CELEX: 51987PC0302
Language: es
Date: 1987-07-24
Title: PROPUESTA DE REGLAMENTO DEL CONSEJO por el que se adopta un Programa de investigación y formación (1987-1991) en el campo de la fusión termonuclear controlada#PROPUESTA DE DECISIÓN DEL CONSEJO por la que se modifican los Estatutos de la Empresa Comun JET (Joint European Torus), Joint Undertaking#INFORME "Efectos de la Fusión sobre el Medio Ambiente y sus perspectivas económicas"#(presentada por la Comisión)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (87) 302
Vol. 1987/0181
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 concernant
l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique européenne et de
la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, p. 1) modifié en dernier
lieu par le règlement (UE) 2015/496 du Conseil du 17 mars 2015 (JO L79 du 25. 3.2015, p. 1), ce
dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents classifiés présents dans ce dossier
ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit règlement ou sont considérés déclassifiés
conformément aux articles 26(3) et 59(2) de la décision (UE, Euratom) 2015/444 de la
Commission du 13 mars 2015 concernant les règles de sécurité aux fins de la protection des
informations classifiées de l'Union européenne.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 concerning
the opening to the public of the historical archives of the European Economic Community and the
European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as last amended by Council
Regulation (EU) 2015/496 of 17 March 2015 (OJ L 79, 27.3.2015, p. 1), this file is open to the
public. Where necessary, classified documents in this file have been declassified in conformity
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Articles (26.3) and 59(2) of the Commission Decision (EU, Euratom) 2015/444 of 13 March 2015
on the security rules for protecting EU classified information.
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1. Februar
1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen Wirtschaftsgemeinschaft und
der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983, S. 1), zuletzt geändert durch die
Verordnung (EU) Nr. 2015/496 vom 17. März 2015 (ABI. L 79 vom 25.3.2015, S. 1), ist dieser Akt
der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit erforderlich, wurden die Verschlusssachen in diesem Akt in
Übereinstimmung mit Artikel 5 der genannten Verordnung freigegeben; beziehungsweise werden
sie auf Grundlage von Artikel 26(3) und 59(2) der Entscheidung der Kommission (EU, Euratom)
2015/444 vom      13.   März 2015     über die   Sicherheitsvorschriften für den Schutz von  EU-
Verschlusssachen als herabgestuft angesehen.
 ---pagebreak--- COMISIÓN DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS
                                                      COM(87 ) 302  final
                                                      Bruselas , 24 de julio de 1987
             PROPUESTA DE REGLAMENTO DEL CONSEJO
  por el que se adopta un Programa de investigación
          y formación ( 1987-1991 ) en el campo de la
                fusiόn termonuclear controlada
              PROPUESTA DE DECISION DEL CONSEJO
 por la que se modifican los Estatutos de la Empresa
     Commun JET ( Joint European Torus )
                        JET ( Joint European Torus )
                A       Joint Undertaking
   d              .K      f
\^P.                            ./
              - «
    s.                           INFORME
       " Efectos de la Fusión sobre el Medio Ambiente
                                              *
                   y sus perspectivas económicas "
                     ( presentada por la Comisión )
 ---pagebreak---           COMISIÓN DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS
                                                             COM(87 ) 302  final
                                                             Bruselas , 24 de julio de 1987
                    PROPUESTA DE REGLAMENTO DEL CONSEJO
            por el que se adopta un Programa de investigación
                 y formación ( 1987-1991 ) en el campo de la
                      fusiόn termonuclear controlada
                                            t
                     PROPUESTA DE DECISION DEL CONSEJO
           por la que se modifican los Estatutos de la Empresa
                     Común JET ( Joint European Torus ),
                               Joint Undertaking
                                    INFORME
              " Efectos de la Fusión sobre el Medio Ambiente
                                                  é
                         y sus perspectivas económicas "
                          ( presentada por la Comisión )
C0M(87 ) 302 final
 ---pagebreak---                                   INDICE
PROGRAMA DE FUSIGN PARA 1987-1991
                                                           pâg
A)  EXPOS ICI ÜN DE MOT I VOS                               3
    Apéndice :      Revisión de los logros científicos y
                    técnicos en el periodo 1984-1986 en el
                    marco del Programa Europeo de Fusión   20
EO  PROPUESTA DE REGLAMENTO DEL CONSEJO por el que se
    adopta un programa de invest igac i ón y formación
    ( 1987-1991 ) en el campo de la fusión termonuclear
    controlada                                             41
C)  FICHA FINANCIERA                                       49
D)  DICTAMEN DEL COMITE CIENTIFICO Y TECNICO
    DICTAMEN DEL COMITE CONSULTIVO DEL PROGRAMA
    DE FUSION                                              66
 ---pagebreak---                                                                        T
                                                                       •J •
                           A) EXPOSICION DE LOS MOTIVOS
I.    JUSTIFICACION
       En el articulo 3 de su Decisión ( 1 ) de 12 de marzo de 1985, por la
       que se adopta un Programa de investigación y formación en el
       campo de la fusión termonuclear controlada ( de 1985 a 1989 ), el
       Consejo de Ministros declaró :
       " Durante el segundo año , el Programa será revisado . En función de
       esta revisión , la Comisión someterá al Consejo una propuesta de
       revisión , destinada a sustituir el programa actual por un nuevo
       programa quinquenal en 1987 . "
       La Comisión presenta al Consejo una propuesta para un nuevo
       programa de fusión , de 5 años de duración , para el período
       1987-1991 . El reexamen de las actividades en curso sobre las que
       se basa la propuesta aparece en el Apéndice de la Exposición de
       Motivos .
       Junto con esta propuesta de programa ,    la Comisión presenta al
       Consejo una propuesta de prórroga de la Empresa Común JET hasta
       finales   de 1992 ( véase la Sección V ).
       Ambas propuestas se conforman en su programación y financiación
       con la Decisión aprobada por el Consejo el ... ( 2 ), relativa al
       Programa Marco de la Actividad Comunitaria en el campo de la
       investigación y del desarrollo tecnológico ( 1987 a 1991 ).
 ( 1 ) DO L 83 de 25.3.1985 .
 (2)   D0 ...  de ...
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II . LA FUSION COMO FRQGRAMA CQMUNITARIQ
     De acuerdo con reiteradas decisiones del Consejo ,      " el Programa de
     Fusión de la Comunidad es un proyecto de cooperación a largo
     plazo que abarca todo el trabajo realizado en los Estados
     miembros en el campo de la -fusión termonuclear controlada . Está
     concebido para conducir , en su momento , a la construcción
     conjunta de prototipos de reactores con vistas a su -fabricación
     industrial y comercialización ".
     El potencial de la -fusión a largo plazo , esto es ,    la apertura de
     una nueva vía de generación de energía no perjudicial para el
     medio ambiente y utilizando un combustible práct icamente inago¬
     table , justi-fica que se prosiga con ahinco su desarrollo ,
     independientemente de las fluctuaciones que experimente a corto
     plazo el precio del petróleo . La -fusión supondría una
     contribución   -fundamental  a  la reducción de la vulnerabilidad
     económica , ecológica y política de Europa en el próximo siglo .
     La -fusión cuenta ya con un amplio contenido de tecnología
     avanzada : el JET ,  los dispositivos especializados en -fase de
     construcción o de -fuñe ionamiento en los laboratorios asociados , y
     el desarrollo de componentes orientados al NET son , por sí
     mismos , una demostración de tecnología avanzada que repercutirá
     positivamente en otras ramas de la ciencia europea ( en particu ¬
     lar , en el campo de la tecnología de imanes superconductores , la
     robótica y los sistemas de microondas de alta energía ). Es de
     esperar que el papel de la industria aumente considerablemente
     cuando el  NET entre en    la -fase de diseño técnico .
     Los principales motivos para dirigir a nivel comunitario la
     investigación y desarrollo en el campo de la -fusión son :
     -    el volumen necesario en recursos humanos y financieros , que
          sugiere la improbab i 1 i dad de llevar a cabo a nivel nacional
          un desarrollo semejante ;
 ---pagebreak---                                                                       5.
      -    la larga duración del es-fuer so necesario ( que llega hasta el
           siglo próximo ) para lograr la construcción del reactor ;
      -    la existencia de una necesidad colectiva , común a todos los
           Estados miembros ;
      -    la realización de un mercado europeo para las industrias
           europeas en ámbitos de tecnologías avanzadas ;
      -    en caso de tener éxito , la apertura de un amplio mercado
           comunitario para el reactor europeo ;
      -    la creación de un socio potencial de tamaño comparable al de
           los otros tres programas de fusión del mundo , lo que fomenta¬
           rá la colaboración internacional en el campo de la fusión ;
      -    la calidad del Programa Europeo de Fusión , reconocido en todo
           el mundo , y al que Suecia y Suiza están plenamente asociadas .
      Por consiguiente , podemos decir que la fusión respeta los
      criterios propios a los programas de I+D de la Comunidad .
III .   OBJETIVOS DEL PROGRAMA DE FUSION DE   1987-1991
      El camino hacia los reactores de fusión dedicados a la generación
      de energía se puede dividir , de forma esquemática y algo arbi ¬
      traria , en tres etapas ! demostración de su viabilidad científica ,
      de su viabilidad tecnológica y de su viabilidad económica . En la
      actualidad , con el JET ,  los tokamaks de tamaño medio y sus equi ¬
      valentes extranjeros , nos encontramos fundamentalmente en la fase
      científica . El NET ( Next European Torus ) , actualmente en su fase
      de anteproyecto , se concibe hoy como un dispositivo encaminado a
      confirmar   la absoluta viabilidad científica de la fusión en una
      primera fase , asi como a abordar el problema de la viabilidad
      tecnológica en una segunda fase .
      Entre las real i zac iones que se propone el programa de fusión
      europeo ( JET y los demás tokamaks – NET – reactor de demostración
      DEMO ) , los principales objetivos para el periodo 1987-91 son los
      siguientes :
           establecer la base física y tecnológica necesaria para el
           proyecto detallado del NET ; en el campo de la física y de la
           ingeniería del plasma , esto implica la explotación plena del
           Jet y de varios tokamaks especializados de pequeño tamaños ya
           existentes o en fase de construcción , y en el campo de la
           tecnología , un refuerzo del programa tecnológico ;
 ---pagebreak---                                                                          ë.
     -    iniciar el proyecto detallado del NET antes de que -finalice
         el periodo del programa si se dispone en ese momento de los
          datos básicos necesarios ;
     -    estudiar las posibilidades de algunas vías alternativas en la
          construcción de reactores principalmente ( estelarator y
          estricción por campo invertido ).
     La propuesta de programa ha sido preparada con la colaboración de
     toda la comunidad de la fusión ,     mediante el sistema de revisión
     por un grupo de expertos gestionado por el Comité Consultivo para
     el Programa de Fusión ( CCFP , Consultative Committee for the
     Fusión Programme ) y por el Consejo JET para el JET .
IV . SITUACION ACTUAL
     El Programa Europeo de Fusión ha podido concentrarse en la linea
     más prometedora , el conf inamiento magnético toroidal , y a la vez
     mantener la amplitud necesaria dentro de ella . Los logros
     científicos y técnicos sitúan a Europa al frente de la
     invest igac i ón mundial en fusión magnética :
     -    El JET es el mayor experimento de fusión del mundo ; alcanzó
          sus objetivos iniciales para la fase de rendimiento básico
          sin salirse de plazo ni de presupuesto , y se halla en buen
          camino su puesta en marcha a rendimiento pleno ; durante los
          primeros años de su funcionamiento ( iniciado en 1983 ), realizó
          progresos considerables en la demostración de la viabilidad
          científica de la fusión , a La vez que Logró        • un importante
          número de reacciones     de fusión en deuterio .
     -    Los tokamaks europeos de tamaño medio contribuyen fuertemente
          al progreso de la fusión y al éxito futuro del JET , al
          experimentar con distintas configuraciones , explorar nuevos
          métodos de calentamiento y desarrollar nuevos diagnósticos .
     -    Europa es también líder en la investigación sobre
         esl eLaradores    y estricción por campo invertido ,
          con f igur ac iones alternativas al tokamak .
 ---pagebreak---                                                                      7.
-     La industria europea ha construido todos estos dispositivos
      (a modo de ejemplo , más del 98 por 100 * en términos
      financieros )   de los contratos del JET se han -firmado en
      Europa )» y se le han confiada ya determinados trabajos punta
      a largo plazo . Su par t ic ipac i ón debería realizar un salto
      tanto cualitativo como cuantitativo cuando se tome una
      decisión sobre el comienzo del proyecto detallado del NET .
-     El NET está en la fase de anteproyecto . Las especificaciones
      fundamentales de rendimiento se han escogido con carácter
      provisional , dando lugar a una serie de parámetros coherentes
      gue en la actualidad se utilizan como medio de optimización y
      guia del programa tecnológico .
-     La aplicación adecuada del programa tecnológico constituye un
      logro importante de los últimos años . La parte principal del
      trabajo está orientada al NET , pero hay también una parte de
      aplicación a largo plazo . El esfuerzo se ha concentrado en
      los imanes superconductores ,      la tecnología del tritio , la
      zona fértil , el telemando ,    los materiales , la seguridad y el
      medio ambiente .
Además de la fusión magnética , se mantiene una actividad de
" contacto " en el ámbito de la fusión por láser        y se sigue
investigando en la fusión con catálisis muónica .
El enfoque comunitario , que ha permitido la constitución de la
Empresa Común JET ( 1978 ) y el Equipo NET ( 1983 ), ha llevado
asimismo a     la realización de una colaboración entre     los
laboratorios de fusión . La mayor parte de las Asociaciones hacen
trabajos para otra Asociación , y todas ellas trabajan para el JET
y para el NET a través de distintos tipos de contratos y
acuerdos . El Programa Europeo de Fusión ha contribuido de manera
eficaz a la creación de una verdadera comunidad científica y
técnica formada por laboratorios grandes y pequeños , dispuestos a
acoger a los recién llegados y orientados hacia un objetivo
común . Esta situación hace de Europa un socio muy atractivo para
 la colaboración internacional , tanto en marcos bilaterales
 ( Canadá , Japón , Estados Unidos ) como en el seno de organizaciones
muí t inac ionales  ( OCDE , 0IEA ) .
 ---pagebreak---                                                                              8.
     Entre las muchas disposiciones adoptadas para garantizar el carác ¬
     ter auténticamente comunitario del Programa de Fusión , la movili ¬
     dad del personal merece especial mención : cada año , más de 200
     profesionales ( de un total de unos 1.200 profesionales ) salen a
     trabajar fuera de su laboratorio habitual ,           en virtud de " contra ¬
     tos de movilidad " y durante períodos que van de un mes a un año .
     El JET es un caso extremo en este campo : este proyecto , estructu ¬
     rado por misiones , es ejecutado totalmente por personal que tiene
     " billete de ida y vuelta ", ya que las organizaciones nacionales
     se han comprometido a reintegrar a su personal tras terminar su
     colaboración en el JET ; desde el comienzo del proyecto , aproxima ¬
     damente la mitad del equipo ha vuelto a las Asociaciones una vez
     terminado su trabajo , y ha sido sustituido por otras personas que
     poseen la cual i f icac i ón adecuada para las nuevas tareas .
     En el Apéndice se hace una descripción más detallada de la acti ¬
     vidad en curso .
V.  CALENDARIO
     El calendario de las diversas máquinas , y de sus sistemas de ca ¬
     lentamiento , se representa esquemáticamente en la figura 1 .
       Explicación de los símbolos       - de la figura 1
Provecto de plan de desarrollo de los principales dispositivos
. Los distintos métodos de calentamiento se representan con colores
   diferentes :
Negro :           Calentamiento óhmico ( OH )
Amarillo :        Inyección de haz neutro ( NBI )
Rojo :            Calentamiento por resonancia ciclotrónica
                  iónica   ( ICR )
Ver de :          Calentamiento por resonancia híbrida inferior
                  ( LHR ) o excitación      de corriente  ( LHCD )
Azul :            Calentamiento por resonancia ciclotrónica
                  electrónica      ( ECR )
Púrpura :         Calentamiento por ondas de Alfven ( AW )
. El grosor década banda de color es proporcional a la potencia de ca¬
   lentamiento a través de las lumbreras (1 mm por MW , salvo en el
   caso del JET , cuya potencia máxima es de unos 50 MW ) .
. La fase de construcción se representa por una línea negra
   discontinua .
 ---pagebreak---                    1986        1987     1988  1989      1990         1991
                                   ■–
                                       _r
     JET            JET
Grenoble                       PETI J ï A
Fontenay (+ FOM)  _ TF: R                 Γ              -         - -  -   --
                   TORE-SUPRA LL_
Cadarache                                                      «nana
                 ■--–
Garching           ASDEX
                           A.SD EX- upgrad e
Frascati            FT                                        – .         –      -
                                        FTU
                                    nn Έ
Culham
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Jülich (+ ERM)   „_L u-/ > 1 > 1 1  r
                 :
                                                      TCA
Lausanne
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Madrid                           TJII           -
                                                       ■  ■ .   --   - .      -
                 –
Culham                                       - HBTX
                                                    r
Padova                                  RFX
Stockholm           EXTRAP
                 -1i-
                                                                          CR86.148
 ---pagebreak---                                                                    11 .
JET t   los resultados cien ti -fíeos obtenidos en los últimos años
 indican que será necesario añadir algunos equipos adicionales a
•fin de explotar plenamente el potencial del proyecto JET en su
 intento de lograr sus objetivos aprobados ( por ejemplo ,
aproximarse un máximo a las condiciones necesarias en un
reactor ), aprovechando del mejor modo las posibilidades del
dispositivo . Esto exigirá , pues , más tiempo y más -fondos de lo
que se había previsto hasta ahora . El Consejo JET ha propuesto ,
por consiguiente , ampliar la duración estatutaria de la Empresa
Común JET , cuya terminación está prevista para el 31 de mayo de
 1990 , hasta finales de 1992 ; asi se aseguraría el empleo óptimo
 de los equipos existentes y de los que han de instalarse ,
   Lo que afianzaría            las bases para el diseño del NET .
Paralelamente a la presente propuesta ,      la Comisión somete a la
aprobación del Consejo y del Parlamento Europeo ( artículo 50 del
Tratado Euratom )    una modificación   de los Estatutos del JET
encaminada a la prórroga del proyecto ; el argumento científico
para la prórroga del JET se desarrolla en el presente documento .
 NET :  De acuerdo con  la Decisión del Consejo de marzo de 1985 ,    se
 ha moderado la actividad en el NET , adoptando ahora , como
 hipótesis de trabajo , 1990 para la decisión del proyecto
 detallado del NET     y 1993 / 94 para la decisión de su construcción .
 Estas fechas satisfacen el nuevo calendario del JET y permiten
 reunir más información sobre el comportamiento del plasma
 utilizando las máquinas de tamaño medio .
 □tros tokamaks i Los cuatro tokamaks espec ial i zados de tamaño
 medio que actualmente se están construyendo en las Asociaciones
  ( Tore-Supra , Asdex-Upgrade , FTU y Compass ) serán operativos hacia
 1988 , por lo que podrán aportar contribuciones sustanciales al
 proyecto detallado del NET . La construcción de otro tokamak ( el
 T.C.V. en Suiza ), destinado a explorar los Límites de beta , ha
 sido recientemente aprobada . También se prevé el proyecto de una
 máquina compacta de gran magnitud para la ignición ( IGNITOR , en
  Italia ). Los tokamaks que ya funcionan en la actualidad se
 explotarán plenamente ( Textor , Asdex Upgrade ) , o se irán
 suprimiendo ( Dite , FT , etc .), según su potencial y la
 disponibilidad de equipos de investigación con efectivos
 suf ic i en tes .
 ---pagebreak---                                                                                                   12 .
     Otros dispos i t i vos !       Dentro de las dos vías alternativas a los
     tokamaks » hay máquinas construyéndose (W 7 AS , RFX ) o planifi ¬
     cadas ( TJ II , W 7 X ) de tal -forma tal que la elección del
     dispositivo más idóneo para DEMO podrá hacerse , en su momento ,
     sobre la base de la evidencia experimental probada ;                              los
     dispositivos existentes ( HBTX ,                 ...      ) dejarán de ser utilizados
     después de la plena explotación . En Suecia , se utiliza un
     dispositivo más pequeño ( Extrap ) para la explotación de un
     concepto diferente .
     Tecnoloq ía : El programa de tecnología concuerda con las nuevas
     metas NET , en primer lugar para generar la base de datos
     necesaria para las decisiones que se tomen sobre el NET . Cuando
     se tome la decisión de emprender el proyecto detallado del NET ,
     será necesario crear un programa reforzado de ID+D , orientado
     pr inc ipalmente hacia la construcción industrial y la
     exper imentac i ón de prototipos de componentes del NET .
VI . ESTRUCTURA
     La ejecución del programa es competencia de la Comisión .                               La
     estructura consultiva está formada por un único organismo ,                                el
     Comité Consultivo del Programa de Fusión                        ( CCPF ) ,  asistido en su
      labor por dos subcomités :              el Comité del Programa              ( CP ),  para las
     cuestiones relacionadas con                  la física e ingeniería del plasma ,                  y
     el Comité de Control             de Tecnología de Fusión               ( CCTF ) ,  para el NET
      y la tecnología .        En cuanto a la Empresa Común JET ,                    las
     responsabilidades recaen en el Consejo JET y en el Director del
     Proyecto . EL programa de fusión se someterá también a una evaluación exterior independiente;
     durante el tercer año del Programa ( 1987-91 ) sobre todo, la Comisión hará que éste sea evaluado
     por un grupo de expertos muy cualificados, lo que sentará las bases para revisar el programa según
     el concepto de programa corredizo.
      El programa se ejecuta mediante contratos de Asociación entre la
      EURATOM      y las diversas organizaciones nacionales activas en el
      campo de la fusión ,          mediante la Empresa Común JET ,                  y a través de
      un  acuerdo     multilateral         sobre     el  NET .
 ---pagebreak---                                                                           13 .
       Hay     12 Asociaciones repartidas en 10 países ( incluidas Suecia
      y Suiza ) y se están llevando a cabo negoc iac iones preliminares
      con Grecia y Portugal para la posible creación de 2 - más .
     Una parte del programa del Centro Común de Investigaciones se dedica
     también                a la tecnología de -fusión » encargándose el
      CCTF de coordinar sus actividades de -fusión con el resto del
      programa tecnológico . La industria participa a través de
      contratos de desarrollo y con la -fabricación de equipos .
      Pensamos que esta estructura servirá también en el -futuro , cuando
      las Asociaciones actualmente orientadas hacia los fundamentos
      físicos ( cuyos programas de investigación proporcionan la
      amplitud necesaria al esfuerzo europeo ) sean al fin sustituidas
      por instituciones nacionales orientadas a la tecnología , y más
      tarde por la industria .
VII . COLABORACION    INTERNACIONAL
      La   cooperación internacional en el campo de la fusión ha sido
      siempre muy activa . En el pasado , se ha regulado ante todo median ¬
      te acuerdos sobre puntos concretos . En la actualidad se están
      realizando o estudiando formas de colaboración más amplias y
      sustanciales .
      -    Acuerdos marco bilaterales .
           Canadá : Memorándum de acuerdo ( Decisión del Consejo de
           20.01.86 ), firmado el 6 de marzo de 1986 .
      -    Estados Unidos : Convenio de Cooperación ( Decisión del Consejo
           de 15.09.86 ), firmado el 15 de diciembre de 1986 .
           Japón : La Comisión propuso al Consejo el 26 de febrero de
           1987 un proyecto de Decisión del Consejo , por el que se
           autoriza a la Comisión para que negocie          un Acuerdo de
           Cooperac i ón .
Ejecución de acuerdos en el marco del PIE ( OCDE )
           Tokamaks : TEXTOR , firmado el 5.10.1977 , 15 años de duración ;
                       ASDEX y ASDEX-UPGRADE , firmados el 31.7.1985 , 10
                       años de duración .
                       LOS TRES GRANDES TOKAMAKS ( JET , JT-60 y TFTR ) , .
                       firmado el 15.1.1986 , de 5 años de duración .
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         Vías alternativas : ESTELARADORES ,     -firmado el 31.7.85 » 5 años
                       de duración ;
                      ESTRICCION POR CAMPO INVERTIDO , en preparación .
         Tecnología de fusión ! BOBINA GRANDE , firmado el 6.10.77 ;       la
                       instalación está en explotación .
                       MATERIALES DE FUSION ,   firmado el 21.10.81 ,  Anexo I
                       interrump ido ; duración del Anexo II ,  10 años .
         Cooperación en el      marco del  OIEA
         Par t ic ipac i ón de la EURATOM , junto con los otros tres grandes
         programas de fusión ( Japón , Estados Unidos , Unión Soviética )
         en  las reuniones de trabajo INTOR desde 1978 .
         Grupo de trabajo " fusión " ( Grupo de Tecnología ,     Crecimiento v
         Empleo , Cumbre de Versal les )
         Consulta entre los programas de fusión en el marco de la
         par t ic ipac i ón en la cumbre económica , particularmente en
         cuanto a las medidas por adoptar en la fase siguiente .
         Iniciativa de cooperación cuatr ipar t i ta sobre un reactor
         termonuclear experimental de ámbito internacional ( ITER ) bajo
         los auspicios del QIEA
         A nivel técnico , se contempla la posibilidad de gue los cua ¬
         tro grandes programas de fusión en el mundo ( CE , Japón ,
         EE.UU . y URSS ) encaminen sus esfuerzos hacia una meta
         especifica : producir para 1990 un proyecto conceptual de
         ITER , así como coordinar actividades de investigación de
         apoyo , mediante el esfuerza conjunto de las cuatro partes
         arriba mencionadas , cuyas contribuciones y estatutos son
         idénticos . Se ha constituido un grupo técnico de trabajo para
         que prepare en 1987 propuestas concretas sobre los objetivos
         detallados del ITER y sobre las modalidades de organización
         de la fase de proyecto conceptual 1988-1990 . La actividad del
         NET , que seguirá su plan inicial hasta que se encuentre una
         solución inernacional posible que ofrezca garantías
         convincentes en cuanto a las medidas por adoptar en la fase
         siguiente ( Next Step ), podría constituir el núcleo de una
         colaboración de este tipo .
VIII .   V0LUMEN FINANCIER0
     La presente Propuesta de Programa concierne sólo al JET y al
     Programa General . Las actividades de fusión del CCI , aunque desde
     un punto de vista científico y técnico se enmarcan en el programa
     de fusión general , están, sin embargo, reguladas por otra Decisión
     de programa .
 ---pagebreak---                                                                                15 .
           En valores actuales (a partir del 1.1.85 ) se ha considerado una         1
                                                                                      '
           inflación del 4 '/. anual ) i el volumen de recursos de la Comunidad
           necesarios para la Propuesta de Programa para 1987-91 ( excluidos
           el CCI ) Suecia y Suiza ) se estima en :
           Programa general              533   mi l Iones ECU
           JET                           378   mi l Iones ECU ( 1 )
              Total                      911   mi llones ECU
           Un desglose de los recursos entre las diferentes actividades se
           consigna en el cuadro 1 .
           La estimación se basa en la hipótesis sobre la cual se apoya la
           presente propuesta ) a saber , que el progreso científico y tecnoló ¬
           gico será de tal naturaleza que permitiré el comienzo de la fase
           de proyecto detallado del NET antes de que finalice el período
           del programa ( véanse apartados III y V ) . La decisión de empezar
           el proyecto detallado del NET es de importancia capital y , por lo
           t^ntO ) la Comisión someterá al Consejo ) a su debido tiempo ) una
           propuesta al respecto .
           El cuadro que sigue presenta la repartición entre el JET ) el
           Programa General y el CCI de los nuevos fondos previstos para la
           fusión en el contexto del Programa Marco 1987-91 ) asi como los
           fondos procedentes de los programas, pendientes .
• Millones ECU                 Nuevos fondos          Fondos prorrogados Asignación
                               correspondientes       de 1985-89         total para
                               al Programa Marco                         el periodo
                               1987- 91                                  1987-91
    Programa General                    362                    171           533
    JET                                 169                   209            378
    TOTAL-PROGRAMA FUSION -             531                   280            911
    CCI                                  60                      15           75
    TOTAL                               591                   395            986
     (1 ) Véase nota 8 de la página 18.
 ---pagebreak---                                                                                                            •f
     En relación al artículo A de la propuesta de Reglamento del Consejo, en que se establece que la Decisión
     del Consejo sobre el Programa 1985-1989 se deroga con efectos desde el 1 de enero de 1987, la Comisión
     señala que los importes autorizados en los capítulos pertinentes de los presupuestos de 1985 y 1986
     con arreglo a la Decisión 85/201 /Euratom, que el 1 de enero de 1987 aCn no estaban comprometídos, o los
     importes f|je en esa fecha estuvieran comnrometidos Dero no pagados, se emplearán para la ejecución del
     presente Programa.      ' ,
IX . PERSONAL
     La plantilla de la Euratom autorizada por la anterior Decisión
     del Consejo es la siguiente :
            165 empleados temporales para el JET
            105 miembros del personal para el Programa General
     Para el periodo 1987-91 no se propone ninguna modificación del
     Programa General , pero es indispensable un refuerzo del personal
      del JET ( 191 en lugar de 165 ) para que sea posible realizar y
     explotar a fondo los progresos técnicos durante el periodo
     previsto para la viabilidad del proyecto . Cuando el NET pase de
      la fase de anteproyecto a la de proyecto detallado , se someterán
     nuevas propuestas al Consejo .
X.   CONCLUSION
     Dada la importancia de sus objetivos , su excelente historial , su
      interés tecnológico y su carácter absolutamente comunitario ,                                la
      fusión sigue siendo uno de los programas de I*-D más importantes
     patrocinados por la Comisión . Según lo anunciado al adoptar la
      Decisión de programa para 1985-89 , y como hizo notar el Consejo ,
     en los años 1985 y 1986 , la Comisión ha ejecutado el programa
      dentro del nivel de financiación indicado en la propuesta de
      programa para 1985-89 . La Comisión considera que el nivel de
      financiación indicada 'en su presente propuesta es necesario para
      conservar el ímpetu del programa , totalmente orientado hacia el
      " Próximo Paso " ( Next Step ) en las actividades y para tener en
      cuenta tanto el ingreso de los nuevos Estados miembros en 1986
      como la creciente par t ic ipac i ón de la industria . Según el
      concepto de programa corredizo , la Comisión elaborará en 1989 una
      propuesta de revisión de programa , con vistas a la instauración ,
      a partir del 1.1.1990 , de un nuevo programa quinquenal .
 ---pagebreak---                                          - - , _                           norî<vqn 1 QQ7-1 QQI . en millones ECU -   a Los valores actuales C2)
               Cuadro 1     Participación   de la Comunidad 1 ± > para el periodo     1987-1991 , en mi i uones, cuu,
NET
                                                                       27
     Sueldos , indemnizaciones y misiones
                                                                       10
     Trabajo en Asociaciones
                                                                       15
     Apoyo para la asociación huésped                                  28
     Diseño industrial
                      Subtotal                                         80 - 3 ( J ) =                       77
TECNOLOGIA
                                                                       65
     Trabajo basico en las Asociaciones
                                                                       35
     Acciones prioritarias
    I+D/ D   industrial                                                37
                      Subtotal                                        137 - 13 u ; =                       124
FISICA E INGENIERIA DEL PLASMA
     Gastos corrientes de las Asociaciones                            231
     Acciones de prioridad normal                                      26 '4 )
      Grandes dispositivos con calentamiento                           93
                                                                       10
      Apoyo al JET ( art . 14 )
      I+D/ D industrial                                                 9
                       Subtotal                                       369 - 67 ( 3 ) =                     302
 MOVILIDAD/GESTION ^         ( incluidas las becas y la evaluación)                                         30
      Total PROGRAMA GENERAL
                                                                                                           533 ( 7 )
      JET
                                                                       425 - 19 ( 3 ) - 28 =               378(8 )
                                                                                                           911
      GRAN TOTAL
                                                             (9)                                             75
              CCI ( no incluido en la presente propuesta )
              Actividad de fusión total                                                                    986
 ---pagebreak---                                                                                  18 .
Notas del       cuadro     1
( 1 ) Excluidas Suecia y Suiza , pero incluida la actividad en los
       nuevos Estados miembros .
(2)     Desde el     1.1.85 se ha considerado una inflación del 47. anual .
( 3 ) Fondos comprometidos en 1985-86 para 1987 .
(4)     Incluidos los -fondos para un posible nuevo dispositivo en Madrid
(5)     Incluidos los -fondos para empezar la construcción de un posible
        nuevo      estelarador   W–VII.X en Garching .
 (6)    Incluidos los fondos necesarios para financiar en un 427. el
        personal de la Comisión en las Asoc iac iones .
 ( 7 ) A lo gue cabe añadir cualquier saldo positivo procedente de las
        contribuciones de Suecia y Suiza en el marco del programa " JET
        e::c luido ".
 (8)    Se estima en 531 millones ECU el total de        las contribuciones de los
        miembros necesarias para la financiación de los pagos del JET
        durante el periodo 1987 a 1991 del programa ( véase el " Plan de
        desarrollo del proyecto y estimación del coste del proyecto ",
        cuadro 16 del Anexo , aprobados por el Consejo del JET el 26 de
        Marzo de 1987 ). El 807. del importe arriba mencionado , o sea 425
      millones ECU es financiado por el presupuesto de la Comunidad . De
        estos 425 millones ECUr 19 millones ECU han sido invertidos por la Comisión
        antes de 1987 y el saldo de 406 millones ECU se financiará de la
        siguiente manera :
        .  378 millones ECU ;  parte que destina el programa al JET ;
        ■   28 millones ECU:   contribución al JET de Suecia y Suiza a través
              del presupuesto de la Comunidad .
