CELEX: 51987PC0302
Language: el
Date: 1987-07-24
Title: ΠΡΟΤΑΣΗ ΚΑΝΟΝΙΣΜΟΥ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ για τη θέσπιση προγράμματος έρευνας και επιμόρφωσης (1987 - 1991) στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σύντηξης#ΠΡΟΤΑΣΗ ΑΠΟΦΑΣΗΣ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ σχετικά με την έγκριση τροποποιήσεων στο καταστατικό της κοινής επιχείρησης JOINT EUROPEAN TORUS (JET)#ΕΚΘΕΣΗ για την "Επίδραση στο περιβάλλον και τις οικονομικές προσδοκίες από την σύντηξη"#(Υποβληθείσες από την Επιτροπή)

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
with Article 5 of the aforementioned regulation or are considered declassified in conformity with
Articles (26.3) and 59(2) of the Commission Decision (EU, Euratom) 2015/444 of 13 March 2015
on the security rules for protecting EU classified information.
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1. Februar
1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen Wirtschaftsgemeinschaft und
der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983, S. 1), zuletzt geändert durch die
Verordnung (EU) Nr. 2015/496 vom 17. März 2015 (ABI. L 79 vom 25.3.2015, S. 1), ist dieser Akt
der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit erforderlich, wurden die Verschlusssachen in diesem Akt in
Übereinstimmung mit Artikel 5 der genannten Verordnung freigegeben; beziehungsweise werden
sie auf Grundlage von Artikel 26(3) und 59(2) der Entscheidung der Kommission (EU, Euratom)
2015/444 vom      13.   März 2015     über die   Sicherheitsvorschriften für den Schutz von  EU-
Verschlusssachen als herabgestuft angesehen.
 ---pagebreak--- ΕΠΙΤΡΟΠΗ ΤΩΝ ΕΥΡΩΠΑΪΚΩΝ ΚΟΙΝΟΤΗΤΩΝ
                                                   CΟΜ(87 ) 302 τελικό
                                                   Βρυξέλλες , 24 Ιουλίου 1987
                ΠΡΟΤΑΣΗ ΚΑΝΟΝΙΣΜΟΥ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ
    για τη θέσπιση προγράμματος έρευνας και επιμόρφωσης
    ( 1987 - 1991 ) στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής
                          σύντηξης
                    ΠΡΟΤΑΣΗ ΑΠΟΦΑΣΗΣ  ΤΟΥ         ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ
    σχετικά με την έγκριση τροποποιήσεων στο καταστατικό
    της κοινής επιχείρησης JΟΙΝΤ ΕΘRΟΡΕΑΝ ΤΟRUS ( JΕΤ )
                           ΕΚΘΕΣΗ
  * για την " Επίδραση στο περιβάλλον και τις οικονομικές
    προσδοκίες από την σύντηξη "
                ( Υποβληθείσες από την Επιτροπή )
                                '' Ю
                      /       ■ ■      ΐ-λ
                                     - Щ ; - f 7)
 ---pagebreak---   ΕΠΙΤΡΟΠΗ ΤΩΝ ΕΥΡΩΠΑΪΚΩΝ ΚΟΙΝΟΤΗΤΩΝ
                                                  CΟΜ(87 ) 302 τελικό
                                                  Βρυξέλλες , 24 Ιουλίου 1987
                      ΠΡΟΤΑΣΗ ΚΑΝΟΝΙΣΜΟΥ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ
         για τη θέσπιση προγράμματος έρευνας και επιμόρφωσης
          ( 1987 - 1991 ) στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής
                                 σύντηξης
                           ΠΡΟΤΑΣΗ  ΑΠΟΦΑΣΗΣ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ
          σχετικά με την έγκριση τροποποιήσεοων στο καταστατικό
          της κοινής επιχείρησης JΟΙΝΤ ΕURΟΡΕΑΝ ΤORUS ( JΕΤ )
                                   ΕΚΘΕΣΗ
          για την " Επίδραση στο περιβάλλον και τις οικονομικές
          προσδοκίες από την σύντηξη "
                       ( Υποβληθείσες από την Επιτροπή )
ΟΟΜ(87 ) 302 τελικό
 ---pagebreak---                          ΠΙΝΑΚΑΣ ΠΕΡΙΕΧΟΜΕΝΩΝ
ΠΡΟΓΡΑΜΜΑ ΣΥΝΤΗΞΗΣ 1987-1991
                                                        σελ .
Α ) ΑΙΤΙΟΛΟΓΙΚΗ ΕΚΘΕΣΗ                                        3
    Παράρτημα I : Ανασκόπηση των επιστημονικών
                  και τεχνικών επιτευγμάτων στην
                  περίοδο 1984-1986 στο πλαίσιο
                  του ευρωπαϊκού προγράμματος
                  σύντηζης                                  20
Β ) ΠΡΟΤΑΣΗ ΚΑΝΟΝΙΣΜΟΥ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ για τη θέσπιση
    προγράμματος έρευνας και επ ι μόρφωσης ! 1987-1 991 )
    στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής
    σύντηξης                                                41
Γ ) ΔΕΛΤΙΟ ΔΗΜΟΣΙΟΝΟΜΙΚΩΝ ΣΤΟΙΧΕΙΩΝ                         49
Δ ) ΓΝΩΜΗ ΤΗΣ ΕΠΙΣΤΗΜΟΝΙΚΗΣ ΚΑΙ ΤΕΧΝΙΚΗΣ
    ΕΠΙΤΡΟΠΗΣ                                               66
    ΓΝΩΜΗ ΤΗΣ ΣΥΜΒΟΥΛΕΥΤΙΚΗΣ ΕΠΙΤΡΟΠΗΣ     ΤΟΥ
    ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ ΣΥΝΤΗΞΗΣ
 ---pagebreak---                                 - 3 -
                       Α ) ΑΙΤΙΟΛΟΓΙΚΗ ΕΚΘΕΣΗ
I. ΑΙΤΙΟΛΟΓΙΚΟ
     Στο άρθρο 3 της απόφασης του ( 1 ) της 12ης Μαρτίου 1985 , με την
     οποία θεσπίστηκε ένα πρόγραμμα έρευνας και επιμόρφωσης οτον
     τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σύντηζης ( 1985 έως 1989 ),
     το Συμβούλιο των Υπουργών όρισε ότι :
     " Κατά το δεύτερο έτος το πρόγραμμα θα αναθεωρηθεί . Με βάση την
     αναθεώρηση αυτή, η Επιτροπή θα υποβάλει πρόταση στο Συμβούλιο
     για αναθεώρηση με σκοπό την αντικατάσταση, το 1987, του παρό¬
     ντος προγράμματος με νέο πενταετές πρόγραμμα ."
     Η Επιτροπή, με το κείμενο που ακολουθεί , υποβάλλει στο Συμβού¬
     λιο πρόταση για ένα νέο πενταετές πρόγραμμα σύντηξης που καλύ¬
     πτει την περίοδο 1987 έως 1991 . Η ανασκόπηση των εν εξελίξει
     δραστηριοτήτων , στην οποία βασίστηκε η πρόταση, δίνεται στο
     παράρτημα της αιτιολογικής έκθεσης .
     Παράλληλα με αυτή την πρόταση σχετικά με το πρόγραμμα, η Επιτρο¬
     πή υποβάλλει επίσης στο Συμβούλιο μια πρόταση για την παράταση
     της κοινής επιχείρησης ϋΕΤ μέχρι τα τέλη του 1992 ( βλέπε τμήμα V) .
     Οι δύο προτάσεις παρουσιάζουν ως προς το χρονικό και οικονομικό
     προγραμματισμό τους λογική συνέπεια προς την απόφαση του Συμ¬
     βουλίου σχετικά με το πρόγραμμα-πλαίσιο των κοινοτικών δραστη¬
     ριοτήτων στον τομέα της έρευνας και τεχνολογικής ανάπτυξης
     ( 1987 έως 1991 ) που εγκρίθηκε από το Συμβούλιο στις . ( 2 ).
( 1 ) EE L 83 Tqç 25.3.1985
( 2 ) ΕΕ _ της .
 ---pagebreak---                              - 4 -
II . Η ΣΥΝΤΗΞΗ ΒΣ ΑΝΤΙΚΕΙΜΕΝΟ ΚΟΙΝΟΤΙΚΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ
     Σύμφωνα με επανειλημμένες αποφάσεις του Συμβουλίου^ " το κοι ¬
     νοτικό πρόγραμμα                  σύντηξης αποτελεί μακροπρόθεσμο
     έργο , προϊόν συνεργασίας , που περικλείει όλες τις εργασίες
     που έχουν δι εξαχθεί στα κράτη μέλη στον τομέα της ελεγχόμενης
     θερμοπυρηνικής σύντηξης . Αποβλέπει στο να οδηγήσει , σε εύθετο
     χρόνο, στην από κοινού κατασκευή πρωτότυπων      . αντιδραστήρων
     σύντηξης με σκοπό τη βιομηχανική τους παραγωγή και προώθηση
     στην αγορά ".
   Οι δυνατότητες που μακροπρόθεσμα προσφέρει η σύντηξη, δηλαδη
   η χάραξη μιας νέας κατεύθυνσης στον τομέα της παραγωγής ενέργειας,
   με μέτριες        επιπτώσεις στο περιβάλλον και με χρήση
   καυσίμου πρακτικά ανεξάντλητου , παραμένει βάσιμο και ισχυρό
   επιχείρημα για τη συνέχιση με σθεναρές προσπάθειες της ανάπτυξης
   του τομέα αυτού , άσχετα από τις βραχυπρόθεσμες διακυμάνσεις
   της τιμής του πετρελαίου . Στον επόμενο αιώνα η σύντηξη θα μπο¬
   ρούσε να συμβάλει ουσιαστικά στη μείωση του ευάλωτου        της
    Ευρώπης από άποψη οικονομική , οικολογική και πολιτική .
    Ήδη σήμερα η σύντηξη περιλαμβάνει προηγμένη τεχνολογία σε ευρεία
   κλίμακα : το ϋΕΤ , τα ειδικά συστήματα που ευρίσκονται υπό κατα¬
   σκευή ή σε λειτουργία στα συνεργαζόμενα εργαστήρια και η ανάπτυξη
   επιμέρους στοιχείωνπου προορίζονται για το ΝΕΤ αποτελούν από μόνα
   τους επίδειξη υψηλής τεχνολογίας με δευτερογενείς εωαομογές
   σε άλλους κλάδους της επιστήμης και της ευρωπαϊκής βιομηχανίας
    ( ιδίως στον τομέα της τεχνολογίας των υπεραγώγιμων μαγνητών ,
   της ρομποτικής και συστημάτων με μικροκύματα μεγάλης ισχύος ).
   Αναμένεται σημαντική διεύρυνση του ρόλου της βιομηχανίας όταν
   το ΝΕΤ εισέλθει στη φάση του τεχνικού σχεδιασμού .
   Οι κυριότεροι λόγοι που επιβάλλουν τη διεξαγωγή των εργασιών έρευ¬
   νας και ανάπτυξης στον τομέα της σύντηξης σε κοινοτική βάση είναι
   - η κλίμακα των απαιτούμενων πόρων σε ανθρώπινο δυναμικό και χρήμα
       τικά κεφάλαια, η οποία καθιστά σχεδόν αδύνατη την εκτέλεση αυτής
       της εργασίας ανάπτυξης σε εθνική βάση *
 ---pagebreak---                                      - 5 -
       -   η μακροπρόθεσμη χρονική κλιμάκωση της προσπάθειας ( που επε-
           κτείνεται στον επόμενο αιώνα )           που χρειάζεται για να φθά-
           σει κανείς στην κατασκευή του αντιδραστήρα σύντηξης·
       -   η ύπαρξη μιας συλλογικής ανάγκης , κοινής σε όλα τα κράτη
           μέλη’
       -   η πραγματοποίηση μιας ευρωπαϊκής αγοράς σε τομείς υψηλής
           τεχνολογίας για τις ευρωπαϊκές βιομηχανίες "
       -   το άνοιγμα, σε περίπτωση επιτυχίας , μιας ευρείας κοινοτι ¬
           κής αγοράς για τον ευρωπαϊκής κατασκευής αντιδραστήρα "
       -   η εξασφάλιση ενός πιθανού εταίρου συγκρίσιμου μεγέθους για
           τα τρία άλλα προγράμματα σύντηξης που διεξάγονται                 ανά τον κό¬
           σμο καλλιεργώντας κατ’ αυτό τον τρόπο τη διεθνή συνεργασία
           στον τομέα της συντηξης "
       -   η ποιότητα του ευρωπαϊκού προγράμματος συντηξης, η πρωτοπορεία του οποίου
           ομολογεί τα ι παγκοομίως και στο οποίο συμμετέχουν πλήρως ως συνδεδεμένα μέλη
           η Σουηδία και η Ελβετία .
        Η σύντηξη ανταποκρίνεται συνεπώς στα κριτήρια που ισχύουν στα κοινοτικά προγρέψματα Ε δ Α.
III . ΣΤΟΧΟΙ ΤΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ ΣΥΝΤΗΞΗΣ 1987-1991
    Σχηματικά και κάπως αυθαίρετα , η πορεία προς τους αντιδραστήρες
    σύντηξης για την παραγωγή ενέργειας μπορεί να θεωρήσει κανείς
    ότι περιλαμβάνει τρία στάδια : επίδειξη του εφικτού από
    άποψη επιστημονική ,          του εφικτού από άποψη τεχνολογική και
    ενδεχομένως της οικονομικής σκοπιμότητας . Προς το παρόν , με
    το σχέδιο ΟΕΤ ,       τις μέσου μεγέθους         διατάξεις      ΤΟΙΟΠΙΘΚ και τις
   αντίστοιχες με αυτές ξένες διατάξεις, βρισκόμαστε ακόμη στο επιστημονικό στάδιο.
   0    Επόμενος         Ευρωπαϊκός Δακτύλιος Πλάσματος - Νεχΐ Ευτορεθη Τοτυδ
    ( ΝΕΤ ). που τώρα βρίσκεται στο στάδιο της προμελέτης, θεωρείται επί του παρόντος
   ως η διότταξη που       θα αποτελέόει μέσον για την πλήρη επιβεβαίωση
   του εφικτού της σύντηξης από άποψη επ ι στημον ι κή, σε πρώτη φάση,
    και για την αντιμετώπιση του προβλήματος του εφικτού από
    τεχνολογική άποψη, σε δεύτερη φάση .
    Στο πλαίσιο της στρατηγικής του Ευρωπαϊκού Προγράμματος Σύ¬
    ντηξης ( ϋΕΤ και λοιπές διατάξεις ΤΟΚΑΜΑΚ - ΝΕΤ - αντιδραστή¬
    ρας επίδειξης ϋΕΜΟ ), οι κυριότεροι στόχοι του προγράμματος
    σύντηξης 1987-1991 είναι :
    - η εδραίωση, σε θέματα θεωρητικής φυσικής και τεχνολογίας,
       της επιστημονικής βάσης η οποία είναι αναγκαία για το
       λεπτομερή σχεδίασμά του ΝΕΤ . Αυτό συνεπάγεται , στον τομέα
       της θεωρητικής φυσικής και μηχανικής του πλάσματος, την
       πλήρη εκμετάλλευση του ϋΕΤ καθώς και πολλών εξειδικευμένων
       μέσου μεγέθους ΤΟΚΑΜΑΚ, που υπάρχουν ήδη ή κατασκευάζονται ,
       και , στον τομέα της τεχνολογίας, την ενίσχυση του τρέχο¬
       ντος τεχνολογικού προγράμματος σύντηξης
 ---pagebreak---                                      - 6 -
      ” Π έναρξη του λεπτομερούς σχεδιασμού του ΝΕΤ πριν οπτό τα τέλη της χρονικής διάρ¬
         κειας του παρόντος προγράμματος , εφόοον μέχρι τότε υπάρχει η βάση
         δεδομένων που είναι απαραίτητη για το σκοπό αυτό ,
      - η διερεύνηση των δυνατοτήτων που παρουσιάζουν σε επίπεδο
         αντιδραστήρα ορισμένες εναλλακτικές γραμμές ( κυρίως
           5ΐ θί 1 3 Γθί ΟΓ και σΰσφιξη ανεστραμένου πεδίου ).
      Η πρόταση για το πρόγραμμα καταρτίστηκε σε συνεργασία με το σύνο¬
      λο της επιστημονικής οικογένειας στον τομέα της σύντηξης, μέσω του
      συστήματος αξιολόγησης με ομάδες διακεκριμένων εμπειρογνωμόνων το
      οποίο λειτουργεί στο πλαίσιο της Συμβουλευτικής Επιτροπής του Προ¬
      γράμματος Σύντηξης ( ΟΟΡΡ ) και του Συμβουλίου ϋΕΤ για το Πρόγραμμα
      ϋΕΤ .
IV . ΠΑΡΟΥΣΑ ΚΑΤΑΣΤΑΣΗ
     Το ευρωπαϊκό πρόγραμμα σύντηξης μπόρεσε να επικεντρωθεί στη μέθοδο με
     τις καλύτερες προοπτικές για το μέλλον , δηλ . τη δακτυλιοειδή μαγνητική
     συγκράτηση , και στο πλαίσιο αυτής της προσέγγισης να διατηρήσει την
     αναγκαία ευρύτητα. Τα επιστημονικά και τεχνικά επιτεύγματα τοποθετούν την Ευρώπη στην
     πρώτη γραμμή της έρευνας στον τομέα της σύντηξης με μαγνητική συγκράτηση,
    παγκοσμίως . Έτσι :
    - Το ϋΕΤ αποτελεί το κορυφαίο πεί ραμα στον τομέα της σύντηξης
       παγκοσμίως . Επέτυχε τους αρχικούς του στόχους, για τη φάση που
       αφορά τη βασική λε ι τουργ ί α, εγκαί ρως και μέσα στα όρια του
       προϋπολογισμού, ενώ συνεχίζεται κανονικά η πορεία προς τη φάση της
       πλήρους απόδοσης .       Κατά τα πρώτα έτη της λειτουργίας του
        ( έναρξη το 1983 ), το πρόγραμμα αυτό έχει ήδη πραγματοποιήσει
       μεγάλο βήμα προς την επίδειξη του εφικτού της σύντηξης, από επιστημονικής
       πλευράς, παράγοντας ήδη σημαντικό αριθμό αντιδράσεων σύντηξης σε δευτέριο'
    - Οι ευρωπαϊκές μέσου μεγέθους           διατάξεις ΤΟΙΟΠΙΘΚ συμβάλλουν
       δυναμικά στην προώθηση της σύντηξης και στη μελλοντική
       επιτυχία του ϋΕΤ με τον πειραματισμό
       με διαφορετικές μορφές , με τη διερεύνηση
       νέων μεθόδων θέρμανσης και την ανάπτυξη νέων διαγνωστικών μεθόδων .
    - Επίσης η Ευρώπη ευρίσκεται επικεφαλής στον τομέα της έρευνας
       για τις 5ΐθΙ ΙΘΓΘΪΟΓ          και τη σύσφ ιξη         ανεστραμένου πεδί ου,
       που αποτελούν εναλλακτικές            μορφές    των    ΤΟΙΟΠΙΘΚ .
 ---pagebreak---                                 - 7 -
Όλες οι διατάξεις αυτές κατασκευάστηκαν από την ευρωπαϊκή βιο¬
 μηχανία ( σαν παράδειγμα αναφέρεται ότι πλέον του 98% των δαπανών
 για συμβάσεις ϋΕΤ διατέθηκε εντός της Ευρώπης ) και σε αυτή ήδη
 ανατέθηκαν ορισμένες αναπτυξιακές εργασίες μακροπρόθεσμου και προηγμένου
 χαρακτήρα . Η ανάμειξη της ευρωπαϊκής βιομηχανίας θα πραγματοποι ¬
 ήσει ποσοτικά και ποιοτικά άλμα όταν ληφθεί η απόφαση για την
 έναρξη του τεχνικού σχεδι ασμού του ΝΕΤ .
 Το ΝΕΤ βρίσκεται στη φάση της προμελέτης . Έχουν γίνει προσωρινές
 επιλογές όσον αφορά τις βασικές προδιαγραφές λειτουργίας, με απο¬
 τέλεσμα ένα συνεπές σύνολο παραμέτρων που χρησιμοποιούνται επί του
 παρόντος για την περαιτέρω βελτιστοποίηση και τον προσανατολισμό
 του τεχνολογικού προγράμματος .
 Η κανονική εφαρμογή του τεχνολογικού προγράμματος αποτελεί σημαντικό
 επίτευγμα των τελευταίων ετών . Το κύριο μέρος της εργασίας αφορά
 το ΝΕΤ, υπάρχουν όμως και δραοτηριότΓττες με πιο μακροπρόθεσμο χαρακτήρα .
 Οι προσπάθειες συγκεντρώνονται στον τομέα των υπεραγώγιμων μαγνητών ,
 του τριτίου , του επωάσιμου μανδύα, του χειρισμού συντήξιμων υλικών
 εξ αποστάσεως , των υλικών, της ασφάλειας και του περιβάλλοντος .
    Εκτος από τη σύντηξη με μαγνητική συγκράτηση και προκειμένου να διατιρηθεί η επαφή
   με το αντικείμενο, συνεχίζεται η δραστηριότητα στον τομέα της
   σύντηξης με ακτίνες λέιζερ, ενώ επανεξετάζεται η χρησιμοποίηση
   μέσον ίων ως καταλύτη .
   Η αντιμετώπιση του ζητήματος της σύντηξης σε κοινοτικό επίπεδο κατέστη¬
   σε δυνατή τη σύσταση της κοινής επιχείρησης ϋΕΤ ( 1978 ) και της ομάδας
   για το ΝΕΤ ( 1983), οδήγησε επίσης στην ανάπτυξη μιας δραστήριας συνερ¬
   γασίας     μεταξύ εργαστηρίων σύντηξης. Οι περισσότερες από τις ενώσεις
   των συνεργαζόμενων εργαστηρίων ( ΑεεοοιαΐιοπΒ ) εκτελούν εργασίες για άλλες ενώσεις,και
   όλες μαζί εργάζονται για το ϋΕΤ και το ΝΕΤ στο πλαίσιο διαφόρων τύπων
   συμβάσεων και συμφωνιών . Το ευρωπαϊκό πρόγραμμα σύντηξης έχει συντελέ-
   σει αποτελεσματικά στη δημιουργία μιας πραγματικής επιστημονικής και
   τεχνικής κοινότητας , στην οποία συμμετέχουν μεγάλα και μικρά
   εργαστήρια και όπου με ικανοποίηση γίνονται δεκτά νέα μέλη για να
   εργαστούν όλοι για ένα κοινό σκοπό . Η κατάσταση αυτή καθιστά την
   Ευρώπη ελκυστικό εταίρο για διεθνή συνεργασία/ τόσο σε διμερές επίπεδο
   (Καναδάς , Ιαπωνία, Ηνωμένες Πολιτείες ), όσο και στο πλαίσιο διεθνών
   οργαν ι σμών (ΟΟΣΑ, ΔΟΛΕ ) .
 ---pagebreak---                                      - 8 -
       Μεταξύ των πολλών μέτρων που λαμβάνονται για να εξασφαλιστεί
       ο γνήσια κοινοτικός χαρακτήρας του προγράμματος της σύντηξης,
       αξίζει να σημειωθεί ιδιαίτερα η μετακίνηση του προσωπικού :
       κάθε χρόνο άνω των 200 επιστημόνων ( από περίπου 1.200 συνολικώς επι ¬
       στήμονες ) μεταβαίνουν, μέσω " συμβάσεων μετακίνησης", για εργασία
       εκτός του εργαστηρίου στο οποίο είναι κανονικός ενταγμένοι ,
       για χρονικές περιόδους που κυμαίνονται από 1 μήνα έως 1 έτος .
       Στο ζήτημα αυτό το ϋΕΤ αποτελεί μία ακραία περίπτωση : αυτό
       το προσανατολισμένο προς τη συγκεκριμένη αποστολή του πρόγραμ¬
       μα, απασχολεί προσωπικό προσωρινά αποσπασμένο εκεί , δηλαδή οι
       εθνικοί οργανισμοί έχουν αναλάβει την υποχρέωση να επανεντάξουν
       το προσωπικό τους μετά τη λήξη του χρόνου απόσπασής του στο ϋΕΤ *
       από τότε που άρχισε το πρόγραμμα, περίπου οι μισοί από όσους
       είχαν συμμετάσχει στην επιστημονική ομάδα του προγράμματος ,
       επέστρεψαν στα συνεργαζόμενα εργαστήρια μετά την ολοκλήρωση
       της εργασίας τους , και αντί καταστάθηκαν από άλλο προσωπικό του
       οποίου τα προσόντα ανταποκρί νονται περισσότερο στις νέες προς
       ανάληψη εργασίες .
       Οι εν εξελίξει δραστηριότητες εξετάζονται λεπτομερέστερα στο
       παράρτημα .
 V.    ΧΡΟΝΟΔΙΑΓΡΑΜΜΑ
       Το προβλεπόμενο χρονοδιάγραμμα για τις διάφορες μηχανές , καθώς
       και τα συστήματα θέρμανσής τους , δίδεται διαγραμματικά στο
       σχήμα 1 .
                                 Υπότιτλοι του σχήματος 1
           Πρόγραμμα ανάπτυξης του σχεδίου για τις κυριότερες διατάξεις
. Οι διάφορες μέθοδοι θέρμανσης παρίστανται με διάφορα χρώματα :
  Μαύρο      : βμική θέρμανση ( 0Η )
  Κίτρινο : Έγχυση ουδέτερων ατόμων ( ΝΒΙ )
  Κόκκινο : θέρμανση με ιοντικό κυκλοτρονικό συντονισμό ( ΙΘΚ )
   Γ^άσινο : θέρμανση με κατώτερο υβριδικό συντονισμό ( 1_ΗΚ )
              ή με διοχέτευση ρεύματος ( Ι-Ηθό )
   Μπλε     : θέρμανση με ηλεκτρονικό κυκλοτρονικό συντονισμό ( ΕΘΡ )
  Βυσσινί : θέρμανση με κύματα ΑίΤνβη ( ΑΜ )
. Το πάχος κάθε έγχρωμης ταινίας είναι ανάλογο προς την ισχύ
   θέρμανσης μέσω των θυρίδων (1 χλστ. ανά ΜΜ, εκτός από το ϋΕΤ, όπου η ΟΛίολική
   ισχύς είναι περίπου 50 ΜΜ ).
. Η φάση της κατασκευής σημειώνεται με διακεκομμένες μαύρες γραμμές .
 ---pagebreak---                    1986            1987     1988    1989            1990                  1991
                                             I
     JET               JET
                   .   . ..
Grenoble                         PETIJLA
Fontenay (+ FOM) __ TF: R                      P..
                                                    –      .     ■ -- . - .           -         -
                   TORE-SUPRA L___                                     ■·.   ■   .
Cadarache                                   ■_                                        HUM
                            ■
Garching           ASDEX                              r
                                                      L
                                                        ■■                            ' 1        ■  ^
                              ALSDEX- upgrad e
Frascati               FT                                                             -   - --
                                            FTU
                                _: nn Έ
Culham
                   COMPASS
                   TEXT(DR      ■/ 1 1   _
                                         t-
Jülich (+ ERM)   s   '
                                                                   TCA
Lausanne
                                                    TCV ^                             -        -   -
Garching           W7AS
                                       k
Madrid                               TJII                   ■ ■
                                                                    ■      ■   : -!..     -   --
Culham                                             - HBTX
                                                                r
Padova                                      RFX
                                                   _
Stockholm              EXTRAP
                               i-
                                                                                            CR86.148
 ---pagebreak---                                      - 11
  ϋΕΤ : Τα επιστημονικά αποτελέσματα που επιτεύχθηκαν τα τελευταία έτη
 δείχνουν ότι , προκειμένου να αξιοποιηθούν πλήρως οι δυνατότητες του σχεδίου
 ϋΕΤ κατά την προσπάθεια επίτευξης των               στόχων που έχουν
 εγκριθεί ( δηλ . να προσεγγιστούν όσο το δυνατό καλύτερα οι συνθή¬
 κες που απαιτούνται         σε     αντιδραστήρα) με την καλύτερη δυνατή
 χρήση των δυνατοτήτων της διάταξης ,            θα χρειαστεί να
 προστεθεί επιπλέον εξοπλισμός . Αυτό θα απαιτήσει περισσότερο
.χρόνο και κεφάλαια απ' ό, τι μέχρι τώρα είχαν προβλεφθεί .
 Για το λόγο αυτό το Συμβούλιο του ϋΕΤ πρότεινε να παραταθεί η προθεσμία
 που είχε καθοριστεί για την κοινή επιχείρηση          ϋΕΤ και, από 31 Μαίου
 1990 που είναι τώρα, να γίνει τέλος 1992 . 'Ετσι θα
 μπορούσε με βεβαιότητα να χρησιμοποιηθεί κατά τον καλύτερο τρόπο
 ο υφιστάμενος εξοπλισμός , καθώς και ο νέος που πρόκειται να εγκα¬
 τασταθεί , με αποτέλεσμα, μια καλύτερη βάση
 σχεδιασμού του ΝΕΤ . Η Επιτροπή παράλληλα με την παρούσα πρόταση προγράμματος, υποβάλλει
 για έγκριση ( άρθρο 50 της συνθήκης Ευρατόμ) στο Συμβούλιο και στο Ευρωπαϊκό
 Κοινοβούλιο      τροπολογία του καταστατικού του ϋΕΤ για την παράταση του σχεδίου" στο
 έγγραφο αυτό αναπτύσσονται τα επιστημονικά επιχειρήματα, για την παράταση του σχεδίου ϋΕΤ.
 ΝΕΤ : Σύμφωνα με την απόφαση του Συμβουλίου το Γίάρτιο του 1985 , η
 δραστηριότητα ΝΕΤ επιβραδύνθηκε, υιοθετώντας πλέον ,
ως      υπόθεση        εργασίας ,        το      1990
για        χρόνο         λήψης        της       απόφασης όσον αφορά τη λεπτο¬
μερή μελέτη ,και το 1993/94 όσον αφορά την απόφαση για την κατασκευή
του ΝΕΤ . Οι ημερομηνίες αυτές ανταποκρί νονται στο νέο χρονοδιάγραμμα
για το ϋΕΤ και δίνουν τη δυνατότητα να προκόψουν από τις μέσου
μεγέθους κατασκευές περισσότερα στοιχεία σχετικά με τη                  συμπεριφορά
του πλάσματος .
                    : Οι 4 μέσου μεγέθους εξειδικευμένου χαρακτήρα διατάξεις
 ΤοΙοιηαΚ που βρίσκονται τώρα στο στάδιο της κατασκευής στις ενώσεις των
 συνεργαζόμενων εργαστηρίων ( Τοτθ-δυρτα , Αεόθχ-ΙΙρθΓαοΙθ, ΡΤΙ), και Οοπιρθδδ ),
 θα τεθούν σε λειτουργία γύρω στο 1988 και συνεπώς θα μπορούν να συμβά¬
 λουν ουσιαστικά στην κατασκευαστική μελέτη του ΝΕΤ . Πρόσφατα εγκρίθηκε η κατασκευή
 μιας άλλης διάταξης ΤΟΚΘΟΙΘΚ ( Τ.Ο.ν . στην Ελβετία ), με σκοπό την εξέταση
 των ορίων του λόγου πιέσεων Β. Προβλέπεται επίσης η μελέτη μιας συνεπτυγμένων διαστάσεων
 συσκευής έναυσης υψηλού πεδίου (Ι6ΝΙΤ0Κ, στην Ιταλία). Όσον αφορά τις ΤΟΚΑΜΑΚ που βρίσκο¬
νται τώρα σε λειτουργία, θα γίνει συστηματική εκμετάλλευση (ΤΕΧΤΟΠ, ΑοΰΕΧ), ή θα τεθούν
εκτός λειτουργίας (δΙΤΕ, ΡΤ, ...), ανάλογα με τη δυναμικότητα τους και τη δυνατότητα διάθεσης
καταλλήλων ερευνητικών ομάδων .
 ---pagebreak---                                          - 12 -
     Διατάξεις άλλου τύπου : Στο πλαίσιο των δύο εναλλακτ ικών προς τις ΤΟΚΑΜΑΚ
     γραΜ-ών/ κοττασκευάζονται μηχανές (Μ 7 Αδ, ΚΡΧ ) η προγραμματίζεται η
     κατασκευή τους ( Τϋ II, Μ 7 X),                έτσι ώστε η επιλογή της πλέον
     κατάλληλης διάταξης για τονΔΕΜΟ να μπορεί να γίνει έγκαιρα, με
     βάση ασφαλή πειραματικά δεδομένα . Μετά την πλήρη εκμετάλλευσή τους,
     οι υπάρχουσες διατάξεις ( ΗΒΤΧ, ...) θα τεθούν σταδι οκά εκτός λειτουργίας.
     Μια μικρότερη διάταξη ( Εχΐταρ στη Σουηδία) για την εξέταση κάποιας
     διαφορετικής αρχής^ ευρί σκέτα ι στο στάδιο λειτουργίας .
     Τεχνολογία : Στόχος του τεχνολογικού προγράμματος ε ί να ι να ανταποκριθεί
     στα νέα ορόσημα γ ι·α το ΝΕΤ,                         και πρώτα απ' όλα να
     συντελέσει στη δημιουργία της βάσης τεχνολογικών δεδομένων που
     απαιτούνται για τις αποφάσεις σχετικά με το ΝΕΤ . Όταν ληφθεί
      απόφαση να αρχίσει η λεπτομερής μελέτη του ΝΕΤ, θα πρέπει να
     αρχίσει ευρύ πρόγραμμα Ε,Α και Ε , επικεντρωμένο κυρίως στη βιομηχα¬
      νική κατασκευή και τις δοκιμές πρωτοτύπων των επιμέρους στοιχείων
      του ΝΕΤ .
VI . Û0MH
     Η Επιτροπή είναι υπεύθυνη για την εφαρμογή του προγράμματος . Η
     συμβουλευτική δομή περιλαμβάνει ένα μόνο όργανο, τη Συμβουλευτική
     Επιτροπή του Προγράμματος Σύντηξης ((ΌΡΡ), επικουρούμενη από δύο
     υποεπιτροπές : την Επιτροπή του Προγράμματος (ΡΟ , για θέματα θεωρητικής φυσικής
     και μηχανικής του πλάσματος, και τη Διευθύνουσα Επιτροπή Τεχνολογίας της Σύντη¬
     ξης (ΡΤδΟ για το ΝΕΤ και την Τεχνολογία , Γ ια την κοινή επιχείρηση ϋΕΤ, η
     ευ&ινη ανήκει στο Συμβούλιο του ϋΕΤ και στο Διευϊλινπί του προγράμματος . Το
     Συμβούλιο του ϋΕΤ επ ι κούρε ! τα ι από την Εκτελεστική Επιτροπή του ϋΕΤ και έχει
     τη δυνατότητα να συμβουλευτεί το Επιστημονικό Συμβούλιο του ϋΕΤ. Το πρόγραμμα
     σύντηξης θα υποβληθεί επίσης σε εκτός υπηρεσίας ανεξάρτητη αξιολόγηση :      ιδιαί­
     τερα κατά τη διάρκεια του τρίτου έτους του προγράμματος 1987-91 , η Επιτροπή
     θα επιδιώξει να υπάρξει εκτίμηση από ομάδα εμπειρογνωμόνων υψηλού επιπέδου, η
     οποία θα αποτελέσει τη βάση αναθεώρησης του προγράμματος σύμφωνα με την αντίλη¬
     ψη του ολισθαίνοντος προγράμματος .
     Το πρόγραμμα εφαρμόζεται , μέσω συμβάσεων για τη σύσταση ενώσεων μεταξύ της
     ΕΥΡΑΤΟΜ και των εθνικών οργανισμών που αναπτύσσουν δραστηριότητα στον τομέα
     της σύντηξης , μέσω της κοινής επιχείρησης ϋΕΤ και μέσω μιας
 ---pagebreak---                                      - 13 -
       πολυμερούς συμφωνίας που αφορά το ΝΕΤ. Επίσης, ένα μέρος του προγράμ¬
       ματος του Κοινού Κέντρου Ερευνών είναι αφιερωμένο στην τεχνολο¬
       γία της σύντηξης, του οποίου οι σχετικές με τη σύντηξη δραστηριότητες συντο¬
       νίζονται με το υπόλοιπο μέρος του προγράμματος για την τεχνολογία μέσω της Διευθύνου-
       σας Επιτροπής Τεχνολογίας της Σύντηξης ( ΡΤ50 . Υπάρχουν 12 ενώσεις κατανεμτμένες σε
       10 χώρες (περιλομβανομένων της Σουηδίας και της Ελβετίας)" διεξάγονται προκαταρκτικές
       συζητήσεις με την Ελλάδα και την Πορτογαλία για την πιθανή σύσταση δύο νέων ενώσεων.
       Η ι'3ιομηχανία συμμετέχει ότο πρόγραμμα με συμβάσεις ανάπτυξης συστη¬
      μάτων , καθώς επίσης και με την κατασκευή τεχνικού εξοπλισμού .
       Η δομή αυτή θεωρείται ότι             ανταποκρ ί νέτα ι       ικανοποιητικά
      και στις μελλοντικές απαιτήσεις , όταν ο ρόλος των επί του παρόντος προσανατολισμέ¬
       νων προς τον τομέα της θεωρητικής φυσικής ενώσεων ( των οποίων τα
       ερευνητικά προγράμματα παρέχουν στην ευρωπαϊκή προσπάθεια την αναγκαία
       ευρύτητα ^ αναληφθεί πιθανότατα από εθνικούς οργανισμούς τεχνολογικού
       προσανατολισμού και αργότερα από τη βιομηχανία .
VII . ΔΙΕΘΝΗΣ ΣΥΝΕΡΓΑΣΙΑ
      Η διεθνής συνεργασία στον τομέα της σύντηξης υπήρξε πάντα ιδιαί ¬
      τερα    ζωηρή .      Στο παρελθόν , αποτελούσε το αντικείμενο συμφωνιών
      πάνω σε συγκεκριμένα θέματα . Σήμερα υλοποιούνται ή διερευνώνται ευρύτερες και
      ουσιαστικότερες μορφές συνεργασίας .
      “ Σ^<£^1&&.οε,ό^μεβέ£^π^α|σ^ο
          Καναδάς : Εγκεκριμένα πρακτικά ( απόφαση του Συμβουλίου της
          20.01.86 ) που υπογράφηκαν στις 6 Μαρτίου 1986 .
          ΗΠΑ : Η συμφωνία συνεργασίας ( απόφαση του Συμβουλίου της
         15.09.86 ) είναι έτοιμη προς υπογραφή .
          Ιαπωνία : Στις 26 Φεβρουάριου 1987, η Επιτροπή εισηγήθηκε στο
         Συμβούλιο ένα σχέδιο απόφασης του Συμβουλίου με την οποία εξου¬
         σιοδοτείται η Επιτροπή να δ ι απραγματευθεί μια συμφωνία συνεργασίας .
      - Συμφωνίες εφαρμογής στο πλαίσιο της ΔΟΕ ( 00ΣΑ )
         ΤΟΙΟΠΙΘΚ : ΤΕΧΤΟΚ, που υπογράφηκε στις 5.10.19 77, διάρκειας
                      15 ετών "
                      Α5ΘΕΧ και ΑδΟΕΧ-υΡΘΚΑΘΕ, που υπογράφηκε στις
                      31.7.1985 , διάρκειας 10 ετών "
                      01 ΤΡΕΙΣ ΜΕΓΑΛΕΣ Τ0ΚΑΜΑΚ ΟΕΤ, ϋΤ-60 και ΤΡΤΚ ),
                      που υπογράφηκε στις 15.1.1986, διάρκειας 5 ετών .
 ---pagebreak---                      - 14 -
Εναλλακτικές γραμμές : δΤΕΙ_Ι_ΑΡΑΤΟΚδ , που υπογράφηκε στις
                         31.7.85, διάρκειας 5 ετών "
                         ΔΙΑΤΑΞΕΙΣ ΣΥΣΦΙΞΗΣ ΑΝΕΣΤΡΑΜΕΝΟΥ ΠΕΔΙΟΥ,
                         στο στάδιο της προετοιμασίας .
Τεχνολογία σύντηξης : Ι.ΑΡ6Ε ΟΟΙΙ. ΤΑδΚ, που υπογράφηκε στις
                        6.10.77, και βρίσκεται στο στάδιο της
                        εκμετάλλευσης "
                        ΥΛΙΚΑ ΣΥΝΤΗΞΗΣ, που υπογράφηκε στις
                        21.10.81 : Παράρτημα I διεκόπει " διάρκεια
                        του παραρτήματος II , 10 έτη .
Συμμετοχή της ΕΥΡΑΤΟΜ, μαζί με τα τρία άλλα προγράμματα συντηξης
( Ιαπωνία, ΗΠΑ, ΕΣΣΔ ), στα εργαστήρια ΙΝΤΟΡ από το 1978 .
 Ομάδα εργασίας στον τομέα της συντηξης ( Ομάδα τεχνολογίας , >
 ανάπτυξης και απασχόλησης - Σύνοδος κορυφής των Βερσαλλιών )
 Διαβούλευση μεταξύ των προγραμμάτων σύντηξης στο πλαίσιο της
 συμμετοχής στην Οικονομική Διάσκεψη κορυφής ειδικότερα σε συ¬
 σχετισμό με το Επόμενο Επιστημονικό Βήμα .
 Πρωτοβουλία τετραμερούς συνεργασίας για ένα διεθνή πειραματικά
 θερμοπυρηνικό αντιδραστήρα ( ΙΤΕΚ ) υπό την αιγίδα του ΔΟΑΕ
 Διερευνάται σε τεχνικό επίπεδο η δυνατότητα συντονισμού των
 προσπαθειών που καταβάλλονται στο πλαίσιο των διεξαγόμενων
 ανά τον κόσμο τεσσάρων μεγάλων προγραμμάτων σύντηξης ( ΕΚ, Ιαπω¬
 νία, ΗΠΑ και ΕΣΣΔ ), αποβλέποντας σε ένα συγκεκριμένο στόχο :
 στην εκπόνηση μέχρι το 1990 μιας μελέτης γενικής σύλληψης του
 αντιδραστήρα ΙΤΕΚ , μέσω συλλογικής προσπάθειας τεσσάρων ισότιμων
 και με ίσες συνεισφορές μερών , και στο συντονισμό των επικουρικών
 ερευνητικών δραστηριοτήτων . Ορίστηκε μια τεχνική ομάδα εργασίας
 για να συντάξει το 1987 συγκεκριμένες προτάσεις για τους λεπτο¬
 μερείς στόχους του ΙΤΕΚ και για τις οργανωτικές λεπτομέρειες του
 σταδίου μελέτης της γενικής σύλληψης κατά την περίοδο 1988-1990 .
