doch gibt es auch langfristig
      ausgerichtete Tätigkeiten . Die Arbeiten konzentrieren sich auf
      die Gebiete der supraleitenden Magnete , Tritium , Brutmantel ,
      Fernbedienung , Werkstoffe , Sicherheit und Umwelt .
Neben der magnetischen Fusion wird Fühlung auf dem Gebiet der Laser-
Fusion gehalten und die muon-katalysierte Fusion verfolgt .
Das Gemeinschaftskonzept ermöglichte die Schaffung des Gemeinsamen
Unternehmens JET ( 1978 ) sowie des NET-Teams ( 1983 ) und die
Durchführung einer intensiven Mobilität des wissenschaftlichen
Personals zwischen den Fusionslaboratorien .    Die meisten Assoziationen
führen Arbeiten für andere Assoziationen durch , und alle arbeiten für
JET und für NET durch     verschiedene Arten von Verträgen und Abkommen .
Das Europäische Fusionsprogramm hat erfolgreich eine echte
wissenschaftliche und technische Gemeinschaft grosser und kleiner
Laboratorien gebildet , die Neuankömmlinge ohne weiteres aufnehmen kann
und auf ein gemeinsames Ziel aus gerichtet ist . Diese Lage der Dinge
macht    Europa  zu    einem   attraktiven  Partner   für  internationale
Zusammenarbeit sowohl im bilateralen Rahmen (Kanada , Japan , Vereinigte
Staaten) als auch in multinationalen Organisationen (OECD , IAEA).
Unter den vielen Vorkehrungen , die getroffen werden , um den Gemein¬
schaftscharakter des Fusionsprogramms sicherzustellen , verdient die
 ---pagebreak---                                                                        8.
     Mobilität des Personals besonders hervorgehoben zu werden : jedes Jahr
     werden mehr als 200 Wissenschaftler und Ingenieure (von insgesamt etwa
     1200 Wissenschaftlern und Ingenieuren ) im Rahmen von "Mobilitäts¬
     verträgen" für Zeiträume von einem Monat bis zu einem Jahr für
     Arbeiten     ausserhalb  ihres  Laboratoriums entsandt .     JET  stellt  in
     diesem Zusammenhang ein extremes Beispiel dar : dieses aufgabenbezogene
     Projekt wird von Personal betrieben , das eine "Rückfahrkarte " hat , das
     heisst , dass sich die einzelstaatlichen Organisationen dazu ver¬
     pflichtet haben , ihr Personal nach Abschluss der Abordnung zum JET zu
     reintegrieren ; seit dem Anlaufen des Vorhabens ist etwa die Hälfte des
     Projektteams     nach Abschluss   seiner Arbeiten    in  die   Assoziationen
     zurückgekehrt und durch anderes Personal , das die erforderliche
     Qualifikation für die neuen Aufgaben hat , ersetzt worden .
     Eine ausführlichere Überprüfung der derzeitigen Tätigkeiten wird im
     Anhang vorgenommen .
IV . ZEITPLAN
     Der Zeitplan der verschiedenen Maschinen und ihrer Heizsysteme ist
     schematisch in Abbildung 1 dargestellt .
                           Unterschrift zu Abbildung 1
               Proj ektenwicklungspläne der wichtigsten Anlagen
        Die verschiedenen Heizmethoden sind durch verschiedene Farben
        dargestellt :
        Schwarz :      Ohmsche Heizung ( OH )
        Gelb :         Neutralteilcheninjektion (NBI )
        Rot ::
        Rot            Ionenzyklotron-Resonanzheizung ( ICR)
        Grün :         LH-Resonanzheizung ( LHR)
                       oder nicht-induktiver Strom ( LHCD )
        Blau :         Elektronen-Zyklotron-Resonanzheizung ( ECR)
        Lila :         Alfven-Wellenheizung (AW)
      . Die Breite jedes Farbstreifens ist proportional zur Heizleistung
        durch die Eingänge (1 mm für 1 MW , mit Ausnahme des JET wo die
        Gesamtleistung ungefähr 50 MW beträgt ).
      .  Die Bauphase ist durch einen unterbrochenen schwarzen Strich
        angegeben .
 ---pagebreak---                    1986             1987           1988                      1989         1990             1991
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Jülich (+ ERM)
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Lausanne
Garching          W7AS
                                 –
Madrid                                 TJII                                                            . - -    'tl ΐ*ιΟι ■ » · >
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                                                                                       f
                                                                                       V
Padova                                             RFX
Stockholm           EXTR AP
                 -1              –
                                                                                                                    CR86.143
 ---pagebreak---                                                                  11 .
   JET : Wissenschaftliche Ergebnisse der letzten Jahre zeigen , dass , um
   das Potential des JET-Vorhabens auf dem Wege zu den festgelegten
   Zielen durch bestmögliche Nutzung der Kapazitäten der Anlage voll
   auszuschöpfen ( z.B. sich den für einen Reaktor erforderlichen
   Bedingungen so weit wie möglich anzunähern), es notwendig sein wird ,
   zusätzliche Ausrüstung hinzuzufügen . Dies verlangt mehr Zeit und
   Mittel als bisher geplant . Der JET-Rat hat daher vorgeschlagen , die
   in den Statuten festgesetzte Dauer des Gemeinsamen Unternehmens JET ,
   deren Ablauf bisher am 31 . Mai 1990 vorgesehen ist , bis Ende 1992 zu
   verlängern ; dies würde eine optimale Nutzung der vorhandenen
   Ausrüstung und der neuen noch einzubauenden Ausrüstung sicherstellen
   und so zu einer besseren Grundlage für die Auslegung von NET führen .
   Parallel zu dem gegenwärtigen Programmvorschlag legt die Kommission
   ( gemäss Artikel 50 des Euratom-Vertrags ) dem Rat und dem Europäischen
   Parlament eine Änderung der Satzung von JET zur Verlängerung des
   Vorhabens vor ; die wissenschaftliche Begründung für eine Verlängerung
   des Gemeinsamen Unternehmens JET ist in diesem Dokument vorgelegt .
   NET : Entsprechend dem Beschluss des Rates vom März 1985 wurden die
   NET-Arbeiten verlangsamt , und es wird jetzt , als Arbeitshypothese , von
   1990 als Termin für einen Beschluss über den Detailentwurf und 1993 / 94
   für einen Beschluss über den Bau von NET ausgegangen .     Diese Termine
   passen in die neuen Zeitplan für JET und bieten Raum für mehr
   Ergebnisse über das Verhalten des Plasmas , die aus den mittelgrossen
   Maschinen gesammelt werden .
   Andere Tokamaks : Die 4 spezialisierten mittelgrossen Tokamaks , die
   jetzt in den Assoziierten Laboratorien gebaut werden (Tore-Supra ,
   Asdex-Upgrade , FTU und Compass ) , werden etwa 1988 betriebsbereit und
   daher in der Lage sein , wichtige Beiträge zum Konzeptentwurf von NET
   zu leisten .  Dem Bau eines weiteren Tokamak (T.C.V. in der Schweiz ),
   mit dem die Betagrenzen erforscht werden sollen , ist kürzlich
   zugestimmt worden . Der Entwurf einer kompakten Ignitionsanlage mit
   hohem Magnetfeld ( IGNITOR in Italien) ist auch vorgesehen . Die
   derzeit in Betrieb befindlichen Tokamaks werden voll genutzt (Textor ,
   Asdex) oder nach und nach stillgelegt (Dite , FT , ...), je nach ihrem
   Potential und der Verfügbarkeit von ausreichend starken Forschungs–
   teams .
0)
 ---pagebreak---                                                                    12 .
     Andere Maschinen :   Innerhalb  der beiden alternativen Linien     zu den
     Tokamaks werden solchermassen Maschinen gebaut (W 7 AS , RFX) oder
     geplant ( TJ II , W 7 X), dass die Wahl der für DEMO am besten
     geeigneten Anlage zu gegebener Zeit auf bestätigte experimentelle
     Nachweise gestützt werden kann ; die vorhandenen Anlagen ( HBTX , ...)
     werden nach ihrer vollen Nutzung stillgelegt . Eine kleinere Anlage
     (Extrap , in Schweden ) zur Erforschung eines anderen Konzepts ist in
     Betrieb .
     Technologie :  Das   Technologieprogramm wird  zeitlich mit   den neuen
     NET-Meilensteinen abgestimmt , um zunächst die technologische Daten¬
     basis für die Entscheidungen über NET zu schaffen . Wenn beschlossen
     wird , den Detailentwurf von NET zu beginnen , so muss ein verstärktes
     F , E&D-Programm in die Wege geleitet werden , das sich in erster Linie
     auf die industrielle Konstruktion und auf den Test der Prototypen der
     NET-Komponenten konzentriert .
VI . STRUKTUR
     Die Kommission ist für die Durchführung des Programms verantwortlich .
     Die Konsultationsstruktur besteht aus einem einzigen Gremium , dem
     Beratenden Ausschuss für das Programm Fusion ( BAPF) , unterstützt durch
     zwei Unterausschüsse : den Programmausschuss (PA) für Fragen im
     Zusammenhang mit Physik und Plasmatechnik , und den Lenkungsausschuss -
     Fusionstechnologie (LAFT ) für NET und Technologie . Für das gemeinsame
     Unternehmen JET liegt die Verantwortung beim JET-Rat und dem Direktor
     des Projekts .     Der JET-Rat wird durch den JET-Exekutivausschuss
     unterstützt ; er kann den Wissenschaftlichen Beirat des JET um eine
     Stellungnahme   ersuchen .  Mit   dem Fusiosprogramm wird   ferner    eine
     externe unabhängige Bewertung vorgenommen . Die Kommission wird während
     des dritten Jahres des Programms 1987-91 besonders nach einer
     Bewertung durch einen Ausschuss von Experten von hohem Niveau streben ,
     und diese Bewertung wird Basis für eine erneute Programmrevision
     liefern , nach dem Konzept des gleitenden Programms .
     Das Programm wird durch Assoziationsverträge zwischen Euratom und den
     an der Fusionsforschung beteiligten einzelstaatlichen Organisationen ,
     durch das Gemeinsame Unternehmen JET , sowie über ein multilaterales
     Abkommen betreffend NET durchgeführt . Ferner ist ein Teil des Pro¬
     gramms der Gemeinsamen Forschungsstelle der Fusionstechnologie
 ---pagebreak---                                                                        13 .
      gewidmet , wobei diese Fusionstätigkeiten mit dem übrigen Technologie¬
      programm über den FTSC koordiniert sind . Es gibt 12 Assoziationen in
      10 Ländern (einschliesslich Schweden und Schweiz); vorläufige
      Verhandlungen mit Griechenland und Portugal über die Einrichtung von
      zwei neuen Assoziationen sind im Gang .      Die Industrie nimmt im Rahmen
      von Entwicklungsverträgen und durch die Herstellung von Ausrüstung
      teil .
      Diese Struktur dürfte auch für die Zukunft gut geeignet sein , wenn die
      Rolle der zur Zeit physikorientierten Assoziationen (deren Forschungs¬
      programme die notwendige Breite für die europäischen Arbeiten liefern)
      schliesslich von technologieorientierten einzelstaatlichen Einrich¬
      tungen und später von der Industrie übernommen wird .
VII . INTERNATIONALE ZUSAMMENARBEIT
      Die internationale Zusammenarbeit auf dem Gebiet der Fusion war schon
      immer sehr aktiv . Bisher wurden meist Abkommen über spezifische
      Punkte abgeschlossen . Jetzt werden breitere und umfassendere Formen
      der Zusammenarbeit eingerichtet und erkundet .
      -      Bilaterale Rahmenabkommen
             Kanada :   Absichtserklärung (Beschluss des Rates vom 20.1.86 ),
             unterzeichnet am 6 . März 1986 .
             USA :  Zusammenarbeitsabkommen   (Ratsentscheidung vom    15.09.86 ),
             unterzeichnet am 15 . Dezember 1986 .
             Japan : Die Kommission hat dem Rat am 26 . Februar 1987 den Entwurf
             eines Ratsbeschlusses vorgeschlagen , der die Kommission zur
             Aushandlung eines Abkommens über eine Zusammenarbeit bevoll¬
             mächtigt .
      -      Durchführungsabkommen im Rahmen_der_IEA_^0ECD)^
             Tokamaks : TEXTOR , unterzeichnet am 5.10.1977 , Dauer 15 Jahre ;
                         ASDEX und ASDEX-UPGRADE , unterzeichnet am 31.7.1985 ,
                         Dauer 10 Jahre ;
                         DIE DREI GROSSEN TOKAMAKS      ( JET , JT-60 und TFTR) ,
                         unterzeichnet am 15.1.1986 , Dauer 5 Jahre .
 ---pagebreak---                                                                                   14 .
           Alternative Linien : STELLARATOREN , unterzeichnet am 31.7.1985 ,
                  Dauer 5 Jahre ;
                  PINCH MIT UMGEKEHRTEM FELD , in Vorbereitung .
           Fusionstechnologie : GROS SPULENEXPERIMENT , unterzeichnet am
                  6.10.1977 , die Anlage ist in Betrieb .
                  FUSIONSWERKSTOFFE , unterzeichnet am 21.10.1981 : Anhang I
                  nicht weitergeführt ; Dauer von Anhang II , 10 Jahre .
           Zusammenarbeit_im_Rahmen_der_IAEA
           Beteiligung von EURATOM zusammen mit den drei anderen grossen
           Fusionsprogrammen (Japan , USA , UdSSR) an den INTOR-Workshops seit
           1978 .
           Arbeitsgruppe Fusion ( Gruppe Technologie , Wachstum und
           Beschäf tigung_-_Gi2fel_von_Versailles2
           Absprache der Fusionsprogramme der am Wirtschaftgipfel beteilig¬
           ten Länder , insbesondere in Bezug auf den Next Step .
           Initiative einer_Vierparteienzusammenarbeit_an_einem_Inter-
           nationalexi_Ttierniorii;iVcl:earen_Ver;su.chs reale tor_^XTER)^_urite r_der
           Schirmlaerr schaf t_des_XAEA .
           Auf technischen Ebene wird die Möglichkeit untersucht , dass die
           vier grossen Fusionsprogramme der Welt ( EG , Japan , USA und UdSSR )
           ihre Austrengungen auf ein spezifisches Ziel hin koordinieren :
           durch eine Zusammenarbeit der vier Parteien , die gleichen Status
           haben und die gleiche Beiträge leisten , bis 1990 einen Versuchs¬
           entwurf eines ITER zu erstellen und unterstützende Forschungs ¬
           vorhaben zu koordinieren .            Eine technische Arbeitsgruppe ist
           berufen worden , um im Jahre 1987 konkrete Vorschläge über die
           detaillierten Ziele von ITER und über die organisatorischen
           Modalitäten der Entwicklungsphase 1988-1990 vorzubereiten . Die
           NET-Aktivität , die wie vorgesehen fortgeführt wird bis eine
           mögliche internationale Lösung gefunden wird , die überzeugende
           Garantien für den Next Step bietet , könnte den Brennpunkt für
           eine solche Zusammenarbeit abgeben .
VIII . FINANZIELLER UMFANG
      Der vorliegende Programmvorschlag betrifft nur JET und das Allgemeine
      Programm . Die Fusionsarbeiten der GFS , die wissenschaftlich und
      technisch voll in das gesamte Fusionsprogramm integriert sind , unter¬
      liegen jedoch einem anderen Ratsbeschluss .
 ---pagebreak---                                                                     15 .
     In laufenden Preisen (ab 1.1.85 wurde die Inflation mit 4% im Jahr
     angenommen) wird die Höhe der für den Programmvorschlag 1987/ 1991
     erforderlichen Gemeinschaftsmittel (mit Ausnahme der GFS , Schweden und
     der Schweiz ) veranschlagt auf :
     Allgemeines Programm                 533 MioECU
     JET                                  378 MioECU ( 1 )
                     Insgesamt            911 MioECU
     Eine Aufschlüsselung der Mittel auf die verschiedenen Tätigkeiten ist
     in Tabelle 1 enthalten .
     Die Schätzung ging von der dem vorliegenden Vorschlag zugrunde¬
     liegenden Annahme aus , dass NET aufgrund des Fortschritts in Wissen¬
     schaft und Technologie vor dem Ende der Programmperiode in die Phase
     des technischen Entwurfs eintreten könnte ( siehe Absätze III und V) .
     Per Beginn des technischen Entwurfs von NET wird ein wichtiger
     Beschluss sein , für den die Kommission dem Rat zu gegebener Zeit einen
     Vorschlag vorlegen wird .
     Die folgende Tabelle zeigt die Verteilung der im Rahmen des Rahmen¬
     programms 1987-91 für die Fusion vorgesehenen "neuen" Mittel , als auch
     die der aus den laufenden Programmen übertragenen Mittel , auf JET , das
     Allgemeine Program und die GFS .
      MioECU                      Neues Geld ent ¬ Beträge über¬ Ge samt Zu¬
                                  sprechend dem    tragen vom    teilung für
                                  Rahmenprogramm   1985-89       den Zeitraum
                                  1987-91                        1987-91 ·
      Allgemeines Programm             362               171           533
      JET                              169               209           378
      Gesamtes Fusionsprogramm         531               380           911
      GFS                               60                 15            75
      Gemeinschaftliche Fusions-
      tätigkeiten Gesamtsumme          591               395           986
(1 ) S. Fussnote 8 , Seite 18 .
 ---pagebreak---                                                                         16 .
     Unter Bezugnahme auf Artikel 4 der vorgeschlagenen Verordnung des
     Rates , in dem die Aufhebung der Ratsentscheidung zum Programm 1985-89
     mit Wirkung vom 1 . Januar 1987 festgesetzt wird , teilt die Kommission
     mit , dass die Beträge , die gemäss Beschluss 85 / 201 / Euratom unter den
     einschlägigen Haushaltslinien der Haushaltspläne von 1985 und 1986
     genehmigt wurden und am 1 . Januar 1987 noch nicht gebunden sowie
     Beträge , die zu diesem Zeitpunkt zwar gebunden , aber noch nicht
     ausgezahlt sind , werden jedoch für die Durchführung des gegenwärtigen
     Programms verwendet werden .
IX . PERSONAL
     Die Zahl der im letzten Ratsbeschluss genehmigten Euratombediensteten
     beläuft sich auf :
                         165 Zeitbedienstete für JET
                          105 Bedienstete für das Allgemeine Programm
     Für den Zeitraum      1987-91   wird keine    Änderung   für das Allgemeine
     Programm vorgeschlagen , jedoch ist eine Verstärkung des Personals für
     JET ( 191 anstelle von 165 ) erforderlich , um die Inbetriebnahme und die
     volle Ausnützung der technischen Fortschritte innerhalb der vorgese ¬
     henen Lebensdauer des Projekts zu ermöglichen .           Wenn NET von der
     Vorentwurfsphase zur technischen Entwurfsphase übergeht , werden dem
     Rat neue Vorschläge vorgelegt .
X.   SCHLUSS BEMERKUNG
     Aufgrund   ihrer wichtigen     Ziele ,  ihrer   ausgezeichneten Ergebnisse ,
     ihres technologischen Interesses und ihres absoluten Gemeinschafts¬
     charakters    bleibt    die   Fusion   weiterhin    eines   der  wichtigsten
     FuE-Programme , die von der Kommission gefördert werden .       Wie zur Zeit
     des Programmbeschlusses 1985 / 89 angekündigt und vom Rat vermerkt , hat
     die Kommission das Programm in den Jahren 1985 und 1986 in dem
     Programmvorschlag 1985 / 89 angegebenen finanziellen Spielraum gehalten .
     Die Kommission vertritt den Standpunkt , dass Mittel in dieser Höhe
     auch in den kommenden Jahren notwendig sind , um den Elan des Programms
     aufrechtzuerhalten , der voll auf den Next Step ausgerichtet ist , und
     um dem Beitritt der neuen Mitgliedsstaaten im Jahre 1986 als auch der
     zunehmenden Beteiligung der Industrie Rechnung zu tragen . Entsprechend
     dem Konzept eines gleitenden Programms , wird die Kommission 1989 eine
     Programmrevision vorschlagen , die zu einem neuen Fünfjahresprogramm
     hinführen soll , das am 1.1.1990 beginnt .
 ---pagebreak---     Tabelle 1 Beteilingung der Gemeinschaft ^ im Zeitraum 1987-1991 , ausgedrückt in Mio ECU zum laufenden Wert
NET
     Gehälter , Vergütungen ,Dienstreisekosten                 27
     Arbeiten in den Assoziationen                             10
     Unterstützung durch das Gastinstitut                      15
     Industrielle Entwürfe                                     28
                     Zwischensumme                             80 - 3 (3)           77
TECHNOLOGIE
     Grundlagenarbeit in den Assoziationen                     65
     Vorrangige Vorhaben                                       35
     Industrielle F,EuD
                     Zwi s chensumme
                                                              JL.       (3)' =
                                                              137 - 13'"3          124
PHYSIK UND PLASMA-TECHNIK
     Laufende Kosten in den Assoziationen
     Normale vorrangige Vorhaben                              226 (4>
     Grosse Maschinen mit Heizung                              93 ‘5)
     Unterstützung des JET (Artikel 14 )                       10
     Industrielle F , EuD                                       9
                     Zwischensumme                            369     - 67 (3) = '302 .
MOBILITÄT/MANAGEMENT ^ (einschliesslich
Stipendien und Bewertung)                                                       . . 30 ■ ·
     ALLGEMEINES PROGRAMM INSGESAMT                                                533 (7);
     JET                                                 425 - 19 (3) - 28     = 378 (8) ..
     ENDSUMME                                                                      911            .
                                                     (9)
          JRC ( in diesem Vorschlag nicht enthalten)                                75
          Fusionstätigkeiten insgesamt                                             986
 ---pagebreak---                                                                   18 .
Fussnoten zu Tabelle 1
( 1) Ohne Schweden und die Schweiz , jedoch einschliesslich der Tätigkeiten
     in den neuen Mitgliedstaaten .
(2)  Ab 1.1.85 wird eine Inflationsrate von jährlich 4% zugrundegelegt .
(3)  In den Jahren 1985 / 86 für 1987 gebundene Mittel .
(4)  Einschliesslich der Mittel für eine mögliche neue Anlage in Madrid .
(5)  Einschliesslich der Mittel für den Beginn der Konstruktion eines
     möglichen neuen Stellarator W-VII.X in Garching .
(6)  Einschliesslich der Mittel zur 42% igen Finanzierung der Kosten für in
     den Assoziationen tätige Kommissionsbedienstete .
(7)  Hierzu ist zu addieren ein etwaiger positiver Zahlungsüberschuss von
     Beiträgen Schwedens und der Schweiz zu dem Programm , mit Ausnahme des
     JET .
(8)  Die Gesamtbeiträge der Mitglieder ( des gemeinsamen Unternehmens JET ),
     die für die JET-Zahlungen während der Programmperiode 1987-1991
     erforderlich sind , werden auf 531 MioECU geschätzt ( s . " Projekt ¬
     entwicklungsplan und Projektkostenschätzung", Tabelle 16 des Anhangs ,
     vom JET-Rat am 26 . März 1987 angenommen ). 80% dieses Betrages , gleich
     425 MioECU , werden von dem Gemeinschaftsbudget finanziert . Von diesem
     Betrag wurden 19 MioECU von der Kommission vor 1987 bereitgestellt .
     Die restlichen 406 MioECU werden finanziert wie folgt :
     .     378 MioECU durch Programmzuweisung für JET ;
     .     28 MioECU als Beteiligung an JET von Schweden und der Schweiz ,
           über das Gemeinschaftsbudget gezahlt .
 ---pagebreak---                                                                 19 .
(9) Deckt die in der GFS laufenden Tätigkeiten auf dem Gebiet der Fusions¬
    technologie ab ; dazu gehören insbesondere Reaktorstudien und Risiko¬
    beurteilung , Sicherheit in der Tritium-Technologie , Integrität der
    Strukurwerkstof fe sowie Brutmanteluntersuchungen .
 ---pagebreak---                                                                     20 .
 ANHANG
        ÜBERPRÜFUNG DER WISSENSCHAFTLICHEN UND TECHNISCHEN ERGEBNISSE
            1984-1986 IM RAHMEN DES EUROPÄISCHEN FUSIONSPROGRAMMS
I.  EINLEITUNG
     Als der letzte Programmvorschlag 1985-1989 vorgelegt wurde , war die
     wissenschaftliche Situation wie folgt : die Entwicklung der Fusions ¬
     programme in der Welt hatte die günstigen Aussichten für den magne ¬
     tischen Einschluss im Vergleich zum Trägheitseinschluss , sowie die
     führende Rolle des Tokamak-Konzepts , auf das die Next-Anlagen gestützt
     werden sollte , deutlich gemacht .   Europa hatte eine wichtige Rolle bei
     der Förderung des Verständnisses der Physik des magnetischen Ein¬
     schlusses in toroidalen Anlagen gespielt , und es waren bedeutende
     Fortschritte bei der Plasmaheizung erzielt worden :
           JET ( Joint European Torus ) hatte den Betrieb auf genommen , und die
           ersten Ergebnisse ( im ohmschen Bereich) waren sehr vielver¬
           sprechend ;
     -     Megawatt -Multisekunden-Heizsysteme    wurden    an    mittelgrossen
           Anlagen verfügbar ;
     -     die Degradation der Einschlusszeit mit zunehmender Heizleistung
           blieb ein besorgniserregendes Thema , aber die Entdeckung des
           "H-Regimes " in Garching hatte das Vertrauen wiederbelebt , dass
           solche negativen Auswirkungen der Plasmaheizung vermieden oder
           zumindest reduziert werden könnten .