 ---pagebreak---                                                                      19 .
( 9 ) Cubre las actividades en el ámbito de la tecnología de la -fusión
      que se están llevando a cabo en el CCI , a saber : estudios de
      reactores y evaluación de los riesgos , seguridad en la tecnología
      del tritio , integridad de los materiales estructurales y
      estudios sobre la capa -fértil .
 ---pagebreak---                                                                          20
AF'ENDICE .
       REVISION DE LOS LOGROS CIENTIFICOS Y TECNICOS ALCANZADOS EN
            1984-1986 EN EL MARCO DEL PROGRAMA EUROPEO DE FUSION
I.  I NTRODUCC I 0N
La situación científica , referida al momento en que se presentó la
anterior propuesta de programa para 1985-1989 » era la siguiente : la
evolución de los programas de -fusión en el mundo hizo resaltar las
perspectivas favorables del confinamiento magnético en comparación
con el conf inamiento inerciali asi como el papel fundamental de la
técnica Tokamak , en la que deben basarse los dispositivos del
" Próximo Paso " ( Ne::t Step ). Europa ha desempeñado un papel
fundamental en el progreso de los conocimientos de la física del
confinamiento magnético en dispositivos toroidales y               ha logrado
notorios avances en el calentamiento del plasma :
-     el JET ( Joint European Torus ) estaba ya en funcionamiento ) y los
      primeros resultados ( en régimen óhmico ) eran prometedores ;
-     los sistemas de calentamiento megawa t i os-mu 1 1 i según dos empezaban
      a ser utilizables en dispositivos de tamaño medio ;
-     la degradación del tiempo de confinamiento con el aumento de la
      potencia de calentamiento seguía siendo un tema preocupante , pero
      el descubrimiento del " régimen H " en Garching había reavivado la
      confianza en poder evitar , o al menos reducir , tales efectos
      desfavorables del calentamiento del plasma .
Partiendo de esta base , los objetivos que se fijaron para el programa
1985-1989 fueron los siguientes
-     establecer la base física para el NET ( Next European Torus ),
      haciendo aún más hincapié en el calentamiento del plasma ;
-     proporcionar la base tecnológica necesaria para el NET ;
-     investigar las posibilidades de ciertas vías alternativas en la
      construcción    de reactores .
De acuerdo con la Decisión del Consejo de marzo de 1985 , hubo que
frenar la actividad en el NET , procediéndose , pues , al reajuste del
programa tecnológico con los nuevos jalones del NET . La evaluación de
las rea 1 i zac i ones científicas y técnicas presentada en las secciones
abajo consignadas ha sido elaborada a la luz de los objetivos que se
fijaron en la propuesta de programa 1985-1989 , pero teniendo también
en cuenta los imperativos resultantes de la última Decisión del
Consejo .
 ---pagebreak---                                                                         21 .
1 1 . TOKAMAKS
Europa dedica la mayor parte de su esfuerzo a esta linea , que es la
más avanzada en todo el mundo . Los problemas principales a los que ha
tenido que enfrentarse la invest igac i ón en tokamaks en los últimos
años (y que en gran medida siguen pendientes ) han sido los
siguientes :
        la repercusión del calentamiento adicional en el comportamiento
        del plasma en los tokamaks , como la degradación del tiempo de
        conf inamiento energético del plasma y de su grado de pureza
        cuando se aumenta la potencia de calentamiento ;
-       el comportamiento del plasma cerca de los limites operativos ( de
        la densidad del plasma n , del factor de " seguridad " q , o de la
        relación entre presión de plasma y presión magnética p ) .
Los resultados obtenidos en el JET y en los tokamaks de tamaño medio
conducen a un mejor entendimiento de los fenómenos del plasma y
favorecen cierto conocimiento de los fenómenos de " estructura fina "
 ( por ejemplo , consistencia de perfil ): de aqui surgen nuevas formas
de solucionar los efectos desfavorables con los que se enfrentan los
s fases posteriores :
Hay que considerar también el progreso en la construcción de cuatro
nuevas tokamaks especializados de tamaño medio , cuya entrada en fase
operativa se prevé para 1988 ; la contribución de estos dispositivos
será esencial para elaborar el diseño técnico del NET . Se está
revisando el alcance de otro tokamak especializado , actualmente en
 estudio .
 II . 1   JET
El JET es el mayor experimento de fusión del mundo ; ya ha supuesto un
progreso sustancial en la demostración de la viabilidad científica de
 la fusión , ha cumplido sus objetivos iniciales para la fase de
rendimiento básico sin salirse de plazo ni de presupuesto y está muy
avanzada la ampliación a su rendimiento pleno .
 II . 1.1 Régimen de calentamiento óhmico ( OH ). La primera fase
operacional y hasta finales de 1984 , tenia como propósito realizar
 plasmas limpios adecuados a los estudios de calentamiento adicionales
 de las fases posteriores :
 –      Se ha comprobado que el JET se comporta de modo similar a los
        tokamaks más pequeños .
 –      Se ha conseguido un control estable de la posición , tamaño y for ¬
        ma del plasma de sección eficaz D con elongaciones de hasta 1.7 .
 –      Se han obtenido descargas sin disrupción de hasta 15 s , siempre
        que no se exceda un limite de densidad ni_(m–3 ) =
         1 . 1 0 œo B ( T ) /R ( m ) q =y i .
 ---pagebreak---       Se han obtenido corrientes de plasma de hasta 3.7 MA durante va ¬
      rios segundos ( impulsos de 15s ) , con un campo magnética de 3.45T .
      Se han producido temperaturas de electrones e iones de hasta 3 y
      2.5keV respectivamente » con densidades del orden de
      3 . 10 1 ,?m _:s: , en un tiempo récord de confinamiento de energía de
      Te = 0.8s . Todos los parámetros - temperatura , densidad y tiempo
      de conf inamiento de energía - se situaban dentro de un factor dos
      o tres del valor requerido para un reactor de fusión .
      Los niveles de impureza han sido un problema , ya que reducen el
      número de iones de plasma disponibles para la fusión y provocan
      pérdidas de radiación . Los experimentos con losas de bajo Z
      ( carbono ) en las paredes interiores y una vasija carbonizada han
      mostrado niveles reducidos de impurezas de metales y oxigeno .
II . 1.2 Estudios sobre el calentamiento adicional . La segunda fase
operacional empezó a principios de 1985 tras la instalación de dos
antenas de radiofrecuencia ( RF ) en el toro , alimentadas cada una por
un generador de 3 MW . Se acopló la energía al plasma a la frecuencia
de resonancia ciclotrónica iónica ( ICR ) de las especies minoritarias
introducidas ( H , H «, 3 ) . En noviembre de 1985 , se reemprendieron
las operaciones de tokamak en el JET tras un cese en las actividades
para introducir nuevos sistemas como la primera caja de inyección de
neutros , una mayor protección del carbono en la vasija , una tercera
antena ICRF y un inyector de una pastilla de deuterio . Durante 1986 :
-     El campo magnético toroidal ha sido utilizado generalmente al
      máximo de su valor de diseño de 3.45 T. La corriente del plasma ,
      la posición , elongación y forma de éste han sido controladas
      mediante circuitos de real imen tac i ón . Se han logrado a menudo
      corrientes de plasma de 5 MA con una duración de " fíat top " de
      hasta 4,5 s . Se ha conseguido un control estable de elongaciones
      de hasta 1,8 . Sin embargo , la corriente del plasma se ha quedado
      limitada en un campo de operaciones dependiente de dicha
      elongac i ón .
-     Las    tres antenas       de radiofrecuencia ( RF ) han funcionado con
      regularidad a una potencia combinada de hasta 7.2 MW para
      impulsiones de 2.5 . Se han realizado experimentos con duraciones
      de impulso de 8 s , que han proporcionado al plasma 40 MJ . Desde
      principios de 1986 está funcionando un inyector de haz neutro de
      largo impulso ( ~10 s ) con ocho fuentes de haces . Se ha podido
      inyectar al toro una potencia total de haces de 5.5 MW de
      hidrógeno neutro ( H° ) o de 9 MW de deuterio neutro ( D° ). El
      plasma ha recibido hasta 40 MJ .
-     Se han realizado experimentos preliminares de inyección de
      pastillas de deuterio , con un inyector que produce una pastilla
      única      de 3.6 o 4.6 mm de     diámetro a una velocidad   de hasta  1.2
      km / s , bajo condiciones muy diversas de configuraciones
 ---pagebreak---                                                                       23 .
magnéticas . Esto permite aumentar la densidad límite en JET , asi
como reducir la carga efectiva de iones               del plasma .
Mientras que el tiempo total de confinamiento de la energía pudo
alcanzar valores de hasta 0.9 s en descargas óhmicas , se
confirmaba con la RF y NBI la degradación del conf inamiento , asi
como la combinación del calentamiento                        en la
operación en modo L con limitador material . Generalmente , en las
corrientes de plasma más elevadas , T. pasaba de 0.9 a 0.4 con
F'tot = 10 MW en este tipo de operación .
Se ha demostrado en el JET el modo de separatriz magnética ( tanto
en los puntos de estancamiento X simples como en los dobles ). La
operación en modo H se ha conseguido con un punto de
estancamiento X simple y tiene todas las carácter ísticas de las
descargas en modo H conseguidas en otros tokamaks ( perfiles Te
más planos con gradientes agudos en las extremidades , potencia
mínima para alcanzar el régimen H , mejora de un factor 2
aproximadamente del tiempo de confinamiento en comparación con la
operación en modo L con la misma potencia de calentamiento , ...).
Sin embargo , incluso en este régimen H , se produce una mayor
degradación del confinamiento cuando se aumenta la potencia de
calentamiento .
Se ha observado claramente en las operaciones en el modo con
limitador y con punto X una mejora en el confinamiento del plasma
cuando se aumenta la corriente de éste . Las modificaciones que se
están llevando a cabo en la actualidad en el sistema poloidal
deberían permitir alcanzar en 1987 7 MA en operaciones de
limitador y 4 MA en operaciones simples de estancamiento .
Se han detenido densidades máximas electrónicas superiores a
10 ao m " 3 , en operaciones combinadas con la NBI , de una
duración de 0.5 s tras inyección de una pastilla , con una
disminución de la temperatura electrónica correspondiente a 1
keV .    Para una densidad lineica media de los electrones ne ~
3 . lO 1 *5* m~3 , la carga iónica efectiva Z »*.* se sitáa
habitual mente entre 2 y 3 , pero puede reducirse a casi 1 ( durante
0.5 s ) tras inyección de una pastilla . La compat ib i 1 i dad
observada de la inyección de pastillas con la ICRH permite
esperar para 1987 la muí t i-inyecc i ón de pastillas .
Se han podido conseguir dientes de sierra " gigantes " con
solamente la ICRH , generalmente para lograr una deposición de
potencia en el centro . Dientes de sierra " monstruosos " pudieron
 durar 1.2 s ( con Te = 7 keV ) y fueron conectados con perfiles de
 q planos . Se produjeron oscilaciones " de serpiente " (m = n = 1 )
 tras la inyección de pastillas (^ ne / ne = . luu'/>, A Te / te = 7 keV –
 207.).
 Se han conseguido temperaturas iónicas máximas superiores a 12
 keV con densidades de plasma poco elevadas ( 2 . lo 1 *’ m–3 )
 mediante calentamiento de haz neutro .
 El producto de fusión no Ti TE varia poco con la potencia en
 el modo L - ( habiéndose logrado el mejor valor ! l.lo-*-° m-3
 keV.s en régimen óhmico a 5 MA ) .
 ---pagebreak---                                                                            24 .
        Se ha podido duplicar este valor ( 2.20a0 ) en el modo H ( 10 MW
        de calentamiento adicional , operación de punto X ). Un factor
        suplementario de 4-5 sigue siendo necesario pra conseguir el
        " breakeven " , que parece ser ahora un objetivo " razonable ".
II . 2 .   OTROS TQKAMAKS EN FUNCIONAMIENTO
Los tokamaks europeos de tamaño medio contribuyen considerablemente
al progreso de la fusión y al éxito presente y futuro del JET ,
exper imentando con configuraciones distintas ( tales como el diversor
magnético , lo que posibilita el confinamiento favorable en " modo H "
del plasma ), investigando nuevos métodos de calentamiento o
excitación de corriente y desarrollando nuevos diagnósticos .
II . 2.1 . F'ETULA ( Grenoble ). Su operación se ha concentrado en los
últimos años en varios escenarios de excitación de corriente por
ondas híbridas            inferiores  ( LH ) :
-       A baja densidad ( del orden de 10 t9 m-3 ) , corr iente del plasma
        totalmente excitada ;
-       A alta densidad , pero por debajo de un limite de densidad de n L
        = 8 . lO^m -3 , corriente del plasma sólo parcialmente excitada
        (a 3.7 GHz ) ;
-       La rampa de subida de corriente ha sido de 0.25 MA / s con PRF =
        0.35 MW (a 1.3 GHz ) ;
Se ha demostrado también la influencia del perfil radial de la
corriente de plasma en la actividad MHD ( supresión de dientes de
sierra para n « ¿ 6 . lO^m -3 con 0.25 MW a 3.7 GHz ). Estos
resultados son muy prometedores para la aplicación del control de
perfil de corriente en los grandes dispositivos como JET y TÜRE
SUFRA .
II . 2 . 2 TFR ( Fontenay ) . Calentamiento por resonancia ciclotrónica
electrónica ( ECR ) , un programa conjunto de las Asociaciones
neerlandesa y francesa , iniciado a principios de 1985 en el TFR : se
alcanzó la potencia total de 0.6 MW en septiembre de 1985 . Se
obtuvieron temperaturas electrón icas , Te , de hasta 5 keV , con n . =
1 . 5 . 10 1<5> m – 3 . Para F'RF se obtiene T E = 1 / 2 T E ( OH ). La
explotación del TFR finalizó en junio de 1986 tras 13 años de
próspera actividad , debido al traslado del equipo a TÜRE SUFRA , en
Cadarache .
II . 2 . 3 FT ( Frascati ). El programa experimental está dedicado al
estudio de los limites q y n en descargas óhmicas y al estudio de
los fundamentos físicos del              calentamiento LH .
 ---pagebreak---                                                                               25 .
-      Limites q y n ( 1984 ): Se han estudiado diversos -fenómenos que
       limitan el -funcionamiento de los tokamaks , tales como , para el
       limite de densidad ,     la propagación de dientes de sierra ,     los
       precursores de disrupción , la radiación de hidrógeno y las
       pérdidas de intercambio de carga ;
-      Calentamiento LH ( 1984-85 ): Se ha estudiado el calentamiento LH
        (f = 2.45 GHz ) con dos tipos distintos de estructuras de acople .
       Los mejores resultados de calentamiento se han obtenido en el
       régimen electrónico (PRF- = 0.45 MW , correspondiente a una
       densidad de energía de 6 KW/ cm2 en la boca del horno ;           Tt >
       0.5 keV y       T» > 1 keV ) sin degradación del tiempo de
       confinamiento de energía . Para PRF=- = 0.2 MW , n = 4 . 10 1<5>m -3 ,
        I = 0.35 MA y B = 6T , el tiempo de repetición de diente de sierra
       aumentó en un factor aproximadamente igual a 3 , mientras que se
       observó que la propagación del impulso de calor a partir de la
       superficie q=l era retardada , lo que sugiere mejores condiciones
       de transporte . Se ha planificado también el calentamiento LH de
       plasmas de elevada densidad a 8 GHz ( con vista a las aplicaciones
       para FTU ) .
II . 2 . 4 . THOR ( Milán ). En el experimento de calentamiento ECR (P RF
de hasta 0.2 MW , f = 28 GHz ), parte de una onda ordinaria inyectada
desde el lado de campo bajo es absorbida en la primera pasada de la
región de resonancia y el resto se refleja en modo extraordinario
por un . espejo . Durante el impulso de RF la densidad disminuye ( 607.)
mientras permanece constante la temperatura de los electrones de
volumen , pero el contenido energético se duplica debido a la
 formación de poblaciones de electrones no térmicos .
 II . 2 . 5 . ASDEX ( Garching ). El buen f une ionamiento de un diversor
magnético en combinación con un fuerte calentamiento NBI ha conducido
al favorable " modo H " de confinamiento . Ahora , con la aplicación de
ondas LH y calentamiento ICR , se dispone de tres sistemas de
 calentamiento , cuyas eficiencias y efectos sinérgicos pueden
 compararse en la misma máquina :
        la combinación de calentamiento ICR con calentamiento NBI produce
        mayor eficiencia que con cualquiera de estos dos métodos
        utilizados por separado , para la misma potencia ;
        el " modo H ", hasta ahora sólo posible con NBI , se ha conseguido
        también con una combinación de calentamiento NBI e ICR , e incluso
        con calentamiento ICR únicamente ;
 –      para reducida energía de partículas , la NBI ha demostrado que la
        deposición de energía en el límite del plasma da lugar a los
        mismos tiempos de confinamiento que la deposición central ;
 ---pagebreak---                                                                                  26 .
-      las ondas LH han permitido excitar la totalidad de la corriente
      del plasma sin transí ormador óhmico ( OH )           y demostrar la recarga
      del transformador OH ;
-      la estab i 1 i zac i ón de las oscilaciones en diente de sierra se ha .
      conseguido con ondas LH en el margen de baja densidad de plasmas
      calentados por OH y NBI ;
-     se ha confirmado la limitación de beta            ( limite de estabilidad de
      plasma MHD ) .
-      la inyección de pastillas de hidrógeno congelado permite un
      aumento sustancial de los limites de densidad ,              lo que produce
       tiempos globales de confinamiento de energía T E = 0.16 s
        ( excepcionalmente altos para máquinas del tamaño de ASDEX ).
II . 2 . 6 . TORTUR ( N i euwege i n ) . Debido a la i nvest i gac i ón del calenta ¬
miento turbulento , este experimento ha demostrado la deposición de
energía en un perfil MHD de corriente pelicular inestable , que luego
se relaja . El dispositivo será per f ecc i onado para investigar los
fenómenos de fluctuación .
II . 2 . 7 TEXTOR ( Jülich ). El programa se ocupa sobre todo de la interac ¬
ción plasma / pared .
-      El módulo limitador de bomba ALT – I , un proyecto de colaboración
       con los Estados Unidos en el marco del 0IE , pasó a ser operativo
       a principios de 1984          y demostró constituir un instrumento muy
       eficaz para influir en la capa limite del plasma ( se ha demostra ¬
       do la posibilidad de eliminación del helio ). En la actualidad se
       está preparando el ALT II , un limitador de bomba de axisimétr ico
       totalmente toroidal ( empresa común Japón-Estados Un i dos-EURATOM ) ,
       que será operativo hacia finales de 1986 .
-      La técnica de carbón i zac i ón in situ       se aplicó a finales de 1984
       y permitió reducir fuertemente las concen trac i ones de impurezas
       halladas inicialmente en el plasma ( en un factor 5 para el
       oxigeno y 25 para los metales ). Se consiguieron descargas de 4 s
       de duración aproximada y un tiempo de conf inamiento de energía de
       0.1 s ( régimen óhmico ). Esta técnica , desarrol lada inicialmente en
       Jülich , ha demostrado ser tan eficaz que actualmente la utilizan
       casi   todos   los Tokamaks .
-      En TEXTOR se ha aplicado con éxito un sistema de calentamiento
        ICR - construido y ahora operado por un equipo de la Asociación
       belga - al nivel de 2.3 MW durante más de un segundo . Se está
       preparando activamente la modificación del sistema RF ( para la
       puesta en funcionamiento del limitador ALT II ),              junto con la
       posible potenciación del sistema RF para alcanzar el margen de
       4-4.5 MW .
 ---pagebreak---                                                                          *?7
                                                                         4L. f •
-       Se ha completado el diseño de dos inyectores de has neutro ( basa ¬
        dos en el concepto JET ) para ser instalados en TEXTOR , en coopera
        ción con laboratorios que poseen experiencia en la materia .
II . 2 . 8 . DITE ( Culham ) . Este dispositivo ha demostrado el buen -funcio¬
namiento del diversor de has y ha proporcionado la base experimental
para la evaluación de este concepto como sistema de control de impure
sas y salidas . Ha proporcionado la primera prueba (y además exclusiva
mente europea ) de excitación de corriente de plasma por calentamiento
por has neutro , además de la codi -f icac i ón del régimen operativo del
Tokamak ( diagrama de Hugill ). Ha demostrado también que el limite su¬
perior de densidad que da lugar a d i sr upe iones está provocado general
mente por el enfriamiento radiativo .
 II . 2 . 9 . CLEO ( Culham ) . Este dispositivo ha demostrado las posibi-
 lidades del calentamiento ECR para mejorar el confinamiento del
plasma controlando su perfil de temperatura . Con una potencia de 200
KW a una frecuencia de 60 GHs , se aumentó la temperatura electrónica
en un factor 8 , llegando a unos 2 keV . El limite de densidad se
aumentó en un 70% .
 11 . 2 . 10 . DANTE ( Ris^)    Se han investigado el calentamiento ECR en
 plasmas superdensos ( conversión de modo doble ) y la ablación de
 pastillas ( pastillas adecuadas para diagnósticos ).
 11 . 2 . 11 . TCA ( Lausana ) . La producción de descargas más limpias ha
 conducido a una mayor energía de RF suministrada ( de hasta 0.57 MW
 utilizando el generador de ondas de Al f ven encargado recientemente ) ,
 lo que ha servido para poner de manifiesto la importancia del
 espectro excitado para determinar los efectos de la energía de RF . Se
 ha observado el calentamiento efectivo del núcleo .         Se observó que la
 onda cinética de Alfven presentaba un comportamiento conforme a la
 teor i a .
  II . 3 . TOKAMAKS DE TAMAfiQ MEDIO EN CONSTRUCCION G EN CONSIDERACION
  11.3.1 . TORE–SUFRA ( Cadarache ) . Este dispositivo superconductor está
  planificado para aportar su contribución tanto en el terreno físico
  como en el tecnológico ; en particular,      permitirá estudiar la interac ¬
  ción p 1 asma / par ed , asi como el calentamiento y la excitación de
  corriente en descargas de impulsos largos . Mientras se emprende el
  reagrupam i en to del personal de Fontenay y Grenoble en las instala¬
  ciones de Cadarache , el montaje de TORE-SUPR'A ha entrado en su fase
   >ctiva .
 ---pagebreak---                                                                              28 .
Después de varias pruebas superadas con éxito , se ha procedido a la
entrega de todas las bobinas superconductoras . Se han instalado las
partes inferiores del circuito magnético y se ha empezado a instalar
los módulos . Se ha iniciado la colaboración activa con varios equipos
de los Estados Unidos en el campo de la inyección de pastillas »
limitadores de bombas y diversores ergódicos , cuya construcción se ha
iniciado . Se espera que el funcionamiento de TDRE SUFRA se inicie en
diciembre de       1987 .
Se están ensayando prototipos de los diversos sistemas de calenta ¬
miento !
-      la fuente de iones ha producido ( 10 A » 60 kV ) durante 0.2 s , y la
      extrapolac i ón a valores nominales no presenta mayor problema ;
-     en PETULA se acopló un prototipo de klistrón ( 3.7 GHz , 0.5 MW ,
      0.03 s )    a un módulo de horno multiunión       ( sin necesidad de circu ¬
       lado)' ) ;
-      las estructuras de acoplo para el calentamiento ICR ( dos tipos de
      antenas ) son tales que se pueden utilizar aberturas horizontales
      para su instalación .
11 . 3 . 2 . FTU ( Frascati ) . Este nuevo montaje de carga permitirá investi
gar el rendimiento de plasmas de alta densidad y alta temperatura . La
construcción empezó en septiembre de 1984 » y se han hecho todos los
pedidos importantes . Se acordó escoger el calentamiento electrónico
LH para el FTU » y en 1986 se empezaron los experimentos preliminares
en FT con un módulo horno de 8 GHz ;            los objetivos del experimento son
tanto físicos ( control del limite de densidad ) como tecnológicos
( demostración de densidad de alta energía ). Se espera que el dis ¬
positivo FTU empiece a funcionar a principios de 1988
11 . 3 . 3 . ASDEX-UPGRADE ( Garching ). Este dispositivo está dedicado al
estudio de los rendimientos del plasma y de la interacción plasma / pa ¬
red cuando se emplea un diversor poloidal relevante para el reactor .
La construcción está ya iniciada y se han pedido todos los componen ¬
tes del sistema . La entrada en          servicio   está prevista para la segunda
mitad de 1988 . Se encuentran en preparación sistemas de ca 1 en tam i en to
adicionales , constituidos por 6 MW de hidrógeno NBI y 6 MW de calenta
miento ICR ( la entrada en servicio está prevista para principios de
1989 ) .
11 . 3 . 4 . COMF'ASS ( Culham ) . Este dispositivo está dedicado principal ¬
mente a estudios de estabilidad MHD y beta alta . La adquisición dé¬
los componentes importantes de este dispositivo , aprobado en marzo de
1984 ,     se desarrolla sat isf actor iamente .
 ---pagebreak---                                                                               29 .
Se ha recibido la -fuente de energía de campo toroidal , que ha pasado
con éxito las pruebas . La instalación de los tres girotrones de la
etapa 1 ( 0.6 MW ECRH ) está muy avanzada » y esto con vistas a la
preparación del programa exper imental DITE , que precederá al
■funcionamiento de COMPASS ( cuyo inicio se prevé durante 1988 ).
II . 3 . 5 . TCV (Lausana). Este proyecto tokamak , aprobado en 1986 , pretende
producir plasmas con grandes elongac iones , lo que permitiría alcanzar
corrientes de plasma más elevadas y , por consiguiente , valores de
beta más altos . La instalación de los dispositivos debería realizarse
hacia finales de 1989 .
 III .    VIAS ALTERNATIVAS
Como se ha mencionado , uno de los tres objetivos principales del
Programa de Fusión es explorar el potencial de reactor de
 determinadas lineas alternativas , pr inc ipalmente          estelaradores y
 astricciones por campo invertido . A continuación se describen los
 resultados experimentales de los dispositivos de este tipo que están
 funcionando , así como el estado de los que están construyéndose o en
 proyecto .
 1 1 1 . i ESTELARADORES
 III . 1.1 . WENDELSTEIN VII A ( Garching ). Este dispositivo se ha desman ¬
 telado recientemente , después de 10 años de f une ionamiento satisfac ¬
 torio . El calentamiento ECR (a 28 GHz y más tarde a 70 GHz , 0.2 MW )
 ha demostrado ( en cooperación con la Universidad de Stuttgart)¡
 -       la producción y el calentamiento del plasma ( T.Q de hasta 2.5
         keV ) ;
 -       el confinamiento neoclásico para electrones de volumen ;
 –       la generación de campos eléctricos radiales en combinación con
         NBI ;
 –       el funcionamiento en modo torsatron , con el que se ha demostrado
         la posibilidad de aumentar las regiones de confinamiento estable
         por c iza 11 adura positiva .
  III . 1.2 . WENDELSTEIN VII-AS ( Garching ). La construcción por la
  industria de todos los principales componentes acaba de terminarse y
  el montaje de .los módulos progresa bien . El prototipo de bobina se ha
  ensayado con éxito y el fabricante ha terminado ya
 ---pagebreak---                                                                                     30 .
aprox imadamente dos tercios de las bobinas . Según el estado actual , W
VI I-AS debe estar listo para -funcionar en mayo de 1987 . Desde el
principio se podrá disponer de 0.8 MW ( impulso largo ) calentamiento
ECR , pero los sistemas de NBI ( 1.2 MW ) y calentamiento ICR (3 MW )
sólo serán operativos algunos meses después .
 III . 1.3 . WENDELSTEIN VII-X ( en estudio en Garching ). Se prevé la
construcción del dispositivo después de la del W VI I-AS . Debe servir
para determinar si el concepto de                  estelarador   avanzado es -factible
para reactores de fusión ( según cálculos numéricos , son de esperar
valores de beta medios de 57.). Por otra parte , se está llevando a
cabo un estudio de las propiedades del reactor en las que el
estelarador       difiere del     tokamak      ( en colaboración con Karlsruhe ) .
 III . 1.4 . TJ-II ( en     estudio,              Madrid ). A la vista de la plena
par t ic ipac i ón de España en el Programa Europeo de Fusión ( desde el 1
 de enero de 1986 ),      la JEN de Madrid se ha centrado en la construcción
 de un experimento flexible de conf inamiento Heliac ( TJ-II ), que seria
complementario de los            estelaradores      del resto de Europa . Este proyecto
está siendo actualmente             estudiado'       en EURATOM .
 11 1.2 .   ESTRICCIQN POR CAMPO        INVERTIDO
 II 1.2.1 . ETA-BETA II      ( F'adua ) . Los experimentos realizados con este
 dispositivo sirven como estudios auxiliares para el próximo proyecto
 RFX . Se han realizado estudios de fluctuaciones para entender el
 confinamiento del plasma y los fenómenos de relajación resultantes en
 la inversión del campo toroidal . Se ha obtenido un plasma limpio
 (. Im-r aproximadamente igual al )            de densidad elevada ( 10=o m - 36
 con p aproximadamente igual al 107., T = o . 1 keV y                   = 10“*s ) .
 111 . 2 . 2 . HBT-X ( Culham ) . Los experimentos realizados con este
 dispositivo demuestran que el control de la posición de equilibrio
 del plasma y la disminución de los errores de campo dan lugar a
 tiempos de conf inamiento más largos . La temperatura electrónica y el
 tiempo de confinamiento aumentan con la corriente : en algunos casos ,
 el aumento de la temperatura es proporcional a la corriente para un
 valor     de beta constante      ( del  orden     del    107 ).
 ---pagebreak---                                                                         31 .
II 1.2 . 3 . RFX ( Padua ) . Este será el mayor dispositivo RFP del mundo (R
= 2m , a = 0.5 m , corriente de plasma de hasta 2 MA ) . Permitirá
estudiar el confinamiento y el calentamiento del plasma en condi ¬
ciones más cercanas al régimen termonuclear que las que se obtienen
con los dispositivos RFP actuales . Después de la fase de proyecto
detallado , se ha iniciado la construcción de los edificios y de los
elementos principales de infraestructura y se han lanzado
convocatorias de ofertas para los componentes importantes del
dispositivo . La aportación de Culham al proyecto es sustancial . Se
espera que el dispositivo empiece a funcionar en 1989 .
II 1.3 .    OTROS DISPOSITIVOS
Además de las dos principales vías alternativas que se siguen en Euro¬
pa ,      tey     otros dispositivos cuya finalidad principal es ampliar la
base de datos de que se dispone sobre la física básica del plasma :
III . 3.1 . SPICA ( Nieuwegein ) . En esta estricción helicoidal , el plasma
se estabiliza en valores elevados de p por corrientes sin fuerza
rodeando al plasma y por la capa conductora . Los experimentos lleva¬
dos a cabo en SPICA I revelan que se pueden crear tales plasmas de p
grande        y SPICA II , cuya construcción se terminó en 1984 , arroja unos
resultados preliminares prometedores (p grande con secciones eficaces
alargadas ) .
 II 1.3 . 2 . EXTRAP ( Estocolmo ) . EXTRAP es un experimento de seguimiento
 de ensayos de sector lineal y toroidal que ha demostrada un estado
 del plasma macroscópicamente estable . Esta estricción Z se estabiliza
por un campo magnético octopolar superpuesto , generado por conduc ¬
 tores externos . Recientemente se han iniciado estudios de descarga .
 III . 4 . CONFINAMIENTO INERCI AL
 El Programa Europeo de Fusión dedica aproximadamente un IV. de su
esfuerzo      a mantener el contacto con la investigación realizada en
 otros lugares y a no perder la capacidad de evaluar los progresos que
 tengan lugar en este campo . Los dos laboratorios implicados son :
 ~ Garching , que desarolla un láser de gas de alta energía e
       impulsos cortos <2 KJ ) ;
 ~     Frascati , que desarrolla un láser de cristal de dos haces *( 2 x 7U
       J) .
 ---pagebreak---                                                                          32 .
IV .   TRABAJO AUXILIAR DE INVESTIGACION Y DESARROLLO
Además de la plani-f icación , construcción y funcionamiento de los dis ¬
positivos mencionados en las secciones anteriores » una buena parte de
la actividad llevada a cabo en el JET y laboratorios asociados se de¬
dica a :
–      estudios de apoyo y otras tareas para el JET » asi como para el
       NET ;
–      desarrollo de los subsistemas necesarios para aumentar nuestro
       conocimiento de los -fenómenos del plasma y mejorar su
       rendimiento ;
IV . 1 . ESTUDIOS DE APOYO AL JET ( Articulo 14 de los Contratos y
Acuerdos de tarea ) s
-      Los dos contratos principales sobre NBI     ( con Fontenay y Culham )
       se han completado satisfactoriamente » y la primera aplicación de
       calentamiento por haz neutro en el JET ha conducido a una dupli ¬
       cación de la temperatura iónica central » que ha llegado hasta 6.5
       keV .