 Οι δραστηριότητες για το ΝΕΤ, οι οποίες θα συνεχιστούν όπως
 ---pagebreak---                                    - 14α-
           προγραμματίστηκαν μέχρι ς ότου βρεθεί μια πιθανή διεθνής
           λύση που να προσφέρει πειστικές εγγυήσεις για το Επόμενο
           Επιστημονικό Βήμα, θα μπορούσαν να αποτελόσουν το σημείο
           εστίασης για μια τέτοια συνεργασία .
VIII . ΧΡΗΜΑΤΟΔΟΤΗΣΗ
       Η παρούσα πρόταση προγράμματος αφορά μόνο το ϋΕΤ και το γενικό
       πρόγραμμα . Οι σχετικές με τη σύντηξη δραστηριότητες του ΚΚΕρ,
       οι οποίες από επιστημονικής και τεχνικής σκοπιάς έχουν πλήρως
       ενσωματωθεί στο πλαίσιο του συνολικού προγράμματος σύντηξης ,
       διέπονται παρ'όλα αυτά από μια άλλη απόφαση προγράμματος .
 ---pagebreak---                                      15
       Σε σημερινές αξίες ( από την 1.1.85 και μετά, ο πληθωρισμός
       έχει ληφθεί σε ποσοστό 4% κατ'έτος ) το ποσό των κοινοτικών
       πόρων που απαιτούνται για την πρόταση προγράμματος 1987-91
       ( εκτός από το ΚΚΕρ, τη Σουηδία και την Ελβετία ) υπολογίζεται
       σε  :
       Γενικό πρόγραμμα                  533 εκατ . ΕΟυ
       JET                               378 EKOT . ECU ( 1 )
                        Σύνολο           911   εκατ . ΕΟΙΙ
       Στον πίνακα 1 δίνεται η κατανομή των πόρων μεταξύ των διαφόρων
       δραστηριοτήτων .
       Η εκτίμηση αυτή έγινε με βάση την υπόθεση στην οποία στηρίζεται
       η παρούσα πρόταση, ότι δηλαδή η πρόοδος στην επιστήμη και την
       τεχνολογία θα είναι τέτοια που θα επιτρέπει να εισέλθει το ΝΕΤ
       στη φάση της κατασκευαστικής μελέτης πριν να τελειώσει η χρονι ¬
       κή διάρκεια του παρόντος προγράμματος ( βλέπε παραγράφους III
       και V). Η απόφαση για την έναρξη της κατασκευαστικής μελέτης
       του ΝΕΤ θα είναι μεγάλης σημασίας και η Επιτροπή σε κατάλληλο
       χρόνο θα υποβάλει στο Συμβούλιο σχετική πρόταση .
       Στον ακόλουθο πίνακα φαίνεται η κατανομή μεταξύ του ϋΕΤ, του
       γενικού προγράμματος και του ΚΚΕρ, των νέων χρηματικών πόρων που
       προβλέπονται για τη σύντηξη στο πλαίσιο του προγράμματος-πλαισίου
       1987-91 , καθώς και τα ποσά που μεταφέρονται από τα τρέχοντα
       προγράμματα .
  εκατ . ECU                 Νέοι χρηματικοί      Ποσά μετα-  Συνολικές
                             πόροι που αντι ¬     φερόμενα    χορηγήσεις
                             στοιχούν στο         από την     για την
                             πρόγραμμα-πλα ί -    περί οδο    περίοδο
                             σιο 1987-91           1985-89     1987-91
  Γενικό πρόγραμμα                362                171         533
  JET                             169                209         378
  ΣΥΝΟΛΟ - ΠΡΟΓΡΑΜΜΑ
                                  531                380         911
             ΣΥΝΤΗΞΗΣ
  ΚΚΕρ                             60                 15          75
  ΣΥΝΟΛΟ                          591                395         986
( 1 ) βλέπε υποσημείωση 8, σελίδα 18 .
 ---pagebreak---                                       - 16 -
 Εντούτοις, τα ποσά τα οποία έχουν εγκριθεί οτις αντίστοιχες θέσεις στον προϋπολο¬
 γισμό του 1985 και στον προϋπολογισμό του 1986, σύμφωνα με την απόφαση 82/350
  Ευρατόμ, και για τα οποία, την 1η Ιανουαρίου 1985 δεν έχει γίνει ακόμη ανάληψη
  υποχρεώσεων ή έχει γίνει μεν ανάληψη υποχρέωσεων αλλά δεν έχουν πληρωθεί ακόμα,
  θα μπορούν να χρησιμοποιηθούν για την εκτέλεση του παρόντος προγράμματος.
  ΠΡΟΣΩΠΙΚΟ
  Η δύναμη του προσωπικού που έχει εγκριθεί με την προηγούμενη απόφαση του Συμβου¬
  λίου είναι :
               165 προσωρινοί υπάλληλοι για το ϋΕΤ
               105 υπάλληλοι για το γενικό πρόγραμμα
   Για την περίοδο 1987-91, δεν προτείνεται κομία τροποποίηση για το γενικό πράγρομμα,
   πλην όμως επιβάλλεται η ενίσχυση του προσωπικού του ϋΕΤ (191 αντί για 165) για να
   καταστούν δυνατές η υλοποίηση και πλήρης εκμετάλλευση των τεχνικών προόδων εντός
   της προβλεπόμενης διάρκειας ζωής του σχεδίου. 'Οταν το ΝΕΤ προχωρήσει από τη φάση
   της προμελέτης στη φάση της κατασκευαστικής μελέτης, θα γίνουν νέες προτάσεις στο
   Συμβούλιο.
X.    ΣΥΜΠΕΡΑΣΜΑ
      Λόγω των σημαντικών της στόχων , της εξαιρετικής προόδου που έχει
      πραγματοποιηθεί , του τεχνολογικού ενδιαφέροντος και του απόλυτα
      κοινοτικού της χαρακτήρα, η σύντηξη συνεχίζει να είναι ένα από
      τα σημαντικότερα προγράμματα Ε&Α που χρηματοδοτούνται από την
      Επιτροπή . Όπως ανακοινώθηκε κατά τη λήψη της απόφασης για το
      πρόγραμμα 1985-89 και υπογραμμίστηκε από το Συμβούλιο, κατά τα
      έτη 1985 και 1986 η Επιτροπή εκτέλεσε το πρόγραμμα μέσα στα
      χρηματοδοτικά όρια που καθορίστηκαν κατά την πρόταση σχετικά
      με το πρόγραμμα 1985-89 . Η Επιτροπή θεωρεί ότι το ύψος της χρη¬
      ματοδότησης , που καθορίζεται στην παρούσα πρότασή της , είναι
      αναγκαίο για να διατηρηθεί η ροή του προγράμματος το οποίο προ¬
      σανατολίζεται πλήρως προς το επόμενο επιστημονικό βήμα, και για
      να ληφθεί υπόψη η ένταξη των νέων κρατών μελών το 1986 και η αυξα¬
      νόμενη συμμετοχή της βιομηχανίας . Σύμφωνα με την αντίληψη του ολι -
      σθαίνοντος προγράμματος , η Επιτροπή το 1989 θα συντάξει μια πρόταση
      για αναθεώρηση του προγράμματος , με σκοπό να καταλήξει σε ένα νέο
      πενταετές πρόγραμμα με αρχή την 1.1.1990 .
 ---pagebreak--- Πίνακας 1      Κοινοτική συμμετοχή ( 1 ) για την περίοδο 1987-1991 σε εκατ . ΕΟυ, σε τρέχουσες τιμές ( 2).
NET                                                                                                        –
    Μισθοί προσωπικού , επιδόματα, αποστολές                          27
    Εργασίες στις ενώσεις των συνεργ . εργαστηρίων ·                  10
    Υποστήριξη φιλοξενούμενων                                         15
    Βιομηχανικός σχεδιασμός                                           28
                  Υποσύνολο                                           80 - 3 (3) -           77
ΤΕΧΝΟΛΟΓΙΑ
    Βασική εργασία στις ενώσεις των συνεργ . εργαστηρίων              65
    Κατά προτεραιότητα ενέργειες                                      35
    Βιομηχανική ΕΑ / Ε                                                37
                  Υποσύνολο                                         137 - 13 (3) -          124
ΦΥΣΙΚΗ ΚΑΙ ΜΗΧΑΝΙΚΗ ΤΟΥ ΠΛΑΣΜΑΤΟΣ
    Τρέχουσες δαπάνες στις ενώσεις των συνεργ . εργαστηρίων         ? 31
    Συνήθεις ενέργειες προτεραιότητας                                 5¿(4)
                                                                      26 ( 5 )
   Μεγάλες διατάξεις με θέρμανση                                      93^'
    Υποστήριξη του JET ( άρθρο 14 )                                   10
   Βιομηχανική ΕΑ / Ε                                                  9
                  Υποσύνολο                                         369 - 67 (3 ) -        302
ΜΕΤΑΚΙΝΗΣΗ / ΔΙΑΧΕΙΡΙΣΗ ( 6) ( περ ι λαμβανομένων υποτροφιών )                 •
                                                                                             30
   Σύνολο ΓΕΝΙΚΟ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑ                                                                 533
   JET                                                              425 - 19 ( 3) - 28 -   378
   ΓΕΝΙΚΟ ΣΥΝΟΛΟ                                                                           911
           ΚΚΕρ ( δεν περιλαμβάνεται στη\) παρούσα πρόταση ) ( 9 )                           75
           Συνολική Δραστηριότητα Σύντηξης                                                 986
 ---pagebreak---                                   - 18 -
Υποσημειώσεις του Πίνακα 1
 ( 1 ) Εκτός των Σουηδίας και Ελβετίας , συμπεριλαμβανόμενης όμως της δρα¬
       στηριότητας στα νέα κράτη μέλη .
( 2)   Από την 1.1.85 και μετά, ο πληθωρισμός λαμβάνεται σε ποσοστό 47.
       κατ'έτος .
(3) Πιστώσεις για υποχρεώσεις που αναληφθηκαν στην περίοδο 1985-86 για
       το 1987 .
( 4) Συμπεριλαμβανομένων των πιστώσεων για μία πιθανή νέα διάταξη στη
       Μαδρίτη .
( 5 ) Συμπεριλαμβανομένων των πιστώσεων για την πιθανή έναρξη κατασκευής
       μιας νέας δΐεΙΙβΓβΐΟΓ Η-νΐΙ.Χ στο θβΓΟίη'ης .
( 6) Συμπεριλαμβανομένων των αναγκαίων πιστώσεων για τη χρηματοδότηση
       σε ποσοστό 42Ζ του προσωπικού της Επιτροπής που απασχολείται στις
       ενώσεις των συνεργαζόμενων εργαστηρίων .
 ( 7)  Στα οποία θα πρέπει να προστεθούν τυχόν θετικά υπόλοιπα από τις
       συνεισφορές της Σουηδίας και Ελβετίας βάσει του προγράμματος
       εξαιρώντας το ϋΕΤ .
 (8)   Οι συνολικές συνεισφορές των μελών οι οποίες απαιτούνται για την
       κάλυψη των δαπανών του ϋΕΤ κατά τη διάρκεια του παρόντος προγράμ¬
       ματος 1987 έως 1991 εκτιμώνται σε 531 εκατ . ΕΟυ ( βλέπε " Πρόγραμμα
       ανάπτυξης και προϋπολογισμός του σχεδίου", Πίνακας 16 του παραρτή¬
       ματος , που εγκρίθηκε στις 26 Μαρτίου 1987 από το συμβούλιο του
       ϋΕΤ ). Από το ποσό αυτό ποσοστό 80Ζ, ίσο προς 425 εκατ . ΕΟΙ), καλύ¬
       πτεται μέσω του κοινοτικού προϋπολογισμού . Από το ως άνω ποσό, τα
       19 εκατ . ΕΟΙ) έχουν αναληφθεί από την Επιτροπή προ του 1987 . Τα
       απομένοντα 406 εκατ . Ε01Ι θα καλυφθούν ως εξής :
       .   378 εκατ . ΕΟυ από τις χορηγήσεις του προγράμματος για το ϋΕΤ,
       .   28 εκατ . ΕΟυ ως συμμετοχή της Σουηδίας και της Ελβετίας στο ϋΕΤ
           που καταβάλλονται μέσω του κοινοτικού προϋπολογισμού .
 ---pagebreak---                               - 19 -
(9) Καλύπτει τις εν εξελίξει δραστηριότητες στο ΚΚΕρ για την
    τεχνολογία της σύντηξης , δηλαδή τις μελέτες αντιδραστήρων
    και την εκτίμηση των κινδύνων , την ασφάλεια στην τεχνολογία
    του τριτίου, τη μηχανική ακεραιότητα των κατασκευαστικών
    υλικών και τις μελέτες σχετικά με τον επωάσιμο μανδύα .
 ---pagebreak---                               - 20 -
ΠΑΡΑΡΤΗΜΑ
           ΑΝΑΣΚΟΠΗΣΗ ΤΩΝ ΕΠΙΣΤΗΜΟΝΙΚΩΝ ΚΑΙ ΤΕΧΝΙΚΩΝ ΕΠΙΤΕΥΓΜΑΤΩΝ
           ΚΑΤΑ ΤΗ ΧΡΟΝΙΚΗ ΠΕΡΙΟΔΟ 1984-1986 ΣΤΟ ΠΛΑΙΣΙΟ ΤΟΥ
           ΕΥΡΩΠΑΪΚΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ ΣΥΝΤΗΞΗΣ
     I.    ΕΙΣΑΓΩΓΗ
     Κατά το χρόνο υποβολής της προηγούμενης πρότασης για το πρόγραμμα
     1985-1989, η κατάσταση από επιστημονική άποψη ήταν η εξής :
     η εξέλιξη των προγραμμάτων                   σύντηξης παγκοσμίως
     είχε δείξει τις ευνοϊκές προοπτικές της μαγνητικής συγκράτησης
     σε σύγκριση με την αδρανιακή συγκράτηση, καθώς και τον κορυφαίο
     ρόλο της προσέγγισης με την τεχνική ΤΟΙΟΠΙΘΚ στην οποία θα έπρεπε
     να βασιστούν οι διατάξεις του επόμενου επιστημονικού βήματος .
     Η Ευρώπη είχε διαδραματίσει βασικό ρόλο στην προώθηση της κατα¬
     νόησης της φυσικής της μαγνητικής συγκράτησης σε σπειροειδείς
     διατάξεις και είχε πραγματοποιηθεί ουσιαστική πρόοδος στον τομέα
     της θέρμανσης του πλάσματος :
     το ϋΕΤ ( Κοινός Ευρωπαϊκός Δακτύλιος Πλάσματος ) είχε αρχίσει
     να λειτουργεί και τα πρώτα αποτελέσματα ( στην ωμική περιοχή )
     ήταν πολύ ελπιδοφόρα "
     άρχισαν να γίνονται διαθέσιμα συστήματα θέρμανσης πΐθ93Μ3ΐΐ -
     ιηυΐΐί 5θοοη05 σε διατάξεις μεσαίου μεγέθους "
     ο υποβιβασμός του χρόνου συγκράτησης με την αύξηση της θερμαντικής
     ισχύος παρέμεινε εστία ανησυχίας , αλλά η ανακάλυψη της
     " περιοχής Η " στο 63ΓθΗΐη9 αποκατάστησε την εμπιστοσύνη ότι
     αυτού του είδους οι επιβλαβείς επιπτώσεις της θέρμανσης του
     πλάσματος θα μπορούσαν να αποφευχθούν ή τουλάχιστον να περιο¬
     ριστούν .
     Βάσει αυτών, οι στόχοι του προγράμματος 1985-1989 ήταν :
     - να εδραιωθεί η επιστημονική βάση από πλευράς θεωρητικής φυσικής
        για το ΝΕΤ ( Επόμενος Ευρωπαϊκός Δακτύλιος Πλάσματος )" τονίστηκε
         η ανάγκη να δοθεί έμφαση στη θέρμανση του πλάσματος "
      - να παρασχεθεί η τεχνολογική βάση για το ΝΕΤ "
      - να διερευνηθούν οι δυνατότητες ορισμένων εναλλακτικών γραμμών
        ως αντιδραστήρων .
 ---pagebreak---                                 - 20α -
Κατόπιν της απόφασης του Συμβουλίου το Μάρτιο 1985, έπρεπε να
επιβραδυνθεί η δραστηριότητα για το ΝΕΤ, οπότε αντίστοιχα αναμορ¬
φώθηκε και το τεχνολογικό πρόγραμμα προκειμένου να ανταποκρί νεται
στα νέα ορόσημα του ΝΕΤ . Η εκτίμηση των επιστημονικών και τεχνι ¬
κών επιτευγμάτων που παρουσιάζεται στα ακόλουθα τμήματα γίνεται
υπό το φως των στόχων που τέθηκαν στην πρόταση για το πρόγραμμα
1985-1989, αλλά λαμβάνοντας επίσης υπόψη τους περιορισμούς που
προέκυψαν από την τελευταία απόφαση του Συμβουλίου .
 ---pagebreak---                                  - 21
  II .     Aterrájele  TOKAMAK
                                                                                >
  Η Ευρώπη αφιερώνει το μεγαλύτερο μέρος των προσπαθειών της στην
  τεχνική αυτή που είναι η π ιό προηγμένη παγκοσμίως . Τα κυριότερα
  προβλήματα τα οποία αντιμετώπισε η έρευνα στην τεχνική ΤοΙοιηαΙζ
  κατά τη διάρκεια των τελευταίων ετών ( και τα οποία σε μεγάλο βαθμό
  εξακολουθεί* να αντιμετωπίζει ) ήταν :
           η επίδραση της πρόσθετης θέρμανσης στη συμπεριφορά του πλάσματος,
           όπως για παράδειγμα ο υποβιβασμός του χρόνου ενεργειακής συγκρά¬
           τησης και του βαθμού καθαρότητας του πλάσματος όταν αυξάνεται
           η θερμαντική ισχύς *
            η συμπεριφορά του πλάσματος κατά την προσέγγιση των λειτουργικών
            ορίων της πυκνότητας του πλάσματος η, του συντελεστή "ασφάλειας"
            ς, ή του λόγου β της πίεσης του πλάσματος προς τη μαγνητική πίεση .
  Τά αποτελέσματα που επιτεύχθηκαν στο ϋΕΤ και σε ΤοΙοιηαΚ
  μεσαίου μεγέθους, καταλήγουν στη βαθύτερη κατανόηση των φαινομένων
  του πλάσματος, με κάποιο βαθμό ενόρασης όε φαινόμενα " λεπτής δομής"
   (π . χ . σταθερότητα κατατομής ): τούτο υποδηλώνει νέους τρόπους εξουδε-
  τέρωσης των επιβλαβών επιδράσεων τις οποίες αντιμετωπίζουν οι
  ΤοΙοπΐ3ΐ< παρουσία ισχυρής πρόσθετης θέρμανσης .
Αναφέρεται επίσης η πρόοδος που σημειώθηκε στην κατασκευή τεσσάρων νέων
εξει δικευμένων           ΤοΙοιηβΙί    μεσαίου μεγέθους που αναμένεται να
λειτουργήσουν το             1988 *     η συμβολή των διατάξεων αυτών θα
είναι ουσιώδης για την εκπόνηση των σχεδίων κατασκευής του ΝΕΤ .
Εξετάζεται επίσης η περίπτωση μιας άλλης εξειδικευμένης ΤοΙοπολ,
που είναι επί του παρόντος στο στάδιο υποβολής του σχεδίου .
II . 1     JET :
Το ϋΕΤ αποτελεί το κορυφαίο πείραμα παγκοσμίως στον τομέα της
σύντήξης' έχει ήδη πραγματοποιήσει ουσιαστική πρόοδο στην κατεύθυνση
της επίδειξης του επιστημονικός εφικτού της σύντηξης , έχει επιτύχει
 ---pagebreak---                           - 21α -
τους αρχικούς του στόχους για τη φάση της βασικής απόδοσης εγκαίρως
και εντός των ορίων του προϋπολογισμού, και έχει προχωρήσει αρκετά
η εφαρμογή της επέκτασης προς πλήρη απόδοση .
II . 1.1 Περιοχή ωμικής θέρμανσης ( ΟΗ ): Η πρώτη φάση λειτουργίας
μέχρι τα τέλη του 1984 αποσκοπούσε στην επίτευξη καθαρών πλασμάτων
κατάλληλων για μελέτες πρόσθετης θέρμανσης κατά τις επόμενες φάσεις :
        Βρέθηκε ότι το ϋ ΕΤ συμπερι φερόταν κατά παρόμοιο τρόπο με
        μικρότερες ΤΟΙΟΙΠΘΚ .
        Επιτεύχθηκε σταθερός έλεγχος της θέσης , του μεγέθους και της
        μορφής του πλάσματος διατομής ό με επιμηκήνσεις μέχρι 1,7 .
        Κατέστη δυνατή η επίτευξη εκκενώσεων    διάρκειας μέχρι 15 δευτε¬
        ρόλεπτα χωρίς διακοπές της συνέχειας του πλάσματος εφόσον
        δεν ξεπεράστηκε ένα όριο για την πυκνότητα η (ιπ ^)·%10^Β(Τ>/Κ(π))ς
                                                      ι_                    0
 ---pagebreak---                                   - 22 -
  –       Κατέστη δυνατή η επίτευξη ρευμάτων πλάσματος έντασης μέχρι
          3,7 ΜΑ που διατηρήθηκαν επί αρκετά δευτερόλεπτα ( διάρκειες
          παλμών της τάξης των 15 δευτερολέπτων ), με ένταση μαγνητικού
          πεδίου 3,45Τ . Παράχθηκαν θερμοκρασίες ηλεκτρονίων και ιόντων
         μέχρι 3 και 2,5 Κβν αντίστοιχα, με πυκνότητα πλάσματος μέχρι
             *        ^ 9 *3
         περίπου 3.10      ιη , με χρόνο ρεκόρ ενεργειακής συγκράτησης
         ΤΕ “ 0,8 δευτερόλεπτα . Καθεμία από τις παραμέτρους - θερμο¬
         κρασία, πυκνότητα πλάσματος και χρόνος ενεργειακής συγκράτησης -
         είχε τιμή που κυμαινόταν μεταξύ του       διπλάσιου και    τριπλασίου
         εκείνης που απαιτείται για έναν αντιδραστήρα σύντηξης .
          Τα επίπεδα των προσμίξεων αποτελούσαν       πρόβλημα, επειδή
         ελαττώνουν τον αριθμό των ιόντων του πλάσματος που διατίθενται
         για τη σύντηξη και προκαλούν απώλειες ακτινοβολίας . Πειράματα
         με πλακίδια χαμηλού-Ζ (άνθρακα) στα εσωτερικά τοιχώματα και
         ένα εξανθρακωμένο δοχείο έδειξαν μειωμένα επίπεδα προσμίξεων
         μετάλλου και οξυγόνου .
II . 1.2 Μελέτες Πρόσθετης θέρμανσης : Η δεύτερη φάση λειτουργίας
άρχισε στις αρχές του 1985, μετά την εγκατάσταση 2 κεραιών ραδιο¬
συχνοτήτων ( ΚΡ ) στο δακτύλιο, στην καθεμιά από τις οποίες παρέχε¬
ται ισχύς από αντίστοιχη γεννήτρια 3 ΜΜ . Στο πλάσμα δόθηκε ισχύς
στη συχνότητα ιοντικού κυκλοτρον ι κού συντονισμού ( ΙΘΚ ) των εισα-
χθέντων μειοψηφούντων ειδών ( Η, Ηβ ^). Οι εργασίες τεχνικής ΤΟΚΑΜΑΚ
στο ϋΕΤ ξανάρχισαν το Νοέμβριο 1985 , μετά από μια ακόμη διακοπή
της λειτουργίας του για να προστεθούν νέα συστήματα, περ ιλαμβανο-
μένων : του πρώτου θαλάμου έγχυσης δέσμης ουδετέρων ατόμων , πρόσθε¬
της προστασίας με πλακίδια άνθρακα στο δοχείο, μιας τρίτης κεραίας
λειτουργούσης στη συχνότητα ΙΟΚ και ενός εκτοξευτή μονών σφαιριδί ¬
ων δευτερίου . Κατά τη διάρκεια του 1986 :
- Το σπειροειδές μαγνητικό πεδίο λειτούργησε συστηματικά στη μέ-
     γιστη τιμή μελέτη$του, αναπτύσσοντας ένταση 3,45 Τ . Το ρεύμα
     του πλάσματος και η θέση, επιμήκυνση και μορφή του πλάσματος
     ελέγχονταν όλα από κυκλώματα ανάδρασης . Επιτεύχθηκαν συστηματι ¬
     κά εντάσεις ρευμάτων του πλάσματος ύψους 5 ΜΑ, με διάρκεια πε¬
     πλατυσμένης κορυφής μέχρι 4,5 $ . Επιτεύχθηκε σταθερός έλεγχος
     με επιμηκύνσεις μέχρι 1,8 . Παρ' όλα αυτά, το ρεύμα του πλάσμα¬
    τος παρέμεινε περιορισμένο σε φάσμα λειτουργίας εξαρτύμενο από
     την επιμήκυνση αυτή .
 ---pagebreak---                               - 22α -
0 « τρεις κεραίες ραδιοσυχνοτήτων λειτούργησαν συστηματικά σε
συνδυασμένη ισχύ μέχρι 7,2 ΜΜ για παλμούς διάρκειας 2 $ . Εκτε-
λέστηκαν πειράματα με παλμούς διάρκειας 8 5, παρέχοντας 40 Μϋ
στο πλάσμα . Από τις αρχές του 1986 έχει λειτουργήσει μια συ¬
σκευή έγχυσης δέσμης ουδετέρων ατόμων μακρού παλμού (^- 10 ί ),
με οκτώ πηγές δεσμών . Υπήρχε δυνατότητα έγχυσης εντός του
δακτυλίου δεσμών ουδετέρου υδρογόνου ( Η *) ή ουδετέρου δευτερ ί ¬
ου ( θ' ) συνολικής ισχύος 5,5 ΜΗ και 9 ΜΗ αντίστοιχα . Στο πλά¬
σμα μεταδόθηκε ενέργεια ύψους μέχρι 40 Μϋ .
Εκτελέστηκαν προκαταρκτικά πειράματα έγχυσης σφαιριδίων δευτε-
ρίου, με μια συσκευή έγχυσης που εκτοξεύει μονό σφαιρίδιο δια¬
μέτρου 3,6 ή 4,6           ταχύτητας μέχρι 1,2        , σε διάφο­
ρες συνθήκες
 ---pagebreak---                             - 23 -
 διάταξη* του μαγνητικού πεδίου . Τούτο δίνει τη δυνατότητα αύ¬
ξησης του ορίου πυκνότητας στο ϋΕΤ και μείωσης του ενεργού ιο¬
 ντικού φορτίου        του πλάσματος .
                                                                 \
 Ενώ σε ηλεκτρικές εκκενώσεις με ωμική θέρμανση ο συνολικός χρό-^ί
νος ενεργειακής συγκράτησης μπορούσε να φθάσει μέχρι 0,9 $,
επιβεβαιώθηκε ο υποβιβασμός της συγκράτησης κατά τη θέρμανση
με ραδιοσυχνότητες , έγχυση δέσμης ουδετέρων ατόμων και με συν-
δυασμό των δύο τρόπων ( %              ) στη λειτουργία κατά τρόπο
I. με περιοριστή υλικού . Τυπικώς , στις υψηλότερες εντάσεις ρεύ¬
ματος του πλάσματος, ο χρόνος συγκράτησης Τ £ σημείωνε πτώση
από 0,9 σε 0,4 τ, με ισχύ         - 10 ΜΜ σε αυτό το καθεστώς
λειτουργίας .
Επιδείχθηκε στο ϋΕΤ ο τρόπος λειτουργίας με μαγνητικό διαχωρι ¬
σμό ( στα σημεία X μονού και διπλού μηδενικού ). Επιτεύχθηκε η
λειτουργία κατά τρόπο Η με σημείο X μονού μηδενικού και παρου¬
σιάζει όλα τα χαρακτηριστικά των ηλεκτρικών εκκενώσεων κατά
τρόπο Η που έχουν επιτευχθεί σε άλλες ΤΟΚΑΜΑΚ ( πλατύτερα δια¬
γράμματα της Τβ με απότομες κλίσεις στα άκρα, κατώφλι, ισχύος
κατά την άφιξη στην περιοχή Η, βελτίωση του χρόνου συγκράτησης
κατά συντελεστή περίπου 2 σε σύγκριση με τη λειτουργία κατά
τρόπο ί υπό την ίδια ισχύ θέρμανσης , ....). Ακόμη όμως και σε
αυτή την περιοχή Η, φαίνεται ότι υπάρχει περαιτέρω υποβιβασμός
της συγκράτησης με αυξανόμενη ισχύ θέρμανσης .
Φάνηκε σαφώς η βελτίωση της συγκράτησης του πλάσματος με την
αύξηση της έντασης ρεύματος του πλάσματος και στη λειτουργία
με περιοριστή και στην αντίστοιχη με σημείο X. Με τις πραγματο¬
ποιούμενες τώρα αλλαγές στο πολοειδές σύστημα, αναμένεται να
δοθεί η δυνατότητα το 1987 να επιτευχθεί ένταση 7 ΜΑ στη λει ¬
τουργία με περιοριστή και 4 ΜΑ στην αντίστοιχη μονού μηδενικού .
Κατά τη συνδυασμένη λειτουργία με ραδιοσυχνότητες και έγχυση
δέσμης ουδετέρων ατόμων , επιτεύχθηκαν μέγιστες στιγμιαίες τιμές
πυκνότητας ηλεκτρονίων άνω των 10 «I , που διαρκούσαν επί
0, 5 $■ μετά την έγχυση των σφαιριδίων , με πτώση σε 1 Ι<εν της
αντίστοιχης θερμοκρασίας των ιόντων . Για γραμμικό μέσο όρο
 ---pagebreak---                                - 23α -
  πυκνότητας ιόντων ηε – 3.10 Μ , το ενεργό ιοντικό φορτίο
  συνήθως κυμαίνεται μεταξύ 2 και 3 αλλά μπορεί να μειωθεί σχεδόν
  έως το 1 ( επί 0,5 $ ) μετά από έγχυση σφαιριδίων . Η παρατηρη-
  θείσα συμβατότητα της έγχυσης σφαιριδίων με τη θέρμανση με
  συχνότητες ιοντικού κυκλοτρονικού συντονισμού ( ΙΟΚ ) παρέχει
  ελπίδες για έγχυση πολλαπλών σφαιριδίων κατά το 1987 .
  Μπορούσαν να επιτευχθούν " γι γάντι αίες " ταλαντώσεις πριονωτής
  μορφής με μόνη θέρμανση με συχνότητες ΙΟΚ, γενικώς για εναπό¬
  θεση ισχύος στο κέντρο . " Τερατώδεις" πριονωτές ταλαντώσεις
  μπορούσαν να διαρκέσουν 1,2 ί ( με Τβ -7 Ι<βν ) και συσχετίστη¬
  καν με πεπλατυσμένα διαγράμματα ο{. "Οφιοειδείς" ταλαντώσεις
  (ηα-η ·1 ) αναπτύσσονται μετά από έγχυση σφαιριδίων ( Δηρ / ηε ■
  100%, Δ Τε / Τε - 20% ).
Επιτεύχθηκαν με έγχυση δέσμης ουδετέρων ατόμων θερμοκρασίες αι ¬
χμής των ιόντων άνω των 12 Ι<βν υπό χαμηλή πυκνότητα πλάσματος
( 2.10
Το γινόμενο των παραμέτρων της σύντηξης η^ Τΐ         μεταβάλλεται
λίγο συναρτήσει της ισχύος στη λειτουργία κατά τρόπο Ι_ ( με
καλύτερη τιμή Ι.ΙΟ^ητ ^ 1<βν.5σε ρεύμα 5 ΜΑ στην ωμική περιοχή).
 ---pagebreak---                                                  24 -
      Η τιμή αυτή θα μπορούσε· να διπλασιαστεί (2.10^) στη λειτουργία
      κατά τρόπο Η ( πρόσθετη θέρμανση ισχύος 10 ΜΜ, λειτουργία σε
      σημείο X ). Εξακολουθεί να χρειάζεται ένας περαιτέρω συντελεστής
      4-5 για την ενεργειακή " ισοσκέλιση", που φαίνεται πλέον ότι
      αποτελεί " εύλογο" στόχο .
 II. 2.     ΑΛΛ Ε Σ_Τ0ΚΑΜΑΚ_ Σ Ε_Λ Ε I ΤΟ Υ ΡΓ I Α
 Οι ευρωπαϊκές ΤΟΚΑΜΑΚ μεσαίου μεγέθους συμβάλλουν δυναμικά στην
 πρόοδο της σύντηξης και παίζουν οργανικό ρόλο στην επιτυχία του
 ϋΕΤ με την πραγματοποίηση πειραμάτων με διαφορετικές μορφές ( όπως
 του μαγνητικού εκτροπέα που οδηγεί στη δυνατότητα ευνοϊκής " φάσης
 - Η " της συγκράτησης του πλάσματος ), με την εξέταση νέων μεθόδων
 για τη θέρμανση ή εισαγωγή του ρεύματος , και με την ανάπτυξη
 νέων μεθόδων διαγνωστικής .
 XI . 2.1 .    ΡΕΤΙΙΙ.Α ( ΘΓθηοόΙθ ) - Τα τελευταία έτη η λειτουργία
 επικεντρώθηκε σε ποικίλα σενάρια μέσω εισαγωγής ρεύματος με
 κατώτερα υβριδικά κύματα ( Ι_Η ):
                                                              19 -3
             Σε χαμηλή πυκνότητα πλάσματος ( ^ 10 πι ), εισαγόταν όλο
             το οεύυα'
             Σε υψηλές τιμές πυκνότητας πλάσματος , αλλά κάτω από ένα
                                                19    -3
             όριο πυκνότητας ιγ - 8.10              ΓΠ , επιτεύχθηκε μερική μόνο
             εισαγωγή του ρεύματος του πλάσματος ( σε 3,7 6Ηζ )*
            0 ρυθμός ανόδου του ρεύματος ήταν 0,25 ΜΑ/ 3 με Ρβ ρ ■
            0,35 MW COE 1,3 GHz ).
Επιδείχθηκε επίσης η επίδραση της ακτινικής κατατομής του ρεύματος
του πλάσματος στη μαγνητοϋδροδυναμι κή ( ΜΗ0 ) συμπεριφορά ( εξάλειψη
                                                                         19 -3
των ταλαντώσεων πριονωτής μορφής για πυκνότητες η                    6.10 πι   με
ισχύ 0,25 ΜΝ σε συχνότητα 3,7 6Ηζ ), πράγμα που αποτέλεσε ελπιδοφόρο
αποτέλεσμα για την εφαρμογή του ελέγχου της κατατομής του ρεύματος
σε μεγάλες διατάξεις όπως η ϋΕΤ και η Τ0ΡΕ δίΙΡΡΑ .
 ---pagebreak---                                   24α -
II . 2 . 2 .    ΤΡΚ ( ΡοηΐβηΒχ ): Στις αρχές του 1985 , άρχισε στην ΤΡΚ
η θέρμανση με ηλεκτρονικό κυκλοτρονικό συντονισμό ( ΕΟΚ ), ένα
κοινό πρόγραμμα των ολλανδικών και γαλλ ι κών ενώσεων συνεργαζόμενων
εργαστηρίων : το Σεπτέμβριο 1985 ήταν διαθέσιμη η πλήρης ισχύς
των 0,6 ΜΜ . Επιτεύχθηκαν θερμοκρασίες ηλεκτρονίων Τε μέχρι 5                       Κεν
                    19-3
με η e - 1,5.10
             '
                      ιπ . Για ισχύ Ρ Kr “0,5 ΜΜ λαμβάνεται τ EE     - 1 / 2 τ..(0Η ).
Τον Ιούνιο 1986 τερματίστηκε η εκμετάλλευση της ΤΡΚ μετά από 13 έτη
επιτυχούς λειτουργίας , καθώς η ερευνητική ομάδα έπρεπε να μεταφερθεί
στη διάταξη ΤΟΚΕ 51ΙΡΚΑ στη 0303Γ3θΗε .
II . 2 . 3 .   ΡΤ ( ΡΓ3303ΪΪ ): Στο πλαίσιο του πειραματικού προγράμματος μελετήθηκαν τα όρια
ς και π σε ωμικές εκκενώσεις και τα ζητήματα βασικής φυσικής των συστημάτων θέρμανσης με
κύματα Ι_Η :
 ---pagebreak---                                       - 25 -
                 όρια ς και η ( 1984): Δ ι ερευνήθηκαν ττολλά φαινόμενα που
                 περιορίζουν τη λειτουργία των           ΤοΙοπίθΙζ,      περιλαμβανό­
                 μενων, για το όριο της πυκνότητας , της μετάδοοης των
                 ταλαντώσεων πριονωτής μορφής , των προδρόμων διακοπής της
                 συνέχειας , της ακτινοβολίας του υδρογόνου και των απωλειών
                 ανταλλαγής φορτίου "
                  θέρμανση με κύματα ΕΗ ( 1984-85 ): μελετήθηκε η θέρμανση με
                  κύματα Ι_Η (ί - 2,45 6Ηζ ) χρησιμοποιώντας δύο διαφορετικούς
                  τύπους δομής        σύζευξης . Τα καλύτερα αποτελέσματα ως προς
                  τη θέρμανση επιτεύχθηκαν στην περιοχή ηλεκτρονίων (Ρ -0,45 ΜΜ
                                                                    2
                  που αντιστοιχεί σε πυκνότητα ισχύος 6 ΚΜ / ειη      στο στόμιο του
                  πλέγματος * ΔΤ .^ 0,5 Κβν ) και Δ^ 1 !<Θ\/) χωρίς κανένα υποβιβασμό του χρόνου
                                 1    .         _ _ .19 -3
                  ενεργειακής συγκράτησης . Για Ρ^-0,2 Μώ, η^4.10 ΓΠ '
                  I - 0,35 ΜΑ και Β - 6Τ, ο χρόνος επανάληψης της πριονωτής
                  ταλάντωσης αυξήθηκε στο τριπλάσιο περίπου , ενώ παρατηρήθηκε
                  ότι επιβραδυνόταν ο παλμός της θέρμανσης που μεταδιδόταν εκτός
                  της επιφάνειας ς - 1 , πράγμα που υποδηλώνει καλύτερες
                  συνθήκες μεταφοράς . Προγραμματίζεται επίσης η θέρμανση πλασμά¬
                  των υψηλής πυκνότητας με κύματα ΕΗ σε συχνότητα 8 6Ηζ ( με
                  σκοπό εφαρμογές στο ΡΤΙΙ ) .
  ΙΙ.2.4 .       ΤΗΟΡ ( Μιλάνο) . Στο πείραμα θέρμανσης με Ε0Ρ (Ρ ρρ μέχρι
  0,2 Μώ , Τ - 28 6Ηζ ), ένα μέρος από το κανονικό κύμα που εγχύεται από την
  πλευρά χαμηλού πεδ ί ου; απορροφάτα ι κατά την πρώτη δίοδο της περιοχής συντο¬
  νισμού , ενώ το απομένον μέρος ανακλάται πίσω με έναν καθρέπτη
κατά τον ιδιόμορφο τρόπο εκπομπής . Κατά τη διάρκεια του παλμού
ΡΡ η πυκνότητα μειούται ( 60Χ ), η θερμοκρασία στη μεγάλη μάζα των
ηλεκτρονίων παραμένει σταθερή, αλλά το ενεργειακό περιεχόμενο
διπλασιάζεται λόγω σχηματισμού πληθυσμών μη θερμικών ηλεκτρονίων .
   II . 2 . 5 . ΑδϋΕΧ ( ΘΘΓΟΗ-Ϊ ηρ) -   Η επιτυχής λειτουργία ενός μαγνητικού
   εκτροπέα σε συνδυασμό με ισχυρή θέρμανση με σύστημα ΝΒΙ κατέληξε
   στην ευνοϊκή " φάση-Η " συγκράτησης . Τώρα μαζί μετην εφαρμογή θέρμανσης
   με κύματα Ι_Η και με ΙΟΡ , διατίθενται τρία συστήματα που μπορούν
   να συγκριθούν σε μία και μόνη μηχανή ως προς τις θερμαντικές τους
   αποδόσεις και τα φαινόμενα συνέργειας :
 ---pagebreak---                       25α -
ο συνδυασμός των συστημάτων θέρμανσης με ΙΟΡ και ΝΒΙ παρου¬
σιάζει μεγαλύτερη θερμαντική απόδοση από εκείνη που επιτυγχάνεται
με απλό σύστημα θέρμανσης / μόνο με ΝΒΙ ή 7.0Ρ, στην ίδια στάθμη
ισχύος "
η " φάση-Η ", που μέχρι τώρα ήταν εφικτή μόνο με σύστημα ΝΒΙ ,
επιτεύχθηκε επίσης με συνδυασμό συστημάτων θέρμανσης ΝΒΙ
και ΙΟΚ και ακόμα και με απλή θέρμανση ΙΟΚ μόνο *
η θέρμανση με ΓΈΙ σε μειωμένη ενέργεια σωματιδίων έδειξε ότι
η απόθεση ενέργειας στο όριο του πλάσματος καταλήγει στους
ίδιους χρόνους συγκράτησης όπως και σε περίπτωση απόθεσης
στο κέντρο της δέσμης "
                                        V
 ---pagebreak---                                         - 26 -
             τα κύματα ΙΗ επέτρεψαν να γίνει αφενός εισαγωγή ολόκληρου
             του ρεύματος του πλάσματος χωρίς μετασχηματ ι στή ωμικής θέρμανσης και
             αφετέρου επίδειξη ετταναφόρτισης του μετασχηματιστή ωμικής θέρμανσης *
–            επιτεύχθηκε η σταθεροποίηση των ταλαντώσεων πριονωτής μορφής
             με κύματα Ι_Η στην κλίμακα χαμηλής πυκνότητας του πλάσματος
             που θερμαίνεται ωμικά (ΟΗ) και με σύστημα ΝΒΙ’
             επιβεβαιώθηκε ο περιορισμός του λόγου πιέσεων β ( όριο
             μαγνητουδροδυναμικής σταθερότητας του πλάσματος)*                  ^
             η έγχυση καταψυγμένων σφαιριδίων υδρογόνου επιτρέπει ουσιαστική
             αύξηση των ορίων της πυκνότητας , καταλήγοντας σε συνολικούς
             χρόνους ενεργειακής συγκράτησης τ£-0,16δ ( εξαιρετικά υψηλή
             τιμή για μηχανές του μεγέθους της ΑδθΕΧ ).
11 . 2 . 6 . ΤΟΚΤυΚ (Ν ι βυνεςβΐ η) . Αποβλέποντας στη διερεύνηση της
θέρμανσης με στροβ ιλισμό,το πείραμα αυτό έδειξε απόθεση ενέργειας
σε μια μαγνητουδροδυναμικώς ασταθή κατατομή επιδερμικού ρεύματος ,
και τον επακόλουθο μετριασμό της. Η διάταξη θα αναβαθμιστεί για τη
διερεύνυση φαινομένων διακύμανσης .