     Auf dieser Grundlage wurden für das Programm 1985-1989 folgende Ziele
     gesetzt :
     -     Erstellung der physikalischen Grundlage für NET (Next European
           Torus ); die Bedeutung der Plasmaheizung wurde betont .
           Bereitstellung der technologischen Basis für NET ;
     -     die Erforschung des Reaktorpotentials einiger alternativer Linien .
     Nach dem Beschluss des Rates vom März 1985 musste die NET-Tätigkeit
     verlangsamt werden , und das Technologieprogramm entsprechend ab ¬
     geändert , um den neuen NET–Meilensteinen zu entsprechen . Die Bewertung
     der wissenschaftlichen und technischen Ergebnisse , die in den folgenden
     Abschnitten vorgenommen wird , ist im Lichte der im Programmvorschlag
     für 1985-1989 festgelegten Ziele zu sehen , wobei auch die aus dem
     letzten Ratsbeschluss hervorgegangenen Einschränkungen zu berück¬
     sichtigen sind .
 ---pagebreak---                                                                      21 .
II .   TOKAMAKS
       Europa konzentriert seine Anstrengungen vor allem auf diese Linie , die
       weltweit am weitesten fortgeschritten ist . Die Hauptprobleme , mit
       denen die Tokamak-Forschung in den vergangenen Jahren konfrontiert
       wurde (und weitgehend auch weiterhin konfrontiert wird ) , waren :
              die Auswirkungen der Zusatzheizung auf das Verhalten des Plasmas ,
              wie zum Beispiel der negative Einfluss der Erhöhung der Heiz¬
              leistung auf die Energieeinschlusszeit und den Reinheitsgrad des
              Plasmas ;
       -      das Plasmaverhalten bei Annäherung an die operationeile Grenzen
              der Plasmadichte n , des Sicherheitsfaktors q oder des Verhält¬
              nisses von Plasmadruck zu magnetischem Druck
       Die in JET und in mittelgrossen Tokamaks erzielten Ergebnisse erlauben
       ein vertieftes Verständnis der Plasmaphänomene und einen gewissen
       Einblick in die " Feinstrukturwirkungen" ( z.B. Profilkonsistenz ): dies
       empfiehlt neue Wege zur Behebung der negativen Auswirkungen mit denen
       Tokamaks bei einer starken Zusatzheizung konfrontiert werden .
       Ferner wird der Fortschritt beim Bau von vier mittelgrossen speziali¬
       sierten Tokamaks berichtet , die 1988 in Betrieb gehen sollen ; der
       Beitrag dieser Anlagen wird für die Ausarbeitung des technischen
       Entwurfs von NET von entscheidender Bedeutung sein .        Ein weiterer
       spezieller Tokamak wird 1989 in Angriff genommen .
II . 1 JET
       JET ist das weltweit führende Fusionsexperiment ; es hat bereits signi¬
       fikante Fortschritte auf dem Wege zur Demonstration der wissenschaft¬
       lichen Durchführbarkeit der Fusion gemacht und seine ursprünglichen
       Zielsetzungen für den Grundparameterbereich fristgemäss und innerhalb
       des finanziellen Rahmens erreicht ; der Ausbau auf den Volleistungs¬
       bereich geht zügig voran .
       II . 1.1 Ohmscher Heizungsbereich (OH): Die erste Betriebsphase bis Ende
       1984 zielte darauf ab , reine Plasmen zu erhalten , die sich für Unter¬
       suchungen der Zusatzheizung späterer Phasen eignen :
       –      im Ergebnis verhielt sich JET ähnlich wie kleinere Tokamaks .
       –      es konnte eine stabile Regelung von Position , Grösse und Form des
              Plasmas mit D-förmigen Querschnitt mit Elongationen bis zu 1,7
              erzielt werden .
 ---pagebreak---                                                                                22 .
                Disruptionsfreie Entladungen bis zu 15 s Dauer wurden erreicht ,
                                                        -3
                sofern eine Dichtegrenze von nTL (m        )      1.10     B(T) /R(m) q cyl
                nicht überschritten wurde .
                Plasmaströme bis zu 3,7 MA wurden          (bei Pulsdauern von 15 s )
                mehrere Sekunden lang bei einem Magnetfeld von 3,45 T erzielt .
                Elektronen- und Ionentemperaturen bis zu 3 bzw . 2.5 keV wurden
                                                      19        -3
                bei  Dichten  bis     zu    3  x   10       m        und    einer    Rekord­
                Energieeinschlusszeit von ^.E       =   0.8   s    gemessen .    Jeder   der
                Parameter - Temperatur , Dichte und Energieeinschlusszeit
                entsprach innerhalb eines Faktors von 2 oder 3 den Werten , die in
                einem Fusionsreaktor erforderlich sind .
                Der Grad der Verunreinigungen stellte ein Problem dar , da sie die
                Anzahl der für die Fusion verfügbaren Plasmaionen reduzieren und
                Strahlungsverluste verursachen . Versuche mit niedrig-Z Verklei ¬
                dungen (Grafit ) der inneren Wände und mit einem karbonisierten
                Gefäss  ergaben    reduzierte  Pegel von Metall - und           Sauerstoff¬
                verunreinigungen .
II . 1 . 2 . Untersuchungen über Zusatzheizungen . Die zweite Betriebsphase lief
zu Beginn des Jahres 1985 an nach der Installation von zwei Hochfrequenz -
( HF-) Antennen in den Torus , jede von einem 3 MW Generator gespeist . Die
Leistung wurde in das Plasma übertragen an der Ionen-Zyklotron-Resonanz-
                                                                             3
( ICR-) Frequenz der eingeführten Minoritätsteilchen ( H , He ). Tokamak-
operationen in JET wurden im November 1985 wieder aufgenommen nach einer
weiteren Stillegung zur Installierung neuer Hilfssysteme , unter anderem der
ersten Neutralteilcheninjektions - ( NBI-) einheit , eines zusätzlichen
Kohlenstof f Schutzes der Gefässwand , einer dritten ICRF-Antenne , und eines
einfachen        Deuterium-Pellet -Launchers .    Im    Jahre     1986   wurden     folgende
Resultate erhalten :
-        Das toroidale Magnetfeld wurde routinemässig mit seinem maximalen
         Auslegungswert von 3,45 T verwendet . Plasmastrom , -läge , -elongation
         und - form wurden alle durch Rückkopplungsverfahren gesteuert . Plasma¬
         ströme von 5 MA mit einem flachen Profil bis zu 4,5 s Dauer wurden
         routinemässig erhalten . Stabile Kontrolle mit Elongationen bis zu 1,8
         wurden     erzielt .   Gleichwohl    blieb     der    Plasmastrom      auf    einen
         Operationsbereich beschränkt , der von dieser Elongation abhängt .
         Die drei HF-Antennen wurden gewöhnlich verwendet mit einer Gesamt ¬
         leistung bis zu 7.2 MW für Impulse von 2s . Experimente mit 8s Impuls¬
         dauer wurden angestellt , wobei eine Energie von 40 MJ in das Plasma
         übertragen wurde . Ein Langimpuls- (<V 10s ) Neutralteilcheninjektor mit
         acht Strahlquellen arbeitet seit Beginn des Jahres 1986 . Eine Gesamt-
 ---pagebreak---                                                                         23
Strahlleistung von 5,5 MW neutralen Wasserstoffs (H° ) oder von 9 MW
neutralen Deuteriums (D° ) konnten in den Torus eingeführt werden . Bis
zu 40 MJ Energie wurden in das Plasma übertragen .
Vorläufige Deuterium- Pellet - Injektions - Experimente wurden aus ¬
geführt mit einem Injektionsgerät , das ein einziges Pellet von 3,6
oder 4,6 mm Durchmesser mit einer Geschwindigkeit bis zu 1,2 km / s
erzeugt , wobei verschiedene Bedingungen der magnetischen Konfigura¬
tionen gewählt wurden .          Dieses Verfahren erlaubt die Grenzdichte des
JET zu erhöhen und die effektive Ionenladung                       des Plasmas zu
reduzieren .
Während die globale Energieeinschlusszeit in Ohmschen Entladungen
Werte bis zu 0,9 s erreichen konnte , wurde die Einschlussdegradation
mit HF-, NBI -, und kombinierter Heizung bestätigt in der materiallen
Limiter L-Modus bestätigt (           t    tot
                                               .  In diesem Operationsschema mit
P      =   10   MW ,   sinkt           von   0,9  auf   0,4s   bei   den   höchsten
  tot                              a
Plasmastrômen .
Der magnetische Separatrix- Modus hat am JET aufgezeigt werden können ,
sowohl   in    einfachen      als    auch   doppelten   Null-X-Punkten.      H-Moden
Operation wurde mit einem einfachen Null-X-Punkt erhalten , und sie hat
alle Kennzeichen der H- Moden- Entladungen in anderen Tokamaks ( fla ¬
chere T e -Profile mit steilen Gradienten am Rand , Grenzleistung zur
Erreichung des H-Regimes , Verbesserung der Einschlusszeit um einen
Faktor von ungefähr 2 verglichen mit der L-Moden Operation gleicher
He izungsle is tung .
Die Verbesserung des Plasmaeinschlusses mit erhöhtem Plasmastrom hat
gut beobachtet werden können in der Limiter - sowie der X-Punkt-
Operation .     Die Veränderungen , die gegenwärtig am Poloidalsystem
vorgenommen werden , sollten erlauben , im Jahre 1987 7 MA zu erreichen
in der Limiter - und 4 MA in der einfacher Null-Operation .
In gemeinsamer Operation mit NBI wurden Elektronenspitzendichten
                    20     -3
oberhalb von 10         m       erzielt , die bis über 0,5s nach der Pellet ¬
injektion anhielten ,          wobei die Elektronentemperatur unter             1 keV
                                                                -    ^   „ , „ 19   -3
absank .   Für eine mittlere Elektronenliniendichte n^ >* 3.10                    m
liegt die effektive Ionenladung Z^^ gewöhnlich zwischen 2 und 3 , kann
aber   auf nahezu        1    verringert werden       (während   0,5s )   nach der
Pelletinjektion .      Die beobachtete Verträglichkeit von Pelletinjektion
mit ICRH lässt eine mehrfache Pelletinjektion im Jahre 1987 erhoffen .
"Riesen–" Sägezähne konnten mit ICRH allein erhalten werden , allgemein
bei Energieübertragung an die Mitte . "Monster" - Sägezähne dauerten
1,2s (mit T e – 7 keV) , und waren verbunden mit flachen q- Profilen ,
" Schlangen" - Oszillationen (m = n = 1 ) entwickeln sich nach
Pelletinjektion (/L ne /ne = 100%, /^T^ /T^ - 20%).
 ---pagebreak---                                                                                       24 .
-        Ionenspitzentemperaturen oberhalb 12 keV bei niedriger Plasmadichte
               19  -3
         ( 2.10 m ) wurden mit Neutralteilchenheizung erzielt .
                                A C" A/
-       Das Fusionsprodukt n^ T CT, in den L-Mode ändert sich wenig mit der
                                 7         E . .20 m-3
         Leistung ( der beste Wert beträgt 1.10                      keV.s bei 5 NA ln Ohmschen
                                                                                                20
         Regime ).  Dieser Wert könnte in der H-Mode verdoppelt werden ( 2.10                      ),
        mit 10 MW Zusatzheizung und X-Punkt -Operation .                        Ein zusätzlicher
         Faktor von 4-5 ist noch erforderlich für "breakeven", was nunmehr als
         ein "vernünftiges" Ziel erscheint .
II . 2 SONSTIGE_IN_BETRIEB BEFINDLICHEJTOKAMAKS
Die mittelgrossen europäischen Tokamaks leisten einen wesentlichen Beitrag
zum Fortschritt        im Bereich der Fusion und zum Erfolg des JET durch
Experimente mit verschieden Konfigurationen ( z.B. der magnetische Divertor ,
der das günstige "H-Regime " des Plasmaeinschlusses ermöglicht ) , die Erfor¬
schung neuer Verfahren           für      die     Heizung       oder    für  die nicht-induktive
Stromerzeugung , und die Entwicklung neuer Diagnostiksysteme .
II.2.1 . PETULA ( Grenoble ). Der Betrieb der letzten Jahre konzentrierte sich
auf      verschiedene      Szenarien      der     nicht-induktiven          Stromerzeugung     durch
LH-Wellen :
                                                19     -3
-        Bei niedriger Dichte          ( A/ 10       m    ) wurde der gesamte Plasmastrom
         nicht-induktiv erzeugt ;
-        bei hoher Plasmadichte , aber unterhalb einer Dichtegrenze von IL = 8 x
            19 -3                                                                           L
         10    m , wurde der Plasmastrom nur teilweise nichtinduktiv erzeugt
                         *    1    Tkl .   ......      .  .. ..  • 1  ♦
         (bei 3,7 GHz );
         der Stromanstieg lag bei 0,25 MA/s mit P Hi- = 0,35 MW (bei 1,3 GHz ).
Der Einfluss des radialen Plasmastromprofils auf die MHD-Aktivität wurde
                                                                                      19     -3
ebenfalls nachgewiesen ( Sägezahn unterdrückt für ng ^ 6 x 10                              m     mit
0,25 MW bei 3,7 GHz ) - ein vielversprechendes Ergebnis für die Anwendung
der Regelung des Stromprofils in Grossanlagen wie JET und TORE SUPRA .                           Der
Betrieb von PETULA wurde im Juni 1986 unterbrochen , als das Team nach
Cadarache umzog .        Der Transfer von PETULA nach Nieuwegein (Assoziation
Euratom-FOM) wird erwogen .
II . 2 . 2 . TFR (Fontenay) . Die Elektronen-Zyklotron-Resonanz -(ECR) -Heizung ,
ein gemeinsames Programm der niederländischen und französischen
Assoziationen , lief im TFR zu Beginn des Jahres 1985 an : die Volleistung
von 0,6 MW stand im September 1985 zur Verfügung .                         Elektronentemperaturen
Tg bis zu 5 keV wurden erzielt mit ng = 1,5 x 10^ m                              Bei P^ = 0,5 MW
erhält man           = 1 /2 7*^ (OH). Der Betrieb des TFR wurde in Juni 1986 nach
 ---pagebreak---                                                                         25 .
13 erfolgreichen Betriebsjahren eingestellt , da das Team zu TORE SUPRA nach
Cadarache versetzt werden musste .
11 . 2 . 3 . FT (Frascati), q- und n-Grenzen bei ohmschen Entladungen und die
Untersuchung der physikalischen Grundlagen der LH-Heizung wurden
untersucht :
         q- und n-Grenzen ( 1984): Mehrere Erscheinungen , die den Betrieb der
         Tokamaks begrenzen , einschliesslich - für die Dichtegrenze - Sägezahn¬
         fortpflanzung ,    Disruptions-Vorläufer ,    Wasserstof fStrahlung   und
         Ladungsaustauschverluste für die Dichtegrenze , wurden untersucht ;
–        LH-Heizung ( 1984-85) : Die LH-Heizung (f = 2,45 GHz ) wurde mit zwei
         verschiedenen Arten von Kopplungs Strukturen untersucht . Die besten
         Heizungsergebnisse wurden im Elektronenbereich (P            = 0,45 MW ,
         entsprechend einer Leistungsdichte von 6 KW/cm am Grillmund ; A T^ >
         0,5 keV und A Te > 1 keV) ohne Verschlechterung der Energieeinschluss¬
         zeit erzielt .
         Bei Pnü = 0,2 MW, n Ci. 4 x 10^ m
               nr
                                                I = 0,35 MA und B = 6 T stieg die
         Sägezahn-Wiederholungszeit um etwa einen Faktor 3 , während beobachtet
         wurde , dass der Wärmeimpuls , der sich von der Fläche q = 1 nach aussen
         fortpflanzt , zurückging , so dass von besseren Transportbedingungen
         ausgegangen werden kann . Die LH-Heizung von Plasmen hoher Dichte mit
         8 GHz ( im Hinblick auf Anwendungen beim FTU) ist ebenfalls geplant .
11 . 2 . 4 . THOR (Mailand). Bei dem ECR-Heizungsversuch (P ПГ bis zu 0,2 MW ,
f = 28 Ghz ) wird ein Teil von der Seite des niedrigen Feldes injizierten
ordentliche Welle im ersten Durchgang der Resonanzregion absorbiert und der
Rest im aussergewöhnlichen Modus von einem Spiegel zurückgestrahlt .
Während des HF-Impulses sinkt die Dichte ( 60% ); die Innenelektronen¬
temperatur bleibt konstant , während sich der Energieeinhalt infolge der
Bildung nichtthermischer Elektronenpopulationen verdoppelt .
II . 2 . 5 . ASDEX (Garching). Der erfolgreiche Betrieb eines magnetischen
Divertors in Verbindung mit einer starken NBI-Heizung hat zu dem günstigen
"H-Regime" der Einschliessung geführt . Nun stehen mit der Anwendung von
LH-Wellen und ICR-Heizung drei Systeme zur Verfügung , die in derselben
Maschine im Hinblick auf Heizungswirkungsgrade und synergetische Wirkungen
verglichen werden können :
         Die Kombination der ICR-Heizung mit NBI ergibt einen höheren Heiz-.
         Wirkungsgrad als jener , der ausschliesslich mit NBI– oder ICF–Heizung
         beim gleicher Leistungspegel erreicht wird ;
         das bisher nur mit NBI erreichbare "H-Regime" wurde auch mit einer
 ---pagebreak---                                                                          26 .
         Kombination von NBI- und ICR-Heizung und sogar mit ICR-Heizung allein
         erzielt ;
-        die NBI bei reduzierter Teilchenenergie zeigt , dass die Energie ¬
         deposition an Plasmagrenzen zu den gleichen Einschlusszeiten wie die
         zentrale Deposition führt ;
         LH-Wellen ermöglichten es , den gesamten Plasmastrom ohne ohmschen
         ( OH) -Transformator zu erzeugen und das Wiederaufladen des OH-Transfor -
         mators zu demonstrieren ;
         die    Stabilisierung   von  Sägezahnschwingungen    wurde  mit  Hilfe   von
         LH-Wellen im Bereich niedriger Dichte von OH - und NBI-geheizten
         Plasmen erreicht ;
         die Betagrenze (MHD-Stabilitätsgrenze ) wird bestätigt ;
-        der Einschuss gefrorener Wasserstoffpellets ermöglicht eine signifi­
         kante Steigerung der Dichtegrenzen , die zu globalen ( für Maschinen in
         der Grösse von ASDEX aussergewöhnlich hohen ) Energieeinschlusszeiten
         von ^ = 0,16 s führen .
                 Ei
11 . 2 . 6 . TORTUR (Nieuwegein) . Aufgrund der Untersuchung der turbulenten
Heizung hat dieser Versuch eine Energiedeposition in einem MHD-instabilen
Skinstromprof il und seine anschliessende Relaxation gezeigt . Die Apparatur
wird im Hinblick auf die Untersuchung von Fluktuationserscheinungen
nachgerüstet .
11 . 2 . 7 . TEXTOR ( Jülich ). Das Programm befasst sich im wesentlichen mit der
Plasma-Wand-Wechselwirkung .
-        Das Pumpenlimiter-Modul ALT-I , ein bilaterales Vorhaben das im Rahmen
         der Internationalen Energie-Agentur ( IEA) zusammen mit den Vereinigten
         Staaten durchgeführt wird , ging zu Beginn des Jahres 1984 in Betrieb
         und erwies sich als ein leistungsfähiges Werkzeug für die
         Beeinflussung     der    Plasmagrenzschicht    ( die    Möglichkeit    einer
         Beseitigung des Heliums wurde nachgewiesen ) . Ein axialsymmetrischer
         toroidaler Pumpenlimiter (ALT-II ) wurde vorbereitet (Gemeinsames
         Projekt Japan-US-EURATOM) und wurde bis Ende 1986 installiert .
-        Die zuerst in-situ Karbonisierungstechnik wurde Ende 1984 eingesetzt
         und ermöglichte eine drastische Verringerung der anfänglich gemessenen
         Verunreinigungskonzentrationen ( Faktor 5 für Sauerstoff und Faktor 25
         für Metalle ) . Eine Entladungsdauer von etwa 4 s und eine Energie ¬
         einschlusszeit von 0,1 s ( ohmscher Bereich ) wurde erreicht . Diese
         Technik , die zuerst in Jülich entwickelt wurde , erwies sich als so
         erfolgreich , dass sie inzwischen von praktisch allen Tokamaks über¬
         nommen wurde .
 ---pagebreak---                                                                              27 .
    -        Ein ICR-Heizungssystem , das von einer Gruppe der belgischen Asso¬
             ziation gebaut und inzwischen auch betrieben wird , wird bei 2,3 MW
             während mehr als 1 Sekunde erfolgreich auf TEXTOR angewandt . Die
             Modifizierung        des     HF-Systems    ( zwecks    Installierung    des
             Limiters ALT-II ) wird zusammen mit der möglichen Nachrüstung des
             HF-Systems auf den 4-bis 4,5 MW Bereich aktiv vorbereitet .
             Die Auslegung von zwei ( auf dem JET-Konzept basierenden ) Neutral¬
             teilcheninjektoren ,     die   in  TEXTOR  installiert   werden  sollen  in
             Zusammenarbeit mit Laboratorien , die Erfahrungen auf diesem Gebiet
             haben , ist abgeschlossen worden .
    11 . 2 . 8 . DITE ( Culham) . Diese Apparatur hat den erfolgreichen Betrieb des
    Bündeldivertors demonstriert und die experimentelle Grundlage für die
    Bewertung dieses Konzepts als eines Systems zur Plasmaabfuhr und Kontrolle
    der Verunreinigungen geschaffen . Sie hat den ersten ( und einzigen euro ¬
    päischen) Nachweis für den nicht-induktiven Plasmastrom durch Neutral ¬
    teilcheneinschuss sowie die Kodif izierung des Tokamak-Betriebsbereichs
    (Hugill-Diagramm) geliefert . , Sie hat ferner gezeigt , dass die zu Disrup-
    tionen führende obere Dichtegrenze in der Regel durch Strahlungskühlung
    festgesetzt wird .
    11 . 2 . 9 . CLEO ( Culham). Diese Anlage hat das Potential der ECR-Heizung zur
    Verbesserung des Plasmaeinschlusses durch die gezielte Beeinflussung des
    Plasmatemperaturprofils gezeigt . Mit einer Leistung von 200 kW bei einer
    Frequenz von 60 GHz wurde die Elektronentemperatur um einen Faktor 8 auf
    über 2 keV gesteigert . Die Dichtegrenze wurde um 70% erhöht .
    11 . 2 . 10 . DANTE (Ris{5 ) . ECR-Heizungsversuche in überdichten Plasmen (Doppel¬
    moduskonversion) und Pelletablation (Pellets , die sich gut für Diagnostik¬
    systeme eignen ) wurden untersucht .
    11 . 2 . 11 .  TCA ( Lausanne ).    Reinere Entladungen hatten eine erhöhte HF-
    Leistung zur Folge (bis zu 0,57 MW unter Verwendung des vor kurzem in
    Betrieb genommenen Alfven-Wellen-Generators ) . Die Bedeutung des Anregungs¬
    spektrums bei der Bestimmung der Auswirkungen der HF-Leistung wurde
    gezeigt . Die effektive Kernheizung wurde demonstriert . Die kinetische
    Alfven-Welle verhielt sich wie theoretisch vorhergesagt .
    II . 3 . MITTELGROS SE_TOKAMAKS IM_BAU ODER_IN_DER_GENEHMIGUNGSPHASE
    II . 3.1 . TORE-SUPRA (Cadarache ) . Diese supraleitende Anlage soll sowohl
    einen Beitrag zur Physik als auch zur Technologie leisten . Sie wird
    insbesondere ermöglichen , die Plasma–Wand-Wechselwirkung sowie die Heizung
(4)
 ---pagebreak---                                                                         28 .
und die nicht-induktive Stromerzeugung in Entladungen mit langer Pulsdauer
zu untersuchen . Die Versetzung des Personals von Fontenay und Grenoble
nach Cadarache wurde Ende 1986 abgeschlossen , der Aufbau von TORE-SUPRA ist
in seine aktive Phase eingetreten .
Nach erfolgreichen Versuchen sind alle supraleitenden Spulen ausgeliefert
worden .       Die unteren Teile des Magnetkreises sind installiert , und der
Zusammenbau der Moduln beginnt .        Eine aktive Zusammenarbeit mit mehreren
amerikanischen Gruppen über Pelletinjektion , Pumpenlimiter und ergodische
Divertoren , die bereits im Bau sind , wurde aufgenommen . Der Betrieb der
Anlage soll im Dezember 1987 aufgenommen werden .