-      Durante el periodo en cuestión , se ha     desarrollado en las Aso¬
       ciaciones un gran número de diagnóst icos , que se han instalado en
       el JET y se han hecho -funcionar con personal destacado por las
       Asoc i ac i ones :
       .     Dispersiôn Thomson simple ( por Ris?0
             Inter feómetro FIR y exploración espacial VUV ( por Fontenay )
       .     Analizador de partículas neutras y espectrómetro de rayos X
             ( por Frascati )
       .     Sistema de cámaras de rayos X blandos ( por Garching )
       .     Sistema rápido de emisión ciclotrónica electrónica ( por
             Nieuwegein )
       .     Diagnóstico neutrónico ( Harwell ) y espectroscóp ico ( Culham )
       .     Espectrómetro de tiempo de vuelo de neutrones de 2.4 MeV
             ( Studvisk )
       .     Sonda de limite de plasma ( por JET , Culham y Garching )
             Disposición de bolómetro ( por Garching )
-      Se han aprobado contratos para el desarrollo de prototipos para
       producción de pastillas ( Grenoble ), para la aceleración de
       pastillas por un cañón de gas calentado por arco ( Risa) y para el
       diseño de inyectores de pastillas para el JET ( Garching ).
 ---pagebreak---                                                                          y,y, 9
       Las Asociaciones han suscrito con el JET contratos para realizar
       diversos estudios analíticos y numéricos sobre el equilibrio y
       transporte del plasma , la deposición de energía por diversos
       métodos de calentamiento y la interacción plasma / pared .
       Muchos laboratorios asociados participan directamente en la
       operación del JET destacando personal , conforme al programa de
       Personal Asociado . En particular , el Laboratorio de Culham ,
       próximo al JET , ha destacado al proyecto una parte importante de
       su personal profesional .
IV . 2 .    OTRAS TAREAS REALIZADAS EN LOS LABORATORIOS ASOCIADOS
IV . 2.1 . NBI : Se ha emprendido el desarrollo de los sistemas NBI que
se van a instalar en algunos tokamaks en construcción y en TEXTOR .
IV . 2 . 2 . Girotrones : En algunos laboratorios y en la industria se
están llevando a cabo estudios y trabajos sobre los girotrones :
       La Comisión ha suscrito un contrato industrial para el desarrollo
       de un girotrón de 100 GHz , 0.2 MW , 0.1 s . Están siendo ensayados
       los prototipos de tubos .
       En la Asociación suiza se está desarrollando ,      con la colaboración
       de la industria , un giroklistrón cuasi óptico experimental de 120
       GHz . Todos sus componentes están ya fabricados , y en la
       actualidad se está montando el sistema .
       Estudios físicos de girotrones de muy alta frecuencia
         ( Karlsruhe ): todos los componentes se han construido ya y pronto
       comenzarán las investigaciones exper imentales .
~      Se ha suscrito en Garching un contrato industriai para un
       girotrón de 70 GHz . Las pruebas preliminares se han superado con
        éxito .
 IV . 2 . 3 . Pastillas . En Ris<z>, pastillas de deuterio ( 3.2 mm de
 diámetro ) han alcanzado una velocidad de unos 2 km / s en un canón de
 gas calentado por arco . En Garching se ha desarrollado un inyector
 muí t ipast illa –con tamaño variable de pastilla– de tipo centrífugo .
 ---pagebreak---                                                                            34 .
IV . 2 . 4 . Diagnósticos . Además de los diversos diagnósticos desarro¬
llados para JET » se han diseñado muchos otros ( algunos de ellos con
carácter innovador ) y se han instalado en los dispositivos de las
Asoc i ac i ones s
-      Ref lectometr í a ( en Fontenay ) para medidas de densidad
       electrón ica .
-      Polar Ínter ferómetro de láser HCN ( en Jülich ) para medir la
       distribución    local  de corriente .
-      Nuevos diagnósticos para la región limite del plasma , tales como
       ■fluorescencia resonante inducida por láser y haces de litio ( en
       Jülich ) .
IV . 2 . 5 . Haces  iónicos . El desarrollo se centra en :
-      Haces de H - y aceleración de iones ( Amsterdam ) : han producido 4
       haces ( corriente de 3 mA a una energía de partículas de 120 keV ) ;
-      Haces de iones negativos ( Culham ) : se obtuvieron 30 mA / cm2 , con
       buenas perspectivas para la ex tropo lac i ón a una superficie
       super ior .
-      Haces de iones negativos ( Estocolmo en cooperación con
       Grenoble ) : en los experimentos se han producido corrientes de 150
       mA formadas por iones de H~ acelerados a 55 kV .
IV . 2 . 6 Trabajo para NET
Los progresos hechos en el diseño de NET han permitido al Equipo              NET
definir tareas detalladas en el área tecnológica para su ejecución en
las Instituciones de las Asoc i ac iones . Se han asignado hasta 100
tareas en las áreas de imanes ,        zona fértil , materiales , tritio ,
telemanipulación y seguridad . Se han facilitado ya a diseño los
resultados de estas tareas , estableciéndose asi una estrecha y muy
fructífera relación entre los Laboratorios y el Equipo NET . Además ,
NET ha asignado unos 90 contratos de estudio a las Asoc iac iones , en
las áreas de física y de ingeniería . Las Asociaciones están
destacando asimismo personal al Equipo NET , en el marco del acuerdo
NET .
IV . 3 ESTÚDIOS TE0RIC0S
En la mayor parte de los laboratorios se han realizado estudios
numéricos y analíticos , además de desarrollarse códigos de ordenador :
 ---pagebreak---                                                                         35 .
        En casi todos los laboratorios se investigan los equilibrios y el
        transporte MHD . En particular 5 ésta es la principal actividad del
        equipo investigador de la Universidad Libre de Bruselas ;
        Las inestabilidades macroscópicas y microscópicas , prestando
        especial atención a los limites beta , se investigan principal ¬
        mente en los laboratorios dotados de los equipos in-formát icos
        necesarios para ejecutar grandes cálculos numéricos ;
        En los principales laboratorios (y en Lausana ) se están
        desarrollando códigos de ordenador de equilibrio , transporte ,
        etc . , ( código 3-D en Garching para investigaciones del concepto
        de     estelarador avanzado ) ;
        Los estudios sobre calentamiento ( propagación de ondas y
        deposición de energía , rastreo de rayos , etc .) y sobre excitación
        de corriente se llevan a cabo principalmente en los laboratorios
        que trabajan sobre estos problemas en instalaciones
        exper imentales .
V.    TECNOLOGIA
La ejecución en la -forma prevista del programa de tecnología de
•fusión constituye un logro importante de los últimos años . La parte
principal del trabajo está orientada al NET , pero hay también una
parte de aplicación a largo plazo ( materiales de baja activación ,
estudios sobre las repercusiones ambientales y sobre la seguridad ).
Los temas tratados son : imanes superconductores , tecnología del
 tritio , zona -fértil , materiales , seguridad y medio ambiente , y el
 trabajo se desarrolla en las Asociaciones ( en muchos casos , mediante
 la adscripción de grupos de los laboratorios de -fisión ), en el CCI y ,
en pequeña medida , en la industria .
 V. 1 .   INANES SUPERCONDUCTORES
 El programa de desarrollo se ha concentrado en los principales
 requisitos del NET : bobinas superconductoras de campo toroidal y
 poloidal . El mayor proyecto emprendido han sido el diseño y
 ■f abr icac i ón , en colaboración con la industria , de la bobina Euratom
 para la Instalación de Ensayo de Grandes Bobinas ( LCTF , Large Coil
 Test Fácil ity ) en Oak Ridge ( ÜRNL ) , Estados Unidos . Esta bobina de
 NbTi de 38 toneladas , de campo toroidal y con enfr iamento de helio
 supercr í t ico , -fue ensayada en las propias instalaciones de karlsruhe
 antes de ser enviada para ocupar su lugar en el LCTF junto con otras
 cinco ( procedentes una de Japón , una de Suiza y tres de Estados
 Unidos ). Todas deberán ser ensayadas según un acuerdo del ÜIE . El
 programa de ensayos en el ORNL ha empezado en abril de 1986 .
 ---pagebreak---                                                                             36 .
El NET puede necesitar para su campo toroidal superconductores con
capacidad de más de 12 Teslas , para lo que se requiere el desarrollo
de materiales avanzados ) tales como NbSn s y NbAl ». Con este
objeto , un consorcio de tres laboratorios asociados han construido la
instalación de ensayo de campo elevado SULTAN , que actualmente
funciona a 8 T ( se espera el funcionamiento óptimo de 12 T en
1987 ) .
El tokamak TORE-SUPRA ha proporcionado una experiencia muy valiosa en
la evaluación del concepto general de tokamak superconductor
experimental    y permitirá ensayar in situ dentro de pocos años una bobina
modelo de campo poloidal diseñada para el NET . En la actualidad se
procede al desarrollo de tal bobina .
V. 2 TECNOLOGIA DEL TRITIO
El esfuerzo se encamina directamente al desarrollo de los componentes
del sistema de tritio del NET y hacia los aspectos de seguridad en la
manipulación del tritio .
Uno de los objetivos principales del estudio es la purificación del
plasma de salida del NET . La salida DT , que estaría " envenenada " por
helio y diversas impurezas metálicas y gaseosas , debe recuperar una
pureza elevada . El método preferido para ello es un filtrado con
membranas de F’d-Ag , que se estudia en el circuito PALLAS . Se estudia
la posibilidad de utilizar los " getters" como alternativa y se ha
considerado el Ti – Zr como particularmente eficaz .
Las impurezas gaseosas separadas aún contienen algo de tritio , por lo
que requieren ulteriores procesos de eliminación del mismo . Están en
curso los estudios exper imentales sobre tales procesos ( lecho de U y
de otros metales calientes ). Simi larmente , se investigan técnicas de
descontaminación atmosférica y de desechos sólidos contaminados con
tritio . Para manipular el agua muy contaminada con tritio se están
desarrollando dos prototipos de electrolizadores . Por último , se han
obtenido especificaciones detalladas , en cooperación con la
industria , para bombas turbomoleculares de muy alta capacidad
 ( compatibles con tritio ) y para grandes válvulas completamente
metálicas de cerrado rápido ( actualmente , la industria procede a los
estudios de viabilidad ).
Muchos de los experimentos anteriores implican la utilización de
tritio , y por lo tanto requieren instalac iones especiales .
 ---pagebreak---                                                                               37 .
Instalac iones de este tipo existen ya para el programa de -fusión , en
Francia ( Bruyére - le - Chátel , Saclay ), y otras están en construcción
( KfK ) o en una etapa avanzada de diseño ( COI , Ispra ) , con objeto de
ampliar la capacidad industrial según los requisitos del programa .
V.3 .  ZONA FERTIL
Los estudios técnicos de zona fértil de tritio han mostrado dos opcio¬
nes básicas :    una consiste en utilizar una aleación eutéctica de
litio-plomo como reproductor y autorrefrigerador         y la otra consiste
en utilizar compuestos cerámicos sólidos de litio , con helio como
refrigerante . Asi pues , el trabajo experimental se ha orientado al
estab lee im ien to de la base de datos necesaria para tales materiales .
En lo que respecta a la aleación eutéctica de litio-plomo , se han
completado los datos sobre solubilidad y difusión de hidrógeno con
nuevas medidas . Los ensayos de compat ib i 1 i dad y f rag i 1 i zac i ón de
metal liquido no han revelado fisuras ni fractura inminente del
material del contenedor . Se ha adquirido una primera experiencia en
la recuperación del tritio del metal liquido ut i 1 i zando "getters" de Ti
o burbujeo de gas inerte .
Para los compuestos cerámicos de litio , seis laboratorios europeos
comparten un importante proyecto ( pare ialmente integrado en un
acuerda del OIE ) .   Se han establecido métodos de obtención de
aluminatos y orto y metasi 1 icatos de litio muy puros . Los primeros
experimentos de irradiación corta tipo cápsula ventilada , que han
producido minúsculas cantidades de tritio ( 300-350 Ci / especimen ) ,
permitieron seleccionar los especímenes de " mejor comportamiento ",
que ahora deben sufrir irradiaciones más largas tanto en
 instalac iones de fisión rápida como térmica . El objetivo final es
comprobar la capacidad reproductora del tritio .
V.4 . MATERIALES
 Como resultado de los estudios de proyecto del NET , el alcance de
 este campo se ha ampliado para incluir los materiales siguientes :
 materiales estructurales , de primera pared de protección , aislantes ,
 ópticos y diversores .
 El material estructural para el NET será acero austenitico (> 16 ) o
 martensí tico ( 1.4914 ); para aplicaciones a largo plazo , los otros
 Posibles materiales alternativos son : aceros austeniticos al Mn-Cr ,
 ---pagebreak---                                                                          38 .
aleaciones de vanadio y aceros de baja activación de estructura
elemental .
Se han obtenido los primeros resultados importantes en el
comportamiento ante la irradiación de aceros austeniticos 316 en un
ejercicio internacional que empezó en 1981 y que implica tres
reactores de fisión en Europa ( HFR / Petten , BR-2 / Mol , R2 / Studsvik ) y
dos en los Estados Unidos ( HFIR y ORR , ambos en Oak Ridge ), así como
especímenes de acero de referencia en Europa , Japón y Estados Unidos .
La mayoría de los ensayos de tracción y fatiga         posirradiac i 6n
planificados ya se han terminado ( habiéndose alcanzado dosis de
irradiación de 5 y 10 dpa ) . Los experimentos de fluencia en caliente
siguen acumulando dosis en los reactores - y el experimento de fatiga
en caliente ( BR-2 ) , primero de su clase , entrará en el reactor antes
de finales de  1986 .
Con la mayoría de las aleaciones estructurales mencionadas se han
efectuado también diversos ensayos mecánicos - durante o después de la
irradiación con haces de partículas procedentes de aceleradores -
simulando deterioro por irradiación de fusión ! por ejemplo , medidas
de fluencia torsional de acero austenitico 316 L ; estudios de fatiga
de ciclo bajo y de interacción fluencia-fatiga ; estudios de fluencia
e irradiación que han revelado idéntica fluencia para esfuerzos de
tracción y compresión ; estudios de la duración de ruptura de aceros
316/ en los que se ha puesto de manifiesto una fuerte disminución de
la resistencia con concentraciones de helio en torno a 1000 ppm , y
demás estudios .
En cuanto a los materiales de primera pared de protección , después de
descartar un gran número de materiales propuestos ,       los que han
quedado finalmente son grafitos de grano fino , una cierta clase de
SiC   y compuestos de grafito y SiC .
Similarmente , la búsqueda de aislantes eléctricos cerámicos adecuados
indica que la alúmina , la espinela y la magnesia son los más
prometedores . Además , se han desarrollado métodos para medir la
tangente de pérdida dieléctrica , durante y después de la irradiación ,
de los materiales ópticos que se utilizarán en distintos márgenes de
frecuencia del calentamiento RF del plasma .
V.5 . SEGURIDAD Y MEDIO AMBIENTE
El trabajo se orienta sobre todo a las posibles causas , y
consecuencias , del escape de tritio gaseoso y a la eliminación de
desechos tritiados     ( sólidos ).
 ---pagebreak---                                                                        39 .
Se han desarrollado modelos de ordenador de términos -fuente
radiactivos y otros de dispersión global de gas tritio y de HTO ( está
en curso la primera prueba de validación ).
Se han analisado modos de -fallo y se ha hecho una evaluación de los
riesgos para distintos componentes del NET . Se ha estudiado la
descontaminac i ón de desechos metálicos tritiados       y se ha llegado a
la conclusión de que el -fundido al vacio con desgaseamiento es el
método más eficiente .
Está preparándose una evaluación del impacto de la fusión sobre el
medio ambiente , que será comunicada al Parlamento y al Consejo . Este
documento revisa además las perspectivas económicas de la fusión .
VI . NET
El equipo NET empezó a trabajar en la definición del NET a finales de
1983 , proponiéndose definir los objetivos , características
principales de diseño , opciones y p lan i f icac i ón del NET  e
identificar el trabajo de I -t- D, sobre todo de tipo tecnológico ,
necesario para el diseño del NET .
Esta fase se completó a finales de 1985 con suficiente detalle para
entrar en la fase de diseño preliminar ; el programa de I-H)
tecnológico se ha iniciado en la mayor parte de los campos de interés
para el NET .
Los objetivos del NET son producir un plasma con parámetros y
rendimiento aptos para reactores y señalar los principales puntos de
viabilidad tecnológica de un reactor de fusión . Asi , el NET debe
aspirar a la ignición controlada y combustión entendida , demostrar la
fiabilidad y posibilidad de mantenimiento del sistema , 1a seguridad
de su funcionamiento y su baja repercusión en el medio ambiente . Por
 último , el NET debe tener capacidad para evaluar conceptos de diseño
y para ensayar materiales y sistemas de extracción de tritio y
 energía para el DEMO ( reactor de demostración ) . A tal fin se ha
 desarrollado un plan escalonado y flexible de funcionamiento ( 13
 años ). El concepto y los parámetros de la máquina se han escogido en
 consecuencia , tras extensos estudios de op t imi zac i ón .
 La extrapolación del rendimiento del plasma que subyace en la
 slección de parámetros , está de acuerdo con los actuales resultados
 experimentales obtenidos con los tokamaks ; sin embargo , para tener en
 ---pagebreak---                                                                    40 .
cuenta una posible degradación se han tomado márgenes considerables
para conseguir la ignición y la combustión prolongada . El tamaño
general será considerablemente mayor gue el del JET : la corriente del
plasma podrá alcanzar hasta 15 MA (y el radio principal tendrá 5
metros en comparación con los 3 metros en el JET ), reflejando también
asi el hecho de que se ha previsto una zona fértil y un blindaje
entre la cámara del plasma y las bobinas superconductoras de campo
magnético toroidal . Se podrán generar hasta é>00 MW de energía por
reacciones de fusión durante un impulso de quemado D-T de unos 500s
de duración .
Se han elaborado conceptos de diseño relativos a los componentes
principales de la máquina básica    para guiar a las Asociaciones en el
desarrollo de los mismos y para confiar a la industria el estudio de
viabilidad . En cuanto a los materiales próximos al plasma , cuyas
condiciones de f une ionamiento son criticas y algo inciertas , se
estudian varios conceptos de diseña    y la selección de soluciones de
referencia requiere más trabajo y una base de datos más amplia . Se
han definido e iniciado las tareas correspondientes de las
Asociaciones y la industria .
VII . CONCLUSION
Con JET , el experimento mundial más importante que fue concebido
desde su inicio como un esfuerzo conjunto realizado por todas las
Asociaciones , con los tokamaks medios y los dispositivos alternativos
en los laboratorios asociados , Europa ha alcanzado en los últimos
años una indiscutible posición hegemónica en el mundo . El Programa
Europeo de Fusión participa en todos los planes de colaboración
actualmente en discusión entre los programas de fusión del mundo . Su
buen equipamiento le permitirá mantener su posición prominente
durante muchos años si se le concede el apoyo financiero adecuado .
 ---pagebreak---                                                                        41 .
                     B) PROPUESTA DE REGLAMENTO DEL CONSEJO
       por el que se adopta un Programa de investigación y -formación
       ( 1987-1991 ) en el campo de la -fusión termonuclear controlada
EL CONSEJO DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS ,
Visto el Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía
Atómica y en particular , su articulo 7 ,
Vista la propuesta de la Comisión < x > presentada previa consulta al
Comité Científico y Técnico ,
Visto el dictamen del Parlamento Europeo' 2 ' ,
Visto el dictamen del Comité Económico y Social < 3 > ,
Considerando que el problema energético es común a todos los Estados
miembros ; que los esfuerzos conjuntos para resolver este problema
pueden producir mejores resultados ; que la fusión termonuclear es una
de las soluciones posibles del problema energético a largo plazo ; que
debe coordinarse      la utilización racional  de todas las fuentes de
energía ; que la Comunidad debe seguir velando , por consiguiente , por
garantizar una coherencia óptima de sus esfuerzos entre las
actividades comunitarias en los diversos sectores de la energía y de
la invest igac i ón energética ;
Considerando que el Consejo adoptó el ... ( 4 ) el Programa Marco de
 las actividades comunitarias de invest igac i ón y desarrollo
tecnológico ( 1987 a 1991 ) que tiene en cuenta las consideraciones
anteriormente mencionadas ;
 ( 1 ) DO n9
 (2)   DQ nQ
 (3)   DO nQ
 ( 4 ) DO nQ
 ---pagebreak---                                                                          42 .
Considerando que la -fusión termonuclear es una posible nueva -fuente
de energía que utiliza un combustible prácticamente inagotable y
un i versalmente accesible ; que los reactores magnéticos de fusión
tendrán carácter í st icas inherentes de seguridad y prometen una baja
repercusión en el medio ambiente ; que la fusión termonuclear constitu¬
ye ) por tantoj un objetivo importante dentro del Programa marco ;
Considerando que el Consejo ha adoptado , mediante su Decisión
85 / 201 / Euratom < A > , un Programa de investigación y formación ( de
1985 a 1989 ) en el campo de la fusión termonuclear controlada ; que en
el artículo 3 de dicha Decisión se establece que la Comisión
presentará al Consejo , basándose en la revisión que se ha de realizar
durante el segundo año del programa , una propuesta de revisión con la
finalidad de sustituir el programa de 1985 a 1989 por un nuevo
programa de cinco años en 1987 , siendo 1987 , 1988 y 1989 años comunes
a los dos programas ; que , por consiguiente , procede derogar dicha
Decisión 85 / 201 / Euratom ;
Considerando que , debido a la citada derogación , quedan disponibles
aproximadamente 171 millones ECU de la   suma considerada necesaria para el
programa precedente , excluido el JET ( Joint European Torus ) , y
aproximadamente 209 millones ECU de la   suma considerada necesaria en el
programa precedente para el proyecto JET ; que dichos importes pueden
asignarse al nuevo programa ; que tal asignación , junto con el hecho
de que el programa abarca todo el trabajo ejecutado en este campo en
los Estados miembros ,        debe tenerse en cuenta al estimar las
cantidades necesarias para la ejecución del nuevo programa ;
Considerando que , debido a la amplitud del esfuerzo necesario para
alcanzar la etapa de aplicaciones de la fusión termonuclear
controlada que puede resultar beneficiosa para la Comunidad ,          debe
continuar con carácter conjunto , en sus diversas etapas de
desarrollo , el trabajo realizado hasta ahora en este campo ;
( 5 ) Dü nQ L 83 de 28.3.1985 , pég . 25 .
 ---pagebreak---                                                                       43 .
Considerando que la investigación propuesta por la Comisión
constituye un medio adecuado para perseguir tal acción y que , por
tanto , el interés común exige adoptar un programa multianual en el
campo de la -fusión termonuclear controlada , cuya existencia es , por
otra parte , necesaria para que la Comunidad pueda participar en la
cooperación internacional en este campo ;
Considerando que no debe cambiar la estrategia en la que se basa la
continuación del programa ,   a saber :
     proseguir un programa sustancial dirigido a la consecución de un
     reactor de demostración y basado en el concepto Tokamak para
     completar la primera etapa del programa formado por el proyecto
     JET con sus ampliaciones y por la plena explotación de los
     dispositivos que existen o se están construyendo en las
     Asociaciones ,
-    proseguir el anteproyecto de la segunda etapa del programa
     Tokamak , el Next European Torus ( NET ) asi como los desarrollos
     tecnológicos necesarios para su diseño y construcción , y los
     requeridos a largo plazo para el reactor de fusión ,
-    investigar , en función de los recursos disponibles , sistemas
     alternativos de confinamiento , con especial atención a la
     estr icción por campo invertido y a los este laradores , sin
     perjuicio de una reevaluación periódica de su potencial de
     reactor en comparación con el del Tokamak ;
Considerando que esta estrategia deberá ser examinada de nuevo en la
próxima revisión del programa , cuyo propósito será reemplazar el
programa actual por otro programa quinquenal el 1.1.1990 ; en el
momento de dicha revisión , convendría decidir cuándo deben empezarse
 las operaciones en D+T en el JET y cuándo hay que iniciar el proyecto
 detallado del NET ;
 Considerando que el programa de investigación del Centro Comün de
 Investigaciones establece la par t ic ipac i ón del CCI en el campo del
 NET y de la tecnología ;
                                                          41
 ---pagebreak---                                                                            44 .
Considerando que Suecia y Suiza están asociadas con las actividades
de la Comunidad en el campo de la fusión termonuclear controlada ;
Considerando que la Comunidad debe seguir estimulando la realización
de determinados equipos correspondientes a          proyectos considerados
prioritarias » a actividades de apoyo al Jet y al NET por parte de las
Asociaciones       y a determinados     trabajos de
tecnología de fusión       mediante la concesión de una tasa preferente de
par t ic ipac i ón en los gastos de   dichos proyectos .
Considerando que debe reforzarse la par t ic ipac i ón directa de la
industria en la ejecución del programa , en particular en lo que se
refiere al NET y a la tecnología de fusión ;
Considerando , además , que es conveniente favorecer la movilidad del
personal entre las organizaciones que cooperan en la ejecución del
programa ,
DECIDE :
                                    Artículo   1
Se adopta un programa de la Comunidad Europea de la Energía Atómica
de investigación y formación en el campo de la fusión termonuclear
controlada , tal como se define en el Anexo , para un periodo de cinco
años a partir del 1       de enero de 1987 .
                                    Artículo 2
Los fondos estimados necesarios para la ejecución del programa ,
excluido el JET , ascienden a 533 millones ECU , incluidos los gastos de
personal correspondientes a 105        personas .
Los fondos estimados necesarios para el JET durante el programa
ascienden a 378 millones ECU , incluidoslos gastos de personal
correspondientes a 191 empleados temporales , tal y como se definen en
la letra a ) del artículo 2 del régimen aplicable a los otros agentes
de las Comunidades Europeas .
 ---pagebreak---                                                                     45 .
                                Articulo 3
En el transcurso del tercer año , la Comisión procederá a la
evaluación del programa de acuerdo con Los objetivos consignados en
el Anexo . Tras dicha evaluación , la Comisión presentará al Consejo, en
1989, una propuesta de revisión destinada a sustituir el presente
programa por un programa de cinco años a partir del 1     de enero de
1990 .
                                Articulo 4
Queda derogada , con e-fecto a partir del 1 • de enero de 1987 , la
Decisión 85 / 201 / Euratom .
                                Articulo 5
 El presente Reglamento entrará en vigor el 1 de enero de 1987 .
 El presente Reglamento será obligatorio en todos sus elementos y
 directamente aplicable en cada Estado miembro .
 Hecho en Bruselas , el
                                                       Por el Consejo ,
                                                       El Présidente
 ---pagebreak---                                                                              46 .
                                    ANEXO
                      FUSION TERMONUCLEAR CONTROLADA
1 . El programa que debe ejecutarse tendrá por objeto :
    (a)  la -física del plasma en el sector considerado , en particular
         los estudios de tipo básico relativos al conf inamiento por
         dispositivos adecuados y a los métodos de producción y de
         calentamiento del plasma ;
    (b ) la invest igac i ón sobre el confinamiento ) en conf igurac iones
         cerradas , de plasmas con densidades y temperaturas variables
         en intérvalos muy amplios ;
    (c ) la investigación sobre la interacción luz-materia , sobre los
         fenómenos de transporte y sobre el desarrollo de láseres de
         alta energía ;
    (d)  el desarrollo y aplicación a los dispositivos de
         conf inamiento de métodos suficientemente potentes de
         calentamiento del plasma ;
    (e)  la mejora de los métodos de diagnóstico ;
    (f)  el anteproyecto y posiblemente , el comienzo del proyecto
         detallado del NET ( Ne:;t European Torus ) y los desarrollos
         tecnológicos necesarios para su diseño y construcción , asi
         como los requeridos , a plazo más largo , para el reactor de
         fusión ;
    (g ) la ampliación del JET a la fase de rendimiento pleno ; el
         funcionamiento y e;;p lotac i ón del mismo .
El trabajo mencionado en los párrafos(a ) ,    ( b ), ( c ), ( d ), ( e ) y ( f ) se
ejecutará mediante contratos de asociación o contratos de duración
limitada , dirigidos a la obtención de los resultados necesarios para
la ejecución del programa , y que tengan en cuenta los trabajos
realizados por el Centro Común de Invest igac iones , en particular los
relativos al NET y a la tecnología mencionada en el párrafo(f ).
 ---pagebreak---                                                                          47 .
La ampliación del proyecto JET mencionada en el párrafo(g ) ha sido
confiada a la empresa común " Joint European Torus ( JET )", establecida
por la Decisión 78 / 471 / Euratom ‘ 1 * .
2.     El programa establecida en el apartado 1 forma parte de un
       proyecto cooperativo a largo plazo que abarca todas las
       actividades realizadas en los Estados miembros en el campo de la
       fusión termonuclear magnética controlada , y está destinado a
       conducir , a su debido tiempo , a la construcción conjunta de
       prototipos para su fabricación industrial y comercialización .
3.     El importe de 533 millones ECU estimado necesario para la ejecución del
       programa , excluido el JET , permitirá financiar !
        ( a ) proyectos prioritarios a una tasa uniforme del 457.
               aproximadamente , según se especifica en el apartado 4 ;
        ( b ) gastos corrientes de las asoc iac iones , a una tasa uniforme
               del 257. aproximadamente ;
        ( c ) ciertos contratos industriales en los campos " NET / tecnolog ia
               de fusión " y desarrollo de métodos avanzados de calentamiento
               del plasma a una tasa del 1007., según se define en el
               apartado 4 ;
         ( d ) gastos de administración destinadas a garantizar una moviidad
               del personal que permita a éste trabajar en organizaciones
               que cooperen en la ejecución del programa y en el equipo NET ;
         ( e ) gastos de explotación del equipo NET a una tasa aproximada
               del 757.;
 ( 1 ) DO nQ L 151 , 7.6.1978 , p. 10 .
 ---pagebreak---                                                                                      48 .
   El balance positivo que pudiera resultar de las contribuciones de
   terceros países asociados al programa ( Suecia y Suiza ), excluido
   el JET » se dedicará a la part ic ipac i ón financiera de la Comunidad
   en los gastos mencionados en el apartado 3 .
4. Previa consulta del Comité        Consultivo del Programa de Fusión , la
   Comisión podrá financiar , a una tasa uniforme del 45%
   aproximadamente , tal como se especifica en el apartado 3(a ),
   proyectos relativos a cualquiera de las áreas siguientes !
    ( a ) sistemas tokamak y apoyo al JET ;
    ( b ) otras máquinas toroidales ;
    ( c ) calentamiento e inyección ;
    ( d ) NET y tecnología de fusión .
   Si tales proyectos pertenecieren a las áreas ( c ) y ( d ), y fueren
   ejecutados por la industria ,         la Comisión podrá financiarlos a una
   tasa del 100% , según se indica en el apartado 3(c ).
   En contrapar t i da , todas las Asociaciones tendrán derecho a
   participar en los experimentos realizados con el equipo asi
   constru i do .
5. Se estima en 531 millones ECU el total      de las contribuciones de los
   miembros de la Empresa Común JET necesarias para la financiación
   de los pagos del JET durante el periodo 1987-1991 del programa .
   Este importe deberá cubrir la ampliación del JET a su nivel de
   rendimiento máximo , asi como su f une ionamiento y explotación . De
   acuerdo con los Estatutos del JET , el 807. de este importe , o sea,
   425 millones ECU, se financia   mediante el presupuesto de la Comunidad .
   De estos 425 millones ECU, 19 millones ECU han sido invertidos por la
   Comisión antes de 1987 .        El saldo     de 406 millones ECU se financiará de
    la manera siguiente :
    . 378 millones ECU:    parte que destina el programa al JET ;
    . 28 millones ECU:     contribución al JET de Suecia y Suiza a través
          del presupuesto de la Comunidad .
 ---pagebreak---                                                                                 49 .
                                 C)  FICHA FINANCIERA
                     I. F'RQGRAMA DE FUSION       ( exclu ! do el JET )
      1 .    PARTIDA PRESUPUESTARIA : 7310
      2.     NOMBRE DE LA PARTIDA :                         Fusión termonuclear -
            Programa General
      3.    BASE JURIDICA ! Articulo 7 del Tratado CECA
                              Decisión del Consejo 85 / 201 / Euratom * 1 *
                              y Reglamento esperado en 1986 .
      4.    DESCRIPCION , OBJETIVO ( S ) Y JUSTIFICACION DEL PROGRAMA
                                       ( inc lui do el JET ) s
      4 . 1 Descripc i ôn
            El programa está destinado a proseguir la investigación y
            desarrollo en el campo de la -fusión termonuclear controlada ,
            y cubre todas las actividades realizadas en este campo por
            los Estados miembros . Suecia y Suiza están asociadas al
            programa . Se refiere , en particular , al estudio del confina¬
            miento magnético del plasma y a la tecnología de -fusión .
< 1 ) DO n9 L 83 , de 25.3.1985
 ---pagebreak---                                                                          50 .
4.2 Objetivos
    ( a ) Los objetivos a corto plazo del programa son :
           -      establecer la base física y tecnológica necesaria para
                  el diseño del NET ( Ne:;t European Torus ) , el gran
                  dispositivo que supondrá el paso posterior al JET )
           -      emprender el proyecto detallado del NET antes de que
                  finalice el periodo del programa ) si se dispone en ese
                  momento de los datos básicos necesarios )
           -      evaluar hasta qué punto otros sistemas de confinamiento
                  magnético distintos del tokamak < estelaradores ,
                  estricción por campo invertido ) pueden constituir
                  alternativas reales al mismo 5
           -      ejecutar un programa mínimo sobre confinamiento
                  inercial .
     ( b ) El objetivo final de este programa es determinar la posibi ¬
           lidad de producir a precio competitivo energía a partir de
           reacciones de fusión nuclear entre núcleos atómicos ligeros
           y ) en su caso t construir conjuntamente prototipos para su
           fabricación industrial y comercial ización .