11 . 2 . 7 .    ΤΕΧΤΟΚ ( ϋϋιΐιοίι ).   Το πρόγραμμα ασχολείται κυρίως με την
αλληλεπ ί δράση πλάσματος / το ι χώματος .
              Η βαθμίδα περιοριστή αντλίας ΑΙΤ-1 ,
             ένα σχέδιο διμερούς συνεργασίας με τις ΗΠΑ στο πλαίσιο της
             Διεθνούς Οργάνωσης Ενέργειας ( ΔΟΕ ), ετέθη σε λειτουργία
             στις αρχές του 1984 και αποδείχθηκε ένα αποτελεσματικό
             εργαλείο για τον επηρεασμό του οριακού στρώματος του
             πλάσματος ( επ ι δείχθηκε η ικανότητά του να αφαιρεί το
             ήλιο ). Τώρα ετοιμάζεται ένας άξονοσυμμετρι κός σπειροειδής
             περιοριστής αντλίας με την ονομασία Α Ι_ Τ 2 ( κοινό
             επιστημονικό εγχείρημα της Ιαπωνίας , των ΗΠΑ και της ΕΥΡΑΤΟΜ )
             που θα τεθεί σε λειτουργία στα τέλη του 1986 .
            Η τεχνική της επι τόπου εξανθράκωσης , εφαρμόστηκε στα τέλη
             του 1984 και μείωσε ισχυρά τις συγκεντρώσεις προσμίξεων^
            που είχαν βρεθεί αρχικά στο πλάσμα ( στο 1 / 5 για το οξυγό¬
            νο και στο 1 / 25 για τα μέταλλα )* επιτεύχθηκαν διάρκεια
            εκφορτίσεων περίπου 4δ και χρόνος ενεργειακής συγκράτησης
            0,1 δ ( ωμική περιοχή). Η τεχνική αυτιή. που μόλις τώρα αναπτύχθηκε
            στο ϋϋΙΙοΡι αποδείχθηκε τόσο επιτυχής ώστε πρακτικώς όλες οι
            συσκευές ΤοΙοπΐ3ΐ< τη χρησιμοποιούν σήμερα .
 ---pagebreak---                      26α -
Στην ΤΕΧΤΟΡ εφαρμόζεται με επιτυχία ένα σύστημα θέρμανσης ΙΟΡ
- το οποίο κατασκεύασε και χειρίζεται μια ομάδα της βελγικής
ένωσης συνεργαζόμενων εργαστηρίων - και κατέληξε σε σημαντικά
αποτελέσματα στη στάθμη ισχύος των 2,3 ΜΗ επί χρόνο μακρύτερο
του 1 δευτερολέπτου . Η τροποποίηση του συστήματος ΡΡ ( για την
εφαρμογή του περιοριστή ΑΙ.Τ-2 ), ετοιμάζεται δραστήρια μαζί με
μια πιθανή αναβάθμιση    του συστήματος ΡΡ στην κλίμακα των
4-4,5 ΜΗ .
 ---pagebreak---                                      27 -
-     Έχει πλέον ολοκληρωθεί η μελέτη δύο συσκευών έγχυσης δέσμης
       ουδέτερων ατόμων ( βασισμένων στη γενική ιδέα του ϋΕΤ) προς εγκα¬
       τάσταση στην ΤΕΧΤΟΡ, η οποία εκπονήθηκε σε συνεργασία με εργα¬
       στήρια που έχουν εμπειρία στο πεδίο αυτό .
 11 . 2 . 8 . ΘΙΤΕ ( ΟυΙίιαη ) . Η διάταξη αυτή επέδειξε επιτυχή λειτουργία
 του εκτροπέα δεσμών και παρέσχε την πειραματική βάση για την εκτίμηση
αυτής της ιδέας ως συστήματος ελέγχου της εξαγωγής και των προσμίξεων .
 Έχει παράσχει: την πρώτη ( και μοναδική ευρωπαϊκή ) ένδειξη εισαγωγής
ρεύματος του πλάσματος με έγχυση          δέσμης ουδετέρων ατόμων , και
την κωδικοποίηση της περιοχής λειτουργίας της            ΤοΙί3ΐη3ΐ<
 ( διάγραμμα ΗυςτΙΟ - Έδειξε επίσης ότι το άνω όριο της πυκνότητας
που συνεπάγεται διακοπές της συνέχειας του π Χάσματος γενικώς
αντισταθμίζεται με ψύξη δι 'ακτι νοβολίας .
11 . 2 . 9 . (ΈΕΟ ( ΟυΙήβίη) . Η διάταξη αυτή επέδειξε τις δυνατότητες της
θέρμανσης ΕΟΚ για τη βελτίωση της συγκράτησης του πλάσματος με τον
έλεγχο της κατατομής της Θερμοκρασίας του πλάσματος . Με ισχύ 200 ΚΗ
σε συχνότητα 60 6Ηζ , η θερμοκρασία των ηλεκτρονίων αυξήθηκε στο
οκταπλάσιο για να φθάσει πάνω από 2 1<6ν . Το όριο πυκνότητας αυξήθηκε
κατά 70% .
11 . 2 . 10 .  βΑΝΤΕ ( ΚΪ5<® . 0ι μελέτες αφορούν πειράματα θέρμανσης
Ε0Ρ σε πλάσματα υψηλής πυκνότητας ( διπλοτροπική μετατροπή) και
την εκτομή σφαιριδίων (σφαιρίδια πλήρως καταλληλα για συστήματα διαγνωστικής ).
11 . 2 . 11 . ΤΘΑ (Λωζάνη) .     Καθαρότερες ηλεκτρικές εκκενώσεις κατέληξαν
 σε υψηλότερη παραγόμενη          ισχύ     ΡΡ    ( μέχρι 0,57 ΜΗ με τη
χρησιμοποίηση της. γεννήτριας κυμάτων ΑΙίνβη που πρόσφατα τέθηκε
σε λειτουργία), γεγονός που έδειξε τη σημασία του διηγερμένου
 φάσματος στον καθορισμό των αποτελεσμάτων της ισχύος Ρ.· . Εγινε
 επίδειξη της ενεργού θέρμανσης του πυρήνα . Παρατηρήθηκε ότι το
 κινητικό κύμα Αίίνβη συμπερι φερόταν όπως προβλεπόταν οπό τη
 θεωρητική μελέτη-.
 II . 3 .
 II .3.1 . Τ0ΡΕ-δΙ)ΡΡΑ ( 0303Γ3θΗβ) . Αυτή η υπεραγώγιμη διάταξη
 αναμένεται να συμβάλε . και σε θέματα φυσικής κα , σε θέματα τεχνο¬
 λογίας: θα δώσε, ειδικότερα τη δυνατότητα να μελετηθούν η αλληλε¬
 πίδραση πλάσματος/το , χώματος, καθώς κα , η θέρμανση κα , η εισαγωγή
  του ρεύματος σε εκκενώσεις παλμού μακράς διάρκειας. Ενώ επιζητεί τα ,
  η συγκέντρωση του προσωπικού στην εγκατάσταση της 03ά3Γ3θΜβ, με την
   απόσπασή του από το ΡσηΤεηαχ κα, τη θΓβποόίβ, η συναρμολόγηση της
   διάταξης Τ0ΚΕ-51ΙΡΚΑ εισήλθε στην ουσιαστική της φάση.
 ---pagebreak---                                  - 28 -
 Μετά από επιτυχείς δοκιμές άρχισε η συστηματική παράδοση των υπερα-
 γώγιμων πηνίων . Έχουν εγκατασταθεί τα κατώτερα τμήματα του μαγνητικού
 κυκλώματος και αρχίζει εντός ολίγου η συναρμολόγηση των επιμέρους βαθμιδών.
Άρχισε να αναπτύσσεται ζωηρή συνεργασία με πολλές αμερικανικές
 ομάδες σε θέματα έγχυσης σφαιριδίων, περιοριστικών διατάξεων αντλιών
 και εργοδικών εκτροπέων , των οποίων έχει αρχίσει η κατασκευή .
 Το Δεκέμβριο του 1987 αναμένεται να αρχίσει η λειτουργία της
 ΤΟΓΘ δυρτα .
 Δοκιμάζονται πρωτότυπες συνθέσεις για διάφορα συστήματα θέρμανσης :
           η πηγή ιόντων λειτούργησε ( 10 Α, 60 Ιςν ) επί 0,2ε . Δεν
           αποτελεί σοβαρό πρόβλημα η εκτέλεση προεκβολής στις ονομαστικές
           τιμές ( 40 Α, 100 |< ν, 30$ )'
-          μία πρωτότυπη λυχνία κλύστρον ( 3,7 6Ηζ , 0,5 ΜΜ , 0,03$ )
           συνδέθηκε στην ΡΕΤυΐ-Α σε μια βαθμίδα πολυζευτικού πλέγματος
           ( δεν υπάρχει ανάγκη κυκλοφορητή ) *
           οι συνδετικές κατασκευές για το σύστημα θέρμανσης ΚΒ ( δύο
           τύποι κεραιών ) είναι έτσι διαμορφωμένες ώστε να μπορούν να
           χρησιμοποιηθούν οριζόντιες θυρίδες για την εγκατάστασή τους .
ΙΓ.3.2 .       ΡΤυ ( ΡΓ3503ΐι ).  Το νέο αυτό συγκρότημα υψηλής φόρτισης θα επι
τρέψει τη διερεύνηση των αποδόσεων του πλάσματος σε συνθήκες υψηλής
πυκνότητας και θερμοκρασίας . Η κατασκευή άρχισε το Σεπτέμβριο
1984 και έχουν ανατεθεί όλες οι βασικές παραγγελίες . Για την ρτυ
έγινε επιλογή του συστήματος θέρμανσης με κύματα Ι_Η και αρχίζουν
το 1986 προκαταρκτικά πειράματα με βαθμίδα πλέγματος 8 6Ηζ :
το πείραμα στοχεύει και σε θέματα θεωρητικής φυσικής (έλεγχος του ορίου της
πυκνότητας ) και σε τεχνολογικά θέματα ( επίδειξη της πυκνότητας
σε υψηλή ισχύ ). Η λειτουργία της                  ΡΤΙΙ αναμένεται να
ορχίϋέι στις αρχές του 1988.
II . 3 . 3 . ΑδΰΕΧ-υΡΘΒΑΟΕ ( θβΓοΙτϊης ) . Η διάταξη αυτή αποσκοπεί στη
μελέτη των αποδόσεων του πλάσματος και της αλληλεπίδρασης
πλάσματος / τοι χώματος κατά τη χρησιμοποίηση ενός πολοειδούς
εκτροπέα σημαντικού για αντιδραστήρες . Η κατασκευή έχει προχωρήσει
αρκετά και έχουν παραγγελθεί όλα τα επιμέρους στοιχεία για
το σύστημα          ΤοΙοπιβΚ . Η λειτουργία αναμένεται να αρχίσει κατά
τη διάρκεια του δεύτερου εξαμήνου 1988 .         Προετοιμάζονται συστήματα
 ---pagebreak---                                - 28α -
πρόσθετης θέρμανσης που συνιστανται σε έγχυση δέσμης
ουδετέρου υδρογόνου ισχύος 6 ΜΝ και θέρμανση με ιοντικό
κυκλοτρονικδ συντονισμό ισχύος 6 ΜΜ ( έναρξη λειτουργίας στις
αρχές 1989).
II . 3 . 4 . ΟΟΜΡΑδδ ( ΟυΙΗεπΟ . Η διάταξη αυτή αποσκοπεί,ως επί το
πλε Ιστόν , σε μελέτες υψηλής τιμής λόγου πιέσεων β και μελέτες
μαγνητούδροδυναμικής ευστάθειας .      Προχωρεί ικανοποιητικά η προ¬
μήθεια των κυριότερων επί μέρους στοιχείων για τη διάταξη αυτή^
όπως αποφασίστηκε το Μάρτιο 1984 .
 ---pagebreak---                                       - 29 -
 Το συγκρότημα παροχής ισχύος για τη δημιουργία του σπειροειδούς
 πεδίου παραδδθηκε και δοκιμάστηκε με επιτυχία . Έχει προχωρήσει
 αρκετά η εγκατάσταση των 3 γυροτρονίων της βαθμίδας 1 ( σύστημα θέρ¬
 μανσης με ΕΟΚ ισχύος 0,6 ΜΜ ) για την προετοιμασία του πειραματικού
 προγράμματος στην ΟΙΤΕ που προηγείται της λειτουργίας της ΟΟΜΡΑδδ
  (η έναρξη λειτουργίας της οποίας αναμένεται εντός του 1988 ).
  ΙΙ.3.5. ΤΟ/ (Λωζάνη). Αυτό το σχέδιο διάταξης Τ0ΚΑΓν\Κ, που εγκρίθηκε
  το ■ 1986, αποσκοπεί στην παραγωγή πλασμάτων με μεγάλες επιμηκύνσεις,
 που αναμένεται να καταλήξει στη δυνατότητα επίτευξης υψηλότερων ρευ¬
 μάτων πλάσματος και , συνεπώς, υψηλότερων τιμών β . Η διάταξη αυτή
  αναμένεται να τεθεί σε λειτουργία στα τέλη του 1989 .
 III . ΕΝΑΛΛΑΚΤΙΚΕΣ ΓΡΑΜΜΕΣ
 Όπως ήδη αναφέρθηκε, ένας από τους τρεις βασικούς στόχους του προ¬
 γράμματος σύντηξης, αποτελεί η διερεύνηση των δυνατοτήτων μερικών
 εναλλακτικών διατάξεων ως αντιδραστήρων, κυρίως δΐβΙΐ3Γ3ΐθΓ5 και
 διατάξεων σύσφιξης ανεστραμένου πεδίου ( Κβνβτεβά ΜβΙοΙ Ριηοήεε ).
 Στη συνέχεια παρουσιάζονται τα πειραματικά αποτελέσματα από αυτού
 του είδους τις διατάξεις που βρίσκονται σε λειτουργία, καθώς επίσης
 και η κατάσταση όσον αφορά τις προγραμματιζδμενες ή υπό κατασκευή
 διατάξεις .
 III . 1 .  STELLARAT0RS
 III . 1.1 . ΜΕΝ0ΕΙ.δΤΕΙΝ VII Α ( 63Γοίιιη9 ). Η διάταξη αυτή παροπλίστηκε
 πρόσφατα μετά από 10 έτη επιτυχούς λειτουργίας . Η θέρμανση με ΕΟΚ
 ( σε συχνότητα 28 6Ηζ και αργότερα 70 6Ηζ , ισχύος 0,2 ΜΗ ) έδειξε
 ( εργασία σε συνεργασία με το Πανεπιστήμιο της Στουτγάρδης ) :
- παραγωγή πλάσματος και θέρμανση (Τ               μέχρι 2,5 |ς©ν) “
- νεοκλασσική συγκράτηση για τα ηλεκτρόνια του κυρίου όγκου *
- δημιουργία ακτινωτών ηλεκτρικών πεδίων ότον γίνεται συνδυασμός με
    έγχυση δέσμης ουδέτερων ατόμων *
- λειτουργία κατά τρόπο στρεπτικό ( ΪΟΓ53ΪΓΟΠ ) η οποία απέδειξε ότι
    οι περιοχές ευσταθούς συγκράτησης μπορούν να αυξηθούν με θετική
   διάτμηση .
 ---pagebreak---                            - 29α -
III . 1.2 . ΗΕΝ0Ε1.5ΤΕΙΝ νΐΙ-Αδ ( 63ΓθΜη9 ). Πρόσφατα ολοκληρώθηκε η
παραγωγή από βιομηχανικούς φορείς όλων των βασικών επί μέρους στοι ¬
χείων και συνεχίζεται ομαλά η συναρμολόγηση των βαθμιδών . Δοκιμά¬
στηκε επιτυχώς το πρωτότυπο πηνίο και ολοκληρώθηκε η
 ---pagebreak---                                      - 30 -
 κατασκευή των δυο τρίτων περίπου απδ τα πηνία . Σύμφωνα με τα σημε¬
 ρινά δεδομένα η διάταξη Μ νΐΙ-Αδ θα πρέπει να είναι έτοιμη να λει ¬
 τουργήσει το Μάιο 1987 . Ενώ θα είναι διαθέσιμο απδ την αρχή το σύ¬
 στημα θέρμανσης με ΕΟΚ ισχύος 0,8 ΜΗ ( μακρού παλμού ), τα συστήματα
 ΝΒΙ ( 1,2 ΜΗ) και θέρμανσης με ΙΟΚ (3 ΜΗ ) θα μπορούν να λειτουργήσουν
 μερικούς μήνες αργότερα .
 111 . 1.3 .    ΗΕΝδΕΙ-δΤΕΙΝ νΐΙ-Χ ( υπδ μελέτη στο θβΓεΙνΐηςι ).  Αντιμετωπί ¬
 ζεται η κατασκευή της διάταξης που θα ακολουθήσει την Η νΐΙ-Αδ . Η
 διάταξη αυτή θα πρέπει να επιτρέψει να αποφασιστεί κατά πόσο η αρχή
 της προηγμένης 5ΪΘ113Γ3ΪΟΓ είναι εφικτή για μελλοντικούς αντιδραστή¬
 ρες σύντηξης ( αναμένονται απδ μελέτες αριθμητικής ανάλυσης μέσες
 τιμές β της τάξης του 5Χ). Επιπλέον, έχει αρχίσει η μελέτη εκείνων
 των ιδιοτήτων των αντιδραστήρων, ως προς τις οποίες διαφέρει η
 δΐβίΐ3Γ3ΐ0Γ απδ τη διάταξη ΤοΙοιηβΙί ( συνεργασία με ΚβΓίδΓυΙιβ ).
111 . 1.4 . υ-ΙΙ (σε στάδιο υποβολής , Μαδρίτη ); Ενόψει της πλήρους
συμμετοχής της Ισπανίας στο ευρωπαϊκό πρόγραμμα
σύντηξης ( από 1ης Ιανουάριου 1986 και μετά ), το ϋΕΝ της
Μαδρίτης επικεντρώθηκε στην ανάπτυξη ενός ευέλικτου πειράματος συγκράτησης
με σύστημα ΗεΙιβο           ( Τϋ-ΙΙ ), που θα έχει συμπληρωματικό χαρακτήρα ως προς
 τις άλλες           δΐθίΐ3Γ3ΐθΓ               που κατασκευάζονται στην Ευρώπη .
Το σχέδιο αυτό βρίσκεται επί του παρόντος στο στάδιο της υποβολής
στο πλαίσιο της ΕΥΡΑΤΟΜ .
ΙΙΙ.2 .       ΔΙΑΤΑΞΕΙΣ ΣΥΣΦΙΞΗΣ ΑΝΕΣΤΡΑΜΕΝΟΥ ΠΕΔΙΟΥ
III . 2.1 .     ΕΤΑ-ΒΕΤΑ II ( Πάδουα ).    Τα πειράματα στη διάταξη αυτή
χρησιμεύουν ως μελέτες υποστήριξης για το επόμενο σχέδιο ΚΡΧ .
Δ ιεξάχθηκαν μελέτες για τις διακυμάνσεις με σκοπό την κατανόηση
της συγκράτησης του πλάσματος και των φαινομένων μετριασμού που
συνεπάγονται την αναστροφή του σπειροειδούς πεδίου . Επιτεύχθηκε
καθαρό πλάσμα (Ζ ,,^ 1 ) υψηλής πυκνότητας ( 10 ιη ) με β^ΊΟΖ ,
T-0,1keV Kai TE-10             •
III . 2 . 2 .   ΗΒΤ-Χ ( ΟυΙίιβιη ).  Τα πειράματα στη διάταξη αυτή δείχνουν ότι
ο έλεγχος της θέσης ισορροπίας του πλάσματος και η μείωση των σφαλμάτων
του πεδίου δίνουν μεγαλύτερους χρόνους συγκράτησης . Η θερμοκρασία
των ηλεκτρονίων και ο χρόνος συγκράτησης αυξάνονται με το ρεύμα :
σε μερικές περιπτώσεις η θερμοκρασία αυξάνεται αναλογικά συναρτήσει
του ρεύματος υπό σταθερή τιμή του β (ν*Ί0% ).
 ---pagebreak---                               - 31
 111 . 2 . 3 . ΚΡΧ ( Πάδουα). Αυτή θα είναι η μεγαλύτερη διάταξη ΚΡΡ
 στον κόσμο (Κ - 2η , β - 0,5 ιη , ρεύμα πλάσματος μέχρι 2 ΜΑ ).
θα δώσει τη δυνατότητα να μελετηθούν η συγκράτηση και η θέρμανση
 του πλάσματος υπό συνθήκες πλησιέστερες προς εκείνες της θερμοπυρηνικής
κατάστασης απ'ό,τι οι τωρινές διατάξεις ΚΡΡ .             Μετά τη φάση εκπόνησης
της τεχνικής μελέτης άρχισε η κατασκευή των κτιρίων και βασικών
συστημάτων υποδομής και έχει γίνει η προκήρυξη υποβολής προσφορών
για όλα τα βασικά επ ιμέρους στοιχεία της διάταξης . Το κέντρο του
 ΟυΙήθΐη συμβάλλει ουσιαστικά στην προσπάθεια αυτή . Η λειτουργία
 της διάταξης αναμένεται να αρχίσει το 1989 .
 111 . 3 .    ΑΛΛΕΣ ΔΙΑΤΑΞΕΙΣ
Πλέον των δύο κυριότερων εναλλακτικών γραμμών που εξετάζονται
  στην          Ευρώπη , υπάρχουν μερικές άλλες διατάξεις των οποίων ο
βασικός σκοπός είναι η επέκταση της βάσης δεδομένων στα ζητήματα
βασικής φυσικής του πλάσματος :
111 . 3.1 . δΡΙΟΑ ( ΝΐθυΜθ9θίη ) . Σε αυτή τη διάταξη κοχλιωτής σύσφιξης ,
το πλάσμα σταθεροποιείται σε υψηλές τιμές β από μη επάγοντα δυνάμεις
ρεύματα που περιβάλλουν το πλάσμα και από το αγώγιμο κέλυφος .
Τα πειράματα στη δΡΙΟΑ I έδειξαν ότι μπορούν να δημιουργηθούν τέτοια
πλάσματα υψηλής τιμής β και τα προκαταρκτικά αποτελέσματα από τη
διάταξη δΡΙΟΑ II , της οποίας η κατασκευή ολοκληρώθηκε το 1984, φαίνονται
ευοίωνα ( υψηλή τιμή β με επιμηκυμένες διατομές ).
111 . 3 . 2 . ΕΧΤΚΑΡ ( Στοκχόλμη). Η ΕΧΤΚΑΡ αποτελεί πείραμα συνέχισης
των πειραμάτων γραμμικού και σπειροειδούς τομέα που έχουν επι δείξει
μια μακροσποπικά ευσταθή κατάσταση πλάσματος . Αυτή η διάταξη σύσφιξης
Ζ σταθεροποιείται με ένα υπερτιθέμενο μαγνητικό οκταπολικό πεδίο που
παράγεται από εξωτερικούς αγωγούς . Πρόσφατα άρχισαν μελέτες για τις
βλάβες .
 ---pagebreak---                           - 31α -
III . 4 . ΑΔΡΑΝΙΑΚΗ ΣΥΓΚΡΑΤΗΣΗ
Το ευρωπαϊκό πρόγραμμα       συντηξης   αφιερώνει       το 1% των
προσπαθειών που καταβάλλονται για να διατηρεί επαφή με την έρευνα
που διεξάγεται αλλού και να συνεχίσει να διαθέτει ίδια μέσα για
την εκτίμηση της προόδου που πραγματοποιείται στο πεδίο αυτό .
Τα δύο εργαστήρια που ασχολούνται σχετικά είναι :
- το 63ΓοΜη9 που ασχολείται με την ανάπτυξη ενός 135ΘΓ αερίου,
  βραχέος παλμού, υψηλής ισχύος (2 Κϋ)'
- το ΡΓ3503Ϊ1 που ασχολείται με την ανάπτυξη ενός ΙΒΒΘΓ υάλου
  διπλής δέσμης (2 X 70 ϋ ).
 ---pagebreak---                                 - 32 -
––ΕΡΓΑΣΙΕΣ ΕΡΕΥΝΑΣ ΚΑΙ ΑΝΑΠΤΥ -ΗΣ ΓΙΑ ΤΗΝ ΥΠΟΣΤΗΡΙΞΗ ΤΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ
 Εκτός από τον προγραμματ «ομό, την κατασκευή και τη λειτουργία των
διατάξεων που αναφέρθηκαν οτα προηγούμενα κεφάλαια, στο ϋΕΤ και
στα συνεργαζόμενα εργαστήρια αναπτύσσεται                 αξιόλογη δραστη­
ριότητα για :
- εργασίες μελέτης και ανάπτυξης για την υποστήριξη τόσο του ϋΕΤ, όσο
   και του ΝΕΤ *
- ανάπτυξη υποσυστημάτων αναγκαίων για την επέκταση των γνώσεών
   μας στα φαινόμενα του πλάσματος και για τη βελτίωση της απόδοσης
   του πλάσματος .
IV . 1 .   ΥΠΟΣΤΗΡΙΞΗ ΠΡΟΣ ΤΟ ϋΕΤ ( συμβάσεις και συμφωνίες εργασιών σύμφωνα
                                       με το άρθρο 14 ):
        Ολοκληρώθηκαν με επιτυχία οι δύο κύριες συμβάσεις για συστήματα
        ΝΒΙ ( με το Ροπΐβηθγ και το ΟυΙίΐθΐη ) και η πρώτη εφαρμογή θέρμανσης
        με δέσμη ουδετέρων ατόμων στο ϋΕΤ κατέληξε στο διπλασιασμό
        της θερμοκρασίας των ιόντων στο κέντρο της δέσμης σε 6, 5· |< βν .
      Κατά τη διάρκεια της υπό ανασκόπηση περιόδου, στις ενώσεις των σύνεργα-
     ζομένων εργαστιρίων αναπτύχθηκε μεγάλος αριθμός συστημάτων δια¬
      γνωστικής που εγκαταστάθηκαν στο ϋΕΤ και λειτούργησαν με απόσπαση
       προσωπικού από τις ενώσεις :
      .     Μονόσημε ιαχή σκέδαση Τίιοπιεοη ( από ΚιεΦ )
      .    Συμβολόμετρο ΡΙΒ και χωρική σάρωση νυν ( από Ροηΐθηβγ )
      .     Συσκευή ανάλυσης ουδετέρων σωματιδίων και φασματόμετρο
            OKTIVUV X ( air6 Frascati )
      .     Σύστημα εικονοληψίας ήπιων ακτινών X ( από 63ΓΟΜΠ9 )
      .     Ταχύ σύστημα ηλεκτρονικής κυκλοτρονικής εκπομπής ( από
            ΝίθυΜθςθίη )
      .     Σύστημα διαγνωστικής νετρονίων ( ΗΘΓΜΘΙΙ ) και φασματοσκοπικό
            σύστημα διαγνωστικής ( ΟυΙΜθΐη)
      .     Φασματόμετρο νετρονίων " Χρόνου Πτήσεως " 2,4Μεν ( δΐχόενιΚ )
      .    Μήλη για . την εξέταση των ορίων του πλάσματος (από           ϋΕΤ,
           Culham «ai Garching )
       .   "Συστοιχία βολομέτρου" ( από 63ΓθΗίη9 ).
           Συνάφθηκαν συμβάσεις ανάπτυξης πρωτοτύπου για την παραγωγή
           σφαιριδίων ( Θτθηοόΐε). την επιτάχυνση σφαιριδίων από           θερμαινό¬
           μενο με ηλεκτρικό τόξο πυροβόλο αέριων (ΒίεΦ) και            το σχεδιασμο
           συσκευών έγχυσης σφαιριδίων για το ϋΕΤ (6 3Γθίιιη9). .
 ---pagebreak---                                            - 33 -
            Οι ενώσεις των συνεργαζόμενων εργαστηρίων ανέλα(3αν επίσης με σύμβαση ατό το ϋΕΤ την
            εκπόνηση διαφόρων μελετών αναλυτικού και αριθμητικού λογισμού πάνω στην ισορροπία
            και τη μεταφορά του πλάσματος , την πρόσδοση ενέργειας από διάφορα
            συστήματα θέρμανσης και την αλληλεπίδραση πλάσματος / τοιχώματος .
            Πολλά συνεργαζδμενα εργαστήρια συμμετέχουν άμεσα στη λειτουργία
            του ϋΕΤ με την απόσπαση προσωπικού τους βάσει του συστήματος συνεργα-
            ζόμενου προσωπικού ( Αεεοοιβΐθό δΐθίί εοίιεπίθ ). Ειδικότερα το εργαστή¬
            ριο του ΟυΙΗθπι, το οποίο βρίσκεται δίπλα στο ΈΤ, έχει αποσπάσει
            ένα σημαντικό μέλος του επιστημονικού του προσωπικού στο εν λόγω
            σχέδιο .
      IV . 2 .    ΑΛΛΕΣ ΕΡΓΑΣΙΕΣ ΑΝΑΠΤΥΞΗΣ ΣΤΑ ΣΥΝΕΡΓΑΖΟΜΕΝΑ ΕΡΓΑΣΤΗΡΙΑ
      IV . 2.1 .    ΝΒΙ .   Συνεχίζονται οι εργασίες ανάπτυξης για τα συστήματα
      ΝΒΙ προς εγκατάσταση σε ορισμένες υπό κατασκευή διατάξεις ΤοΙοιη3ΐ<
      και στην ΤΕΧΤΟΠ .
      IV . 2 . 2 . Γυροτρόνια . Συνεχίζονται οι μελέτες και οι εργασίες
      ανάπτυξης γυροτρονίων σε μερικά εργαστήρια και στη βιομηχανία :
 -     Η Επιτροπή έχει αναθέσει με σύμβαση σε βιουηχανικό φορέα την
       εργασία ανάπτυξης ενός γυροτρονίου 100 6Ηζ , 0,2 ΜΗ, 0,15 .
       Οι πρωτότυπες λυχνίες είναι υπό δοκιμή .
 –    Στην ελβετική ένωση σε συνεργασία με τη βιομηχανία
       αναπτύσσεται μια πειραματική λυχνία που μοιάζει με οπτικό
       γυροκλύστρο συχνότητας 120 6Ηζ .           Έχουν κατασκευαστεί όλα τα
       επιμέρους στοιχεία και το σύστημα είναι τώρα στο στάδιο της συναρμολόγησης.
       Μελέτες θεωρητικής φυσικής σε γυροτρόνια πολύ υψηλής συχνότητας ( ΚδΓίδΓυΗθ ) ;
       έχουν κατασκευαστεί όλα τα επιμέρους στοιχεία και σύντομα θα
       αρχίσουν οι πειραματικές δ ι ερευνήσεις .
       Το 63ΓΟΜΠ9 έχει αναθέσει με σύμβαση σε βιομηχανικό φορέα τις
      εργασίες για ένα γυροτρόνιο συχνότητας 70 6Ηζ . Διεξάχθηκαν
      με επιτυχία οι προκαταρκτικές δοκιμές .
IV . 2.3 . Σφαιρίδια ( ΡθΙΙβΐε). Στο Ρίεβί, τα σφαιρίδια δευτερίου
(διαμέτρου 3,2 πκπ ) σε ένα θερμαινόμενο με ηλεκτρικό τόξο πυροβόλο αερίων
έφθασαν ταχύτητες περίπου 2 Ι<πι / $ . Στο 63ΓΟΗΊΠ9 αναπτύχθηκε μία
συσκευή έγχυσης πολλαπλών σφαιριδίων - με μεταβλητό μέγεθος σφαιριδίων -
βασιζόμενη στη φυγοκεντρική μηχανή .
 ---pagebreak---                                       - 34 -
   IV . 2.4 . Συστήματα διαγνωστικής . Εκτός από τα διάφορα συστήματα
  διαγνωστικής που αναπτύχθηκαν για το ϋΕΤ, πολλά τέτοια συστήματα
   (μερικά από αυτά πρωτότυπα) αναπτύχθηκαν και εγκαταστάθηκαν στις
  διατάξεις που υπάρχουν στις ενώσεις των συνεργαζόμενων εργαστηρίων ;
    -      Σύστημα ανακλασ ι μέτριας ( Ροηΐβηαχ )         Υ·α μετρήσεις της πυκνότητας
           των ηλεκτρονίων .
           Πολοσ ί μέτρο -συμβολόμετρο ΗΟΝ-ΙβδθΓ      ( ϋϋΐίοή )   για τη μέτρηση
           της τοπικής κατανομής των ρευμάτων .
          Πρωτότυπο σύστημα διαγνωστικής για την οριακή περιοχή του πλάσματος,
          όπως φθορισμός λόγω επαγόμενου με (.3 5 ΘΓ συντονισμού και δέσμες
          λιθίου     ( ϋϋΐΊοίι ).
    IV . 2.5 .  Δέσμες ιόντων .     Η ανάπτυξη αφορά :
          Δέσμες Η και επιτάχυνση ιόντων ( Άμστερνταμ): δημιουργήθηκαν
          4 μικρές δέσμες ( ρεύμα 3 ιηΑ, σε ενέργεια σωματιδίων 120 Κεν).
          Δέσμες αρνητικών ιόντων ( ΟυΙήθπι ) : επιτεύχθηκαν πυκνότητες ρεύματος
          30 (πΑ/ ςιη^, με καλές προοπτικές προεκβολής σε μια μεγάλη επιφάνεια.
          Δέσμες αρνητικών ιόντων ( Στοκχόλμη σε συνεργασία με τη θΓβηοόΙε ):
          τα πειράματα κατέληξαν σε ρεύματα έντασης 150 πιΑ με ιόντα Η ~ που
          έχουν επιταχυνθεί σε 55 Μ .
IV . 2.6 . Εργασίες για το ΝΕΤ
Η πρόοδος που σημειώθηκε στο σχεδίασμά του ΝΕΤ έδωσε τη δυνατότητα
στην ομάδα του ΝΕΤ να καθορίσει λεπτομερώς συγκεκριμένες εργασίες
τεχνολογικού χαρακτήρα προς διεξαγωγή από τα συνεργαζόμενα εργαστή¬
ρια . Ανατέθηκαν μέχρι τώρα 100 περίπου εργασίες στους τομείς των
μαγνητών , του επωάσιμου μανδύα, των υλικών , του τριτίου, του χειρισμού
υλικών εξ αποστάσεως και της ασφάλειας . Ήδη ορισμένα αποτελέσματα
των εργασιών αυτών επανεισάχθηκαν στο σχεδίασμά, καθιερώνοντας έτσι
μια στενή και πολύ           αποτελεσματική αλληλεπίδραση μεταξύ των εργαστηρίων
και της ομάδας του ΝΕΤ . Επιπλέον ,        στο πλαίσιο του ΝΕΤ ανατέθηκαν
90 περίπου συμβάσεις μελέτης στις          ενώσεις τωνίσυνεργαζόμενων εργαστη¬
ρίων σε τομείς θεωρητικής φυσικής          και τεχνολογίας . Επίσης , στο
πλαίσιο της συμφωνίας για το ΝΕΤ,          οι ενώσεις διαθέτουν προσωπικό με
απόσπαση στην ομάδα του ΝΕΤ .
1у_. 3_§ЕЙРНТ1КЕ1_МЕЛЕТЕ1
Στα περισσότερα εργαστήρια διεξάχθηκαν μελέτες αναλυτικού κα , αρι ¬
θμητικού λογισμού, καθώς και εργασίες ανάπτυξης υπολογιστικών
κωδίκων :
 ---pagebreak---                                  - 35 -
      Στα περισσότερα εργαστήρια διερευνώνται οι συνθήκες μαγνητο-
      υδροδυναμικής ισορροπίας και μεταφοράς . Ειδικότερα , τούτο
      αποτελεί το κύριο αντικείμενο δραστηριότητας της ερευνητικής
      ομάδας στο Ελεύθερο Πανεπιστήμιο των Βρυξελλών ( ΙΙ.Ε.Β .).
      Η μακροσκοπική και μικροσκοπική αστάθεια, με ιδιαίτερη έμφαση
      στα όρια της τιμής του β, διερευνώνται ως επί το πλείστο στα
      εργαστήρια που διαθέτουν εγκαταστάσεις υπολογιστών αναγκαίες
      για τη διεξαγωγή των εκτεταμένων αριθμητικών υπολογισμών .
      Κώδικες υπολογιστών αναπτύσσονται στα βασικά εργαστήρια ( και
      στη Λωζάνη ) και έχουν ως αντικείμενο την ισορροπία , μεταφορά ,
      _ ( τρισδιάστατος κώδικας στο θβΓοΙτΐης Υ' α τ Π διερεύνυση
      της ιδέας της προηγμένης δΐθίΐ3Γ3ΐθΓ ).
     Οι μελέτες πάνω στη θέρμανση ( μετάδοση των κυμάτων και
     πρόσδοση της ενέργειας , ανίχνευση ακτινών , _ ) και στην εισαγωγή
     του ρεύματος διεξάγονται κυρίως σε εργαστήρια που ασχολούνται
     με αυτού του είδους τα προβλήματα σε πειραματικές εγκαταστάσεις .
V.  ΤΕΧΝΟΛΟΓΙΑ
Ένα από τα μεγαλύτερα επιτεύγματα κατά τη διάρκεια των τελευταίων
ετών υπήρξε η συστηματική εφαρμογή του προγράμματος τεχνολογίας
στον τομέα της σύντηξης . Το κύριο σκέλος της εργασίας προσανατο¬
λίζεται προς το ΝΕΤ, αλλά υπάρχει επίσης και ένα μακροπρόθεσμο
σκέλος εφαρμογής (υλικά χαμηλής επαγόμενης ραδιενέργειας , μελέτες επιπτώσεων
ως προς την ασφάλεια και το περιβάλλον ).
Τα επιστημονικά πεδία που καλύπτονται είναι οι μαγνήτες, η τεχνο-
λογά του τριτίου, ο επωάσιμος μανδύας , τα υλικά , η ασφάλεια και
το περιβάλλον " η εργασία εκτελείται στις ενώσεις των συνεργαζόμενων εργα¬
στηρίων (σε πολλές περιπτώσεις μέσω προσάρτησης επιστημονικών ομάδων
από εργαστήρια ειδικευμένα στη σχάση ), στο ΚΚΕρ και , σε μικρή έκταση ,
στη βιομηχανία .                                                         ,
 ---pagebreak---                           - 35α -
ν.1 .   ΥΠΕΡΑΓΩΓΙΜΟΙ ΜΑΓΝΗΤΕΣ
Το πρόγραμμα ανά πτύξης επ ι κεντρώθηκε στις βασικές απαιτήσεις του
ΝΕΤ : υπαραγώγιμα πηνία δημιουργίας σπειροειδούς και πολοειδούς
μαγνητικού πεδίοσν Το μεγαλύτερο έργο που αναλήφθηκε ήταν η μελέτη
και η κατασκευή , μαζί με τη βιομηχανία, του πηνίου της Ευρατόμ
για την εγκατάσταση δοκιμής μεγάλων πηνίων ( 1_0Τ Ρ> στο ΟΘΚ ΚΊΟΙΘΘ
( ΟΡΝΙ_) στις ΗΠΑ . Αυτό το βάρους 38 τόννων, κατασκευασμένο από ΝόΤϊ και ψυχόμενο με
ήλιο σε υπερκρίσιμη κατάσταση , πηνίο σπειροειδούς μαγνητικού πεδίου,
δοκιμάστηκε στις ίδιες εγκαταστάσεις του Κέντρου Ερευνών της
ΚθΓίδΓυίΐθ πριν να σταλεί για να καταλάβει τη θέση του στην εγκατάσταση
1_0ΤΡ/ μαζί με άλλα πέντε πηνία        (ένα ιαπωνικό, ένα ελβετικό και
τρία από τις ΗΠΑ ) / που θα δοκιμαστούν όλα σύμφωνα με τη συμφωνία
στα πλαίσια της ΔΟΕ .    Το πρόγραμμα δοκιμών στο 0ΚΝΙ_ άρχισε τον
Απρίλιο 1986 .
 ---pagebreak---                                    - 36 -
 Για το σπειροειδές μαγνητικό πεδίο του, το ΝΕΤ πιθανώς να χρειαστεί
 υπεραγωγούς με ικανότητες μέχρι και πέρα από ένταση 12 Τθδίθ,που
 απαιτεί ανάπτυξη προηγμένων υλικών όπως Νβδη^      και ΝόΑΙ^, και
 για το σκοπό αυτό μια κοινοπραξία τριών συνεργαζομένων εργαστη¬
 ρίων κατασκεύασαν την εγκατάσταση δοκιμών υψηλού μαγνητικού πεδίου
 δυΐ_ΤΑΝ, η οποία επί του παρόντος λειτουργεί με ένταση 8 Τ ( υπό
 πλήρη απόδοση σε 12 Τ το 1987).
  Η διάταξη ΤοΙοπίθΙί ΤΟΚΕ-δυΡΚΑ παρέσχε πολυτιμότατη εμπειρία για
  τη σφαιρική αξιολόγηση της ιδέας της υπεραγώγιμης πειραματικής
  ΤοΙοιηβΙί          και θα δώσει τη δυνατότητα σε ένα, καθοριζόμενο
  από το ΝΕΤ, πρότυπο πηνίο πολοειδούς πεδίου να δοκιμαστεί επί τόπου
  εντός ολίγων ετών . Η εργασία ανάπτυξης ενός τέτοιου πηνίου προοδεύει .
ν.2 .   ΤΕΧΝΟΛΟΓΙΑ ΤΡΙΤΙΟΥ
Η προσπάθεια κατευθύνεται προς την ανάπτυξη των επί μέρους στοιχείων
του συστήματος τριτίου του ΝΕΤ και προς τα ζητήματα ασφάλειας του
χειρισμού του τριτίου .
Η κάθαρση του αποβαλλόμενου πλάσματος από το σύστημα εξαγωγής του
ΝΕΤ αποτελεί βασικό αντικείμενο μελέτης . Το αποβαλλόμενο δευτέριο
το οποίο θα είναι " δηλητηριασμένο" με ήλιο και με διάφορες
προσμίξεις μετάλλων και αερίων , πρέπει να αποκατασταθεί αποκτώντας
υψηλού βαθμού καθαρότητα .    Η προτιμώμενη μέθοδος για αυτό είναι
η διαπέραση μέσω μεμβρανών παλλαδί ου-αργύρου που μελετάται στο βρόχο
ΡΑίΙΑδ . Εναλλακτικά διερευνώνται απορροφητές αερίων και έχει
διαπιστωθεί ότι το τιτάνιο-ζιρκόνιο είναι ιδιαίτερα αποτελεσματικό .
 ---pagebreak---                              - 36α -
Οι αέριες προσμίξεις ακόμα και μετά το διαχωρισμό τους εξακολουθούν
να περιέχουν λίγο τρίτιο και συνεπώς έχουν ανάγκη περαιτέρω κατεργασιών
αποτριτ ίωσης . Επί του παρόντος εκτελούνται πειραματικές μελέτες
τέτοιων κατεργασιών ( κλίνη ουρανίου, άλλες κλίνες θερμών μετάλλων ).