Prototypen für die verschiedenen Heizungssysteme sind getestet worden :
-        die angelieferte Ionenquelle ( 10 A , 60 kV), während 0,2 s . Die
         Extrapolation auf Nennwerte ( 40 A , 100 kV , 30 s ) wirft keine
         entscheidenden Probleme auf ;
-        ein Prototyp-Klystron ( 3,7 GHz ,  0,5 MW , 0,03 s ) wurde bei PETULA an
         ein Mehrverzweigungs-Grillmodul   angekoppelt ( ein Zirkulator ist nicht
         erforderlich) ;
-        die Kopplungs Strukturen für die   ICR-Heizung ( zwei Arten von Antennen)
         sind so ausgeführt , dass für       ihren Einbau horizontale Öffnungen
         verwendet werden können .
11 . 3 . 2 .  FTU  ( Frascati ): Diese neue Lastanordnung wird es ermöglichen ,
Plasmaleistungen in Hochdichte - und Hochtemperaturplasmen zu untersuchen .
Der Bau begann im September 1984 , und alle wichtigen Aufträge sind vergeben
worden . Die Wahl der LH-Elektronenmodusheizung für den FTU wurde gebilligt ,
und erste Versuche am FT mit einem 8 GHz-Grillmodul liefen 1986 an : Das
Ziel des Versuchs ist sowohl physikalischer             ( aktive Beeinflussung der
Dichtegrenze ) als auch technologischer Art (Demonstration einer hohen
Leistungsdichte ).         Der Betrieb der FTU-Apparatur soll Anfang 1988
aufgenommen werden .
11 . 3 . 3 . ASDEX-UPGRADE (Garching). Diese Anlage zielt auf die Untersuchung
des Plasmaverhaltens und der Plasma-Wand-Wechselwirkung bei Verwendung
eines reaktorrelevanten Poloidaldivertors ab .          Der Bau macht gute Fort ¬
schritte , und alle Komponenten des Tokamak-Systems sind bestellt .            Der
Betrieb soll in der zweiten Jahreshälfte            1988 beginnen .   Eine Zusatz ¬
heizung , die aus einem System von 6 MW Wasserstoff NBI- und 6 MW ICR-
Heizung besteht , ist in Vorbereitung (Beginn des Betriebs Anfang 1989 ).
II . 3 . 4 COMPASS (Culham). Diese Anlage , genehmigt in 1984 ,       zielt in der
Hauptsache auf Untersuchungen hoher Beta-Werte und der MHD-Stabilität ab .
 ---pagebreak---                                                                     29 .
Die Beschaffung der wichtigsten Komponenten für diese Apparatur macht gute
Fortschritte .     Die Toroidalfeldstromversorgung wurde ausgeliefert und
erfolgreich erprobt . Die Installierung der drei Gyrotrone der Phase I ( 0,6
MW ECRH) als Vorbereitung des Vorlaufversuchsprogramms in DITE , das dem
(für Anfang 1988 geplanten) Betriebsbeginn von COMPASS vorangeht , ist weit
fortgeschritten .
II . 3.5 . TCV (Lausanne ).  Dieser Tokamak , der 1986 genehmigt wurde , zielt
darauf ab , Plasmen mit grossen Elongationen zu erzeugen , bei denen erwartet
wird , dass sie die Möglichkeit bieten , höhere Plasmaströme und damit höhere
Beta-Werte zu erreichen .      Die Inbetriebnahme der Anlage soll Ende 1989
erfolgen .
III . ALTERNATIVE BAUREIHEN
Wie bereits erwähnt , ist es eines der drei Hauptziele des Programms , das
Reaktorpotential einiger alternativer Linien - Stellaratoren und Pinche mit
umgekehrtem Feld - zu erforschen . Nachstehend werden die Versuchsergeb¬
nisse der bereits im Betrieb befindlichen Anlagen und der Stand der zur
Zeit im Bau oder in der Planung befindlichen Apparaturen vorgestellt .
IXI^1 _1_STEI;LARAT0REN
111 . 1.1 . WENDELSTEIN VII A (Garching). Diese Anlage wurde vor kurzem nach
einem erfolgreichen Betrieb von insgesamt zehn Jahren demontiert . Die
ECR-Heizung ( 28 GHz und später 70 GHz , 0,2 MW) ergab (Zusammenarbeit mit
der Universität Stuttgart) :
-      Plasmaerzeugung und Heizung (Tgo bis zu 2,5 keV) ;
-      neoklassischer Einschluss für innere Elektronen ;
-      Erzeugung radialer elektrischer Felder bei Kombination mit NBI ;
-      Betrieb im Torsatronmodus , der bewies , dass stabile Einschlussregionen
       durch positive Verscherung vergrössert werden können .
111 . 1.2 . WENDELSTEIN VII-AS (Garching). Die Konstruktion aller wichtigen
Komponenten in der Industrie ist kürzlich abgeschlossen worden und der
Zusammenbau der Module macht gute Fortschritte . Die Prototypspule wurde
erfolgreich erprobt und alle Spulen wurden vom Hersteller fertiggestellt .
Nach dem derzeitigen Stand soll W VII–AS im Sommer 1987 betriebsbereit
 ---pagebreak---                                                                             30 .
sein .        Während    die      0,8   MW    ( langer   Impuls )    ECR-Heizung    von
Anfang an zur Verfügung stehen wird , werden die NBI-(1,2 MW) und ICR- (3 MW)
Heizungssysteme einige Monate später betriebsbereit sein .
111 . 1.3 . WENDELSTEIN VII-X ( in der Planung in Garching ). Der Bau der
Folgeanlage zu W VII-AS ist vorgesehen . Sie soll es ermöglichen , fest ¬
zustellen , ob das fortgeschrittene Stellarator-Konzept für künftige
Fusionsreaktoren realisierbar ist ( aufgrund numerischer Untersuchungen
werden mittlere       Beta-Werte von 5% erwartet ).         Darüber hinaus    läuft  in
Zusammenarbeit mit Karlsruhe eine Untersuchung über diejenigen Reaktor¬
eigenschaften , in denen sich der Stellarator vom Tokamak unterscheidet .
111 . 1.4 . TJ-II ( im Genehmigungsverfahren , Madrid ).          Im Hinblick auf die
volle Beteiligung Spaniens am europäischen Fusionsprogramm ( ab 1 . Januar
1986 )     konzentrierte   sich JEN ,    Madrid ,  auf den Entwurf eines      flexiblen
Heliac-Einschlussexperiments ( TJ-II ), das die anderen Stellaratoren in
Europa ergänzen soll .           Dieses Vorhaben befindet sich im Genehmigungs ¬
verfahren im Rahmen von EURATOM .
III . 2 PINCHE MIT UMGEKEHRTEM_FELD
III . 2.1 ETA-BETA II       ( Padua ).   Versuche mit dieser Anlage sollen Unter ¬
suchungen über das nächste RFX-Vorhaben unterstützen .                 Um die Plasma¬
einschluss - und Plasmarelaxationserscheinungen zu verstehen , die zu einer
Umkehrung des        Toroidalfelds     führen ,   wurden Fluktuationsstudien durch-
                                                                        20  -3
geführt . Dabei wurde ein reines (Z^^V 1) hochdichtes ( 10 m ) Plasma
mit P'v'10%, T = 0,1 keV und              = 10 s erhalten.
III . 2 . 2 . HBT-X ( Culham) .     Versuche mit dieser Anlage zeigen , dass eine
Regelung der Plasmagleichgewichtsposition und geringere Feldfehler zu
längeren Einschlusszeiten führen . Elektronentemperatur und Einschlusszeit
nehmen in Abhängigkeit vom Strom zu : in einigen Fällen ist der Temperatur¬
anstieg proportional zum Strom bei konstantem Beta-Wert (A/ 10% ).
 ---pagebreak---                                                                       31 .
III . 2 . 3 . RFX (Padua). Dies wird der weltweit grösste RFP sein (R = 2m , a -
0,5 m , Plasmastrom bis zu 2 MA) . Er wird es ermöglichen , Plasmaeinschluss
und Plasmaheizung unter Bedingungen zu untersuchen , die dem thermonuklearen
Bereich näherstehen als die derzeitigen RFP-Apparaturen . Nach Abschluss
der Projektierung ist jetzt der Bau der Gebäude und der wichtigsten Infra¬
strukturvorhaben angelaufen ; die Hauptkomponenten der Anlage sind aus¬
geschrieben worden . Culham leistet einen beträchtlichen Beitrag zu dem
Vorhaben .      Die Anlage soll 1989 in Betrieb gehen .
III . 3 SONSTIGE ANLAGEN
Neben den beiden wichtigsten alternativen Linien , die in Europa verfolgt
werden , gibt es noch einige andere Anlagen , deren Zielsetzung die
Erweiterung der Datenbasis für die Grundlagen der Plasmaphysik ist :
111 . 3.1 . SPICA (Nieuwegein) .    Bei diesem schraubenförmigen (helikoidalen)
Pinch wird das Plasma bei hohen ^ - Werten durch kraftfreie Ströme, die das
Plasma umgeben , und durch die leitende Schale stabilisiert . Experimente in
SPICA I haben gezeigt, dass so Hoch- |3 -Plasmen geschaffen werden können;
erste Resultate von SPICA II , dessen Bau 1984 abgeschlossen wurde , sind
vielversprechtend (hohe ^ -Werte mit elongierten Wirkungsquerschnitten) .
111 . 3 . 2 . EXTRAP ( Stockholm). EXTRAP ist der Nachfolger der Experimente mit
linearen und toroidalen Sektoren , die einen makroskopisch stabilen Plasma¬
zustand demonstriert haben . Dieser Z-Pinch wird durch ein überlagertes
magnetisches Oktupol-Feld stabilisiert , das durch externe Leiter erzeugt
wird . Experimente sind vor kurzem angelaufen .
III . 4 TRAGHEITSEINSCHLUSS
Etwa 1% der Anstrengungen des europäischen Fusionsprogramms wird für die
Verfolgung der anderweitig durchgeführten Forschungsarbeiten und für die
Aufrechterhaltung einer eigenen Kapazität zur Bewertung der auf diesem
Gebiet gemachten Fortschritte aufgewendet .             Die beiden beteiligten
Laboratorien sind :
-       Garching , das einen Hochleistungs-Gaslaser (2 KJ) mit kurzer Pulsdauer
        entwickelt ) ;
-       Frascati , das einen Doppelstrahl-Glaslaser (2 x 70 J) entwickelt .
 ---pagebreak---                                                                       32 .
IV . UNTERSTÜTZENDE FORSCHUNGS - UND ENTWICKLUNGSARBEITEN
Neben der Planung , dem Bau und dem Betrieb , die in den vorhergehenden
Abschnitten geschildert werden , wird ein beträchtlicher Teil der Arbeiten
im JET und in den assoziierten Laboratorien folgenden Aktivitäten gewidmet :
       Untersuchungen und Entwicklungen als Zuarbeit zu JET und auch für NET ;
-      Entwicklung von Teilsystemen , die für eine Erweiterung des Wissens ¬
       standes über Plasmaphänomene und für die Erzeugung besserer Plasmen
       erforderlich sind .
IV . 1 ZUARBEIT_ZU_JET (Verträge gemäss Artikel 14 und
                          aufgabenspezifische Vereinbarungen )
       Die beiden Hauptverträge über NBI (mit Fontenay und Culham) wurden
       erfolgreich abgeschlossen . Die erste Anwendung der Neutralteilchen¬
       heizung im JET hat zu einer Verdoppelung der zentralen Ionentemperatur
       auf 6,5 keV geführt .
       Im Berichtszeitraum wurde in den Assoziationen eine grosse Zahl von
       Diagnostiksystemen entwickelt , im JET installiert und mit dem von den
       Assoziationen entsandten Personal betrieben :
       .     Einpunkt-Thomson-Streuung (Ris ^)
       .     FIR-Interferometer und raumliches VUV-Scanning (Fontenay)
       .     Neutralteilchenanalysator und Röntgenspektrometer ( Frascati)
       .     Kamerasystem für weiche Röntgenstrahlen (Garching )
       .     Schnellsystem für die Elektronen-Zyklotron-Emission (Nieuwegein)
       .     Neutronendiagnostik      (Harwell )  und    Spektroskopiediagnostik
             ( Culham)
       .     2,4 MeV Lauf zeit-Neutronenspektrometer ( Studsvik)
       .     Plasmagrenzsonde ( JET , Culham und Garching)
       .     " Bolometer array" (Garching )
-      Verträge über Entwicklung von Prototypen für die Pelleterzeugung
       ( Grenoble ) , die Pelletbeschleunigung durch eine lichtbogenbeheizte
       Gaskanone (Ris«S ) und die Auslegung von Pellet-Injektoren für JET
       ( Garching) wurden abgeschlossen .
       JET hat mit den Assoziationen ferner Verträge über die Durchführung
       verschiedener analytischer und numerischer Untersuchungen über Plasma-
 ---pagebreak---                                                                       33 .
         gleichgewicht und -transport , Energiedeposition durch verschiedene
         Heizungsverfahren , und Plasma-Wand-Wechselwirkung abgeschlossen .
         Viele assoziierte Laboratorien arbeiten durch Entsendung von Personal ,
         im Rahmen des Vertrages über die Abordnung von Personal der
         assoziierten Institute an JET , direkt am JET mit .  Vor allem das JET
         benachbarte Culham-Laboratorium stellt einen grossen Teil seiner
         Wissenschaftler und Ingenieure für das Projekt zur Verfügung .
IV . 2 . SONSTIGE ENTWICKLUNGEN IN DEN ASSOZIIERTEN LABORATORIEN
IV . 2.1 . NBI : Die Entwicklung der NBI-Systeme , die in einigen im Bau befind¬
lichen Tokamaks und im TEXTOR installiert werden sollen, gehen weiter .
IV . 2 . 2 Gyrotrone : Die Untersuchungen und die Entwicklung von Gyrotronen
werden in einigen Laboratorien und in der Industrie fortgesetzt :
        Die Kommission hat einen Vertrag mit der Industrie zur Entwicklung
         eines 100 GHz , 0,2 MW , 0,1 s-Gyrotrons abgeschlossen . Prototypröhren
        werden zur Zeit erprobt .
         Ein experimentelles quasioptisches Gyroklystron von 120 GHz wird von
         der Schweizer Assoziation in Zusammenarbeit mit der Industrie ent¬
         wickelt .  Alle Komponenten sind gefertigt und das System wird zur Zeit
         zusammengebaut .
-        Physikalische Untersuchungen an Gyrotronen mit sehr hoher Frequenz
         (Karlsruhe ) . Alle Komponenten sind gefertigt und die experimentellen
         Untersuchungen haben begonnen .
–        Garching hat einen Vertrag mit der Industrie über ein 70 GHz-Gyrotron
         abgeschlossen . Erste Versuche sind erfolgreich verlaufen .
IV . 2 . 3 . Pellets : In Ris^ haben Deuterium-Pellets (Durchmesser 3,2 mm) in
einer lichtbogenbeheizten Gaskanone Geschwindigkeiten von etwa 2 km/s
erreicht .      Ein Multipellet-Injektor , mit variabler Pelletgrösse und auf
der Zentrifuge basiert , ist in Garching entwickelt worden .
 ---pagebreak--- IV . 2 . 4 Diagnostik : Neben den verschiedenen Diagnostiksystemen , die für JET
konzipiert wurden , sind viele Diagnostiksysteme ( darunter auch einige neue )
entwickelt und in den Anlagen der Assoziationen installiert worden :
-        Ref lektometrie fur Messungen der Elektronendichte ( in Fontenay) .
-        HCN-Laser-Polari-Interferometer zur Messung der lokalen Strom¬
         verteilung ( in Jülich)
-        Neuartige Diagnostiksysteme für den Plasmagrenzbereich , wie z.B.
         laserinduzierte Resonanzfluoreszenz und Lithiumstrahlen ( in Jülich ).
IV . 2 . 5 . Ionenstrahlen : Die Entwicklung betrifft :
-        H Bündel und Ionenbeschleunigung (Amsterdam) : 4 Einzelstrahlen wurden
         erzeugt ( Strom von 3 mA bei einer Teilchenenergie von 120 keV) ;
         Negative   Ionenstrahlen    ( Culham):   30 mA/cm2 wurden erzielt ;    die
         Aussichten auf eine Extrapolation auf einen breiten Bereich sind gut .
-        Negative Ionenstrahlen ( Stockholm in Zusammenarbeit mit Grenoble ) : Die
         Experimente ergaben einen Strom von 150 mA mit H Ionen beschleunigt
         bis zu 55 kV .
IV . 2 . 6 Arbeiten für NET
Die      beim   NET-Entwurf    erzielten    Fortschritte  haben   es  dem  NET-Team
ermöglicht , detaillierte Aufgaben im Technologiebereich festzulegen , die in
den assoziierten Laboratorien durchgeführt werden sollen . Bisher wurden
etwa 100 Aufgaben in den Bereichen Magnete , Mantel , Werkstoffe , Tritium ,
Fernbedienung und           Sicherheit     zugewiesen .  Die    Ergebnisse   dieser
Untersuchungen sind bereits beim Entwurf berücksichtigt worden und haben
damit zu einer engen und sehr fruchtbaren Wechselbeziehung zwischen
Laboratorien und NET-Team geführt .              Darüber hinaus hat NET an die
Assoziationen etwa 90 Studienverträge in den Bereichen Physik und
Engineering vergeben .           Im Rahmen des NET-Abkommens entsenden die
Assoziationen ferner Personal in das NET-Team .
1^3 THEORETISCHE_STUDIEN
Analytische und numerische Untersuchungen sowie die Entwicklung von
Computer codes wurden in den meisten Laboratories durchgeführt :
         MHD-Gleichgewicht und Transport werden in den meisten Laboratorien
         untersucht .   Hiermit befasst sich vor allem das Forschungsteam an der
 ---pagebreak---                                                                   35 .
      Freien Universität Brüssel ;
      makrokopische und mikrokopische Instabilitäten mit besonderer
      Berücksichtigung der Beta-Grenzen werden vor allem in Laboratorien
      untersucht , die über die erforderlichen Rechenanlagen für grosse
      numerische Berechnungen verfügen ;
      Rechenprogramme über Gleichgewicht , Transport usw . werden in den
      grösseren Laboratorien und in Lausanne entwickelt ( 3-D-Code in
      Garching für Untersuchungen über das fortgeschrittene Stellarator¬
      konzept ) ;
      Untersuchungen über die Heizung (Wellenfortpflanzung und ' Energie¬
      deposition , ray-tracing , usw .) und nicht-induktive Stromerzeugung
      werden vor allem in Laboratorien durchgeführt , die sich mit diesen
      Problemen auch experimentell befassen .
V. TECHNOLOGIE
Die ordnungsgemässe Durchführung des Fusionstechnologieprogramms war eines
der herausragenden Ergebnisse der letzten Jahre . Der überwiegende Teil der
Arbeiten ist auf NET ausgerichtet , sie umfassen aber auch einen Teil mit
langfristigen Anwendungen (Werkstoffe mit geringer Aktivierung ,       Unter¬
suchungen über Sicherheit und Auswirkungen auf die Umwelt ) .
Die Arbeitsbereiche sind Magnete , Tritiumtechnologie , Mantel , Werkstoffe ,
Sicherheit und Umwelt . Die Arbeiten werden in den Assoziationen ( in vielen
Fällen durch Einsatz von Gruppen aus Kemspaltungslaboratorien) , in der
GFS , und in geringem Umfang durch die Industrie durchgeführt .
V.l SUPRALEITENDE MAGNETE
Das Entwicklungsprogramm konzentrierte sich auf die wichtigsten Anfor¬
derungen des NET : supraleitende Toroidal- und Poloidalfeldspulen . Das
grösste Projekt , das zusammen mit der Industrie durchgeführt wurde , war die
Auslegung und Herstellung der Euratom-Spule für die Grosspulen-Versuchs-
anlage (LCTF : Large Coil Test Facility) in Oak Ridge (ORNL) in den
Vereinigten Staaten . Diese 38 Tonnen schwere , helium-gekühlte , supra¬
leitende NbTi-Toroidalfeidspule wurde in Karlsruhe erprobt , bevor sie zum
LCTF verschifft wurde , wo sie zusammen mit fünf anderen Spulen (je eine aus
Japan und der Schweiz und drei aus den Vereinigten Staaten) im Rahmen eines
IEA-Abkommens installiert und getestet werden soll . Das Testprogramm in
ORNL ist im April 1986 angelaufen .
 ---pagebreak---                                                                           36 .
  Für das Toroidalfeld des NET sind gegebenenfalls Supraleiter mit Fähig¬
  keiten bis zu und über        12 Tesla erforderlich ,   für die fortschrittliche
- Werkstoffe wie NbSn^ und NbAl^ entwickelt werden müssen . Zu diesem Zweck
  hat ein Konsortium von drei assoziierten Laboratorien die Hochfeldprüf¬
  anlage SULTAN gebaut , die zur Zeit bei 8 T betrieben wird (Volleistung bei
  12 T im Jahre 1987 ) .
  Der Tokamak TORE-SUPRA liefert sehr wertvolle Erfahrungen bei der Bewertung
  des gesamten Konzepts eines supraleitenden , experimentellen Tokamaks und
  wird in einigen Jahren die Erprobung einer Modell-Poloidalfeldspule gemäss
  den NET-Spezif ikationen "vor Ort " ermöglichen .          Die Entwicklung einer
  solchen Spule ist im Gang .
  V. 2 . TRITIUMTECHNOLOGIE
  Die Arbeiten sind auf die Entwicklung der Komponenten des Tritiumsystems
  für den NET und die Sicherheitsaspekte bei der Handhabung von Tritium
  ausgerichtet .
  Eines der Hauptziele der Untersuchung ist die Reinigung des verbrauchten
  Brennstoffs des NET .     Der verbrauchte DT-Brennstof f , der durch Helium und
  verschiedene metallische und gasförmige Verunreinigungen "vergiftet " wird ,
  muss seinen ursprünglichen hohen Reinheitsgrad zurückerhalten .                 Das
  bevorzugte Verfahren hierfür ist die Permeation durch Pd-Ag-Membranen, die
  zur    Zeit   im PALLAS-Kreislauf   untersucht   wird .   Als  Alternative   werden
  Getter untersucht ; Ti-Zr hat sich als besonders wirksam erwiesen .             Die
  abgetrennten gasförmigen Verunreinigungen enthalten noch immer etwas
  Tritium und machen daher ein weiteres Enttritiierungsverfahren erforder¬
  lich .    Experimentelle Untersuchungen solcher Verfahren werden zur Zeit
  durchgeführt (U-Bett , sonstige Heissmetallbetten). Daneben werden auch
  Verfahren für die Dekontaminierung der Luft und die Dekontaminierung fester
  tritiierter Abfälle untersucht .        Zur Handhabung von stark tritiiertem
  Wasser      werden   zur    Zeit   zwei    Prototyp-Elektrolyseure     entwickelt .
  Schliesslich     wurden  in   Zusammenarbeit   mit  der    Industrie  detaillierte
  Spezifikationen für ( tritiumkompatible ) Hochleistungs-Turbomolekularpumpen
  und grosse , schnellschliessende Ganzmetallschieber ermittelt (Durchführ¬
  barkeitsstudien werden zur Zeit von der Industrie durchgeführt ) .
  Viele der vorstehend beschriebenen Experimente implizieren die Verwendung
  von Tritium und erfordern somit spezielle Versuchsanlagen . Entsprechende
  Anlagen werden dem Fusionsprogramm nunmehr in Frankreich ( Bruyere-le-
 ---pagebreak---                                                                         37 .
Chatel , Saclay) zur Verfügung gestellt ; weitere sind im Bau (KfK) oder in
einem fortgeschrittenen Planungsstadium (GFS Ispra) , um den Experimentier¬
umfang entsprechend den Erfordernissen des Programms zu erweitern .
V.3 . MANTEL
Ingenieurtechnische Untersuchungen über den Tritium-Brutmantel haben
gezeigt , dass zwei Hauptoptionen zur Verfügung stehen : eine Option , die ein
flüssiges Eutektikum-Lithium-Blei als Brutmaterial und Selbstkühlmittel ,
eine andere , die feste Keramikverbindungen von Lithium mit Helium als
Kühlmittel verwendet . Die experimentellen Arbeiten waren daher auf die
Schaffung der erforderlichen Datenbasis für solche Werkstoffe ausgerichtet .
Was das Eutektikum-Lithium-Blei angeht , wurden die Daten über die Wasser¬
stoff löslichkeit und -diffusion durch neue Messungen vervollständigt .
Kompatibilitäts und Flüssigmetall-Versprödungsversuche ergaben keine
Hinweise   auf   Risse     oder   einen  unmittelbar   bevorstehenden   Bruch  des
Gefässmaterials .    Erste Erfahrungen über die Rückgewinnung von Tritium aus
dem Flüssigmetall wurden durch Verwendung von Ti-Gettern oder Einperlen von
Inertgas gewonnen .