4.3 Just i f icac i ôn
    El problema de la disponibilidad a largo plazo de fuentes de
    energía a escala mundial está muy lejos de poderse resolver . La
    fusión termonuclear es una de las escasas fuentes capaces de
    resolverlo       o , cuando menos 5 de contribuir signif icativamente a su
    resolución ] y de una forma que seria particularmente beneficiosa
    para Europa . Un reactor magnético de fusión utiliza combustible
    virtualmente inagotable y un i versalmente accesible ) tiene
    carácter í st icas de seguridad intrínsecas y promete un bajo
    impacto sobre el medio ambiente . Las razones principales para
    investigar y realizar progresos en este campo a nivel comunitario
    son las siguientes :
    -      el volumen de los recursos humanos y financieros requeridos )
           que revela la dificultad de alcanzar dicho desarrollo a nivel
           nacional ;
 ---pagebreak---                                                                                           51 .
       -     la larga duración del esfuerzo ( que se extiende al próximo
            siglo ) necesaria para lograr la construcción del reactor ;
       -     la existencia de una necesidad colectiva , común a todos los
            Estados miembros ;
       -     la creación de un mercado europeo para las industrias
             europeas especializadas en tecnología punta ;
       -     en caso de tener éxito ,         la apertura de un vasto mercado
             interior para el reactor europeo .
       -     crear un socio potencial de igual envergadura                 para los otros
             tres programas mundiales de fusión , promoviendo de esta
             manera la cooperación internacional en el campo de la fusión ;
       -     la calidad del Programa de Fusión Europeo ,               cuyo puesto de
            vanguardia es reconocido    mundialmente , y al que están totalmente
             asociadas Suecia y Suiza .
       La fusión responde , pues , a los criterios propios del programa
       comunitario de        I+-D .
5.     IMPLICACIONES FINANCIERAS TOTALES DEL PROGRAMA GENERAL PARA EL
       PERIODO    1987 A     1991
5.1    Imp 1 icac i ones en materia de pastos
5.1.1        Costes a carqo de :
             - Presupuesto de las Comunidades :                616,0   millones ECU ( 1 )
             – Administraciones nacionales y
               otros sectores        nacionales :          1.117.0     millones ECU
                                          Coste total :    1 . 733 . 0 millones ECU
5.1.2        Tramos y calendarios plurianuales
             En 1976 , el Consejo , a propuesta de la Comisión , adoptó el
             principio del " programa corredizo"          al mismo tiempo que
 ( 1 ) Los 616,0 millones ECU incluyen 83 millones ECU comprometidos antes de 1987
       en el marco del programa 1985–89 para la ejecución de trabajos
       después de 1986 . La par t ic ipac i ón de la Comunidad para 1987-91
        indicada en la Propuesta de Reglamento del Consejo es , por
       consiguiente , de 533 millones ECU (616 millones ECU - 83 millones ECU).
 ---pagebreak---                                                                                52 .
       aprobaba el programa de 1976-1980 . El Consejo -fija en cada
       decisión de programa el importe de los créditos de compromiso
       concedidos al programa          asi como el de los créditos de compromiso
       disponibles del programa precedente . El tramo abierto para cada
       programa corresponde a los importes asignados menos los
       disponibles . Los tramos agregados abiertos para un periodo dado
       constituyen los -fondos totales de que dispone la Comisión para
       ejecutar los dos programas durante dicho período . Teniendo en
       cuenta la asignación propuesta al Programa General de 1987-1991 ,
       estos -fondos ascienden a un total de 1.181,0 millones ECU para el
       periodo 1976-1991 ; se han calculado como sigue !
                                                              Tramo
Programa 1976-80 :                                      124,0    millones ECU
Programa 1979-83 :       190,5 - 44,0      ( crédi-
tos disponibles del programa 1976-80 ):                 146,5    millones ECU
Programa 1982-86 :      301 - 67     ( créditos
disponibles del programa 1979-83 ):                     234,0    millones ECU
Programa 1985-89 :      360   (1)    - 45,5    ( cré-
ditos disponibles del programa 1982-86 ):               314,5    millones ECU
       Total  tramos abiertos para 1976-89 :            819,6    millones ECU
Programa propuesto para 1987 - 91:553,0 - 171
( previsión de créditos disponibles
del programa 1985-89 ) :                                362,0     millones ECU
                             Total :                  1.181,0 . _ millones ECU
       Los programas siguientes se refieren al periodo 1976 a 1991 , y
       cubren los programas previos , el programa actual de 1985-89 y el
       programa propuesto para 1987-91 :
 ( 1 ) Ver Comunicación de la Comisión al Consejo sobre el Programa de
       Fusión ,  doc . 801*1(85 ) 789 final .
 ---pagebreak---             Compromisos , en  millones ECU,               sin las contribuciones de terceros países
                                      1976-85       1986         1986         1987       1988        1989       1990        1991      Total     Total
                                                   Gastos       Créditos                      Gastos' previstos                      1976-91   1987-91
                                      Gastos
                                                                prorrogados
                                                                   ( ir
                                      449,0           8,0           2,0                                                        -
                                                                                                                                       459,0        -
    Programas 1976 / 86
                                                                                                        -           -
                                                                                 -         -
                                       90,8          94,1           4,1        100,3     60,7        10,0                      -
                                                                                                                                        360,0     171,0
    Programa actual 1985/89
                                                                                                                    -
                                                                                         56,0       100,0          113,0     93,0      362,0     362,0
    Program propuesto 1987/91           -             -             -            -
    Total                             539,8        102,1            6,1       100,3    116,7        110,0          113,0     93,0     1181,0     533,0
                               Pagos en , millones ECU , s in          contribuciones  de terceros países        ( Suecia y SUiza)
                                      1976-85       1986          1986        1987       1988        1989        1990       1991 y    Total     Total
                                      Gastos       Gastos       Créditos                      Gastos previstos              años     1976-91  1987-91
                                                                prorrogados                                                 siguien           y años
                                                                                                                           tes     –          siguientes
                                                                     (1)
                                      389,2          33,2           1,6         14,4     20,6           -           -          -
                                                                                                                                       459,0       35,0
    Programas 1976 / 86
    Programa actual 1985/89            10,1          75,6           0,7         78,8     66,0        81,7           21,4     25,7      360,0     273,6
    Program propuesto 1987/91           -             -             -            -
                                                                                         10,2        40,0          115,0    196,8      362,0     362,0
     Total                            399,3        108,8            2,3         93,2     96,8       121,7          136,4    222,5     1181,0     670,6
Nota : ( 1 ) Los créditos prorrogados de 1986 forman parte del programa 1985-89 .
         ( 2) Las cifras de esta colima no incluyen las cantidades prorrogadas de 1986 para su desembolso en 1987.
 ---pagebreak---                                                                                                    54 .
5 . 2 Método de cálculo
      (a)     Gastos de personal
              La plantilla propuesta es :
                Años            A             B                   C                   Total
               1987-91          73           29                   3                     105
              El cálculo de los gastos de personal se basa en los gastos
              actuales        de   1987   incrementados en un 4 V. anual            durante      los
              años 1989-91 . Los créditos para personal incluidos en el
              presupuesto no tienen en cuenta que el JET reembolsa a la
              Comisión los gastos de personal asignados del Programa
              General        al   JET .
              Los gastos de la Comunidad en materia de personal se incluyen
              en las partidas ( b ) y ( c ) que siguen .
       (b )   Gastos de funcionamiento administrativo y técnico                             y de
              qest i ón
              Abarcan los gastos de desplazamiento , misiones , expertos y
              organización de reuniones                 asi como la utilización del apoyo
               administrativo y técnico .              Incluyendo la f inanciación del
              programa de evaluación , por lo que a la -fusión se refiere ( 1 ),
               asi como el coste del personal de la Comisión que trabaja en
               la Dirección de Fusión en Bruselas , los gastos se estiman en
               1 4 mi L Iones ECU y deben financiarse         en un 1007. con el
               presupuesto de la Comunidad . Este importe representa el 1,47
               de la dotación de la Comunidad y el 0,67. del coste global de
               I*-D de la Comunidad en materia de -fusión ,                    incluido el JET .
         (1 ) EL coste del grupo de evaluación a que se refiere La Sección VI del Memorándum explicativo
              se calcula actualmente en medio millón ECU aproximadamente .
 ---pagebreak---       (c ) Gastos de contratos
           i)    Contratos de asociación . Para el periodo 1987-91 ) el
                 coste de la ejecución del programa de fusión en los
                 laboratorios asociados con la Comunidad se estima en
                 1.611 mi l lories tCU, incluidos    el apoyo de dichos laboratorios
                 si JET y al NET ) su actividad en el campo de la
                 tecnología de fusión y el coste del personal de la
                 Comisión destacado en ellos . La Comunidad participará
                 en la f inanciación de estos gastos en las proporciones
                 siguientes :
                 -    Apoyo General a los gastos generales y al trabajo
                      básico sobre tecnología : alrededor del 257.;
                 -    Apoyo Preferente a            trabajos prioritarios de        física
                      y tecnología ) asi como al trabajo en el JET y el
                      NET : alrededor del 457.;
                 -    funcionamiento admin istrat i vo y técnico del equipo
                      NET :   alrededor       del  757 .
                 El gasto de la Comunidad relacionado con la participa ¬
                 ción en la financiación de los gastos de las asocia ¬
                 ciones se estima en 429 millones ECU ( 1 ). .
           ii)   Contratos industriales . Se prevé un mayor número de
                 contratos de desarrollo             industrial      en el   marco del NET
                 y de la tecnología de fusión ) asi como en el desarrollo
                 de métodos avanzados de calentamiento del plasma . En
                 1990 y 1991 ) cuando el Proyecto NET entre en la fase de
                 proyecto detallado ) habrá que encargar a la industria
                 prototipos de los componentes del dispositivo NET . La
                 Comunidad financiaría tales contratos al 1007 ) y se
                 destinan unos 74 millones ECU a este propósito .
           iii ) Los costes inherentes a la movilidad de personal no
                 per tenec i en te a la Comisión se estiman 6 mi llones ECU y .
                 deben financiarse en un 1007 con el presupuesto de la
                 Comunidad . Be requiere una dotación
( 1 > A los 429 millones ECU deben añadirse 61 millones ECU comprometidos         antes de
      1987 para los anos 1987 - 1989 .
 ---pagebreak---                                                                                          56 .
                 de 8,0 . mi Llenes ECU para financiar * el personal de la
                 Comisión adscrito a           las asociaciones ,       en una proporción en
                 torno  al   42 "/..
        iv )     Se hace una       dotación     de 2 millones ECU para Becas .
5.3 Créditos disponibles del proqrama 1985-89
    -   Tramos abiertos para 1985-89                          360,0 millones ECU
    -   Menos : créditos compometidos
        al   -final  de 1985 y       1986 ,  créditos
        prorrogados de 1986 :             - 189,0 mil Iones ECU
    -   Créditos no utilizados disponibles
        para 1988-89 :                                        171,0 millones ECU
5.4 Implicaciones en materia de recursos
        Impuestos comunitarios sobre los sueldos del personal de la
        Comisi ón
        Contribución de este personal al régimen de pensiones .
6.  FINANCIACION DEL PROGRAMA
    -   Créditos consignados en los presupuestos de las Comunidades
        europeas para los años 1976 a 1987 .
    –   Créditos que se consignen en -futuros presupuestos                       ( 1988 a
        1991 y posteriores ) .
 ---pagebreak---                                                                      57 .
7 . TIPO DE CONTROL APLICABLE
     Control científico :       Comités de dirección      establecidos por
                                los contratos de asociación firmados
                                con los laboratorios nacionales .
                                Comité Consultivo        del    Programa
                                de Fusión , establecido por Decisión
                                del Consejo de 16.12 . 1980 .
     Control administrativo
     y financiero :           - Comités de   dirección .
                              – DG de Control Financiero en lo gue
                                respecta a la ejecución del
                                presupuesto y a la regularidad y
                                conformidad de los gastos , y
                                División " Contratos ", asistida por
                                compañías de auditoria contratadas
                                por la Comisión ( DG XII ).
 ---pagebreak---                                                                                    58 .
                                      II ) PROYECTO JET
1.  PARTI (A PRESUPUESTARIA : 7311
2.   NOMBRE DE     LA    PARTIDA :                     Participación en la Empresa
    Conjunta JET .
3.  BASE JURIDICA :                Artículos 45 a 51 del Tratado CECA y
                                   articulo 9 de los Estatutos del JET ,
                                   Decisiones del Consejo 78 / 470 / Euratom de
                                   30.5.1978     ( DO L 151 de 7 de junio de 1978 ,
                                   p . 8 ), 30 / 318 Euratom de 13.3.1980 ,
                                   81 / 380 / Euratom de 19.5.1981 , 82 / 350 / Euratom ,
                                   85 / 201 / Euratom y Reglamento del Consejo
                                   previsto para 1987 .
4.  DESCRIPCION ,        OBJETIVOS Y JUSTIFICACION DEL PROYECTO :
4.1 Descripciôn
    Construcción , -funcionamiento y explotación , como parte del
    Programa de Fusión de la Comunidad , y en bene-ficio de los parti ¬
    cipantes en el mismo , de una gran conf i gurac i 6n toroidal de tipo
    tokamab y de sus instalac iones anejas ( JET , Joint Eur opean Torus )
    con objeto de extender el margen de parámetros aplicables a los
    experimentos de -fusión termonuclear controlada a condiciones
    cercanas a las requeridas en un reactor termonuclear .
 ---pagebreak---                                                                        59 .
4.2 Qb .iet i vos
     Obtener y estudiar un plasma en condiciones y dimensiones que se
     aproximen a las requeridas en un reactor termonuclear . Para ello
     ha de trabajarse en cuatro áreas principales !
     (i)      evolución del comportamiento del plasma a medida que Los
              parámetros se van aproximando al margen del reactor ;
     ( ii )   interacción plasma-pared en tales condiciones ;
     ( iii )  estudio del calentamiento del plasma ;
     ( iv )   estudio de la producción y confinamiento de partículas alfa
              y del consiguiente calentamiento del plasma .
4.3 Just i -f icac i 6n
La ejecución del proyecto JET es una etapa esencial en el desarrollo
del programa de -fusión de la Comunidad . En lo que respecta al obje ¬
tivo final de este programa y su justificación , véase la Parte I ,
Sección 4.3 de esta ficha financiera .
5.   IMPLICACIONES FINANCIERAS TOTALES DEL JET DURANTE EL PERIODO DE
     1987 A    1991
5. 1 Imp 1 icac iones para el  Programa Marco 1987-91
Para el periodo de programa 1987-91 , se requieren los siguientes
 fondos para JET :
     Dotación de Programa 1987-91                  378,2 millones ECU
     Fondos disponibles del
     programa de fusión 1985-89                    209,2 millones ECU
     Nuevos fondos necesarios para 1987-91         169,0 millones ECU
 Estas cifras no incluyen la par t ic ipac i ón de Suecia y Suiza .
 ---pagebreak---                                                                                60 .
5 . 2 Método de cálculo
En su reunión de marzo de 1987 , el Consejo JET aprobó un Plan de
Desarrollo del Proyecto y una Estimación del Coste del Proyecto ;
ambos cubren el periodo que queda hasta la expiración del Proyecto en
 1992 . La -f inane iac i ón asociada del JET para el periodo 1987 a 1991 se
estimó como sigue !
       Compromises                             490,6 millones ECU
       Pagos                                   542,5 millones ECU
       Contribuciones de los miembros          531,3 millones ECU
 Estas estimaciones tienen en cuenta una tasa de              in-flación anual
 continua del 47., según la media de los índices de inflación del JET
 para 1986 . El 807 de las contribuciones de los miembros/ que se estima
alcanzan 425,0 millones ECU,     deberá ser financiado vía la Comunidad . Dado
que 19,2 millones ECU han    sido comprometidos antes de 1987 para el periodo
 1987-91 , se estiman , por consiguiente , en 405,8 millones ECU los créditos
 de compromiso para dicho periodo .
 Estos 405,8 millones ECU se financiarán     de la manera siguiente : 27,6 millones
ECU          i a par t ic ipac i ón estimada de Suecia y Suiza al JET , pagada
 vía el presupuesto comunitario ; el saldo de 378,2 millones ECU deberá ser
 financiado directamente por la Comunidad , siendo su dotación para el
 Programa 1987–91 . El método de cálculo para las par t ic i pac iones de
 Suecia y Suiza se describe en la Parte III de esta ficha financiera .
 ---pagebreak---                                                                          61 .
El cálculo aparece en el cuadro a continuación . He aquí un resumen :
Dotación de Programa 1987-91                  378,2 millones ECU
Par t ic i pac iones de Suecia y Suiza         27,6 millones ECU
Créditos comprometidos antes de
      1987 para el periodo 1987-91             19,2 millones ECU
807. de las contr ibuciones de
      los miembros del JET para el
      periodo 1987-91                         425,0 millones ECU
Contribuciones de la organización
      " huésped "  ( 107.)                    106,3 millones ECU
      y de los miembros del JET con
      contratos de asociación con
      EURATOM ( 107.)                         -
Contribuciones        de   los miembros
      al JET para el periodo 1987-91          531,3 millones ECU
5 . 3 Imp 1 icac iones en materia de ingresos
Impuestos comunitarios sobre los sueldos del personal temporal .
6.    FINANCI ACI0N DEL PR0YECT0 :
Créditos consignados en el presupuesto de las Comunidades Europeas
para el periodo 1976-1984 .
Créditos que se consignen en -futuros presupuestos ( de 1987 a 1991 ).
7 . TIP0 DE C0NTR0L APL I CABLE
 ( A ) Control científico :          Consejo JET
                                     Comité Consultivo del Programa de Fusión .
 ( B ) Control administrativo
        y financiero :               Conseja JET
                                     Tribunal  de Cuentas .
 ---pagebreak---                                                                                    62 .
Notas     al   cuadro
( 1 ) Todos los importes de la parte superior del cuadro corresponden
      al Plan de Desarrollo del Proyecto y a la Estimación del Coste
      del Proyecto ) aprobados por el Consejo JET en marzo de 1987 .
( 2 ) Se han calculado las contribuciones de los miembros para el
      periodo 1987-91 a partir del perfil del presupuesto de pagos
      est imados , del cual se substraen las estimaciones de             entradas
       diversas , principalmente intereses bancar ios .
( 3 ) La dotación del JET en el p rograma de pusión 1985-89 , incluyendo
       las participaciones de Suecia y Suiza , alcanzó 330,0 mi L Iones ECU. Se
      estimaron las contribuciones de Suecia y Suiza en 23,9 millones ECU,
       siendo el saldo de 306 , 1 millones ECU la participación    directa de la
      Común i dad .
( 4 ) Los créditos prorrogados de 1986 se refieren al programa 1985-89 .
      Estos      créditos    ae    pagos
       prorrogados por JET han sido ya financiados por contribuciones de
       los miembros en    1986 .
 (5)   A finales de 1986 ,     las contribuciones de los miembros al JET
       alcanzaban 633,8 mi llones ECU, de los cuales el 807., o sea 507,1 millones
           ECU , han sido financiados por la Comunidad . Puesto que para
       esas fechas 526,3 millones ECU habian  sido comprometidos , el importe ya
       comprometida para el periodo posterior a 1986 era , pues , de 19,2
      millones ECU .
 (6)   De la totalidad de las contribuciones de los miembros ( 531,3 millones
       ECU       para el periodo 1987-91 , el 807. , es decir 425,ü millones tCU deoen
       ser financiados vía la Comunidad . Puesto que 19,2 millones ECU han sido
       comprometidos antes de 1987 para el periodo considerado ,                los
       compromisos que se estiman para dicho periodo son de 405,8
      millones ECU.
 (7) Las cifras de esta columna no incluyen las cantidades prorrogadas de 1986
      para su desembolso en 1987 .
 ---pagebreak---                 Cuadro : Perfiles financieros de la Empresa común JET y de la participación comunitaria en el JET
                                                             0
                                      1976-85       1986          1986(4 )  1987  1988     1989    1990  1991  Total      Total
Millones ECU suponiendo una                                                                                    1976-91    1987-91
inflación continua del 4% anual       Gastos       Gastos       Créditos               Gastos previstos
                                                                prorrogados                                                 (7)
PRESUPUESTO DEL JET(l )
                                       600,5        100,2         30,4       88,7 125,1    106,8    89,9  80,1  1221,7     490,6
    Compromisos
                                       542,3         95,3         12,3      104,4 108,5    118,1   115,4  96,1  1192,4     542,5
    Pagos
    Contribuciones de los              548,5 ( 5 )   85,3          -
                                                                             99,8 106,4    116,6   113,9  94,6  1165,1     531 , 3 ( 6 )
       miembros   (2)
PARTICIPACION COMUNITARIA
    Compromisos (excluidas CH+S )
     . Programas 1976-1986             393,3          -            -          -     -        -       –
                                                                                                                 393,3        “
     . Programa 1985-1989               23,9         73,0          -
                                                                             75,1  78,7     55,4           -
                                                                                                                 306 , 1®  209,2
     . Programa 1987-1991                -            -            “          -     -
                                                                                            12,9    85,3  70,8   169,0     169,0
     Total ( excluidas CH+S )          417,2         73,0          -
                                                                             75,1  78,7     68,3    85,3  70,8   868,4     378,2
     Suecia y Suiza                     31,1          5,0          -
                                                                              5,4   5,7      5,8     5,8   4,9    63,7       27,6
     Total ( incluidas CH+S )          448,3 ( 5 )   78,0 ( 5 )    -
                                                                             80,5  84,4     74,1    91,1  75,7   932,1     405,8 ( 6 )
     Pagos ( excluidas CH+S )
      . Programas 1876-1986            393,3          -            -          -     -        -       -
                                                                                                                 393,3        -
      . Programa 1985-1989              14,3         63,2          2,8       75,1  78,7     72,0     -     -
                                                                                                                 306,1     225,8
      . Programa 1987-1991               -            -            -          -     -
                                                                                            12,9    85,3  70,8   169,0     169,0
Total     ( excluidas CH+S )           407,6         63,2          2,8       75,1  78,7     84,9    85,3  70,8   868,4     394,8
 Suecia y Suiza                         31,1          5,0          -
                                                                              5,4   5,7      5,8     5,8   4,9    63,7      27,6
Total     ( incluidas CH+S )           438,7         68,2          2,8       80.5  84,4     90,7    91,1  75,7   932,1     422,4
 ---pagebreak---                                                                                         64 .
III .  Contribución de terceros Estados asociados con el Programa
       de Fusión
1.     Programa General
1. 1   Periodo    1976-1986
Las contribuciones recibidas se estiman en                          42 millones ECU
menos : gastos de la Comunidad por la
ejecución de los acuerdos de cooperación ,
      estimado en :                                              – 25
                                                                 -     millones
                                                                       mi llones ECU
Balance positivo disponible para el
Programa General , estimado en :                                   17
                                                                   17  mi l lones
                                                                            *- ones ECU
                                                                                    ECU
El importe de 17 millones ECU se ha utilizado para mantener el apoyo
general a las Asociaciones de la Comunidad en un 25 /í .
1.2 Periodo      1987-1991
La par t ic i pac i ón -financiera de Suecia y Suiza en el Programa General
se calculará , como antes , basándose en los pagos de la Comunidad al
Programa General y proporcionalmente al producto interior bruto de
dichos países en comparación con el producto interior bruto de la
Común i dad .
Dado que los contratos de asociación negociados en la actualidad con
Suecia y Suiza expirarán el 31.12.1989 , no será posible evaluar los
gastos en dichos países hasta finales de 1991 . Se prevé que ambos
países      participen activamente en el programa en crecimiento              de tecnología
de la fusión . Por consiguiente , se espera una disminución o incluso
desaparición del saldo positivo . En caso de saldo positivo , la
Comisión propone utilizarlo para la financiación de los gastos en las
Asociaciones de       la Comunidad .
La adhesión de España a la Comunidad Europea el 1.1.1986 puso fin, ese
mismo día, a sus contribuciones al programa de fusión como tercer país
asoc iado .
 ---pagebreak---                                                                      65 .
2.   JET
2 . 1 Periodo 1976-86
Se estima la par t ic ipac i ón en el JET de Suecia y Suiza para el
periodo considerado en 36,1 millones ECU.
2.2 Periodo 1987-91
Suponiendo que :
       los créditos de pago indicados en el registro de vencimientos
      plurianual ( véase apartado I , 5.1.2 ) para 1987-91 se consignen en
       los presupuestos anuales correspondientes ;
-     el total del producto interior bruto de Suecia y Suiza alcance
      una media del 77. del de la Comunidad ;
-      Suecia y Suiza permanezcan plenamente asociados al Programa de
       -fusión durante el periodo 1987-91 ;
se pueden estimar las contribuciones de Suecia y Suiza en 27,6
 millones ECU.
 ---pagebreak---                                                                            66 .
                             D)    DICTAMEN DEL CCT
A lo largo de su reunión del 12 de mayo de 1986 , el CCT examinó el
proyecto de Orientación del Programa Marco para las Actividades
Comunitarias de If-D ( 1987-1991 ). De manera especial examinó las
propuestas sobre -fusión termonuclear controlada y , a este respecto
encargó a un pequeño grupo de trabajo un informe de carácter generalj
a la espera de una discusión más detallada prevista para el 4 de
julio de 1986 con motivo del examen por parte del CCT :
-    del proyecto de propuesta de un programa de investigación
     quinquenal ( 1987-1991 ) en el campo de la -fusión termonuclear
     controlada ( doc . XII / 475 );
     У
–    de un proyecto de propuesta de enmienda de los estatutos de la
     Empresa Común JET , encaminada a prorrogar esta Empresa hasta el
     31 de diciembre de   1992      ( doc . XII / 49B ).
Los informes emitidos por el CCT para ambos proyectos el 4 de julio
se recogen a continuación .
La -fusión termonuclear controlada podría constituir            a largo plazo una
-fuente importante para el aprovisionamiento energético de la
Comunidad . Sin embargo , y a pesar de los importantes progresos ya
realizados , hay que esperar unos treinta años al menos para alcanzar
la -fase del reactor de demostración . Un esfuerzo tan costoso y a tan
largo plazo sólo puede resultar aceptable en la medida en la que las
 investigaciones sobre -fusión en la Comunidad           se integren por
completo en un programa bien coordinado . Poniendo en ejecución un
programa de tales carácter í st icas , dedicando gran atención a la
 ---pagebreak---                                                                                67 .
economía y sin duplicaciones inútiles * se puede contar con llevar la
fusión a la fase preindustr ial con un gasto que * pese a la mayor
duración de las investigaciones * no sobrepasaría el esfuerzo
financiero que se acordó en el     caso   de la fisión .
La física , comprendiendo en ella la tecnología que lleva asociada *
ocupa aún el primer plano en las investigaciones sobre la fusión . El
JET es , en este campo * la instalación con mejor rendimiento , cuyo
éxito ha contribuido a hacer de la Comunidad <*)          el  líder indiscutible
a escala mundial . La construcción de la máquina fue realizada en los
plazos y dentro del presupuesto establecido , y la primera fase de
explotación , exclusivamente con calentamiento óhmico , ha dado mejores
resultados que los previstos .
No obstante , en la fase siguiente ,    iniciada en 1985 ,         aunque el
establecimiento de calentamientos adicionales ha permitido
aumentar la temperatura del plasma ,           no ha sido posible evitar la
degradación del tiempo de confinamiento anteriormente observado con
otras máquinas . A fin de poner remedio a          esto             y poder dar al
plasma las carácter ist icas que justifiquen el funcionamiento con
 tritio , se propone ahora un cierto número de equipos
complementarios asi como el aplazamiento del término de la
explotación del JET , del 31 de mayo de 1990 al 31 de diciembre de
 1992 , manteniendo constante el gasto anual al nivel de 1986 . El CCT
 insiste en la urgencia de la toma de decisión sobre la prórroga de la
 Empresa Común , de la cual depende , desde ahora , la aplicación
 correcta del programa JET .
 El CCT informa favorablemente sobre las propuestas hechas por el JET
 tanto en cuanto se refiere a la prórroga de la Empresa Común                como a
 su importe presupuestar io . Es cierto que la eficacia de los distintos
 equipos complementarios propuestos no es absolutamente segura . No
 obstante , el CCT estima que un retraso en su entrada en funcionamiento
 podría ser muy perjudicial al conjunto del programa y llevaría a un
 fuerte aumento de los gastas , habida cuenta del elevado coste de
 funcionamiento básico del JET .
  (*) Suecia y Suiza se adhirieron al programa comunitario en 1976 y
  1978 , respectivamente .
 ---pagebreak---                                                                               68 .
La duración inicial mente -Fijada                     para la Empresa JET 12 años
exigiría un calendario muy apretado . La prórroga propuesta » de dos
años y siete meses , impone aún unas severas obligaciones . Pero el CCT
estima que conviene subrayar el carácter ejemplar de una estricta
limitación temporal de la Empresa Común en relación                   con todas las
demás grandes instalaciones internacionales de investigación
•fundamental o aplicada .
Los programas de -física desarrollados por las Asociaciones
constituyen un soporte indispensable para el JET , para determinados
estudios que no pueden ser realizados por éste , asi como para la
exp lorac i ón de otras configuraciones distintas del TOKOMAK . Se está
procediendo a terminar distintos dispositivos de dimensiones medías>
algunos de ellos poseen carácter ist icas únicas en el mundo . El CCT
considera que la -financiación propuesta para esta partida es muy
razonable y adaptada a los programas ya iniciados . Conviene señalar
que es precisamente en este campo donde son mayores las tentaciones
de dipersión y duplicación , siendo importante no caer en ellas . En
particular , la explotación de los dispositivos de dimensiones medias        deberá
someterse a una programación tan rigurosa como la del JET .
Es a partir de 1982 cuando se pone en práctica un programa metódico
para la tecnología de la -fusión en el marco comunitario . Su -finalidad
es la adquisición de conocimientos distintos de los de la -física ,
necesarios para apreciar la viabilidad de di-ferentes conceptos de
reactores de -fusión . Este programa pudo iniciarse con medios
relativamente limitados , apoyándose en las competencias y en los
medios de ensayo creados para la        utilización               de la energía de
     ■fisión . A partir de ahora , la labor más urgente es la adquisición
 de los conocimientos técnicos necesarios para el proyecto NET ,
proyecto que quedó de-finido como la única etapa intermedia entre el
JET y un reactor de demostración . Es de esperar que en 1990 , con
ocasión de la revisión del Programa ( 1987-1991 ),, se disponga de datos
su-f ic ientes , -físicos y técnicos , para poder tomar la decisión de
comprometerse en el diseño detallado del NET y en el desarrollo
asociado de componentes prototipos . El CCT considera que hoy en día ,
no debe prejuzgar tal decisión , la cual           será en su día
 objeto de una propuesta de la Comisión al Consejo .
 ---pagebreak---                                                                        69 .
Por lo tanto , el CCT propone aprobar para las partidas NET y
Tecnología la suma total de 91 + 166 millones ECU, lo cual no afecta a la
decisión de iniciar en 1990 el diseño detallado del NET , pero asegura
una financiación del equipo NET para la totalidad del programa ( véase
Anexo I * cuadro 1 , columna izquierda ). Ello corresponde a un
presupuesto total para la -fusión dé 1.059 millones ECU, al cual el CCT se
manifiesta favorable , y que retoma la propuesta hecha por la Comisión
para el Programa 1987-1991 .
A esto se añaden las actividades del CCI dedicadas a la fusión .       El
CCT lamenta que, debida a razones de índole formal, el pormenor de
tales actividades haya de ser objeto de una discusión y de un
dictamen separado del CCT .  Insiste para que las actividades del CCI
en el campo de la fusión se tomen en consideración con los mismos
criterios que las actividades análogas del programa de gastos
compar t i dos .
 ---pagebreak---                                                                                70
        DICTAMEN DEL COMITE CONSULTIVO PARA EL PROGRAMA DE LA FUSION
 Después de discutir el proyecto de propuesta de programa en tres  sesi ones
 consecutivas ,                    el CCF'F aprueba los contenidos científicos y
técnicos de la propuesta al considerar los totalmente consecuentes con
los objetivos a largo plazo y los modos de aplicación del Programa de
Fusión definidos previamente por el Consejo de Ministros .
El Programa consta de tres componentes importantes ! el JET ,              la física
y la ingeniería del plasma en las Asociaciones y la tecnología NET .
El CCPF suscribe la recomendación de prolongar la duración de la
Empresa Común JET hasta el 31 de diciembre de 1992 con objeto de
aprovechar la buena marcha del proyecto .
Visto                  al detallado estudio del gasto gue han realizado la
Comisión y sus socios » el CCPF considera que la cobertura financiera
propuesta se corresponde con los contenidos científicos y técnicos
del Programa propuesto .
El CCPF comparte la creencia básica que rige la Propuesta de Programa
y cuyo principal objetivo es establecer las bases en cuanto a la
física y la tecnología para la siguiente fase . Esto último supone que
en la próxima revisión del Programa se podría introducir una
propuesta de emprender el diseño detallado de ingeniería del NET .
Para una Decisión de tal envergadura^ el CCPF recomienda a la Comisión
que se procure el asesoramiento de un grupo independiente a su debido
t iempo .
Siguiendo la linea del dictamen expresado en diciembre de 1985 » el
CCPF reconoce el éxito probado del Programa Europeo de Fusión »
plenamente integrado , que convierte a Europa en un destacado socio en
cualquier plan de expansión de la colaboración internacional en el
campo de la fusión y vuelve a expresar su temor de que no se puedan
cumplir los objetivos del Programa de Fusión si se                 reducen
 ---pagebreak---                                                                       71 .
sus -fondos considerablemente en comparación con la propuesta . El
Programa tendría que ser , entonces , valorado de nuevo completamente .