Παρομοίως , διερευνώνται τεχνικές για ατμοσφαιρική απολύμανση και
απολύμανση τριτιωμένων στερεών αποβλήτων . Για το χειρισμό νερού
υψηλής περιεκτικότητας σε τρίτιο, αναπτύσσονται δύο πρωτότυπα
ηλεκτρολυτών . Τέλος , σε συνεργασία με τη βιομηχανία, αποκτήθηκαν
λεπτομερείς προδιαγραφές για στροβ ιλομορ ιακές αντλίες πολύ υψηλής
ικανότητας ( συμβιβαστές με το τρίτιο ) και για μεγάλες, ταχείας δια¬
κοπής, πλήρως μεταλλικές, συρταρωτές δικλείδες ( εκπονούνται τώρα
από τη βιομηχανία μελέτες σκοπιμότητας ).
Πολλά από τα παραπάνω πειράματα περιλαμβάνουν τη χρήση τριτίου
και συνεπώς απαιτούν ειδικές εγκαταστάσεις . Τέτοιες εγκαταστάσεις
 ---pagebreak---                               - 37 -
είναι τώρα διαθέσιμες για το πρόγραμμα σύντηξης στη Γαλλία ( ΒΓυχέτε-
Ιβ-ΟΗϋΐβΙ, δθοίεγ) και άλλες βρίσκονται υπό κατασκευή ( Κέντρο Πυρη¬
νικών Ερευνών ΚθΓίδτυίΐθ ) ή σε προχωρημένο στάδιο μελέτη* ( ΚΚΕρ, Ι$ρΓ3 )
για την επέκταση των δυνατοτήτων εκτέλεσης πειραμάτων που απαιτούνται
απδ το πρόγραμμα .
    ν.3 .  ΕΠΟΑΣΙΜΟΣ ΜΑΝΔΥΑΣ
    Στις κατασκευαστικές μελέτες του επωάσιμου μανδύα τριτίου παρουσιά¬
    στηκαν δύο βασικές εναλλακτικές λύσεις : η πρώτη χρησιμοποιούσε
    υγρό ευτηκτ ι κό λιθίου-μαλύβδου, ως επωάσιμο υλικό και αυτο-ψυκτικό
    μέσο, ενώ η άλλη στερεές κεραμικές ενώσεις λιθίου με ήλιο ως
    ψυκτικό μέσο . Κατ' αυτό τον τρόπο η πειραματική εργασία κατευθύνθηκε
    προς τη σύσταση της αναγκαίας βάσης δεδομένων γι' αυτού του είδους
    τα υλικά .
    Όσον αφορά το ευτηκτικό λιθίου-μολύβδου,     συμπληρώθηκαν με νέες
    μετρήσεις τα δεδομένα για τη διαλυτότητα και διάχυση του υδρογόνου .
    Οι δοκιμές για το συμβιβαστό και για την ψαθυροποίηση του υγρού
    μετάλλου δεν παρουσίασαν ενδείξεις ρωγμών ή επικείμενης θραύσης
    του υλικού του δοχείου που περιέχει το ευτηκτικό υλικό . Μία πρώτη
    εμπειρία στην ανάκτηση του τριτίου από το υγρό μέταλλο, αποκτήθηκε
    με τη χρησιμοποίηση είτε απορροφητών αερίων από τιτάνιο ή εμφύσησης
    με αδρανές αέριο .
     Όσον αφορά τις κεραμικές ενώσεις λιθίου, 6 ευρωπαϊκά εργαστήρια
     συμμετέχουν σε ένα μείζον σχέδιο ( μερικώς ενσωματωμένο
    στη συμφωνία ΔΟΕ ). Καθιερώθηκαν μέθοδοι παρασκευής για την
    απόκτηση πολύ καθαρών αργιλικών, ορθοπυρ ι τ < κών και μεταπυριτικών
    αλάτων λιθίου . Τα πρώτα βραχυπρόθεσμα πειράματα ακτ ι νοβόλησης
    του τύπου της εξαεριζόμενης κάψουλας με τα οποία παράγοντα ι πολύ
    μικρές ποσότητες τριτίου ( 300-350 Οι / δοκίμιο ), επέτρεψαν την επιλογή
    δοκιμίων της " καλύτερης συμπεριφοράς ", τα οποία τώρα πρέπει να
    υποστούν ακτινοβολήσεις μεγαλύτερης χρονικής διάρκειας σε
    εγκαταστάσεις σχάσης με θερμικά και ταχέα νετρόνια, με τελικό
    στόχο          να αποδειχθεί η ικανότητα επώασης του τριτίου .
 ---pagebreak---                         - 37α -
ν.4 . ΥΛΙΚΑ
Ος αποτέλεσμα των μελετών σχεδιασμου του ΝΕΤ, το περιεχόμενο του
πεδίου αυτού έχει πλέον διευρυνθεί και περιλαμβάνει κατασκευαστικά υλικά, υλικά
προστασίας του πρώτου τοιχώματος , μονωτικά υλικά, οπτικά και υλικά
έκτροπης .
Το κατασκευαστικό υλικό για το ΝΕΤ θα είναι είτε ωστενιτικός ( 316 )
ή μαρτενσιτικδς ( 1.4914) χάλυβας * για μακροπρόθεσμες εφαρμογές
 ---pagebreak---                                 - 38 -
  οι εναλλακτικές επιλογές είναι χρωμιομαγγαν ιούχοι ωστενιτικοί χάλυβες,
  κράματα βαναδίου και ειδικώς κατασκευασμένοι σε στο ι χειακό επίπεδο
  χάλυβες χαμηλής επαγόμενης ραδιενέργειας .
  Επιτεύχθηκαν τα πρώτα σημαντικά αποτελέσματα για την υπό
  ακτι νοβόληση συμπεριφορά των ωστενιτικών χαλυβών τύπου 316 σε μία
  διεθνή εργασία που άρχισε το 1981 με τη συμμετοχή τριών ευρωπαϊκών
  αντιδραστήρων σχάσης ( ΗΡΚ/Ρβΐΐεη ), ΒΚ-2/Μοίκαι Κ2 / 3£υά5ν1 Ι< ) και δύο
  των ΗΠΑ ( ΗΡΙΚ, ΟΚΡ, που ευρίσκονται και οι δύο στο ΟεΙ< Κιδςβ ) .
  Χρησιμοποιούνται δοκίμια χαλύβων αναφοράς από την Ευρώπη, την Ιαπωνία
  και τις ΗΠΑ .
Οι περισσότερες απδ τις προγραμματισθείσες δοκιμές εφελκυσμού
και κόπωσης^ μετά από ακτι νοβόληση^ έχουν πλέον τερματιστεί (οι δόσεις
αντινοβόλησης έφτασαν τα 5 οΐρα. και 10 όρε ).     Τα πειράματα ερπυσμού
εντός της πυρηνικής στήλης συνεχίζουν να διεξάγονται μέσα στους
αντιδραστήρες συσσωρεύοντας την αναγκαία δόση ραδιενέργειας " και πριν
από τα τέλη του 1986 θα δ ι εξαχθεί μέσα στον αντιδραστήρα το ( πρώτο
στο είδος του ) πείραμα κόπωσης εντός της στήλης ( ΒΡ-2 ).
Στα περισσότερα από τα κατασκευαστικά κράματα που αναφέρθηκαν
παραπάνω, έχουν δ ι εξαχθεί επίσης μερικές δοκιμές μηχανικής αντοχής ,
κατά τη διάρκεια ή μετά από ακτι νοβόληση με δέσμες σωματιδίων από
επιταχυντές , προσομοιώνοντας Τη ζημία που προκαλείται από την ακτι νο¬
βόληση λόγω της σύντηξης . Π.χ. μετρήσεις στρεπτικού ερπυσμού του
ωστενιτικού χάλυβα 316 Ι_* μελέτες κόπωσης χαμηλού κυκλικού ρυθμού
και αλληλεπίδραση ερπυσμού-κόπωσης " μελέτες ερπυσμού υπό ακτι νο¬
βόληση που παρουσιάζουν πανομοιότυπο ερπυσμό για καταπονήσεις
εφελκυσμού και συμπίεσης , μελέτη του χρόνου ζωής μέχρι τη θραύση
των χαλύβων 316 που παρουσιάζουν ισχυρή μείωση χρόνου ζωής στην περίπτωση
συγκέντρωσης ηλίου          1000 ΡΡΜ περίπου, και πολλές άλλες δοκιμές .
Όσον αφορά τα υλικά προστασίας του πρώτου τοιχώματος , μετά από
εξονυχιστική εξέταση πολυάριθμων προτει νόμενων υλικών, αυτά που
τελικώς κρατήθηκαν για παραπέρα μελέτη είναι λεπτόκοκκοι γραφίτες,
ένας συγκεκριμένος τύπος καρβ ιδίων του πυριτίου και σύνθετες ενώσεις
γραφίτη / δ ιΌ .
 ---pagebreak---                                   - 38a -
Παρομοίως, η έρευνα για κατάλληλους κεραμικούς ηλεκτρικούς μονωτές
δείχνει ότι η αλουμίνα, το αργιλικό μαγνήσιο και η μαγνησία αποτελούν
τους πλεόν ελπιδοφόρους . Πέρα από αυτό, αναπτύχθηκαν μέθοδοι για
τη μέτρηοη της εφαπτομένης των διηλεκτρικών απωλειών , κατά τη διάρκεια
και μετά από ακτινοβολήσεις , οπτικών υλικών προς χρήση σε διαφορετικές
κλίμακες συχνοτήτων του συστήματος θέρμανσης του πλάσματος με ραδιο¬
συχνότητες .
ν.5 .  ΑΣΦΑΛΕΙΑ ΚΑΙ ΠΕΡΙΒΑΛΛΟΝ
Η εργασία επικεντρώνεται ως επί το πλείστον σε πιθανές αιτίες και
συνέπειες έκλυσης αεριώδους τριτίου και στη διάθεση τριτιωμένων
( στερεών ) αποβλήτων .
 ---pagebreak---                                    - 39 -
  Αναπτύχθηκαν μοντέλα υπολογιστών για τα πρωτογενή αίτια της ραδιε¬
  νεργού μόλυνσης και για τη συνολική διασπορά του αερίου τριτίου και
  ΗΤΟ ( πρώτη δοκιμή καταλληλότητας υπό διεξαγωγή ).
  Αναλύθηκαν τρόποι αστοχιών και έγινε εκτίμηση κινδύνου για διάφορα
  επ ιμέρους στοιχεία του ΝΕΤ . Μελετήθηκε η απολύμανση τριτιωμένων
  μεταλλικών αποβλήτων και βρέθηκε ότι οι υπό κενό τήξη και αποδέσμευ¬
  ση αερίων ήταν πολύ αποδοτικές .
  Εκπονείται μελέτη εκτίμησης των περιβαλλοντικών επιπτώσεων της σύ¬
  ντηξης, και θα υποβληθεί στο Κοινοβούλιο και στο Συμβούλιο . Στο σχε¬
 τικό έγγραφο θα γίνεται , επίσης , ανασκόπηση των οικονομικών προοπτι ¬
  κών της σύντηξης .
VI . NET
Η ομάδα ΝΕΤ άρχισε τις εργασίες της για τον καθορισμό             του
σχεδίου ΝΕΤ το έτος 1983, με σκοπό να καθοριστούν οι στόχοι , τα κύρια σχε-
διαστικά χαρακτηριστικά, εναλλακτικές λύσεις και ο προγραμματισμός
του ΝΕΤ καθώς και η Ε&Α, κυρίως στον τομέα της τεχνολογίας , όπως
απαιτέίται για τη μελέτη του ΝΕΤ .
Η φάση αυτή ολοκληρώθηκε γύρω στο τέλος του 1985 αρκετά λεπτομερώς ,
ώστε να γίνει το βήμα προς τη φάση της προμελέτης. Το τεχνολογικό πρόγραμμα
Ε&Α άρχισε στους περισσότερους τομείς που ενδιαφέρουν το ΝΕΤ .
Οι στόχοι του ΝΕΤ είναι να παραχθεί πλάσμα με τις παραμέτρους και
τις συνθήκες που επικρατούν σε αντιδραστήρα και να εξεταστούν
τα κύρια τεχνικά θέματα που αφορούν το εφικτό ,             όσον αφορά
αντιδραστήρα σύντηξης . Έτσι το ΝΕΤ θα πρέπει να αποβλέπει στην
ελεγχόμενη έναυση και την παρατεταμένη λειτουργία, την επίδειξη της
αξιοπιστίας και της δυνατότητας του συστήματος να συντηρεί τα ι, καθώς
και της ασφαλούς λειτουργίας και των μικρών επ ι πτώσεων στο περί βάλλον .
Τέλος, στο πλαίσιο του ΝΕΤ, θα πρέπει να καταστεί δυνατό ναελεχθεί η καταλ¬
ληλότητα των βασικών αρχών της μελέτης για τον ΟΕΜΟ ( αντιδραστήρα επίδειξης ),
καθώς επίσης και να πραγματοποιηθεί δοκιμή των υλικών και των συστημάτων
εξαγωγής του τριτίου και παραλαβής της ενέργειας . Για το σκοπό αυτό
όσον αφορά τη λειτουργία αναπτύχθηκε ένα ευέλικτο σενάριο σταδιακής
εφαρμογής ( 13 έτη ). Συνεπώς οι αρχές και οι παράμετροι για το μηχάνημα
έχουν επιλεγεί μετά από εκτεταμένες μελέτες βελτιστοποίησης .
Η υπό κλίμακα αναπαράσταση της συμπεριφοράς του πλάσματος, που προϋποθέτει
επιλογή των σχετικών παραμέτρων , έχει γίνει με βάση τα διαθέσιμα
σήμερα       πειραματικά αποτελέσματα σε ΤοΙ<3ίη3ΐ<, όμως,
 ---pagebreak---                                   - 40 -
προκει μένου να λπφθεί υπόψη ενδεχόμενη υποβάθμιση της αναπαράστασης
αυτής , έχουν προβλεφθεί σημαντικά περιθώρια ώστε να καλύπτεται η
έναυση και η επί μακρό χρόνο λειτουργία . Συνολικά το μέγεθος θα είναι
σημαντικά μεγαλύτερο απ'ό,τι του ϋΕΤ . Το ρεύμα στο πλάσμα μπορεί να
φθάσει μέχρι 15 ΜΑ      ενώ   η    μέγιστη      ακτίνα
θα είναι 5 μέτρα έναντι 3 μέτρων στο υΕΤ, πράγμα που επίσης αντι-
κατροπτ ί ζει το γεγονός ότι έχει προβλεφθεί μεταξύ θαλάμου πλάσματος
και των υπεραγώγιμων πηνίων σπειροειδούς μαγνητικού πεδίου μανδύας
και προφυλακτήρας . Κατά τη διάρκεια ενός παλμού καύσης 0-Τ ( διάρκειας
πεοίπου 500 5 ) θα παραχθεί στους αντιδραστήρες σύντηξης ισχύς μέχρι 600 ΜΗ.
Οι αρχές στις οποίες θα στηριχθεί ο σχεδιασμός των κύριων επ ιμέρους
στοιχείων της βασικής μηχανής         έχουν διατυπωθεί , ώστε να δοθούν στις
ενώσεις των συνεργαζόμενων εργαστηρίων οδηγίες σχετικά με την ανάπτυξη των στοιχείων
αυτών και να δοθούν στη βιομηχανία μελέτες σκοπιμότητας . Όσον αφορά
τα μέρη της κατασκευής που περιβάλλουν το πλάσμα, τα οποία λειτουργούν
υπό εξαιρετικά δυσμενείς συνθήκες, και μάλιστα προς το παρόν αβέβαιες,
ακολουθούνται διάφορες αρχές κατά τη μελέτη τους,ενώ για την επιλογή λύσεων
αναφοράς απαιτούνται περαιτέρω εργασίες και εμπέδωση με δεδομένα . Αντίστοιχες
εργασίες για τις ενώσεις και τη      βιομηχανία            έχουν καθοριστεί
και αρχίσει .
VII . ΣΥΜΠΕΡΑΣΜΑΤΑ
Με το ϋΕΤ, το μεγαλύτερο παγκοσμίως πείραμα που από την αρχή του
απέβλεπε σε συνδυασμένη προσπάθεια όλων των ενώσεων συνεργαζόμενων
εργαστηρίων , χρησιμοποιώντας τις μέσου μεγέθους διατάξεις ΤοΙοιτΐ3ΐ<
και τις διατάξεις των εναλλακτικών γραμμών στα συνεργαζόμενα εργαστή
ρια, η Ευρώπη τα τελευταία έτη έφθασε σε αναμφισβήτητα ηγετική θέση
στον κόσμο . Το ευρωπαϊκό πρόγραμμα σύντηξης συμμετέχει σε όλες τις
μορφές συνεργασίας μεταξύ προγραμμάτων σύντηξης, για τις οποίες διε-
νεργούνται τώρα συζητήσεις σε παγκόσμιο επίπεδο . Το πρόγραμμα διαθέ¬
τει όλα τα εφόδια για να διατηρήσει την ηγετική του θέση στα επόμενα
έτη, έφόσον παρασχεθεί επαρκής οικονομική υποστήριξη .
 ---pagebreak---                                  - 41
                   Β) ΠΡΟΤΑΣΗ ΚΑΝΟΝΙΣΜΟΥ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ
 για τη θέσπιση προγράψιχχτος έρευνας και επιμόρφωσης   ( 1987 - 1991 )
         στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σύντηζης
 ΤΟ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟ     ΤΟΝ ΕΥΡΩΠΑΪΚΟΝ ΚΟΙΝΟΤΗΤΩΝ ,
Έχοντας υπόψη :
 τη συνθήκη ίδρυσης της Ευρωπαϊκής Κοινότητας Ατομικής Ενέργειας ,
 και ιδίως το άρθρο 7,
 την πρόταση της Επιτροπής ( 1 ) ύστερα από διαβούλευση με την Επιστη¬
 μονική και Τεχνική Επιτροπή,
 τη γνώμη του Ευρωπαϊκού Κοινοβουλίου ( 2 ),
 τη γνώμη της Οικονομικής και Κοινωνικής Επιτροπής ( 3 ),
 Εκτιμώντας :
 ότι το ενεργειακό πρόβλημα είναι κοινό για όλα τα κράτη μέλη * ότι
 για την επίλυση του προβλήματος αυτού οι κοινές προσπάθειες μπορούν
 να οδηγήσουν σε καλύτερα αποτελέσματα * ότι η θερμοπυρηνική σύντηξη
 είναι μία από τις δυνατές λύσεις του ενεργειακού προβλήματος μακρο¬
 πρόθεσμα * ότι η ορθολογική χρησιμοποίηση όλων των διαφόρων πηγών
 ενέργειας πρέπει να εξασφαλιστεί με συντονισμένο τρόπο * ότι επομέ¬
 νως η Κοινότητα πρέπει να εξακολουθεί να εξασφαλίζει την καλύτερη
 δυνατή συνοχή των προσπαθειών της μεταξύ των κοινοτικών ενεργειών
 στους διαφόρους τομείς της ενέργειας και της ενεργειακής έρευνας *
 ότι το Συμβούλιο ενέκρινε στις . ( 4 ) το πρόγραμμα-πλαίσιο των
 κοινοτικών δραστηριοτήτων στον τομέα της έρευνας και τεχνολογικής
 ανάπτυξης ( 1987-1991 ), στο οποίο έχουν ληφθεί υπόψη οι εκτιμήσεις αυτές*
 ( 1 ) ΕΕ αριθ .
 ( 2 ) ΕΕ αριθ .
 ( 3 ) ΕΕ αριθ .
 ( 4 ) ΕΕ αριθ .
 ---pagebreak---                                   - 42 -
 ότι η θερμοπυρηνική σύντηξη αποτελεί μια δυνητική νέα πηγή ενέργειας
 με τη χρησιμοποίηση καυσίμων υλών οι οποίες είναι σχεδόν ανεξάντλη¬
 τες και η πρόσβαση στις οποίες είναι γενικώς εφικτή " ότι οι αντι ¬
 δραστήρες σύντηξης με μαγνητική συγκράτηση του πλάσματος θα παρουσιάζουν
 εγγενή θετικά χαρακτηριστικά σε θέματα ασφάλειας και προοπτικής ασθενών επιπτώσεων στο
 περιβάλλον " ότι για το λόγο αυτό η θερμοπυρηνική σύντηξη αποτελεί
 ένα σημαντικό στόχο μέσα στο πρόγραμμα-πλαίσιο "
ότι , το Συμβούλιο, με την απόφασή του 85 / 201 / Ευρατόμ ( 4), ενέκρινε
πρόγραμμα έρευνας και εκπαίδευσης ( 1985 - 1989), στον τομέα της
ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής συντηξης * ότι το άρθρο 3 της απόφασης
αυτής προβλέπει ότι η Επιτροπή/ βασιζόμενη σε επανεξέταση που
θα πραγματοποιηθεί στη διάρκεια του δεύτερου έτους του προγράμμα¬
τος αυτού , θα υποβάλει στο Συμβούλιο               πρόταση αναθεώρησης με
σκοπό το 1987 να αντικατασταθεί το πρόγραμμα 1935 - 1989 με νέο
πενταετές πρόγραμμα,                      στο οποίο τα έτη 1987, 1988 και
1989 θα αποτελούν κοινά έτη και για τα δύο προγράμματα " ότι η
απόφαση 85 / 201 / Ευρατόμ θα πρέπει ως εκ τούτου να αντικατασταθεί "
ότι ,    συνεπεία         της αντικατάστασης της απόφασης 85 / 201 / Ευρατόμ,
περίπου 171 εκατ . ΕΟΙΙ από το ποσό που έχει υπολογιστεί ότι είναι
αναγκαίο για το προηγούμενο πρόγραμμα, εξαιρουμένου του                      ( ϋοίηΐ
Ευτορθαπ Τοτυε ), καθώς επίσης και περίπου 209 εκατ . ΕΟί) από το ποσό που
έχει θεωρηθεί αναγκαίο για το προηγούμενο πρόγραμμα όσον αφορά το
σχέδιο ϋΕΤ δεν θα έχουν χρησιμοποιηθεί * ότι τα ποσά αυτά μπορούν
να      διατεθούν       στο νέο πρόγραμμα * ότι μία τέτοια χρησιμοποίηση,
μαζί με το γεγονός ότι το πρόγραμμα συμπεριλαμβάνει όλες τις εργα¬
σίες που έχουν εκπονηθεί στα κράτη μέλη σχετικά με τον τομέα αυτό,
θα πρέπει να ληφθεί υπόψη στον καθορισμό των ποσών τα οποία κρί -
νονται αναγκαία για την εκτέλεση του νέου προγράμματος *
ότι , σύμφωνα με την έκταση των προσπαθειών που είναι αναγκαίες για
να επιτευχθεί το στάδιο των εφαρμογών της ελεγχόμενης θερμοπυρη¬
νικής σύντηξης , το οποίο θα μπορούσε να _ ωφελήσει                      την Κοι­
νότητα, οι περαιτέρω αναλαμβανόμενες εργασίες στον τομέα αυτό θα
πρέπει να συνεχιστούν σε συνδυασμένη βάση στα διάφορα στάδια εξέ¬
λιξης "
(*) ΕΕ αριθ . Ι_ 83 , 28.3.1985 , σ . 25 .
 ---pagebreak---                                   - 43 -
 ότι η προτεινόμενη από την Επιτροπή έρευνα αποτελεί ένα κατάλληλο
 μέσο για τη συνέχιση μιας τέτοιας ενέργειας και είναι κατά συνέπεια
 συμφέρον να εγκριθεΐ ένα πολυετές πρόγραμμα στον τομέα της ελεγχό¬
 μενης    θερμοπυρηνικής σύντηξης , η ύπαρξη του οποίου αποτελεί επι ¬
 πλέον αναγκαίο στοιχείο για τη συμμετοχή της Κοινότητας             στη διεθνή
 συνεργασία στον εν λόγω τομέα "
 ότι η στρατηγική στην οποία βασίζεται η συνέχιση του προγράμματος
 θα πρέπει να παραμείνει αμετάβλητη , δηλαδή όσον αφορά :
- την      επιδίωξη         ενός ουσιαστικού προγράμματος προσανατολισμέ¬
   νου προς την κατεύθυνση δημιουργίας ενός αντιδραστήρα επίδειξης
   και βασισμένου, επί του πορόντος, στην αρχή λειτουργίας των ΤΟΙΟΠΒΚ" να συμπληρωθεί η πρώτη
   φάση του προγράμματος που συνίσταται               στο σχέδιο ϋΕΤ με τις
   προεκτάσεις του και στην πλήρη εκμετάλλευση των υφιστάμενων ή υπό
   κατασκευή διατάξεων στο πλαίσιο των ενώσεων των συνεργαζόμενων
   εργαστηρίων,
- τη συνέχιση                             της προμελέτης της δεύτερης
   φάσης του προγράμματος ΤοΙοπαΙ;, του Νβχΐ Ευτορεβη Τοτυε ( ΝΕΤ ),
   και την επιδίωξη της αναγκαίας για το σχεδίασμά και την κατασκευή
  του τεχνολογικής ανάπτυξης συστημάτων καθώς και της ανάπτυξης που απαι ¬
   τείται μακροπρόθεσμα για τον αντιδραστήρα σύντηξης ,
- την εξέταση, σε συνάρτηση με τους διαθέσιμους πόρους , εναλλακτικών
   συστημάτων συγκράτησης , με συγκέντρωση των προσπαθειών στα συστήματα αυαριξης
   ανεστρομένου πεδ ί ου και στις    5!ΪΘΙΙ3Γ31:ΟΓ5 ,   υπό τον όρο της περιο¬
   δικής επανεκτίμησης των δυνατοτήτων τους ως αντιδραστήρων , σε σύγκριση
   με τις αντίστοιχες των ΤοΙοΐίΐθΚ "
ότι η στρατηγική αυτή θα πρέπει να επανεξεταστεί           κατά την προσεχή
αναθεώρηση του προγράμματος που 6α αποσκοπεί στην αντικατάσταση του παρόντος
πρσγράμμαιος από ένα νέο πενταετές πρόγραμμα με αρχή την 1η Ιανουάριου 1990" κατά το
χρόνο της αναθεώρησης αυτής, κρίνεται σκόπιμο να αποφασιστεί πότε να προχωρήσει η λειτουργία
ϋΕΤ σε σύντηξη δ-Τ και πότε να ρρχίσει ο λεπτομερής σχεδιααμός του ΝΕΤ"
ότι το ερευνητικό πρόγραμμα του Κοινού Κέντρου Ερευνών προβλέπει
τη συμμετοχή του ΚΚΕρ στον τομέα του ΝΕΤ και της Τεχνολογίας "
 ---pagebreak---                                - 44 -
 ότι η Σουηδία και η Ελβετία συνεργάζονται με την Κοινότητα όσον
 αφορά τις δραστηριότητες στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής
 σύντηξης *
 ότι η Κοινότητα θα πρέπει να συνεχίσει να ενισχύει την κατασκευή
 ορισμένων ειδών εξοπλισμού που έχουν σχέση με σχέδια στα οποία έχει δοθεί
 προτεραιότητα, την υποστήριξη που παρέχουν στο ϋΕΤ και στο ΝΕΤ οι ενώσεις
 των συνεργαζόμενων εργαστηρίων, και την τεχνολογική ανάπτυξη ορισμένων συσττ|«τυν στον
 τομέα της τεχνολογίας της σύντηξης, με τη χορήγηση προτιμησιακού ποσοστού συμμετοχής στις
 σχετικές δαπάνες για τα σχέδια αυτά *
 ότι η άμεση συμμετοχή της βιομηχανίας στην εκτέλεση του προγράμμα¬
 τος αυτού , ιδίως στον τομέα του ΝΕΤ και της τεχνολογίας της σύντη¬
 ξης πρέπει να ενισχυθεί *
 ότι , επ ι πλέον , θα πρέπει να προαχθεί   η κινητικότητα του προσωπικού
 μεταξύ των οργανισμών που συνεργάζονται στην εκτέλεση του προγράμ¬
 ματος "
 ΑΠΟΦΑΣΙΖΕΙ :
                                     Άρθρο 1
 Εγκρίνεται στα πλαίσια της Ευρωπαϊκής Κοινότητας Ατομικής Ενέργειας
  ένα πρόγραμμα έρευνας και επιμόρφωσης στον τομέα της
 ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σύντηξης , όπως έχει καθοριστεί στο
 παράρτημα και για μία περίοδο πέντε ετών από την 1η Ιανουάριου
 1987 .
                                     Άρθρο 2
Τα κεφάλαια που κρίνονται αναγκαία για την εκτέλεση του προγράμ¬
 ματος εκτός από το ϋΕΤ ανέρχονται σε 533 εκατ . ΕΟΙ), συμπεριλαμβα¬
 νομένων των δαπανών για προσωπικό 105 ατόμων . Τα ποσά που κρίνονται
αναγκαία για το ϋΕΤ κατά τη διάρκεια του προγράμματος
ανέρχονται σε 378 εκατ . ΕΟϋ συμπεριλαμβανομένων των δαπανών προ¬
σωπικού 191 προσωρινών υπαλλήλων, υπό την έννοια του άρθρου 2 ( α)
του καθεστώτος που εφαρμόζεται στους λοιπούς υπάλληλους των
Ευρωπαϊκών Κοινοτήτων .
 ---pagebreak---                                 - 45 -
                               Άρθρο 3
Κατά τη διάρκεια του τρίτου έτους , η Επιτροπή θα προβεί οε αξιο¬
λόγηση του προγράμματος σε σχέση με τους στόχους του που εκτίθε¬
νται στο παράρτημα . Μετά την αξιολόγηση αυτή, η Επιτροπή θα υπο¬
βάλει το 1989 στο Συμβούλιο πρόταση αναθεώρησης για την αντικα¬
τάσταση του παρόντος προγράμματος με πενταετές πρόγραμμα, με ισχύ
από την 1η Ιανουαρίου 1990 .
                                Άρθρο 4
Η απόφαση 85 / 201 / Ευρατόμ καταργείται από την 1η Ιανουαρίου 1987 .
                                  Άρθρο 5
0 παρών κανονισμός αρχίζει να ισχύει την 1η Ιανουαρίου 1987 .
0 παρών κανονισμός είναι δεσμευτικός ως προς όλα τα μέρη του και
ισχύει άμεσα σε κάθε κράτος μέλος .
Έγινε στις Βρυξέλλες ,                              Για το Συμβούλιο
                                                      0  Πρόεδρος
 ---pagebreak---                                        - 46 -
                                      ΠΑΡΑΡΤΗΜΑ
                       ΕΛΕΓΧΟΜΕΝΗ ΘΕΡΜΟΠΥΡΗΝΙΚΗ ΣΥΝΤΗΞΗ
1 . Το προς εκτέλεση πρόγραμμα θα καλύψει :
      ( α) φυοική του πλάσματος στον υπόψη τομέα, ιδιαίτερα μελέτες βα¬
            σικού χαρακτήρα που αφορούν τη συγκράτηση με κατάλληλες δια¬
            τάξεις και τις μεθόδους παραγωγής και θέρμανσης του πλάσματος *
      ( β) έρευνα όσον αφορά τη συγκράτηση, σε κλειστές διατάξεις, πλάσματος
           υδρογόνου, δευτεριου και τριτίου με ευρέως κυμαινόμενες πυκνότητα και θερμοκρασία"
      ( γ) έρευνα όσον αφορά τις αλληλεπιδράσεις και τα φαινόμενα μετα¬
            φοράς φωτός-ύλης, καθώς και την ανάπτυξη λέϊζερ υψηλής ισχύος *
      ( δ) την ανάπτυξη και εφαρμογή, σε διατάξεις συγκράτησης, μεθόδων
           επαρκούς ισχύος για τη θέρμανση του πλάσματος *
     ( ε ) βελτίωση των μεθόδων διαγνωστικής *
   ( στ ) προμελέτη και ενδεχομένως έναρξη της λεπτομερούς κατασκευαστι ¬
           κής μελέτης του ΝΕΤ ( Νβχΐ ΕυΓορββη Τοτυε ) και εργασίες τεχνο¬
           λογικής ανάπτυξης που απαιτούνται για το σχεδίασμά και την
           κατασκευή του, καθώς και όσες χρειάζονται πιο μακροπρόθεσμα
           για τον αντιδραστήρα σύντηξης *
     ( ζ ) Επέκταση λειτουργίας της διάταξης ϋΕΤ στη φάση πλήρους από¬
           δοσης * λειτουργία και εκμετάλλευση του ϋΕΤ .
     Οι εργασίες που αναφέρονται στα ( α ), ( β ), ( γ ), ( δ), ( ε ) και ( στ )
     θα εκτελεστούν μέσω ενώσεων συνεργαζόμενων εργαστηρίων ( 3550013-
     ΐίοηε ) ή συμβάσεων περιορισμένης διάρκειας που αναμένεται ότι θα
     δώσουν τα αποτελέσματα που χρειάζονται για την εφαρμογή του προ¬
     γράμματος και που λαμβάνουν υπόψη την εργασία που εκτελέστηκε από
     το Κοινό Κέντρο Ερευνών, ιδιαίτερα σε σχέση με το ΝΕΤ και τις
     εργασίες τεχνολογικής ανάπτυξης που αναφέρονται στο ( στ ).
 ---pagebreak---                                    - 47 -
      Η εφαρμογή του σχεδίου ϋΕΤ που αναφέρεται στο ( ζ ) έχει ανατεθεί
     στην " Κοινή Επιχείρηση ϋΕΤ ( ϋοιηΐ Ευτορββη Τοταδ )" που συνεστήθη
     με την απόφαση 78 / 471 / ΕΥΡΑΤΟΜ ( 1 ).
2 . Το πρόγραμμα που παρουσιάζεται ανωτέρω αποτελεί μέρος ενός μακρο¬
     πρόθεσμου σχεδίου συνεργασίας που περικλείει όλες τις δραστηριό¬
     τητες που αναπτύσσονται στα κράτη μέλη στο πεδίο της ελεγχόμενης
     μαγνητικής θερμοπυρηνικής σύντηξης . Το σχέδιο αυτό αναμένεται να
     οδηγήσει σε εύθετο χρόνο, στην από κοινού κατασκευή πρωτοτύπων
     με σκοπό τη βιομηχανική παραγωγή τουίκαι διάθεση στην αγορά .
3 . Το ποσό των 533 εκατ . ΕΟΙΙ που εκτιμάται ότι απαιτείται για την
     εκτέλεση του προγράμματος , χωρίς να περιλαμβάνεται το ϋΕΤ, προο¬
     ρίζεται για τη χρηματοδότηση :
     ( α) έργων προτεραιότητας σε ομοιόμορφο ποσοστό 45% περίπου, όπως
           καθορίζεται στην παράγραφο 4 *
     ( β) τρεχουσών δαπανών των ενώσεων συνεργαζόμενων εργαστηρίων σε
           ομοιόμορφο ποσοστό 25% περίπου *
     ( γ ) ορισμένων συμβάσεων με τη βιομηχανία στα επιστημονικά πεδία
           του " ΝΕΤ / τεχνολογία της σύντηξης " και στην ανάπτυξη προηγμέ¬
           νων μεθόδων θέρμανσης του πλάσματος σε ποσοστό 100%, όπως
           καθορίζεται στην παράγραφο 4 *
     ( δ) κόστους και δαπανών διοικητικής φύσης που αποσκοπούν στην
           εξασφάλιση της κινητικότητας του προσωπικού, ώστε να δοθεί
           η δυνατότητα σε μέλη του να εργαστούν σε οργανισμούς που
           συνεργάζονται για την εφαρμογή του προγράμματος και την ομάδα
           του ΝΕΤ *
     ( ε ) του κόστους λειτουργίας της ομάδας του ΝΕΤ σε ποσοστό 75%
           περίπου *
( 1 ) ΕΕ αρ ι θ . I. 151 , 7.6.1978, σ . 10 .
 ---pagebreak---                                      - 48 -
    Τυχόν θετικό υπόλοιπο από τις συνεισφορές των συνεργαζόμενων τρίτων χωρών
     (Σουηδία και Ελβετία) στο πρόγραμμα, μη περιλαμβανόμενου του ϋΕΤ, θα διατεθεί
    για τη χρηματοδοτική συμμετοχή της Κοινότητας στις δαπάνες που
    αναφέρονται στην παράγραφο 3 .
4 . Μετά από διαβούλευση της Συμβουλευτικής Επιτροπής του Προγράμματος
    Σύντηξης η Επιτροπή μπορεί να χρηματοδοτήσει σε ομοιόμορφο ποσοστό
    45% περίπου, όπως καθορίζεται στην παράγραφο 3 ( α), έργα που περι ¬
    λαμβάνονται σε μία από τις ακόλουθες επιστημονικές περιοχές :
     ( α ) Συστήματα ΤοΙοπίθΚ και υποστήριξη για το ϋΕΤ "
     ( β ) Άλλες σπειροειδείς μηχανές "
     ( γ ) θέρμανση και έγχυση "
     ( δ ) ΝΕΤ και τεχνολογία της σύντηξης .
    Αν αυτού του είδους τα έργα περιλαμβάνονται στις επιστημονικές
    περιοχές ( γ ) και ( δ ) και αν εκτελούνται από τη βιομηχανία, είναι
    δυνατόν η Επιτροπή να τα χρηματοδοτήσει σε ποσοστό 100% όπως
    καθορίζεται στην παράγραφο 3 ( γ ).
    Σε αντάλλαγμα, όλες οι ενώσεις θα έχουν το δικαίωμα να συμμετά-
    σχουν στα πειράματα που διεξάγονται με τον τεχνικό εξοπλισμό που
    κατασκευάστηκε κατ' αυτόν τον τρόπο .
5 . Οι συνολικές συνεισφορές των μελών της κοινής επιχείρησης ϋΕΤ,
    οι οποίες απαιτούνται για την κάλυψη των δαπανών του ϋΕΤ κατά
    τη χρονική διάρκεια του προγράμματος 1987-1991 , εκτιμώνται σε
    531 εκατ . ΕΟΙΙ . Με τις συνεισφορές επιδιώκεται η κάλυψη της επέ¬
    κτασης της διάταξης ϋΕΤ σε πλήρη απόδοση και η λειτουργία και
    εκμετάλλευσή της . Σύμφωνα με το καταστατικό του ϋΕΤ, ποσοστό
    80% του ποσού αυτού, ίσο προς 425 εκατ . ΕΟΙΙ, καλύπτεται μέσω του
    κοινοτικού προϋπολογισμού . Από το ποσό αυτό, 19 εκατ . ΕθίΙ έχουν
    αναληφθεί από την Επιτροπή προ του 1987 . Τα απομένοντα 406 εκατ .
    ΕΟυ θα καλυφθούν ως εξής :
    . 378 εκατ . ΕΟΙΙ από τις προβλέψεις του προγράμματος για το ϋΕΤ "
    . 28 εκατ . ΕΟΙΙ , ως συμμετοχή της Σουηδίας και Ελβετίας στο ϋΕΤ
        καταβαλλόμενη μέσω του κοινοτικού προϋπολογισμού .
 ---pagebreak---                                  - 49 -
                             Γ ) ΔΗΜΟΣΙΟΝΟΜΙΚΟ ΔΕΛΤΙΟ
                    I.   ΠΡΟΓΡΑΜΜΑ ΣΥΝΤΗΞΗΣ ( εκτός του ϋΕΤ )
1.  ΣΧΕΤΙΚΟ ΚΟΝΔΥΛΙΟ ΤΟΥ ΠΡΟΫΠΟΛΟΓΙΣΜΟΥ : 7310
2.  ΤΙΤΛΟΣ ΤΟΥ ΚΟΝΔΥΛΙΟΥ ΤΟΥ ΠΡΟΫΠΟΛΟΓΙΣΜΟΥ : θερμοπυρηνική σύντηξη -
    Γενικό Πρόγραμμα
3.  ΝΟΜΙΚΗ ΒΑΣΗ : Άρθρο 7 της συνθήκης ΕΚΑΕ
                       Απόφαση του Συμβουλίου 85 / 201 / Ευρατόμ ( 1 )
                       και αναμενόμενος κανονισμός το 1987 .
4.  ΠΕΡΙΓΡΑΦΗ , ΣΤΟΧΟΙ , ΑΙΤΙΟΛΟΓΗΣΗ ΤΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ :
4.1 Περιγραφή
    Το πρόγραμμα προορίζεται να συνεχίσει την έρευνα και ανάπτυξη στον
    τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σύντηξης και καλύπτει το σύ¬
    νολο των δραστηριοτήτων των κρατών μελών στον εν λόγω τομέα . Η
    Σουηδία και η Ελβετία συνεργάζονται στο πρόγραμμα αυτό . Το πρό¬
    γραμμα αναφέρεται κυρίως στη μελέτη της μαγνητικής συγκράτησης
    του πλάσματος και την τεχνολογία της σύντηξης .
    ( 1 ) ΕΕ αριθ . |_ 83 της 25.3.1985 .
 ---pagebreak---                                          - 50 -
4.2   Στόχοι
      ( α) Οι βραχυπρόθεσμοι οτόχοι του προγράμματος είναι :
              - η έδρα ίωση, οε θέματα θεωρητικής φυοικής και τεχνολογίας , της
                 επιστημονικής βάσης η οποία είναι αναγκαία για το λεπτο-
                 μερή οχεόιασμό του ΝΕΤ ( Νβχί Ευτορβαη Τοτυε ), της μεγάλης
                 διάταξης       ποω    αποτελεί       το επόμενο βήμα μετά το ϋΕΤ .
              - η έναρξη του λεπτομερούς σχεδιασμού του ΝΕΤ πριν από τα τέλη
                 της χρονικής διάρκειας του παρόντος προγράμματος, εφόσον μέχρι
                 τότε υπάρχει η αναγκαία βάοη δεδομένων ,
              - η διερεΰνηση των δυνατοτήτων ορισμένων εναλλακτικών διατάξεων
                 ως αντιδραστήρων ( κυρίως 5ίθΙ ΙΘΓΘΪΟΓ και σύσφιξη ανεστραμμένου
                 πεδίου ),
              - η εκτέλεση ενός ελάχιστου προγράμματος στον τομέα της αδρανειακής συγκράτησης.
      ( β) 0 τελικός στόχος του προγράμματος αυτού είναι να καθοριστεί κατά πό¬
              σο είναι δυνατόν να παραχθεί ενέργεια σε ανταγωνιστικές τιμές
              από αντιδράσεις θερμοπυρηνικής σΰντηξης μεταξύ ελαφρών πυρήνων
              ατόμων, και σε καταφατική απάντηση να κατασκευαστούν από κοινού πρωτότυπα
              με σκοπό τη βιομηχανική παραγωγή τους και διάθεση στην αγορά .