Im Hinblick auf        die keramischen Lithium-Verbindungen -      ein wichtiges
Projekt , an dem 6 europäische Laboratorien teilnehmen (und das zum Teil in
eine IEA-Vereinbarung eingebunden ist ) - wurden Herstellungsverfahren zur
Erzielung von sehr reinen Lithiumluminaten und Ortho- sowie Metasilikaten
erarbeitet .      Erste      kurze    Bestrahlungsversuche     mit    ventilierten
(entlüfteten) Bestrahlungskapseln , bei denen winzige Mengen Tritium
( 300-350 Ci /Probe ) anfallen , ermöglichten eine Auswahl der Proben "mit dem
besten Verhalten".      Sie werden in termischen und schnellen Reaktoren länger
bestrahlt     werden ,    wobei    in   Endergebnis   die   Tritium-Brutkapazität
nachgewiesen werden soll .
V.4 WERKSTOFFE
Aufgrund der Untersuchungen im Zusammenhang mit der Auslegung des NET wurde
der Themenkreis dieses Bereichs inzwischen erweitert , um Strukturwerk¬
stoffe , Materialen für den Schutz der ersten Wand , isolierende und optische
Werkstoffe sowie Divertor-Materialen einzubeziehen .
Als Strukturwerkstoff für den NET soll entweder austenitischer ( 316 ) oder
martensitischer ( 1.4914) Stahl verwendet werden ; für langfristige Anwendun-
 ---pagebreak---                                                                    38 .
gen stehen austenitischer Mn-Cr- Stahl, Vanadiumlegierungen und elementweise
massgeschneiderter Stahl mit geringer Aktivitätierung zur Auswahl .
Erste wichtige Ergebnisse über das Bestrahlungsverhalten von austenitischem
316-Stahl wurden im Rahmen einer internationalen Kampagne erzielt , die 1981
begann und an der 3 Spaltungsreaktoren in Europa (HFR/Petten , BR-2 /Mol ,
R2 / Studsvik) und zwei in den Vereinigten Staaten (HFIR und ORR , beide Oak
Ridge ) teilnahmen und bei der Proben aus europäischen , japanischen und
amerikanischen Referenzstählen eingesetzt werden .
Die meisten der geplanten Nachbestrahlungs-Zugefestigkeits und Ermüdungs¬
versuche sind inzwischen abgeschlossen ( Bestrahlungsdosen von 5 dpa und 10
dpa - Bestrahlungsdosen pro Atom - wurden erreicht ) . Die In-pile Kriech¬
experimente befinden sich noch immer in den Reaktoren und akkumulieren
Stahlendosen ; der in-pile Ermüdungsversuch dieser Art (BR-2 ) , der erste
seiner Art , war vor Ende 1986 bereit , im Reaktor installiert zu werden .
Bei den meisten der vorstehend erwähnten Struktur legierungen wurden auch
die mechanischen Eigenschaften während oder nach der Bestrahlung mit
Teilchenstrahlen aus       Beschleunigern untersucht     in dem Bestreben ,
fusionsspezifische Strahlenschäden zu simulieren : z.B. , torionsbedingte
Kriechmessungen an 316-L- Stahl; Ermüdungen bei niedriger Lastwechsel¬
frequenz und Untersuchungen über die Wechselwirkung Kriechen-Ermüdung ;
Untersuchungen über das strahleninduzierte Kriechen , die bei Zug- und
Druckbeanspruchung ähnliches Kriechverhalten zeigen ; Untersuchungen über
die Lebensdauer von 316-Stählen bei Belastungen bis zum Bruch , wobei ein
starker Rückgang der Lebensdauer bei einer Heliumkonzentration von etwa 100
ppm beobachtet wird , und viele andere .
Als Werkstoffe zum Schutz der ersten Wand wurden nach eingehender Prüfung
einer grossen Zahl von vorgeschlagenen Materialien letzten Endes fein¬
körnige Graphite , eine bestimmte Art von SiC sowie Graphit / SiC-Verbund-
werkstoffe ausgewählt .
Ebenso    hat  das  Suchen   nach  geeigneten  keramischen  Elektroisolatoren
ergeben , dass Aluminiumoxid , Spinell und Magnesiumoxid besonders viel¬
versprechend sind . Darüber hinaus wurden auch Methoden entwickelt , um den
elektrischen Verlusttangens optischer Materialien , die bei verschiedenen
Frequenzbereichen der HF-Plasmaheizung verwendet werden sollen , während und
nach der Bestrahlung zu messen .
 ---pagebreak---                                                                    39 .
V.5 SICHERHEIT UND UMWELT
Die Arbeiten konzentrieren sich im wesentlichen auf mögliche Ursachen und
Folgen der Freisetzung von gasförmigen Tritium sowie die Endlagerung
tritiierter ( fester ) Abfälle .
Rechenmodelle von radioaktiven Quelltermen und der globalen Ausbreitung von
Tritiumgas und HTO wurden entwickelt ( eine erste experimentelle Nachprüfung
ist im Gang) .
Störfälle wurden analysiert und eine Risikoabschätzung für verschiedene
Komponenten des NET durchgeführt . Die Dekontaminierung tritiierter metal¬
lischer Abfälle wurde untersucht . Dabei wurde festgestellt , dass Vakuum¬
schmelzen und Ausgasen am wirksamsten sind .
Eine Untersuchung des Umwelteinflusses der Fusion wurde vorbereitet und
wird   dem Parlament   und  dem  Rat unterbreitet  werden .  Dieses  Dokument
diskutiert auch die wirtschaftlichen Aussichten der Fusion .
VI . NET
Das NET-Team begann 1983 mit seinen Arbeiten zur Definition des NET , um die
Zielsetzungen , wichtigsten Auslegungsmerkmale , Optionen und Ablaufpläne des
NET festzulegen und die für seine Auslegung erforderlichen FuE-Arbeiten ,
vor allem im Bereich der Technologie , zu identifizieren .
Diese Phase ist bis Ende 1985 so weit abgeschlossen worden , dass auf die
Vorentwurfsphase übergegangen werden kann ; das FuE-Programm Technologie ist
in den meisten Bereichen , die für NET von Bedeutung sind , in Angriff
genommen worden .
Ziel des NET ist es , ein Plasma mit reaktorrelevanten Parametern und
Leistungskennwerten zu erzeugen und die wichtigsten technischen Durchführ¬
barkeitsfragen eines Fusionsreaktors zu behandeln . NET soll daher auf die
kontrollierte Zündung und lange Brennzeiten abzielen und die Zuverlässig¬
keit und Wartbarkeit des Systems sowie seinen sicheren Betrieb und geringe
Auswirkungen auf die Umwelt demostrieren . Schliesslich soll NET die
Möglichkeit bieten , Entwurfskonzepte zu qualifizieren und Werkstoffe für
die Tritium–und Energieextraktionssysteme für den DEMO (Demonstrations–
reaktor) zu erproben . Zu diesem Zweck wurde ein in Phasen aufgeschlüsselter
und flexibler Betriebsplan ( 13 Jahre ) entwickelt . Das Konzept und die
Parameter der Maschine wurden unter diesen Gesichtspunkten nach eingehenden
Optimierungsstudien ausgewählt .
 ---pagebreak---                                                                      40 .
Die Skalierung des Plasmaverhaltens , die der Wahl der Parameter zugrunde
liegt , stimmt mit dem derzeitigen experimentellen Ergebnissen über Tokamaks
überein ; angesichts einer möglichen Degradation dieser Skalierung wurden
jedoch erhebliche Spielräume zugrundegelegt , um die Zündung und lange
Brennzeiten sicher zu erreichen . Die Gesamtgrösse wird erheblich über der
des JET liegen , der Plasmastrom kann bis zu 15 MA erreichen ; der grosse
Radius wird bei 5 m im Vergleich zu 3 m bei JET liegen ; was gleichzeitig
auch auf die Tatsache zurückzuführen ist , dass zwischen der Plasmakammer
und den supraleitenden magnetischen Toroidalfeldspulen ein Mantel und eine
Abschirmung vorgesehen sind . Während eines D-T Brennimpulses (von etwa 500
s Dauer) werden durch Fusionsreaktionen bis zu 600 MW Leistung erzeugt .
Für die wichtigsten Komponenten der Basismaschine sind Entwurfskonzepte
ausgearbeitet worden , um den Assoziationen Leitlinien für die Entwicklung
solcher Komponenten an die Hand zu geben und Durchführbarkeitsstudien an
die Industrie zu vergeben .     Für die mit dem Plasma unmittelbar benachbarten
Komponenten , deren Betriebsbedingungen extrem und derzeit noch ungewiss
sind , werden mehrere Entwurfskonzepte verfolgt , und die Auswahl von
Referenzlösungen erfordert noch weitere Arbeiten und macht eine Datenbasis
erforderlich . Entsprechende Aufgaben für die Assoziationen und die
Industrie wurden festgelegt und in Angriff genommen .
VII . S CHLTJ S SFOLGERUNGEN
Mit JET , dem grössten Fusionsexperiment der Welt , das von Anfang an als ein
gemeinsames Unterfangen aller Assoziationen vorgesehen war , mit den
mittelgrossen Tokamaks und den Anlagen der alternativen Linien in den
assoziierten       Laboratorien hat  Europa  in  den vergangenen   Jahren  eine
unangefochtene Führungsstellung in der Welt erreicht . Das europäische
Fusionsprogramm nimmt an allen zur Zeit erörterten Kooperationsvorhaben
zwischen den Fusionsprogrammen der Welt teil . Es ist gut gerüstet , seine
Spitzenposition auch in den kommenden Jahren zu behaupten , wenn eine
ausreichende finanzielle Unterstützung gewährleistet ist .
 ---pagebreak---                                                                    41
                B) VORSCHLAG FÜR EINE VERORDNUNG DES RATES
      zur Annahme eines Forschungs- une Ausbildungsprogramms auf
                 dem Gebiet der kontrollierten Kernfusion
DER RAT DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN ,
gestützt auf den Vertrag zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft ,
insbesondere Artikel 7 ,
gestützt auf den Vorschlag der Kommission nach Anhörung des Ausschusses für
Wissenschaft und Technik^ ,
                                                           (2)
gestützt auf die Stellungnahme des Europäischen Parlaments     ,
                                                                       (3)
gestützt auf die Stellungnahme des Wirtschafts- und Sozialausschusses      ,
in Erwägung nachstehender Gründe :
Das Energieproblem stellt sich gleichermassen in allen Mitgliddstaaten . Mit
gemeinsamen Anstrengungen lässt es sich besser lösen . Die Kernfusion ist
eine mögliche langfristige Lösung des Energieproblems . Die rationelle
Nutzung der verschiedenen Energiequellen bedarf einer Koordinierung ; die
Gemeinschaft muss deshalb eine möglichst weitgehende Übereinstimmung ihrer
Tätigkeiten auf den verschiedenen Sektoren der Energie und Energieforschung
sicherstellen .
Der Rat hat am .... das Rahmenprogramm der Gemeinschaftsaktivitäten auf dem
                                                               (4)
Gebiet der Forschung und Entwicklung ( 1987-1991 ) angenommen      und dabei
den vorangehenden Überlegungen Rechnung getragen .
(1)  ABI . Nr .
(2)  ABI . Nr .
(3)  ABI . Nr .
(4)  Abi . Nr .
 ---pagebreak---                                                                         42 .
Die Kernfusion ist eine potentielle neue Energiequelle mit praktisch
unbegrenztem und überall zugänglichem Brennstoff . Magneteinschluss-
Fusionsreaktoren        entsprechen    hohen      Sicherheitsanforderungen       und
versprechen einen geringen Einfluss auf die Umwelt . Die Kernfusion ist
deshalb ein wichtiges Ziel im Rahmen des Rahmenprogrammes .
In seinem Beschluss 85 / 201 Euratom^^ verabschiedete der Rat ein For-
schungs - und Ausbildungsprogramm ( 1985-1989 ) auf dem Gebiet der kontrol¬
lierten    Kernfusion .  Nach Artikel  3   dieses  Beschlusses   soll die    Kommis ¬
sion dem Rat 1987 aufgrund einer im zweiten Jahr des Programmes durch ¬
zuführenden Untersuchung         einen    Revisionsvorschlag    zum Ersatz       des
Programmes für 1985-1989 durch ein neues Fünf jahresprogramm vorlegen ,
dessen erste drei Jahre ( 1987 , 88 und 89 ) mit der Laufzeit des voran­
gehenden Programmes       zusammenfallen .  Der Beschluss    85 / 201 Euratom    ist
deshalb zu ersetzen .
Da der Beschluss 85 / 201 Euratom ersetzt wird , bleiben rund 171 Mio ECU
des zur Durchführung des vorangehenden Programms für notwendig erach¬
teten Betrags - ausschliesslich der Mittel für JET (Joint European
Torus ) - und rund 209 Mio ECU des für des vorangehende JET-Programm für
notwendig erachteten Betrages ungenutzt . Diese Beträge können dem neuen
Programm zugewiesen werden . Diesen Mitteln sowie der Tatsache , dass das
Programm sämtliche auf diesem Gebiet in den Mitgliedstaaten durchgeführten
Arbeiten umfasst , ist bei der Festlegung der Beträge für die Durchführung
des neuen Programmes Rechnung zu tragen .
Angesichts des Ausmasses der für die Phase der Anwendung der kontrol¬
lierten Kernfusion notwendigen Anstrengungen ,         die der Gemeinschaft zum
Nutzen gereichen können , müssen die bis jetzt auf diesem Gebiet durch¬
geführten Arbeiten auch in den künftigen Entwicklungsstadien gemeinsam
ausgeführt werden .
(5)   ABI . Nr . L. 83 vom 28.3.1985 , S. 25 .
 ---pagebreak---                                                                       43 .
    Die von der Kommission vorgeschlagene Forschung stellt ein geeignetes
    Mittel zur Fortsetzung dieser Tätigkeiten dar , so dass die Annahme eines
    Mehrjahresprogrammes auf dem Gebiet der kontrollierten Kernfusion von
    gemeinsamem Interesse ist ; ein solches Programm ist überdies notwendig , um
    der Gemeinschaft eine Beteiligung an der internationalen Zusammenarbeit auf
    diesem Gebiet zu ermöglichen .
    Die nachstehend dargelegte Strategie , auf deren Grundlage das Programm
    fortgesetzt werden soll , ist nicht zu ändern :
    -    Fortsetzung eines auf einen Demonstrationsreaktor ausgerichteten und
         zur Zeit auf dem Tokamak-Konzept beruhenden umfassenden Programmes ;
         Abschluss des ersten Schrittes im Tokamak-Programm : JET-Projekt mit
         seinen Erweiterungen und volle Nutzung der bereits existierenden oder
         im Rahmen der Assoziationen im Bau befindlichen Einrichtungen ;
         Fortsetzung der vorläufigen Planung des zweiten Schrittes des Tokamak-
         Programmes , des Next European Torus (NET) und Fortsetzung der für
         dessen Planung und Bau sowie längerfristig für den Fusionsreaktor
         notwendigen technologischen Entwicklungsarbeiten ;
    -    in Abhängigkeit der verfügbaren Mittel Untersuchung von Alternativ-
         Einschlusssystemen mit Akzent auf "pinches " mit umgekehrtem Feld und
         auf Stellaratoren , wobei ihr Reaktorpotential periodisch mit dem¬
         jenigen des Tokamak zu vergleichen ist .
    Diese Strategie sollte überprüft werden bei der nächsten Programmrevision
    die das gegenwärtige Programm durch ein neues Fünfjahresprogramm ab
    1.1.1990 ersetzt ; zum Zeitpunkt dieser Revision wäre es angemessen zu
    entscheiden , ob der D-T-Betrieb im JET und die detaillierte Planung des NET
    aufgenommen werden sollen .
    Im Forschungsprogramm der gemeinsamen Forschungsstelle ist eine Beteiligung
    der GFS am NET und am Technologieprogramm vorgesehen .
(S)
 ---pagebreak---                                                                         44 .
Schweden und die Schweiz beteiligen sich an den Tätigkeiten der Gemein¬
schaft   auf  dem   Gebiet    der  kontrollierten    Kernfusion  als   assoziierte
Mitglieder .
Die Gemeinschaft sollte weiterhin den Bau bestimmter Einrichtungen fördern
für Vorhaben die einen Prioritätsstatus haben , die Zuarbeiten zu JET und
NET durch die Assoziationen , sowie bestimmte Entwicklungen auf dem Gebiet
der Fusionstechnologie , mittels bevorzugter Beteiligung an den Ausgaben
solcher Vorhaben .
Die direkte Beteiligung der Industrie an der Durchführung des Programmes ,
insbesondere an NET und der Fusionstechnologie , sollte verstärkt werden .
Die Mobilität des Personals zwischen Organisationen , die            sich an der
Durchführung des Prograrames beteiligen , ist zu fördern -
HAT FOLGENDE VERORDNUNG ERLASSEN :
                                   Artikel 1
Ein Forschungs - und Ausbildungsprogramm der Europäischen Atomgemeinschaft
auf dem Gebiet der kontrollierten Kernfusion , das im Anhang beschrieben
ist , wird hiermit für einen am 1 . Januar 1987 beginnenden Zeitraum von 5
Jahren festgelegt .
                                   Artikel 2
Die für die Durchführung des Programmes ohne JET für erforderlich
gehaltenen Mittel belaufen sich auf 533 Mio ECU einschliesslich der
Aufwendungen für 105 Bedienstete und der Restmittel des vorangehenden
Programmes .
Die für die Dauer des Programmes für JET als erforderlich gehaltenen Mittel
belaufen sich auf 378 MioECU einschliesslich der Aufwendungen für              191
Bedienstete   auf   Zeit   im   Sinne  von   Artikel   2(a ) der  Beschäftigungs ¬
bedingungen für sonstige Bedienstete der Europäischen Gemeinschaften .
 ---pagebreak---                                                                   45 .
                                 Artikel 3
Im dritten Jahr des Programms wird die Kommission eine Begutachtung des
Programms im Hinblick auf die im Anhang aufgeführten Programmziele
vornehmen lassen . Im Ausschluss an diese Begutachtung wird die Kommission
dem Rat 1989 einen Vorschlag zur Revision des Programmes vorlegen , mit dem
Ziel , dieses Programm ab 1 . Januar 1990 durch ein neues Fünfjahresprogramm
zu ersetzen .
                                 Artikel 4
Der Beschluss 85 / 201 /Euratom wird hiermit mit Wirkung vom 1 . Januar 1987
aufgehoben .
Geschehen zu Brüssel
                                               Im Namen des Rates
                                                  Der Präsident
 ---pagebreak---                                                                          46 .
                               ANHANG
                     KONTROLLIERTE KERNFUSION
Gegenstand des Programms sind :
( a) Plasmaphysik auf dem betreffenden Gebiet , insbesondere Unter¬
     suchungen über die Einschliessung von Plasmen mit Hilfe
     geeigneter Vorrichtungen sowie über Methoden zur Erzeugung und
     Aufheizung von Plasmen ;
(b ) Forschungsarbeiten über             die   Einschliessung von Wasserstoff-,
     Deuterium- und Tritium-Plasmen in geschlossenen Konfigurationen
     für weite Bereiche von Dichte und Temperatur ;
(c ) Forschungsarbeiten über die               Wechselwirkung Licht-Materie und
     Transporterscheinungen sowie              über die Entwicklung von Hoch¬
     leistungslasern ;
(d ) Entwicklung von wirkungsvollen Plasma-Aufheizmethoden und deren
     Anwendung auf Einschliessungsvorrichtungen ;
( e) Verbesserung der Messmethoden und Messappara turen ;
(f)  Vorentwurf und möglicherweise Beginn des detaillierten               Konstruk¬
     tionsentwurfes von NET (Next European Torus ) und der                technolo¬
     gischen Entwicklungsarbeiten zu dessen Planung und Bau               sowie der
     für den Fusionsreaktor auf längere Frist notwendigen                   Entwick¬
     lungsarbeiten ;
(g)  Erweiterung der JET-Anlage auf den vollen Leistungsbereich ;
     Betrieb und Nutzung von JET .
Die unter ( a) , (b ) , ( c ), ( d ) , ( e ) und ( f ) genannten Arbeiten werden im
Rahmen von Assoziierungsverträgen oder zeitlich begrenzten Verträgen
zur Erzielung der für die Verwirklichung des Programms erforderlichen
Ergebnisse      durchgeführt ,         wobei       die     von   der    Gemeinsamen
Forschungsstelle        unternommenen           Tätigkeiten ,    insbesondere     im
Zusammenhang mit NET und den unter ( f ) genannten Technologie-Arbeiten ,
berücksichtigt werden .
 ---pagebreak---                                                                     47 .
Die unter ( g) genannte Verwirklichung des Projektes JET wurde dem mit
Beschluss 78/471 /Euratom^ errichteten Gemeinsamen Unternehmen "Joint
European Torus (JET)" übertragen .
2.   Das unter Punkt 1 aufgeführte Programm stellt einen Bereich lang¬
     fristiger Zusammenarbeit dar , der sämtliche Tätigkeiten der Mit¬
     gliedstaaten auf dem Gebiet der kontrollierten Kernfusion umfasst . Es
     soll zu gegebener Zeit zur gemeinsamen Erstellung von Prototypen im
     Hinblick auf ihre Entwicklung zur Serienreife und ihre Vermarktung
     führen .
3.   Der Betrag von 533 Mio ECU , der für die Durchführung des Programmes
     ohne JET für erforderlich gehalten wird , umfasst die Finanzierung :
     ( a)  vorrangiger Vorhaben zu einem einheitlichen Satz von etwa 45%
           gemäss den Angaben in Ziffer 4 ;
     (b )  laufender Ausgaben der Assoziationen zu einem einheitlichen Satz
           von etwa 25% ;
     ( c)  bestimmter industrieller Verträge im Bereich der "NET/Fusions-
           technologie " und der Entwicklung fortgeschrittener Plasma-
           aufheizmethoden zu einem Satz von 100% gemäss Ziffer 4 ;
     ( d) von Verwaltungskosten und von Ausgaben zur Gewährleistung der
           Mobilität des Personals , um diesem die Tätigkeit in den bei der
           Durchführung des Programmes mitwirkenden Stellen und im NET-Team
           zu ermöglichen ;
     (e)   von Betriebskosten des NET-Teams zu etwa 75% .
 (1) ABI . Nr . L 151 vom 7.6.1986 , S. 10 .
 ---pagebreak---                                                                    48 .
   Jedes Guthaben aus den Beiträgen der assoziierten Drittländer zu dem
   Programm ohne JET wird für die finanzielle Beteiligung                 der
   Gemeinschaft an den in Absatz 3 erwähnten Ausgaben verwandt .
4. Nach Befragung des Beratenden Ausschusses Fusion kann die Kommission
   gemäss den Angaben in Absatz 3 a ) Vorhaben auf den nachstehenden
   Gebieten zu einem einheitlichen Beteiligungssatz von 45% finanzieren :
   (a )   Tokamak-Sy steme und Unterstützung des JET ;
   (b)    andere Toroidalanlagen ;
   (c )   Aufheizung und Injektion ;
   (d)    NET und Fusionstechnologie .
   Gehören solche Vorhaben zu den Gebieten ( c ) und ( d ) und werden sie von
   der Industrie ausgeführt , so kann sie die Kommission gemäss Absatz 3
   ( c ) zu 100% finanzieren .
   Andererseits haben alle Assoziationen das Recht auf Beteiligung an den
   Versuchen , die mit den so erstellten Anlagen und Geräten durchgeführt
   werden .
5. Die Gesamtbeiträge der Mitglieder des Gemeinsamen Unternehmens JET ,
   die zur Finanzierung der JET-Ausgaben während der Programmperiode
   1987-1991 erforderlich sind , werden auf 531 MioECU geschätzt .        Sie
   sollen die Erweiterung der JET-Anlage auf volle Leistung sowie seinen
   Betrieb und ihre Nutzung decken . Gemäss den JET-Statuten werden 80%
   dieses Betrages , gleich 425 MioECU , von dem Gemeinschaftsbudget
   gezahlt . Von diesem Betrag hat die Kommission 19 MioECU vor 1987
   bewilligt . Die restlichen 406 MioECU werden wie folgt finanziert :
   .      378 MioECU aus den Programm-Mitteln für JET ;
   .      28 MioECU als Beteiligung an JET von Schweden und der Schweiz
          über das Gemeinschaftsbudget gezahlt .
 ---pagebreak---                                                                      49
                              C ) FINANZBOGEN
                I. FUSIONSPROGRAMM (ausschliesslich JET)
1.  HAUSHALTSLINIE : 7310 .
2.  BEZEICHNUNG DER HAUSHALTSLINIE : Kernfusion – Allgemeines Programm .
3.  RECHTSGRUNDLAGE : Artikel 7 EAG-Vertrag
                       Beschluss des Rates 85/201 /Euraton/^
                       und für 1987 erwartete Verordnung .