Teniendo en cuenta que la -fusión ofrece ya un amplio contenido de
alta tecnología y ha generado " consecuencias " que bene-fician a otras
ramas de la ciencia y de la industria en Europa , el CCPF apoya la
propuesta hecha por la Comisión de aumentar la par t ic i pac i ón de la
industria . Esta par t ic ipac i ón tendrá que crecer considerablemente
cuando el NET entre en la -fase de diseño de ingeniería .
La movilidad del personal científico entre los varios laboratorios de
fusión ha    alcanzado un nivel significativo               ¿ y adquiere un
valor particular para los países que no tienen sus propios programas
de fusión . Por ello , el CCPF apoya el plan de movilidad          y     el
 programa de becas que integran la propuesta .
 ---pagebreak---                          -+l-
              COMISION DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS
Propuesta de Decisión del Consejo por la que se modifican los
  Estatutos de la Empresa Común JET ( Joint European Torus ) ,
                       Joint Undertaking
           ( presentada por la Comisiôn )
 ---pagebreak---                           A) EXPOSICION DE MOTIVOS
1. El Consejo estableció la Empresa Común JET para un periodo de 12
   años desde el 1 de junio de 1978 al 31 de mayo de 1990 . Los
   objetivos de dicha empresa se describen del modo siguiente en los
   Estatutos :
   " Construir , hacer -funcionar y explotar una gran máquina de
   con-f igurac i ón toroidal tipo tokamak , con objeto de extender el
   margen de parámetros aplicables a los experimentos en materia de
   -fusión termonuclear hasta condiciones próximas a las requeridas
   en un reactor     termonuclear . "
2. El éxito del JET es esencial para el diseño y construcción de su
   máquina sucesora , el NET ( Next Eur opean Torus ) y , por
   consiguiente , para el Programa Europeo de Fusión en conjunto .
3. El JET responde a cuatro grupos de objetivos c ient í -f icos , que se
   establecieron en el informe EUR- JET - R5,     " Proyecto JET - Propuesta
   de Diseño ", de 1976 , al cual se hace referencia explícita en los
   estatutos del JET ,    de 1978 .   Estos objetivos no han cambiado :
    (a)   estudiar la forma en que varia el conf inamiento y las
          propiedades del plasma conforme los parámetros se aproximan
          a los requeridos para un reactor ;
    (b )  estudiar y controlar la interacción plasma-pared y la
          entrada de impurezas en estas condiciones ;
    (c)   demostrar técnicas eficaces de calentamiento , capaces de
          producir temperaturas elevadas ;
    (d)   estudiar la producción y el confinamiento de partículas alfa
          y el subsiguiente calentamiento del plasma .
 ---pagebreak---                                     -
4. Para alcanzar estos objetivos , el Proyecto se ejecuta en -fases
   sucesivas !
   –    Fase Q !   Construcción de la máquina
        La máquina se construyó segítn lo planeado en cinco años , de
        1978 a    1983 .
   -    Fase   l!  Fase de calentamiento óhmico
        Los objetivos principales de esta -fase , ya completados ,
        -fueron arrancar la máquina y sus sistemas principales , y
        crear un plasma limpio de hidrógeno adecuado para estudios
        de calentamiento adicional de fases posteriores .
   –    Fase 2 !   Estudios de calentamiento adicional  v de
        optimización máxima
        Durante esta fase , que comenzó según lo previsto en 1985 , se
         instalaron en la máquina cantidades cada vez mayores de
        calentamiento adicional . Los objetivos principales de esta
        fase son alcanzar el rendimiento de la máquina y conseguir
         los parámetros del plasma necesarios para proceder a la fase
         final del programa .
   -    Fase 3 !   Fase del tritio
        Si se tiene éxito en la fase 2 , puede empezar la fase del
         tritio . Esta última , que requiere hasta dos años para su
        conclusión , estará dedicada al estudio de producción de
        partículas alfa en plasmas de deuterio y tritio . Su meta
         final es lograr un nivel significativo de calentamiento de
        partículas alfa .
5. Progreso del JET hasta la fecha actual
   La máquina se construyó dentro de previsiones de costes y de
   tiempo . La fase de calentamiento óhmico , que comenzó con el
   primer plasma en junio de 1983 , se completó con éxito y dentro
   del tiempo previsto en la segunda mitad de 1984 . Todos los
   sistemas pedidos han funcionado según las especificaciones , y los
   resultados físicos obtenidos han colmado las expectativas . De
   hecho , se ha logrado una corriente de plasma controlada de 5
   millones de amperios ( MA ) , en comparación con el valor de diseño
   de 4,8 MA .  Con calentamiento óhmico únicamente ,  el JET ha
   alcanzado temperaturas de plasma de casi 40 millones de grados
   centígrados y tiempos de confinamiento del orden de 0,9 segundos .
 ---pagebreak--- En 1985 empezó el programa de calentamiento adicional con la
aplicación sat isf actor ia del calentamiento por radiofrecuencia )
al que siguió en 1986 la introducción del calentamiento por haz
neutro . En noviembre de 1986 » se acopló al plasma una potencia
total de 18 MUI , utilizando los dos métodos de calentamiento
adicional y se consiguieron temperaturas iónicas máximas de 145
millones de grados centígrados . Con un calentamiento adicional en
 la conf iguraci-ón habitual del limitador
                                    \
                                              material , los tiempos de
confinamiento se degradan substancialmente , en comparación con
 los que se obtienen con calentamiento óhmico . Sin embargo , a
•finales de 1986 , experimentos preliminares con la configuración
del limitador magnético ( puntos X ), dieron resultados alentadores
                                            /
que vislumbraron la posibilidad de superar esta " degradación del
tiempo de confinamiento "    ( modo H ) .
Planes    futuros
                                          /
Como se pretende elevar la potencia total de calentamiento a un
valor comprendido entre 40 y 45 /HW , resulta impreso indib le
encontrar medios de evitar el fenómeno conocido como " degradación
del confinamiento ", que se ha /observado hasta ahora al aplicar el
calentamiento adicional . Los /estudios teóricos sugirieron durante
                               3l/t
algún tiempo * y posteriormente lo apoyaron los experimentos
                                /
realizados en el JET y en ótros laboratorios , que es posible
desarrollar medios para editar la degradación del confinamiento .
De hecho , están apareciendo nuevos métodos exper i menta les que
posiblemente permitan a/1 JET aprovechar al máximo la capacidad de
rendimiento de la máquina . Estos desarrollos afectan a los cuatro
campos siguientes :      /
 (i)     aumento de la/ densidad central del plasma por inyección de
         pastillas ;  /
 (i i )  salida del Plasma y control de la densidad de los bordes ;
 ( iii ) mejor control de la interacción plasma / pared por
         modificación de la conf igurac ión magnética ( puntos X );
 ( iv )  control del perfil de corriente en el plasma .
 El objetivo de estos métodos es producir una conf igurac i 6n
 estable del /plasma con mayores densidades y temperaturas , y
 durante un /tiempo de confinamiento suficientemente largo .
 Requerirán/ equipos adicionales , cuyo coste se ha estimado en no
 más de 70/ lÍioECU , valor de 1986 . El incremento neto de los gastos
 ---pagebreak--- de inversión , teniendo en cuenta una reducción de unos 25 MioECU
en el coste de la ampliación a la -fase de pleno rendimiento , es
de unos 45 MioECU , lo que representa un aumento inferior al 107.
del total del proyecto . Estos desarrollos podrían emprenderse sin
aumentar la tasa de gastos actual del JET de entre 100 y 105
MioECU por año , valor de 1986 .
Este equipo adicional debe estar en f une ionamiento para que el
JET pueda pasar a la fase final de su programa ,   la del tritio . Su
diseño , fabricación e instalación requieren tiempo , por lo que ,
en consecuencia , podría retrasarse el comienzo de la fase del
tritio con respecto al programa original . Para minimizar la
extensión del programa JET y mantener su ímpetu , no se debe
retrasar la aplicación de estas medidas . El comienzo en breve
plazo de estos experimentos es únicamente sensato en el contexto
de una prórroga de la Empresa Común para permitir la explotación
plena del equipo adicional . Por este motivo , el Consejo JET , en
su reunión de octubre de 1985 ,  llegó a la conclusión de que el
funcionamiento del JET debe continuar hasta finales de 1992 ,    de
modo que el NET , y el Programa de Fusión en general , pueda
aprovechar plenamente las posibilidades del JET . La Comisión
informó de ello al Consejo de Ministros en su Comunicación sobre
el Programa de Fusión ( documento ( 85)789 final , de 23 de
diciembre de 1985 ) de diciembre de 1985 . El Consejo JET , por
acuerdo unánime en su reunión de marzo de 1986 , emprendió los
pasos formales necesarios para prorrogar dos años y siete meses
la Empresa Común , del 31 de mayo de 1990 al 31 de diciembre de
1992 , y para modificar en consecuencia el articulo 19 de los
Estatutos del JET . La Comisión propone que el Consejo de
Ministros , de acuerdo con el articulo 50 del Tratado Euratom ,
apruebe esta modificación de los Estatutos del JET .
 ---pagebreak---                                   B) PROPUESTA
                                       de
                             DECISION DEL CONSEJO
por la que se modifican los Estatutos de la Empresa Comûn JET ( Joint
European Torus ) , Joint Undertaking .
EL CONSEJO DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS ,
Visto el Tratado constitutivo de la Comunidad Europea de la Energía
Atómica y , en particular , su - artículo 50 ,
                                                    i
Vista la propuesta de la Comisión ,
Considerando que , a los e-fectos de la ejecución del proyecto JET;, el
Consejo , por la Decisión 78 / 471 / Euratom ( 1 ), estableció la Empresa
Común JET ( Joint European Torus ) y adoptó sus Estatutos , modificados
más tarde por las Decisiones 79 / 471 / Euratom ( 2 ) y 83 / 310 / Euratom ( 3 );
Considerando que , para alcanzar los objetivos del Proyecto JET, jtal
como se definen en la Decisión 78/471 /Euratom , se necesita equipjo
adicional , cuya fabricación , funcionamiento y exploración es
imposible durante el periodo de vida de la Empresa Común según se
define actualmente en los Estatutos JET ;
Considerando que el Consejo JET ha aprobado una prórroga de la
Empresa Común hasta el 31 de diciembre de 1992 y la modificación
correspondiente de los Estatutos del JET ,
 ( 1 ) DO nQ L 151 , de 7.6.1978 , p. 10 .
 ( 2 ) DO nQ L 213 , de 21.8.1979 , p. 9 .
 ( 3 ) DO nQ L 164 , de 23.6.1983 , p. 35 .
 ---pagebreak---                                  - 7-8-
DECIDE :
                                Artïculo   1
Quedan modificados los Estatutos de la Empresa Común " JET ( Joint
European Torus ) , Joint Undertaking " , del modo que se indica en el
Anexo .
                                Articulo 2
Esta decisión entrará en vigor el día siguiente al de su publicación
en el Diario Oficial de las Comunidades Europeas .
Hecho en
                                                        F'or el Consejo
                                                        El  Présidente
 ---pagebreak---                                  - 79 -
                                   ANEXO
Se sustituye el articulo 19.1 de los Estatutos de la Empresa Comûn
JET ( Joint European Torus ) , por el texto siguiente :
    11 19.1    La Empresa Común se establece hasta el 31 de diciembre
               de 1992 ".
 ---pagebreak---                                    - go -
                             C) FICHA FINANCIERE
El coste total del JET y las contribuciones financieras al mismo con
cargo al presupuesto de la Comunidad durante toda la vida propuesta
de la Empresa Común se establecen en la ficha financiera adjunta a la
Propuesta de Reglamento del Consejo por el que se adopta un programa
de 1987 a 1991 de investigación y formación en el campo de la fusión
termonuclear controlada .    Esta ficha se limita a  los costes
suplementarios debidos a la introducción de equipos adicionales y a
la prórroga de la Empresa Común . Los costes adicionales se calculan ,
en valores de 1986 , como sigue !
.   Costes del equipo adicional :                    70 MioECU
.   Prôrroga del f une ionamiento del JET
     (2 años y 7 meses ) ;                          190 MioECU
.   Menos : reducción  de  los costes de
    ampliación a la fase de pleno
    rendimiento                                   - 25 MioECU
.   Coste adicional   neto :                        235 MioECU
La mayor parte del coste del equipo adicional se producirá de 1987 a
1990 , junto con el coste restante de la ampliación a la fase de pleno
rendimiento y los gastos de funcionamiento del JET . Los gastos de
prórroga del funcionamiento del JET se producirán de 1990 a 1992 . De
acuerdo con el articulo 9 de los Estatutos JET ,     el 807. de los costes
adicionales ( 188 MioECU ) tendrán que ser financiados vía el
presupuesto comunitario ( articulo 7311 ). La distribución
presupuestar ia anual se indica en la ficha financiera de la propuesta
para el Programa de Fusión de 1987 a 1991 .
 ---pagebreak---                    COMISION DE LAS COMUNIDADES EUROPEAS
   " Efectos de la Fusión sobre el Medio Ambiente y sus perspectivas
                               económi cas "
Declaración preparada por los Servicios de la Comisión y aprobada por
el Comité consultivo del Programa de Fusión .
(presentada por la Comisión^
 ---pagebreak---                          - 82 -
      Environmental Impact and Economic Prospects of Nuclear Fusion
Following a request from both Parliament and Council , the Commission has
asked a group of European experts to establish a technical report on the
" Environmental Impact and Economic Prospects of Nuclear Fusion".
The Commission is pleased to forward this technical report , together
with a less technical summary on the state of the art in this matter
that has been endorsed by the Consultative Committee for the Fusion
Programme .
The Commission is conscious that the results of this work and the views
expressed represent the present stage of knowledge in an evolving field .
Indeed ,   as  the   development   of   nuclear   fusion   moves    from  the
demonstration of the scientific principles to the demonstration of the
technological    feasability ,  research   on   safety , environmental    and
economic aspects of fusion will grow in the future . This will permit to
refine in due course the views expressed at this stage .
The Commission is also aware that decisions of major importance will
have to be taken in a few years time in the field of fusion , such as :
launching the engineering design of NET and         initiating   the  tritium
operation of JET . Before presenting such proposals , possibly in the
frame of the next programme revision , the Commission will undertake an
in depth evaluation of the fusion programme , including the environmental
and economic aspects .
 ---pagebreak---                                    - 83 -
    EFECTOS DE LA FUSION SOBRE EL MEDIO AMBIENTE Y SUS PERSPECTIVAS ECONOMICAS
                Informe elaborado por los Servicios de la Comisión
           y aprobado por el Comité Consultivo del Programa de Fusión
I.'    INTR0DUCCI0N
       El objetivo de la investigación y     . desarrollo de la fusión en Europa es di
       señar una central atómica que responda a criterios socialmente aceptables,
       como pueden ser :
      ~     que la Comunidad pueda disponer en abundancia del combustible necesario
            para su funcionamiento,
      “     que sea químicamente limpia , es decir , que no produzca dióxido de carbo¬
            no ni sustancias tóxicas ,
            que su efecto radiológico sobre el medio sea pequeño en comparación con
            el ambiente natural ,
      -     que los posibles accidentes previsibles no provoquen desgracias que al ¬
            teren la vida normal de la comunidad que se encuentre más allá de los
            limites en que esté instalado el reactor ,
      - . que sea técnicamente fiable ,
            que sea económicamente aceptable .       *
      La energía de fusión puede llegar a ser una de las nuevas fuentes de ener¬
      gía más importantes . Quizá no podrá cumplir automáticamente todos y cada uno
      de los requisitos antes mencionados , pero se pueden ir diseñando proyectos
       de fusión por confinamiento magnético                        que sí lo hagan .
       Aún está lejano un proyecto coherente que satisfaga todas estas exigencias^
            pero se están realizando grandes progresos y trabajos continuados para
       conseguir un proyecto coherente que tenga todas las características ambien
       tales , de seguridad y economía necesarias .
       El programa europeo de fusión se centra en sistemas de confinamiento
        magnético                   y prevé que, antes de poder construir centrales
       de energía de fusión comerciales , habrá que pasar por tres etapas el arameri
       te definidas : en primer lugar habrá que demostrar su viabilidad científica,
       después su viabilidad tecnológica y, finalmente , su viabilidad económica .
 ---pagebreak---                                   - 84 -
   Actualmente , con el JET, un Tokamak de tamaño medios con sus equivalentes
   extranjeros , estamos iniciando la etapa científica . El NET ( Next European
   Torus ), que se encuentra actualmente en una fase previa al diseño , está con
   Cebido hoy en día de tal manera que se espera confirmará plenamente , en una
   primera fase , la viabilidad científica de la fusión y , en una segunda eta¬
   pa , podrá enfrentarse al problema de su viabilidad tecnológica . Si el NET
   fuera un éxito , habría que construir un reactor de pruebas ( DEMO ) antes de que
   se pueda comercializar la energía de fusión , lo cual no tendrá lugar antes
   de bien entrado el próximo siglo .
   Por esta razón , cualquier informe actual del efecto de la fusión ( comercial )
   sobre el medio tendrá que basarse en los principios de la fusión por confi­
    namiento magnético y en diseños experimentales,y no en detalles técnicos
   de los diseños de reactor propuestos . Con mayor motivo, es asimismo demasi£
   do pronto para poder especificar cuál será el coste de la energía de fu­
   sión en el próximo siglo .
   En 1986 y a instancias de la Comisión , expertos europeos elaboraron un in¬
   forme técnico sobre el efecto de la fusión en el medio ambiente y sus
   perspectivas económicas ( Ref . 1 ). Basándonos, en este informe y en otras
   fuentes que reflejan los conocimientos más avanzados que poseemos hoy en
   dia sobre el tema , expondremos en los siguientes capítulos los argumentos
   cualitativos a los que se ha llegado .
   En la lista de referencias técnicas que hemos seleccionado , el lector inte¬
   resado podrá encontrar valoraciones más detalladas que le pondrán al co¬
   rriente de los recientes estudios especializados .
2.     REACTOR DE FUSION EXPERIMENTAL
   En la última década se han construido muchos reactores de fusión experimen¬
   tales . Se basan en los conocimientos que tenemos actualmente sobre la físi ¬
   ca de plasmas de alta temperatura , en la tecnología de que disponemos hoy
   en dia y en los progresos que pueden esperarse se produzcan en un futuro
   próximo .
   En un reactor de fusión se genera energia transformando el deuterio y el tn
   tio en helio . A diferencia de lo que ocurre con el deuterio , el tritio no se
   obtiene del exterior , sino que se genera en el mismo reactor a partir del l^
   tio en la capa fértil . Por lo tanto debe suministrarse litio : los combusti ¬
   bles primarios de la fusión deuterio-tritio son el deuterio y el litio .
 ---pagebreak---                                   - 85 -
    La mayor parte de ta energía de fusión asi generada se presentará en forma
    de neutrones rápidos que disminuirán su velocidad en la capa fértil compues
    ta de litio que será el que eleve la temperatura de la capa fértil de modo
    que se produzca vapor . Los neutrones no sólo proporcionan la fuente de ca¬
    lor para generar electricidad de forma convencional , sino que también trans
    forman parte del litio en tritio . Los neutrones , además , provocan que la es
    tructura interna del reactor se haga Radiactiva . El grado de radiactividad
    y la velocidad de desintegración ( vida media ) dependerán de los materiales
    estructurales que se hayan escogido ; se puede conseguir , en principio, que
    ambos sean bajos .
3.  LA ABUNDANCIA DE COMBUSTIBLES DE FUSION
    La cantidad de- combustible primario que se consume para generar un millón
    de kilovatios hora de electricidad en una central de fusión es de unos 35
    gramos de litio transformado en tritio y de unos 10 gramos de deuterio* f ren
    te a , por ejemplo, 240 toneladas de petróleo o 360 toneladas de antracita que
    necesita una central que genere energía a partir de combustibles fósiles .
    Ante el reto que supone dominar un proceso mucho más complejo como es el de
    la fusión nuc lear , el hecho de que el consumo de combustible sea directo se
    vuelve realmente insignificante .
    Tanto el litio como el deuterio se encuentran en abundancia en las aguas de
    superficie y el litio está además presente en grandes cantidades en los
    minerales de yacimientos de superficie; aunque a escala comunitaria no
    existan datos precisos , los informes que proporcionan algunos países de la
     Comunidad acerca del litio de superifice, indican que el abastecimiento
     interno será abundante y que no limitará en modo alguno el uso de la ener¬
    gía de fusión en Europa .
4.   LA AUSENCIA DE CONTAMINANTES QUIMICOS
     El producto de la reacción del deuterio y del litio es el helio,      gas no
     ble químicamente inactivo . Ninguno de los procesos del ciclo del combusti ¬
     ble de la fusión que conozcamos actualmente o que podamos prever acarrea
     emisiones contaminantes o tóxicas quimicamente hablando . No se generan, en
     particular, ni dióxido de carbono ni óxidos de nitrógeno o de azufre .
 5.  BAJO RIESGO DE RADIACTIVIDAD
     La única sustancia radiactiva que puede encontrarse dentro del ciclo del
     combustible de los reactores concebidos actualmente es el tritio . Los prin-
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  cipales combustibles , que son el deuterio y el litio , no son radiactivos y
  el producto de la reacción de fusión es helio no radiactivo .
  El tritio es un isótopo radiactivo del hidrógeno . Tiene una vida radiactiva
  media de 12,3 años y se desintegra emitiendo radiaciones beta ( electrones ).
  El tritio existe sólo en pequeñas cantidades y se obtiene siempre a partir
  de fuentes naturales en la atmósfera superior . El tritio gaseoso se oxida
  en el aire y en el suelo para formar agua tritiada ( HTO) y de esta manera
  los tejidos humanos lo absorben más fácilmente . Sin embargo, el agua tritia'
  da no se concentra en el cuerpo, sino que se expulsa con una vida biológica
  media de unos diez dias . Afortunadamente , el agua tritiada se dispersa en
  el medio y se diluye en el ecosistema mucho más deprisa que los productos
  de la fisión y que los actinidos . Por ejemplo , la vida media de las pérdi ¬
  das de agua tritiada procedentes de las capas superiores del suelo se mide
  en dias , mientras que los productos de la fisión y los actinidos pueden con
  taminar suelos y edificios durante mucho tiempo . No se conoce mecanismo al ¬
  guno de concentración deltritioen la cadena de alimentación .
   En ina operación normal en una central de energía de fusión., el tritio se confina en in
  circuito interno compuesto por una entrada.de combustible , un dispositivo
  de evacuación y otro de depuración , asi como por un mecanismo de recupera¬
  ción del tritio generado en el mismo reactor a partir de la capa generatriz .
  La experiencia obtenida con los reactores de fisión canadienses CANDU ,que
  empleaban concentraciones parecidas de tritio en el refrigerante , demues¬
  tran que , con la tecnología actual , las pérdidas a la atmósfera pueden man¬
  tenerse muy por debajo del nivel de               radiactividad natural . La rápida de¬
   sintegración del tritio excluye cualquier posibilidad de acumulación per¬
   sistente de radiactividad procedente del tritio .
  La radiactividad se produce en la estructura del reactor a causa de los neu
   trones procedentes de las reacciones de fusión , pero la naturaleza y dimen¬
   siones de esta radiactividad dependen del tipo del material estructural que
   se haya elegido *. La radiactividad originada por los neutrones se detiene
*  Así , es posible que el desarrollo de nuevos materiales de baja actividad per^
   mita reducir considerablemente la radiactividad estructural , en comparación
   con lo que ocurre actualmente con los aceros comerciales , por ejemplo .
 ---pagebreak---                                   - 87 -
en gran parte dentro de La estructura del reactor . La pequeña parte restan¬
te que pueda introducirse en el refrigerante principal queda confinada en
un ciclo interno cerrado .
Se generarán desechos radiactivos de distintas categorías (baja radiactivi ¬
dad , inedia y alta ). Los desechos de actividad más alta surgen necesariamente
de la sustitución de las partes gastadas de los reactores . Estos desechos
son partes de la estructura activada y de ahi que supondría una gran venta¬
ja usar materiales de baja actividad que incluso pudieran reciclarse . Tam¬
bién surgirían residuos tritiados que , según estudios recientes , podrían de
secharse sin efectos apreciables sobre el medio ambiente . No existen resi ¬
duos alfa asociados a la fusión, tal y como ocurre con los actinidos de lar
ga vida que se producen en la fisión .
Se ha calculado la cantidad de materias radiactivas , incluidos el tritio y
la estructura activada , que pueden pasar al medio en un posible accidente ,
incluso con rotura de contención . Aunque todo el tritio fuera despedido en
forma de agua tritiada , uno de los mayores logros del desarrollo de la fu¬
sión es que el efecto que este accidente pudiera tener más allá de los li ¬
mites de emplazamiento del reactor se mantendría en un nivel tal que no
habría que adoptar ningún tipo de medidas de evacuación . Esto significa que ,
aun en el peor accidente imaginable , la vida normal de las zonas residen¬
ciales que se encontraran alrededor de la central no se vería alterada .
SEGURIDAD PASIVA POTENCIAL
La fusión por confinamiento magnético posee unas características de seguridad im¬
plícitas que/ si se explotan correctamente en un prototipo, podrian dar por
resultado que el reactor consiguiera tener una seguridad pasiva general ,
si no total . La característica de seguridad más importante es que, sea cual
sea el elemento que falle dentro del reactor, nunca podrá producirse una
fuga nuclear . Por otra parte , la cantidad de combustible que pudiera encori
trarse en cualquier momento dentro del reactor sólo bastaría para llevar a
cabo una operación de décimas de segundo y, al interrumpirse el flujo de
combustible o al variar el sistema de confinamiento magnético por un fallo
en la central , la reacción de fusión terminaría rápidamente .
 ---pagebreak---                                - 88 -
Importantes características del reactor que contribuyen a su seguridad pa¬
siva son , por ejemplo :
El calor residual relativamente bajo ( menos del 2% de la energía de funcio
namiento , dependiendo del material estructural del reactor ), de manera que ,
incluso en el caso poco probable de que los sistemas de refrigeración tu¬
vieran una averia total , la estructura sólo se fundiría durante algunas ho¬
ras o incluso no se fundiría en absoluto con una estrategia adecuada ;
La inmovilidad de la mayoría de los inventarios radiactivos , que se encueji
tran confinados en materiales estructurales no volátiles ;
el bajo potencial de riesgo biológico ( radiotoxicidad ) de los isótopos ra¬
diactivos presentes , que en el caso del acero es unas 100 veces menor que
en el de los productos de la fisión o en el de los actinidos , con la posi ¬
bilidad de disminuir aún más si se elige el material estructural adecuado ;
la regeneración in si ,tu del combustible tritio , con la que se eliminan los
riesgos asociados al transporte del tritio ( exceptuando , por supuesto, el
inventario del tritio necesario para que un reactor pueda empezar a funcio
nar por primera vez ).
LAS PERSPECTIVAS ECONOMICAS DE LA FUSION
La comercialización de la energía de fusión-es un objetivo a largo plazo .
El momento exacto en que esto puede llevársela cabo en toda su extensión
dependerá de lo que cueste como fuente de energía . En la fase actual , cua^
quier intento de calcular de forma precisa el coste de la energía genera¬
da por fusión , con una anticipación de , quizás , dos generaciones , inevita¬
blemente tendrá que ser cualitativo . Tampoco es posible conocer los futu¬
ros costes de otros métodos de obtención de energía . De ahí que sea impo¬
sible afirmar con total seguridad que la fusión como fuente de energía se¬
rá económicamente competitiva en la primera mitad del próximo siglo .
Por supuesto , se han realizado estudios sobre las perspectivas económicas
de la fusión ( ref . 1 ). Estos indican que los costes de la producción de
electricidad estarán al mismo nivel que los de las tecnologías energéti ¬
cas existentes . Tales niveles parecen factibles y alcanzables , siempre que
la labor que se realice a largo plazo para perfeccionar y simplificar las
tecnologías de fusión sea un éxito .
 ---pagebreak---                                      - 89 -
   Además, se espera que el desarrollo continuo de la fusión vaya acompañado
   de avances revolucionarios como los conseguidos en ramas paralelas de la
   alta tecnología         que     se están manifestando ya .
   Por otra parte las perspectivas de la fusión y las comparaciones económi ¬
   cas que se hagan con otros métodos de producción de energía deben conside¬
   rarse en un contexto más amplio, pues a ello hay que añadir los costes asociados
   a la seguridad , la cuestión de la autosuficiencia y el efecto sobre el me¬
   dio ambiente . La fusión proporciona muchas ventajas ambientales y de segu¬
   ridad que podrán constituir un factor importante en favor de la introduc¬
   ción de la fusión como la nueva fuente de energía más importante del mundo .
8. REFERENCIAS
   1.    The Environmental Impact and Economic Prospects of Nuclear Fusion
                                                          ( EUR FU BRU / XII 828 / 86 )
   Otras Referencias
      2.     Environmental Aspects of Fusion Reactors
             CASINI , G. , PONTI , C. , ROCCO , P.             ( EUR- 10728 -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
         HOLDREN , J.P.
         ( Documento presentado en la reunión del Comité Técnico sobre la seguri ¬
           dad de los reactores de fusión , Culham , 3-7 de noviembre de 1986 ).
   6.    Fusion Safety Status Report                      ( IAEA - Doc . Tec . 388 , 1986 )
 ---pagebreak---                                                                        90 .
        DECLARATION CONCERNANT LA COMPETITIVITE ET L' EMPLOI
I. Objet de la proposition de programme
        Le programme proposé tend à poursuivre la recherche et le
        développement dans le domaine de la fusion thermonucléaire
        contrôlée et     couvre   toutes   les activités des     Etats Membres
        dans   ce   domaine .   Le   but   final   de  ce  programme    est  de
        déterminer si de l' énergie peut être produite à un prix
        compétitif à partir de réactions de fusion entre noyaux
        légers , et dans ce cas , de construire en commun des prototypes
        pour     leur   production      et    commercialisation     à   échelle
        industrielle .
        Les raisons principales pour poursuivre la recherche et le
        développement dans ce domaine sur une base communautaire sont
        parmi d' autres les suivantes :
        .     l' ampleur des ressources tant humaines que financières
              nécessaires , qui suggère qu' un tel développement ne
              pourrait que très difficilement être accompli sur une
              base nationale ;
        .     la longue durée de l' effort ( s' étendant largement dans le
              siècle    prochain )     nécessaire     pour   aboutir     à   la
              construction du réacteur ;
              la réalisation d' un marché européen pour les industries
              européennes dans les domaines de hautes technologies et ,
              en cas de succès , l' ouverture d' un grand marché
              communautaire pour le réacteur européen .
        Si la proposition de programme ne poursuivait pas son cours ,
        il en résulterait des dommages irréversibles , dont le plus
        sévère concernerait JET . En fait , en parallèle avec la
        présente proposition de programme , est également soumise une
        proposition pour la prolongation du projet JET jusqu' à fin
        1992 . Une telle prolongation est cohérente avec l' installation
        et l' exploitation d' équipements supplémentaires sur JET , de
        manière    à en assurer     le   succès ultérieur .  L' absence d' une
        décision pour le programme fusion remettrait en question la
 ---pagebreak---                                                                      91 .
            date de mise en oeuvre de ces équipements et par conséquent
            rendrait impraticable la conclusion du projet à la date
            proposée : cette conclusion serait donc repoussée après 1992
            ce qui entrainerait des coûts supplémentaires considérables .
II .  Avantages pour 1 * entreprise
            La proposition a des implications pour l' industrie européenne
            dans le domaine des hautes technologies , avec des retombées
            ( en particulier dans les domaines de la technologie des
            aimants superconducteurs , de la robotique , et des systèmes
           micro-onde de haute puissance ), au bénéfice d' autres branches
            de la science et de l' industrie .
      -     La proposition a également des implications pour les PME . Le
            rôle de l' industrie devrait augmenter lorsque le "European
            Next Step " (NET) entrera dans sa phase de projet . En
            particulier l' expérience de JET a montré que de nouvelles PME
            travaillant principalement dans le domaine de la fusion ont
            été créées ou ont connu un développement considérable suite à
            la nécessité de    satisfaire   les demandes des laboratoires de
            fusion .
III . Implications du programme pour l' entreprise
      -     Pour la mise en oeuvre du programme , JET et les institutions
            associées au programme fusion communautaire lancent des appels
            d' offre européens pour leurs équipements et services ,       en
            particulier dans les domaines des hautes technologies . Les PME
            techniquement compétentes sont invitées à participer à chaque
            appel d' offre , quand c' est nécessaire .
IV .  Inconvénients possibles pour l' entreprise
      AUCUN
 ---pagebreak---                                                                      92 .
V.    Dispositions particulières en rapport avec les PME
      Il n' y a aucune disposition de cet ordre . La présente proposition
      est susceptible de stimuler les PME , comme Indiqué plus haut .
VI .  Effets attendus
      -     Comme    indiqué  ci-dessus ,  les  effets   auxquels   on    peut
            s' attendre sont une stimulation dans les domaines des hautes
            technologies de la compétitivité de l' industrie européenne par
            rapport aux autres industries dans le monde .
            La proposition n' a pas d' effet négatif 'sur la situation de
            l' emploi dans la Communauté : au contraire , elle aide à
            accroître le savoir-faire nécessaire pour développer cette
            nouvelle source potentielle d' énergie . A long terme ,
            l' ouverture d' un grand marché européen pour le réacteur
            européen aurait un effet positif sur l' emploi .