4.3   Α ι τ ι ολόγηση
      Το πρόβλημα των διαθέσιμων μακροπρόθεσμα ενεργειακών πηγών σε
      διεθνή κλίμακα βρίσκεται μακριά από τη λύση του . Η θερμοπυρηνική
      σύντηξη είναι μια από τις πολύ λίγες πηγές που είναι ικανές να
    , επι λύσουν το πρόβλημα αυτό, ή τουλάχιστον , να συμβάλουν σημαντικά
      στη λύση του, και μάλιστα κατά τρόπο ιδιαίτερα ευνοϊκό για την Ευ¬
      ρώπη . 0 αντιδραστήρας σύντηξης με μαγνητική συγκράτηση του πλάσμα¬
      τος θα χρησιμοποιεί καύσιμο το οποίο είναι σχεδόν ανεξάντλητο και
      του οποίου η απόκτηση είναι γενικώς εφικτή , και προσφέρει μεγαλύ¬
      τερη εγγενή ασφάλεια όσον αφορά τις σχετικές επιπτώσεις στο πε¬
       ριβάλλον . Οι κυριότεροι λόγοι για τη διεξαγωγή έρευνας και ανά¬
       πτυξης στον εν λόγω τομέα σε κοινοτική βάση είναι οι ακόλουθοι .
       – η έκταση των απαιτούμενων ανθρώπινων και χρηματοδοτικών πόρων ,
           πράγμα που οδηγεί στη σκέψη ότι μία τέτοια ανάπτυξη δεν θα μπο¬
           ρούσε να πραγματοποιηθεί σε εθνική κλίμακα
 ---pagebreak---                                               51
               η μακροπρόθεσμη χρονική κλιμάκωση της προσπάθειας ( που επε-
               κτεϊνεται στον επόμενο αιώνα ) που χρειάζεται για να ιρθά-
               σέι κανείς στην κατασκευή του αντιδραστήρα σύντηξης *
          -    η ύπαρξη μιας συλλογικής ανάγκης , κοινής σε όλα τα κράτη
               μέλη "
          -    η πραγματοποίηση μιας ευρωπαϊκής αγοράς σε τομείς υψηλής
               τεχνολογίας για τις ευρωπαϊκές (3 1 ομηχαν I ες *
          -    το άνοιγμα , σε περίπτωση επιτυχίας , μιας ευρείας κοινοτι ¬
               κής αγοράς για τον ευρωπαϊκής κατασκευής αντιδραστήρα *
               η εξασφάλιση ενός πιθανού εταίρου συγκρίσιμου μεγέθους για
               τα τρία άλλα προγράμματα σύντηξης που διεξάγονται ανά τον κό¬
               σμο καλλιεργώντας κατ' αυτό τον τρόπο τη διεθνή συνεργασία
               στον τομέα της σύντηξης "
          -    η ποιότητα του ευρωπαϊκού προγράμματος σύντηξης, η πρωτοπορεία του οποίου
               ομολογεί ται παγκοσμίως και στο οποίο συμμετέχουν πλήρως ως συνδεδεμένα μέλη
               η Σουηδία και η Ελβετία .
            Η σύντηξη ανταποκρί νεται συνεπώς στα κριτήρια που ισχύουν στα κοινοτικά προγράμματα Ε&Α.
 5.        ΣΥΝΟΛΙΚΕΣ ΔΗΜΟΣΙΟΝΟΜΙΚΕΣ ΕΠΙΠΤΩΣΕΙΣ ΤΟΥ ΓΕΝΙΚΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ
            ΓΙΑ ΤΗΝ ΠΕΡΙΟΔΟ 1987 - 1991 .
 5.1        Επιπτώσεις σχετικά με τις δαπάνες
 5.1.1 Κόστος που επιβαρύνει :
            - Τον προϋπολογισμό των Κοινοτήτων                        615,0 EKOT
                                                                              εκατ . ECU
                                                                                     ΕΟ ( 1 )
            - Τις διοικητικές αρχές και άλλους τομείς
               σε εθνικό επίπεδο                                     1.117.0
                                                                     1.117,0 EKOT
                                                                              εκατ . ECU
                                                                                     ΕΟ
                                      Συνολικό κόστος                1732.0
                                                                     1732,0 EKOT
                                                                              εκατ . ECU
                                                                                     ΕΟ
5.1.2 Μερίδες και πολυετή χρονοδιαγράμματα
            Το 1976, το Συμβούλιο, ύστερα από πρόταση της Επιτροπής , θέ¬
            σπισε την αρχή του " ολ ι σθαί νοντος προγράμματος” μαζί με το
            πρόγραμμα για την περίοδο 1976-1980 .
     ( 1 ) Τα 616,0 εκατ . ΕΟυ περιλαμβάνουν 83 εκατ . ΕΟυ που έχουν αναλη-
             φθεί προ του 1987 στο πλαίσιο του προγράμματος 1985-89 για ερ¬
             γασίες προς εκτέλεση μετά το 1986 . Οι κοινοτικές προβλέψεις
             για το 1987-91 που δείχνονται στην πρόταση κανονισμού του Συμ¬
             βουλίου ανέρχονται συνεπώς σε 616 - 83 “ 533 εκατ . ΕΟυ .
 ---pagebreak---                                        - 52 -
Το Συμβούλιο καθορίζει οε κάθε απόφαση
προγράμματος το ποσό των πιοτώοεων αναλήψεως υποχρεώσεων που χο¬
ρηγούνται οτο πρόγραμμα αυτό καθώς επίσης και το ποσό των πιστώ¬
σεων αναληψεως υποχρεώσεων που εναπομένουν από το προηγούμενο
πρόγραμμα . Το τμήμα των πιστώσεων που ανοίγεται για κάθε πρό¬
γραμμα αντιστοιχεί στις πιστώσεις που χορηγούνται μείον τις πι ¬
στώσεις που εναπομένουν από το προηγούμενο πρόγραμμα . Το σύνολο
των πιστώσεων που ανοίγονται για μια δεδομένη περίοδο αποτελούν
τα συνολικά διαθέσιμα κεφάλαια της Επιτροπής για την εκτέλεση του
προγράμματος κατά τη διάρκεια της περιόδου αυτής . Λαμβανομένων
υπόψη των πιστώσεων που προτάθηκαν για το Γενικό Πρόγραμμα 1987 -
1991 , τα εν λόγοι κβράλα ι ο ανέρχονται σε 1 . 181,0 εκατ.ΕΟυ για την περίοδο 1976-1991
ο υπολογισμός τους έγινε ως εξής :
                                                                        Μερί δα
Πρόγραμμα 1976-80 :                                                 124,0 εκατ . ECU
Πρόγραμμα 1979-83 : 190.5 - 44.0
( πιστώσεις που εναπομένουν από το
πρόγραμμα 1976-80 ) :                                                 146,5  εκατ . ECU
Πρόγραμμα 1982-86 : 301,-0 - 67,0
( πιστώσεις που εναπομένουν από το
πρόγραμμα 1979-83 ) :                                                 234,0  εκατ . ECU
Πρόγραμμα 1985-89 : 360,0(1 ) - 45,5
( πιστώσεις που εναπομένουν από το
πρόγραμμα 1982-86 ) :                                                 314,5  εκατ . ECU
         Σύνολο τμημάτων πιστώσεων που
         ανοίχθηκαν για το 1976-89 :                                  819,0  εκατ . ECU
Προτεινόμενο πρόγραμμα 1987-91 : 532-, 0 - 171,0
( προβλεπόμενες πιστώσεις που εναπομένουν
από το πρόγραμμα 1985-89 ) :                                          361,0  εκατ . ECU
                                      Σύνολο :                    1 . 180,0  εκατ . ECU
Τα χρονοδ ι ά γραμματα που ακολουθούν συνδέουν την περίοδο 1976 -
1991 , καλύπτοντας τα προηγούμενα προγράμματα , το τρέχον πρόγραμμα
1985-89 και το προτεινόμενο πρόγραμμα 1987-91 :
( 1 ) Βλέπε ανακοίνωση της Επιτροπής στο Συμβούλιο για το πρόγραμμα
      σύντηξης , έγγρ . ΟΟΜ(85 ) 789 τελικό .
 ---pagebreak---                               Πίνακας : Γενικό πρόγραμμα, αναλήψεις υποχρεώσεων σε εκατ . ΕΟυ, χωρίς συνεισφορές
                                                                        τρίτων χωρών (Σουηδία και Ελβετία)
                                        1976-85        1986  .    1986         1987        1988      1989   .    1990      1991
                                                                                                                                   Σύνολο    Σύνολο
                                                                                       1
                                       Αποτελέ-                                     Πρόβλεπ.όμενα   αποτελέσματα                    1976-91    1987-91
                                        σματα
                                                   Απτοτελέ- Μεταφορές (1 -
                                                                                                                                                  (2)
                                                     σματα
 Προγράμματα 1976 / 86                   669.0          8.0        2.0            -          -        -
                                                                                                                  -
                                                                                                                             -
                                                                                                                                      659.0          _
Τρέχον πρόγραμμα       1985 / 89           90.8       96.1         6.1       100.3        60.7     10.0           •
                                                                                                                                      360.0      171.0
Προτεινόμενο
πρόγραμμα               1987 /91              -           -          -            -
                                                                                          56.0    100.0       113.0        92.0       361.0      361.0
      Σύνολο                             539.8       102 . 1       6.1       100.3       116.7    110.0       113.0        92.0      1180.0      532.0
                                Πληρωμές σε εκατ . ΕΟυ, χωρίς συνεισφορές τρίτων χωρών (Σουηδία και Ελβετία)
                                       1976-85        1986       1986    , .  1987   .    1988  .   1989  .     1990  •  1991 και Σύνολο      Σύνολο
                                     Αποτελέ-                                     Προβλεπόμενα αποτελέσματα             επόμενα 1976-91        1987-91
                                                  Αποτελέ-     Μεταφορές
                                      σματα
                                                   σματα           (1 )
                                                                                                                           έτη              και επόμενα
                                                                                                                                                έτη (2)
Προγράμματα 1976 / 86                   389.2        33.2         1.6        16.6        20.6         -           -          ··
                                                                                                                                      659.0        35.0
Τρέχον πρόγραμμα      1985 / 89           10 . 1     7 5.6        0.7        78.8        59.7      81.7        21.6        32.0       360.0      2 73.6
Προτεινόμενο
πρόγραμμα              1987 / 91            -           -          -            -
                                                                                         10.2      60.0       115.0       195.8       361.0      361.0
    Σύνολο                              399.3       108.8         2.3        93.2        90.5     121.7       136.6       227.8      1180.0      669.6
Σημειώοεις-φ            πιστώσεις που μεταφέρονται από το 1986 αποτελούν μέρος του προγράμματος 1985-89.
              (2) ναΤα χρησιμοποιηθούν
                          στοιχεία στη στήλη         αυτή δεν περιλαμβάνουν ποσά που μεταφέρθηκαν από το 1986 για
                                                 το 1987.                                                                       *
 ---pagebreak---                                            54 -
5.2 Μέθοδος υπολογισμού
    ( α ) Δαπάνες προσωπικού
    Το προτεινδμενο προσωπικό ανέρχεται σε :
          'Ετη                A             Β            Γ              Σύνολο
        1987-91             73             29            3               105
    0 υπολογισμός των δαπανών προσωπικού βασίζεται στις πραγματικές
    δαπάνες κατά το 1987 αυξημένες σε ποσοστό 4 % κατ' έτος για τα έτη
    1989~91 . Στις πιστώσεις για το προσωπικό που έχουν εγγράφει στον
    προϋπολογισμό               δεν έχει ληιρθεί υπόψη το γεγονός ότι το ϋΕΤ
    επιστρέφει στην Επιτροπή τις δαπάνες προσωπικού που είναι αποσπα¬
    σμένο στο ϋΕΤ από το Γενικό Πρόγραμμα .
                                                                             1
    Οι κοινοτικές δαπάνες σχετικά με το προσωπικό περιέχονται στα
    σημεία ( β ) και ( γ) κατωτέρω .
    ( β) Δαπάνες διοικητικής και τεχνικής λειτουργίας και διαχείρισης
            Οι δαπάνες αυτές καλύπτουν τα έξοδα μετακινήσεων, αποστολών ,
            και διοργάνωση      συνεδρ ιάσεων^ καθώς και της χρησιμοποίησης διοι­
            κητικής και τεχνικής βοήθειας . Συμπεριλαμβανομένων του κόστους
            χρηματοδότησης του προγράμματος αξιολόγησης , στο μέτρο που
                                                                   (1 )
            αφορά τις σχετικές με τη σύντηξη δραστηριότητες , και των εξόδων
            του προσωπικού της Επιτροπής που είναι τοποθετημένο στη διεύ¬
            θυνση σύντηξης στις Βρυξέλλες , οι δαπάνες αυτές εκτιμώνται
            σε 14_εκατΑ_Ε0υ που πρέπει να χρηματοδοτηθούν εξ ολοκλήρου από
            τον προϋπολογισμό της Κοινότητας . Το ποσό αυτό αντιπροσωπεύει
            το 1,4Χ των κοινοτικών πιστώσεων και το Ο,όΧ του συνολικού
            κόστους Ε&Α της Κοινότητας στον τομέα της σύντηξης, συμπεριλαμ¬
            βανομένου του ϋΕΤ .
        (1 ) Το κόστος της ομάδας εκτίμησης η οποία αναφέρεται στον τομέα
             VI της αιτιολογικής έκθεσης υπολογίζεται προς το παρόν σε
              ( μισό εκατ . ΕΟΙΙ ).
 ---pagebreak--- ( γ) Συμβατικές δαπάνες
       ί ) Συμβάσεις συνεργασίας . Για την περίοδο 1987-91 οι δαπάνες
           πραγματοποίησης του προγράμματος σύντηξης στα συνεργαζόμενα
           εργαστήρια με την Κοινότητα υπολογίζεται ότι ανέρχονται σε
           1.611 εκατ . ΕΟυ , συμπερι λαμβανόμενης της υποστήριξης αυτών
           των εργαστηρίων στο ϋΕΤ και το ΝΕΤ , της δραστηριδτητάς τους
           στον τομέα της τεχνολογίας σύντηξης / καθώς και των δαπανών
           του προσωπικού της Επιτροπής που είναι αποσπασμένο στα συ-
           νεργαζδμενα εργαστήρια . Η Κοινότητα θα συμμετάσχει στη
           χρηματοδότηση αυτής της δαπάνης με τα ακόλουθα ποσοστά :
           - γενική υποστήριξη των τρεχόντων εξόδων και των βασικών
              εργασιών στον τομέα της τεχνολογίας : περίπου 25%'
           - προτιμησιακή υποστήριξη των ενεργειών προτεραιότητας στον
              τομέα της φυσικής και της τεχνολογίας καθώς επίσης και
              των εργασιών για το ϋΕΤ και το ΝΕΤ : περίπου 45% "
           - διοικητική και τεχνική λειτουργία της ομάδας ΝΕΤ : περί ¬
              που 75% .
           Η κοινοτική συμμετοχή στη χρηματοδότηση των δαπανών των
           εκθέσεων των συνεργπζόμενων εργαστηρίων εκτιμάται οε 429= εκατ .
           ECU ( 1 ).
     ΐΐ ) Βιομηχανικές συμβάσεις . Ένας αυξημένος αριθμός συμβάσεων
           βιομηχανικής ανάπτυξης προβλέπεται στο πλαίσιο του ΝΕΤ και
           της τεχνολογίας σύντηξης^ καθώς και της ανάπτυξης προηγμένων
           μεθόδων θέρμανσης πλάσματος . Κατά τα έτη 1990 και 1991
           όταν το πρόγραμμα ΝΕΤ θα προχωρήσει στο λεπτομερή τεχνικό
           σχεδιασμό θα πρέπει να παραγγελθούν στη βιομηχανία τα πρω¬
           τότυπα των επ ιμέρους στοιχείων της διάταξης ΝΕΤ. Η Επιτροπή θα χρη¬
           ματοδοτήσει τις συμβάσεις αυτές εξ ολοκλήρου και για το
           σκοπό αυτό προβλέπονται περίπου _74_εκατώ_ Εθυ .
    ίίί ) Οι δαπάνες σχετικά με την κινητικότητα του προσωπ ι κού; εκτός
           από εκείνο της Επ ι τροπής, υπολογίζοντα ι σε 6ώ Ο_εκατίβ Ε0υ και
( 1 ) Στα 429 εκατ . ΕΟυ θα πρέπει να προστεθούν 83 εκατ . ΕΟυ τα οποία
      έχουν αναληφθεί πριν από το 1987 για την περίοδο 1987 - 1989 .
 ---pagebreak---                                   56 -
            θα χρηματοδοτηθούν οε ποσοοτδ 100Χ από τον προϋπολογισμό
            της Κοινότητας . Μία πρόβλεψη ύψους 8Λ0_εκατ._Ε0υ απαιτεί ¬
            ται για τη χρηματοδότηση του προσωπικού της Επιτροπής που
            είναι αποσπασμένο στις ενώσεις σε
            ποσοστό περίπου 42% .
       ινλ'Εχει γίνει μία πρόβλεψη 2βεκατίβ Ε0υ για θέσεις υποτρόφων .
5.3 Εναπομένουσες πιστώσεις που δεν χρησιμοποιήθηκαν από το πρόγραμμα
    1985-89
    - Πρόγραμμα παροχών για την περίοδο 1985-89        360.0 EKO T . ECU
    - Μείον : αναλήψεις υποχρεώσεων κατά τα έτη
      1985 και 1986, πιστώσεις μεταφερόμενες από
      το 1986 :                                        189.0 EKOT . ECU
    - Διαθέσιμες αχρησιμοποίητες πιστώσεις
      για την περίοδο 1987-89 :                        171.0 EKOT . ECU
                                                      :с==сззкваоашш *
5.4 Επιπτώσεις σε σχέση με το εισόδημα
    - Κοινοτικοί φόροι επί των μισθών του προσωπικού της Επιτροπής
    - Συνεισφορά του προσωπικού αυτού στο καθεστώς συντάξεων .
6.  ΧΡΗΜΑΤΟΔΟΤΗΣΗ ΤΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ
    - Πιστώσεις εγγεγραμμένες στους προϋπολογισμούς των Ευρωπαϊκών
      Κοινοτήτων για τα έτη από 1976 έως 1987 .
    - Πιστώσεις που πρόκειται να εγγραφούν στους μελλοντικούς προϋπο¬
      λογισμούς ( 1988 έως 1991 και αργότερα ).
 ---pagebreak---                                57 -
7. ΕΙΔΟΣ ΕΛΕΓΧΟΥ ΠΟΥ ΠΡΕΠΕΙ ΝΑ ΕΦΑΡΜΟΣΤΕΙ
   Επιστημονικός έλεγχος :   - Διευθύνουσες Επιτροπές που έχουν συσταθεί
                                με τις συμβάσεις συνεργασίας που έχουν
                               συναφθεί με τα εθνικά εργαστήρια .
                             - Συμβουλευτική Επιτροπή του Προγράμμα¬
                                τος Σύντηξης που έχει ιδρυθεί με την
                               απόφαση του Συμβουλίου της 16.12.1980 .
   Διοικητικός και δήμο-
   σιονομικός έλεγχος    :   - Διευθύνουσες Επιτροπές .
                             - Γ.Δ . Δημοσιονομικού Ελέγχου σε σχέση
                               με την εκτέλεση του προϋπολογισμού και
                                την ακρίβεια και το σύμφωνο των δαπανών
                                και Τμήμα συμβάσεων βοηθούμενο από
                                εταιρίες λογιστικής επαλήθευσης εξουσιο¬
                                δοτούμενες από την Επιτροπή ( ΓΔ XII ).
 ---pagebreak---                                     - 58 -
                               II )  IXEûIO    JET
1.  ΣΧΕΤΙΚΟ ΚΟΝΔΥΛΙΟ ΤΟΥ ΠΡΟΫΠΟΛΟΓΙΣΜΟΥ : 7311 .
2.  ΤΙΤΛΟΣ ΤΟΥ ΚΟΝΔΥΛΙΟΥ ΤΟΥ ΠΡΟΫΠΟΛΟΓΙΣΜΟΥ : Συμμετοχή οτην κοινή επι -
    χείριαη ϋΕΤ .
3.  ΝΟΜΙΚΗ ΒΑΣΗ : Άρθρα 45 έως 51 της συνθήκης ΕΚΑΕ και
                    άρθρο 9 του καταστατικού του ϋΕΤ ,
                    αποφάσεις του Συμβουλίου 78/ 470/ Ευρατόμ της 30.5.1978
                    ( ΕΕ Ι_ 151 της 7ης Ιουνίου 1978 , σελ . 8 ) 30/ 318 Ευρατόμ
                    της 13.3.1980, 81 / 380/ Ευρατόμ της 19.5.1981 ,
                    82/ 350/ Ευρατόμ, 85 / 201 / Ευρατόμ και κανονισμός του
                    Συμβουλίου που αναμένεται το 1937 .
4.  ΠΕΡΙΓΡΑΦΗ , ΣΤΟΧΟΙ ΚΑΙ ΑΙΤΙΟΛΟΓΗΣΗ ΤΟΥ ΣΧΕΔΙΟΥ :
4.1 Περιγραφή
    Κατασκευή , λειτουργία και εκμετάλλευση , ως μέρος του κοινοτικού
    προγράμματος σύντηξης και προς όφελος των συμμετεχόντων στο πρό¬
    γραμμα αυτό, μιας μεγάλης εγκατάοΓασης όακτυλίου πλάοιιατος τύπου ΤοΚαιηαΚ και των
    βοηθητικών εγκαταστάσεων της ( ϋοϊπΐ: Ευτορβαη Τοτυε - ϋΕΤ ) για την
    επέκταση της κλίμακας των παραμέτρων που εφαρμόζονται στα πειρά¬
    ματα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σύντηξης έως τις συνθήκες
    που πλησιάζουν εκείνες που απαιτούνται σε ένα θερμοπυρηνικό αντιδραστήρα .
 ---pagebreak---                                           59 -
4.2 Στόχοι
    Δημιουργία         και μελέτη ενός πλάσματος υπό συνθήκες και διαστάσεις
    που πλησιάζουν εκείνες που απαιτούνται σε  ένα θερμοπυρηνικό αντιδραστήρα .
    0 στόχος αυτός συνεπάγεται τέσσερα κύρια πεδία εργασίας :
    (ι)       την κλιμάκωση της συμπεριφοράς του πλάσματος καθώς οι παράμε¬
              τροι πλησιάζουν τη      φάση του αντιδραστήρα "
    ( ι <)    την αλληλεπίδραση πλάσματος-το ι χώματος υπό τις συνθήκες αυτές "
    ( ι ι ι > τη μελέτη της θέρμανσης του πλάσματος "
    ( ιν )    τη μελέτη της παραγωγής και συγκράτησης σωματιδίων άλφα και
              της προκύπτουσας θέρμανσης του πλάσματος .
4.3 Αιτιολόγηση
    Η εκτέλεση του        σχεδίου      ϋΕΤ αποτελεί μία ουσιαστική φάση της
    ανάπτυξης του προγράμματος σύντηξης της Κοινότητας . Όσον αφορά
    τον τελικό σκοπό του προγράμματος αυτού και την αιτιολόγησή του ,
    πρέπει να γίνεται αναφορά στο τμήμα I , σημείο 4.3 του δημοσιονο¬
    μικού δελτίου .
5.  ΣΥΝΟΛΙΚΕΣ ΔΗΜΟΣΙΟΝΟΜΙΚΕΣ ΕΠΙΠΤΩΣΕΙΣ ΤΟΥ           ΣΧΕΔΙΟΥ   ϋΕΤ ΚΑΤΑ ΤΗ
    ΔΙΑΡΚΕΙΑ ΤΟΥ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑΤΟΣ 1987 ΕΩΣ 1991
5.1 Επιπτώσεις για το πρόγραμμα-πλαί σι ο 1987-1991
    Για τη χρονική διάρκεια του προγράμματος 1987-91 , απαιτούνται τα
    εξής κεφάλαια για το ϋΕΤ :
             Πρόγραμμα παροχών 1987-91                         578,2 εκατ . Ε(Ό
             Εναπομένοντα διαθέσιμα κεφάλαια από το
             πρόγραμμα σύντηξης 1985-89                        209,2 εκατ . ΕΟϋ
             Νέοι απαιτούμενοι χρηματικοί πόροι για
             την περίοδο 1987-91                               169,0 εκατ . ΕΟυ
    Στα ως άνω ποσά δεν περιλαμβάνεται η συμμετοχή της Σουηδίας και
    της Ελβετίας .
 ---pagebreak---                               - 60 -
5.2   Μέθοδος υπολογισμού
Κατά τη συνεδρίαση του το Μάρτιο 1987, το Συμβούλιο του ϋΕΤ ενέ-
κρινε ένα πρόγραμμα ανάπτυξης και προϋπολογισμού       του σχεδίου,
τα οποία καλύπτουν την προτεινόμενη υπόλοιπη διάρκεια του σχεδίου
μέχρι το 1992 . Η συναφής χρηματοδότηση του ϋΕΤ για την περίοδο
1987 έως 1991 εκτιμάται ως εξής :
            Αναλήψεις υποχρεώσεων                490,6 εκατ . ΕΟΙ)
            Πληρωμές                             542,5 εκατ . ΕΟΙΙ
            Συνεισφορές μελών                    531,3 εκατ . ΕΟΙ)
Οι προβλέψεις αυτές λαμβάνουν υπόψη ένα συνεχιζόμενο ποσοστό πλη¬
θωρισμού ύψους 4% κατ' έτος σε σχέση προς τους μέσους δείκτες πλη¬
θωρισμού για το ϋΕΤ κατά το 1986 . Ποσοστό 80% από τις εκτιμώμενες
συνεισφορές των μελών ( 425,0 εκατ . Ε01Ι ) πρέπει να καλυφθεί μέσω
της Κοινότητας . Δεδομένου ότι προ του 1987 έχει αναληφθεί ποσό
19,2 εκατ . ΕΟΙ) για την περίοδο 1987-91 , οι προβλεπόμενες αναλή¬
ψεις υποχρεώσεων για την εν λόγω περίοδο ανέρχονται σε 405,8 εκατ .
ECU .
Αυτό το ποσό των 405,8 εκατ . ΕΟυ θα καλυφθεί κατά τον ακόλουθο
τρόπο : 27,6 εκατ . Ε01Ι που αντιστοιχούν στην αναμενόμενη συμμετο¬
χή της Σουηδίας και της Ελβετίας στο ϋΕΤ καταβάλλονται μέσω του
προϋπολογισμού της Κοινότητας , οπότε απομένουν 378,2 εκατ . ΕΟΙϋ
προς χρηματοδότηση απ'ευθείας από την Κοινότητα υπό μορφή χορήγη-
σής της προς το πρόγραμμα 1987-91 . Η μέθοδος υπολογισμού για τη
συμμετοχή της Σουηδίας και της Ελβετίας περιγράφεται στο τμήμα
III του παρόντος δημοσιονομικού δελτίου .
 ---pagebreak---                                       - 61
    Ο υπολογισμός παρατίθεται στο συνοδευτικό πίνακα και συνοψίζεται
    κατωτέρω :
    Πρόγραμμα παροχών 1987-91                             378,2
                                                          378.2 εκατ
                                                                 EKOT . ΕΟΙ)
                                                                        ECU
    Συμμετοχή της Σουηδίας και της Ελβετίας                      εκατ . ΕΟΙΙ
                                                            27,6 EKOT   ECU
    Πιστώσεις αναληφθείσες προ του 1987 για την
                 περίοδο 1987-91                                 εκατ . ECU
                                                            19,2 EKQT   ΕΟΙ)
    Ποοοστό 80% της συνεισφοράς των μελών του
               ϋΕΤ για την περίοδο 1987-91                       εκατ . ECU
                                                          425,0 EKOT    ΕΟΙ)
    Συνεισφορές από το φιλοξενούντο οργανισμό ( 10% ) 106.3
                                                          106,3 EKOT
                                                                 εκατ . ECU
                                                                        ΕΟΙ)
               και από μέλη του ϋΕΤ που έχουν συνάψει
               συμβάσεις συνεργασίας με την Ευρατόμ ( 10% )
    Συνεισφορές των μελών στο ϋΕΤ για την
    περίοδο 1987-91                                       531,3 εκατ . ΕΟΙ)
5.3 Επιπτώσεις σχετικά με τα εισοδήματα
    Κοινοτικοί φόροι επί των μισθών των προσωρινών υπαλλήλων .
6.  ΧΡΗΜΑΤΟΔΟΤΗΣΗ ΤΟΥ      ΣΧΕΔΙΟΥ     ΑΠΟ :
    Πιστώσεις εγγεγραμμένες στους προϋπολογισμούς των Ευρωπαϊκών Κοινο¬
    τήτων για την περίοδο από το 1976 έως το 1987 .
    Πιστώσεις που πρόκειται να εγγραφούν στους μελλοντικούς προϋπολο¬
    γισμούς ( 1983 έως 1991 ).
7.  ΕΙΔΟΣ ΕΛΕΓΧΟΥ ΠΟΥ ΠΡΕΠΕΙ ΝΑ ΕΦΑΡΜΟΣΤΕΙ
     ( Α ) Επιστημονικός έλεγχος : Συμβούλιο του ϋΕΤ
                                    Συμβουλευτική Επιτροπή του Προγράμματος
                                    Σύντηξης
     ( Β ) Διοικητικός και δημο¬
           σιονομικός έλεγχος :     Συμβούλιο ϋΕΤ
                                    Ελεγκτικό συνέδριο .
 ---pagebreak---                                  - 62 -
Σημειώσεις του πίνακα
( 1 ) Όλα τα αριθμητικά μεγέθη σ'αυτό το άνω τμήμα του πίνακα αντι­
       στοιχούν στο σχέδιο ανάπτυξης του σχεδίου και στους προϋπο¬
       λογισμούς που εγκρίθηκαν από το Συμβούλιο του ϋΕΤ το Μάρτιο
       1987 .
( 2)   Οι συνεισφορές των μελώνγιατην περίοδο 1987-91 υπολογίστηκαν
       από το προβλεπόμενο ύψος πληρωμών αφαιρώντας τις εκτιμώμενες
       εισφορές από διάφορες πηγές , προ παντός τραπεζικούς τόκους .
(3)    Οι χορηγήσεις του προγράμματος σύντηξης 1985-89 προς το ϋΕΤ ,
       περιλαμβανομένης της συμμετοχής της Σουηδίας και της Ελβε¬
       τίας , ανήλθαν συνολικώς σε 330,0 εκατ . ΕΟυ . Η οικονομική
       συμμετοχή της Σουηδίας και της Ελβετίας υπολογίσθηκε σε 23,9
       εκατ . Ε(Ό, οπότε απομένουν 306,1 εκατ . ΕΟυ ως απ' ευθείας
       συμμετοχή της Κοινότητας .
( 4)   Οι πιστώσεις που μεταφέρθηκαν από το 1986 αφορούν το πρόγραμ¬
       μα 1985-89 . Αυτές οι πιστώσεις πληρωμών που μεταφέρθηκαν από
      το ϋΕΤ ήδη έχουν καλυφθεί από συνεισφορές των μελών κατά το
       1986 .
(5)    Μέχρι τέλους 1986, οι συνεισφορές των μελών στο ϋΕΤ συμποσού-
       νται σε 633,8 εκατ . ΕΟυ, από τα οποία ποσοστό 80% , ήτοι
       507,1 εκατ . ΕΟΙΙ , χρηματοδοτήθηκε μέσω της Κοινότητας . Δεδο¬
       μένου ότι μέχρι τότε είχαν αναληφθεί 526,3 εκατ . ΕΟΙ), το
        ήδη αναληφθέν ποσό σε σχέση με την περίοδο μετά το 1986
        ανερχόταν σε 19,2 εκατ . Εθυ .
 ( 6)   Από τις συνολικές συνεισφορές των μελών ύψους 531,3 εκατ .
        ΕΟυ για την περίοδο 1987-91 , ποσοστό 80%, ήτοι τα 425,0 εκατ .
        ΕΟυ πρέπει να χρηματοδοτηθούν μέσω της Κοινότητας . Δεδομένου
        ότι προ του 1987 έχει αναληφθεί ποσό 19,2 εκατ . ΕΟυ για την
        ως άνω περίοδο, οι προβλεπόμενες αναλήψεις υποχρεώσεων για
        την εν λόγω περίοδο ανέρχονται σε 405,8 εκατ . ΕΟΙ).
 ( 7) Τα στοιχεία οτη στήλη αυτή δεν περιλαμβάνουν ποσά τα οποία
        μεταφέρθηκαν από το 1986 για να χρησιμοποιηθούν το 1987 .
 ---pagebreak---       Πίνακας : Χρηματοοικονομική εικόνα της Κοινής Επιχείρησης ϋ ΕΤ και της κοινοτικής συμμετοχής στο ϋΕΤ
Σε εκατ . ECU με την παραδοχή συνεχι ¬              1976-85      1986          1986(4 )   1987  1988    1989    1990  1991  Σύνολο       Σύνολο
ζόμενου ποσοστού πληθωρισμού 4%                     Αποτελέ-                                    Προβλεπδμενες δαπάνες       1976-91     1987-91
κατ ' έτος
                                                      σματα    Αποτελέ-      Μ ;εταψορές                                                    ( 7)
                                                                σματα
ΧΡΗΜΑΤΟΟΙΚΟΝΟΜΙΚΕΣ ΠΤΥΧΕΣ ΤΟΥ JET ( 1 )
    Αναλήψεις υποχρεώσεων                          600,5        100,2               30,4   88,7 125,1   106,8    89,9  80,1  1221,7        490,6
    Πληρωμές                                        562,3        95,3               12,3  104,4 108,5   118,1   115,4  96,1  1192,4        542,5
    Συνεισφορές μελών ( 2 )                         548,5 ^      85,3 · 5 )          -
                                                                                           99,8 106,4   116,6   113,9  94,6  1165,1        531,3 ( 6 )
ΚΟΙΝΟΤΙΚΗ ΣΥΜΜΕΤΟΧΗ
    Αναλήψεις υποχρεώσεων (χωρίς Ελβετία + Σουηδ'κ ι)
    . Προγράμματα 1976-1986                         393,3                                                                     393,3
    . Πρόγραμμα       1985-1989                       23,9       73,0                  -
                                                                                           75,1   78,7    55,4     -     -
                                                                                                                              306,1   ' · 209,2
    . Πρόγραμμα       1987-1991                         -          -                   -     -     -
                                                                                                          12,9   85,3  70,8   169,0        169,0
    Σύνολο ( χωρίς Ελβετία + Σουηδία )             617,2         73,0                  -
                                                                                           75,1   78,7    68,3   85,3  70,8   868,4        378,2
    Σουηδία και Ελβετία                               31,1        5,0                  -
                                                                                            5,4    5,7      5,8   5,8   4,9    63,7          27,6
    Σύνολο ( με Ελβετία + Σουηδία )                668,3 ( 5 )   78,0 ( 5 )            -
                                                                                           80,5   84,4    74,1   91,1  75,7   932 ,1       405,8 ( 6 )
    Πληρωμές ( χωρίς Ελβετία + Σουηδία )
    . Προγράμματα 1976-1986                        393,3           .                   .     _
                                                                                                                   _     _
                                                                                                                              393,3             -
    . Πρόγραμμα       1985-1989                       14,3       63,2                2,8 - 75,1   78,7    72,0     -     -
                                                                                                                              306 , 1      225,8
    . Πρόγραμμα       1987-1991                         -          -
                                                                                 /           -       -
                                                                                                          12,9   85,3  70,8   169,0        169,0
    Σύνολο ( χωρίς Ελβετία + Σουηδία )             407,6         63,2       /        2,8   75,1   78,7    84,9   85,3  70,8   868,4        394,8
    Σουηδία και Ελβετία                               31,1        5,0                  -
                                                                                            5,4    5,7      5,8   5,8   4,9    63,7          27,6
    Σύνολο ( με Ελβετία + Σουηδία )                4 38,7        68,2                2,8   80,5   84,4    90,7   91,1  75,7   932,1        422,4
 ---pagebreak---                                        - 64 -
               III . ΣΥΜΒΟΛΗ ΤΩΝ ΣΥΝΔΕΔΕΜΕΝΩΝ   ΜΕ ΤΟ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑ
                             ΣΥΝΤΗΞΗΣ ΤΡΙΤΟΝ ΧΟΡΟΝ
1.  ΓΕΝΙΚΟ ΠΡΟΓΡΑΜΜΑ
1.1 Περίοδος 1976-1986
    Οι ληφθείσες συνεισφορές υπολογίζονται σε :             42 EKOT . ECU
    μείον : Η κοινοτική δαπάνη για την εκτέλεση των
    συμφωνιών συνεργασίας , υπολογίζεται σε :               25 EKOT . ECU
    Διαθέσιμο θετικό υπόλοιπο για το Γενικό Πρό¬
    γραμμα , που υπολογίζεται σε :                          17 EKOT . ECU
    Το ποσό των 17 εκατ . Ε ^ χρησιμοποιήθηκε για να διατηρηθεί σε επί ¬
    πεδο 25 7. η γενική υποστήριξη στις κοινοτικές ενώσεις των συνεργα-
    ζομένων εργαστηρίων .
1.2 Περίοδος 1987-1991
    Η οικονομική συμμετοχή της Σουηδίας και της Ελβετίας στο Γενικό
    Πρόγραμμα θα υπολογισθεί , όπως προηγουμένως , βάσει των πληρωμών
    της Κοινότητας προς το Γενικό Πρόγραμμα και αναλόγως του ΑΕΠ
    ( ακαθάριστο εγχώριο προϊόν )      σε σχέση με το ΑΕΠ της Κοινότητας .
    Επειδή οι συμβάσεις συνεργασίας με τη Σουηδία και την Ελβετία που
    ευρί σκόντα ι επί του παρόντος στο στάδιο της διαπραγμάτευσης θα
    λήξουν στις 31.12.1986, δεν είναι δυνατόν να εκτιμηθούν οι δαπά¬
    νες στις δύο αυτές χώρες μέχρι τα τέλη του 1991 . Προβλέπεται ότι
    και οι δυο χώρες θα έχουν δυναμική συμμετοχή στο επεκτεινόμενο
    πρόγραμμα τεχνολογίας της σύντηξης . Ως εκ τούτου, αναμένεται η
    μείωση ή ακόμη και η εξάλειψη του θετικού υπολοίπου . Αν υπάρξει
    τυχόν θετικό υπόλοιπο, η Επιτροπή προτείνει να χρησιμοποιηθεί
    για την κάλυψη δαπανών στις ενώσεις των συνεργαζόμενων κοινοτικών
    εργαστηρίων .
    Με την ένταξη της Ισπανίας στην Ευρωπαϊκή Κοινότητα την 1.1.1986,
    έπαυσαν από την ίδια ημερομηνία οι συνεισφορές της στο πρόγραμμα
    σύντηξης ως συνδεδεμένης τρίτης χώρας .
 ---pagebreak---                                    - 65 -
2.      JET
2.1     Περίοδος 1976-86
Η συμμετοχή της Σουηδίας και της Ελβετίας στο ϋΕΤ για την περίοδο
αυτή υπολογίζεται αε 36,1 εκατ . ΕΟΙ).
2.2     Περίοδος 1987-91
Με την παραδοχή ότ ι :
- οι πιστώσεις πληρωμών που δείχνονται στο πολυετές χρονοδιάγραμ¬
   μα ( βλέπε παρ . I , 5.1.2 ) για την περίοδο 1987-91 θα εγγράφουν
   στους προϋπολογισμούς των αντίστοιχων ετών "
- το συνδυασμένο ακαθάριστο εγχώριο προϊόν της Σουηδίας και της
   Ελβετίας θα είναι ίσο κατά μέσο όρο με το 7% του αντίστοιχου
   της Κοινότητας *
- η Σουηδία και η Ελβετία θα συνεχίσουν να συμμετέχουν πλήρως στο
   πρόγραμμα σύντηξης ως συνδεδεμένα μέλη κατά την περίοδο 1987-91 ,
οι συνεισφορές της Σουηδίας και της Ελβετίας μπορούν να εκτιμηθούν
oe 27,6 EKOT . ECU .
 ---pagebreak---                                 - 66 -
           ΓΝΩΜΗ ΤΗΣ ΕΠΙΣΤΗΜΟΝΙΚΗΣ ΚΑΙ ΤΕΧΝΙΚΗΣ ΕΠΙΤΡΟΠΗΣ
       ΠΡΟΓΡΑΜΜΑ ΕΡΕΥΝΑΣ ΚΑΙ ΕΚΠΑΙΔΕΥΣΗΣ 1987-1991 ΣΤΟΝ ΤΟΜΕΑ
               ΤΗΣ ΕΛΕΓΧΟΜΕΝΗΣ ΘΕΡΜΟΠΥΡΗΝΙΚΗΣ ΣΥΝΤΗΞΗΣ
Κατά τη συνεδρίαση της της 12ης Μα ίου 1986, η Επιστημονική και Τεχνική
Επιτροπή εξέτασε το σχέδιο προσανατολισμών του προγράμματος πλαισίου των
κοινοτικών δραστηριοτήτων έρευνας και τεχνολογικής ανάπτυξης ( 1987-1991 ).
Ειδικότερα , η επιτροπή εξέτασε τις προτάσεις σχετικά με την ελεγχόμενη
θερμοπυρηνική σύντηξη και , στο ζήτημα αυτό, ανέλαβε να διαμορφώσει
μέσω μιας μικρής ομάδας εργασίας         γνώμη γενικού χαρακτήρα, εν
αναμονή της διεξοδικότερης συζήτησης που προβλεπόταν να δ ι εξαχθεί
στις 4 Ιουλίου 1986, με την ευκαιρία της εξέτασης από την Επιστημονική
και Τεχνική Επιτροπή :
- του σχεδίου πρότασης για        πενταετές ερευνητικό πρόγραμμα ( 1987-
   1991 ) στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σΰντηξης ( έγγραφο
   ΧΙΙ-475 ),
- και του σχεδίου πρότασης για         τροποποίηση του καταστατικού
   της Κοινής        Επιχείρησης        ϋΕΤ, με σκοπό την παράταση αυτής
   της επιχειρήσης μέχρι τις 31 Δεκεμβρίου 1992 ( εγγρ . ΧΙΙ / 498 ).
Κατωτέρω        δίνονται οι γνώμες τις οποίες διατύπωσε στις 4 Ιουλίου
η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή αναφορικά με αυτά τα δύο σχέδια .