4.  BESCHREIBUNG ,   ZIEL(E),    BEGRÜNDUNG  DES  PROGRAMMES  ( einschliesslich
    JET) :
4.1 Beschreibung
    Das Programm dient der Fortsetzung der Forschung und Entwicklung auf
    dem    Gebiet  der  kontrollierten    Kernfusion und  deckt   alle  in  den
    Mitgliedstaaten auf diesem Gebiet laufenden Tätigkeiten . Schweden und
    die Schweiz sind mit diesem Programm assoziiert . Es betrifft
    insbesondere die Untersuchung des Magneteinschlusses des Plasmas und
    der Fusionstechnologie .
(1) ABI . Nr . L 83 vom 25.3.1985 .
 ---pagebreak---                                                                   50 .
4.2 Ziele
    ( a)  Die kurzfristigen Ziele des Programmes sind :
          -    Errichtung der physikalischen und technologischen Basis zur
               detaillierten Planung des NET (Next European Torus ), d.h .
               der Grossanlage , die die nächste Phase nach JET darstellt ;
          -    Beginn des Detaillentwurf von NET vor dem Ende der Programm¬
               periode , wenn zu diesem Zeitpunkt die notwendige Datenbasen
               vorhanden sind
               Erkundung des Reaktorpotentials einiger alternativer Bau¬
               reihen ( hauptsächlich Stellarator und Pinch mit Umkehrfeld )
          -    Durchführung    eines   Mindestprogrammes   über   Trägheits ¬
               einschluss .
    (b )  Das Endziel dieses Programmes besteht darin , zu ermitteln , ob
          durch Kernfusionsreaktionen zwischen leichten Atomkernen Energie
          zu wettbewerbsfähigen Preisen erzeugt werden kann , und wenn ja ,
          gemeinsamer Bau von Prototypen im Hinblick auf eine serienmässige
         Herstellung und Vermarktung .
4.3 Begründung
    Das Problem der langfristig verwendbaren Energiequellen auf Weltebene
    ist noch weit von einer Lösung entfernt . Die Kernfusion ist eine der
    wenigen Quellen , die eine Lösung dieses Problems versprechen oder
    zumindestens einen wesentlichen Beitrag zu einer für Europa besonders
    vorteilhaften Lösung leisten können .         Ein Fusionsreaktor mit
    Magneteinschluss würde       praktisch unerschöpfliche und überall
    verfügbare Brennstoffe verwenden , hohen Sicherheitsauflagen genügen
    und die Erwartungen hinsichtlich niedrigerer Umwelteinflüsse erfüllen .
    Die diesbezüglichen Forschung- und Enwicklungsarbeiten sollten
    hauptsächlich aus folgenden Gründen auf der Ebene der Gemeinschaft
    durchgeführt werden :
    -    Das   Ausmass   der  erforderlichen menschlichen  und  finanziellen
          Resourcen wäre für eine solche Entwicklung auf einzelstaatlicher
          Ebene wahrscheinlich prohibitiv .
 ---pagebreak---                                                                    51 .
           die langen Laufzeiten der Arbeiten (bis ins nächste Jahrhundert
           hinein), die bis zum Bau des Reaktors erforderlich sind ;
      -    ein allen Mitgliedsstaaten gemeinsamer kollektiven Bedarf ;
           die Realizierung eines europäischen Marktes für europäischen
           Industrien auf dem Gebiet der Hochtechnologie ;
      -    im Falle eines Erfolgs , die Öffnung eines gemeinschaftsweiten
           Marktes für europäischen Reaktor ;
      -    die Existenz eines potentiellen Partners vergleichbarer Grösse
           für die drei anderen Fusionsprogramme und damit die Förderung der
           internationalen Zusammenarbeit auf dem Gebiet der Fusion ;
      -    die Qualität des europäischen Forschungsprogramms , dessen
           führende Position weltweit anerkannt wird und an dem Schweden und
           die Schweiz voll beteiligt sind .
      Die Fusion is also im Einklang mit den gemeinschaftlichen F , E und D
      eigenen Kriterien .
5.    FINANZIELLE AUSWIRKUNGEN DES VORHABENS FÜR DIE ZEIT VON 1987 BIS 1991 .
5.1   Auswirkungen auf die Ausgaben
5.1.1      Kosten getragen durch :
           - Haushalt der Gemeinschaften:                    616,0 MioECU ^
           - Nationale Behörden und andere
             Sektoren auf einzelstaatlicher
             Ebene :                                        1117,0 MioECU
                                     Ausgaben insgesamt :   1733,0 MioECU
5.1.2      Tranchen und Mehjahresfälligkeitspläne
           1976 nahm der Rat auf Vorschlag der Kommission den Grundsatz des
           "Gleitenden Programmes " zusammen mit dem Programm für 1976-1980
           an . Nach dreijähriger Durchführung jedes Fünfjahresprogrammes
( 1 ) In den 616,0 MioECU sind 83 MioECU enthalten die vor 1987 im Rahmen
      des Programms 1985-89 für nach 1986 auszuführende Arbeiten gebunden
      worden sind . Die in dem Vorschlag für eine Verordnung des Rates
      enthaltenen Gemeinschaftsmittel für 1987-91          betragen deshalb
      616 - 83 = 533 MioECU .
 ---pagebreak---                                                                   52 .
         wird ein neuer Fünf jahresplan festgelegt , der sich somit mit den
         beiden letzten Jahren des vorangehenden Programmes überschneidet .
         Der Rat legt in jedem Programmbeschluss den Betrag der Verpflich¬
         tungsermächtigungen für das Programm sowie die aus dem vorange¬
         henden Programm hervorgehenden Verpflichtungsermächtigungen fest .
         Der für jedes Programm veranschlagte Tranche entspricht den
         zugewiesenen Haushaltsmitteln abzüglich der Restmittel . Die für
         einen bestimmten Zeitraum bereitgestellten Tranchen stellen die
         der Kommission zur Durchführung des Programmes in diesem Zeitraum
         insgesamt zur Verfügung stehenden Mittel dar . Unter Berück¬
         sichtigung der für das allgemeine Programm 1987-1991 vorgeschla¬
         genen Zuweisung belaufen sich diese für die Zeit von 1976-1991
         auf insgesamt 1181,0 MioECU ; sie verteilen sich wie folgt :
                                                             Tranche
         Programm 1976-80 :                                  124.0 MioECU
         Programm 1979-83 : 190,5 - 44,0
         (Restmittel aus dem Programm 1976-80 ):             146.5 MioECU
         Programm 1982-86 : 301 - 67 (Restmittel
         aus dem Programm 1979-83 ):                         234.0 MioECU
         Programm 1985-89 : 360 ^^ - 45,5 (Rest¬
         mittel aus dem Programm 1982-86 ):                  314.5 MioECU
         Gesamtbetrag der für 1976-89 bereit¬
         gestellten Tranchen :                               819,0 MioECU
                                                             819.0
         Vorgeschlagenes Programm 1987-91 :
         533,0 - 171,0 ( voraussichtliche Restmittel aus
         dem Programm 1985-89 ):                             362,0 MioECU
                                   Insgesamt                1181,0 MioECU
         Die nachstehenden Fälligkeitspläne betreffen den Zeitraum 1976
         bis 1991 ; sie decken die vorangehenden Programme , das laufende
         Programm 1985-89 und das vorgeschlagene Programm 1987-91 .
(1) Siehe Mitteilung der Kommission an den Rat über das Fusionsprogramm ,
    Dokument K0M(85 ) 789 endgültig .
 ---pagebreak---                                         1976-85       1986       1986 -,     1987       1988        1989   .    1990       1991    Insgesamt Insgesamt
                                        Ausgaben   Ausgaben   Restmitte 1^    Ges . c h ä t z t e   Ausgaben                        1976-91   1987-91
                                                                                                                                                ( 2)
  Programm 1976 /86                      449.0         8.0        2.0   .      -          -                      -           -
                                                                                                                                      459.0        -
  Laufendes Programm 1985 /89             90.8        94.1        4.1       L00 . 3     60.7       10.0          -           -
                                                                                                                                      360.0    171.0
   Vorgeschlagenes Programm
   1987 / 91                                 “          –           –          –        56.0      100.0       113.0        93.0       362.0    362.0
   Insgesamt                             539.8      102.1         6.1       100.3      116.7      110.0       113.0        93.0      1181.0    533.0
                                      Zahlungsermächtigungen , MioECU , ohne Beiträge von Drittländern ( Schweden und Schweiz )
                                        1976-85       1986       1986        1987       1988        1989        1990       1991    Insgesamt Insgesamt
                                        Ausgaben   Ausgaben   Restmittel ^    Ges c h ä t z t e     Aus    gaben        und später  1976-91   1987-91
                                                                                                                                             und später
                                                                                                                                                    (2)
   Programm 1976 / 86                    389.2        33.2         1.6       14.4       20.6          -            -            -      459.0      35.0
   Laufendes Programm 1985 /89             10.1       75.6        0.7        78.8       66.0       81.7        21.4        25.7        360.0    273.6
   Vorgeschlagenes Programm
    1987 / 91                                -          -           -           -       10.2       40.0       115.0       196.8        362.0    362.0
    Insgesamt                            399.3       108.8        2.3        93.2       96.8      121.7       136.4       222.5      1181.0    670.6
                                                                                                                                                        Ui
                       -                                                                                                                                u>
Anm . : ( 1 ) Die Restmittel von 1986 gehören zum Programm 1985-89 .
        ( 2) Die Zahlen in dieser Spalte enthalten nicht die Restmittel von 1986 , die zur Verwendung in 1987 übertragen worden sind .
 ---pagebreak---                                                                                54 .
625.2        Berechnungsmethoden
      ( a ) Personalausgaben
      Die Einstellung folgender Bediensteter wird vorgeschlagen :
                Jahre        A           B           C   . Insgesamt
               1987-91 .      73         29          3        105
      Der Berechnung der Personalausgaben liegen die tatsächlichen Ausgaben
      im Jahre 1987 sowie eine Erhöhung von jährlich 4% für die Jahre
      1989-91    zugrunde .  Die   im Haushaltsplan veranschlagten Mittel     für
      Personalausgaben tragen der Tatsache nicht Rechnung , dass JET der
      Kommission die Kosten für das ihm aus dem allgemeinen Programm
      abgestellte Personal zurückzahlt .
      Die Ausgaben der Gemeinschaft für Personalkosten sind in den nach¬
      stehenden Ausgabenposten (b ) und ( c ) enthalten .
      ( b ) Verwaltungs - und technische Betriebsaufgaben und Leitung
      Hierunter fallen Kosten für Reisen , Dienstreisen , Sachverständige und
      die Veranstaltung von Sitzungen mit administrativer und technischer
      Unterstützung . Einschliesslich der Mittel für das Bewertungsprogramra ,
      soweit es die Fusion         betrifft , und der Kosten der in der Direktion
      Fusion in Brüssel beschäftigten Bediensteten der Kommission werden
      diese zu 100% aus Mitteln der Kommission zu finanzierenden Aufwen ¬
      dungen auf 14_MioECU geschätzt . Dies entspricht 1,4% der Mittel der
      Gemeinschaft und 0,6% der Gesamtkosten der Fusion-FuE der Gemeinschaft
      einschliesslich JET .
( 1)  Die Kosten für den in Abschnitt VI         der Erläuterung erwähnten Bewer-
      tungsausschussen      werden   auf    etwa
                                                 bjelne Halbe MioECUJ geschätzt.
 ---pagebreak---                                                                              55 .
( c ) Vertragsaufgaben
            i)   Assoziationsver träge .
                 Die Kosten zur Durchführung des Fusionsprogrammes in den mit
                 der   Gemeinschaft    assoziierten  Laboratorien   werden  für
                 1987-91 auf 1611 MioECU veranschlagt , einschliesslich der
                 Unterstützung dieser Laboratorien für JET und NET , ihrer
                 Tätigkeit auf dem Gebiet der Fusionstechnologie und der in
                 den assoziierten Laboratorien beschäftigten Bediensteten der
                 Kommission . Die Gemeinschaft würde sich wie folgt an diesen
                 Ausgaben beteiligen :
                 -    allgemeiner     Zuschuss   zu  den   Betriebskosten   und
                      grundlegenden Arbeiten des Technologieprogramms : rund
                      25% ;
                 -    bevorzugte Unterstützung vorrangiger Aktionen auf dem
                      Gebiet "Physik und Technologie" sowie von Arbeiten für
                      JET und NET : rund 45% ;
                      administrativer und technischer Betrieb des NET-Teams :
                      rund 75% .
                 Die Ausgaben der Gemeinschaft für die Beteiligung an der
                 Finanzierung der Arbeiten im Rahmen der Assoziationen werden
                 auf 429 MioECU veranschlagt .
            ii ) Industrieverträge .
                 Im Rahmen von NET , der Fusionstechnologie und der Ent¬
                 wicklung fortgeschrittener Plasmaaufheizmethoden ist eine
                 zunehmende      Zahl     von    Industrieentwicklungsverträgen
                 vorgesehen : 1990 und 1991 , wenn das NET-Vorhaben in die
                 Phase der detaillierten Konstruktionsplanung übergeht ,
                 werden der Industrie Prototypen von Komponenten der
                 NET-Anlage in Auftrag gegeben werden müssen . Die Gemein¬
                 schaft würde sonst die Verträge zu 100% finanzieren ; rund
                 74 MioECU sind zu diesem Zweck bereitgestellt worden .
            iii) Die Kosten für die Mobilität anderer Bediensteter als
                 derjenigen der Kommission werden auf 6 MioECU geschätzt ,
( 1 ) Zu den 429 MioECU sind 83 MioECU hinzurechnen , die vor 1987 für den
       Zeitraum 1987-1989 gebunden worden sind .
 ---pagebreak---                                                                                 56 .
                die zu 100% von der Gemeinschaft zu finanzieren sind . Ein
                Betrag von 8 MioECU ist zur Finanzierung der Bediensteten
                der Kommission , die den Assoziationen zugewiesen werden , mit
                einer Beteiligungsrate von 42% erforderlich .
           iv)  ein   Betrag   von   2  MioECU   wird   für   die   "f ellowships "
                veranschlagt .
5.3 Ungenutzte Verpflichtungsermächtigungen aus dem Programm 1985 / 89
      -    Programmdotierung flir 1985 / 89 :                  360,0 MioECU
      -    abzüglich : der 1985 gebundenen Mittel
           plus der Restmittel von 1986 :                   - 189,0 MioECU
           Ungenutzte Mittel die für 1988-89
           verfügbar sind :                                    iZii2==i§l~
5 . 4 Auswirkungen auf die Einkommen
           Gemeinschaftssteuer     auf  den   Gehältern   der   Bediensteten   der
           Kommission
      -    Beitrag dieses Personals an die Pensionskasse .
6.    FINANZIERUNG DES PROGRAMMES
      -    In den Haushaltsplänen der Europäischen Gemeinschaften für 1976
           bis 1987 eingesetzte Mittel .
           In künftige Haushaltspläne ( 1988 bis 1991 und später einzu¬
           setzende Mittel .
 ---pagebreak---                                                                     57
7. UBERWACHUNSMÀS SNAHMEN
   Wissenschaftliche Überwachung : - aufgrund von Assoziations¬
                                     verträgen mit den Laboratorien
                                     der beteiligten Staaten
                                     eingesetzte Lenkungs¬
                                     ausschüsse .
                                   - aufgrund des Beschlusses des
                                     Rates vom 16.12.1980 einge¬
                                     setzter Beratender Ausschuss
                                     für das Programm Fusion .
   Administrative und finanzielle
   Überwachung                     - Lenkungsausschüsse .
                                   - GD Finanzkontrolle hinsicht ¬
                                     lich der Durchführung des
                                     Haushalts und der Ordnungs -
                                     mässigkeit und Übereinstimmung
                                     der Ausgaben ; Abteilung
                                     Verträge mit der Unterstützung
                                     von Rechnungsprüfungsfirmen ,
                                     die von der Kommission (GD
                                     XII ) bestimmt werden .
 ---pagebreak---                                                                            58 .
                               II . JET-PROJEKT
1.  HAUSHALTSARTIKEL : 7311 .
2.  TITEL DER HAUSHALTSLINIE : Beteiligung am Gemeinsamen Unternehmen JET .
3.  RECHTSGRUNDLAGE :     Artikel 45 bis 51 EAG-Vertrag und
                          Artikel 9 JET Statut ,
                          Beschlüsse des Rates 78 / 470 / Euratom vom
                          30.5.1978 ( ABL . Nr . L 151 vom 7 . Juni 1978 ,
                          S. 8 ), 30 / 318 / Euratom vom 18.3.1980 ,
                          81 / 380 / Euratom vom 19.5.1981 ,
                          82 / 350 / Euratom und für 1987 erwartete
                          Ratsverordnung .
4.  BESCHREIBUNG , ZIELE UND BEGRÜNDUNG DES VORHABENS :
4.1 Beschreibung
    Bau , Betrieb und Nutzung einer grossen Torus-Anlage vom Typ Tokamak
    und seiner Nebenanlagen ( Joint European Torus - JET) als Teil des
    Fusionsprogramms der Gemeinschaft und zugunsten aller Beteiligter , um
    den Bereich der in kontrollierten Kernfusionsexperimenten anwendbaren
    Parameter den Bedingungen anzunähern , die in einem Kernfusionsreaktor
    erfüllt sein müssen .
 ---pagebreak---                                                                                   59 .
    4.2   Ziele
          Erzeugung und Untersuchung eines Plasmas unter Bedingungen und in
          Ausmassen , die annähernd denjenigen eines Kernfusionsreaktors
          entsprechen. Zur Verwirklichung dieses Ziels sind Arbeiten auf vier
          Hauptgebieten erforderlich :
          ( i) Skalierung des Plasmaverhaltens in dem Bereich , in dem sich die
                  Parameter dem Reaktorbereich nähern ;
          ( ii) Plasma-Wand Wechselwirkungen unter diesen Bedingungen ;
          ( iii ) Untersuchung der Plasmaaufheizung ;
        _ ( iv) Untersuchung der Erzeugung und des Einschlusses von Alphateilchen
                  und der dadurch entstehenden Plasmaaufheizung .
    4.3   Begründung
          Die Durchführung des JET-Projekts ist ein wesentlicher Schritt des
          Fusionsprogramms der Gemeinschaft . Das Endziel des Programms und seine
          Begründung sind in Teil I , Abschnitt 4.3 dieses Finanzbogens
          eingehender beschrieben .
    5.    GESAMTE     FINANZIELLE  AUSWIRKUNGEN   DES   JET WÄHREND   DES  ZEITRAUMS
          1987-1991
    5.1   Auswirkungen auf das Rahmenprogramm 1987-91
          Für die Programmperiode 1987-91 ist die folgende Finanzierung für JET
          erforderlich :
          Programmzuweisung 1987-91                            378.2 MioECU
          Restmittel aus dem Fusionsprogramm 1985-89           209.2 MioECU
          Neue für 1987-91 erforderliche Zuweisung              169,0 MioECU
          In diesen Zahlen ist die Beteiligung Schwedens und der Schweiz nicht
          enthalten .
(«)
 ---pagebreak---                                                                  60 .
5.2 Berechnungsmethoden
    Auf seiner Sitzung im März 1987 billigte der JET-Ausschuss einen
    Projektentwicklungsplan und eine Projektkostenschätzung , die sich über
    die noch verbleibende vorgeschlagene Laufzeit des Vorhabens bis 1992
    erstrecken . Die dazugehörigen Ausgaben des JET für den Zeitraum von
    1987 bis 1991 wurden wie folgt geschätzt :
               Verpflichtungen :                    490,6 MioECU
               Zahlungen                            542,5 MioECU
               Beiträge der Mitglieder von JET      531,3 MioECU
    In diesen Kostenschätzungen ist eine ständige Inflationsrate von 4%
    jährlich , ausgerechnet von dem 1 986-Durchschnittsindex für JET ,
    vorgesehen .   80% der geschätzten Beiträge der Mitglieder ( 425,0
    MioECU ) müssen durch die Gemeinschaft aufgebracht werden . Da 19,2
    MioECU bereits vor 1987 für den Zeitraum 1987-91 bereitgestellt
    würden , belaufen sich also die geschätzten Verpflichtungen für diesen
    Zeitraum auf 405,8 MioECU .
    Diese 405,8 MioECU werden f olgendermassen finanziert : 27,6 MioECU als
    erwartete Beiträge Schwedens und der Schweiz für JET , die über das
    Gemeinschaftsbudget gezahlt werden ; die restlichen 378,2 MioECU müssen
    direkt von der Gemeinschaft finanziert werden durch Programmzu¬
    weisungen 1987-91 .    Die Berechnungsmethode der schwedischen und
    schweizer Beiträge ist in Teil III dieses Finanzbogens beschrieben .
 ---pagebreak---                                                                     61 .
    Die Berechnung ist in folgender Tabelle zusannnengefasst :
    Programmzuweisung 1987-91                             378,2 MioECU
    Beiträge Schweden und Schweiz                          27,6 MioECU
    Vor 1987 bewilligte Beiträge
    für den Zeitraum 1987-91                               19,2 MioECU
    80% der Beiträge der Mitglieder
    von JET für den Zeitraum 1987-91                      425,0 MioECU
    Beiträge der Gastgeberorganisation ( 10% )
    und von JET-Mitgliedern , die Assoziations¬
    verträge mit EURATOM haben ( 10%)                     106,3 MioECU
    Beiträge der JET-Mitglieder für
    den Zeitraum 1987-91                                  531,3 MioECU
5.3 Auswirkungen auf die Einnahmen
    Gemeinschaf ts steuern auf die Bezüge von Bediensteter auf Zeit .
6.  DAS VORHABEN WIRD FINANZIERT AUS :
    in den Haushaltsplänen der Europäischen Gemeinschaften             für den
    Zeitraum von 1976 bis 1987 veranschlagten Mitteln ,
    in zukünftigen Haushaltsplänen ( 1988 bis 1991 )       zu veranschlagende
    Mitteln .
7.  ART DER ANZUWENDENDEN KONTROLLE
    (A)   Wissenschaftliche Kontrolle : JET-Rat
                                        Beratender Ausschuss für das
                                        Programm Fusion .
     (B ) Verwaltungs- und Finanzkontrolle : JET-Rat
                                             Rechnungshof .
 ---pagebreak---                                                                  62 .
Anmerkungen zu Tabelle
(1)  Alle Zahlen dieses oberen Abschnitts der Tabelle entsprechen dem
     Projektentwicklungsplan und -kostenchätzung , der im März 1987 von
     JET-Rat angenommen wurde .
(2)  Beiträge der JET-Mitglieder für den Zeitraum 1987-91 werden berechnet
     von dem geschätzten Zahlungsprofil durch Subtraktion geschätzter
     Eingänge , vor allem Bankzinsen .
(3)  Die gesamte JET-Zuweisung im Fusionsprogramm 1985-89 , einschliesslich
     der Beiträge Schwedens und der Schweiz , beträgt 330,0 MioECU . Die
     Beiträge Schwedens und der Schweiz wurden auf 23,9 MioECU geschätzt ,
     so dass 306,1 MioECU direkt als Beteiligung der Gemeinschaft übrig¬
     bleiben .
(4)  Die Überträge von 1986 beziehen sich auf das Programm 1985-89 . Diese
     Zahlungsüberträge von JET sind bereits gedeckt durch die Beiträge der
     Mitglieder im Jahre 1986 .
(5)  Ende 1986 betrugen die gesamten Beiträge der JET-Mitgliedern 633,8
     MioECU , von denen 80% , gleich 507,1 MioECU , durch die Gemeinschaft
     finanziert wurden .  Da 526,3 MioECU bis zu diesem Zeitpunkt gebunden
     waren , beträgt somit der bereits gebundene Betrag für den Zeitraum
     nach 1986 19,2 MioECU .
(6)  Von den gesamten Beiträgen der Mitglieder von 531,3 MioECU für den
     Zeitraum 1987-91 müssen 80% , gleich 425,0 MioECU , durch die Gemein¬
     schaft getragen werden . Da 19,2 MioECU vor 1987 für diesen Zeitraum
     gebunden worden sind , belaufen sich die geschätzten Verpflichtungen
     für diesen Zeitraum auf 405,8 MioECU .
(7)  Die Zahlen in dieser Spalte enthalten nicht die Restmittel von 1986 ,
     die zur Verwendung in 1987 übertragen worden sind .