VII . Consultations des organismes représentatifs concernés
      Les Etats Membres sont consultés par l' intermédiaire du Comité
      Consultatif pour le Programme Fusion , dont l' avis ( proposition
      1986 ) et les "vues " ( proposition révisée 1987 ) sont favorables , et
      par l' intermédiaire du Comité Scientifique et Technique , dont
      l' avis est aussi favorable . Les avis du Parlement Européen et du
      Comité Economique et Social seront aussi demandés .
 ---pagebreak---                                                  EURFU BRU/XI 1-828/86
I   \Jtmmh
    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 (COM(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 f the E.P 's ) Committee on Energy , Research
                 and Technology , as the committee responsible , to hold a
                 wide-ranging hearing , at the time of the next programme
                 review , on the prospects for and hazards of controlled
                 nuclear fusion ;
2)   In response to the requests of the E.P. mentioned above and in view
     of the impending programme revision in 1987 the Consultative
     Committee for the Fusion Programme advised the Commission :
     " to start , without delay , the necessary actions to prepare on a
     strictly European basis , a response to the European Parliament
     concerning questions raised on the Environmental , Safety and
     Economic Aspects of Fusion" ( Extract from Minutes of CCFP 23 of 30
     Sept . 1985 ).
     Subsequently the Commission asked two groups of experts to carry
     out , during 1986 , a study on the present state of knowledge
     concerning the subjects in question .
     One group studied the Environmental aspects the other the Economic
     prospects .
3)   The work of the two Expert Groups was supervised by a Working Group
     composed of leading fusion scientists coming from the European
     fusion laboratories , from JET , from NET and from the Joint Research
     Centre .
 ---pagebreak--- The members of a Working Group were as follows :
                Messrs : BRAAMS    ( FOM , Rijhuizen)
                         BRUNELLI  ( ENEA , Frascati )
                         CASINI    (JRC , Ispra )
                         GIBSON    ( JET )
                         GRIEGER   ( IPP , Garching )
                         HENNIES   (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 Norma ] Operation   7
5.   Environmental Impact due to Accidents           9
6.   Safety Aspects                                  9
7.   The Economie Prospects                          11
8.   Conclusions                                     13
 ---pagebreak---                                                                   2.
      ENVIRONMENTAL IMPACT AND ECONOMIC PROSPECTS OF FUSION :
                       AN EXECUTIVE SUMMARY
INTRODUCTION
The aim of European fusion research and development is to produce a
design of a power plant that satisfies a number of social
acceptance criteria such as :
     it is economically acceptable
     it is technically reliable
     it is chemically clean , in that it produces no carbon
     dioxide or toxic emissions
     its radiological burden to the environment , either from the
     plant or from waste products , in normal conditions is small
     compared to the natural background
     its credible accident potential excludes calamities disrupting
     normal life in the community outside the reactor site boundary
     it relies on fuels and construction materials that are
     abundant and accessible to all countries of Europe .
Fusion energy , when available , will not automatically fulfil all
the above criteria . It is , in fact , possible to conceive of
applications that violate one or more of these . However , this
report will show that design options for magnetic confinement
fusion are being put forward to meet each one of them . This is not
to say that a consistent design along these lines is in hand .
Although great progress has been achieved that brings us close to
fusion conditions , it remains a formidable challenge to the science
and technology of our time to integrate all desirable
environmental , safety and economic features into a coherent design .
All this applies to the deuterium-tritium fusion system . There is a
long-term prospective that this may eventually be superseded by
so-called advanced   fuels ,  but the case is made   that deuterium-
tritium fusion is a worthy goal to pursue on its own merits .
Clearly , our acceptance criteria must be further refined and
quantified before they reach the level of precision that will
ultimately be required when decisions to enter the commercial stage
of fusion power are to be made . In this context , a report such as
 ---pagebreak---                                                                      3.
   this can serve a multiple purpose . First , to remind workers in the
   field of the stringent standards society is likely to apply to the
   outcome of their work and to focus their attention on all questions
   raised in this context .
   Secondly , to reassure both the responsible authorities and the
   general public that the efforts devoted to the subject are striving
   for the highest standards , and that encouraging progress is being
   made towards providing society with a supply capable of filling a
   sizeable , indeed the major , portion of its long-term energy needs
   in the best possible way . Finally , the report is likely to provoke
   reactions that contribute to a better understanding of the promise
   held by fusion and of the constraints to be imposed on this
   emerging technology if and when it comes to widespread application .
   This report summarises , with a minimum of technical detail , two
   technical reports by teams of specialists drawn from several
   European research institues : " Environmental Impact of Nuclear
   Fusion" and "The Economic Prospects of Nuclear Fusion : A 1986
   Viewpoint".
2. THE ROUTE TOWARDS A EUROPEAN FUSION REACTOR
   The European fusion programme , which concentrates on magnetic
   confinement systems , envisages three distinct steps to be taken
   before commercial fusion power stations can be built .
   The first is to establish the scientific feasibility of the process
   and this is the main thrust of the present programme with the JET
   Joint Undertaking at Culham , UK , as the principal experimental
   apparatus and with complementary studies in the national
   laboratories . The next step , NET (Next European Torus ), will be to
   establish the technological and engineering feasibility . The NET
   design team has already been established at Garching , Federal
   Republic of Germany , and is currently in the pre-design phase of
   the Project . The construction of NET will depend on the main
   experimental results of JET (Joint European Torus) and other fusion
   experiments . After the successful operation of NET , a demonstration
   reactor - DEMO - will be required to establish the design features
   that will determine the economic feasibility of a fusion reactor .
 ---pagebreak---                                                                      4.
   The timescale for such a programme Is long but if all stages
   proceed to plan a commercial fusion power station could be In
   operation in the first half of the next century , a time when ,
   according to current predictions , new sources of pollution-free
   energy will be required to supplement nuclear fission and other
   energy sources . In addition , the dwindling supplies of the fossil
   fuels , coal , gas and oil will be needed increasingly for other
   industrial purposes .
   JET , one of the world 's leading fusion experiments of the tokamak
   class , aims at achieving conditions approaching those required in a
   reactor . To do this , the fuel , which is a mixture of deuterium and
   tritium ( the heavy isotopes of hydrogen ) gas , must be heated to
   temperatures in excess of 100 million degrees Celsius and held in
   isolation from container walls by magnetic fields . These fields
   provide the necessary thermal insulation to prevent excessive
   cooling of the hot ionised gas known as plasma . The plasma in JET
   is contained in a large ring-shaped vacuum vessel called a torus .
   If the plasma physics revealed in the JET experiments is favourable
   then the power which would be released from fusion reactions
   occurring in the JET plasma could be several tens of megawatts for
   a few seconds . NET , an experimental test reactor producing a
   thermal fusion power of about 600 MW , is being designed to
   demonstrate sustained reactions , (which themselves should continue
   to keep the plasma hot ) , and to provide the necessary technological
   data for designing a demonstration reactor ( DEMO ) with a net
   electrical output of several hundred megawatts .
3. A CONCEPTUAL FUSION REACTOR
   A number of conceptual fusion reactor designs have been made over
   the last decade . They are based on the present knowledge of the
   physics of high temperature plasmas together with the technology
   currently available    or of developments that can reasonably be
   expected in the near    future . Based on plausible extrapolations to
   the reactor level , a  reactor of net electric power of 1200 MW has
   been defined for the   purpose of the attached technical reports and
   been used in the environmental and economic comparisons .
   The simplest view of a fusion reactor is a unit into which the
   basic fuels – deuterium and lithium – are fed and the output is
 ---pagebreak---                                                                      5.
    electricity with helium as the principal waste product .
    Lithium is required to produce tritium (a radioactive form of
    hydrogen) which will be subsequently "burnt " with deuterium to
    produce power from fusion reactions . Deuterium from water and the
    light metal lithium from the earth 's crust are both plentiful and
    geographically well distributed . Less than one tonne of these fuels
    would be consumed in a 1200 MW fusion power station per year . Most
    of the fusion power generated will appear as high speed particles
    called neutrons , which will be slowed down in a surrounding blanket
    made of a compound of lithium causing the blanket to heat up to
    temperatures suitable for raising steam . The neutrons not only
    provide the heat source for generating electricity in the
    conventional way , but also convert some of the lithium into
    tritium . The neutrons also cause the reactor internal structure to
    become radioactive . The level of radioactivity and the decay rate
    (half-life) will depend on the structural materials chosen ; both
    could in principle be made low .
3.1 Radioactivity in a Fusion Reactor
    The only radioactive substance inherent to the fuel cycle of the
    currently-envisaged fusion reactor is tritium . In addition ,
    radioactivity is induced in the structure of the reactor by the
    neutrons arising from the fusion reactions . These two sources of
    radioactivity have been considered in assessing the safety and
    environmental aspects of fusion reactors in the following sections .
3.2 Tritium
    Tritium is a radioactive isotope of hydrogen . It has a radioactive
    half-life of 12.3 years and decays by emitting beta-radiation
    ( electrons ) . Tritium is present in very small quantities at all
    times from natural sources in the upper atmosphere . Man-made
    tritium , mainly from thermonuclear weapons testing programmes , far
    exceeds the natural background levels of tritium . Gaseous tritium
    oxidises in air and in the soil to form tritiated water (HTO ) and
    in this form it is more readily absorbed by human tissue . However ,
    tritiated water does not concentrate in the body but is excreted
    with a biological half-life of about ten days . Fortunately ,
 ---pagebreak---                                                                       6.
      tritiated water in the environment disperses and dilutes in the
      ecosystem much faster than fission products and actinides . For
      example , the half life of the loss of tritiated water from the
      upper layers of the soil is measured in days , whereas fission
      products and actinides can contaminate land and buildings for very
      long periods . There is no evidence or known mechanism for the
      concentration of tritium in the food chain .
3.3 . Tritium Inventories
      The amount of tritium in the plasma of the reactor at any given
      time is very small - less than 1 g . The total tritium inventory for
      a 1200 MW plant will be about 3 kg of which about one third will be
      kept in a number of separated bunkered store rooms until required .
      The stored tritium need not be in the gaseous form but may be kept
      in a solid stable form such as a metallic tritide . There will also
      be tritium trapped in the lithium blanket surrounding the reactor
      and in the processing plant ; the quantity of tritium therein will
      depend upon the reactor design ranging from a few hundred grams to
      about 2 kg . The bulk of the tritium in a reactor - in store and in
      the blanket - is effectively immobilised and has a very low chance
      of escaping into the environment . Present knowledge , however ,
      indicates that the quantity of tritium that could be released in
      any conceivable accident could be reduced to about 200 g and this
      value   has  therefore  been  assumed   in   the assessment  of  the
      environmental consequences of the worst conceivable accident .
3.4   Radioactivity of the Internal Structure of the Reactor
      The neutrons resulting from the fusion reactions will make the
      structural materials of the reactor radioactive , but the level and
      longevity of the radioactivity depends essentially on the chemical
      composition of the elements used in the manufacture . The components
      closest to the plasma - particularly the torus wall and the blanket
      structure - will be subject to the most intense neutron bombardment
      and if made , for example , from conventional stainless steel will
      become the major fraction ( over 90% ) of the radioactive inventory
      of the plant . Although the total radioactive inventory of a fusion
      reactor at the time of shut down using conventional stainless
      steels for the torus wall and other internal structures will be
 ---pagebreak---                                                                              7.
     almost comparable to that of a fission plant of similar power the
     biological    hazards    ( radiotoxicity )    associated    with     steel
     activation products are significantly lower ( about one hundred
     times lower ) than those of fission products and actinides .
     Furthermore , the bulk of the activation products are trapped in the
     solid  structural material of the       reactor and cannot    as  such be
     dispersed into the atmosphere .
     In making any safety and environmental assessments of fusion
     reactors , it is necessary to consider potential hazards specific to
     fusion that could arise especially from the radioactive tritium and
     from the activated reactor structure .      Studies have therefore been
     made on the environmental impact during normal operation ,             the
     radioactive waste generated during the life of the reactor , and the
     environmental impact due to the worst possible accidents . These are
     reported in depth in the accompanying reports together with the
     assessement of the economics of a fusion reactor . A summary of each
     of these aspects is given in the following sections .
4.   ENVIRONMENTAL IMPACT DURING NORMAL OPERATION
4.1  Routine Emissions
     The only gaseous part of the radioactive inventory of the
     currently-envisaged    fusion      reactor will      be   the    tritium .
     Multiple-containment systems will be used with the steel-lined ,
     air-tight reactor building being the final barrier against the
     release of tritium into the environment . The largest internal loss
     of tritium during normal operation may occur via the coolant lines .
     This is because tritium can permeate into the cooling channels of
     the blanket . Operating experience gained from Canadian CANDU
     fission reactors , with comparable tritium concentrations in the
     coolant , indicates that , with existing technology , losses to the
     atmosphere can be kept to very low levels . On the basis of this
     experience , the total tritium released daily from a 1200 MW reactor
                                                        *
     is expected to be less than 1 / 100 g ( 3.7 TBq )     which would result
     in maximum dose to the most exposed individual of the public local
                                      *
     to the plant of about 10      Sv    (1 mrem) per year . This is well
 Bq = Becquerel ; TBq = 1,000,000,000,000 Bq ;
 Sv = Sievert ; mSv * Milli-Sievert ;     Sv = Micro Sievert
 ---pagebreak---                                                                       8.
    below the limit Imposed by current regulations for fission reactors
    ( 50-300    Sv or 5-30 mrem per year ) and would , for this most
    exposed person , increase the dose burden above that due to average
    natural background radiation by about 1% - much less than the
    variations in background radiation from place to place .
    The most likely release of activation products during normal
    operation is from the leakage of corrosion products from the
    primary cooling circuits or from a loss of cooling water during
    maintenance . Based on fission reactor experience , at most this
    would amount to a relatively small amount per year and the
    consequences to any member of the public would be negligible .
4.2 Radioactive Wastes
    The principal radioactive components of a fusion reactor will be
    the torus wall and the blanket structure , both of which will have
    become activated by the fusion neutrons . If conventional steels are
    employed , it is likely that these components will be replaced about
    four times during the life of the reactor . Low level wastes will
    also arise from various processing systems around the reactor .
    Experimental facilities , such as JET , use conventional types of
    stainless steel for the construction of the torus ; these steels are
    not ideal materials for a fusion reactor . The fusion technology
    programme is therefore investigating new materials , in which the
    alloying elements that become radioactive with long half-lives are
    replaced by elements with only short-lived radioactivity . These
    materials could reduce the radioactive inventory of the structure
    by a factor between 10 and 100 , the decay rates would be faster and
    recycling of many of these selected materials could be considered
    after about 100 years . The storage problems for such wastes would
    not only be for much shorter duration than waste from fission
    reactors (where the long-lived actinides are inherent to the
    process ) but would also be much easier to handle . The fusion waste
    would be in solid form and , having a large surface area , active
    cooling would not be necessary and furthermore deep geological
    disposal would not be required .
 ---pagebreak---                                                                      9.
   In general , it is concluded that the radioactive wastes from the
   fusion process will be considerably easier to store and dispose of
   than the wastes from fission reactors .
5. ENV IRONMENTAL IMPACT DUE TO ACCIDENTS
   Studies are being made of accident scenarios resulting from major
   technical failures of the reactor or plant . If such a severe
   accident caused the reactor building to be breached (although this
   seems impossible ) then the radioactive release into the environment
   would be mainly tritium and some activated structural materials .
   No mechanism has been Identified that could mobilise more than a
   few grams of radioactive particles from the reactor structural
   materials .
   The maximum quantity of tritium contained inside several different
   buildings of the fusion plant is considered to be about 3 kg . No
   sequence of events leading to the release of all this tritium could
   be found and the most severe accident identified would lead to the
   release into the environment of not more than 200 g of tritium . If
   this 200 g of tritium in the most hazardous form ( HTO ) were
   released from the building roof ( rather than from a high chimney
   stack ) under adverse weather conditions it would cause a maximum
   dose of 60-80 mSv (6 to 8 rems ) at a distance of 1 km from the
   plant . In such an incident , the levels of radiation would not cause
   direct harm to any member of the public or lead to the evacuation
   of the public outside the power station boundary fence .
   It is concluded , therefore , that releases of tritium - the most
   hazardous material in a fusion reactor - and radioactive internal
   structural materials will cause no immediate harm to an individual
   or cause disruption to the normal life of the community outside the
   power station boundary fence during normal operation , during
   maintenance operations or even following a major accident or plant
   failure .
6. SAFETY ASPECTS
   Fusion reactors will be complex nuclear Installations but
   nevertheless appear to have a number of intrinsic safety features .
 ---pagebreak---                                                                  10 .
The most important safety aspect is that whatever fails or goes
wrong with a fusion reactor , it cannot in any circumstance lead to
an uncontrolled , self-started and self-sustained nuclear runaway .
Moreover , the amount of fuel in the reactor core at any given time
is only sufficient for a few tens of seconds of operation and the
interruption of the flow of fuel , or a variation in the magnetic
confinement system because of a failure of the plant , will lead to
the instantaneous quenching of the plasma and the fusion reaction
will cease .
In the event of the shut-down of the reactor , cooling systems must
continue to operate to cope with the afterheat in the torus wall
and the blanket structure . In a fusion reactor , the afterheat will
be relatively low ( up to 2% of the operating power depending on the
structural materials of the reactor ) . Even in the unlikely
situation of the total failure of all the cooling systems , the low
level of afterheat and the large volume and surface area of the
structures are such that melting of the structures would not occur
for several hours or even may be avoided altogether by appropriate
design .
Safety for any nuclear reactor is of the utmost importance . A
fusion reactor will have a number of specific safety features built
in . The tritium plant will be built with multiple-containment
systems and the bulk of the tritium will be stored in a solid
immobile form and in separate bunkers away from the reactor to
minimise leakage to the environment . The tritium reprocessing will ,
in general , be carried out on site as an integral part of the
plant . There may be some transportation of tritium in immobilised
form outside the plant to start up new reactors . The reactor
building itself will be designed such that under all conceivable
internal accident conditions the building would not be breached .
Virtually all the radioactive inventory of a fusion reactor is
non-volatile structural materials and there are prospects that
long-lived radioactive materials can be avoided . The biological
hazard potential of the radio-isotopes from fusion reactors is low .
Even in the worst conceivable accident scenario ,    there seems no
circumstance resulting in immediate harm to an individual beyond
the site boundary or the evacuation of the public .
 ---pagebreak---                                                                        11 .
   It is concluded therefore that fusion reactors will provide a safe ,
   environmentally-acceptable future source of energy .
7. THE ECONOMIC PROSPECTS
   For fusion power to be established as a commercial source of
   energy , it is necessary for it to be economically competitive , to
   satisfy existing safety requirements and to be acceptable to the
   public . Just as it is not easy to predict the price of oil next
   year , to predict some fifty years ahead whether an as-yet unproven
   system will be competitive is difficult and uncertain , and by
   necessity , will be based on a number of assumptions . The emphasis
   of the current research programme has been directed to making the
   fusion process work in large-scale experimental apparatus . In
   parallel with these studies of the physics of plasma , several
   conceptual design studies of fusion reactors have been carried out
   to identify the general trends for future technological
   developments . The majority of these studies have concentrated on
   tokamak reactors ( reflecting the emphasis of the fusion research
   programme ) although some alternative systems have been included .
   These studies have produced preliminary estimates of both the
   construction cost of a fusion plant and the cost of generating
   electricity . As part of the NET study , for example , cost methods
   suitable   for a f irst -of -a-kind tokamak fusion reactor have been
   evolved . From these , it appears that if a prototype commercial
   reactor of 1200 MW electrical output ( sent out ) were built solely
   based on the present knowledge of plasma physics and technology ,
   the generating cost of electricity would be 2-3 times that
   generated by today 's thermal fission and coal stations . This is , of
   course , taking a very pessimistic case for fusion and comparing it
   with a well-established reactor design . Series production is
   expected to reduce this gap significantly or even close it . It
   should be noted that the present generating cost of electricity
   from a fast breeder reactor ( also first of its kind ) is twice that
   from conventional thermal fission reactors . As the development of
   fusion power proceeds , it is reasonable to expect considerable
   improvement and simplifications in both the technology and the
   physics of plasmas which will lead to a reduction in the generating
   costs . For example , the cost of the superconducting magnets
   required for a fusion reactor are very high due principally to the
   present very limited market for superconducting materials but their
 ---pagebreak---                                                                   12 .
cost is expected to drop as their applications increase . Also , the
costs of the blanket and cooling systems , and the reactor building
itself , are likely to fall in series production as operational
experience leads to simpler designs . A dramatic cost reduction
could also be made with improved plasma operations . If the beta
value - a measure of the efficiency of the magnetic field in
confining plasma - were increased by a factor of 3 from its
presently achieved values , then the generating cost of electricity
would be reduced by about 30% without taking account of increasing
power advantage so gained .
There are many examples where the economics of high technology
systems have been drastically improved from the f irst-of -a-kind
version . Therefore , the demonstration of scientific and technical
feasibility must be followed by physics and engineering
improvements together with simplifications of the overall system to
arrive at an economically-competitive power plant .
In contrast to the extensive literature containing fusion reactor
design studies with detailed cost estimates , there have been
several publications which argue that fusion will never be
economic . The main criticisms are that fusion devices have a low
power density , a long payback time and are too complex . It can be
seen that the use of power-density -based comparisons is not
reasonable by examining fission reactors themselves where typical
                                                    -3
power densities are between 15 and 0.4 MW(th) /m , whereas the
construction and generation cost differences are within a factor of
two . The energy payback time is made by comparing the total energy
expended in all processes involved in the manufacture , construction
and operation of the plant compared with the total energy generated
during the working life of the reactor . For a fusion reactor , the
energy expended on the construction of the reactor is about twice
that for an equivalent fission plant , but when the energy of
manufacturing and processing of the fuel is taken into acount , then
the energy expended on fusion is significantly 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 .
8. CONCLUSIONS
   The two appended reports have evaluated the environmental , economic
   and safety aspects of fusion in considerable detail . They show that
   if the scientific feasibility can be demonstrated , then even
   without significant development , fusion would provide a safe power
   source with a very small environmental impact on the public during
   normal operation or even following a major reactor accident . There
   are also good prospects that the cost of fusion power , assuming
   reasonable technical developments and some Improvements in the
   confinement of high temperature plasma , will be within the range
   expected from other large-scale energy sources in the middle of the
   next century . In addition , there are other potentially beneficial
   aspects of fusion power . These include the security of fuel
   availability - deuterium and lithium are spread widely - and the
   low price of fuel . As the tritium cycle is integral with the power
   plant , the fuel supply will not depend on external reprocessing
   systems . The handling and storage of the radioactive structure of a
   fusion reactor will create no new problems but the possibility of
   avoiding the need for long-term storage of radioactive waste by
 ---pagebreak---                                                                      14 .
developing suitable low activation materials is likely to be a
major advantage from a public acceptance viewpoint in many
countries . In addition , there would be no significant atmosphere
pollution from a fusion reactor , as is also the case with fission .
There is a range of possible long-term developments which would
result in an even more attractive reactor system . The reports
concentrated on the deuterium-tritium fusion system , but in the
longer term , other reactions involving deuterium alone , or
deuterium and helium-3 , could be considered . The benefit for such
reactions would be a considerably smaller radioactive inventory and
a very substantial simplification of the reactor , since the need
for breeding tritium would be eliminated . These reactions , however ,
require more    sringent  plasma   conditions  than   those yet  to be
established for the deuterium-tritium reaction .
The first concern must therefore be to build on the very good
progress   made  on   demonstrating   the  scientific   feasibility  of
deuterium-tritium fusion and to establish the foundation required
to enable the NET programme to proceed .       If NET and later DEMO
proceed satisfactorily and at the envisaged timescale , then a first
commercial fusion power station could be in operation towards the
middle of the next century . The high standard of living enjoyed by
industrialised countries owes much to the availability of cheap
energy for both domestic and industrial purposes . New sources of
energy will be needed       as  reserves  of  some  fossil   fuels  are
diminished . The vast and well-distributed reserves of fuel and the
inherent safety of fusion reactors , together with the envisaged
environmental advantages and economic competitiveness make fusion a
desirable objective as a major source of safe energy for future
generations .
 ---pagebreak---                                                                            15 .
                        ENVIRONMENTAL IMPACT OF NUCLEAR FUSION
W   Gulden       The NET Team . Max-Planck Institut für Plasmaphysik ,
                 D-8046 Garching bei München , 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 , B P. No . 2 ,
                 F - 911 90 Gif - sur - Yvette, France
G.  Kessler      Kernforschungszentrum Karlsruhe , INR , D-7500 Karlsruhe 1 , FRG
                                            CONTENTS
                                                                   Page
0 . SUMMARY                                                         17
1 . INTRODUCTION                                                   21
2 . FEATURES OF A TYPICAL FUSION POWER PLANT                       22
3 - ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT                   29
    DEVELOPMENT POTENTIAL                                          46
5 . CONCLUSIONS                                                    47
6 . REFERENCES                                                     48
7 . GLOSSARY                                                       50
 ---pagebreak---                                                                                   16 .
ACKNOWLKDGEMKNT.G
       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 _fe_a_tu_rej3
          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 uitimate 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 r ation
          The principal sources of airborn e radioactive effluents will be the
release of tritium from buildings , the corroded activation products that leak
through coolant loops ( forming aerosols ), the activation of the cover gas or
air inside the reactor building and gases released in auxiliary buildings
during radioactive waste management operations . Assuming adequate containment
measures ,     the     annual   atmospheric     releases    from   normal   operation   and
maintenance procedures could be limited to about 2 g (= 7^0 TBq = 20000 Ci ) of
tritium and 18.5 GBq ( 0.5 Ci ) of activation products .
 ---pagebreak---                                                                                18 .
           Aquatic radioactive releases will be mainly due to losses during
maintenance of water cooling systems and from processing of operational waste .
Annual effluents consist of about 0.15 g (= 55.5 TBq = 1500 Ci ) of tritium and
185 GBq (5 Ci ) of activation products .
       The release values given have been obtained with moderate extrapolation
of present technological capabilities and can be considered as reasonably
conservative .
Radiation doses due to the release o f radioactivity during normal operation
      The above described radioactive release of tritium amounts to a total of
a few TBq / d ( about 800 TBq / a ) from the fusion plant . This release will result
in a maximum dose of the order of 0.015 mSv / a ( 1.5 mrem / a ) to the most exposed
individual of the public ( stationed permanently downwind at the boundary of
the plant , eating food and drinking water gained at this place ). This is well
below the limit imposed by regulations ( 0.05 to 0.3 mSv / a = 5 to 30 mrem/ a )
and is about 1 ? of the average dose burden by natural background irradiation .
Environmental impact of non-radioactive e ffluent s
        Fusion plants do not emit C02 > nitrous oxide , or any other biotoxic
chemicals .    The generation of waste heat is the same as in any other type of
steam raising plant .
0.4  Environmental impact due to accidents
        The analysis of accident scenarios following major technical failures
leads to the conclusion that the radioactive effluents ( mainly tritium ) in
such cases would have a very low impact on the lives and the health of the
surrounding population .
Release of radioactivity under accidental conditions
     The most severe hypothetical accident would lead only to a release to the
environment of about 200 g of tritium .
          Essentially no mechanism was found that could mobilize significant
fractions of structural materials .            The worst    hypothetical release    of
radioactive particles is a few grams .
 ---pagebreak---                                                                             19 .
Radiation doses djje to _re lease of radioactivity under accid enta l cond itions
        The hypothetical release of 200 g tritium in the most hazardous form of
HTO from the building roof , although building breaching appears not to be
possible , would cause a maximum dose of 0.06 to 0.08 Sv (6 to 8 rem ) at 1 km
distance , under worst weather conditions and dry deposition . These values are
within the limit of 0.05 to 0.15 Sv (5 to 15 rem ) accepted by the licensing
authorities for abnormal events of low probability .
0.5   Waste
           The   radioactive  waste  generated   by  fusion  power  plants   will   be
quantitatively comparable to fission reactors , but qualitatively it will be
much less of a potential hazard .
       It is likely that the high level wa ste from FCTR , mainly first wall ( AISI
316 ) disposals , can be handled like spent fission fuel elements . The amount
of   first  wall   waste is  of  the same  order  but  the  hazards are  much    lower
compared to spent fission fuel .        Structural materials from spent breeder
blanket segments will have a high volume for disposal if the segments are
replaced frequently ,    but there is a good potential for material re-use or
easier management when alternative structural materials have been developed .
      The quantity and disposal strategy of low level wast e 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 o n 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 CO^, 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 MW ).
                                                e
 ---pagebreak---                                                                                           22 .
  .  FEAT URE S OF A TYPICAL FUS ION POW ER I 'LANT
 2.1   Definition of a tokamak power plant
        Extrapolation from present conceptual experimental tokamak devices such
 as  INTOR   /1 / and NET    /2/   to  fusion power       plants can be performed with
 different degrees of conservatism .        Table 1 displays some typical parameters .
       The INTOR and NET parameters reflect a prudent interpretation of present
 day physics and technology .      FCTR / 3 / ( First Commercial-sized Tokamak Reactor )
 is  a   reasonable    extrapolation   of    todays   conceptual     design    parameters  to
 reactor level .    STARFIRE / 4 / - a US conceptual reactor design - contains many
 advanced assumptions and design characteristics .
 TABLE 1 : Typical fusion device parameters
                                           INTOR       NET-DN      FCTR         STARFIRE
iFusion 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.H   Radioactive inventories
2.4.1 Tritium inventory
General remarks
        For the first application ( D-T cycle ) fusion reactors , tritium will be
used as fuel , the D-T reaction products being stable He4 nuclei and high
energy neutrons .    The tritium inventory in the plasma chamber will be very
small (1 gram ).   The total tritium inventory in a plant , however , will be some
 ---pagebreak---                                                                                24 .
kilograms , distributed in the storage , the process systems and the reactor
structures .    The bulk of the tritium will be stored in a solid immobiLe form
and in separate bunkers away from the reactor .
       Tritium is of moderate radiotoxicity , with a half life of 12.3 years .      It
emits (5-radiation with a maximum energy of 18 keV .           The radiotoxicity of
tritium strongly depends on its chemical form : gaseous tritium ( T2 , HT ) is
about 25000 times less dangerous compared to the oxide ( HTO ). Gaseous tritium
partly combines with oxygen in the air to HTO or is being oxidized to HTO by
bacteria in the soil .       In HTO form it is more readily absorbed by human
tissue .    However , tritiated water does not concentrate in the body but is
excreted    with a half    life   of  about  ten   days .   Tritiated water    in the
environment disperses through the ecosystem much faster than fission products
and actinides .    For example , the half life of the loss of tritiated water from
the upper layers of the soil is measured in days / 5 /, whereas fission products
and actinides can contaminate land and buildings for very long periods .         There
is no evidence or known mechanism for its concentration in the food chain .
        Tritium was at all times present in the world atmosphere , the natural
inventory of today ( equilibrium concentration ) is in the range of 7 to 14 kg ,
primarily produced by the interaction of cosmic rays and nitrogen nuclei .
         Man made tritium reaching the atmosphere by far exceeds this natural
inventory .    Data on tritium production and release are scarce .     As an example
up to 1974 the maximum annual release from the Savannah river plant was
evaluated to be about 70 g / 6 /. Thermonuclear weapon testing in the atmosphere
is responsible for about 90$ of the present worlds atmospheric inventory of
tritium .     For example the integrated releases over all years of weapons
testing up to 1978 summed up to about 700 kg , leading to a maximum inventory
in the atmosphere of about 310-450 kg in 1963 , declining to 120-170 kg in 1980
/ 6 /.
Tritium systems inventories
         The evaluation of the tritium inventory in fusion reactors is strongly
dependent on design choices and on details of reactor systems design . Lack of
information on     tritium behaviour    in materials    is an  additional  source   of
uncertainty .    The main uncertainty arises from design alternatives in plasma
feed and     exhaust ,  isotopic   separation ,  breeding blanket ,   fuel   storage .
 ---pagebreak---                                                                                25 .
However progress has been achieved in recent years during the definition of
experimental reactors like NET and INTOR , and the tritium inventory figures
have tended to decrease .      It can also be stated that the design data of the
tritium cycle in an experimental reactor can be transferred to Tokamak power
reactors .    In fact , since fusion physics does not allow small dimensions and
zero power in a representative experimental device , there will be no
significant uprating in design data from experimental to power reactors . The
present data applicable to FCTR are about 3 kg .
Mobil izable 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
permeated in structural materials or stored in stable form .
       Tritium mobilizable inventories quoted for INTOR / 8 / are 500 - 1600 g ,
with   maximum localized inventories of 150 - 900 g , the higher values
pertaining to solid ,     the lower values to liquid breeder options .           Design
guidelines proposed for NET / 9 / would seek to maintain localised tritium
inventories    which   could  be  released    under  accidental  conditions   into   the
surrounding     containment  to   below   150   g.  It  is  expected    that the    main
mobilizable inventories of FCTR will be not much larger than those of NET ; a
careful    estimate   for  FCTR   leads  to    a value of about      200g .  Operating
experience with an engineering test reactor will permit the tritium handling
of FCTR to be optimized with respect to mobilizable inventories ( if this turns
out to be an important design objective ).
2.4.2   Neutron induced radioactivity
General remarks
       In fusion reactors neutrons formed in the fusion process will activate
the surrounding structures .       The plasma facing components such as the first
wall will be subjected to extreme conditions of the fusion environment .              At
the same time , they will build up the major fraction of the neutron induced
radioactivity in the plant .