Η ελεγχόμενη θερμοπυρηνική σύντηξη μπορεί να αποτελέσει μακροπρόθεσμα
μια πολύτιμη πηγή για τον ενεργειακό εφοδιασμό της Κοινότητας . Εντούτοις ,
και παρά τις σημαντικές προόδους που ήδη πραγματοποιήθηκαν , χρειάζεται
ακόμη τουλάχιστον μια τριακονταετία για να φτάσουμε στο στάδιο του
αντιδραστήρα επίδειξης . Μια δαπανηρή προσπάθεια τόσο μακράς διάρκειας
δεν γίνεται αποδεκτή, παρά στο μέτρο όπου οι έρευνες με αντικείμενο τη
σύντηξη που διεξάγονται στην Κοινότητα, παραμένουν πλήρως ενσωματωμένες
σε ένα σωστά οργανωμένο πρόγραμμα . Εκτελώντας ένα τέτοιο πρόγραμμα,
με πνεύμα αυστηρής οικονομίας και χωρίς άσκοπες επαναλήψεις , μπορεί να
ελπίζεται η προώθηση της σύντηξης στο προβιομηχανικό στάδιο, με μια
οικονομική επιβάρυνση που, παρά την πολύ μακρότερη διάρκεια των ερευνών,
δεν θα ξεπερνά τους οικονομικούς πόρους που διατέθηκαν στην περίπτωση
της σχάσης .
Τα ζητήματα θεωρητικής φυσικής - περιλαμβανομένης και της συνδεδεμένης
με αυτά τεχνολογίας - εξακολουθούν να καταλαμβάνουν την πρώτη θέση στις
έρευνες με αντικείμενο τη σύντηξη . Στον τομέα αυτό, το ϋΕΤ αποτελεί
την εγκατάσταση με τις υψηλότερες επιδόσεις , της οποίας η επιτυχία
ουνέβαλε σημαντικά στο να καταστεί η Κοινότητα (*) ο αδιαφιλονίκητος
πρωτοπόρος σε παγκόσμιο επίπεδο . Η κατασκευή της μηχανής πραγματοποιήθηκε
εγκαίρως και σύμφωνα με το προύπολογισθέν κόστος, και η πρώτη φάση της
εκμετάλλευσης , αποκλειστικά με ωμική θέρμανση , έδωσε αποτελέσματα καλύτερα
από τα προβλεπόμενα .
 (*) Η Σουηδία και η Ελβετία προσχώρησαν στο κοινοτικό πρόγραμμα αντίστοιχα
      τα έτη 1976 και 1978 .
 ---pagebreak---                                 - 67
Στην επόμενη όμως φάοη που άρχισε το 1985 , η εφαρμογή συστημάτων
πρόσθετης θέρμανσης επέτρεψε βεβαίως την αύξηση της θερμοκρασίας του
πλάσματος , χωρίς όμως να καταστεί δυνατό να αποφευχθεί ο υποβιβασμός
του χρόνου συγκράτησης που ήδη έχει παρατηρηθεί με άλλες μηχανές .
Για να διορθωθεί αυτό και για να δοθούν στο πλάσμα χαρακτηριστικά
που δικαιολογούν τη λειτουργία με τρίτιο, έχουν προταθεί ορισμένες
διατάξεις συμπληρωματικού          τεχνικού εξοπλισμού, καθώς και η μετάθεση
της λήξης του χρόνου εκμετάλλευσης του ϋΕΤ από τις 31 Μαϊου 1990
 στις    31 Δεκεμβρίου 1992, ενώ αντίστοιχα οι ετήσιες δαπάνες θα
παραμείνουν σταθερές στο επίπεδο του 1986 . Η Επιστημονική και Τεχνική
Επιτροπή εμμένει στον επείγοντα χαρακτήρα της απόφασης για την
παράταση      της    Κοινής     Επιχείρησης ,        από την οποία ήδη
από τώρα εξαρτάται η ομαλή ροή του προγράμματος του ϋΕΤ .
Η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή τάσσεται υπέρ των προτάσεων
που καταρτίστηκαν για το ϋΕΤ, τόσο ως προς την παράταση
της Κοινής Επιχείρησης ,         όσο και ως προς τα ποσά που πρέπει να
της διατεθούν από τον προϋπολογισμό . Η αποτελεσματ ι κότητα των διαφόρων
προτει νομένων διατάξεων του συμπληρωματικού τεχνικού εξοπλισμού
δεν είναι βεβαίως απόλυτα εξασφαλισμένη . Εντούτοις , η Επιστημονική
και Τεχνική Επιτροπή θεωρεί ότι τυχόν καθυστέρηση στην εφαρμογή
τους ενέχει τον κίνδυνο να αποβεί πολύ επιζήμια για το σύνολο του
προγράμματος και θα οδηγούσε σε σοβαρή αύξηση δαπανών , λαμβανομένου
υπόψη του υψηλού κόστους βασικής λειτουργίας του ϋΕΤ .
Η δωδεκαετής διάρκεια που αρχικώς καθορίστηκε για την επιχείρηση
ϋΕΤ, οδηγούσε σε ένα χρονοδιάγραμμα με πολύ στενές προθεσμίες . Η προ-
τεινόμενη παράταση κατά 2 έτη και 7 μήνες επιβάλλει ξανά μια σοβαρή
στενότητα προθεσμιών . Η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή εκτιμά , όμως ,
ότι θα πρέπει να υπογραμμιστεί ο παραδειγματικός χαρακτήρας ενός
αυστηρού περιορισμού σε χρονική κλίμακα της Κοινής
Επιχείρησης , σε σύκριση με όλες τις άλλες μεγάλες διεθνείς εγκαταστάσεις
βασικής ή εφαρμοσμένης έρευνας .
Τα προγράμματα στον τομέα της θεωρητικής φυσικής που διεξάγονται
στις ενώσεις των συνεργαζόμενων εργαστηρίων είναι απαραίτητα ως υπο¬
στήριξη προς το ϋΕΤ για ορισμένες μελέτες που δεν μπορούν να πραγμα¬
τοποιηθούν στο ϋΕΤ και για τη διερεύνηση μορφών          διαφορετικών από
 τιςΤΟΚΑΜΑΚ .     Πολλές διατάξεις μεσαίου μεγέθους βρίσκονται στο στάδιο
της αποπεράτωσης . Ορισμένες έχουν χαρακτηριστικά μοναδικά σε
παγκόσμιο επίπεδο . Η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή θεωρεί ότι η
προτει νόμενη χρηματοδότηση για αυτή την κατηγορία είναι πολύ λογική
και προσαρμοσμένη στα προγράμματα για τα οποία ήδη έχει αναληφθεί
σχετική δέσμευση . Αξίζει να σημειωθεί ότι σ'αυτόν ακριβώς τον τομέα
υφίστανται οι μεγαλύτεροι κίνδυνοι διασποράς και επανάληψης και έχει
σημασία να μην υποκύψει κανείς στο σχετικό πειρασμό . Ειδικότερα , η εκμετάλ ¬
λευση διατάξεων μεσαίου μεγέθους πρέπει να ακολουθήσει ένα προγραμ¬
ματισμό το ίδιο αυστηρό με εκείνο του ϋΕΤ .
Μόλις το 1982 καταστρώθηκε σε κοινοτικό πλαίσιο ένα μεθοδικό πρό¬
γραμμα για την τεχνολογία της σύντηξης .           Το πρόγραμμα αποσκοπεί
στην πρόσκτηση γνώσεων έξω από τον τομέα της θεωρητικής φυσικής , αναγκαίων
για να εκτιμηθεί το εφικτό των διαφόρων γενικών ιδεών σύνθεσης
αντιδραστήρων σύντηξης . Το πρόγραμμα αυτό μπόρεσε να αρχίσει με
σχετικώς περιορισμένα μέσα, στηριζόμενο στο εξειδικευμένο επιστημονικό
δυναμικό και στις εγκαταστάσεις δοκιμών που είχαν δημιουργηθεί για
τις ενεργειακές εφαρμογές της σχάσης . Στο άμεσο μέλλον , τον πιο επείγοντα
χαρακτήρα έχει το έργο της πρόσκτησης των αναγκαίων τεχνικών γνώσεων
για το σχέδιο ΝΕΤ, δεδομένου ότι το ΝΕΤ έχει οριστεί ως το μόνο ενδιάμεσο
στάδιο μεταξύ του ϋΕΤ και ενός αντιδραστήρα επίδειξης . Ελπίζεται ότι
 ---pagebreak---                                 - 68 / 69 -
το 1990, οπότε θα αναθεωρηθεί το πρόγραμμα < 1987-1991 ), θα διατίθενται
επαρκή δεδομένα, θεωρητικής φυσικής και τεχνικά,για να καταστεί
δυνατό να ληφθεί η απόφαση να αναληφθεί ο λεπτομερής σχεδιαομός του
ΝΕΤ και η ουναφής ανάπτυξη πρωτοτύπων κατασκευαστικών στοιχείων .
Η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή θεωρεί ότι δεν υπάρχει λόγος να
προδικάζεται από τώρα μια τέτοια απόφαση ^ που, όταν έρθει η στιγμή ,
πρέπει να αποτελέσει το αντικείμενο             πρότασης της Επιτροπής στο
Συμβούλιο . Η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή προτείνει , συνεπώς, να
διατεθεί για τις κατηγορίες ΝΕΤ και Τεχνολογία το συνολικό ποσό των
91 + 166 εκατ.            ΕΟυ, χωρίς να προδικάζεται η απόφαση έναρξης του
λεπτομερούς σχεδιασμού του ΝΕΤ το 1990, ώστε να εξασφαλιστεί η χρηματο¬
δότηση της ομάδας του ΝΕΤ για τη συνολική διάρκεια του προγράμματος
( βλ . παράρτημα I πίνακας 1 αριστερή στήλη ). Αυτό αντιστοιχεί σε
ένα συνολικό προϋπολογισμό, για τη σύντηξη, ύψους 1.059 εκατομ . ΕΟΙΙ,
υπέρ του οποίου τάσσεται η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή και ο οποίος ανταπο-
κρίνεται στην τρόταση που συνέταξε η Επιτροπή για το πρόγραμμα 1987-1991 .
Σ' αυτά πρέπει να προστεθούν οι δραστηριότητες του ΚΚΕρ στον τομέα
της σύντηξης . Η Επιστημονική και Τεχνική Επιτροπή εκφράζει τη λύπη της
που, για τυπικούς λόγους , το λεπτομερές περιεχόμενο αυτών των δραστη¬
ριοτήτων αποτελεί το αντικείμενο μιας χωριστής συζήτησης και γνωμοδότησης
της Επιστημονικής και Τεχνικής Επιτροπής . Εμμένει στο αίτημά της να
κρίνονται οι δραστηριότητες του ΚΚΕρ στον τομέα της σύντηξης με τα
ίδια κριτήρια, όπως και οι αντίστοιχες δραστηριότητες του προγράμματος
κοινής δαπάνης .
 ---pagebreak---                                ΓΝΩΜΗ
στην οποία κατέληξε η Συμβουλευτική Ρ.πιτροπή του Προγράμματος Σύντηξης ( Οςρρ )
      για το αχέδιο πρότασης πενταετούς προγράμματος 1987-1991
          στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής αύντηξης
              κατά τη συνεδρίασή της       της 19ης Ιουνίου 1986
Αφού το σχέδιο πρότασης προγράμματος συζητήθηκε κατά τη διάρκεια τριών
διαδοχικών συνεδριάσεων , η 00 ΡΡ εγκρίνει το επιστημονικό και τεχνικό
περιεχόμενο της πρότασης , το οποίο θεωρεί ότι συμφωνεί πλήρως με τους
μακροπρόθεσμους στόχους και τις λεπτομέρειες εφαρμογής του προγράμματος
σύντηξης όπως καθορίστηκαν στο παρελθόν από το Συμβούλιο των Υπουργών .
Το πρόγραμμα αποτελεί τα ι από τρία κύρια μέρη : το ϋΕΤ, την τεχνική
εργασία σε ζητήματα θεωρητικής φυσικής και πλάσματος, που εκτελείται στις
ενώσεις των συνεργαζόμενων εργαστηρίων, και το ΝΕΤ / Τεχνολογία . Η 00ΡΡ
υποστηρίζει τη σύσταση για παράταση της διάρκειας της Κοινής
Επιχείρησης   ϋΕΤ μέχρι τις 31 Δεκεμβρίου 1992, προκειμένου να γίνει
εκμετάλλευση της επιτυχούς εξέλιξης του σχεδίου .
Με βάση τη λεπτομερή ανάλυση κόστους που δ ι εξάχθηκε από την Επιτροπή
και τους συνεργαζόμενους εταίρους της , η 00ΡΡ θεωρεί ότι η προτεινόμενη
χρηματοδοτική κάλυψη είναι ανάλογη προς το επιστημονικό και τεχνικό
περιεχόμενο του προτει νόμενου π ρό γράμματος .
Η 00ΡΡ υποστηρίζει τη θεμελιώδη προϋπόθεση της πρότασης
προγράμματος , του οποίου κύριος στόχος είναι      η σύσταση της βάσης ,
όσον αφορά τα ζητήματα θεωρητικής φυσικής και τεχνολογίας , για το
επόμενο επιστημονικό βήμα . Το τελευταίο αυτό σημαίνει ότι στην
προσεχή αναθεώρηση του προγράμματος είναι πιθανό να διατυπωθεί
πρόταση για την έναρξη του λεπτομερούς τεχνικού σχεδιασμού του ΝΕΤ .
Για μια τόσο σημαντική απόφαση^ η 00ΡΡ συνιστά στην Επιτροπή να συμβου­
λευτεί , σε εύθετο       χρόνο, μια ανεξάρτητη ομάδα εμπειρογνωμόνων .
 ---pagebreak---                                    71
Ευθυγραμμιζόμενη με τη γνώμη που διατυπώθηκε το Δεκέμβριο 1985 , η
ΟΟΡΡ αναγνωρίζει την επιτυχία που σημείωσε το πλήρως ολοκληρωμένο
ευρωπαϊκό πρόγραμμα ούντηξης , επιτυχία που καθιστά την Ευρώπη διακε¬
κριμένο εταίρο σε οποιοδήποτε σχέδιο εκτεταμένης διεθνούς συνεργασίας
στον τομέα της σύντηξης , και εκφράζει ξανά την ανησυχία της για τη μη
δυνατότητα επίτευξης των στόχων του προγράμματος σύντηξης σε περίπτωση
που το επίπεδο χρηματοδότησής του θα μειωνόταν σημαντικά σε σύγκριση
με το προτει νόμενο, οπότε το πρόγραμμα θα έπρεπε να επανεκτ ι μηθεί
εξ " ολοκλήρου .
Σημειώνοντας ότι η σύντηξη ήδη διαθέτει ευρύ περιεχόμενο " υψηλής τεχνο¬
λογίας " και έχει δημιουργήσει " δευτερογενείς εφαρμογές " που ωφελούν
άλλους κλάδους της επιστήμης και της ευρωπαϊκής βιομηχανίας , η ΟύΡΡ
υποστηρίζει την πρόταση που διατυπώθηκε από την Επιτροπή για την ενίσχυση
της ανάμειξης της βιομηχανίας . Η ανάμειξη αυτή θα πρέπει να αυξηθεί
σημαντικά, όταν το ΝΕΤ εισέλθει στη φάση του τεχνικού σχεδιασμού .
Η μετακίνηση επιστημονικού προσωπικού μεταξύ των διαφόρων εργαστηρίων
σύντηξης έφθασε σε αξιοσημείωτο επίπεδο και έχει ιδιαίτερη αξία για
τις χώρες που δεν διαθέτουν ίδια προγράμματα σύντηξης . Η ΟύΡΡ υποστηρίζει
συνεπώς το σχέδιο μετακίνησης επιστημονικού προσωπι κού, καθώς και το
πρόγραμμα υποτροφιών σε επιστημονικούς επ ι σκέπτες/ τα οποία περιλαμβάνονται
στην πρόταση .
 ---pagebreak---    ΕΠΙΤΡΟΠΗ ΤΩΝ ΕΥΡΩΠΑΪΚΩΝ ΚΟΙΝΟΤΗΤΩΝ
Πρόταση απόφασης     του Συμβουλίου
σχετικά με την έγκριση τροποποιήσεων
στο καταστατικό της κοινής επιχείρησης
ϋΟΙΝΤ ΕυΚΟΡΕΑΝ ΤΟΚΟ$ ( ϋ ΕΤ )
 ---pagebreak---                                                                                73
                           Α ) ΑΙΤΙΟΛΟΓΙΚΗ ΕΚΘΕΣΗ
1.   Το Συμβούλιο ουνέστησε την κοινή επιχείρηση ϋΕΤ ορίζοντας
     χρονική διάρκεια 12 ετών από 1ης Ιουνίου 1978 μέχρι 31ης Μαΐου 1990 .
     Οι στόχοι της επιχείρησης έχουν περιγράφει στο καταστατικό ως εξής :
     " Να κατασκευάσει , να θέσει σε λειτουργία και να εκμεταλλευθε ί μία μεγάλη μιχανή,
     μία εγκατάσταση δακτυλίου πλάσματος τύπου ΤοΙοιηεΚ προκειμένου να
     επεκτείνει την περιοχή παραμέτρων που υπεισέρχονται σε πειρά¬
     ματα ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής σύντηξης ώστε να προσεγγιστούν οι
      συνθήκες που χρειάζονται σε ένα θερμοπυρηνικό αντιδραστήρα".
 2 . Η επιτυχία του ϋΕΤ αποτελεί απαραίτητο στοιχείο για το σχεδίασμά και
     την κατασκευή της μηχανής του -επόμενου επιστημονικού
      βήματος ΝΕΤ ( Νεχΐ Ευτορθαπ Τοτυε ), και συνεπώς και για το ευρωπαϊκό
     πρόγραμμα στον τομέα της σύντηξης στο σύνολό του .
 3 . Το ϋΕΤ εξυπηρετεί μία τετράδα επιστημονικών στόχων , οι οποίοι παρου¬
     σιάστηκαν στην έκθεση Ε (ϋΚ- ϋΕΤ- Κ5 " Το σχέδιο ϋΕΤ - Πρόταση για το
     £χεδιασμό του", 1976 , και στους οποίους υπάρχει σαφής αναφορά στο
     καταστατικό του ϋΕΤ , 1978 . Οι στόχοι αυτοί παραμένουν αμετάβλητοι :
      (α)   Να μελετηθεί ο τρόπος κλιμάκωσης της συγκράτησης και των ιδιο¬
            τήτων του πλάσματος καθώς οι διαστάσεις και οι παράμετροι
             προσεγγίζουν τα μεγέθη που είναι αναγκαία για ένα αντιδραστήρα
      ( β)  Να εξεταστεί και τεθεί υπό έλεγχο η αλληλεπίδραση πλάσματος -
            τοιχώματος και η εισροή ακαθαρσιών υπ'αυτές τις συνθήκες "
      ( γ ) Να επιδειχθούν αποτελεσματικές τεχνικές θέρμανσης ικανές να
            παράγουν υψηλές θερμοκρασίες "
      ( δ)  Να μελετηθούν η παραγωγή και η συγκράτηση σωματιδίων άλφα και η
            επακόλουθη θέρμανση του πλάσματος .
 ---pagebreak---                                                                                        74
4.   Προκειμένου να επιτευχθούν οι στόχοι αυτοί το σχέδιο προχωρεί κατά
     διαδοχικές φάσεις : .
     - Φάση 0 : Η κατασκευή της μηχανής
       Η μηχανή κατασκευάστηκε εμπρόθεσμα εντός πέντε ετών , από το 1978
       έως το 1983 .
     - Φάση 1 : Η φάση ωμικής θέρμανσης
       Οι κύριοι στόχοι της φάσης αυτής , που έχει πλέον ολοκληρωθεί ,
       ήταν να τεθούν σε λειτουργία η μηχανή και τα βασικά της συστήματα
       και να παραχθεί καθαρό πλάσμα υδρογόνου κατάλληλο για τις μελέτες
       πρόσθετης θέρμανσης των επόμενων φάσεων .
     - Φάση 2: Μελέτες πρόσθετης θέρμανσης και μελέτες βελτιστοποίησης προς πλήρη ισχύ
       Κατά τη διάρκεια της φάσης αυτής , η οποία άρχισε όπως προβλεπόταν
       το 1985 , θα εγκατασταθούν στη μηχανή συστήματα μεγαλύτερου σταδια¬
       κός ύψους πρόσθετης θέρμανσης . Οι κυριότεροι στόχοι της φάσης
       θα είναι να φθάσει η μηχανή τη μέγιστη απόδοση και να επιτευχθούν
       παράμετροι πλάσματος απαραίτητοι για τη μετάβαση στην τελική φάση
       του προγράμματος .
     - Φάση 3 : Η φάση του τριτίου
       Εφόσον στεφθεί με επιτυχία η φάση 2 , μπορεί να αρχίσει η φάση του
       τριτίου . Η φάση αυτή , που απαιτεί μέχρι 2 έτη για να ολοκληρωθεί ,
        θα αφιερωθεί στη μελέτη της παραγωγής σωματιδίων άλφα σε πλάσμα¬
       τα δευτερίου και τριτίου . 0 τελικός στόχος είναι να επιτευχθεί
       σημαντικό επίπεδο θέρμανσης από τα σωματίδια άλφα .
5 . Η μέχρι τώρα πρόοδος του ϋΕΤ
    Η μηχανή κατασκευάστηκε χωρίς υπερβάσεις κόστους και χρόνου . Η φάση
    ωμικής θέρμανσης , που άρχισε με το πρώτο παραχθέν πλάσμα τον Ιούνιο
    1983, ολοκληρώθηκε με επιτυχία και εμπρόθεσμα το δεύτερο εξάμηνο του
    1984 . Όλα τα συστήματα που τέθηκαν σε λειτουργία ανταποκρίθηκαν
    στις προδιαγραφές και τα αποτελέσματα στον τομέα της φυσικής ξε-
    πέρασαν τις αντίστοιχες προσδοκίες . Στην πραγματικότητα επιτεύχθηκε
    ρεύμα πλάσματος υπό έλεγχο 5 εκατομμυρίων θπΐ'ρεΓββ ( ΜΑ ), σε
    σύγκριση με ονομαστική τιμή μελέτης 4,8 ΜΑ . Με μόνη : ωμική θέρμανση,
    το      επέτυχε θερμοκρασίες πλάσματος ύψους σχεδόν 40 εκατομμύρια βαθμούς
    Κελσίου και χρόνο συγκράτησης περίπου 0,9 δευτερόλεπτα .
 ---pagebreak---     Το 1985, άρχισε το πρόγραμμα πρόσθετης θέρμανσης με την επιτυχή        75
    εφαρμογή συστήματος θέρμανσης με ραδιοσυχνότητες, και ακολούθησε
    το 1986 η εισαγωγή θέρμανσης με δέσμες ουδετέρων ατόμων . Μέχρι το
    Νοέμβριο 1986 συζεΰχθηκε στο πλάσμα συνολική ισχύς ύψους 18 ΜΗ,
    με χρήση και των δύο μεθόδων πρόσθετης θέρμανσης, και επιτεύχθηκαν
    θερμοκρασίες αιχμής ιόντων της τάξης των 145 εκατομμυρίων βαθμών
    Κελσίου . Με πρόσθετη θέρμανση στη συνήθη διάταξη περιορισμού του
    υλικού, οι χρόνοι συγκράτησης υποβιβάζονται σημαντικά, συγκρινόμε-
    νοι με τους αντίστοιχους της ωμικής θέρμανσης . Προκαταρκτικά όμως
    πειράματα που εκτελέστηκαν περί τα τέλη του 1986 με μαγνητική διά¬
    ταξη περιορισμού ( σημεία X) έδωσαν ενθαρρυντικά αποτελέσματα και
    υπέδειξαν ένα τρόπο πιθανής επίλυσης του προβλήματος αυτού του "υπο¬
    βιβασμού του χρόνου συγκράτησης " ( φάση Η ).
6 . Μελλοντικά προγράμματα
    Καθώς υπάρχε ι ιτρόθεση  αύξησης της συνολικής ισχύος θέρμανσης σε
    τιμές μεταξύ 40 και 45 ΜΜ, αποκτά καίρια σημασία η επιτυχής εξεύ¬
    ρεση μέσων αποφυγής του φαινομένου " υποβιβασμού της συγκράτησης "
    που παρατηρήθηκε μέχρι τώρα όταν εφαρμόζεται σύστημα πρόσθετης
    θέρμανσης , θεωρητικές μελέτες έδειχναν κάποτε , και τούτο υποστηρί ¬
    ζεται πλέον από πειράματα που δ ( εξάχθηκαν στο     και αλλού , ότι
    μπορούν να αναπτυχθούν μέσα για να ξεπεραστε ! ο υποβιβασμός της
    συγκράτησης . Πράγματι , εμφανίζεται τώρα ένα σύνολο νέων πειραματι ¬
    κών μέτρων , που θα πρέπει να δώσουν τη δυνατότητα στο ϋΕΤ να
    εκμεταλλευθεί πλήρως τις ικανότητες αποδόσεων της μηχανής . Τα
    εξελιγμένα αυτά συστήματα καλύπτουν τα εξής τέσσερα θέματα :
    (ι)      Αύξηση της πυκνότητας του πλάσματος στο κέντρο της δέσμης
             με έγχυση σφαιριδίων "
    ( ιι )   Εξαγωγή του πλάσματος και έλεγχος της πυκνότητας στα άκρα "
    (ι ι ι ) Καλύτερος έλεγχος της αλληλεπίδρασης πλάοματος / τοι χώματος
             με τροποποίηση της μορφής του μαγνητικού πεδίου ( σημεία Χ)'
    ( ιν )   Έλεγχος της κατατομής του ρεύματος στο πλάσμα .
    Στόχος αυτών των μέτρων είναι η παραγωγή μίας σταθερής μορφής πλάσμα¬
    τος με υψηλότερες πυκνότητες και θερμοκρασίες σε επαρκή χρόνο συγκρά¬
    τησης . Τα μέτρα αυτά θα απαιτήσουν πρόσθετο τεχνικό εξοπλισμό, του
    οποίου το πάγιο κόστος έχει εκτιμηθεί σε 70 εκατομμύρια ΕΟΘ, κατ'
    ανώτατο όριο σε τιμές 1986 . Η καθαρή αύξηση στο πάγιο κόστος , λαμβά-
    νοντας υπόψη μία μείωση κατά 25 εκατομμύρια Ε01Ι περίπου στο κόστος
    επέκτασης στη φάση πλήρους απόδοσης , ανέρχεται σε 45 εκατομμύρια
    ΕΟυ περίπου, που αντιπροσωπεύει αύξηση μικρότερη από 10% στο συνολικό
    πάγιο κόστος του σχεδίου .
 ---pagebreak---                                                                                76
Αυτές οι εργαοίες ανάπτυξης μπορούν να αναληφθούν χωρίς αύξηση του
τωρινού ρυθμού δαπανών για το ϋΕΤ, ύψους μεταξύ 100 και 105 εκατ. ΕΟΙ)
το 1986, σε τιμές 1986 ).
Αυτός ο πρόσθετος τεχνικός εξοπλισμός πρέπει να τεθεί σε λειτουργία
πριν να προχωρήσει το ϋΕΤ στην τελική φάση του προγράμματος του,
τη φάση του τριτίου . 0 σχεδιασμός , Π κατασκευή και η εγκατάστασή του
απαιτούν χρόνο και , ως εκ τούτου, θα επιβράδυναν την έναρξη της
φάσης του τριτίου σε σχέση με το αρχικό χρονοδιάγραμμα . Για να
περιοριστεί στο ελάχιστο η παράταση του προγράμματος ϋΕΤ και να
 διατηρηθεί η κεκτημένη ταχύτης του, η εφαρμογή των μέτρων αυτών δεν θα πρέπει
 να καθυστερήσει . Μία έγκαιρη έναρξη αυτών των εργασιών ανάπτυξης
έχει νόημα μόνο στα πλαίσια μίας παράτασης της κοινής επιχείρησης
που θα επιτρέψει την πλήρη εκμετάλλευση του πρόσθε ¬
του αυτού εξοπλισμού . Γι' αυτό το λόγο το συμβούλιο του ϋΕΤ, κατά
τη συνεδρίασή του του Οκτωβρίου 1985 , κατέληξε στο συμπέρασμα ότι
θα πρέπει να επι τραπεί η συνέχιση της λειτουργίας του ϋΕΤ μέχρι το
τέλος του 1992 , έτσι ώστε το ΝΕΤ και το πρόγραμμα της σύντηξης στο
σύνολό του να μπορούν να επωφεληθούν πλήρως από τις δυνατότητες του
ϋΕΤ IV Η Επιτροπή ενημέρωσε σχετικώς το Συμβούλιο των Υπουργών στην
ανακοίνωσή της για το πρόγραμμα της σύντηξης ( έγγραφο ( 85 ) 789 τελικό
της 23ης Δεκεμβρίου 1985 ) το Δεκέμβριο 1985 . Το συμβούλιο του ϋΕΤ,
με ομόφωνη απόφαση στη συνεδρίασή του το Μάρτιο 1986 , προέβη στα
απαραίτητα επίσημα διαβήματα για την παράταση της κοινής επιχείρη¬
σης κατά δύο έτη και 7 μήνες , από 31ης Μαίου 1990 μέχρι
31ης Δεκεμβρίου 1992 και για την αντίστοιχη τροποποίηση του άρθρου
 19 του καταστατικού του ϋΕΤ . Η Επιτροπή προτείνει να προβεί το
 Συμβούλιο των Υπουργών , σύμφωνα με το άρθρο 50 της συνθήκης ΕΥΡΑΤΟΜ,
στην έγκριση της τροποποίησης αυτής του καταστατικού του ϋΕΤ .
 ---pagebreak---                                                                                  77
                                  B)   flPOTAIH
                                       Y«a
                            ΑΠΟΦΑΣΗ ΤΟΥ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟΥ
 σχετικά με την έγκριση τροποποιήσεων στο καταστατικό της κοινής επι ¬
 χείρησης ϋΟΙΝΤ ΕΙΙΚΟΡΕΑΝ ΤΟΚΙΙδ ( ϋΕΤ )
 ΤΟ ΣΥΜΒΟΥΛΙΟ ΤΟΝ ΕΥΡΩΠΑΪΚΟΝ ΚΟΙΝΟΤΗΤΩΝ ,
Έχοντας υπόψη :
 τη συνθήκη για την Ιδρυση της Ευρωπαϊκής Κοινότητας Ατομικής Ενέρ¬
 γειας και ιδιαίτερα το άρθρο 50 ,
 την πρόταση της Επιτροπής ,
 Εκτιμώντας :
 ότι για τους σκοπούς της εφαρμογής του προγράμματος ϋΕΤ , το Συμβού¬
 λιο , με την απόφαση 78 / 471 / Ευρατόμ ( 1 ), δημιούργησε την κοινή επιχείρηση
  ϋ 01 ΝΤ ΕΝΚΟΡΕΑΝ ΤΟΚΙΙδ ( ϋΕΤ ) και θέσπισε    το καταστατικό της ,
 που τροποπο ι ήθηκ€ αργότερα με τις αποφάσεις 79/ 720/ Ευρατόμ ( 2) και
 83 / 310 / Ευρατόμ ( 3)'
 ότι για να επιτευχθούν οι στόχοι του προγράμματος ϋΕΤ, όπως καθορί ¬
 ζονται στην απόφαση 78/ 471 / Ευρατόμ , εί να ι απαραίτητη η ύπαρξη συμπλη¬
 ρωματικού εξοπλισμού , η κατασκευή , λειτουργία και εκμετάλλευση του
 οποίου δεν είναι δυνατή στη διάρκεια της κοινής επιχείρησης , όπως
  καθορίζεται επί του παρόντος στο καταστατικό του ϋΕΤ
  ότι το Συμβούλιο του ϋΕΤ έχει εγκρίνει την παράταση της κοινής επι ¬
  χείρησης μέχρι τις 31 Δεκεμβρίου 1992 και την αντίστοιχη τροποποί ¬
  ηση του καταστατικού ϋΕΤ #
  ( 1 ) EE api 6 . L 151 , 7.6.1978 , O. 10 .
  ( 2) EE ap 10 . L 213, 21.8.1979 , O. 9 .
  ( 3) EE api 0 . L 164 , 23.6.1983 , O. 35 .
 ---pagebreak---                                                                     78
ΑΠΟΦΑΣΙΣΕ :
                               Άρθρο 1
Εγκρίνονται οι τροποποιήσεις στο καταστατικό της κοινής επιχείρησης
" ϋΟΙΝΤ ΕυΚΟΡΕΑΝ ΤΟκυδ ( ϋΕΤ )" που περιέχονται στο παράρτημα της
παρούσας απόφασης .
                               Άρθρο 2
Η απόφαση αυτή αρχίζει να ισχύει την επόμενη μέρα από τη δημοσίευσή
της στην Επίσημη Εφημερίδα των Ευρωπαϊκών Κοινοτήτων .
                                    Γ ια το Συμβούλιο
                                       0 Πρόεδρος
 ---pagebreak---                                                                          79
                           ΠΑΡΑΡΤΗΜΑ
Το άρθρο 19.1 του καταστατικού της κοινής επιχει ρήσης ϋΟΙΝΤ ΕΙΙΡΟΡΕΑΝ
 ΤΟΠβθ ( ϋΕΤ )    αντικαθίσταται από το ακόλουθο :
    " 19.1 .  Η κοινή επιχείρηση θα συνεχιστεί μέχρι τις 31 Δεκεμβρίου 1992".
 ---pagebreak---                                                                           80
                      Γ ) ΔΗΜΟΣΙΟΝΟΜΙΚΟ ΔΕΛΤΙΟ
Το συνολικό κόστος του ϋΕΤ και οι χρηματοδοτικές συνεισφορές στο ϋΕΤ
από τον κοινοτικό προϋπολογισμό, κατά τη διάρκεια της προτε ι νόμενης
περιόδου της κοινής επιχείρησης^ καθορίζονται οτο δημοσιονομικό δελ¬
τίο που επισυνάπτεται στην πρόταση κανονισμού του Συμβουλίου, για
τη θέσπιση ενός προγράμματος έρευνας και επιμόρφωσης από
το 1987 μέχρι το 1991 στον τομέα της ελεγχόμενης θερμοπυρηνικής
σύντηξης . Το δημοσιονομικό αυτό δελτίο περιλαμβάνει το επιπλέον
κόστος που απορρέει από την προτε ινόμενη εισαγωγή συμπληρωματικού
εξοπλισμού και την παράταση της κοινής επιχείρησης . Το επιπλέον
κόστος υπολογίζεται σε τιμές 1986 ως ακολούθως :
. Κόστος του συμπληρωματικού εξοπλισμού :                70 EKOT . ECU
. Παράταση του προγράμματος ϋΕΤ κατά 2
  χρόνια και 7 μήνες :                                  190 £KO T . ECU
. Μείον : μείωση στο κόστος της παράτασης
  της φάσης πλήρους εφαρμογής                            25 EKOT . ECU
. Καθαρό   επιπλέον κόστος :                            235 EKOT . ECU
Το κόστος για τον συμπληρωματικό εξοπλισμό θα επιβαρύνει τα έτη
1987 έως 1990 μαζί με το εναπομένον κόστος από την επέκταση της
φάσης της πλήρους εφαρμογής και των δαπανών λειτουργίας του ϋΕΤ .
Οι δαπάνες για την παράταση της επιχείρησης ϋΕΤ θα επιβαρύνουν
τα έτη 1990 έως 1992 . Σύμφωνα με το άρθρο 9 του καταστατικού του
ϋΕΤ, το 80% του επιπλέον κδστους ( 188 εκατ . Εςυ ) θα πρέπει να χρη¬
ματοδοτηθεί μέσω του κο ι νοτ ικού προϋπολογ ισμού ( άρθρο 7311 ). Η ετή¬
σια κατανομή του προϋπολογισμού περιέχεται στο δημοσιονομικό δελ¬
τίο της πρότασης για το πρόγραμμα σύντηξης της περιόδου 1987 έως
1991 .
 ---pagebreak---                                                                        81
                 ΕΠΙΤΡΟΠΗ ΤΩΝ ΕΥΡΩΠΑΪΚΩΝ ΚΟΙΝΟΤΗΤΩΝ
Έκθεση για την " Επίδραση στο περιβάλλον και τις οικονομικές προσδοκίες
                          από τη σύντηξη ".
         Συντάχθηκε από την αρμόδια Υπηρεσία της Επιτροπής και
εγκρίθηκε από τη Συμβουλευτική Επιτροπή του προγράμματος σύντηξης
 ---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---           ΕΠΙΔΡΑΣΗ ΣΤΟ  ΠΕΡΙΒΑΛΛΟΝ ΚΑΙ ΟΙΚΟΝΟΜΙΚΕΣ ΠΡΟΣΔΟΚΙΕΣ
                             ΑΠΟ ΤΗ ΣΥΝΤΗΞΗ
    Έκθεση που συντάχθηκε από τις υπηρεσίες της Επιτροπής και εγκρίθηκε
    από τη συμβουλευτική επιτροπή του προγράμματος σύντηξης
1 . ΕΙΣΑΓΩΓΗ
    Στόχος του ευρωπαϊκού προγράμματος έρευνας και ανάπτυξης στον
    τομέα της σύντηξης είναι η δημιουργία ενός προτύπου ενός σταθμού
    παραγωγής ενέργειας που να ικανοποιεί ορισμένα κριτήρια κοινωνι ¬
    κής αποδοχής όπως :
       να στηρίζεται σε καύσιμα Γπου είναι άφθονα και προσιτά στην
       Ευρωπαϊκή Κοινότητα,
    -  να είναι χημικά καθαρό, υπό την έννοια ότι δεν θα παράγει διο¬
       ξείδιο του άνθρακα ή τοξικές ουσίες ,
                          'ι
    - η επιβάρυνση του περιβάλλοντος με ακτινοβολίες να είναι μικρή
       σε σχέση με το φυσικό υπόβαθρο,
    - να αποκλείονται , με σημαντική αξιοπιστία, οι καταστροφές που
       μπορούν να προκληθούν από ατύχημα και οι οποίες θα προκαλούσαν
       σημαντική αναστάτωση της κανονικής ζωής της Κοινωνίας , πέρα από
       το χώρο του αντιδραστήρα,
    -  να είναι τεχνικά αξιόπιστος ,
    -  να είναι οικονομικά παραδεκτός .
    Η ενέργεια σύντηξης έχει τη δυνατότητα να γίνει μια απίτις σημαντι ¬
    κότερες νέες πηγές ενέργειας . Δεν μπορεί να ικανοποιήσει βέβαια
    αυτόματα όλα τα παραπάνω κριτήρια, είναι όμως πιθανό να επινοηθούν
    λύσεις μαγνητικού περιορισμού της σύντηξης που θα ικανοποιούν όλα
    τα παραπάνω κριτήρια . Ένα πρότυπο που να ικανοποιεί ολα τα παραπάνω
 ---pagebreak--- κριτήρια βρίσκεται ακόμα μακρυά , έχει επιτευχθεί όμως σημαντική
πρόοδος και εξακολουθούν να καταβάλλονται επίμονες προσπάθειες
για την ενσωμάτωση όλων των επιθυμητών χαρακτηριστικών, όσον αφο¬
ρά το περιβάλλον , την ασφάλεια και την οικονομική λειτουργία, σε
ένα πρότυπο .
Το ευρωπαϊκό πρόγραμμα σύντηξης , που συγκεντρώνει τις προσπάθειές
του σε συστήματα μαγνητικοΰ περιορισμού , προβλέπει την ολοκλήρω¬
ση τριών διακεκριμένων σταδίων που προηγούνται της  κατασκευής
εμπορικών σταθμών παραγωγής ενέργειας σύντηξης’ τα  εν λόγω τρία
στάδια αναφέρονται στην απόδειξη του επιστημονικά,  τεχνολογικά
και ενδεχόμενα και οικονομικά εφικτού . Σήμερα, με  το ϋΕΤ, τα
 ---pagebreak--- μέοου μεγέθους ΤόΚβηιβΙο και τα ισοδύναμα με αυτά εκτός Κοινό¬
τητας , βρισκόμαστε ουσιαστικά στην επιστημονική φάση . Το
Νεχΐ Ευτορεβη Τοτυε ( ΝΕΤ), που τώρα βρίσκεται στη φάση ορισμού,
έχει μελετηθεί προς το παρόν σαν μια διάταξη με την οποία θα
επιβεβαιώνεται πλήρως το επιστημονικά εφικτό της σύντηξης σε
πρώτη φάση και θα αντιμετωπίζεται το πρόβλημα του τεχνολογικά
εφικτού στη δεύτερη φάση . Αν το ΝΕΤ επιτύχει , θα πρέπει να κατα¬
σκευαστεί ένας αντιδραστήρας επίδειξης ( ΩΕΜΟ ) πριν καταστεί δυνα¬
τή η παραγωγή ενέργειας σύντηξης σε εμπορική κλίμακα, γεγονός που
δεν αναμένεται να συμβεί πριν από τις αρχές του επόμενου αιώνα .
Ως εκ τούτου, κάθε σημερινή ανάλυση της επίδρασης της < εμπορικής )
σύντηξης στο περιβάλλον πρέπει να βασιστεί μάλλον στις αρχές
της μαγνητικής σύντηξης και σε θεωρητικές μελέτες παρά σε τεχνι ¬
κές λεπτομέρειες προτεινόμενων μελετών αντιδραστήρα . Κατά μείζο-
να λόγο είναι πολύ νωρίς ακόμα για να υπολογιστεί με μεγάλη ακρί ¬
βεια το κόστος της ενέργειας σύντηξης που θα παράγεται τον επόμενο
αιώνα .
Ύστερα από αίτηση της Επιτροπής , ευρωπαίοι εμπειρογνώμονες επεξερ¬
γάστηκαν κατά το 1986 μια τεχνική έκθεση σχετικά με την επίδραση
στο περιβάλλον και τις οικονομικές προσδοκίες από τη σύντηξη ( ανα¬
φορά 1 ). Απόοτην έκθεση αυτή και άλλες πηγές που αντιπροσωπεύουν
την καλύτερη σημερινή γνώση του θέματος , εξήχθησαν ποιοτικά επιχει ¬
ρήματα και παρουσιάζονται στα κεφάλαια που ακολουθούν .
Περαιτέρω λεπτομερείς εκτιμήσεις μπορούν να αναζητηθούν στον κατά¬
λογο των επιλεγμένων τεχνικών αναφορών που θα φέρουν σε επαφή τον
ενδιαφερόμενο αναγνώστη με τις πρόσφατες ειδικές μελέτες .
0 ΘΕΩΡΗΤΙΚΟΣ ΑΝΤΙΔΡΑΣΤΗΡΑΣ ΣΥΝΤΗΞΗΣ
Την τελευταία δεκαετία συντάχθηκαν διάφορες μελέτες για το θεωρη¬
 τικό αντιδραστήρα σύντηξης . Βασίζονται στην παρούσα γνώση της φυ-
 ---pagebreak---                                                                     84a
σικής για το πλάσμα υψηλής θερμοκρασίας , καθώς και στη σήμερα δια¬
θέσιμη τεχνολογία, και σε εξελίξεις που μπορούν λογικά να αναμένο¬
νται στο προσεχές μέλλον .