 ---pagebreak---                              Tabelle : Finanzbogen für das JET-Unternehmen sowie für den Gemeinschaftsbeitrag für JET
MioECU unter Annahme               1976-85 .       1986         1986 ^4)  1987 ■ .  1988 . 1989 . 1990 . 1991  Gesamtsumme Gesamtsumme
einer Inflationsrate von           Ausgaben      Ausgaben      Übertrag             geschätzte Ausgaben          1976-91     1987-91
4% pro Jahr                                                                                                                     (7)
JET-Haushalt ^
   Verpflichtungen                  600.5          100.2         30.4     88.7     125 . 1 106.8   89.9   80.1    1221.7      490.6
   Zahlungen                        542.3           95.3         12.3    104.4     108.5   118.1  115.4   96.1    1192.4      542.5
   Beiträge der JET-Mitglie<?er     548.5 (5 )      85.3 ( 3 )     -
                                                                          99.8     106.4   116.6  113.9   94.6    1165.1      531.3 (6 )
Beitrag der Gemeinschaft
   Verpflichtungen ( ohne CH+S )
   . Programme 1976-1986            393.3                                                                          393.3
   . Programm 1985-1989               23.8          73.0           -
                                                                          75.1      78.7    55.4     -      -      306 . 1 ^  209.2
   . Programm 1987-1991                 -             -            -         -        -
                                                                                            12.9   85.3   70.8     169.0      169.0
   Gesamtsumme ( ohne CH+S )          417.1         73.0           -
                                                                          75 . 1    78.7    68.3   85.3   70.8     868.4      378.2
   Schweden und Schweiz                31.1          5.0           -
                                                                           5.4       5.7     5.8    5.8    4.9      63.7       27.6
   Gesamtsumme (mit CH+S )            448.3 C5 )    78.0 < 5)      -
                                                                          80.5      84.4    74.1   91.1   75.7     932.1      405.8 C6 )
   Zahlungen ( ohne CH+S )
   . Programme 1976-1986              393.3           -            -         -        -       -      -      -
                                                                                                                   393.3         -
   . Programm 1985-1989                14.3         63.2          2.8     75 . 1    78.7    72.0     -      -
                                                                                                                   306.1      225.8
    . Programm 1987-1991                  -           -            -         -        -
                                                                                            12.9   85.3   70.8     169.0      169.0
   Gesamtsumme ( ohne CH+S )          407.6         63.2          2.8     75 . 1    78.7    84.9   85.3   70.8     868.4      394.8
   Schweden und Schweiz                31.1          5.0           -
                                                                           5.4       5.7     5.8    5.8    4.9      63.7       27.6
   Gesamtsumme (mit CH+S )            438.7         68.2          2.8     80.5      84.4    90.7   91.1   75.7     932 . 1    422.4
                                                                                                                                         ON
                                                                                                                                         U)
 ---pagebreak---                                                                     64 .
III . Beiträge von Drittländern , die am Fusionsprogramm assoz iiert sind .
1.    Allgemeines Programm
1 .1  Zeitraum 1976-1986
      Die eingegangenen Beiträge werden
      geschätzt auf :                                   42 MioECU
      abzüglich Ausgaben der Gemeinschaft bei
      der Durchführung der Kooperationsverein¬
      barungen , geschätzt auf :                      - 25 MioECU
      Dem allgemeinen Programm zur Verfügung
      stehender Positivsaldo , geschätzt auf :          IZ_MioECU
      Der Betrag von      17 MioECU wurde    dazu verwendet ,  die  allgemeine
      Unterstützung für Assoziationen der Gemeinschaft in einer Höhe von 25%
      zu halten .
1.2   Zeitraum 1987-1991
      Die finanzielle Beteiligung Schwedens und der Schweiz am allgemeinen
      Programm wird wie früher auf der Grundlage der Zahlungen der
      Gemeinschaft zum allgemeinen Programm und im Verhältnis von ihrem BSP
      zum BSP der Gemeinschaft berechnet .
      Da die gegenwärtig ausgehandelten Assoziationsverträge mit Schweden
      und der Schweiz am 31.12.1989 ablaufen , ist es nicht möglich , die bis
      Ende 1991 anfallenden Ausgaben in diesen Ländern abzuschätzen . Es ist
      vorgesehen , dass beide Länder in starkem Masse an dem wachsenden
      Fusionstechnologieprogramm beteiligt sein werden .       Es wird daher
      erwartet , dass der Positivsaldo abnehmen , wenn nicht gar ganz aufge¬
      braucht wird .    Sollte ein Positivsaldo übrigbleiben , schlägt die
      Kommission vor , diesen zur Finanzierung der Ausgaben im Rahmen der
      Assoziationen mit der Gemeinschaft zu verwenden .
      Mit dem Beitritt Spaniens zur EG am 1.1.1986 wurden dessen Beiträge
      zum Fusionsprogramm als assoziiertem Drittland von diesen Datum ab
      eingestellt .
 ---pagebreak---                                                                 65 .
2.  JET
2.1 Zeitraum 1976-86
    Die Beteiligung an JET von Schweden und der Schweiz für diesen
    Zeitraum wird auf 36,1 MioECU geschätzt .
2.2 Zeitraum 1987-91
    Unter der Annahme dass
    -    die Zahlungsermächtigungen aus der Mehrjahrestabeile ( s . I ,
         5.1.2 ) für 1987-91 in die Haushaltspläne für diese Jahre
         eingesetzt werden ;
         das kombinierte BSP von Schweden und der Schweiz im Mittel gleich
         7% des BSP der Gemeinschaft beträgt ;
    -    Schweden   und  die  Schweiz   im    Zeitraum 1987-91   voll  dem
         Fusionsprogramm assoziiert bleiben ;
    können die Beiträge von Schweden und der Schweiz auf 27,6 MioECU
    geschätzt werden .
 ---pagebreak---                                                                        66 .
     STELLUNGNAHME DES AUSSCHUSSES FÜR WISSENSCHAFT UND TECHNIK ( AWT )
                                           zum
       FORSCHUNGS - UND AUSBILDUNGSPROGRAMM 1987-1991 AUF DEM GEBIET
                            DER KONTROLLIERTEN KERNFUSION
Auf seiner Sitzung vom 12 . Mai 1986 hat der AWT den Entwurf der Leitlinien
für ein Rahmenprogramm der Gemeinschaften für Forschung und technologische
Entwicklung ( 1987-1991 ) geprüft .         Der Ausschuss hat insbesondere die
Vorschläge betreffend die kontrollierte Kernfusion untersucht und eine
kleine Arbeitsgruppe gebeten , eine allgemeine Stellungnahme zu diesem Thema
auszuarbeiten , bevor die für den 4 . Juli 1986 geplante eingehendere
Diskussion stattfindet , bei der der AWT folgende Entwürfe prüft :
     Vorschlag       für  einen  Beschluss    zur Annahme  eines Forschungs - und
     Ausbildungsprogramms       ( 1987-1991 )  auf dem Gebiet der kontrollierten
     Kernfusion ( Dok . XII-475 ).
     Vorschlag für einen Beschluss zur Billigung der Änderung der Satzung
     des JET ( Gemeinsames Unternehmen JET ) im Hinblick auf eine Verlänge¬
     rung der Laufzeit dieses Unternehmens bis zum 31 . Dezember 1992 (Dok .
     XII / 498 ) .
Die Stellungnahmen , die der AWT am 4 . Juli bezüglich dieser beiden Entwürfe
abgegeben hat , werden nachstehend wiedergegeben .
Die kontrollierte Kernfusion kann langfristig eine wertvolle Quelle für die
Energieversorgung der Gemeinschaft darstellen . Trotz der bereits erzielten
bedeutenden Fortschritte werden jedoch noch wenigstens dreissig Jahre
notwendig sein , im das Stadium eines Demonstrationsreaktors zu erreichen .
Ein kostspieliger Aufwand , der sich über einen so langen Zeitraum erstreckt ,
ist nur dann akzeptierbar , wenn die Forschungen über die Fusion in der
Gemeinschaft auch weiterhin vollständig in ein gut koordiniertes Programm
integriert sind . Mit der Durchführung eines solchen Programms , bei der
besonders sorgfältig auf Wirtschaftlichkeit und Vermeidung unnötiger
Doppelarbeit       geachtet wird ,   kann die Hoffnung verbunden werden ,     die
 ---pagebreak---                                                                   67
Kernfusion in ein vorindustrielles Stadium zu überführen , wobei der finan¬
zielle Aufwand - trotz der wesentlich längeren Forschungen - nicht die
Aufwendungen für die Kernspaltung übersteigen würde .
Die Physik nimmt , einschliesslich der mit ihr verbundenen Technologie , noch
immer den ersten Platz bei den Forschungen über die Kernfusion ein .      JET
ist auf diesem Gebiet die leistungsfähigste Anlage .    Ihr Erfolg hat viel
dazu beigetragen , der Gemeinschaft (*) den weltweit unbestritten führenden
Platz zu sichern .   Der Bau der Maschine wurde innerhalb der festgelegten
Fristen und Kostenvoranschläge durchgeführt , wobei in der ersten Betriebs¬
phase allein mit der ohmschen Heizung bessere Ergebnisse als erwartet
erzielt wurden .
In der folgenden Phase , die 1985 begann , war es zwar mit Zusatzheizungen
möglich , die Plasmatemperatur zu erhöhen , die Verschlechterung der Ein¬
schlusszeit , die bereits bei anderen Maschinen beobachtet wurde , konnte
jedoch nicht verhindert werden . Um dieses Problem zu lösen und dem Plasma
die Eigenschaften zu verleihen , die den Betrieb mit Tritium rechtfertigen ,
werden eine Reihe von zusätzlichen Einrichtungen sowie die Verlängerung des
Betriebs von JET vom 31 . Mai 1990 auf den 31 . Dezember 1992 vorgeschlagen ,
wobei die jährlichen Ausgaben konstant auf dem Stand von 1986 bleiben
sollen . Der AWT unterstreicht die Dringlichkeit einer Entscheidung über
die Verlängerung der Laufzeit des Gemeinsamen Unternehmens , von der schon
jetzt der gute Verlauf des Programms JET abhändig ist .
Der AWT befürwortet die Vorschläge für JET sowohl in bezug auf die Ver¬
längerung der Laufzeit des Gemeinsamen Unternehmens als auch in bezug auf
die zu seiner Verfügung stehenden Haushaltsmittel . Die Wirksamkeit der
vorgeschlagenen Zusatzeinrichtungen ist nicht absolut . Dennoch ist der AWT
der Auffassung , dass eine Verzögerung ihres Einsatzes nachteilig für das
gesamte Programm sein könnte und angesichts der hohen Kosten des Grund¬
parameterbereichs von JET zu einer erheblichen Kostenerhöhung führen würde .
(*) 1976 bzw . 1978 sind Schweden und die Schweiz dem Gemeinschaftsprogramm
    beigetreten .
 ---pagebreak---                                                                     68 .
Die 12 Jahre , die ursprünglich für das Unternehmen JET festgelegt worden
waren , ergaben einen sehr angespannten Zeitplan . Trotz der vorgeschlagenen
Verlängerung von 2 Jahren und 7 Monaten ergeben sich auch weiterhin starke
Beschränkungen . Der AWT ist jedoch der Auffassung , dass der beispielhafte
Charakter einer strengen zeitlichen Begrenzung des Gemeinsamen Unternehmens
im Vergleich zu allen anderen grossen internationalen Anlagen für die
angewandte bzw . Grundlagenforschung unterstrichen werden muss .
Die in den Assoziationen durchgeführten Physikprogramme sind unerlässlich
für die Unterstützung von JET für gewisse Untersuchungen , die nicht bei
JET durchgeführt werden können ,    sowie die Erforschung von anderen als
TOKAMAK-Konf igurationen .  Mehrere Einrichtungen mittlerer Grösse werden
zur Zeit fertiggestellt . Einige haben auf der Welt einzigartige Eigen¬
schaften . Der AWT vertritt die Auffassung , dass die für diesen Bereich
vorgeschlagene Finanzierung äusserst vernünftig und den bereits laufenden
Programmen angemessen ist . Es muss darauf hingewiesen werden , dass die
Versuchung zu Verzettelung und Doppelarbeit auf diesem Gebiet besonders
gross ist und dass ihr nicht nachgegeben werden darf . Vor allem muss der
Betrieb von Anlagen mittlerer Grösse einer ebenso strenge Planung wie beim
JET unterworfen werden .
Erst 1982 wurde ein methodisches Programm für die Fusionstechnologie in
der Gemeinschaft erstellt .     Ziel dieses Programms ist der Erwerb von
anderen als physikalischen Kenntnissen , die für die Bewertung der Durch¬
führbarkeit verschiedener Konzepte von Fusionsreaktoren notwendig sind .
Dieses Programm konnte mit relativ begrenzten Mitteln anlaufen und sich
auf die Sachkenntnisse und die für die Einführung der Kernspaltungsenergie
geschaffenen   Versuchanlagen   abstützen .   Die  dringlichste   Aufgabe ist
zunächst der Erwerb der technischen Kenntnisse , die für das Programm NET
notwendig sind , wobei NET als einzige Zwischenstufe zwischen JET und einem
Demonstrationsreaktor definiert wird .      Es ist zu hoffen ,   dass bei der
Überprüfung des Programms ( 1987-1991 ) im Jahre 1990 ausreichende physika¬
lische und technische Daten vorliegen werden , um die Entscheidung treffen
zu können , die detaillierte Auslegung von NET und die damit verbundene
Entwicklung von Prototyp-Komponenten in Angriff zu nehmen . Der AWT ist
der Auffassung , dass einer solchen Entscheidung , die zu gegebener Zeit
Gegenstand eines Vorschlags der Kommission an den Rat sein muss , zur Zeit
 ---pagebreak---                                                                   69 .
nicht vorgegriffen werden sollte . Er schlägt daher vor , für die Kategorien
NET und Technologie eine Gesamtsumme von 91 + 166 MioECU vorzusehen , die
die Entscheidung , die detaillierte Auslegung von NET 1990 in Angriff zu
nehmen , nicht präjudiziert und eine Finanzierung des NET-Teams für das
gesamte Programm sicherstellt (vgl . Anhang I , Tabelle 1 linke Spalte).
Dies entspricht einem Gesamthaushalt für die Kernfusion von 1.059 MioECU ,
dem der AWT zustimmt und der dem Vorschlag der Kommission für das Programm
1985-1989 entspricht .
Dazu kommen die Tätigkeiten der GFS auf dem Gebiet der Kernfusion .      Der
AWT bedauert , dass die Einzelheiten dieser Tätigkeiten aus formellen
Gründen Gegenstand einer getrennten Diskussion und Stellungnahme des AWT
sind . Er besteht darauf , dass die Tätigkeiten der GFS auf dem Gebiet der
Kernfusion nach denselben Kriterien wie die der entsprechenden Tätigkeiten
des Programms auf Kostenteilungsbasis beurteilt werden .
 ---pagebreak---                                                                     70 .
                                STELLUNGNAHME
          des Beratenden Ausschusses für das Programm Fusion ( BAPF )
       zu dem auf seiner Sitzung am 19 . Juni 1986 angenommenen Entwurf
                 eines Vorschlags für ein Fünfjahresprogramm
           auf dem Gebiet der kontrollierten Kernfusion 1987-1991
Nachdem der BAPF den Entwurf eines Programmvorschlags auf drei aufeinander¬
folgenden Sitzungen erörtert hat , billigt er hiermit den wissenschaftlichen
und technischen Inhalt des Vorschlags und vertritt die Auffassung , dass er
mit den vom Ministerrat vorher festgelegten langfristigen Zielen und
Durchführungsmodalitäten des Programms Fusion voll und ganz übereinstimmt .
Das Programm setzt sich aus drei Hauptelementen zusammen : JET , die Physik
und die plasmatechnischen Arbeiten in den assoziierten Laboratorien und NET
mit der zugehörigen Technologie . Der BAPF schliesst sich der Empfehlung
an , die Laufzeit des gemeinsamen Unternehmens JET bis zum 31 . Dezember 1992
auszudehnen , um so die im Rahmen des Projektes erzielten Fortschritte
nutzen zu können .
Auf der Grundlage der detaillierten von der Kommission und den assoziierten
Mitgliedern durchgeführten Kostenanalyse kommt der BAPF zu dem Schluss ,
dass der vorgeschlagene finanzielle Umfang mit dem wissenschaftlichen und
technischen Inhalt des vorgeschlagenen Programms im Einklang steht .
Der BAPF unterstützt die dem Programmvorschlag zugrundeliegende Annahme ,
dass das Hauptziel des Programms darin besteht , die physikalischen und
technologischen Grundlagen für die nächste Phase zu schaffen .           Dies
bedeutet , dass bei der nächsten Programmüberprüfung vorgeschlagen werden
könnte , mit der Ausarbeitung der detaillierten technischen Auslegung von
NET zu beginnen . Der BAPF empfiehlt der Kommission , zu gegebener Zeit den
Rat eines unabhängigen Gremiums einzuholen , bevor sie eine so wichtige
Entscheidung trifft .
 ---pagebreak---                                                                  71
In Übereinstimmung mit seiner Stellungnahme vom Dezember 1985 erkennt der
BAPF den bisherigen Erfolg des vollständig integrierten europäischen
Fusionsprogramms an , das Europa zu einem attraktiven Partner für jegliche
Form umfassender internationaler Zusammenarbeit auf dem Gebiet der Kern¬
fusion macht , und äussert erneut die Befürchtung , dass die Ziele des
Programms Fusion möglicherweise nicht erreicht werden , wenn der Umfang der
bereitgestellten Mittel erheblich niedriger läge als im Vorschlag darge¬
legt . Das Programm müsste dann vollkommen neu bewertet werden .
Der BAPF stellt fest , dass die Kernfusion bereits jetzt schon in beträcht¬
lichem Umfang die " Spitzentechnologie" miteinschliesst und " Spin-off"-
Effekte zugunsten anderer Sektoren der Wissenschaft und der europäischen
Industrie ausgelöst hat . Er unterstützt den Vorschlag der Kommission , die
Beteiligung der Industrie weiter auszudehnen .      Diese Beteiligung muss
beträchtlich erhöht werden , sobald die Phase der technischen Auslegung für
NET eingeleitet wird .
Die Mobilität des wissenschaftlichen Personals zwischen den verschiedenen
Kernfusionslaboratorien hat beträchtlichen Umfang angenommen und ist
besonders für die Länder wertvoll , die nicht über ein eigenes Fusions¬
programm verfügen . Der BAPF unterstützt aus diesem Grund das Mobilitäts¬
system sowie das die Partnerschaften betreffende Programm , das Teil des
Vorschlags ist .
 ---pagebreak---  KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
                  VORSCHLAG
                  für einen
             BESCHLUSS DES RATES
 zur Billigung der Änderung der Satzung des
Joint European Torus ( JET ) , Joint Undertaking
 ---pagebreak---                                                                   73
                        A) ERLAUTERUNGEN
Der Rat errichtete das Gemeinsame Unternehmen JET mit Wirkung vom
1 . Juni 1978 für die Dauer von 12 Jahren bis zum 31 . Mai 1990 .
Zweck des Unternehmens ist gemäss seiner Satzung
" . eine grosse Torus-Anlage des Tokamak-Typs und deren Neben-
einrichtungen zu errichten , zu betreiben und zu nutzen mit dem
Ziel ,   den Parameter-Bereich für Experimente zur kontrollierten
Kernfusion an die für einen thermonuklearen Reaktor erforderlichen
Bedingungen anzunähern ."
Der Erfolg von JET ist wesentlich für Planung und Bau der nächsten
grossen Maschine NET (Next European Torus ) und damit für das
gesamte     Gemeinschaftsprogramm    zur  kontrollierten   Kernfusion
(Fusionsprogramm) .
Das JET-Programm gliedert sich in vier Zielgruppen , die bereits in
dem Bericht EUR-JET-R5 von 1976 "The JET Project - Design Pro-
posal", auf den in der JET-Satzung von 1978 ausdrücklich verwiesen
wird , definiert und seither nicht geändert wurden :
( a)   Untersuchung der Gesetze , nach denen sich Einschluss und
       Plasmaeigenschaften entwickeln , wenn sich Dimensionen und
       Parameter denjenigen eines Reaktors nähern ;
(b)    Untersuchung und Beherrschung der Plasma-Wand Wechselwirkung
       sowie des Zustroms von Verunreinigungen unter diesen Bedin¬
       gungen ;
( c)   Demonstration  wirksamer   Plasmaheiz techniken zur  Erzeugung
       hoher Temperaturen ;
(d) Untersuchung der Erzeugung und des Einschlusses von Alpha-
       Teilchen und der sich daraus ergebenden Plasmaheizung .
 ---pagebreak---                                                                         74
4. Um sich diesen Zielen zu nähern , gliedert sich das JET-Vorhaben in
   verschiedene Phasen :
   -    Phase 0 : Bau des Experimentier-Anlage .
        Die Anlage wurde planungsgerecht innerhalb von fünf Jahren ,
        von 1978 bis 1983 fertiggestellt .
        Phase 1 : Ohmsche Heizung .
        Hauptziel dieser nunmehr beendeten Phase war die Inbetrieb ¬
        nahme der Anlage und ihrer wesentlichen Systeme sowie die
        Erzeugung eines Wasserstoff-Plasmas zur Untersuchung von Heiz ¬
        techniken in den späteren Phasen .
   -    Phase   2:  Untersuchung    zusätzlicher  Heiztechniken   und   der
        Volleistungsoptimisation
        Während dieser Phase , die 1985 begann , wird fortlaufend eine
        grössere Heizleistung installiert . Hauptziel dieser Phase ist
        die Erreichung der höchstmöglichen Leistung der Anlage und von
        Plasmaparametern ,  die    für  die  letzte   Phase  der  Maschine
        erforderlich sind .
        Phase 3 : Tritiumbetrieb .
        Bei einem erfolgreichen Abschluss der Phase 2 könnte diese
        Phase beginnen . Sie dauert voraussichtlich maximal zwei Jahre
        und wird der Untersuchung von Alpha-Teilchen Erzeugung in
        einem Deuterium und Tritium Plasma gewidmet sein . Letztes Ziel
        ist   die  Erreichung   eines   signifikanten   Heizniveaus   durch
        Alpha-Teilchen .
5. Der bisherige Fortschritt von JET
   Die Experimentieranlage wurde unter Einhaltung des ursprünglichen
   Zeitplanes und der Kostenschätzung fertiggestellt . Der Betrieb mit
   Ohmscher Heizung begann mit der Erzeugung eines ersten Plasmas im
   Juni 1983 und endete erfolgreich und zeitgerecht in der zweiten
   Hälfte 1984 . Alle Systeme der Anlage arbeiteten entsprechend ihren
   Spezifikationen und die physikalischen Ergebnisse übertrafen zum
   Teil die Erwartungen . Allein mit Ohmscher Heizung wurden ein
   kontrollierter Plasma-Strom von 5 Millionen Ampere (verglichen mit
   einem Planungswert von 4,8 Mio A) . Mit Ohmscher Heizung allein
   wurden Plasmatemperaturen von fast 40 Mio°C und eine Einschlusszeit
   von rund 0,9 Sekunden erreicht .
 ---pagebreak---                                                                                75
        1985 begann das Programm zur zusätzlichen Plasmaheizung mit dem erfolg¬
        reichen Einsatz der Hochfrequenzheizung , gefolgt in 1986 mit der Heizung
        durch Neutralteilcheneinschuss . Unter Verwendung beider zusätzlicher
        Heizungsmethoden wurde ab November 1986 eine Gesamtleistung von 18 MW an
        das Plasma gekoppelt und eine Spitzenionentemperatur von 145 Mio°C er¬
        reicht , Mit Zusatzheizung in der gewöhnlichen materiellen Limiterkonfigu-
        ration sind die Einschlusszeiten erheblich vermindert im Vergleich mit
        denen für Ohmscher Heizung . Vorläufige Experimente mit einer magnetischen
        Limiterkonfiguratlon (X-Punkte ) ergaben Ende 1986 ermutigende Ergebnisse
        und zeigen einen Weg auf , durch den diese Einschlussverminderung überwunden
        werden könnte (H-mode ) .
   6.   Zukünftige Planung .  .
        Es ist beabsichtigt , die gesamte Heizleistung auf 40 bis 45 MW zu steigern .
        Dabei wird es von entscheidender Bedeutung sein , ob es gelingt , die bis
        jetzt beim Einsatz zusätzlicher Heizleistung beobachtete Verringerung der
        Einschlusszeit zu vermeiden . Frühere theoretische Untersuchungen , die
        jüngst durch Experimente in JET und anderen Versuchsanlagen gestützt
        werden , lassen vermuten , dass Mittel zur Überwindung des Phänomens der
        Verschlechterung der Einschlusszeit entwickelt werden können . Eine Reihe
        neuer experimentellen Massnahmen zeichnet sich ab , die eine volle Ausnut¬
        zung der Kapazitäten von JET erwarten lassen . Die Untersuchungen erstrecken
        sich auf vier Bereiche , die stichwortartig wie folgt beschrieben werden
        können :
        ( i)     . Erhöhung der Plasmadichte durch Einschiessen von Pellets ;
        ( ii)      Abführung von Plasmateilchen an den Rändern ;
      . ( iii)     Bessere Kontrolle der Wechselwirkung des Plasmas mit der Wand
                   durch eine geänderte magnetische Konfiguration (X Punkte );
        ( iv)      Beherrschung und Kontrolle des Stromprofils .