 ---pagebreak---                                                                                    26 .
           It is very likely that the austenitic stainless steel AISI 316 or a
comparably well established martensitic steel will have to be the selected
material for experimental reactors such as NET .             These steels , however , being
optimized to meet requirements for use in fission power plants are not an
optimal choice for fusion ( due to their relatively high activation
potentials ). To meet fusion requirements further developments could lead to
the use of austenitic and martensitic steels with constituents chosen in order
to have improved strength and a lower level' of induced activation .                 In the
long term the use of low activation alloys can be seen as an important R+D
( research and development ) objective .
Activation inventories
       The total radioactive inventory of FCTR at shut-down , with the parameters
indicated in Table 1 , and AISI 316 as structural material can be evaluated to
be 333,000,000 TBq (9 GCi ) of activated products after about 5 years of full
                                    2
power operation ( 10 MWa / m ) / 7 /.             About 43% of this radioactivity is
                                                                                     3
concentrated in the first wall , with a maximum value of 9.6 TBq/ cm ( 260
       3
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 AMC.U-33 .
- V15Cr5Ti : The radioactive inventory will be about one order of magnitude
    lower compared to AMCR-33 and also the radioactive decay rate will be
    faster ( see Fig . 3 ) •
2.5    Indices of radiological hazards
        Various indices of radiological hazards exist to quantify the danger to
the    public   posed    by  unanticipated  releases  of  radionuclides   into  the
environment .
2.5.1    Activity
       The most widely available but also the least informative measure for the
hazard is the activity defined in Becquerels (= desintegrations per second ) or
in Curies . Using this measure , a fusion plant employing steel ( AISI 316 ) as
structural material will be comparable to a fission plant of similar power
because the radioactive inventory        is about the same . The use of vanadium
alloys ( e.g. V15Cr5Ti ) reduces the activity by about one order of magnitude .
2.5.2    Biological hazard potential
         The potential biological consequences of steel activation products is
considerably lower than that of fission products and actinides .        To quantify
this effect , a more meaningful index , the biological hazard potential ( BHP ) is
used .     It  takes   into account   the differences  in such hazard-determining
properties as half-life , decay mode and energy , radioactive progeny of the
radionuclides , and lifetime in the body tissues .
       The BHP is defined as the activity ( A ) divided by the maximum permissible
concentration ( MPC ) of a radionuclide , summed for all radionuclides present :
                   BHP = I(A /MPC .)
 ( The MPC is the concentration of a radionuclide in air or water that would
produce the maximum permissible dose if a person were breathing continuously
the contaminated air or drinking the contaminated water-).
 ---pagebreak---                                                                      28 .
       Using the such defined BHP for comparison , results in hazards about 2
orders of magnitute smaller in the fusion case ( AISI 316 ), than in fission .
This  difference  increases  with decay time and   the scenario  is even more
favourable to fusion if vanadium alloys or other low activation materials are
used as structural materials .
 ---pagebreak---                                                                                29 .
3.    ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT
3.1 Radioactive releases
3.1.1 General remarks
         In the following sections the potential environmental impact of FCTR is
outlined , for both normal operation and accidental situations .         The background
information on which this report is based is given in references / If 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 aii– 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                                                            vacuüm vessel
    loop                                                                       breeding blanket
    secondary                                                                  first wall
    coolant
                    Í7                                        fue"in9 ~i 7
                                                                               plasma
    loop
                                                              fuelling
      ' ZZZZZZZfZZZZZÿ^                   ///// " 1 1 .                   y///                   //////7.ZZZ2
       \                                              ^      „            / tritium
                                                                                 tritium          /
           _7 _                     I /C-ÿ\        /^\ Vl–”-                     recovery
                                                                                 recovery      h     *       -
                               -■     // A\                               7 from from blanket
                                                                                        blankej / - -.
                           /         77    il     il      11              7/l                 ■ ' / ireprocessinç
                                                                                                     reprocessing :
        /                  v                        1     J                /./////// /./.-Zv purification ,.
      /
       /                   // ^- \\       J
                                      \ V_y/
                                                  \V\ M//J                >/ 1 , tritium
                                                                                 tritium
                                                                                           ■–, 1 // isotope
                                                                                                     isotope
                                                                                                     séparation
                                                                                                               |il
     /                      /                                             / Ustoraae
                                                                                 storaqe -M / 1'        r '| –J
                            7                                             V/ /           //////
                            //                           | , vacuum vi Lz _^,_i- ^^ –-–
                                                        M vacuum                                    -
                           V\                            I pump          \A                       V
                             7]_1 1 pump_jj ^_g_
                                                             pump
          turbine building        reactor building                               tritium System building
Fig . 1 : Schematic view of the multiple containment concept of a fusion power plant
 ---pagebreak--- 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 / 7 /.
TABLE 2 - Annual atmospheric emissions of a fusion reactor ( FCTR )
                           Operation            Maintenance             Totals
                          TBq          ( Ci )     TBq     ( Ci )
Tritium
Coolant system            185       ( 5000 )     56      ( 1500 )      about
Torus                       0.4         ( 10 )  185      ( 5000 )      450 TBq ( 12000 Ci ) as HTO
Diagnostics                                      37      ( 1000 )    + 330 TBq ( 9000 Ci ) as HT
Process system              4         ( 100 )
(+ waste preparation )                          117      ( 3000 )  = 780 TBq ( 21000 Ci )
Tritium recovery           11         ( 300 )
Reactor hall                                     185      ( 5000 )
                          200          ( 5410 )  580    ( 15500 )
Activation products^                                                    18 GBq ( 0.5 Ci )
Cover gas                negligible ( with hold-up tank )
+)
    Data for AISI 316
 ---pagebreak---                                                                                      32 .
TABLE 3 - Annual aquatic emissions of a fusion reactor ( FCTR )
                                   Operation and Maintenance
                                     TBq             ( Ci )
Tritium*^                           55.5           ( 1500 )
                       ++ )
Activation products                  0.185              (5)
       Mainly due to losses during maintenance of coolant systems ,
       but also including streams from waste processing .
++ ^ Assuming resuspension of corrosion products in the coolant .
         The largest internal loss of tritium during normal operation is expected
to occur from the water coolant lines .         It originates from tritium permeation
into the primary coolant system ( few g / d ) and by permeation and leakage
through the heat exchangers into the secondary coolant circuit .
          The operating experience of existing CANDU HWR ( heavy water reactor )
plants      with  comparable    tritium   concentrations    in the   coolant including
improved tritium containment measures , provides a good basis for the estimate
of tritium leakage from the coolant circuit of FCTR .            Tritium concentration
in the coolant can be maintained at a very low level of order of 37 GBq / 1 (1
Ci / 1 ) by employing permeation barriers and present technology of detritiation
systems .       Taking  into   account   present   developments   for  CANDU reactors ,
unrecovered water leakage from the primary coolant into the reactor hall are
expected to be less than 10 1 / d , / 1 4 / , resulting in a tritium loss of about
185 TBq/ a ( 5000 Ci / a ).    The atmospheric tritium release from the secondary
coolant loop can be maintained at a small fraction of that from the primary
coolant circuit .
          There exist many more uncertainties on tritium inventory and tritium
recovery from solid breeder materials than for liquid breeder materials .           It
was estimated that the tritium loss from the tritium recovery system is less
than 11.7 TBq / a ( 300 Ci / a ), for both concepts .
 ---pagebreak---                                                                                      33 .
       The routine tritium loss from the fuel handling system and other tritium
processing systems in the tritium facility building is expected to be in the
order of 3.7 TBq/a ( 100 Ci / a ) if efficient multi-containment and detritiation
systems are provided .
       The dominant contribution of the tritium loss to the reactor building of
about 555 TBq / a     ( 15000 Ci / a ) comes from maintenance operations on plasma
chamber , from blanket replacements , and from coolant system maintenance .               If
necessary much of the tritium released during maintenance could be removed by
the emergency clean up system or by temporary secondary enclosures around
critical areas with detritiation of the enclosed atmosphere .
        As shown in table 2 the total annual atmospheric tritium emission will
be about 777 TBq ( 21000 Ci ), of which about 60% is in the form of HT0 and 40%
as HT .
        The aquatic emissions will be about 55.5 TBq ( 1500 Ci ), mainly due to
losses during maintenance of coolant systems , but also including streams from
waste processing .
        These tritium releases from the FCTR of a few TBq / d ( about 800 TBq / a )
might be acceptable .       This implies a leak tightness of the tritium system of
1  ppm / d   of  the  gaseous as well      as  the   liquid   circuits .     The  required
containment appears to be within reach and large scale demonstration of these
capabilities is in progress /1 5 / .
Activation products
         Assuming water cooling the dominant sources of activation products as
discharged during normal operation are the corrosion products leaking from
the primary coolant circuits .
        Much of the corrosion products are deposited on the inner surfaces of
the primary coolant pipes and the primary side of the steam generator .                The
water treatment system controls the concentration level of dissolved material
                                                           •3                      0
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
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 /!/. Those figures are also applicable to a
power   reactor   like  FCTR  since a significant      increase   in the mobilizable
inventory is not expected .     They allow the evaluation of the possible tritium
release to the environment and their dose rate to the public .
       In the most severe cases ( rupture of coolant pipes , failure of part of
the tritium processing system , failure of cryopump ) up to 200 g of tritium
can be released into the reactor building .          Tritium may also be lost from
rupture of components inside the tritium recovery and isotopic separation
system ( order of 100 g ), but this loss is within the secondary containment .
Taking   into   account   tritium  removal   by   the  detritiating   system of     the
secondary   containment    a subsequent   tritium release of 0.1        g/ h into the
process hall might be expected .
       Quick detection and effective performance of the emergency atmospheric
clean-up system in the reactor building or process building should be capable
of reducing the personal exposure and the release outside the building to
about 100 GBq/ d (a few Ci / d ).      However , for the worst case analysis of
environmental impact no retention mechanism will be accounted for .               As a
reference case for this report a maximum accidental release of 200 g tritium
 ---pagebreak---                                                                                      36 .
to  the   environment   was   defined .    This  source   term   is the  basis  for the
determination of the radiation exposures of individuals in the surrounding of
the plant .
Potential release of activation products
       The accidental release of activation products is the most difficult to
assess .    The most mobilizable parts of the plant 's radioactive inventory are
the  fluids    e.g.  the  primary coolant system .        The radioactive structural
material for which melting and vaporization is required for mobilization and
release to the environment has the lowest level of mobilizability .            There is
even hope that , due to inherently safe design , melting of structural material
may be effectively excluded .
      The following most relevant potential mechanisms to mobilize activation
products have been identified :
   - plasma disturbances ;
   - coolant system failures ;
   - magnet failure ;
   - cryogénie depressurization ;
   - hydrogen explosion ;
   - fire ;
   - auxiliary system failure and external hazards .
       The most probable release of activation products in case of accidents
are those related to structural heat-up of first wall and blanket , namely
plasma disruptions and blanket coolant failures .
        The most pessimistic assumption resulting from a plasma disruption is
the release of some grams of ablated first wall material through a broken
vacuum vessel into the reactor hall .          However , most of the eroded material
from   the    first wall    may   be   redeposited   inside    the  plasma  chamber  or
elsewhere .
         The main concern in a cooling failure is related to the decay heat
following shut down of the reactor . It has to be expected that in case the
cooling failure is not detected , the plasma burn will automatically be
terminated due to the ingress of volatilized material subsequent to the
 ---pagebreak---                                                                                   37 .
temperature rise of the first wall . Depending on the design of the blanket
and cooling system different scenarios of coolant system accidents can
follow .     In the most pessimistic case of cooling loss the afterheat
production causes melting and degradation of the structure and consequently
release of activation products only after some hours .              This would appear
sufficient time for       intervention .   Moreover ,  with passive cooling design
solutions and proper material selection , melting of the structure appears to
be inherently avoidable .
        Coolant tube breaks would lead to the release of radioactive corrosion
products ( and tritium ) present in the coolant , and possibly to the generation
of mobile     material   subsequent   to  the  temperature    rise or    break of the
structure or by chemical reactions .
       The only important accident initiators which could lead to damage of the
magnet and / or other reactor components are arcing across current leads or the
rupture of a single conductor .      Simultaneous rupture of a complete winding at
two different locations has been postulated for the severest event .               The
probability of this event however is extremely low because the prerequisite
leading to such an accident is scarcely imaginable from the physics point of
view .   If such a hypothetical accident is assumed , the broken section could
be accelerated leading to some damage on reactor components such as coolant
lines or tritium processing lines .         The building containment however will
withstand this hypothetical accident as it is designed to withstand even
worse    events    like   airplane   crashes   and    explosions .      Therefore  the
consequences of arcing would be       mainly in terms of economics due to reactor
downtime and costly repair .
       The same holds for an accidental release of He being used as coolant for
the superconducting magnets .      First calculations indicate that the building
containment can be designed to withstand the pressure loads resulting from
evaporation of the total He inventory .
       It is difficult to exclude , as in all complex systems , a fire accident .
However , care is already being taken to choose materials , wherever possible ,
so  that   this  event  will  be minimized .   This   is  the  case  for  the breeders
where materials such as liquid LiPb and Li-ceramics are now preferred to
lithium metal because of their low chemical reactivity with air and water .
 ---pagebreak---                                                                                 38 .
       In case of external events ( earthquakes , missiles , aircraft , sabotage )
the tritium which may be involved will at most be that which is contained in
one of the tertiary containments ,         i.e. the reactor building or the tritium
process building ( containing about 100 g of tritium divided between separate
isolated rooms ).        It is a likely assumption that in case of accidental
release     of   activated    material   in   the  reactor building    deposition    and
adsorption effects will strongly reduce the emissions to the environment .
3.2   Radiological effects to the environment
       The dose to an individual ( measured in rem or Sv = Sievert ) at defined
distance from the plant , obtained during a defined time of exposure is the
most meaningful hazard         index .  However , to perform dose calculations many
assumptions must be made , leading to greatly varying results .
3.2.1   Dose criteria for normal operation and abnormal events
       Dose criteria are given in the CEC directive 80 / 836 which is in close
agreement with ICRP recommendations / 1 6 / .         The basic recommended maximum
allowable annual dose limits for whole body radiation are :
- 50 mSv/ a (5 rem/ a )      for the most exposed working group , and
    5 mSv / a ( 0.5 rem/ a ) for the Most Exposed Individual ( MEI ) of the public .
   These limits are      intended for conditions where the source of radiation is
   subject to control and therefore do not apply to doses from accidental
   releases .
Exposure limits used as design guidelines follow the As Low As Reasonably
Achievable ( ALARA ) principle and are more restrictive .       The following values
are frequently used :
- for normal operation 1 to 2 mSv/ a ( 0.1 to 0.2 rem / a ) as average dose and 5
   to 10 mSv/ a ( 0.5 to 1 rem/ a ) as maximum dose for the most exposed working
   group ; 0.1 mSv/ a ( 10 mrem/ a ) as average ( with range of 0.05 to 0.3 mSv/a (5
   to 30 mrem )) for the MEI
 ---pagebreak---                                                                               39
       1
  o ,
  L_
  a
  Q)
   >s
   o
   o
   a
   <D
   i_
   Q)
   CL
   >N
   a
   c
   a;
   D
   O'
   <1>
   u.
   Q)                                           Σ ( f ) d orge  acc: idents )
  .-9
  V)
   in
    E
    L_
    d>     -7                                 ( f ) ( sing e large  acciden 1
    a_
  5                            \
    o
  I–
              10'5    10 -L      10 ' 3 10     1-1
                            Whole body dose D [Sv]
Fig 2 : CEGB Safety Criteria for Accidental Releases and Exposures to the
         Public / 17 /.
 ---pagebreak---                                                                                     AO .
- for abnormal events doses in excess of the regulatory limits are accepted .
   These values are 50 to 150 mSv (5 to 15 rem ) for events with a probability
                     -7
   of less than 10       per year ( = hypothetical accidents ); 0.3 to 5 mSv ( 30 to
                                                     -4 ,   ..-2
   500 mrem ) for events of low probability ( 10        to 10     per year ) and 0.05 to
                                                                               -2 .   ..-1
   0.3 mSv (5 to 30 mrem ) for events of moderate probability ( 10                to 10
    per year ). The values refer to the MEI , values for workers are a factor of
    10 higher .
           As an example     fig . 2 shows the CEGB design safety criteria for
accidental releases and exposures to the public / 1 7 / .             It correlates the
total    permissible    frequency   per  reactoryear      with   the   whole   body   dose
equivalent .     A value of 100 mSv ( 10 rem ) is considered as lower limit at
which consideration should be given to the countermeasure of evacuation .
        As tritiated water ( HT0 ) is more readily absorbed by human tissue and
therefore more hazardous than gaseous HT , the permissible concentration of
HT0 in air is much smaller ( factor 25000 ) than that of HT . If tritiated gas
is released into the environment it will subsequently convert to HT0 ( order
of 1$ per day ). In making estimates for the radiation dose it is therefore
common use but      conservative ,   to assume that all        the atmospheric tritium
release to the environment is in the form of tritiated water . Tritium in the
aqueous effluent is already in the form of HT0 .                The whole life ( 50 a )
committed dose equivalent from intake of tritiated water ( inhalation or
ingestion ) is taken according to ICRP 30 / 1 8 / to be 17 Sv/TBq ( 64 rem/ Ci ).
3.2.2    Radiation doses from routine émissions
         The annual routine atmospheric emission of treated gaseous effluents
from a FCTR is likely to contain about 777 TBq ( 21000 Ci ) of HTO , 18.5 GBq
( 0.5 Ci ) of activation products ( namely Fe , Mn , Co ) and negligible quantities
of C14 and Ar4l . This discharge is expected to be through a 100 m stack to
achieve ei 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 HT0 , 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
km radius from the plant ( 2.4x10°6 persons at a density of 300 persons/ km 2 ) is
calculated to be about 0.3 man Sv/ a ( 30 man rem / a ) , about equally from HT0
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 HT0 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 HT0 from the building roof
( release height 20 m ) would cause ( at 1 km distance , under worst weather
 ---pagebreak---                                                                         42 .
conditions and dry deposition ), a maximum dose of 60 to 80 mSv (6 to 8 rem ),
Which would not disrupt society in the immediate surrounding . These values
are within the limits of 50 to 150 mSv (5 to 15 rem ) accepted by the
licensing authorities for abnormal events of low probability .
       Similar results were recently obtained from worst-case analyses for the
US conceptual design MARS ( Mirror Advanced Reactor Study ) / 1 9 / .  Assuming
ground level release of 50 g tritium ( HT0 ), which is defined to be the total
vulnerable inventory in MARS , results in a maximum off-site dose of less than
0.04 Sv (4 rem ).      Even if an additional 200 g of 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 mrera ), 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 .
                                                            3       ...   ..,3
-- high       level  waste    ( more    than   3-7   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
        •5
( 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---                         n  |–‘■--i_ n     | ii  I    i   |   i |   x |     x |   x   i x
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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 .
6 . REFERENCES
/1 /    INTOR Phase Two A , Part II - Panel Proceedings Series , IAEA , Vienna ,
        1986 .
/2/     NET Status Report .      NET report 51 , EU - FU/XII - 80/81 / 51 , December 1985 .
/ 3/    W.R. Spears ; DEMO and FCTR Parameters , NET Report Nr . 41 ,
        EUR -EU/XII - 361/85/41 , August 1985 .
/ 4/    STARFIRE - A Commercial Tokamak Fusion Power Plant Study .              Argonne
        National Laboratory Report , ANL/FPP - 80- 1 , September 1980 .
/5/     I.R. Brearley ; The Hazard to Man of Accidental Releases of Tritium .               SRD
        R 331 , March 1985 , SRD-UKAEA .
/ 6/    F. Luykx , G. Fraser ; The Environmental Tritium Inventory .                  European
        Seminar on the risks from tritium exposure , MOL , 22-24 November , 1982 ,
        EUR 9065 EN .
/!/     G. Casini , C. Ponti , P. Rocco ; Environmental Aspects of Fusion Reactors ,
        1985 . Technical Note I . 04 . B1 . 85 . 156 . JRC , Ispra , December 1985 .
/8/     INTOR Phase Two A , Part II .           Criticai Issues , Voi . II , EURFUBRU / XII -
        133 / 85 / EDV10 , Aprii 1985 , Brussels .
/9/     P. Dinner , M. Chazalon , M. Iseli ; Tritium Handling on NET : Requirements',
        Design Approaches and Development Issues .            14th SOFT , Avignon 1986 .
                                                                                          i
/ 10 / J.B. Cannon ;       Background Information and Technical Basis for Assessment
        of Environmental Implications of Magnetic Fusion Energy .
        Department of Energy Report , D0E / ER-0170 , August 1983 .
/ 1 1 / R. Hancox , W. Redpath , Fusion Reactors - Safety and Environmental
        Impact . CLM-P750 , May 1985 , Culham Laboratory .
/1 2 / Proceedings IAEA Technical Committee Meeting on Environmental and Safety
        Aspects of Fusion .      Held 17-21 October , 1983 , Ispra , to be published .
 ---pagebreak---                                                                                      49 .
/ 1 3 / M.S. Kazimi ; Safety Aspects of Fusion , Review paper .
        Nuclear Fusion £4 ( 1984 ) 11 , p. 1461 - 1483 .
/ 1 4 / T.S. Drolet , K.Y. Wong , P.J. Dinner ; Canadian Experience with Tritium -
        the Basis of a new Fusion Project .             Nuclear Technology / Fusion Vol . 5 ,
        January 1984 .
/ 1 5 / J.L. Anderson ; The Status of Tritium Technology Development for Magnetic
        Fusion Energy . Nuclear Technology/ Fusion £ ( 1983 ) 2 , 75-82 .
/ 1 6 / Recommendation         of  the   International       Commission     on  Radiological
        Protection , CRP Publication 26 , Pergamon Press , 1977 .
/ 1 7 / Safety Assessment Principles for Nuclear Power Reactors . Nil .
        April 1979 .
/ 1 8 / International Commission on Radiological Protection ( ICRP ) Publication
        30 , Supplement to Part 1 , Annals of the ICRP 3 ( 1-4 ), Pergamon , Oxford .
/ 1 9 / S.A.     Fetter ;   Radiological   Hazards     of   Fusion   Reactors :  Models   and
        Comparison .      University of California , Berkley , PH.D. 1985 .
/ 20 / W.L. Marter ;       Environmental Effects of a Tritium Gas Release from the
        Savannah River Plant on May 2 ,         1974 .     DP-1369 , UC– 11 , Savannah River
        Laboratory , November 1974 .
/ 21 / K. Broden , A. Hultgren , G. Olsson , H. Djerassi , P. Giroux , P. Guetat ,
        J-L Rouyer ;      Fusion Waste Management - Safety and Environment Studies
        1983-84 - European Fusion Technology Programme , NET Report EUR-FU / XII -
        361 / 85 / 35 , 1985 .
 ---pagebreak---                                                                    50 .
7.   GLÛSSARY
Uni ts
Sv     sievert            ( equivalent dose )
rem                             "             (1 rem = 0.01 Sv )
Bq     becquerel          ( activity )
Ci     curie             "                (1 Ci = 3-7x1 0 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      lO 33
                         M      106
                         G      10 9*
 ---pagebreak---                                                           51 .
Abbreviations
ALARA         as low as reasonably achieveable
ALI           allowable limit of intake
ΒΗΡ           biological hazard potential
CEC           Commission of the European Communities
CEGB          Central Electricity Generating Board ( UK )
D             deuterium
DEMO          demonstration reactor
D-D           deuterium deuterium
D -T          deuterium - tritium
FCTR          First Commercial-sized Tokamak Reactor
HWR           heavy water reactor
ICRP          International Commission on Radiological Protection
INTOR         International Tokamak Reactor
LWR           Light Water Reactor
MARS          Mirror Advanced Reactor Study
MEI           most exposed individual
MPC           maximum permissible concentration
NET           Next European Torus
NII           Nuclear Installations Inspectorate ( UK )
NRC           Nuclear Regulatory Commission ( USA )
R+D           research and development
T             tritium
 ---pagebreak---                                                                                    52
           THE ECONOMIC PROSPECTS OF NUCLEAR FUSION_A 1986 VIEWPOINT
W.R. Spears            The NET Team , c / o Max Planck Institut fur Plasmaphysik ,
                       Boltzmannstraße 2 , D-8046 Garching bei München .
R. Bünde               The NET Team , c / o Max Planck Institut fur Plasmaphysik ,
                       Boltzmannstra&e 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 Brunei li ( 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 *-j
 ---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 _J1 higher than
thermal fission . Coal , whose present electricity generation cost in baseload
is up to 60$ higher than thermal fission plants , is expected to maintain , or
even increase , this cost disadvantage .           Fast breeders , which at present are
linked by their fuel cycle to thermal fission stations and are only just
 ---pagebreak---                                                                           56 .
beginning their evolution from the prototype commercial - sized device , although
initially ( in the first-of its kind device ) expected to have power costs up to
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*1 and the
University of Wisconsin tokamak reactors ( UWMAK I and II ) of 1975 , gave lower
direct capital costs than the more recent NUWMAK and Starfire tokamak studies
completed in the period 1979-80 , this being due to the more realistic physics
and engineering bases of the recent studies .
2.1.2   Design uncertainties
      Costs based on recent studies still show considerable variations .      Whilst
the turbine and electrical plant can be costed accurately on the basis of
manufacturing experience , the cost of the fusion reactor itself is uncertain
both because of unresolved physics issues and because of novel manufacturing
requirements .    This is illustrated in table 2.2 which compares the costs of
the reactor plant with the total station cost for some of the power stations
listed in table 2.1 .     The ratio of reactor plant cost to total direct cost
varies from 37$ to 76$ .     Further causes of variation include the effects of
scale ,  and   whether  the reactor   is costed as the f irst - of - a- kind or the
 ---pagebreak---                                                                              59 .
benefits of      previous  product Ion experience are   assumed .   For  the  above
reasons , comparisons with existing power systems such aa fission reactors can
be misleading .
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 tokamak .       Within the present acouracy , 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 1 0% relative to the toroidal magnetic field pressure is
desirable , but recent predictions of the physical limit are somewhat below
this level .       A high current for a given field is essential , leading to
requirements for plasma shaping .         By contrast , plasma confinement times
predicted in devices of the scale of a commercial reactor appear adequate .
 ---pagebreak---                                                                                   60 .
2.2.2    Engineering parameters
       For unit sizes above 600 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
                                                   p
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 (8 - 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
thes| factors .
 ---pagebreak---                                                                                 61 .
2.3   Electricity generating costs
       ih several studies the direct capital costs have been used as the basis
of generating cost estimates , as quoted in table 2.3 .        These are dealt with
more fully in section 5 .
2 .** Saergy accounting
        An alternative to considering the electricity generating costs is to
calculate the energy expended in all the processes which are involved in the
manufacture , construction and operation of the system .                This energy
expenditure includes mining and refining the raw materials - including the
fuels - as well as the production , transport , and erection of the plant and
buildings .     One advantage of energy accounting is that        it should not be
influenced   by relative     wage   and  price  changes .   Another  very  important
advantage in relation to energy accounting for power stations is that the
ratio of energy expended to the energy generated during the life of the
station is ah easily understood and convenient measure of the value of the
project . The major difficulty in the assessment is the calculation of the
energy expenditure in each activity , which is often poorly defined and is in a
Variety Of different forms . Conversely the payback time , in spite of being
widely   used ,   is  a misleading measure     because   it is highly  sensitive   to
arbitrary assumptions in its definition .
       Some results of a recent detailed study by Bilnde / 32 , 33 . 3 1*/. in which
two fusion power plants were compared with two LWR fission reactor power
plants , are given in table 2.H. The energy expenditure on construction of a
fusion power station is a faetor of two greater than that for a PWR station ,
which is consistent with capital cost estimates . The overall energy input for
the fission station ,      however ,   is significantly increased by the energy
required to provide fuel both For the start of operation and for life-time
refuelling .     The figures quoted in table 2.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 noted that the fusion energy inputs were calculated on the basis
of the               which is Seen in table 2.1 to be the most expensive of the
American tokamak 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 3 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   Year of MW      Name                              Direct                 capital
                  e
pubi : costing net                                       Capital                cost
                                                         cost                   ( corrected
                                                         ( $ / kW e )             for
                                                         ( in year              inflation )
                                                         of costing )
                DT-Tokamaks :
1974   1974    2030    PPLP /1 /                                       433      0.4 -,
197b   1974    1474    UWMAK I / 2 /                                   723      0.78
1975   1975    1709    UWMAK-II /y                                     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 / b /                                   1279      1 . 05
1980   1977    1200    Culham II B / 7,8,9 /                          1442      1 . 28
1980   1980    1200    Starfire / 10 /                                1439      1
                Others :
1978   1976     492    Standard mirror / 1 1 /                        4510      4.22
1979   1979     750    RFPR ( Reversed field pinch )     /1 2 /       1104      0.84
1980   1980    1530    WITAMIR ( Tandem mirror ) / 1 3 /              1348      0.94
1981   1980     812    Wildcat ( D-D tokamak ) / 1 4 /                2725      1 . 89
1981   1981    1214    EBTR ( Bumpy torus ) /1 5 /                    1737      1.14
1982   1982    1882    UWTOR-M ( Stel larator ) / 1 6 /               1422      0.88
1983   1980    1660    MRS-IIA ( Stel larator ) /1 7 /                1482      1 . 03
1983   1980    1302    MRS-IIB ( Stel larator ) /1 7 /                1265      0.88
1984   1980    1200    MARS ( Tandem mirror ) / 1 8 /                 1970      1.37
       1980    1000    CRFPR 20 ( Compact RFP ) /1 9 /                1111      0.77
       1984    3784    Hi ball II ( Heavy - ion beam ) / 20 , 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     57 ^            1066      1433     0.54        0.74
UWMAK-II    775             1207      1615     0.64        0.75
UWMAK-III   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 )
                              Starf ire    CRFPR.20        Mars
Annual capital charge          30.1)4       22.79          42.56
Operation and maintenance       2.46         4.11           2.63
Component replacement           2.20         1 . 00         0.69
Fuel                            0.04         0.03           0.36
Total                          35.15        27.93          46.24
The annual capital charge is set at 1 0% of the total capital cost , in constant ( zero
inflation ) money over a 30 year operating life . Plant availability is different in
each study ( between 75-80^).
 ---pagebreak---       TABLE 2.4 : ENERGY INPUT AND OUTPUT OVER 30 YEAR LIFE ( from ref 3*0
                                                          Fusion     Fission
Construction of power plant           ( MWh,.th /MW e ) +  4082       2160
Construction of fuel installations    ( MWh th /MW e ) +     16        789
                                                                           *
Fuel for first operation              ( MWh th
                                            . . /MW„e ) +     3        399
                                                                           #
Fuel for lifetime operation           ( MWh til
                                            . . /MW 6 ) +    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 )
                                            Ε°1       EG2        EG3
Coal Plant                                  5-7       6-9        53-93
PWR ( diffusion enrichment )                3-5       7-5        15
P WR ( centrifuge enrichment )              10        13         80
Fusion plant                                  5        7         64
EG1 = Electrical energy out / equivalent thermal energy in .
EG^ = Electrical energy out / total energy in .
EG^ = Electrieal energy out/ electrical energy in .
 ---pagebreak---                                                                                          68 .
               7   3000
               ?
               je
                                      1000 MW »
               *-             NET
               V)
                                                                          EDTR
               O
               O   2000                                       msn
               y­
               o                                                                 \
                                             5ΤΛΠΓΙΠΕ                           K
               Ui
               ec                                  K- ■              WITAMin-1
               Q
               K
                Z
                                          nFPn
                                                    \ c a 000»100(M / P          )
                   1000                                 O                  TH
                3
                        »* CHFPR
                                                          ( ~ 30.0 $ / ko )
                        LWR
                                Α-                  1         j.
                                 2         4        0         8          10
                                          FUSION POWER COnE
                          MASS UTILIZATION , M / P „ lt ( tonno / 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-T
                                                                               /
                   3000 - PNET == 1000
                   3000              1000 UW    »
                                             MW »                           //
                ï            NET                                           //      A
                2                                                    Msn//         y
               -£
                J?
                                                                       7/ /
                                                                     jth* /
                                                                 <o //] {0 /
                O 2000
                O  2000 -                                                     /
                I–
                H                  ( 1-nPE / TDC )_
                                   U-IIPt / IUUI            /r/V*
                                                            AV/SM           /t
                o            000 -LWR
                             000                           Ä               /
                ï                   11-nPE / TDCI          ^              A
                5                        \ FUSION ^<Fpn               WIT AMIR- 1
                                                                      WITAMIR-1
                t                             \ ^ v4
                5 1000
                   1000 -               A ^-^^CRFPR
                                   " Lwn
                           A-       EFFECT OF DOIIDLING
                                                  DOODLING COST OF
                                    nEACTOR PLANT EQUIPMENT
                      -I_ |_I_I_I_ I _I_I_I_I
                      °     0.1    0.2    0.3   0.4   0.S   0.8      0.7     0.8     0.0
                            nEACTOR PLANT EQUIPMENT ( RPE )
                                TOTAL DIRECT COSfjTDÔ )
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 reactor's 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---                                                                                 70
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($ ) = 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 / Ml /.
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 1 984 ECU (1 ECU-1984 - 0.822$-1984 ) .
 ---pagebreak---                                                                              71 .