Στον αντιδραστήρα σύντηξης , η ενέργεια θα παράγεται από τη μετα¬
τροπή δευτερίου και τριτίου σε ήλιο . Αντίθετα με το δευτέριο,
το τρίτιο δεν τροφοδοτείται από έξω αλλά δημιουργείται μέσα στον
ίδιο τον αντιδραστήρα από το λίθιο στο μανδύα . Ως εκ τούτου, πρέ¬
πει να υπάρξει εφοδιασμός με λίθιο : τα κύρια καύσιμα της σύντηξης
δευτερίου - τριτίου είναι το δευτέριο και το λίθιο .
 ---pagebreak---                                                                             85
   Το μεγαλύτερο μέρος της παραγδμενης ενέργειας σύντηξης εμφανίζεται
   υπό μορφή ταχέων νετρονίων , που επιβραδύνονται οτον περιβάλλοντα
   μανδύα που αποτελεί τα ι απδ μια ένωση λιθίου, προκαλώντας τη θέρμαν¬
   ση του μανδύα σε θερμοκρασίες κατάλληλες για την παραγωγή ατμού .
   Τα νετρόνια όχι μόνο παρέχουν την πηγή θερμότητας για την παραγω¬
   γή ηλεκτρισμού με το συμβατικό τρόπο, αλλά επίσης μετασχηματίζουν
   και ένα ορισμένο μέρος του λιθίου σε τρίτιο . Τα νετρόνια μετα¬
   τρέπουν επίσης την εσωτερική δομή του αντιδραστήρα σε ραδιενεργό .
   Το επίπεδο της ραδιενέργειας και ο ρυθμός αυτόματων διασπάσεων πυ¬
   ρήνων ( χρόνος υποδιπλασιασμού ) εξαρτώνται από τα δομικά υλικά που
   επιλέγονται " και τα δύο παραπάνω μεγέθη μπορούν καταρχήν να επιλε-
   γούν μικρά .
3. Η ΑΦΘΟΝΙΑ ΚΑΥΣΙΜΩΝ ΣΥΝΤΗΞΗΣ
   Η ποσότητα κυρίου καυσίμου που καταναλώνεται για την παραγωγή ενός
   εκατομμυρίου κιλοβατορών ηλεκτρικής ενέργειας σε ένα εργοστάσιο
   σύντηξης ανέρχεται περίπου σε 35 γραμμάρια λιθίου που μετατρέπε-
   ται σε τρίτιο και 10 γραμμάρια δευτερίου , συγκρινόμενα με, παραδε ί γμα
   τος χάρη, 240 τόνους πετρελαίου ή 360 τόνους σκληρού άνθρακα σε
   ένα εργοστάσιο φυσικών καυσίμων . Σε αντάλλαγμα     του ελέγχου
   της πολύ συνθετότερης διαδικασίας της πυρηνικής σύντηξης , η
   άμεση κατανάλωση καυσίμου είναι πραγματικά αμελητέα .
   Το λίθιο και το δευτέριο αφθονούν στα επιφανειακά νερά, ενώ το λί -
   θιο βρίσκεται σε μεγάλες ποσότητες και στα αργιλικά πετρώματα " αν
   και δεν υπάρχουν ακριβή στοιχεία στην Κοινότητα, οι εκτιμήσεις του
   λιθίου που βρίσκεται σε αργιλικά πετρώματα σε ορισμένες χώρες της
   Κοινότητας δείχνουν ότι τα εγχώρια αποθέματα είναι άφθονα και δεν
   πρόκειται να περιορίσουν με κανένα τρόπο τη χρήση της ενέργειας
   σύντηξης στην Ευρώπη .
 ---pagebreak---                                                                        85a
4. Η ΑΠΟΥΣΙΑ ΧΗΜΙΚΟΝ ΡΥΠΑΝΤΩΝ
   Το προϊόν της σύντηξης δευτερίου - τριτίου είναι   ένα χημι ¬
   κά αδρανές ευγενές αέριο . Μεταξύ των γνωστών ή προβλεπόμενων δια¬
   δικασιών για τον κύκλο των καυσίμων της σύντηξης , δεν υπάρχει
   καμία που να συνεπάγεται χημικά τοξικές ή ρυπογόνες εκπομπές . Πιο
   συγκεκριμένα δεν παράγονται ούτε διοξείδιο του άνθρακα ούτε οξεί ¬
   δια του αζώτου ή του θείου .
5. ΜΙΚΡΟΣ ΚΙΝΔΥΝΟΣ ΑΚΤΙΝΟΒΟΛΙΑΣ
   Η μοναδική ραδιενεργός ουσία που εμφανίζεται στον κύκλο του καυσί ¬
   μου στους αντιδραστήρες σύντηξης που στηρίζονται στα σημερινά δε¬
   δομένα , είναι το τρίτιο . Τα βασικά καύσιμα δευτέριο και λίθιο
 ---pagebreak---                                                                                            86
δεν είναι ραδιενεργά, ενώ το προϊόν της αντίδρασης αύντηξης είναι
το μη ραδιενεργό ήλιο .
Το τρίτιο είναι ένα ραδιενεργό ισότοπο του υδρογόνου . Έχει ρα¬
διενεργό χρόνο υποδ ι πλασ ι ασμού 12,3 έτη και διασπάται προς σταθε¬
ρότερους πυρήνες εκπέμποντας ακτινοβολία β ( ηλεκτρόν ι α ) . Το τρί ¬
τιο, προερχόμενο από φυσικές πηγές , βρίσκεται σε πολύ μικρές
ποσότητες συνεχώς στα ανώτερα στρώματα της ατμόσφαιρας . Το αέριο
τρίτιο οξειδώνεται στον αέρα και στο έδαφος σχηματίζοντας τριτιο-
μένο νερό ( ΗΤΟ ) και υπό τη μορφή αυτή απορροφάται πιο εύκολα από
τον ανθρώπινο ιστό . Εντούτοις , το τριτιομένο νερό δεν συγκεντρώ¬
νεται στο σώμα αλλά αποβάλλεται με ένα βιολογικό χρόνο υποδιπλα-
σιασμου δέκα περίπου ημερών . Ευτυχώς , το τριτιομένο νερό του
περιβάλλοντος εισχωρεί και διαλύεται στο οικοσύστημα πολύ γρηγο¬
ρότερα από ό,τι τα προϊόντα σχάσης και τα στοιχεία της οικογένειας του ακτινίου. Έτσι, παρα¬
δείγματος χάρη, ο χρόνος υποδ ι πλασ ι ασμού των απωλειών τριτιομένου
νερού από τα ανώτερα στρώματα του εδάφους μετρείται σε ημέρες ,
ενώ τα προϊόντα της σχάσης και τα στοιχεία της οικογένειας του ακτινίου μπορούν να μολύνουν
το έδαφος και τα κτίρια για πολύ μεγάλα χρονικά διαστήματα . Δεν
υπάρχουνα αποδείξεις και δεν είναι γνωστός κάποιος μηχανισμός ,
όσον αφορά τη συγκέντρωση τριτίου στα τρόφιμα .
Υπό κανονικές συνθήκες , το τρίτιο σ~ένα σταθμό παραγωγής ενέργειας
σύντηξης περιορίζεται σ'ένα εσωτερικό κύκλωμα που περιλαμβάνει την
τροφοδοσία τροφίμου , την εξάτμιση και τον καθαρισμό του, καθώς
και την επιτόπου ανάκτηση τριτίου από τον αναπαραγωγικό μανδύα .
Από την πείρα λειτουργίας που αποκτήθηκε από τους καναδικούς
αντιδραστήρες σχάσης ΟΑΝΰυ με ανάλογες συγκεντρώσεις τριτίου στο
ψυκτικό μέσο, προκύπτει ότι με την υπάρχουσα τεχνολογία οι απώλειες
στην ατμόσφαιρα μπορούν να κρατηθούν πολύ χαμηλότερα από το επίπεδο
της φυσικής ραδιενέργειας . Η ταχεία και αυτόματη διάσπαση του
τριτίου σε σταθερότερους πυρήνες αποκλείει κάθε μακροπρόθεσμη προσθε­
 ---pagebreak--- τική δημιουργία ραδιενέργειας από το τρίτιο .
Η ραδιενέργεια επάγεται στη δομή του αντιδραστήρα από τα νετρόνια
που δημιουργούνται στις αντιδράσεις σύντηξης , η ποσότητα όμως και
η φύση της εν λόγω ραδιενέργειας εξαρτάται από το είδος των δομι ¬
κών υλικών που θα επιλέγουν*. Η με τον τρόπο αυτό δημ ι ουργοΰμενη
ραδιενέργεια ακι νητοποιείται κατά μεγάλο ποσοστό οτα δομικά στοι ¬
χεία του αντιδραστήρα .
Έτσι , είναι δυνατό η επιτυχής ανάπτυξη νέων υλικών μικρής ενεργο¬
ποίησης θα καταστήσει δυνατή την ουσιαστική μείωση της ραδιενέργειας
που επάγεται στα δομικά στοιχεία του αντιδραστήρα, σε σύγκριση, παρα¬
δείγματος χάρη, με τους εμπορικούς χάλυβες .
 ---pagebreak---                                                                               87
Το μικρό ποσοστό της ραδιενέργειας που, μέσω διαδικασιών διάβρω¬
σης , θα εισχωρήσει στο κύριο ψυκτικό μέσο περιορίζεται σε ένα
εσωτερικό κλειστό κύκλωμα .
Δημιουργούνται ραδιενεργά απόβλητα διαφόρων κατηγοριών ( χαμηλού,
μέσου και υψηλού επιπέδου ραδιενέργειας). Απόβλητα με υψηλό επίπεδο ραδιενέρ¬
γειας προκύπτουν κυρίως σαν αναγκαία συνέπεια της αντικατάστασης
κατεστραμένων μερών των αντιδραστήρων . Τα εν λόγω απόβλητα θα
συνίστανται από μέρη της ενεργοποιημένης δομής του αντιδραστήρα *
επομένως , θα μπορούσε να προκύψει σημαντικό όφελος από τη χρή¬
ση υλικών χαμηλής ενεργοποίησης , τα οποία θα ζήταν δυνατόν ακό¬
μη και να ανακυκλώνονται , θα υπάρχουν επίσης ορισμένα τριτιο-
μένα απόβλητα που , σύμφωνα με πρόσφατες μελέτες ( αναφορά 3 ), θα
μπορούν να απορρίπτονται στο περιβάλλον χωρίς να το επιβαρύνουν
ιδιαίτερα . Στη σύντηξη δεν υπάρχουν απόβλητα που να εκπέμπουν
ακτίνες α, όπως είναι τα μακρόβια στοιχεία της οικογένειας του
ακτινίου που παράγοντα ι στη σχάση .
Έχουν γίνει εκτιμήσεις της ποσότητας των ραδιενεργών υλικών , τόσο
του τριτίου όσο και των ενεργοποιημένων δομικών στοιχείων , που
θα κυκλοφορούσαν και θα απελευθερώνονταν στο περιβάλλον σε κατα¬
στάσεις πιθανού ατυχήματος , περί βαλαμβανομένης και βλάβης στο
σύστημα συγκράτησης . Ακόμη και αν όλο το απελευθερούμενο τρίτιο
βρίσκεται υπό τη μορφή τριτιομένου νερού, φαίνεται ότι είναι μέσα
στις δυνατότητες της ανάπτυξης στον τομέα της σύντηξης, ο περιο¬
ρισμός των συνεπειών έξω από τα όρια του χώρου του αντιδραστήρα
σε τέτοιο βαθμό, ώστε να μην απαιτούνται μέτρα εκκένωσης . Το
γεγονός αυτό σημαίνει ότι ακόμα και στο σοβαρότερο ενδεχόμενο
ατύχημα δεν θα διαταραχθεί σημαντικά η κανονική ζωή στις κατοικη-
μένες περιοχές γύρω από τον ενεργειακό σταθμό .
 ---pagebreak--- 6 . ΕΝΔΕΧΟΜΕΝΗ ΠΑΘΗΤΙΚΗ ΑΣΦΑΛΕΙΑ
    Η μαγνητική σύντηξη έχει σημαντικά και ανεπιφύλακτα χαρακτηριστι ¬
    κά ασφάλειας που η σωστή εκμετάλλευσή , τους θα μπορούσε να έχει
    σαν αποτέλεσμα την εκτεταμένη, αν όχι πλήρη, παθητική ασφάλεια
    του αντιδραστήρα . Το σημαντικότερο από τα εν λόγω χαρακτηριστικά
    ασφάλειας είναι ότι και η σοβαρότερη βλάβη του αντιδραστήρα σΰντη-
    ξης δεν μπορεί ποτέ να οδηγήσει σε πυρηνική διαρροή . Επιπλέον ,
    η ποσότητα του καυσίμου στον αντιδραστήρα είναι ανά πάσα στιγμή
    αρκετή μόνο για ορισμένες δεκάδες δευτερολέπτων λειτουργίας και
    η διακοπή της ροής του καυσίμου ή μια μεταβολή του συστήματος
    μαγνητικού περιορισμού που θα συμβεί εξαιτίας κάποιας βλάβης του
    εργοστασίου, θα οδηγήσει στην ταχεία διακοπή της αντίδρασης της
    σύντηξης .
 ---pagebreak---                                                                                    88
   Πολύ σημαντικά χαρακτηριστικά που συμβάλλουν στην παθητική
   ασφάλεια του αντιδραστήρα είναι :
   - η σχετικά χαμηλή παραμένουσα θερμότητα μετά τη διακοπή της
      λειτουργίας του αντιδραστήρα ( θίΐβτήθθΐ ) ( που είναι μικρό¬
      τερη από 2% της ισχύος λειτουργίας , ανάλογα με τα δομικά υλι ¬
      κά του αντιδραστήρα)" έτσι , ακόμα και στην απίθανη περίπτωση
      ολικής βλάβης όλων των συστημάτων ψύξης , η τήξη της δομής του
      αντιδραστήρα θα αποφεύγονταν για ορισμένες ώρες ή ακόμη και
      τελείως αν είχε γίνει ειδική για το σκοπό αυτό μελέτη,
   - η ακ ι νητοποί ηση των περισσοτέρων ραδιενεργών αποθεμάτων , που
      συγκροτούνται σε μη πτητικά δομικά υλικά,
   -  το μικρό δυναμικό βιολογικού κινδύνου ( ραδιοτοξικότητα των
      παρόντων ραδιοϊσοτόπων , η οποία για το χάλυβα είναι 100 φο¬
      ρές περίπου μικρότερη από:.ότι για τα προϊόντα σχάσης και τα στοιχεία της οικογένειας
     του ακτινίου, και υπάρχουν ελπίδες περαιτέρω μείωσής της με την
      κατάλληλη επιλογή των δομικών υλικών ,
   -  η επι τόπου αναεπεξεργασία του καυσίμου τριτίου που εξαλείφει
      τους κινδύνους που συνδέονται με τη μεταφορά του τριτίου
      ( εξαιρουμένου βέβαια του αρχικού αποθέματος τριτίου που απαι ¬
      τείται για την έναρξη της λειτουργίας για πρώτη φορά ενός νέου
      αντιδραστήρα ) .
7. 01 ΟΙΚΟΝΟΜΙΚΕΣ ΠΡΟΟΠΤΙΚΕΣ ΤΗΣ ΣΥΝΤΗΞΗΣ
   Η ανάπτυξη ενεργειακών σταθμών σύντηξης σε εμπορική βάση είναι
   ένας μακροπρόθεσμος στόχος . Η επιλογή του κατάλληλου χρόνου και
   η έκταση της εμπορικής εκμετάλλευσης εξαρτώνται από το κόστος του
   ως πηγής ενέργειας . Στο παρόν στάδιο, κάθε προσπάθεια ακριβούς
   υπολογισμού του κόστους παραγωγής ενέργειας με σύντηξη, που πιθα¬
   νόν να πραγματοποιηθεί σε δυό γενιές, θά είναι αναπόφευκτα ποιο¬
   τική . Το μελλοντικό κόστος παραγωγής ενέργειας με άλλες μεθόδους
 ---pagebreak--- είναι επίσης απροσδιόριστο . Ως εκ τούτου, είναι αδύνατο να πει
κανείς με σιγουριά αν η σύντηξη θα είναι οικονομικά ανταγωνιστι ¬
κή ως πηγή ενέργειας κατά το πρώτο ήμισυ του επόμενου αιώνα .
Βέβαια, έχουν γίνει μελέτες όσον αφορά τις οικονομικές προσδοκίες
από τη σύντηξη ( παραδείγματος χάρη αναφορά 1 ). Στις εν λόγω μελέ¬
τες προτείνονται επίπεδα κόστους για την παραγωγή ενέργειας ανάλο¬
γα με αυτά που ισχύουν για τις υπάρχουσες τεχνολογίες παραγωγής
ενέργειας . Τα επίπεδα αυτά κόστους φαίνονται εφικτά, με την προϋπό
θέση ότι οι μακροπρόθεσμες προσπάθειες για τη βελτίωση και απλοποίη
ση των τεχνολογιών σύντηξης θά επιτύχουν .
 ---pagebreak---                                                                                      89
   Επιπλέον , μπορεί να αναμένεται ότι από τη συνεχιζόμενη ανάπτυξη
   ατον τομέα της ουντηξης θά προκυψουν σημαντικά παράλληλα επιτεύγμα¬
   τα , ανάλογα με αυτά που μέχρι σήμερα προέκυψαν και που σήμερα μπο¬
   ρούν να επιδειχθούν σε άλλους κλάδους υψηλής τεχνολογίας .
   Εξάλλου, οι προοπτικές για τη σύντηξη και οι οικονομικές συγκρί ¬
   σεις με άλλες μεθόδους παραγωγής ενέργειας πρέπει να εκτιμηθούν
   σε ευρύτερα πλαίσια λαμβανομένου υπόψη και του κόστους που σχε¬
   τίζεται με την ασφάλεια, το πρόβλημα της αυτοδυναμίας και τις
   περιβαλλοντικές επιπτώσεις . Η σύντηξη παρουσιάζει πολλά πλεονε¬
   κτήματα όσον αφορά το περιβάλλον και την : ασφάλεια " τα εν λόγω
   πλεονεκτήματα θα μπορούσαν να αποβούν σημαντικοί παράγοντες υπέρ
   της εισαγωγής της σύντηξης ως κύριας νέας πηγής ενέργειας σε όλο
   τον κόσμο .
8. ΑΝΑΦΟΡΕΣ
   1.      The Environmental Impact and-Economi c Prospects of Nuclear
           Fusion                                         ( EUR FU BRU / XII 828/86)
   Ι^λλει^αναφορές
   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
         H0LDREN , J.P.
          (Paper presented at the IAEA Technical Committee Meeting on
         Fusion Reactor Safety , Culham , 3-7 November 1986 ).
   6.     Fusion Safety Status Report            ( IAEA - Tec . Doc . 388 , 1986 )
 ---pagebreak---                                                              90 .
                 COMPETITIVENESS AND EMPLOYMENT IMPACT STATEMENT
I. Subject matter
   - The programme proposed is designed to continue research and develop ¬
     ment in the field of controlled thermonuclear fusion and covers all
     activities in the Member States in this field .  The final aim of this
     programme is to determine whether energy can be produced at
     competitive prices from nuclear fusion reactions between light atomic
     nuclei and , if so , jointly to construct prototypes with a view to
     industrial-scale production and marketing .
   - The main reasons for conducting research and development in this
     field on a Community basis are among others :
     . the scale of the human and financial resources required , which
       suggest that such a development could hardly be carried out on a
       national basis ;
     . the long time-scale of the effort ( extending well into the next
       century) needed to arrive at the construction of the reactor ;
     . the realisation of a European market for European industries in
       domains of high-technologies and , in the event of success , the
       opening up of a wide Community market for the European reactor .
   - If the programme proposal were not introduced , there would result
     irreversible damages , the most severe one concerning JET . Indeed , in
     parallel with this programme proposal , a proposal for the
     prolongation of the JET project until the end of 1992 is being
     submitted . Such a prolongation is coherent with the installation and
     the exploitation of supplementary equipment on JET in order to ensure
     the further success of this device . A lack of decision on the fusion
     programme would put into question the date of implementation of such
     equipment and accordingly would made not viable the date proposed for
     the end of the project : such termination should then be delayed
     until after 1992 and would cause considerable overcosts .
 ---pagebreak---                                                                      91 .
II . Features of business in question
     - The proposal has implications for European industry in the domains
       of high-technologies , with spin-offs ( in particular in the fields of
       superconducting magnet technology , robotics , and high-power micro -
       wave systems ) to the benefit of other branches of science and of
       industry .
     - The proposal has also implications for SME 's . The role of industry
       is expected to grow when the European Next Step ( NET ) will enter the
       phase of engineering design . JET experience , in particular , has
       shown that new SME 's , working mostly in the fusion field , were
       created or have considerably developed in order to satisfy the needs
       of the fusion laboratories .
III . Implications of programme on business
     - For the implementation of the programme , JET and the institutions
       associated to the Community fusion programme launch European calls
       for tender for equipment and services , particularly in the domains
       of high technologies . Technically competent SME 's are invited to
       participate to each call for tender , when appropriate .
IV . Obligations likely to be imposed on business : NONE
V.   Special provisions in respect of SME 's
     There are no such provisions .      The present proposal is likely to
     stimulate SME 's , as was indicated before .
 ---pagebreak---                                                                      92 .
VI . Effects to be expected
     - The expected effects are ,   as indicated before ,   a stimulation in
       domains of high technologies of     the competitiveness of European
       industry as compared to other industry in the world .
     - The proposal has no deleterious effect on the job situation in the
       Community : on the contrary ,  it helps in increasing the know-how
       necessary to develop this new potential energy source .   In the long
       term , the opening-up of a wide European market for the European
       reactor would have a positive effect on employment .
VII . Consultation of relevant representative organisations
       Member States are consulted through the Consultative Committee for
       the Fusion Programme , whose opinion ( 1986 proposal ) and "views "
       ( revised 1987 proposal ) are favourable , and through the Scientific
       and Technical Committee , whose opinion was also positive . The
       European Parliament and the Economic and Social Committee will also
       be asked to give their opinion .
 ---pagebreak---                                                  EURFU BRU/XI 1-828/86
I
    ENVIRONMENTAL IMPACT
                     and
      ECONOMIC PROSPECTS
                       of
                NUCLEAR FUSION
                     ANNEXE
  BRUSSELS ,
  NOVEMBER 1986
                   C Commission ofthe European Communities
                     Directorate General XII - Fusion Programme
                     Brussels
 ---pagebreak---                      CONTENTS
                                          Page
Explanation                            ( i)-(ii )
Executive Summary                          1
Environmental Impact of Nuclear Fusion     15
Economic Prospects of Nuclear Fusion -     52
A 1986 Viewpoint
 ---pagebreak---                                                                        ( i)
Explanation :
1)   By a Resolution adopted on 17 January 1985 , the Council embodied
     the Opinion of the European Parliament on a Proposal (C0M(84 ) 271
     final) from the Commission of the European Communities to the
     Council :
            "For a Council Decision adopting a research and training
            programme ( 1985-1989 ) in the field of thermonuclear Fusion"
     The European Parliament , in its aforesaid Opinion :
     (Art . 4 )  Calls again on the Commission to launch , in the next few
                 years , a public discussion on nuclear fusion and on the
                 indispensability and impact thereof ;
     (Art . 5 )  Instructs its 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 deuterLum-
tritium fusion is a worthy goal to pursue on its own merits .
Clearly , our acceptance criteria must be further refined and
quantified before they reach the level of precision that will
ultimately be required when decisions to enter the commercial stage
of fusion power are to be made . In this context , a report such as
 ---pagebreak---                                                                       3.
   this can serve a multiple purpose . First , to remind workers in the
   field of the stringent standards society is likely to apply to the
   outcome of their work and to focus their attention on all questions
   raised in this context .
   Secondly , to reassure both the responsible authorities and the
   general public that the efforts devoted to the subject are striving
   for the highest standards , and that encouraging progress is being
   made towards providing society with a supply capable of filling a
   sizeable , Indeed the major , portion of its long-term energy needs
   in the best possible way . Finally , the report is likely to provoke
   reactions that contribute to a better understanding of the promise
   held by fusion and of the constraints to be imposed on this
   emerging technology if and when it comes to widespread application .
   This report summarises , with a minimum of technical detail , two
   technical reports by teams of specialists drawn from several
   European research institues : "Environmental Impact of Nuclear
   Fusion" and "The Economic Prospects of Nuclear Fusion : A 1986
   Viewpoint ".
2. THE ROUTE TOWARDS A EUROPEAN FUSION REACTOR
   The European fusion programme , which concentrates on magnetic
   confinement systems , envisages three distinct steps to be taken
   before commercial fusion power stations can be built .
   The first is to establish the scientific feasibility of the process
   and this is the main thrust of the present programme with the JET
   Joint Undertaking at Culham , UK , as the principal experimental
   apparatus and with complementary studies in the national
   laboratories . The next step , NET (Next European Torus ), will be to
   establish the technological and engineering feasibility . The NET
   design team has already been established at Garching , Federal
   Republic of Germany , and is currently in the pre-design phase of
   the Project . The construction of NET will depend on the main
   experimental results of JET (Joint European Torus) and other fusion
   experiments . After the successful operation of NET , a demonstration
   reactor - DEMO - will be required to establish the design features
   that will determine the economic feasibility of a fusion reactor .
 ---pagebreak---                                                                      4.
   The timescale for such a programme is long but if all stages
   proceed to plan a commercial fusion power station could be in
   operation in the first half of the next century , a time when ,
   according to current predictions , new sources of pollution-free
   energy will be required to supplement nuclear fission and other
   energy sources . In addition , the dwindling supplies of the fossil
   fuels , coal , gas and oil will be needed increasingly for other
   industrial purposes .
   JET , one of the world 's leading fusion experiments of the tokamak
   class , aims at achieving conditions approaching those required in a
   reactor . To do this , the fuel , which is a mixture of deuterium and
   tritium ( the heavy isotopes of hydrogen ) gas , must be heated to
   temperatures in excess of 100 million degrees Celsius and held in
   isolation from container walls by magnetic fields . These fields
   provide the necessary thermal insulation to prevent excessive
   cooling of the hot ionised gas known as plasma . The plasma in JET
   is contained in a large ring-shaped vacuum vessel called a torus .
   If the plasma physics revealed in the JET experiments is favourable
   then the power which would be        released  from  fusion reactions
   occurring in the JET plasma could be several tens of megawatts for
   a few seconds . NET , an experimental test reactor producing a
   thermal fusion power of about 600 MW , is being designed to
   demonstrate sustained reactions , (which themselves should continue
   to keep the plasma hot ) , and to provide the necessary technological
   data for designing a demonstration reactor ( DEMO ) with a net
   electrical output of several hundred megawatts .
3. A CONCEPTUAL FUSION REACTOR
   A number of conceptual fusion reactor designs have been made over
   the last decade . They are based on the present knowledge of the
   physics of high temperature plasmas together with the technology
   currently available or of developments that can reasonably be
   expected in the near future . Based on plausible extrapolations to
   the reactor level , a reactor of net electric power of 1200 MW has
   been defined for the purpose of the attached technical reports and
   been used in the environmental and economic comparisons .
   The simplest view of a fusion reactor is a unit into which the
   basic fuels - deuterium and lithium - are fed and the output is
 ---pagebreak---                                                                       5.
    electricity with helium as the principal waste product .
    Lithium is required to produce tritium (a radioactive form of
    hydrogen) which will be subsequently "burnt " with deuterium to
    produce power from fusion reactions . Deuterium from water and the
    light metal lithium from the earth 's crust are both plentiful and
    geographically well distributed . Less than one tonne of these fuels
    would be consumed in a 1200 MW fusion power station per year . Most
    of the fusion power generated will appear as high speed particles
    called neutrons , which will be slowed down in a surrounding blanket
    made of a compound of lithium causing the blanket to heat up to
    temperatures suitable for raising steam . The neutrons not only
    provide the heat source for generating electricity in the
    conventional way , but also convert some of the lithium into
    tritium . The neutrons also cause the reactor internal structure to
    become radioactive . The level of radioactivity and the decay rate
    (half-life ) will depend on the structural materials chosen ; both
    could in principle be made low .
3.1 Radioactivity in a Fusion Reactor
    The only radioactive substance inherent to the fuel cycle of the
    currently-envisaged fusion reactor is tritium . In addition ,
    radioactivity is induced in the structure of the reactor by the
    neutrons arising from the fusion reactions . These two sources of
    radioactivity have been considered in assessing the safety and
    environmental aspects of fusion reactors in the following sections .
3.2 Tritium
    Tritium is a radioactive isotope of hydrogen . It has a radioactive
    half-life of 12.3 years and decays by emitting beta-radiation
     ( electrons) . Tritium is present in very small quantities at all
     times from natural sources in the upper atmosphere . Man-made
     tritium , mainly from thermonuclear weapons testing programmes , far
     exceeds the natural background levels of tritium . Gaseous tritium
     oxidises in air and in the soil to form tritiated water (HTO) and
     in this form it is more readily absorbed by human tissue . However ,
     tritiated water does not concentrate in the body but is excreted
     with a biological half-life of about ten days . Fortunately ,
 ---pagebreak---                                                                       6.
      tritiated water in the environment disperses and dilutes in the
      ecosystem much faster than fission products and actinides . For
      example , the half life of the loss of tritiated water from the
      upper layers of the soil is measured in days , whereas fission
      products and actinides can contaminate land and buildings for very
      long periods . There is no evidence or known mechanism for the
      concentration of tritium in the food chain .
3.3 . Tritium Inventories
      The amount of tritium in the plasma of the reactor at any given
      time is very small - less than 1 g . The total tritium inventory for
      a 1200 MW plant will be about 3 kg of which about one third will be
      kept in a number of separated bunkered store rooms until required .
      The stored tritium need not be in the gaseous form but may be kept
      in a solid stable form such as a metallic tritide . There will also
      be tritium trapped in the lithium blanket surrounding the reactor
      and in the processing plant ; the quantity of tritium therein will
      depend upon the reactor design ranging from a few hundred grams to
      about 2 kg . The bulk of the tritium in a reactor - in store and in
      the blanket - is effectively immobilised and has a very low chance
      of escaping into the environment . Present knowledge , however ,
      indicates that the quantity of tritium that could be released in
      any conceivable accident could be reduced to about 200 g and this
      value   has  therefore  been  assumed   in   the assessment  of  the
      environmental consequences of the worst conceivable accident .
3.4   Radioactivity of the Internal Structure of the Reactor
      The neutrons resulting from the fusion reactions will make the
      structural materials of the reactor radioactive , but the level and
      longevity of the radioactivity depends essentially on the chemical
      composition of the elements used in the manufacture . The components
      closest to the plasma - particularly the torus wall and the blanket
      structure - will be subject to the most intense neutron bombardment
      and if made , for example , from conventional stainless steel will
      become the major fraction ( over 90% ) of the radioactive inventory
      of the plant . Although the total radioactive inventory of a fusion
      reactor at the time of shut down using conventional stainless
      steels for the torus wall and other internal structures will be
 ---pagebreak---                                                                            7.
       almost comparable to that of a fission plant of similar power the
      biological     hazards    ( radiotoxicity )  associated with      steel
      activation products are significantly lower ( about one hundred
       times lower ) than those of fission products and actinides .
      Furthermore , the bulk of the activation products are trapped in the
      solid structural material of the reactor and cannot as such be
      dispersed into the atmosphere .
      In making any safety and environmental assessments of fusion
      reactors , it is necessary to consider potential hazards specific to
      fusion that could arise especially from the radioactive tritium and
      from the activated reactor structure . Studies have therefore been
      made on the environmental impact during normal operation , the
      radioactive waste generated during the life of the reactor , and the
      environmental impact due to the worst possible accidents . These are
      reported in depth in the accompanying reports together with the
      assessement of the economics of a fusion reactor . A summary of each
      of these aspects is given in the following sections .
4.    ENVIRONMENTAL IMPACT DURING NORMAL OPERATION
4.1   Routine Emissions
      The only gaseous part of the radioactive inventory of the
      currently-envisaged     fusion    reactor will be        the  tritium .
      Multiple-containment systems will be used with the steel-lined ,
      air-tight reactor building being the final barrier against the
      release of tritium into the environment . The largest internal loss
      of tritium during normal operation may occur via the coolant lines .
      This is because tritium can permeate into the cooling channels of
      the blanket . Operating experience gained from Canadian CANDU
      fission reactors , with comparable tritium concentrations in the
      coolant , indicates that , with existing technology , losses to the
      atmosphere can be kept to very low levels . On the basis of this
      experience , the total tritium released daily from a 1200 MW reactor
                                                        *
      is expected to be less than 1 / 100 g (3.7 TBq)     which would result
      in maximum dose to the most exposed individual of the public local
      to the plant of about 10 Sv* (1 mrem) per year. This is well
*
  Bq = Becquerel ; TBq = 1,000,000,000,000 Bq ;
  Sv = Sievert ; mSv * Milli-Sievert ;    Sv = Micro Sievert
 ---pagebreak---                                                                       8.
    below the limit imposed by current regulations for fission reactors
    ( 50-300    Sv or 5-30 mrem per year ) and would , for this most
    exposed person , increase the dose burden above that due to average
    natural background radiation by about 1% - much less than the
    variations in background radiation from place to place .
    The most likely release of activation products during normal
    operation is from the leakage of corrosion products from the
    primary cooling circuits or from a loss of cooling water during
    maintenance . Based on fission reactor experience , at most this
    would amount to a relatively small amount per year and the
    consequences to any member of the public would be negligible .
4.2 Radioactive Wastes
    The principal radioactive components of a fusion reactor will be
    the torus wall and the blanket structure , both of which will have
    become activated by the fusion neutrons . If conventional steels are
    employed , it is likely that these components will be replaced about
    four times during the life of the reactor . Low level wastes will
    also arise from various processing systems around the reactor .
    Experimental facilities , such as JET , use conventional types of
    stainless steel for the construction of the torus ; these steels are
    not ideal materials for a fusion reactor . The fusion technology
    programme is therefore investigating new materials , in which the
    alloying elements that become radioactive with long half-lives are
    replaced by elements with only short-lived radioactivity . These
    materials could reduce the radioactive inventory of the structure
    by a factor between 10 and 100 , the decay rates would be faster and
    recycling of many of these selected materials could be considered
    after about 100 years . The storage problems for such wastes would
    not only be for much shorter duration than waste from fission
    reactors (where the long-lived actinides are inherent to the
    process ) but would also be much easier to handle . The fusion waste
    would be in solid form and , having a large surface area , active
    cooling would not be necessary and furthermore deep geological
    disposal would not be required .
 ---pagebreak---                                                                      9.
   In general , it is concluded that the radioactive wastes from the
   fusion process will be considerably easier to store and dispose of
   than the wastes from fission reactors .
5. ENVIRONMENTAL IMPACT DUE TO ACCIDENTS
   Studies are being made of accident scenarios resulting from major
   technical failures of the reactor or plant . If such a severe
   accident caused the reactor building to be breached (although this
   seems impossible ) then the radioactive release into the environment
   would be mainly tritium and some activated structural materials .
   No mechanism has been identified that could mobilise more than a
   few grams of radioactive particles from the reactor structural
   materials .
   The maximum quantity of tritium contained inside several different
   buildings of the fusion plant is considered to be about 3 kg . No
   sequence of events leading to the release of all this tritium could
   be found and the most severe accident identified would lead to the
   release into the environment of not more than 200 g of tritium . If
   this 200 g of tritium in the most hazardous form (HTO) were
   released from the building roof ( rather than from a high chimney
   stack ) under adverse weather conditions it would cause a maximum
   dose of 60-80 mSv (6 to 8 rems ) at a distance of 1 km from the
   plant . In such an incident , the levels of radiation would not cause
   direct harm to any member of the public or lead to the evacuation
   of the public outside the power station boundary fence .
   It is concluded , therefore , that releases of tritium - the most
   hazardous material in a fusion reactor - and radioactive internal
   structural materials will cause no immediate harm to an individual
   or cause disruption to the normal life of the community outside the
   power station boundary fence during normal operation , during
   maintenance operations or even following a major accident or plant
   failure .
6. SAFETY ASPECTS
   Fusion    reactors  will   be   complex  nuclear   installations  but
   nevertheless appear to have a number of intrinsic safety features .
 ---pagebreak---                                                                  10 .
The most important safety aspect is that whatever fails or goes
wrong with a fusion reactor , it cannot in any circumstance lead to
an uncontrolled , self-started and self-sustained nuclear runaway .
Moreover , the amount of fuel in the reactor core at any given time
is only sufficient for a few tens of seconds of operation and the
interruption of the flow of fuel , or a variation in the magnetic
confinement system because of a failure of the plant , will lead to
the instantaneous quenching of the plasma and the fusion reaction
will cease .
In the event of the shut-down of the reactor , cooling systems must
continue to operate to cope with the afterheat in the torus wall
and the blanket structure . In a fusion reactor , the afterheat will
be relatively low ( up to 2% of the operating power depending on the
structural materials of the reactor ) . Even In the unlikely
situation of the total failure of all the cooling systems , the low
level of afterheat and the large volume and surface area of the
structures are such that melting of the structures would not occur
for several hours or even may be avoided altogether by appropriate
design .
Safety for any nuclear reactor is of the utmost importance .          A
fusion reactor will have a number of specific safety features built
in . The tritium plant will be built with multiple-containment
systems and the bulk of the tritium will be stored in a solid
immobile form and in separate bunkers away from the reactor to
minimise leakage to the environment . The tritium reprocessing will ,
in general , be carried out on site as an integral part of the
plant . There may be some transportation of tritium in immobilised
form outside the plant to start up new reactors . The reactor
building itself will be designed such that under all conceivable
internal accident conditions the building would not be breached .
Virtually all the radioactive inventory of a fusion reactor is
non-volatile structural materials and there are prospects that
long-lived radioactive materials can be avoided . The biological
hazard potential of the radio-isotopes from fusion reactors is low .
Even in the worst conceivable accident scenario ,    there seems no
circumstance resulting in immediate harm to an individual beyond
the site boundary or the evacuation of the public .
 ---pagebreak---                                                                        11 .
   It Is concluded therefore that fusion reactors will provide a safe ,
   environmentally-acceptable future source of energy .
7. THE ECONOMIC PROSPECTS
   For fusion power to be established as a commercial source of
   energy , it is necessary for it to be economically competitive , to
   satisfy existing safety requirements and to be acceptable to the
   public . Just as it is not easy to predict the price of oil next
   year , to predict some fifty years ahead whether an as-yet unproven
   system will be competitive is difficult and uncertain , and by
   necessity , will be based on a number of assumptions . The emphasis
   of the current research programme has been directed to making the
   fusion process work in large-scale experimental apparatus . In
   parallel with these studies of the physics of plasma , several
   conceptual design studies of fusion reactors have been carried out
   to identify the general trends for future technological
   developments . The majority of these studies have concentrated on
   tokamak reactors ( reflecting the emphasis of the fusion research
   programme ) although some alternative systems have been included .
   These studies have produced preliminary estimates of both the
   construction cost of a fusion plant and the cost of generating
   electricity . As part of the NET study , for example , cost methods
   suitable   for a f irst-of-a-kind tokamak fusion reactor have been
   evolved . From these , it appears that if a prototype commercial
   reactor of 1200 MW electrical output ( sent out ) were built solely
   based on the present knowledge of plasma physics and technology ,
   the generating cost of electricity would be 2-3 times that
   generated by today 's thermal fission and coal stations . This is , of
   course , taking a very pessimistic case for fusion and comparing it
   with   a well-established    reactor design . Series  production    is
   expected to reduce this gap significantly or even close it . It
   should be noted that the present generating cost of electricity
   from a fast breeder reactor ( also first of its kind ) is twice that
   from conventional thermal fission reactors . As the development of
   fusion power proceeds , it is reasonable to expect considerable
   improvement and simplifications in both the technology and the
   physics of plasmas which will lead to a reduction in the generating
   costs . For example , the cost of the superconducting magnets
   required for a fusion reactor are very high due principally to the
   present very limited market for superconducting materials but their
 ---pagebreak---                                                                    12 .
cost is expected to drop as their applications increase . Also , the
costs of the blanket and cooling systems , and the reactor building
itself , are likely to fall in series production as operational
experience leads to simpler designs . A dramatic cost reduction
could also be made with improved plasma operations . If the beta
value - a measure of the efficiency of the magnetic field in
confining plasma - were increased by a factor of 3 from its
presently achieved values , then the generating cost of electricity
would be reduced by about 30% without taking account of increasing
power advantage so gained .
There are many examples where the economics of high technology
systems have been drastically improved from the f irst -of -a- kind
version . Therefore , the demonstration of scientific and technical
feasibility must be followed by physics and engineering
improvements together with simplifications of the overall system to
arrive at an economically-competitive power plant .
In contrast to the extensive literature containing fusion reactor
design studies with detailed cost estimates , there have been
several    publications  which  argue  that   fusion  will  never  be
economic .  The main criticisms are that   fusion devices have a  low
power density , a long payback time and are too complex . It can be
seen that the use of power-density -based comparisons is not
reasonable by examining fission reactors themselves where typical
                                                     -3
power densities are between 15 and 0.4 MW(th) /m , whereas the
construction and generation cost differences are within a factor of
two . The energy payback time is made by comparing the total energy
expended in all processes involved in the manufacture , construction
and operation of the plant compared with the total energy generated
during the working life of the reactor . For a fusion reactor , the
energy expended on the construction of the reactor is about twice
that for an equivalent fission plant , but when the energy of
manufacturing and processing of the fuel is taken into acount , then
the energy expended on fusion is signif leant lj_ 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 " 91 190 Gif-sur Yvette , France
G.  Kessler      Kernforschungszentrum Karlsruhe , INR , D-7500 Karlsruhe 1   FRG .
                                          CONTENTS
                                                                   Page
0 . SUMMARY                                                         17
1 . INTRODUCTION                                                   21
2 . FEATURES OF  A TYPICAL FUSION POWER PLANT                      22
3 . ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT                   29
4 . DEVELOPMENT  POTENTIAL                                         *6
5 . CONCLUSIONS                                                    47
6 . REFERENCES                                                     48
7 . GLOSSARY                                                       50
 ---pagebreak---                                                                                    16 .
AC K N0W1 diD^I^NT5i
        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 nher ent safety features
            A fusion power plant can be designed for inherent safety such that
effects of all credible accidental circumstances on the environment will be
kept small by generic safety features : neither the externally supplied fuels
( deuterium and lithium ) nor the ultimate fusion reaction products ( helium ) are
radioactive or toxic , there is a small fuel inventory in the plasma , an
uncontrolled , self - started and self sustained nuclear runaway is impossible ,
the power density in the first wall and blanket structure is relatively low ,
afterheat at shutdown is moderate ,          the bulk of radioactive material, is non ¬
volatile structural material ,          and   the radio - isotopes have low biological
hazard potential .
0.2     Basis for assessment of environmental impact
          Based on plausible extrapolation from todays physics and technology to
reactor level ,        a FCTR ( First Commercial-sized Tokamak Reactor ) was defined .
This      FCTR   ( 1200  MWe )  is  used   as   a basis    for  the assessment  of  the
environmental impact of Tokamak reactors .