        Ziel dieser Massnahmen ist die Erzeugung einer möglichst stabilen Plasma¬
        konfiguration mit hoher Teilchendichte , hohen Temperaturen und genügender
        Einschlusszeit . Sie würden den Bau zusätzlicher Ausrüstungen erfordern ,
        deren Investitionskosten auf maximal 70 Mio ECÜ zu Preisen von 1986 ge¬
        schätzt werden . Dem würden Einsparungen von ca . 25 Mio ECU bei den In¬
        vestitionen zum vollen Leistungsanbau gegenüberstehen , so dass die Netto-
        erhöhuhg der Investitionskosten ca . 45 Mio ECU beträgt , das sind weniger
• (U
 ---pagebreak---                                                                     76
als 10% der gesamten Investitionskosten von JET . Diese Entwick¬
lungen könnten unternommen werden ohne Erhöhung der gegenwärtigen
JET-Ausgaben von 100-105 MioEcu pro Jahr in Preisen von 1986 .
Diese neuen Ausrüstungen müssten operativ sein , bevor JET in seine
letzte    Phase ,  den Betrieb   mit  Tritium ,   geht .  Ihre Planung ,
Herstellung und Installierung benötigt Zeit und würde daher den
Beginn    der  Tritiumphase   gegenüber  dem    ursprünglichen Zeitplan
verschieben . Um die Verlängerung des JET-Programmes auf ein Min¬
destmass zu beschränken und seine Triebkraft zu erhalten , sollte
die Verwirklichung dieser Massnahmen nicht verzögert werden . Ihre
baldige Inangriffnahme ist jedoch nur sinnvoll , wenn die Laufzeit
des Gemeinsamen Unternehmens verlängert und damit sichergestellt
wird , dass die neuen Ausrüstungen voll genutzt werden können . Der
JET-Rat hat daher in seiner Sitzung im Oktober 1985 darauf hinge ¬
wiesen , dass JET bis Ende 1992 in Betrieb bleiben sollte , damit die
Anlage zum Nutzen von NET und dem gesamten Fusionsprogramm voll
ausgewertet werden kann . Die Kommission unterrichtete den Rat
hierüber in ihrer Mitteilung über das Fusionsprogramm im Dezember
1985 (Dok . ( 85 ) 789 end . vom 23.12.1985 ). In seiner Sitzung vom
20 / 21 März unternahm der JET-Rat die hierfür erforderlichen for¬
malen Schritte und beschloss einstimmig , die Dauer des Gemeinsamen
Unternehmens um zwei Jahre und sieben Monate über den bisherigen
Zeitpunkt vom 31 . Mai 1990 hinaus bis zum 31 . Dezember 1992 zu
verlängern und Artikel 19 der JET Satzung entsprechend zu ändern .
Die Kommission schlägt dem Rat vor , diese Satzungsänderung gemäss
Artikel 50 des Euratom-Vertrages zu billigen .
 ---pagebreak---                                                                              77
                                  B ) VORSCHLAG
                                     fiir elnen
                              BESCHLUSS DES RATES
zur Billigung der Änderung der Satzung des Joint European Torus (JET),
Joint Undertaking .
DER RAT DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN -
gestützt auf den Vertrag zur Gründung der Europäischen Atomgemeinschaft ,
insbesondere auf Artikel 50 ,
auf Vorschlag der Kommission ,
in Erwägung nachstehender Gründe :
Zur Verwirklichung des JET-Vorhabens errichtete der Rat mit Beschluss
78/471 /Euratom^ das Gemeinsame Unternehmen "Joint European Torus
(JET), Joint Undertaking" und billigte dessen Satzung , die mit den
                              (2)      . .              (3)
Beschlüssen 79 / 720 /Euratomv      und 83 /310 /Euratomv   geändert wurde .
Um die im Beschluss 78 / 471 /Euratom genannten Ziele des JET-Vorhabens zu
erreichen , sind zusätzliche Ausrüstungen erforderlich , deren Bau ,
Betrieb und Auswertung während der in der Satzung gegenwärtig fest¬
gelegten Dauer des Gemeinsamen Unternehmens nicht verwirklicht werden
können .
Der JET-Rat hat daher einer Verlängerung der Dauer des Gemeinsamen
Unternehmens bis zum 31 . Dezember 1992 und einer entsprechenden Änderung
der Satzung zugestimmt -
( 1 ) ABI . Nr . L 151 vom 7.6.1978 , S. 10 .
( 2 ) ABI . Nr . L 213 vom 21.8.1979 , S. 9 .
( 3 ) ABI . Nr . L. 164 vom 23.6.1983 , S. 35 .
 ---pagebreak---                                                                     78
BESCHLIESST :
                                  Artikel 1
Die diesem Beschluss beigefügte Änderung der Satzung des Joint European
Torus ( JET ), Joint Undertaking , wird gebilligt .
                                  Artikel 2
Dieser Beschluss tritt am Tag nach seiner Veröffentlichung im Amtsblatt
der Europäischen Gemeinschaften in Kraft .
Geschehen zu               am
                                            Im Namen des Rates
                                            Der PrMsident
 ---pagebreak---                                                                          79
                                     ANHANG
    Artikel 19.1 der Satzung des Joint European Torus (JET), Joint Under-
    taking wird wie folgt neu gefasst :
         " 19.1 . Das Gemeinsame Unternehmen wird für einen Zeitraum bis zum
         31 . Dezember 1992 errichtet ."
(*)
 ---pagebreak---                                                                         80
                             C ) FINANZBOGEN
Die Gesamtausgaben von JET während der ganzen vorgeschagenen Laufzeit
des Gemeinsamen Unternehmens und deren Finanzierung über den Gemein¬
schaftshaushalts    sind im Finanzbogen    zum Vorschlag   für   eine Rats ¬
verordnung zur Annahme eines Fusionsprogramms für den Zeitraum 1987 bis
1991 dargestellt . Der vorliegende Finanzbogen beschränkt sich auf die
Darstellung der Mehrkosten , die durch die vorgeschlagenen zusätzlichen
Ausrüstungen und die Verlängerung der Laufzeit des Gemeinsamen Unter¬
nehmens entstehen . Die Mehrkosten wurden geschätzt zum Geldwert von
1986 .
. Investitionskosten der zusätzlichen
  Ausrüstungen :                                          70 Mio
                                                          70 Mio ECU
                                                                  ECU
. Verlängerung der Betriebszeit von
  JET um 2 Jahre und 7 Monate :                          190 Mio ECU
. abzüglich : Einsparung von Investi ¬
  tionen beim Ausbau der Anlage zur
  vollen Leistung :                                       25 Mio ECU
. Netto Mehrkosten :                                     235 Mio ECU
Die Ausgaben für die neuen Ausrüstungen werden hauptsächlich in den
Jahren 1987 bis 1990 anfallen zusätzlich zu den restlichen Ausgaben für
den Ausbau zur vollen Leistung sowie den Ausgaben für den Betrieb von
JET ; diejenigen für die Verlängerung der Betriebszeit in den Jahren 1990
bis 1992 . Gemäss Artikel 9 der JET-Satzung müssten 80% der Mehrkosten =
188 Mio ECU durch den Gemeinschaftshaushalt ( Artikel 7311 ) finanziert
werden . Die Aufteilung auf die Haushaltsjahre wird im Finanzbogen zum
Vorschlag eines Fünfjahresprogrammes 1987 / 91 gezeigt .
 ---pagebreak---            KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
           "Umweltverträglichkeit und wirtschaftliche
                   Aussichten der Kernfusion"
Dieser Bericht wurde von den Dienstellen der Kommission erstellt
    und von dem Beratenden Ausschuss für das Programm Fusion
                            gebilligt
 ---pagebreak---                                                                              82
    Umweltverträglichkeit und wirtschaftliche Aussichten der Kernfusion
Im Anschluss an eine Anfrage sowohl des Parlaments als auch des Rates hat
die  Kommission    eine    Gruppe  europäischer   Experten   beauftragt ,  einen
technischen   Bericht     über   "Umweltverträglichkeit    und   wirtschaftliche
Aussichten der Kernfusion " zu erstellen .
Die Kommission freut sich , diesen Bericht zu übermitteln , zusammen mit
einer weniger technischen Zusammenfassung über den gegenwärtigen Stand des
Wissens und der Technik auf diesem Gebiet , die vom Beratenden Ausschuss
für das Programm Fusion gebilligt wurde .
Die  Kommission   ist   sich   der Tatsache  bewusst , dass    die  zum Ausdruck
gebrachten Ergebnisse und Meinungen in dem Bericht dem gegenwärtigen Stand
des Wissens auf einem sich entwickelnden Gebiet entsprechen . In der Tat ,
da die Entwicklung der Kernfusion von der Demonstration der wissenschaft ¬
lichen Prinzipien zur Demonstration der technologischen Durchfürbarkeit
übergehen wird , werden die Forschungsarbeiten über die Sicherheits-,
Umwelt-, und Wirtschaftlichkeitsaspekte der Fusion in Zukunft zunehmen .
Dies wird es erlauben , im Laufe der Entwicklung die jetzt zum Ausdruck
gebrachten Ansichten zu präzisieren .
Die Kommission ist sich auch der Tatsache bewusst , dass in einigen Jahren
Entscheidungen von sehr grosser Bedeutung bei der Fusion genommen werden
müssen , wie etwa den technischen Entwurf von NET in Gang zu bringen und
den Tritiumbetrieb von JET zu beginnen . Bevor sie solche Vorschläge
unterbreiten wird , wird die Kommission , möglicherweise im Rahmen der
nächsten Programmrevision , eine umfassende Bewertung des Fusionsprogramms
vornehmen , einschliesslich seiner Umwelt - und Wirtschaftlichkeitsaspekte .
 ---pagebreak---                                                                              83
              UMWELTVERTRÄGLICHKEIT UND WIRSCHAFTLICHE AUSSICHTEN
                                 DER KERNFUSION
          Bericht , erstellt von den Dienststellen der Kommission und
     gebilligt durch den Beratenden Ausschuss für das Programm Fusion
1. EINLEITUNG
   Ziel der europäischen Forschung und Entwicklung im Fusionsbereich ist es ,
   das Konzept eines Kraftwerks zu erarbeiten , das eine Reihe von Kriterien
   der sozialen Akzeptanz erfüllt , z.B. :
   -     es werden Brennstoffe verwendet , die reichlich vorhanden und für alle
         Länder Europas zugänglich sind ;
   -     es ist chemisch insofern rein , als kein Kohlendioxid und keine
         toxischen Emissionen anfallen ;
   -     die Strahlenbelastung für die Umwelt ist im Vergleich zur natürlichen
         Untergrundstrahlung gering ;
   -     sein glaubwürdiges Unfallpotential schliesst Unglücksfälle aus , die
         das normale Leben in der Gemeinschaft ausserhalb der Grenzen des
         Reaktorstandorts unterbrechen ;
   -     es ist technisch zuverlässig ;
         es ist wirtschaftlich akzeptabel .
   Die Fusionsenergie kann zu einer der wesentlichen neuen Energiequellen
   werden. Sie wird nicht automatisch alle obengenannten Kriterien erfüllen ,
   es ist jedoch möglich , Konzeptoptionen für die Fusion mit magnetischer
   Einschliessung auszuarbeiten , die jedes einzelne dieser Kriterien erfüllen.
   Ein widerspruchfreies Konzept , das alle diese Kriterien erfüllt , liegt noch
   in weiter Ferne , es sind jedoch grosse Fortschritte erzielt worden , und es
   werden kontinuirlich Anstrengungen unternommen , um alle erwünschten umwelt-
   und sicherheitsrelevanten sowie wirschaf tlichen Merkmale in ein kohärentes
   Konzept zu integrieren.
   Das Europäische Fusionsprogramm , das sich auf Systeme der magnetischen
   Einschliessung stützt , sieht vor dem Bau kommerzieler Fusionskraftwerke
   drei unterschiedlichen Phasen vor : Nachweis der wissenschaftlichen Durch¬
   führbarkeit , der technologischen Durchführbarkeit und schliesslich der
   wirtschaftlichen Durchführbarkeit . Mit JET , den Tokamaks mittlerer Grösse
   und den entsprechenden Anlagen im Ausland befinden wir uns zur Zeit im
 ---pagebreak---                                                                          84
wesentlichen noch in der wissenschaftlichen Phase . NET (Next European
Torus ), der sich nun im Vorprojektstadium befindet , wird zur Zeit als
Anlage konzipiert , mit der die wissenschaftliche Durchführbarkeit der
Fusion in einer ersten Betriebsphase voll und ganz bestätigt und das
Problem der technologischen Durchführbarkeit in einer zweiten Betriebsphase
in Angriff genommen werden soll .     Wenn NET erfolgreich    ist ,   muss  ein
Demonstrationsreaktor (DEMO) gebaut werden , bevor die kommerzielle Fusions ¬
kraft eingesetzt werden kann . Deshalb wird nicht damit gerechnet , dass dies
vor dem nächsten Jahrhundert erfolgen kann .
Deshalb muss sich heute jede Aussage über die Umweltverträglichkeit der
( kommerziellen ) Kernfusion auf die Grundsätze der magnetischen Fusion und
auf Konzeptentwürfe stützen und nicht etwa auf technische Einzelheiten von
vorgeschlagenen Reaktorauslegungen .   Erst recht ist es auch deshalb ver ¬
früht , sehr genaue Aussagen über die Kosten der Fusionskraft im nächsten
Jahrhundert zu machen .
Im Auftrag der Kommission haben europäische Sachverständige         1986 einen
technischen Bericht über die Umweltverträglichkeit und die wirtschaftlichen
Aussichten der Kernfusion (Literaturhinweis 1 ) ausgearbeitet . Von diesem
Bericht und anderen Quellen , die heute dem besten Wissensstand über dieses
Thema entsprechen , wurden qualitative Argumente abgeleitet , die in den
folgenden Kapiteln dargelegt werden .
Weitere in Einzelheiten gehende Studien können der Liste der ausgewählten
Fachliteratur entnommen werden , die dem interessierten Leser den neuesten
Stand einschlägiger Untersuchungen vermittelt .
EIN KONZEPTUELLER FUSIONSREAKTOR
Im letzten Jahrzehnt wurde eine Reihe von Konzeptentwürfen für Fusions ¬
reaktoren erstellt . Sie basieren auf dem gegenwärtigen Wissensstand der
Physik von Hochtemperaturplasmen sowie auf der heute verfügbaren Techno ¬
logie bzw . auf Entwicklungen , mit denen in naher Zukunft gerechnet werden
kann .
In einem Fusionsreaktor wird Energie durch Umwandlung von Deuterium und
Tritium in Helium erzeugt . Tritium wird nicht wie Deuterium von aussen
zugeführt , sondern im Reaktor selbst aus Lithium im Mantel erzeugt . Deshalb
muss Lithium nachgeladen werden . Die Primärbrennstoffe der Deuterium-
Tritiumfusion sind Deuterium und Lithium .
 ---pagebreak---                                                                       85
Der grösste Teil der erzeugten Fusionsenergie fällt in Form von schnellen
Neutronen an , die in einem umgebenden , aus einer Lithiumverbindung
bestehenden Mantel abgebremst werden ; dabei wird der Mantel auf Damp¬
ferzeugungstemperaturen auf geheizt . Die Neutronen liefern nicht nur die
Wärmequelle für die Elektrizitätserzeugung auf herkömmliche Weise , sondern
wandeln auch einen Teil des Lithiums in Tritium um . Ferner bewirken die
Neutronen , dass die Innenstrukturen des Reaktors radioaktiv werden . Die
Intensität der Radioaktivität und die Zerfallsrate (Halbwertzeit) hängen
von der Wahl der Reaktorwerkstoffe ab ; beide können prinzipiell niedrig
gehalten werden .
REICHLICH VORHANDENE FUSIONSBRENNSTOFFE
Der Primärbrennstoff , der für die Erzeugung einer Million Kilowattstunden
Elektrizität   in  einem  Fusionskraftwerk  verbraucht  wird , beläuft   sich
ungefähr auf 35 g Lithium , die in Tritium umgewandelt werden , und 10 g
Deuterium ; dem gegenüber werden beispielsweise 240 t 01 bzw . 360 t Stein¬
kohle in einem mit fossilen Brennstoffen befeuerten Kraftwerk verbraucht .
Als Ausgleich für die Beherrschung des viel komplexeren Prozesses der
Kernfusion ist der direkte Brennstoffverbrauch in der Tat vernachlässigbar .
Sowohl Lithium als auch Deuterium sind in Oberflächengewässern reichlich
vorhanden ; Lithium ist auch in grossen Mengen in Gesteinsvorkommen auf dem
Festland vorhanden . Obgleich noch keine genauen Daten für die ganze Gemein¬
schaft vorliegen , deuten die Angaben für Lithiumvorkommen in einigen
Gemeinschaftsländern darauf hin , dass die Versorgung aus einheimischen
Quellen reichlich sein und in keiner Weise die Verwendung der Fusions¬
energie ln Europa einschränken wird .
KEINE CHEMISCHEN SCHADSTOFFE
Das Reaktionsprodukt aus der Deuterium-Tritium-Fusion ist Helium , ein
chemisch inaktives Edelgas . Bei keinem der bekannten oder geplanten
Verfahren für den Fusionsbrennstoffkreislauf fallen chemisch toxische oder
umweltverschmutzende Emissionen an . Es werden weder Kohlendioxid noch
Stickstoff bzw-Schwefeloxide erzeugt .
GERINGE RADIOAKTIVE GEFAHR
Die einzige radioaktive Substanz , die dem Brennstoffkreislauf der derzeit
 ins Auge gefassten Fusionsreaktoren inhärent ist , ist Tritium. Die Primär–
 ---pagebreak---                                                                               86
     brennstoffe Deuterium und Lithium sind nicht radioaktiv ; das Produkt der
     Fusionsreaktion ist nichtradioaktives Helium .
     Tritium ist ein radioaktives Isotop des Wasserstoffs . Es hat eine radio ¬
     aktive Halbwertzeit von      12,3  Jahren   und  zerfällt  durch Betastrahlung
     ( Emission von Elektronen ). Tritium ist in sehr geringen Mengen aus natür¬
     lichen Quellen ständig in der oberen Atsmosphäre vorhanden . Gasförmiges
     Tritium oxydiert in der Luft und im Boden und bildet dann tritiiertes
     Wasser ( HTO ) ;  in dieser Form wird es vom menschlichen Gewebe leichter
     absorbiert . Tritiiertes Wasser wird jedoch nicht im Körper gespeichert ,
     sondern wird - mit einer biologischen Halbwertzeit von etwa zehn Tagen -
     ausgeschieden . Es ist ein glücklicher Umstand , dass sich tritiiertes Wasser
     sehr viel schneller in der Umwelt verteilt und im Ökosystem sehr viel
     schneller verdünnt als Spaltprodukte und Aktiniden . So wird z . B. die
     Halbwertzeit   des  Verlustes  an  tritiiertem Wasser   aus  den oberen  Boden¬
     schichten in Tagen gemessen , während Spaltprodukte und Aktiniden Land und
     Gebäude über sehr lange Zeiträume hinweg kontaminieren können . Es gibt
     weder den Nachweis noch einen bekannten Mechanismus für die Konzentration
     von Tritium in der Nahrungsmittelkette .
     Bei   Normalbetrieb   ist das   Tritium  in   einem Fusionskraftwerk  in  einem
     inneren Kreislauf eingeschlossen , der die Brennstof fversorgung , Abgabe und
     Reinigung sowie die Tritiumwiedergewinnung vor Ort aus dem Brutmantel
     umfasst . Betriebserfahrungen mit den kanadischen Spaltreaktoren CANDU , wo
     im Kühlmittel vergleichbare Tritiumkonzentrationen auftreten , lassen darauf
     schliessen , dass nach dem gegenwärtigen Stand der Technik die Verluste an
     die Atmosphäre weit unter dem Wert der natürlichen Radioaktivität gehalten
     werden können .   Der schnelle Zerfall von Tritium schliesst jeden lang¬
     fristigen kumulativen Aufbau von Radioaktivität durch Tritium aus .
     Radioaktivität wird durch die Neutronen aus den Fusionsreaktionen in die
     Struktur des Reaktors induziert ; Menge und Art dieser Radioaktivität sind
     jedoch von dem für die Anlagenteile ausgewählten Werkstoff abhängig ^ \ Die
     durch Neutronen induzierte Reaktivität wird weitgehend in der Reaktor¬
     struktur immobilisiert .
( 1) Es is deshalb möglich , dass durch eine erfolgreiche Entwicklung neuer
     Werkstoffe mit geringem Aktivierungspotential die Radioaktivität in den
     Anlagenteilen im Vergleich z . B. zu herkömmlichen Stählen erheblich gesenkt
     werden kann .
 ---pagebreak---                                                                            87
   Die geringe Menge , die durch Korrosionsvorgänge in das Primärkühlmittel
   gelangt , ist in einem inneren geschlossenen Kreislauf eingeschlossen .
   Radioaktive Abfälle verschiedener Kategorien ( schwachaktiv , mittelaktiv ,
   hochaktiv) fallen an . Abfälle mit der höchsten Aktivität entstehen haupt¬
   sächlich als notwendige Folge des Auswechselns von abgenutzten Reaktor¬
   teilen . Dieser Abfall besteht aus Teilen der aktivierten Struktur . Folglich
   könnte sich der Einsatz von Werkstoffen mit geringem Aktivierungspotential ,
   die eventuell sogar wiederaufgearbeitet werden könnten , als sehr vorteil¬
   haft erweisen . Es wird auch eine gewisse Menge an tritiertem Abfall
   anfallen , der nach neuen Untersuchungen (Literaturhinweis 3 ) ohne nennens¬
   werte Auswirkung auf die Umwelt beseitigt werden kann . Alpha-Abfälle - wie
   z . B. die langlebigen Aktiniden bei der Kernspaltung – fallen im Zusammen¬
   hang mit der Kernfusion nicht an .
   Es wurden Schätzungen über die Menge der radioaktiven Stoffe - sowohl
   Tritium als auch aktivierte Struktur - angestellt , die unter denkbaren
   Unfallsituationen einschliesslich eines Bruchs im Containment flüchtig
   werden und an die Umgehung abgegeben würden . Selbst wenn das gesamte
   Tritium in Form von tritiiertem Wasser freigesetzt würde , scheint es
   innerhalb der Möglickheiten der Fusionsentwicklung zu liegen , die Auswirkung
   ausserhalb der Grenzen des Reaktorstandorts auf Werte zu beschränken , die
   keine Evakuierungsmassnahmen erforderlich machen . Dies bedeutet , dass sogar
   beim grössten anzunehmenden Unfall keine grösseren Störungen des normalen
   Lebens in den Wohngebieten der Kraftwerks Umgebung auftreten würden .
6. POTENTIELE PASSIVE SICHERHEIT
   Die magnetische Fusion weist wichtige inhärente Sicherheitsmerkmale auf ,
   die , wenn sie bei der Auslegung richtig ausgenützt werden , zu einer weit¬
   gehenden , wenn nicht vollständigen , passiven Sicherheit des Reaktors führen
   können . Das wichtigste dieser Sicherheitsmerkmale ist darin zu sehen ,
   dass - welche Teile eines Fusionsreaktors auch versagen oder was auch
   schiefgehen mag - unter keinen Umständen eine nukleare Leistungsexkursion
   entstehen kann . Ausserdem reicht die zu jedem beliebigen Zeitpunkt im Reak¬
   torkern vorhandene Brennstoffmenge nur für eine Betriebsdauer von einigen
   zehn Sekunden aus , und die Unterbrechung im Brennstofffluss oder eine
   Änderung im magnetischen Einschliessungssystem infolge Versagens der Anlage
   führt zu einem schnellen Abbruch der Fusionsreaktion .
 ---pagebreak---                                                                       88
Folgende sehr wichtige Merkmale tragen zur passiven Sicherheit des Reaktors
bei :
      die relativ geringe Nachwärme (weniger als 2 % der Betriebsleistung ,
      abhängig von der Wahl der Reaktorwerkstoffe ), so dass selbst im
      unwahrscheinlichen Fall des völligen Versagens des gesamten Kühl¬
      systems ein Schmelzen der Strukturen erst nach mehreren Stunden
      eintreten würde bzw . durch eine entsprechende Auslegung überhaupt
      vermieden werden kann ;
-     die Immobilität der meisten radioaktiven Inventare ,    die auf nicht
      flüchtige Reaktorwerkstoffe beschränkt sind ;
      das geringe biologische Gefahrenpotential ( Radiotoxizität ) der
      vorhandenen Radioisotope , das für Stahl ungefähr hundert Mal geringer
      ist als für Spaltprodukte und Aktiniden ; ausserdem besteht die
      Aussicht , das sich dieses Potential durch eine entsprechende Auswahl
      der Reaktorwerkstoffe weiter verringert ;
-     die Wiederaufarbeitung des Tritiumbrennstoffs vor Ort , wodurch die
      Risiken im Zusammenhang mit der Beförderung von Tritium ausge ¬
      schlossen werden (mit Ausnahme natürlich des Tritiuminventars , das
      für das erste Anfahren eines neuen Reaktors erforderlich ist ).
DIE WIRTSCHAFTLICHEN AUSSICHTEN DER KERNFUSION
Die Entwicklung der kommerziellen Fusionkraft ist ein langfristiges Ziel .