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           51
                                                     Î200
                        ^ ~~ 600 MW^Q
      OC
           CD
      ZZ>
      LU
           "<                                          600 MW
      21   CD
                 2.0 - \
           I–
                 15 - \
           00
           CD
           1  i
           Z
           CD
           I–
                         \                         P_ == 600
                                                          600 MWMW
           «=c
           cc
           LU
           z
           LU
           LD
           LU
            >
            I–
                           \       ^–-___1200
           <
            _I
            LU
            CC
                 0.5 -                   -2000
                   ni-1-1_l_i-1–
                     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        V 2000
      CM
              8
   <     E
              6
                        \v1 200
   CD   21
              4                       600
                                      600 MWMW S0
   ce
       CD
   DD
   LU
       <      2
       CD
              0
            2.0 -                                                     /
                                                                            20
                                              TOTAL
                                              TOTAL           //
            1.5 -
                                                   V7
                                                    // /
                                                                      .        s
                                                                               ue
                                                jf    •                  mm 15 CD
       LO                                      *   •    •
                                                                               LU
       CD                                                                      LU
       l_I                                                                      LJ
       LD                                                                      l–
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                                        f ////                                 OO
       •<                 Pso = myf ////                                       CD
                                                                               LU
            1.0 -          [ m] //Æ/                               Xo
       ce
       LU
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                           I MW I //// /y                                      LTD
                                                                               Z
                                 //Jy 1'                     xi          -
       LU
       LD                                                                   10
                                                                               ce
       LU
       >
                                                        / /                    LU
                                                                               z
                              .■/ÿf               y 1200 /
       I–                                                                      LU
       *<                                                                      LD
       LU
       ce            1200.Æ/ 3-5 / / ^ DIRECT               DIRECT
                                                                               LU
                                                                               I–
                                                                               ZD
                         ,#*'5.7          ^'2000            CONSTRUCTION       CD
            0 5 2000/Si 7                 ^                 COST
                                                            C0ST            5  on
                                                                               co
                                                            CONTRIBUTION
                  g = 24 2 s?'                              CONTRIBUTION       -<
                          .У"
                        ^ ,
                                           чллл
                                           „ллл
                                           2000 _^
                                                     1200^--Г'"'600
                                                     П00^-с''т
                                                     1^          \
                                                          FUSION POWER
                                                   C0RE CONTRIBUTION
              0 _~L_I_I_I__I_I_ 0
                0       10       20     30       K0        50      60    70
                       MASS EXPENDITURE ( tonnes / MWe        MWJ  J
                                                                  so
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   almost
superimposed indicating the strong dependence of its costing on mass .                    A
typical unit cost is around 50 ECU / kg and this is independent of P so and g .
However , the accessible range of values of ME varies considerably with g and
P so . Although it only –       directly contributes about 15-35 /8 to the direct costs
( 30 /8 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 ^ 0 – 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
Ihi ! phynlcu an<l technology part 1 eu 1 nr 1 y of the KPC in a reactor . Despite this ,
current estimates of the absolute coots , 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 so without g increase
           Increasing compactness     is not      the only method of decreasing mass
expenditure .     A 15$ reduction in generating cost would be achieved by a 40$
 ---pagebreak---                                                                                     75 .
increase in power sent out without increasing g , as shown in figure 3.1 *               The
corresponding mass expenditure decrease would be 16$ .          However , this increased
power sent out would have to be acceptable to the utilities .              Here there are
differences , with , for instance , 1500 MWgo becoming the new European standard ,
whereas in the USA , 300-600 MWgQ units are thought to be more desirable for
their future energy needs .
3.-4   Sensitivity to Assumptions
        In producing the results quoted here , certain basic assumptions have been
made .    The sensitivity of the cost of PCSR-E to changes in these assumptions is
shown in table 3-2 for the most sensitive parameters .               The sensitivity       is
defined as the relative change in the costs , divided by a given relative change
in the parameter ,     all other   parameters   in the    table remaining fixed .        The
sensitivity is quoted relative to that for variations              in g .    Three plasma
physics parameters head        the list and they are not really independent              ( as
assumed     in the sensitivity analysis )     since g and      q depend on the radial
profiles      of plasma   density  and  temperature    in   a  way   which   can  only     be
determined after extensive experimentation on reactor-level plasmas .                These
profiles are      implicitly included   in f which is also a function of plasma
operating temperature .
       Stress levels in the toroidal field coils are less important .           The use of
better quality materials in superconducting coil manufacture may ease this
limit towards higher values , but many superconducting materials are strain
limited and this may provide a nearby limit .        Also blanket thickness is not a
major cost driver .       This is fortunate since adequate space must always be
allowed for tritium breeding .
3-5    Discussion
        The results given above indicate that generating cost must be used with
extreme caution as a measure of the future worth of fusion power from DT-driven
tokamaks as it strongly depends on the FPC cost , which is poorly known at this
stage .     It is therefore too early to draw hard and fast conclusions from this
analysis and      such conclusions must    wait until more      is known about reactor
design solutions and their technology , that is , at the end of operation of NET .
 ---pagebreak---                                                                            76 .
       Even though generating cost values are uncertain , it is apparent that
factors of 2 can result from future research and development activities . There
appears to be a benefit in systems which either reduce mass expenditure , by
possessing higher g and / or operating at increased levels of power sent out , or
reduce fusion power core costs by the use of cheaper design solutions . This
clearly points the direction for future development but the strength of the
incentive cannot yet be clearly quantified .   It must also be remembered that in
a mature fusion economy , learning will significantly reduce costs / 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                            4000 hours / yr
                   Year 2                            5000 hours / yr
                    Year 3-25                        6600 hours / yr
    Discount rate                                    5%
    Indirect costs                                   29 % of D
    Interest during construction                     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
(6)
 ---pagebreak---                                                                                      78 .
4.    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 .
4.1    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 / 43 /.    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
H.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 .
M.2.4   Trends
        After having discussed the proposals on advanced Tokamak concepts , the
Workshop recommend      to  put  emphasis on     improving upon the present line of
moderate elongation , moderate aspect ratio configurations rather than switching
over to very elongated or very low aspect ratio configurations .
4.2.5   System Aspects
         There was one proposal of potentially high influence on the reactor
concept . It exploits the extremely high plasma temperature ( above 100 million
degrees ) unique to fusion power by replacing the usual balance of plant by in-
situ MHD power conversion .       MHD circuits are introduced directly behind the
blanket such that the toroidal magnetic field existing anyway can be used for
the MHD process . The plasma electron temperature will be raised to above 30 keV
so that half the alpha power will be converted into synchrotron radiation which
will be used to create the necessary non-equilibrium ionization within the MHD
medium at acceptable operating temperature .         By this method the neutron energy
could be absorbed by high ( but still manageable ) temperature pebble beds and
then exploited by the MHD process .        This proposal claims considerable savings
in the balance of the plant .           The concept is also applicable to magnetic
confinement in general and not restricted to Tokamaks .
4.2.6 Summary on reactor concept innovations
          The   Workshop   has  clearly    shown   that   there   are  enough   ideas    for
significantly improving the end product above previous perceptions .           Nearly one
half of    the  proposals received were selected for deeper studies on their
prospects    of   final   feasibility .     This    provides    a  large   potential     for
substantial improvements .
4.3   Stellarators and Reversed Field Pinches
       In Europe it was concluded at a very early stage that toroidal magnetic
confinement offered the best chance of leading to a viable fusion reactor , and
practically all the European fusion effort was concentrated on this class of
 ---pagebreak---                                                                                81 .
systems with      the Tokamak being the main approach .        Therefore , the above
sections dealt with the prospects of the Tokamak as the ultimate fusion reactor
concept .    There are , however , substantial possibilities of improving on the
Tokamak where it encounters difficulties in its physics and engineering .
Stellarators and Reversed Field Pinches are being developed in Europe with
these prospects in mind .        According to European plans the concept selection
will be made after NET operation .
          The Stellarator line of magnetic confinement uses external electric
currents to produce the magnetic field in which a ring of plasma is passively
contained .    The successful operation of the Wendelstein Stellarators and of a
few other machines in other countries have made the Stellarator line a very
serious contender with the Tokamak as the basis for a future fusion reactor .
The transfer of the Tokamak plasma current into external coil currents for
producing the necessary poloidal field components allows the Stellarator to
work with only one single coil system , to dispense with any transformer or
current    drive   system ,  to  be free of disruptions ,  and to use steady-state
operation as an inherent property .        Once ignited it works by re-fuelling and
exhaust alone .      Present work aims at establishing beta values predicted by
theory and solving the impurity problem .
     Reversed Field Pinches , on the other hand , use plasma currents higher than
those of a Tokamak .       The magnetic field configuration produced in this way is
expected to relax into a minimum-energy state promising very high values of the
plasma pressure stably confined by the RFP fields .          Experiments in Culham ,
Padua , and elsewhere in the world have shown that the basic processes work .
This concept offers the advantage of arriving at the burning state by ohmic
heating alone .      Present work aims at establishing the RFP configuration at
higher plasma parameters and at reducing the transport losses to acceptable
values .
 ---pagebreak---                                                                                        82 .
5.  COMPARISON WITH OTHER POWER SYSTEMS
          If fusion     power   is   to be    introduced on a large scale       it must     be
competitive with baseload generating technologies .              Today these technologies
are the conventional coal-fired and nuclear thermal power stations .                  By the
mid-21st    Century when      nuclear     fusion  can  be   expected  to  be   commercially
available ,    fast breeder nuclear power and solar photovoltaic conversion are
also likely to have reached commercial maturity .
5.1  Comparison validity
          It   could be argued       that   coal-fired  plants and nuclear     plants will
undoubtedly change in many ways during the next 50 years or so , making any
reference     to   their   present     state   irrelevant .    However ,  some    long   term
tendencies of these changes can be inferred :
         - For coal-fired plants ,         increasingly difficult exploitation of fuel
resources and the strengthening of anti-pollution standards will lead to higher
prices .     In addition , worries about the increase in atmospheric COg 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 / HH , ^ 5 /.
          The above uncertainties indicate the difficulty in telling in what
direction and to what extent the present price of nuclear energy will change
half a century ahead .        Therefore comparisons of fusion with present costs of
these systems can only give guidance , since it must be remembered that the
 ---pagebreak---                                                                                      83 .
price of present day systems may increase considerably over the timescale
envisaged for the introduction of fusion .
5.2  Non-quantif ied économie characteristics
         There are a number of somewhat intangible but potentially beneficial
effects    of    an   electricity     generation   network   with   fusion   as   a   major
constituent .     These include :
        - Security of fuel availability .            Deuterium and lithium are spread
widely and plentifully , a guarantee against a geopolitical crisis .
        - Low fuel price dependence allows even low fuel-content resources to be
exploited and , in the very long term , keeps at a low level the influence on
generation costs of fuel price escalation .
        - The fuel cycle is internal to the power plant , so the fuel supply does
not depend in principle on extensive off-site reprocessing systems and their
associated logistics . Even if 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  Qu antitative cost comparison
        Generation cost has been used in several studies by the OECD /Nuclear
Energy Agency / 46 , 47 /, UNIPEDE / 38 /, and in national comparisons of coal-fired
and nuclear generation of electricity .          These results are shown in table 5.1 ,
and transferred to 1984 US $ for comparison with the other technologies .
      The generation costs of nuclear fission and coal-fired power stations are
illustrated by appropriate high and low estimates for the different generating
cost components taken from the OECD / NEA reports .            The fuel costs , however ,
include price escalations within the time horizon ( 2020 ).                 The cost of
electricity from fast breeder reactors must be within the cost range for coal
and thermal fission , if this technology is to penetrate the market on a large
scale , so this is not included in the table .
 ---pagebreak---                                                                                   84 .
         Solar energy appears to be a possible challenger of fusion in the middle
of the next century , at least in Southern Europe . Two processes are currently
under development : thermodynamic cycles ( with mirrors and boilers ) and direct
conversion ( photovoltaic cells ).       The probability that thermodynamic cycles can
be a valuable long term solution is limited , considering its vulnerability to
weathering .       The prospects are better for direct conversion .        The price of
direct conversion is sensitive to cost and efficiency of photovoltaic cells ,
for which significant improvements are possible .        However , even if zero cost is
assumed       for   photovoltaic   cells   and   several  values      taken   for   their
efficiencies , the minimum generation cost is still about 20 mills / kWh / 48 /.
Two solar photovoltaic generation studies with realistic prices for the cells
/ 50 ,   51 / are quoted    in table 5.1    and they quantify expected reductions of
investment costs .       No estimates are made for operation and maintenance cost ,
these being considered negligible .
          The basic conclusion that can be drawn from table 5.1         is that all the
estimates are of the same order of magnitude , and that the numerical values of
the cost ranges of these technologies are overlapping .
        The most recent estimate of fusion power costs , PCSR-E , which is a first -
of - a- kind study and does not assume improvements beyond the present physics
base , shows costs that are three times higher than those of the Starfire study
from 1980 , which was a tenth- of- a- kind study .         Under learning assumptions
typically assumed for Starfire ,         cost reductions of between 30 and 50% over
first-off costs are readily obtainable .          Fission costs that are estimated on
uniform assumptions show a range from 19 to 53 mills 1984 per kWh , which has a
significant overlap with the 29 to 86 mills per kWh range for fusion . Since
any cost       calculation   so far ahead    in the future  is bound to be extremely
uncertain ,     this should not necessarily lead to the conclusion at this stage
that the one will be eventually more expensive than the other .
       Within the calculated cost range of these technologies that already exist ,
namely coal and thermal fission , ranging from 20 to 80 mills-1984 per kWh , it
seems likely that both nuclear fusion and solar photovoltaic will be able to
penetrate in the future as large-scale generating technologies .
 ---pagebreak---                                                                                             85 .
   TABLE 5.1 : ESTIMATES OF ELECTRICITY GENERATION COSTS IN MILLS-1 984 /kWh 1
                     BY MID 21st CENTURY FOR LARGE SCALE BASE LOAD TECHNOLOGIES
            Discount rate 5 ?                                Invest        O&M    Fuel      Total
   Fusion
   * ~~ ~                                   2
      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          4.0     0.5       40.7
      PCSR-E ( first of a kindK                               Y0.6         15.0     0.7       86.4
   Thermal Fission
   .. .              .                            1|
      0ECD /NEA low estimates ( France )                      10            4       5         19
      0ECD/NEA high estimates ( USA ) 53                      32            5      16         53
   Coal                                         ,
      0ECD /NEA low estimates ( Italyl                          6.9         2.8   24.6        34.4
      OECD/NEA high estimates ( USA)'                         14.0          4.8   63.2        82.0
                               g
   Solar photovoltaic
      USD0E Price Goal 1990
      ( 1 . 1 0$-1 980 /W ) Northern Europe                   89                              89
                            Southern Europe                   54                              54
      EC Study
      (2 ECU - 1 980 /W ) Northern Europe                    164                             164
                            Southern Europe                   98                              98
   Notes
   1.       $ 1984 = 0.833 $ 1980 = 1.21 ECU 1984
   2        As in section 2 but assuming annual capital charge 7.1 ? ( interest 5? / year ,
            lifetime 25 years ) instead of 10 ?.
   3        As in section 3
   4.       French investment and O&M costs plus parameters of once- through nuclear
            fuel cycle giving lowest              fuel  costs ;    no escalation  in uranium price
            ($ 32/ lb U 3o0 oQ ) / 46 , 47 /.
   5.       Central US .        investment    and O&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 o0    3 «
                                                          Q ) / 46 , 47 /.
   6.       Italian investment & O&M costs plus coal price after 2020 2.4 $ /GJ / 46 ,
            47 /.
   7.       Central U.S investment and 0&M costs plus German indigenous coal , coal -
            price after 2020 4.7 $ / GJ / 46 , 47 /.
   8.       Annual capital charge 7.1 ? ( interest rate 5? / year , lifetime 25 years )..
            Load factor for Denmark 0.12 , for southern Italy 0.2 / 49 , 50 , 51 /.
P)
 ---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 ,
                                                                     3
AGR and Magnox reactors are around 15 , i and 0.4 MW..         tn
                                                                  /m      respectively / 59 /
whereas the construction and generation cost differences are within a factor of
2 / 60 /.
          In fact , topologically a fusion reactor most resembles a coal or oil
plant ,   in that it has a single combustion chamber surrounded by a heat sink .
Of course , in the case of fusion , this heat sink must be much thicker than with
a coal     plant   to absorb neutrons ,   and   the combustion chamber must be under
vacuum and filled with magnetic field , and this leads leads to greater expense
for the fusion " furnace ".       However , the power density averaged over a coal
                                               3
combustion chamber is about 0.1 MW^/m /61 / compared to the typical fusion
power core value /59/ of 0.5 MW^/m^ expected in a reactor .
        In addition , the construction cost difference between coal and fission is
in contradiction to the difference in their power densities , again showing the
weakness of power density in comparing different power generation systems .
Power density is only a useful indication of cost trends when changes are made
 ---pagebreak---                                                                               87 .
to a single design concept of one particular power generation system , as in
section     3. and  it  is not realistic to use    it as the only yardstick for
comparisons of different types of systems .   It should also be realised that the
low power density of fusion may turn out to be a considerable advantage due to
its tendency to produce safety benefits .
5.4.2 Energy payback ( Net Energy Gain )
        As far as energy payback time is concerned , it is important to consider
lifetime energy requirements for construction ,      fuelling and operating power
plants and their output as a function of time in order to see the full picture
/ 32 , 33 /.   When this is done , energy payback time ( i.e. the time after the
commissioning date to recover the energy expended up to that point ) turns out
to be a rather misleading term to use , and should be replaced by the net energy
gain over the lifetime of the plant . As was demonstrated in section 2 ( Table
2.4 ) fission has considerable energy expenditure on replacement fuel after
commissioning and this is not present with fusion .       In fact , the net energy
gain over the lifetime can turn out to be higher for fusion than fission .
5.4.3    Masses
       That fusion can hope to be eventually competitive in price with fission is
shown clearly by comparisons of the material masses involved in both plant
types / 62 /. The ratio of masses between the presently conceived fusion power
core ( including lithium-containing breeder ) and a PWR reactor pressure vessel
( including fuel ) is around a factor of 30 . However , when the full plant is
considered , the mass of metals in the plant ( which are the highest cost and
energy-using components of the plant ) is around 30$ higher for fusion .
5.4.4    Complexity
        It has also been argued that fusion involves much greater complexity than
fission , and that this will both push up component costs and reduce system
availability , both having an effect on generation costs .     This argument cannot
yet be conclusively refuted , but because of the lower power densities in fusion
plants compared to fission plants , fewer safety systems , whose failure would
interfere with plant availability , will be required .      For comparison , todays
aircraft have many more systems and are much more complex , yet they are now
much more reliable than in earlier times .     By analogy , fusion ought similarly
 ---pagebreak---                                                                                   88
to be able to cope with the complexity of its systems without an excessive cost
penalty .
5.4.5     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 / 10 / compared with world
reserves ( on land ) estimated in 1970 at 180 Mt /63 /.              Taking account of
enrichment ,    but   without    considering   the  possibility  of   recycling  unused
lithium , 500 fusion plants would take around 500 years to consume 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-mil lenniumm 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
                 O
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 10$ of
the  worldwide   and   European   fusion   budget   is being  spent   on  research and
development of alternatives to the tokamak / 68 /.         Whether DT or more exotic
fuels can economically be used in such confinement schemes will depend on the
confinement physics attained .      In any case the status of such alternatives to
the  Tokamak   is   continually    being   re-examined   and  a   check-point   on    the
development status of such schemes is already planned in the European programme
before proceeding to a demonstration fusion reactor .         Concentrating on the DT
Tokamak line at this stage is intended to produce information which would be
valid for whatever confinement concept is pursued further at that time .
     In summary , therefore , the information presented by the critics of fusion
is  often  highly   selective ,   and  the   conclusions  are  not   supported  by    the
detailed  studies .    It  is   true that the     iow 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--- 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 , this has not led
to the development of fusion without consideration of its ultimate economic
potential as is witnessed by the considerable number of power reactor studies
whose results are recorded in this report .     By the very nature of our present
understanding of fusion and its technology , these studies give rather a wide
range of results .     They do prove extremely useful , however ,    in identifying
general trends for future development .    It is clear of course that if a fusion
reactor had to be constructed today ,      using the presently available plasma
parameters with    their established scalings and using presently established
technologies , that reactor would have an electricity cost in the upper range of
the  projections   for   other  systems .   However ,  fusion  physics  and  fusion
technology have developed by orders of magnitude over the last 20 years .      This
history and the present experience in fusion research lead to the belief that
the development potential for fusion will , over the comming decades , result in
considerable improvements in the relationship between the generation cost for
fusion and that of other systems .
      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 C0^~
accumulation may otherwise lead to difficulties .     It is therefore essential to
have more than one high-potential energy source available working without any
     production , and thus in all respects environmentally acceptable , and the
ultimate goal for fusion reactor development is to satisfy this need .
 ---pagebreak---                                                                                   92 .
7.     REFERENCES
/1 /      A fusion power plant , R. G. Mills et al , MATT-1050 , August 1974 .
/ 2/      UWMAK , A Wisconsin toroidal fusion reactor design , UWFDM-68 , ( Vol II
          May 1975 ).
/ 3/      UWMAK- I I , A conceptual tokamak power reactor design , B. Badger et al ,
          UWFDM-1 12 , October 1975 .
/ 4/      UWMAK- I II , A non-circular tokamak power reactor design , EPRI - ER-368 ,
          July 1976 .
/ 5/      Reactor     costs    and  maintenance  with reference to  the  Culham   MK   II
          conceptual tokamak design , R. Hancox and J.T.D. Mitchell , Proc . 6th Int .
          Conf . on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research , Vol 3 ,
          pp 193-202 , October 1976 .
/ 6/      NUWMAK , a tokamak reactor design study , B. Badger et al ,
          UWFDM-330 , March 1979 .
H/        An analysis of the estimated capital cost of a fusion reactor ,       A. A.
          Hollis and L.S. Evans , Proc . 11th Symposium on Fusion Technolgy , Oxford
          pp 1203-1214 , September 1980 .
/ 8/      An analysis of the estimated capital cost for a fusion reactor ,
          A. A. Hollis , AERE-R 9933 , June 1981 .
/ 9/      Culham conceptual tokamak Mk II : Design Study of the layout of a twin
          reactor fusion power station , J.A.S. Guthrie and N.H. Harding , CLM-R215 ,
          July 1981 .
/ 10 /    STARFIRE - A commercial tokamak design study , C.C. Baker , M.A. Abdou et
          al . ANL/FPP - 80 - 1 September 1980 .
/1 1/     Standard mirror fusion reactor design study , R.W. Moir et al ,
          UCID-1 7644 , January 1978 .
 ---pagebreak---                                                                                93 .
/ 1 2/ The reversed field pinch reactor ( RFPR ) concept .     R.L. Hagenson et al .
       LA-7973 - MS , August 1979 .
/ 1 3/ Witamir-I , A University of Wisconsin Tandem mirror reactor design , B.
       Badger      et   al .    UWFDM-400 ,  September  1980 .  ( Chapter XV . System
       economics ).      See also UWFDM-375 .   October 1980 .
/1 M/  Wildcat : a catalized D-D tokamak reactor , K. Evans et al ,
       ANL / FPP / TM-1 50 , November 1981 .
/ 1 5/ ELMO Bumpy torus reactor and power plant . Conceptual design study ,
       C.G. Bathke et al , LA - 8882 - MS, August 1981 .
/ 1 6/ UWTOR-M , A conceptual modular stellarator power reactor
       B. Badger et al , UWFDM-550 , October 1982 .
/1 7/  The modular stellarator reactor : a fusion power plant , R.L. Miller et
       al , LA - 9737 - MS, July 1983-
/ 1 8/ Mirror Advanced Reactor Study ( MARS ): Executive Summary and overview ,
       B.G. Logan et al , UCRL-53563 , July 1984 .
/ 1 9/ Compact reversed field pinch reactors ( CRFPR ) : fusion - power - core
       integration study , C. Copenhaver et al , LA - 10500 -MS, August 1985 .
/ 20 / Hiball - a conceptual heavy ion beam driven fusion reactor study ,
       B. Badger et al , UWFDM-450 , June 1981 .
/ 21 / Hiball-II . An improved conceptual heavy ion beam driven fusion reactor
       study , KfK 3840 , July 1985 .
/ 22 / A currency exchange rate for use in technical comparisons .
       D.E.T.F. Ashby . CLM-R245 , May 1984 .
/ 23 / Cost sensitivity analysis of possible fusion power plants , R. Biinde ,
       Atomkernenergie ( ATKE ) Bd . 30 ( 1977 ) Lfg 3 .
/ 24 / Scaling of tokamak reactor costs , W.R. Spears and J.A. Wesson , Nuclear
       Fusion , Vol 20(12 ), pp 1525-1532 , December 1980 .
 ---pagebreak---                                                                                      94 .
/ 25 / Tokamak and reversed field pinch reactor cost scaling P.I.H Cooke ,
       Proc . 12th Symposium on Fusion Technology , pp 851-856 , September 1982 .
/ 26 / Factors affecting the minimum capital cost of a tokamak reactor
       R. Hancox , Proc . 11th Symposium on Fusion Technology , Oxford , pp 1 209 -
       1214 , September 1980 . ( Also CLM-P623 ).
/ 27 / Cost scaling of tokamaks , J. Sheffield and A. Gibson , Nuclear Fusion 15 ,
       pp 677-685 , 1975 .
/ 28 / Cost assessment of a generic magnetic fusion reactor ,
       J. Sheffield et al .          Oak Ridge National Laboratory Report ORNL / TM-931 1
       ( 1986 ).
/ 29 / Generic magnetic fusion reactor cost assessment , J. Sheffield , Journal
       of Fusion Energy 4(2 / 3 ), ( 1985 ) 187-197 .
/ 30 / Report on high power density fusion systems ( MFAC , Panel X ) May 1985 .
/31 /  Compact Fusion Reactors , R.A. Krakowski , R. Hagenson , Los Alamos Report
       LA - UR - 83 - 930 ( Revised ).
/ 32 / Evaluation of         the  energy   required   for constructing and operating a
       fusion power plant , R. BUnde , Proc . 12th Symposium on Fusion Technology ,
       JUlich , pp 837-844 , September 1982 .
/ 33 / NET energy gain from DT fusion , R. BUnde , Proc . 13th Symposium on Fusion
       Technology , Varese , pp 181-188 , September 1984 .
/ 34 / The potential net energy gain from D-T fusion power plants , R. BUnde ,
       Nuclear Engineering and design / fusion , Vol 3(1 ), PP 1-36 , October 1985 .
/ 35 / Energy analysis of coal , fission and fusion power plants ,
       N. Tsoulfanidis .        Nuclear Technology / Fusion , Vol 1 , pp 238-254 ,
       April 1981 .
/ 36 / The tokamak hydrid reactor , J.L. Kelly and R.P.                     Rose , Nuclear
       Engineering and Design 63(2 ), pp 395-421 , March 1981 .
/ 37 / The SCAN-2 cost model , NET report EUR- FU/XII - 80/86/62 .
 ---pagebreak---                                                                                         95 .
/ 38 /   Electricity Generation Costs Assessments made in 1984 for stations to be
         commissioned in 1995 . Moynet G. , UNIPEDE Study , 1985 .
739 /    A Model for the Computation Design of Tokamaks -                 Part I   :  general
         OverView , Borrass , K. , NET Report EUR - FU/XII - 361 785 / 42
/ 40 /   Reactor Beyond NET , Spears W.R. ,       to be published in Proc . IAEA Tech .
         Ctte Mtg . & Workshop on Fusion Reactor Design & Technology , Yalta , USSR ,
         26 May - 6 June 1986 .
741 /    DEMO & FCTR Parameters , Spears , W.R. , NET Report EUR - FU/XII - 361 785 / 41
/ 42 /   Reactor Cost Driving Items , Spears , W.R. ,        to be published in Fusion
         Technology , Proc . 14th Symposium , Avignon , France , September 1986 .
/ 43 /   IAEA Tec doc / 373 , 1986 .
/ 44 / • Status of Liquid Metal Fast Breeder Reactors , Technical Reports Series
         No . 246 , IAEA , Vienna , 1985 .
/ 45 /   Nucleonics Week , January 23rd 1986 .
/ 46 /   Projected Costs of Generating Electricity from Nuclear and Coal-fired
         power stations for commissioning in 1995 .       OECD / NEA . Paris 1986 .
/ 47 /   The economics of the nuclear fuel cycle , OECD /NEA , Paris 1985 .
/ 48 /   Minimum cost of photovoltaic energy for a utility grid and general
         features    of   a  generating    plant  using  costless     solar   cells .  Madet ,
         D. , Fourth E.C. Photovoltaic Solar Energy Conference , Stresa , 10-14 May
         1982 .
/ 49 /   Solceller i et fremtidigt dansk energisystem .
         Nielsen , L.D. , in Riso National Laboratory , Den teknologiske udvickling
         og    dens  betydning   for  udformningen    af  det   fremtidige     energisystem ,
         Roskilde , Denmark , 1984 .
750 /    Photovoltaics      Program    Overview .   P.D.   Maycock ,      Proc .  3rd    E.C.
         Photovoltaic Solar Energy Conférence , Cannes , France , 27 – 3 1 October ,
         1980 . pp. 10-17-
 ---pagebreak---                                                                                        96 .
/51 /  M.R. Starr , The potential for photovoltaics in Europe .             Proc . 4th E.C.
       Photovoltaic Solar Energy Conference , Stresa , Italy , 10-14 May , 1982 .
       pp . 40-50 .
/ 52 / Neutron wall loading ,      power density and pay-back time K.H. Schmitter ,
       Proc . 11 Symposium on Fusion Technology , Oxford , pp 1255-1259 .
       September 1980 .
/ 53 / The fusion dilemma ,     R.   Carruthers ,    Interdisciplinary Science Reviews
       6(2 ) , pp 127-141 , 1981 .
/ 54 / The trouble with fusion , L.M. Lidsky , Technology Review ( MIT ),
       October 1983 .
/ 55 / Some critical observations on the prospects of fusion power ,
       D. Pfirsch and K.H. Schmitter , Proc . 4th Int . Conf . on Energy Options ,
       London , pp 350-355 , April 1984 .
/ 56 / Models for the assessment of research and development - Why does fusion
       get    such a good    press ?  C.W.    Hope ,  Proc . 4th Int .   Conf .   on Energy
       Options , London , April 1984 , pp 356-358 .
/ 57 / Fusion Thermonucleaire Contrôlée -
       La grande illusion , André Ertaud , Revue Generale Nucléaire , 1985 , No . 3 -
       Mai-Juin .
/ 58 / Kernfusion , Rudolf Wienecke , Bild der Wissenschaft 3 / 81 .
/ 59 / Small fusion reactors : problems , promise and pathways , Krakowski , R.A. ,
       Hagenson , R.L. , Miller ,      R.L. ,   Fusion   Technology    1984 ,   Proc .   13th
       Symposium pp 45-58 .
/ 60 / Fission , Fusion and the Energy Crisis ( 2nd Edition ) Hunt , S.E. , Pergamom
       Press 1980 , Chapter 8 .
/ 61 / Didcot Power Station , Techieal Publications Department , CEGB Midlands
       Region .
 ---pagebreak---                                                                                    97 .
/ 62 / The potential net energy gain from DT fusion power plants , BUnde , R. ,
       Nuclear Engineering and Des 1 gn / Fun J on , 3 U98‘5 ) 1 36 .
/ 63 / Fusion Research , Dolan , T.J. , Pergamom Press 1982 .
/ 64 / Controlled Thermonuclear Fusion , J. Raeder- et al . Wiley & Sons ( 1986 )
/ 65 / Encyclopaedia Britannica .
                              3
/ 66 / Lunar Source     of He    for  Commercial       Fusion Power , Willenburg ,  L.J. ,
       Santarius , J.F. , Kulcinski , G.L.        Fusion Technology 10 ( 1986 ) pp.167 -
       178 .
/ 67 / Private communication G.J. Butterwort.h , ( 1986 ).
768 /  Long term planning towards a Demonstration Fusion Reactor G. Grieger
       ( Chairman ) et al.   EUR FU XII / 708 / 77 / LTP50 ( 1977 ).
769 /  Fusion reactor design studies - standard unit costs and cost scaling
       rules , S.C. Schulte et al , PNL-2987 , September 1979 .
/ 70 / The   costs  of   Generating  Electricity        in Nuclear   & Coal Fired   Power
       Stations .   Report by Expert Group of NEA /OECD , 1983 .
 ---pagebreak---                                                                                  98 .
8.    GLOSSARY OF TERMS AND D E FINITION :
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 account of the     time flows
          of    money   expended   on  constructing    the  station ,   on  its
          operation ,     on  its   fuel  and   on   subsequent    spent   fuel
          management and station decommissioning ...
          These costs will be discounted back to a selected base date
          and added together to arrive at a total cost              in present
          worth terms .
          If the total present worth cost is divided by the sum of the
          discounted     annual   electricity   output   over  the    station 's
          life , a levelised generation cost        is obtained in constant
         monetary units .      If each kWh sent out from the station over
          its   lifetime was sold for     this " levelised cost "   the  income
          in present worth terms would exactly equal the total present
          worth costs of construction and operation ."
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       TI H ; I i;v I i /. cil gonor.il, i un coal       IM Uiui'olorc oxpre:i:3i;<l by
                        Di     I + Z  + M +       F+R
                        v          . .
                        IP
                        L so n
                                 A 8.76    /.( 1 + d ) n-O.S
                                                       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 An 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 .
6
       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($ ) = 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 .
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      The ratio of mean plasma fusion power density and the product & 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 .