Die genaue Zeitplanung und der Umfang der kommerziellen Nutzung wird von
ihren Kosten als Energiequelle abhängen . Zum gegenwärtigen Zeitpunkt muss
jeder Versuch , die Kosten der durch Fusion erzeugten Leistung - vielleicht
zwei Generationen im voraus - genau abzuschätzen , zwangsläufig qualitativer
Natur sein . Auch über die künftigen Kosten anderer Methoden der Energie ¬
erzeugung besteht Unsicherheit . Deshalb kann keine zuverlässige Aussage
darüber gemacht werden , ob die Kernfusion als Energiequelle in der ersten
Hälfte des nächsten Jahrhunderts wirtschaftlich wettbewerbfähig sein wird .
Es sind natürlich Studien über die wirtschaftlichen Aussichten der Kern¬
fusion durchgeführt worden (Literaturhinweis 1 z.B. ). Diese Studien lassen
auf Kosten für die Elektrizitätserzeugung im selben Bereich wie für die
bestehenden Energietechnologien schliessen . Solche Kosten scheinen unter
der Voraussetzung realisierbar und erreichbar , dass die langfristigen
Bemühungen zur Verbesserung und Vereinfachung der Fusionstechnologien
erfolgreich sind .
 ---pagebreak---                                                                                 89
   Ausserdem kann mit umfangreichen "Beiprodukten" der fortgesetzten Fusions ¬
   entwicklung gerechnet werden , wie sie sich bereits ergeben haben und wie
   sie heute in Parallelzweigen der Hochtechnologie nachgewiesen werden
   können .
   Die Aussichten der Kernfusion und die wirtschaftlichen Vergleiche mit
   anderen Energieerzeugungsmethoden müssen ausserdem in einem grösseren
   Zusammenhang betrachtet werde , wenn die Kosten für die Sicherheit , die
   Frage der Autarkie und der Umweltverträglichkeit mitberücksichtigt werden .
   Die Kernfusion bietet viele Vorteile für Umwelt und Sicherheit ; solche
   Vorteile könnten sich als bedeutsame Faktoren zugunsten der Einführung der
   Kernfusion als eine neue wichtige Energiequelle für die Welt herauss teilen .
8. LITERATURHINWEISE
   1.    The Environmental Impact and Economic Prospects of Nuclear Fusion
                                                            (EUR FU BRU/XII 828 /86 )
   Weitere Quellen
   2.    Environmental Aspects of Fusion Reactors
         CASINI , G. , PONTI , C. , ROCCO , P.                 (EUR 10617 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
      1  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 .
   WETTBEWERBSFÄHIGKEIT UND AUSWIRKUNG AUF DIE BESCHÄFTIGUNG
Gegenstand
Das vorgeschlagene Programm beabsichtigt , Forschung und Entwicklung
auf dem Gebiet der Kernfusion fortzusetzen , und es umfasst alle
Tätigkeiten der Mitgliedsstaaten auf diesem Gebiet . Das Endziel
dieses Programmes ist zu erkunden , ob Energie mittels Fusions ¬
reaktionen leichter Atomkerne zu wettbewerbsfähigen Preisen erzeugt
werden kann und , falls ja , gemeinsam Prototyp-Reaktoren zu
konstruieren im Hinblick auf ihre serienmässige Herstellung und
Vermarktung .
Die Hauptgründe dafür , Forschung und Entwicklung in diesem Gebiet
auf Gemeinschaftsbasis durchzuführen , sind unter anderen :
      das Ausmass der erforderlichen personellen und finanziellen
      Mittel , das nahelegt ,  dass   eine derartige Entwicklung   auf
      nationaler Ebene kaum durchgeführt werden kann ;
.     der lange Zeitraum dieser Anstrengung ( der sich bis ins
      nächste Jahrhundert erstrecken wird ) , um bis zum Bau eines
      Reaktors zu gelangen ;
      die Realisierung eines europäischen Marktes für europäische
       Industrien in Gebieten hochentwickelter Technologien und , im
      Erfolgsfalle , die Öffnung eines grossen Geraeinschaf tsmarktes
       für den europäischen Reaktor .
Wenn der Programmvorschlag nicht zur Ausführung gelangt , würden
sich nicht rückgängig zu machende Schäden ergeben , von denen der
schwerste JET betrifft . In der Tat wird parallel mit diesem Pro¬
grammvorschlag der Vorschlag für die Verlängerung des JET-Projekts
bis zum Ende des Jahres 1992 unterbreitet . Eine derartige Verlänge¬
rung ist in Übereinstimmung mit der Installierung und Auswertung
zusätzlicher Einrichtungen am JET , um den zukünftigen Erfolg dieser
Anlage zu gewährleisten . Eine fehlende Entscheidung über das
Fusionsprogramm würde die Inbetriebnahme einer solchen Zusatzaus ¬
 rüstung gefährden und somit das vorgeschlagene Datum für das Ende
 des Projekts in Frage stellen . Dieses Enddatum müsste dann bis nach
  1992 hinausgeschoben werden , wodurch beträchtliche Zusatzkosten
 entstünden .
 ---pagebreak---                                                                   91 .
II . Fragen der Wirtschaft
     Der Programmvorschlag hat Auswirkungen für die europäische
     Industrie auf den Gebieten hochentwickelter Technologien mit
     Spin-offs (vor allem auf den Gebieten der supraleitenden
     Magnettechnologie , der Robotik , und der Hochenergie-Mikrowellen¬
     systeme ) zum Nutzen anderer Zweige der Wissenschaft und Industrie .
     Der Vorschlag hat auch Auswirkungen auf die SMEs (= Klein- und
     Mittelbetriebe). Es wird erwartet , dass die Rolle der Industrie
     zunehmen wird , wenn der European Next Step (NET) in die Phase der
     Konstruktion eintritt . Das Beispiel des JET , in erster Linie , hat
     gezeigt , dass SMEs , die hauptsächlich auf dem Gebiet der Fusion
     arbeiten , neu entstanden oder sich beträchtlich entwickelt haben ,
     um den Bedarf der Fusionslaboratorien zu befriedigen .
III  Auswirkungen des Programms auf die Wirtschaft
     Um das Programm in Gang zu setzen , schreiben JET und die mit den:
     Fusionsprogramm der Gemeinschaft verbundenen Institutionen i:.i
     europäischen Masstab Angebote aus für Ausrüstungen und Dienst¬
     leistungen , vor allem auf dem Sektor der hochentwickelten Techno¬
     logien . Technisch kompetente SMEs werden aufgefordert sich hier zu
     beteiligen , wenn sie dazu in der Lage sind .
IV . Wahrscheinliche der Wirtschaft auf erlegte Verpflichtungen : Keine .
V.   Besondere Massnahmen im Hinblick auf SMEs
     Es gibt keine derartigen Massnahmen . Der vorliegende Vorschlag wird
     wahrscheinlich die SMEs stimulieren , wie bereits oben ausgeführt
     wurde .
 ---pagebreak---                                                                    92 .
VI .  Zu erwartende Wirkungen
      Die erwarteten Wirkungen bestehen , wie bereits erwähnt ,   in einer
      Stimulation auf Gebieten der hochentwickelten Technologien
      bezüglich der Wettbewerbfähigkeit der europäischen Industrien im
      Vergleich zu den anderen Industrien in der Welt .
      Der Vorschlag hat keine schädliche Wirkung auf die Beschäftigungs ¬
      situation in der Gemeinschaft , im Gegenteil , er hilft zur Erhöhung
      des Know-how , das zur Entwicklung dieser möglichen neuen Energie¬
      quelle nötig ist . Auf lange Sicht wird die Eröffnung eines weiten
      europäischen Markts für den europäischen Reaktor eine positive
      Auswirkung auf die Beschäftigungslage haben .
VII . Konsultation zustandiger representativer Organisationen
      Pie Mitgliedstaaten werden befragt über den Beratenden Ausschuss
      für das Programm Fusion , dessen Stellungnahme ( Vorschlag 1986 ) und
      "Gesichtspunkte " ( revidierter Vorschlag 1987 ) zustimmend sind , und
      über den Ausschuss für Wissenschaft und Technik , dessen Stellung ¬
      nahme ebenfalls positiv war . Das Europäische Parlament und der
      Wirtschaft - und Sozialausschuss werden auch um ihre Stellungnahme
      gebeten werden .
 ---pagebreak---                                                EURFU BRU/XI 1-828/86
 /LX
I  Unmreli
  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 fthe 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--- 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 .
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                          II
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 1MPACT 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
                                                                         t
   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
               I
   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 first-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 less_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
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 .
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
4 . DEVELOPMENT POTENTIAL                                         46
5 . CONCLUSIONS                                                   47
6 . REFERENCES                                                    48
7 . GLOSSARY                                                      50
 ---pagebreak---                                                                                   16 .
ACKNOWLKDGEMKNTS
       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 ope rat ion
         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 .
R adiation 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-radloactive effluent 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.M   Environmental impact due to accidenta
         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
Radiation doses due to release of _radjjnacti vity under accidental cond ition;.
        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 waste 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 aspects
          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  121    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 / 4 / - a US conceptual reactor design - contains many
  advanced assumptions and design characteristics .
  TABLE 1 : Typical fusion device parameters
                                            INTOR       NET-DN     FCTR     STARFIRE
I Fusion power ( MW )                       585         600         3590    3510
jElectrical 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 8-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
perriieated 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
radioaptivity in the plant .
    •* i
 ---pagebreak---                                                                                     26 .
            It is very likely that the austenitic stainless steel AISI 31 6 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 ) /7 / .            About 43$ of this radioactivity is
          ■   ,1 •   > i.   A• _L _       J_ i_ _ _ _ , _      i    _ A A r mn _ / « 3
concentrated in the first wall , with a maximum value               of  9.6 TBq / cm ( 260
       *2
Ci / cm ), 47% in the blanket structures , 8$ in the breeder material , and 2$ in
the inner shield .        The specific radioactivity of the breeder material is of
                               ■3      -3
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 31 6 ) 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(Ai/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 containment
     heat exchanger                                                            Steel liner
                                                                               cryostat
     primary coolant                                                           vacuum vessel
     loop                                                                      breeding blanket
     secondary                                                                 first wall
     coolant
     loop                                                                      plasma
                  /      I n                 /////~ fue,,i           ng i
                                                               fuelling
       F–«   . __7_                                    ^                 < /,/ Г7===Л          //
                         /               У/У/                                   1пЯит
                                                                                tritium        /                   /
         _                                         7^1 -                        гесоуегу Ь ^
                                                                                recovery     r
                                                                                               Z­
                         / ^ "-Ц\\                        А                7 I ^г°т Ь1апке<| /
                                                                                                /
                                                                                from blanket
                                                                                                  reprocessinç :
                                                                                                  purification , "
                         7           \\^ У /       \ЛоУ/                   7 1ПпН,,т      “П 7    isotope     il
                         n           ^             y                       IB &dJ
                                                                                tritium
                                                                                storage
                                                                                                  separatio        /
                           I        -                                      VzzzztzzzzTr
      i                  /                             ' I , vacuum
                                                              . - -î Lz __i_ z _-_I
      \                  /                            1_ vacuum _ ^                            ^_                  /
                         ^                                   pump
                                                             pump          /                   /
        _U_‘..-IJ-Ü_U_
        turbine building          reactor building                              tritium System building
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 /!/ .
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 HT0
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 .
                                                                           I
        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 /m ).
           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---                                                                             34 .
radionuclides are Fe55 , Fe59 , Mn54 , 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 Ar4l and C14 which is formed mainly by the reaction
14         14
   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 depressur ization ;
   - 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
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            10'5     10 •*      10 "3   10'2
                           Whole body dose D [Sv]
Fig 2 : CEGB Safety Criteria for Accidental Releases and Exposures to the
        Public / 17 /.
 ---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
   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 y% 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 HTO , 18.5 GBq
( 0.5 Ci ) of activation products ( namely Fe , Mn , Co ) and negligible quantities
of C1 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 / kin ) 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 ( HTO ), 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 HTO 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
                                                          O                   O
- high        level  waste    ( more    than   3-Y  TBq/m     «  100     Ci /m )   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
         3
( 900m with an activity of 44.4 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---                       A   –       _^ t-      j A  I  l   I T“]  A j   A I  A    I A
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                           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 because 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 .
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 ---pagebreak--- 7•  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 = 1.6x10 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*9
 ---pagebreak---                                                           51
Abbreviations
ALARA         as low as reasonably achieveable
ALI           allowable lirait 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 ,
                       Boltzmannstraße 2 , D-8046 Garching bei München .
R . Bünde              The NET Team , c / o Max Planck Institut fur Plasmaphysik .
                       BoltzmannstraBe 2 , D-8046 Garching bei Munchen .
G   Grieger            Max-Planck Institut fur Plasmaphysik , BoltzmannstraBe 2 ,
                       D-8046 Garching bei München .
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 .
ACKNOWLEDGEMENTS
         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 Brunelli ( 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 al l 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 . Solar
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 commercia ] - sized device , although
initially ( in the first-of its kind device ) expected to have power costs up to
100$ 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 ha /.ard ( 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 f irst - 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 197-4 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  first - of - a- kind or    the
 ---pagebreak---                                                                              59 .
benofltn    of   previous production  experience  are   artuumod . For   the  above
rnnnona , comparisons with existing power systems such aa ft sat on reactors oan
he mialeading .
2.1.3    Alternatives 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 same order as for Starfire .
2.1.4    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 cost 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 , 27 /. The main results are as follows :-
2.2.1    Physics 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 current for a given raagentic field ( i.e. the inverse
rotational transform of the field lines , q - see glossary ). A plasma pressure
of approaching 10$ 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
pequirements 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 MW e , 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 ( fj - 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 4 in mass utilization . These conclusions , however ,
take no account of the low fuel costs of fusion which may considerably reduce
these factors .
 ---pagebreak---                                                                                    61 .
2.3   Electricity generating costs
       in 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
ealeulate the energy expended in all the processes which are involved in the
ftmnufaetuhe ,    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 .    Th'e 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 Biinde / 32 , 33 . 3 1*/, in which
two fusion power plants were compared with two LWR fission reactor power
plants , are given in table 2 . 1». The energy expenditure on construction of a
fusion power station is a faetor of two greater than that for a PWR station ,
whieh 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.H are the most optimistic for
fission and the most pessimistic for fusion of the cases considered .                 An
earlier 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 UtfMftK-III which is seen in table 2.1 to be the most expensive of the
American fcokamak 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 & 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
      -
                                                               Specific                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 / I /                                      433       0.4·;
197b        1974    1474     UWMAK I / 2 /                                   723       0.78
1975        1975    1709     UWMAK-II / 3 /                                  706       0.69
1976        1975    1985     UWMAK-III / 4 /                                1154       1.14
1976        1976    2500     Culham I / 5 /                                  750       0.70
1979        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 / II /                         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 ( Stellarator ) /1 6 /                 1422       0.88
1983        1980    1 660    MRS-IIA ( Stellarator ) / 17 /                 1482       1 . 03
1983        1980    1302     MRS-IIB ( Stellarator ) / 1 7 /                1265       0.88
1984        1980    1200     MARS ( Tandem mirror ) / 1 8 /                 1970       1 . 37
1985        1980    1000     CRFPR 20 ( Compact RFP ) / 19 /                1111       0.77
1985        1984    3784     Hiball II ( Heavy-ion beam ) 720,21 / 1347                0.74
 ---pagebreak---                                                                 64 .
              TABLE 2.2 : REACTOR PLANT COSTS
           Reactor         Direct    Total    Ratio       Ratio
            ( $M )         capital   capital  Reactor /   Dir . cap ./
                             ( $M )   ( $M )  Dir . cap . Total cap .
PPPL        606              880      1215     0.69        0.72
UWMAK-I     574             1066      1433     0.54        0.74
UWMAK-II    775             1207      1615     0.64        0.75
UWMAK-I II  812             2290               0.35
NUWMAK      534              844      1140     0.63        0.74
Starf ire   969             1727      2400     0.56        0.72
Culham IIB  656              911      1824     0.72        0.50
RFPR        397              828               0.48
WITAMIR    1565             2063      2785     0.76        0.74
Wildcat    1497             2213      3076     0.68        0.72
MRS-IIA    1687             2460      3695     0.69        0.67
MRS-IIB     968             1647      2473     0.59        0.67
EBTR       1426             2109      2872     0.68        0.73
UWTOR-M    1765             261 1     3758     0.68        0.69
MARS       1517             2365      3266     0.64        0.72
CRFPR.20 .  415             1112      1515     0.37        0.73
PWR                                           0.25-0.32
 ---pagebreak---                                                                                 65 .
                  TABLE 2.3 : COST OF ELECTRICITY - ( mills-1 980 / kWh )
                               Starfire    CRFPR.20        Mars
Annual capital charge           30 . MM     22.79          42.56
Operation and maintenance        2.M6        4.11           2.63
Component replacement            2.20        1 . 00         0.69
Fuel                             0.04        0.03           0.36
Total                           35.15       27.93          46.24
The annual capital charge is set at 10$ 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 34 )
                                                          Fusion     Fission
Construction of power plant           ( MWh th /MW Θ ) +   4082       2160
Construction of fuel installations    ( MWh tn
                                            . , /MW 6 ) +    16        789
                                                                           *
Fuel for first operation              ( MWh..th /MW e ) +     3        399
Fuel for lifetime operation           ( MWh tn
                                            . . /MW e ) +    87       5554 *
Total energy input                    ( MWh,th. /MW e ) +  4188       8902
Energy generated                      (MWh,th. /MW e ) +  6.3x105     6.3x10
Energy gain                                                 150         70
   Assuming centrifuge enrichment of ore with a 0.2$ uranium content .
+ MWh^ 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
               *
               j*
                                     1000 MWe
                             NET
               Ο)
                                                                           Ε0ΤΠ
               O
               υ  2000                                          usn        . A"
                                                                    A
               Ο                                                 --              1
                                              STAnrine                          A
               ω
               cc                                    V-               WITAMin-1
               O
               Z
                                           nFPn
                                                      \     100*100|M / P        I
                  1000                                                       TH
               3
                       l* CBFPn
                                                            ( ~ 30.0 $ / k g )
                       Lwn
                                                                          _l_
                                2           4         6
                                           FUSION POWEn CORE
                         MASS UTILIZATION . H / P IM Uonno / MWt )
FIGURE 2.1 Specific direct capital cost as a function of mass utilisation in
            the fusion power core ( from reference 31 )-
                       -1-1-1-1-1 -1-1-1-
                                                                               L
               'S 3000
                  3000 -   PNET == 1000
                                     1000 UWt MW .                            if
               *            NET                                                    A
               2                                                      Msn // f
                                                                      usn//
               *                                                       7
                                                                      Msn
               |r                                                     /X? /
                                                                  S' ///.?
               ° 2000 '                                               1        /
               Ь
               o
                                  ( 1 - ПРЕ / Т0С )_
                                  ( 1 - ПРЕ / ТОС )
                                                    LWR      /'/£            /
                                                                              /
               “                   ( 1-nPE / TDCI                          A
               5                          \ FUSION^/ pn                WITAUin-1
                                                                       WITAUin-1
               t                               \ -V
               5 1000
                  looo -                 A ^^^^" cnFPncnFPn
                                  ” Lwn
                          A-       EFFECT OF DOIIOLINO
                                                   DOUBLING COST OF
                                   HEACTOn PLANT EQUIPMENT
                     J_I_I_I_I.__!l -1-1-1-               _I
                     °     0.1    0.2      0.3   0.4    0.5   0.3     0.7     0.Θ    0.0
                           REACTOR PLANT EQUIPMENT ( RPE )
                               TOTAL DIRECT COSfj TDÈ )
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 , B , can be related to basic Tokamak parameters
by the equation B(i& ) = 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 30?), 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
first - of - a - kind stations in 1984 ECU (1 ECU-1984 = 0.822$-1 984 ) .
 ---pagebreak---                                                                                71 .
          <NJ
           | 8■
      <      E
           5
           z;
      CD
      OC   -         4_                       -'       1200
      ZD
      LU
      Z
           1 2-
           CD
           -<
           CD
                                          -6ÔÔMW^       600 MW
           ""*       o 1-
                   2.0 - \
           I–
                   1.5 -     V
           00
           CD
           1   i
           Z
           CD
           I–
           -<
                          \                          P_ = 600
                                                           600 MWMW
           ct:
           LU
           LU
           LZJ
           LU
           >
           I–
           "<
           LU
           OC               \                         __J200
                   0.5 -           ^–-__                  2000
                     0L       J_1_I_I-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 .
          - 10 Г
        rsj
                         \ 2000
    ■<c    E
                6 _ \*1 200
    CD
   ce
          21
                4 -                          600 MW S0
    i–
          CD
   ZD
   Li_]
          -<
          CD
   Z
                0 -
              2.0 ~                                                            /
                                                                                      20
                                                           TOTAL / /
                                                           TOTAL
                                                              yy .                       sz
                                                                                         3=
         I–
              1.5 -                                           // /                    15
                                                                                         ue
                                                                                         ZD
         CO                                                 • /                          CD
         CD                                                                              LJU
         I_I                                                                               t_l
         CD
         Z                                        jf   • ** /•'                          I-
                            Pçn = 600 S? ////
                                                                                         00
         I–
         <
                            P = 600                                                      CD
                                                                                         1    )
         ce
         LJU
              1.0 -          'MWI // #/
                                      •  •*    •*
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                                  .yy21                                             '
                                     •  •     «
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         CD                                                                           10
        Li_l
                                                                                         ce
                                                                                         LU
         >
        I–
         -a:                    ï/iï'                       y      1200 ///
                                                              2 1200
                                                                                         LU
                                                                                         CD
        LU
        ce
                                                           y'
                                                           x ^ ' DIRECT
                                                                    DIRECT
                                                                                         LU
                                                                                         I–
                                                                                         ZD
                           .4^5.7 /^-iî'2000          • îP 2000     CONSTRUCTION
                                                                    CONSTRUCTION         CD
              0 5 2000 .^1 7                ..4-'                   COST
                                                                    COST              5  I/O
                                                                                         CO
                    g = 24.2 '                                      CONTRIBUTION
                                                                    CONTRIBUTION         ■c
                             2^                                1200 ^-r'
                                                               1700   ^-"^600  "6"ôo
                               ,                     2000 –x''            \
                                                                  FUSION POWER
                         ^jr-yjr                              C0RE CONTRIBUTION
                                                              C0RE  CONTRIBUTION
                0 _i_1_i_i_i_1_ 0
                  0      10       20            30          40     50       60     70
                         MASS EXPENDITURE ( tonnes / MWS0 )
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 30 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 110-75% 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 kWg/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
thi ! phynlcu and technology particularly of the KF’C in a 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 P 30 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 1 6$ . However , this increased
power sent out would have to be acceptable to the utilities .       Here there are
differences , with , for instance , 1500 MWgo becoming the new European standard ,
whereas in the USA , 300-600 MW 30 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 coat 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 / 10 / 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                           M000 hours / yr
               Year 2                           5000 hours / yr
               Year 3-25                        6600 hours /yr
Discount rate
Indirect costs                                  29$ of D
Interest during construction                    23$ 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 .    Thi3 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 / 44 , 45 /.
          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 .
prior 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 recycling 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  Quantitative 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 Ls 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 1
                BY MID 21st CENTURY FOR LARGE SCALE BASE LOAD TECHNOLOGIES
        Discount rate 5$                        Invest     O&M      Fuel        Total
Fusion
   Starfire ( tenth of a kind )       _          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       i«.0     0.5          40.7
   PCSR-E ( first of a kind ) J                  70 . 6    15.0      0.7          86.4
Thermal
   OECD/NEA Fission
               low estimates ( France ) ^4       10         4        5            19
   OECD/NEA high estimates ( USAT                32         5       16            53
Coal
   OECD/NEA low estimates ( Italy!                 6.9      2.8     24.6          34.4
   OECD/NEA high estimates ( USA ) 7             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 0&M costs plus parameters of once-through nuclear
        fuel cycle giving lowest       fuel costs ; no escalation in uranium price
        ($ 32/lb U30Q ) / 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 & 0&M costs plus coal price after 2020 2.4 $ /GJ / 46 ,
        47 /.
7.      Central U.S investment and O&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 1% 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 ,
AGR and Magnox reactors are around 15 , i and 0.4 MW^/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          / 6 1 / 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    Маззез
       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
pens 1 ty .
5.4.5     Undeslrable Characteristlcs
         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 / 1 0 / 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 5% 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
                  •3
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 its 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 .
5.4.6   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 / 54 / 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 1 0% 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 .
f>. 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 , thi3 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 .
      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 CO^-
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 .
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8.    GLOSSARY OF TERMS AND D E KINIT ION : ;
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             )
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   iccount 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 .
        Tlio L«;v <- 1 i /.cil gonorsit, lun cosi 1:1 t-lioi'olon : oxproonud by
                         DH     I + Z + M + F +          R
                         N                               '
                         l P so A n 8 - 76 / ( 1 + d ) n U-5
                       n=1
where N is the plant lifetime in years , P so is the rated power sent out by the
plant ( MW ) and               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 .
β
        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
 B(y& ) = 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 ratio 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 .