0.3     Environmental impact during normal operation
          The levels of radioactive effluents in normal operation will match the
regulations in Europe and elsewhere and hence these effluents will not be a
hazard to the public . It is worth noting that the technical potential exists
for further reducing the emission to virtually insignificant levels .
Re l e ase of radioactivity during not mal ope ra tion
            The principal sources of a irborne radioactive effluents will be the
release of tritium from buildings , the corroded activation products that leak
through coolant loops ( forming aerosols ), the activation of the cover gas or
air inside the reactor building and gases released in auxiliary buildings
during radioactive waste management operations . Assuming adequate containment
measures , the annual atmospheric releases from normal operation and
maintenance procedures could be limited to about 2 g (- 7^0 TBq = 20000 Ci ) of
 tritium and 18.5 GBq ( 0.5 Ci ) of activation products .
 ---pagebreak---                                                                                18 .
           Aquatic radioactive releases will be mainly due to losses during
maintenance of water cooling systems and from processing of operational waste .
Annual effluents consist of about 0.15 g (= 55.5 TBq = 1500 Ci ) of tritium and
185 GBq (5 Ci ) of activation products .
       The release values given have been obtained with moderate extrapolation
of present technological capabilities and can be considered as reasonably
conservative .
Radiation doses due to the release o f radioactivity during normal operation
      The above described radioactive release of tritium amounts to a total of
a few TBq / d ( about 800 TBq / a ) from the fusion plant . This release will result
in a maximum dose of the order of 0.015 mSv / a ( 1.5 mrem / a ) to the most exposed
individual of the public ( stationed permanently downwind at the boundary of
the plant , eating food and drinking water gained at this place ). This is well
below the limit imposed by regulations ( 0.05 to 0.3 mSv / a = 5 to 30 mrem/ a )
and is about 1$ of the average dose burden by natural background irradiation .
Environmental impact of non-radioactive eff luent s
         Fusion plants do not emit CO^, nitrous oxide , or any other biotoxic
chemicals .    The generation of waste heat is the same as in any other type of
steam raising plant .
0.4  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 .
Radi ati on doses ..due to j^e lease of _rad_ ioact i vity under accidenta l conditions
        The hypothetical release of 200 g tritium in the most hazardous form of
HTO from the building roof , although building breaching appears not to be
possible , would cause a maximum dose of 0.06 to 0.08 Sv (6 to 8 rem ) at 1 km
distance , under worst weather conditions and dry deposition . These values are
within the limit of 0.05 to 0.15 Sv (5 to 15 rem )              accepted by the licensing
authorities for abnormal events of low probability .
0.5    Waste
           The radioactive waste generated by fusion power plants will be
quantitatively comparable to fission reactors , but qualitatively it will be
much less of a potential hazard .
       It is likely that the high level wa ste from FCTR , mainly first wall ( AISI
316 )   disposals , can be handled like spent fission fuel elements .           The amount
of   first   wall waste   is   of  the  same    order   but  the  hazards are  much    lower
compared to spent fission fuel .            Structural materials from spent breeder
blanket segments will have a high volume for disposal if the segments are
replaced frequently , but there is a good potential for material re-use or
easier management when alternative structural materials have been developed .
      The quantity and disposal strategy of low level waste generated annually
from normal operation of FCTR are comparable to that of fission reactors ,
providing that care is bestowed on detritiation and tritium immobilisation .
0.6    Low activation materials
        The presently used austenitic and martensitic steels do not meet fusion
wastes long term requirements . Low activation materials under development
could avoid the needs of long term isolation and deep geological disposal .
Even recycling and re-use might be possible after some decades .
0 . 7 Direct radiation , magnetic fields , radiofrequency radiation
         No difficulties are expected in conforming to existing guidelines for
long term exposure to magnetic fields , radiofrequency radiation and direct
radiation ( e.g . by neutrons ).
 ---pagebreak---                                                                            20 .
0.8  Impact o n the public , short and 1 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--- 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 MWg ).
 ---pagebreak---                                                                                      22 .
2.  FEA TURES OF A T YPIC AL F USION POW ER PLANT
2.1   Definition of a tokamak power plant
       Extrapolation from present conceptual experimental tokamak devices such
as  INTOR   /1 / and NET     /2/  to fusion power        plants can be performed with
different degrees of conservatism .        Table 1 displays some typical parameters .
      The INTOR and NET parameters reflect a prudent interpretation of present
day physics and technology .      FCTR / 3 / ( First Commercial-sized Tokamak Reactor )
is  a   reasonable  extrapolation     of     todays  conceptual   design parameters   to
reactor level .   STARFIRE / 4 / - a US conceptual reactor design - contains many
advanced assumptions and design characteristics .
TABLE 1 : Typical fusion device parameters
                                          INTOR       NET-DN    FCTR        STARFIRE
Fusion power ( MW )                       585         600         3590      3510
Electrical power ( net , MW )                0        0           1200      1200
Toroidal field on plasma axis ( T )      5.5          5.0          5.7       5.8
Plasma current ( MA )                     8.0        10.8         18.0      10.1
                               2
Neutron wall loading ( MW/ m )            1 .3        1 .0         1 .8      3.6
                    2
First wall area (m )                      352         H80         1600       780
The following assessment of the radioactive inventory and environmental impact
of Tokamak reactor designs - as will be discussed in the subsequent sections -
will make reference mainly to FCTR because it is considered to be the most
representative reactor       concept  in Europe      in terms of     todays physics and
technological capabilities .
 ---pagebreak---                                                                              23 .
2.2 Inhérent Safety
         A FCTR will have some generic safety features which suggest that the
effects on the environment will be small .    These are :
    - an uncontrolled , self-started and self-sustained nuclear power runaway
        is impossible ,
    - low fuel inventory in the plasma chamber ,
    - relatively low power density in first wall and blanket structure ,
    - moderate afterheat at shut-down ( up to 2% of operating power in the
       first wall and blanket structure ) diluted on a large surface .
    - the bulk of the radioactive material is non-volatile structural
      material ,
    - relatively low biological hazard potential of the radio-isotopes .
       In addition it seems to be possible to design a containment such that it
will not lose integrity under all conceivable internal and external accident
conditions .
2.3   Multiple containment concept
       The most volatile part of the radioactive inventory of FCTR is tritium .
Therefore the safe containment of tritium inside the fusion plant for both
normal operation and accidental conditions will become mandatory .           This
requires a multiple-containment concept ( in general triple ), to minimize the
release of tritium to the environment .
2.4   Radioactive inventories
2.4.1 Tritium inventory
General remarks
        For the first application ( D-T cycle ) fusion reactors , tritium will be
used as fuel , the D-T reaction products being stable He4 nuclei and high
energy neutrons . The tritium inventory in the plasma chamber will be very
small (1 gram ). The total tritium inventory in a plant , however , will be some
 ---pagebreak---                                                                                 24 .
kilograms , distributed in the storage , the process systems and the reactor
structures .    The bulk of the tritium will be stored in a solid immobile form
and in separate bunkers away from the reactor .
       Tritium is of moderate radiotoxicity , with a half life of 12.3 years .        It
emits 6-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 1 963 » declining to 120-170 kg in 1980
/ 6/ .
Tritium systems inventories
         The evaluation of the tritium inventory in fusion reactors is strongly
dependent on design choices and on details of reactor systems design .         Lack of
information    on   tritium  behaviour   in materials    is an  additional  source    of
uncertainty .    The main uncertainty arises from design alternatives in plasma
feed    and  exhaust ,   isotopic  separation ,   breeding   blanket , fuel   storage .
 ---pagebreak---                                                                                   25 .
However progress has been achieved in recent years during the definition of
experimental reactors like NET and INTOR , and the tritium inventory figures
have tended to decrease . It can also be stated that the design data of the
tritium cycle in an experimental reactor can be transferred to Tokamak power
reactors .    In fact , since fusion physics does not allow small dimensions and
zero power in a representative experimental device , there will be no
significant uprating in design data from experimental to power reactors . The
present data applicable to FCTR are about 3 kg .
Mobilizable tritium inventories
       The definition of mobilizable inventory is somewhat arbitrary without a
thorough accident analysis .       It can be stated ,        however ,   that tritium in
process systems such as plasma chamber evacuation , plasma exhaust impurity
processing , solid breeder tritium recovery , plasma fuel delivery , coolant
loops , has higher probabilites of releases to the environment than tritium
perriieated in structural materials or stored in stable form .
       Tritium mobilizable inventories quoted for INTOR / 8 / are 500 - 1600 g ,
with   maximum    localized  inventories   of    150    -  900   g,  the   higher   values
pertaining to solid ,     the lower values to liquid breeder options .              Design
guidelines proposed for NET / 9 / would seek to maintain localised tritium
inventories    which   could  be released    under    accidental    conditions   into   the
surrounding     containment  to  below   150    g.   It   is   expected   that  the    main
mobilizable inventories of FCTR will be not much larger than those of NET ; a
careful    estimate   for  FCTR  leads  to    a  value    of   about   200g .   Operating
experience with an engineering test reactor will permit the tritium handling
of FCTR to be optimized with respect to mobilizable inventories ( if this turns
out to be an important design objective ).
2.4.2    Neutron induced radioactivity
General remarks
        In fusion reactors neutrons formed in the fusion process will activate
the surrounding structures . The plasma facing components such as the first
wall will be subjected to extreme conditions of the fusion environment . At
the same time , they will build up the major fraction of the neutron induced
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 ) /!/ .            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 ol' AMCR-33 .
- V15Cr5Ti : The radioactive inventory will be about one order of magnitude
    lower compared to AMCR-33 and also the radioactive decay rate will be
    faster ( see Fig . 3 ) •
2.5    Indices of radiological hazards
        Various indices of radiological hazards exist to quantify the danger to
the    public   posed    by  unanticipated    releases  of  radionuclides   into  the
environment .
2.5.1    Activity
       The most widely available but also the least informative measure for the
hazard is the activity defined in Becquerels (= desintegrations per second ) or
in Curies . Using this measure , a fusion plant employing steel ( AISI 316 ) as
structural material will be comparable to a fission plant of similar power
because the radioactive       inventory   is about the same . The use of vanadium
alloys ( e.g. V15Cr5Ti ) reduces the activity by about one order of magnitude .
2.5.2    Biological hazard potential
         The potential biological consequences of steel activation products is
considerably lower than that of fission products and actinides .          To quantify
this effect , a more meaningful index , the biological hazard potential ( BHP ) is
used .     It  takes   into  account  the   differences  in such  hazard-determining
properties as half-life , decay mode and energy , radioactive progeny of the
radionuclides , and lifetime in the body tissues .
       The BHP is defined as the activity ( A ) divided by the maximum permissible
concentration ( MPC ) of a radionuclide , summed for all radionuclides present :
                   BHP = KA. /MPC .)
 ( The MPC is the concentration of a radionuclide in air or water that would
 produce the maximum permissible dose if a person were breathing continuously
 the contaminated air or drinking the contaminated water ).
 ---pagebreak---                                                                      28 .
       Using the such defined BHP for comparison , results in hazards about 2
orders of magnitute smaller in the fusion case ( AISI 316 ), than in fission .
This  difference  increases  with decay time and   the scenario  is even more
favourable to fusion if vanadium alloys or other low activation materials are
used as structural materials .
 ---pagebreak---                                                                             29 .
3.     ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT
3.1 Radioactive releases
3*1.1 General remarks
           In the following sections the potential environmental impact of FCTR is
outlined , for both normal operation and accidental situations . The background
information on which this report is based is given in references / 7 / and / 10 /
to / 1 3 / and the literature quoted therein . It represents the state of present
day knowledge . As FCTR is still in the preconceptual stage this assessment
can only be very general .
            Tritium is the most volatile part of the radioactive inventory . To
minimise its release to the environment , a multiple-containment concept is
used .        The inner primary containment consists of the tritium containing
equipment .       This all-metal equipment is installed in a secondary containment
( e.g. glove boxes , jacketed tubing ) which is as small as possible in volume to
allow       continuous    extraction  of  tritium   from  the  enclosed  containment
atmosphere .       The tertiary containment acting as a last barrier against tritium
release into the environment constitutes the reactor building ( with steel
liner inside ), the tritium facility building or other air-tight buildings , see
f ig . 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
      ooiam                  /   \ \                   /      /       // / /         .
     D°p
    loop                    / \\                            ./       /////- plasma P'asma
                                                    ///// ~ fuellingfU6"'n^    /
        \                                                                      / tritium
                                                                                    tritium          /                    /
         \ _m
            _O ,                         |r/>A/C-4X      /><Vi–*■-            m7*- recovery
                                                                                    recovery     \" Z~*-            *     /
                               / *-*-td_Z//\\             r\\
                                                         //\\                  2 Ifrom
                                                                                    from blanke
                                                                                           blanke /                 –     /
                               Z
                               4 _»         Il     11    I     I               A                  J j/   ireprocessing:
                                                                                                          reprocessmç /
         /                     >            l     II     l     U               /////// / Z/-4/            purification ,. /
       /                       'A
                               / -n\        \\ JJJ      \\.
                                                        \\ JJJ \              mir=====nH
                                                                               / I.         - ■■ I /       “ 'op* |ii| k/^
                                                                                                          isotope
                                                                                                          isotope
      /                        A
                               /          \\   S^
                                              \V-//      \N//
                                                         \\V/                  M
                                                                               Z tritium         \\]A/    séparation k
                                                                                                          separation
                                                                                                          separatio
                               /
                               /          1                        I           /j lUtoraae
                                                                                  lUtoraae
                                                                                    storaae -M- /      IL!=z±r===LJ
                                                                                                                , –1 /2
                               z                           „,                  /ZZZZÎZZZZZ/
                                                                               /ZZZZiZZZZZ/                               /
                               /                                       . -_=n Lz __i_ z                     -–            /
     \                         /
                               Z                            |_ vacuum
                                                                  vacuum     _ ^ _„_ /                        _ /
       |                       2                                 LPMgB_
                                                                  pump         /                     <                    /
           _ A_u_u_121
      /_121_U_U_12
           turbine building            reactor building                             tritium System building
Fig . 1 : Schematic view of the multiple containment concept of a fusion power plant
 ---pagebreak---                                                                                           31 .
Tritium
            The major sources of tritium release during normal operation and
maintenance are :
   - leakage and permeation from the plasma chamber and fuel handling system ;
   - leakage from first wall and blanket coolant lines , leakage from steam
     generators ;
   - leakage and permeation from tritium processing system .
      To quantify tritium releases it is common to use both mass units ( g ) and
activity units ( Bq or Ci ), the correlation being the specific activity of
about 370 TBq / g or 10000 Ci / g .
        All critical tritium-containing components are located in the tritium
facility building or the reactor building . Estimates of the atmospheric and
aquatic releases of tritium from the FCTR are given in tables 2 and 3 , taken
from 77 / .
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
 in the coolant , being in the range of 1 to 4 GBq/nr3 (/ 0.03
                                                          A n <% j_ A 1 1 n.' 3
                                                                 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 CO . as cover gas would reduce the production of this
nuclide by a factor of 10°6 . 2
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 /!/ . These figures are also applicable to a
power  reactor  like  FCTR  since a significant   increase  in the mobilizable
inventory is not expected .   They allow the evaluation of the possible tritium
release to the environment and their dose rate to the public .
      In the most severe cases ( rupture of coolant pipes , failure of part of
the tritium processing system , failure of cryopump ) up to 200 g of tritium
can be released into the reactor building . Tritium may also be lost from
rupture of components inside the tritium recovery and isotopic separation
system ( order of 100 g ), but this loss is within the secondary containment .
Taking into account tritium removal by the detritiating system of the
secondary containment a subsequent tritium release of 0.1 g/h into the
process hall might be expected .
      Quick detection and effective performance of the emergency atmospheric
clean-up system in the reactor building or process building should be capable
of reducing the personal exposure and the release outside the building to
about 100 GBq/ d (a few Ci / d ). However , for the worst case analysis of
environmental impact no retention mechanism will be accounted for . As a
reference case for this report a maximum accidental release of 200 g tritium
 ---pagebreak---                                                                                     36 .
to  the   environment   was   defined .    This  source   term  is the  basis  for the
determination of the radiation exposures of individuals in the surrounding of
the plant .
Potential release of activation products
       The accidental release of activation products is the most difficult to
assess .    The most mobilizable parts of the plant 's radioactive inventory are
the  fluids    e.g.  the  primary coolant system .        The radioactive structural
material for which melting and vaporization is required for mobilization and
release to the environment has the lowest level of mobilizability .           There is
even hope that , due to inherently safe design , melting of structural material
may be effectively excluded .
      The following most relevant potential mechanisms to mobilize activation
products have been identified :
   - plasma disturbances ;
   - coolant system failures ;
   - magnet failure ;
   - cryogénie depressurization ;
   - hydrogen explosion ;
   - fire ;
   - auxiliary system failure and external hazards .
       The most probable release of activation products in case of accidents
are those related to structural heat-up of first wall and blanket , namely
plasma disruptions and blanket coolant failures .
        The most pessimistic assumption resulting from a plasma disruption is
the release of some grams of ablated first wall material through a broken
vacuum vessel into the reactor hall .          However , most of the eroded material
from   the    first wall    may   be   redeposited   inside   the  plasma  chamber  or
elsewhere .
         The main concern in a cooling failure is related to the decay heat
following shut down of the reactor . It has to be expected that in case the
cooling failure is not detected , the plasma burn will automatically be
terminated due to the        ingress of volatilized material subsequent to the
 ---pagebreak---                                                                                 37 .
temperature rise of the first wall . Depending on the design of the blanket
and cooling system different scenarios of coolant system accidents can
follow .     In  the   most  pessimistic   case   of  cooling   loss   the afterheat
production causes melting and degradation of the structure and consequently
release of activation products only after some hours .            This would appear
sufficient time for intervention .        Moreover , with passive cooling design
solutions and proper material selection , melting of the structure appears to
be inherently avoidable .
        Coolant tube breaks would lead to the release of radioactive corrosion
products ( and tritium ) present in the coolant , and possibly to the generation
of mobile material      subsequent   to  the  temperature   rise or break of the
structure or by chemical reactions .
       The only important accident initiators which could lead to damage of the
magnet and / or other reactor components are arcing across current leads or the
rupture of a single conductor .    Simultaneous rupture of a complete winding at
two different locations has been postulated for the severest event .             The
probability of this event however is extremely low because the prerequisite
leading to such an accident is scarcely imaginable from the physics point of
view .   If such a hypothetical accident is assumed , the broken section could
be accelerated leading to some damage on reactor components such as coolant
lines or tritium processing lines .        The building containment however will
withstand this hypothetical accident as it is designed to withstand even
worse    events   like   airplane   crashes   and    explosions .     Therefore  the
consequences of arcing would be      mainly in terms of economics due to reactor
downtime and costly repair .
       The same holds for an accidental release of He being used as coolant for
the superconducting magnets . First calculations indicate that the building
containment can be designed to withstand the pressure loads resulting from
evaporation of the total He inventory .
       It is difficult to exclude , as in all complex systems , a fire accident .
However , care is already being taken to choose materials , wherever possible ,
so that this event will be minimized .        This is the case for the breeders
where materials such as liquid LiPb and Li-ceramics are now preferred to
 lithium metal because of their low chemical reactivity with air and water .
 ---pagebreak---                                                                               38 .
       In case of external events ( earthquakes , missiles , aircraft , sabotage )
the tritium which may be involved will at most be that which is contained in
one of the tertiary containments ,        i.e. the reactor building or the tritium
process building ( containing about 100 g of tritium divided between separate
isolated rooms ).      It is a likely assumption that in case of accidental
release    of   activated   material    in   the  reactor  building  deposition    and
adsorption effects will strongly reduce the emissions to the environment .
3.2   Radiological effects to the environment
       The dose to an individual ( measured in rem or Sv = Sievert ) at defined
distance from the plant , obtained during a defined time of exposure is the
most meaningful hazard index .         However , to perform dose calculations many
assumptions must be made , leading to greatly varying results .
3.2.1   Dose criteria for normal operation and abnormal events
       Dose criteria are given in the CEC directive 80 / 836 which is in close
agreement with ICRP recommendations / 1 6 / .        The basic recommended maximum
allowable annual dose limits for whole body radiation are :
- 50 mSv/ a (5 rem/a )     for the most exposed working group , and
    5 mSv/ a ( 0.5 rem/a ) for the Most Exposed Individual ( MEI ) of the public .
   These limits are    intended for conditions where the source of radiation is
   subject to control and therefore do not apply to doses from accidental
   releases .
Exposure limits used as design guidelines follow the As Low As Reasonably
Achievable ( ALARA ) principle and are more restrictive .       The following values
are frequently used :
- for normal operation 1 to 2 mSv/ a ( 0.1 to 0.2 rem / a ) as average dose and 5
   to 10 mSv / a ( 0.5 to 1 rem / a ) as maximum dose for the most exposed working
   group ; 0.1 mSv/ a ( 10 mrem/ a ) as average ( with range of 0.05 to 0.3 mSv/ a (5
   to 30 mrem )) for the MEI
 ---pagebreak---                                                                            39
  I
   o ,
   a
   CD
    >s
    o
    a
    a
    a>
    k.
    u.
         ,-4
    CD
    a.
    >s
    o
    c
    a;
    D
    cr
    o
    t.
   .3?                                      Σ(Π (i arge      acc: idents )
  :£
  V)
    LO
    E
    L.
    CD                                     ( f ) ( sing e large   accident
     Q.
   15
     O
   H-
             10'5    10     10'3   10'
                        Whole body dose D [Sv]
Fig 2 : CEGB Safety Criteria for Accidental Releases and Exposures to the
        Public / 17 /.
 ---pagebreak---                                                                                    40 .
- for abnormal events doses in excess of the regulatory limits are accepted .
   These values are 50 to 150 mSv (5 to 15 rem ) for events with a probability
                     -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
HTO in air is much smaller ( factor 25000 ) than that of HT . If tritiated gas
is released into the environment it will subsequently convert to HTO ( 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 HTO .               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 , 1 8 . 5 GBq
( 0.5 Ci ) of activation products ( namely Fe , Mn , Co ) and negligible quantities
of Cl 4 and Ar4l . This discharge is expected to be through a 100 m stack to
achieve & high degree of dilution in the atmosphere . The routine aqueous
emission of radioactive products of 55.5 TBq/a ( 1500 Ci / a ) as HTO , and
0.185 TBq/ a (5 Ci /a ) as activation products occurs via the cooling tower
blowdown flow and to an offsite river with a high degree of dilution .
        External doses to exposed individuals result from gamma radiation from
plumes , exposure to contaminated ground surfaces , immersion in contaminated
air    and   submersion   in  contaminated  water .      Internal   doses   result   from
 ---pagebreak---                                                                                     41 .
inhalation of air , ingestion of contaminated food and water .               It is assumed
in the dose calculations that individuals are exposed 100$ of the time to the
contaminated air and ground surface , and that all food consumed is from the
locality . Maximum conservative annual doses calculated for the MEI living at
about 1 km from the stack , is about 0.015 mSv / a ( 1.5 mrem / a ). ( 0.0065 mSv / a
( 0.65 mrem/ a ) from atmospheric HTO , 0.004 mSv/ a ( 0.4 mrem/ a ) from atmospheric
activation products , and 0.004 mSv/ a ( 0.4 mrem/ a ) from aqueous release ).
This is about 1$ of the average dose burden by natural background
irradiation , being 1 to 2 mSv / a ( 100 to 200 mrem/ a ).
      The collective dose of the local population living in the area within 50
                                      6                                              2
km radius from the plant ( 2.4x10 persons at a density of 300 persons / kin ) is
calculated to be about 0.3 man Sv/ a ( 30 man rem/ a ) , about equally from HTO
and activation products .      The average whole body dose for the general local
                    -4
public is then 10      mSv/ a ( 0.01 mrem/ a ).
       For a fusion powered world economy with 2000 fusion reactors all over
the world , each routinely releasing the above activity of tritium , the global
                                           -3
average dose to man would be below 10           mSv / a ( 0.1 mrem / a ).
3.2.3   Radiation doses from accidental releases
Tritium
       The possible accidental releases from a FCTR to the surroundings are
still uncertain but are hypothesized with moderate conservative assumptions .
As the reference source term for a hypothetical accident a release of 200 g
tritium as HTO in a 30 min discharge from a stack of 100 m is assumed . The
dose pathways are skin absorption and inhalation .                    The outcome is much
dependent on wind velocity distribution and distinction between dry and wet
deposition ( rain reduces the skin and inhalation dose rate ).                   For worst
weather conditions ( Pasquill type B ) the maximum dose as calculated for MEI
is 2.4 mSv ( 0.24 rem ), at 700 m from the stack . For other weather conditions
the maximum dose will be 0.5 to 0.7 mSv ( 0.05 to 0.07 rem ) at distances of 5
to 15 km .
       A hypothetical release of 200 g tritium as HTO from the building roof
( release height 20 m ) would cause ( at 1 km distance , under worst weather
 ---pagebreak---                                                                         42 .
conditions and dry deposition ), a maximum dose of 60 to 80 mSv (6 to 8 rem ),
which would not disrupt society in the immediate surrounding . These values
are within the limits of 50 to 150 mSv (5 to 15 rem ) accepted by the
licensing authorities for abnormal events of low probability .
       Similar results were recently obtained from worst-case analyses for the
US conceptual design MARS ( Mirror Advanced Reactor Study ) / 1 9 / .  Assuming
ground level release of 50 g tritium ( HTO ), which is defined to be the total
vulnerable inventory in MARS , results in a maximum off-site dose of less than
0.04 Sv (4 rem ).      Even if an additional 200 g of HTO were released , the
maximum off-site dose would still be less than 0.25 Sv ( 25 rem ), the present
NRC limit for emergency releases .
          The above mentioned values assuming worst case conditions could be
compared with measured and evaluated doses of a real accidental release of
about 50 g of tritium gas from a Savannah River Plant exhaust stack ( 60 m ) to
the atmosphere over a period of about four minutes / 20 /.      Measurements of
tritium offplant indicated that less than 1$ of the tritium was in oxide
form , and the remaining 99% in the much less radiotoxic gaseous form .        A
maximum potential dose to a person ( from inhalation and skin absorption ) at
the puff centerline on the plant boundary was calculated to be 0.0014 mSv
( 0.14 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                  o
-- high     level   waste    ( more    than    3-Y  TBq /m     =  100     Ci /nr )   derived     from
    disassembly     and   periodic     replacement       of    parts    of   the    inner  nuclear
    structure ( mainly first wall and blanket segments ).
          The wet and dry low and medium level wastes ( containing tritium and
activation products ) are of the same nature and have a somewhat higher volume
( 900m with an activity of 44.4 TBq = 1200 Ci ) than the waste streams from a
fission      power   plant ,    but   the    contaminants     have   shorter       half-lives     and
therefore become inactive much sooner .                The waste management and disposal
strategies as developed for fission reactor plants may be applied , providing
that     sufficient     tritium     recovery / removal     and   tritium      immobilization       is
applied to these wastes .            After waste treatment and packaging near-surface
burial is permitted .
         Handling and treatment of dismantled blanket segments may involve more
complex procedures because of their volume , weight and activation level .                         If
AISI-316 is used as structural material , in the short term the management is
comparable with that for - spent fuel elements of a LWR ( light water reactor ).
After an initial cool down period tritium ., breeder material and some other
valuable      elements with      low specific activity may be separated for later
reprocessing and re-use .            The remaining highly active structures will be
compacted , fragmented , detritiated and conditioned for intermediate storage
/ 21 / .    After   the    decay    heat    becomes   negligible      ( and depending on the
composition of the materials             involved it takes from a few years to many
decades ) the waste can be classified , recovered for recycling or transported
to final repository .
          Assuming AISI-316 as structural material ( large experience exists on
this material due to its use in fission reactor plants ) the first wall and
parts of the blanket structural wastes will need a deep geological deposit .
AISI-316 however is not well suited for fusion uses .                      Therefore for fusion
power plants other structural materials will be developed .                         As an example
fig . 3 shows the neutron induced activity for these advanced materials , as
compared to AISI-316 , as a function of time . According to present rules for
waste disposal , the AMCR type of steels ( austenite , without Co and Mo ,
reduced Ni content ) could be deposited at the surface ( Surface Land Burial )
after a time of 30 to 100 years .                  For V-Cr refractory materials ( e.g.
V15Cr5Ti ) the picture is even more optimistic . In these cases , however , the
 question of impurities arises ,            which could make a significant contribution
 to long-term activity .
 ---pagebreak---                       A    -*■ • _ fl     j A     I    A    A      A    A      A
         10 12 _                                       _
cn
 \
  E
  a
  cr
 CD
                1-“pè–T
         io 10 _N                                        v_
 "a
   =s
   w
                 -–?Ф-
   c
   >
  "o       „6
                 ;– Mil -En - AISI-316  AISI-316            \        X
   a
  -a
    a>
    a
                            –           AMCR-33
                                        AMCR-33                      XV “
  ~a
    D
    c
                 I                      V15Cr5Ti
                                        V15Cr5Ti       -V                        I
    c
    o
          10 4 _ *_
    (_
    ZJ
    a>
   z:
               '        1M      1H    1d     30d
                                             30d 1y 1y        10 2        10 4
          10              -ΗΗ-£-1 *"| 1
                 10 1      10 3       Ю5       10 7       10 9       10 11       10
                    \
                            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 .
H.   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 .
73 /    W.R. Spears ; DEMO and FCTR Parameters , NET Report Nr . 41 ,
        EUR -FU/XII - 361 785 / 41 , August 1985 .
/4/     STARFIRE - A Commercial Tokamak Fusion Power Plant Study .                 Argonne
        National Laboratory Report , ANL/FPP - 80 - 1 , September 1980 .
/ 5/    I.R. Brearley ; The Hazard to Man of Accidental Releases of Tritium .                  SRD
        R 331 , March 1985 , SRD-UKAEA .
/ 6/    F.    Luykx ,   G.    Fraser ;  The Environmental Tritium Inventory .           European
        Seminar on the risks from tritium exposure , MOL , 22-24 November , 1982 ,
        EUR 9065 EN .
/!/     G. Casini , C. Ponti , P. Rocco ; Environmental Aspects of Fusion Reactors ,
        1985 . Technical Note I . 04 . B1 . 85 . 1 56 . JRC , Ispra , December 1985 .
/8/     INTOR Phase Two A , Part II .            Critical Issues , Vol . II , EURFUBRU / XII -
        1 33 / 85 / EDV10 , April 1985 , Brussels .
/9/     P. Dinner , M. Chazalon , M. Iseli ; Tritium Handling on NET : Requirements ,
        Design Approaches and Development Issues .             14th SOFT , Avignon 1986 .
/1 0 / 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 24 ( 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 4^ ( 1983 ) 2 , 75-82 .
/ 1 6 / Recommendation          of   the   International      Commission     on   Radiological
         Protection , CRP Publication 26 , Pergamon Press , 1977 .
/ 1 7 / Safety Assessment Principles for Nuclear Power Reactors . Nil .
         April 1979 .
/ 1 8 / International Commission on Radiological Protection ( ICRP ) Publication
         30 , Supplement to Part 1 , Annals of the ICRP 3 ( 1-4 ), Pergamon , Oxford .
/ 1 9 / S.A.      Fetter ;    Radiological   Hazards     of  Fusion   Reactors :   Models   and
         Comparison .      University of California , Berkley , PH.D. 1985 .
/ 20 / W.L. Marter ; Environmental 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 .
T.   GLÛSSARY
Uni ts
Sv     sievert           ( equivalent dose )
rem                            "             (1 rem = 0.01 Sv )
Bq     becquerel         ( activity )
Ci     curie             "               (1 Ci = 3.7x10 10 Bq )
W      watt              ( power )
eV     electronvolt      ( energy )          (1 eV = 1.6x10 1 ^ J )
A      ampere            ( electric current )
T      tesla             ( magnetic field strength )
s      second
min    minute
h      hour
d      day
a      year
g      gram
1      liter
m      meter
ppm    parts per million
multiplication factors :
                                   -3
                         m     10
                                   3
                         k     10
                                   6
                         M     10
                                   9
                         G     10
                                   12
                         T     10
 ---pagebreak---                                                           51 .
Abbreviations
ALARA         as low as reasonably achieveable
ALI           allowable limit of intake
ΒΗΡ           biological hazard potential
CEC           Commission of the European Communities
CEGB          Central Electricity Generating Board ( UK )
D             deuterium
DEMO          demonstration reactor
D-D           deu ter - i urn 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-8oil6 Garching bei München .
R. Bünde               The NET Team , c / o Max Planck Institut fur Plasmaphysik .
                       BoltzmannstraBe 2 , D-8046 Garching bei Munchen .
G. Grieger             Max-Planck Institut für Plasmaphysik , Boltzmannstraße 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 .
ACKNOWLED GEMEN TS
         The authors would particularly like to thank Dr R          Hancox ( UKAEA ) for
carrying out the research and contributing the basic text of section 2 .
        The authors are also very grateful for the comments and suggestions of
Drs C.M. Braams ( FOM ), B Brunei li ( ENEA ), G. Gas ini ( JRC Ispra ), J. Darvas
( CEC ), A. Gibson ( JET ), H.H. Hennies ( KfK ), G. Kessler ( KfK ), A. Malein ( CEC ),
D Palumbo ( CEC ), R S. Pease ( UKAEA ), F. Prevot ( CEA ), J. Raeder ( NET ) and R.
Toschi ( NET ).
 ---pagebreak---                                                                                    54 .
0.   SUMMARY
           This report summarises todays best estimates of the cost of power
generation from nuclear fusion        These estimates can only be rough since the
earliest commercialisation date       is well   into the   21st   century and since
development up to now has concentrated on making fusion work , not in making it
cheap .    An understanding of the technical and economic feasibility of fusion
will not exist until at least the next generation of experiments , like NET in
Europe , have been operated .
        Despite these qualifications     in the last ten years several conceptual
design studies of power producing fusion reactors have been undertaken .         Such
studies are necessary since they show where fusion development is heading
thus guiding both plasma physics and reactor technology development programmes
along    reasonable  paths .   These  studies  produce  estimates of    the  cost  of
constructing the reactors or of generating electricity , which indicate that
the economic viability of fusion is a possible ,         but by no means certain ,
outcome of the present research programme .
        For tokamaks ( the most advanced confinement method ), the direct capital
cost    in these studies varies over a factor of nearly 3 while for other
confinement schemes the range       is a factor of 5 .     This indicates the wide
variety of possible methods for tackling the technological problems of fusion
and the uncertainty over the most desirable design solutions .           These costs
apply to fully commercialised designs ,       not the first device of a series .
Usually the tenth device of       its kind is costed to take advantage of the
economic benefit of the gain with experience of manufacturing and construction
know-how .
          As an alternative to cost    in these studies     it  is also possible to
estimate the energy expended in all the processes involved in manufacturing ,
constructing and operating the power station .        Such studies show an energy
expenditure in constructing a fusion station twice that for a fission plant .
However for fission , considerable energy must be expended in producing fuel
for the plant during its lifetime whereas for fusion this item is minuscule .
The apparent fusion disadvantage is more than outweighed by this advantage .
      As part of the design definition of NET , cost methods suitable for first -
of-a kind devices have also recently been evolved . These indicate the levels *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 MWgo ( sent out ) typical of present-day plant sizes , with
plasma physics only relying on a plausible extrapolation of the results from
present-day experiments , the estimated generation cost is about 2-3 times that
for  thermal   fission stations beginning operation           in  1995 .   Under    series
production of fully commercialised designs ( e.g. the tenth device after the
prototype ), this gap can be significantly reduced or even closed . In addition ,
a considerable     reduction   in the cost could be achieved by a significant
increase in the ability to confine plasma and reduction in the unit cost of
design solutions , with only a modest increase in levels of power sent out .
          The present fusion programmes worldwide are geared towards solving
problems of scientific principle .       In the past , they have almost exclusively
been directed at increasing the understanding of plasma physics but , as a
consequence    of   physics   progress ,  are    now   increasingly    concentrating    on
technological feasibility .      The target of these programmes is to produce a
working demonstration power reactor .             Such a device would need to be
technically improved and simplified to arrive at a desirable and economically
competitive end product .        The combination of several of the innovations
proposed up to now might result in substantial economic benefits .              Most are
aimed at increasing plasma power density using theoretically feasible plasma
physics and advanced superconductors . In this respect device compactness has
a part to play , but only to the extent that technological design margins are
not eroded and the good safety characteristics of the fusion power plant
compromised . Many proposals , whose benefits are impossible even to estimate
today     are  not   just   applicable    to   tokamaks    but   to  toroidal magnetic
confinement generally .
      By the time fusion power is commercially available , coal ,, fission breeder
and solar photovoltaic power stations will be the likely competitors . Solar
photovoltaic power costs are predicted to be a factor of 2.5–4 higher than
thermal fission . Coal , whose present electricity generation cost in baseload
 is up to 60$ higher than thermal fission plants , is expected to maintain , or
even increase , this cost disadvantage . Fast breeders , which at present are
 linked by their fuel cycle to thermal fission stations and are only just
 ---pagebreak---                                                                           56 .
beginning their evolution from the prototype commercial - sized device , although
initially ( in the first-of its kind device ) expected to have power costs up to
1Q05& higher than that from thermal fission , are predicted to attain a much
more competitive generation cost compared with thermal fission , when they are
introduced on a full commercial scale . Predictions for thermal fission depend
on the economic conditions prevailing in the middle of the next century and
extend over a factor of 2 ( Even for systems starting operation in 1995 the
cost for thermal fission can only be predicted within a factor of 1.5 ).
Fusion power thus fits alongside these estimates and from this point of view
should be able to penetrate the market        in the future as a large scale
generating technology .
      There are also a number of somewhat intangible but potentially beneficial
effects of electricity generation with fusion ,     in addition to those items
considered in present costings . These include security of fuel availability
( deuterium and lithium are spread widely and plentifully on earth ), low fuel
price dependence , an internal fuel cycle ( extensive off-site reprocessing
systems and their associated logistics are .     in principle , unnecessary and ,
even if needed for economic reasons , are much less than in fission ), the
potential for reduced waste hazard ( through materials optimised for fusion ),
and reduced scale of possible accidents .  To what extent these items will have
an economic impact and add to the desirability of fusion power is impossible
to estimate until more progress is made .
        The development cost for fusion power is a tiny fraction of todays
expenditure for energy supply which , given the virtually inexhaustable nature
of the fuels and their worldwide distribution , and the potential for high
environmental acceptability , should produce a highly desirable payoff .
 ---pagebreak---                                                                              57 .
1 . INTRODUCTION
      The aim of this report is to describe todays view of the cost of the end
result from the fusion development programme , in so far as it can presently be
quantified .    This is a difficult task since its earliest commercialisation
date is well into the next century , after a considerable development and
proving programme .    In todays position we are still far from the commercial
end product .     Any predictions made here must therefore be understood as
representing a considerable range around the quoted values .        Furthermore , the
programme of development up to now has concentrated on making fusion work , not
making it cheap , and there is likely to be considerable improvement in the
cost predictions once there is a greater understanding of what needs to be
done technologically .      This will not come about until the next generation of
experiments , like NET in Europe , have been operated .
        The report reviews what has been said in the past about fusion costs
( section 2 ) and describes the sensitivity of generation cost to assumptions in
section 3 .   for f irst - of - a - kind tokamaks . The potential for   improving on
present conceptions of what makes a viable reactor is discussed in section *t
and fusion is compared with its competitors in section 5 .        A full glossary of
terms and definitions is given in section 8 .
 ---pagebreak---                                                                                   58 .
2.  REVIEW OF PUBLISHED REACTOR COSTS AND COSTING STUDIES
          In the last ten years several conceptual design studies of power
producing fusion reactors or fusion based power stations have been published .
Many of these studies have included estimates of the cost of constructing the
reactors or of generating electricity ,       and  these published estimates are
reviewed in the following section .
2.1 Capital costs
         Direct capital costs per unit output for most published commercial
reactor designs are shown in table 2.1 .        The direct capital costs are the
major contributor to the total cost and therefore form a convenient basis for
comparing different designs .    Table 2.1 also shows the relative direct capital
cost of each design normalized to Starfire and adjusted for inflation .                ( In
the case of the Culham Mk II reactor , the standardized exchange rate defined
by Ashby / 22 / was used to convert the cost to dollars .)
      A number of conclusions may be drawn from the information in the table :
2.1.1   Historical variations
        Early studies such as the Princeton tokamak reactor of 1974 and the
University of Wisconsin tokamak reactors ( UWMAK I and II ) of 1975 , gave lower
direct capital costs than the more recent NUWMAK and Starfire tokamak studies
completed in the period 1979-80 , this being due to the more realistic physics
and engineering bases of the recent studies .
2.1.2   Design uncertainties
      Costs based on recent studies still show considerable variations .         Whilst
the turbine and electrical plant can be costed accurately on the basis of
manufacturing experience , the cost of the fusion reactor itself is uncertain
both because of unresolved physics issues and because of novel manufacturing
requirements .    This is illustrated in table 2.2 which compares the costs of
the reactor plant with the total station cost for some of the power stations
listed in table 2.1 .     The ratio of reactor plant cost to total direct cost
varies from 37$ to 76$ .     Further causes of variation include the effects of
scale ,  and   whether  the reactor   is costed as    the f irst - of - a- kind or the
 ---pagebreak---                                                                            59 .
benefits     of  previoun production  expert once are  assumed .  For  the  above
I'onnonn , comparisons with existing power systems such nu fission reactors can
i)c misleading .
2.1.3    âl ternatives to the DT-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 accuracy , all the costs
are of the same order as for Starfire .
2.1.4    Alternative fuels
       Only one study , Wildcat , has been based on a fuel cycle other than D-T .
This design , based on a D-D fuel cycle , is conceptually similar to Starfire
but requires substantially better plasma confinement in view of the lower
reaction cross-section .    As a result the capital cost and cost of electricity
are nearly twice those of Starfire .
2.2 . Cost sensitivity
          Several studies /2 3-29 / 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 physios parameters affecting the cost of a tokamak reactor are
the ratio ( f5 ) of the plasma pressure confined to the magnetic pressure
applied , and the plasma current for a given magentic field ( i.e. the inverse
rotational transform of the field lines , q - see glossary ). A plasma pressure
of approaching 10^ relative to the toroidal magnetic field pressure is
desirable , but recent predictions of the physical limit are somewhat below
thiB 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 (6 - 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
      tin 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.H  Energy accounting
        An alternative to considering the electricity generating costs is to
calculate the energy expended in all the processes which are involved in the
manufacture ,   construction  and   operation of   the  system .     This  energy
expenditure includes mining and refining the raw materials - including the
fuels - as well as the production , transport , and erection of the plant and
buildings .    One advantage of energy accounting is that      it should not be
influenced    by relative wage   and  price changes .   Another   very  important
advantage in relation to energy accounting for power stations is that the
ratio of energy expended to the energy generated during the life of the
station is 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 Sf different forms . Conversely the payback time , in spite of being
widely used ,    is a misleading measure because     it is highly sensitive     to
arbitrary assumptions in its definition .
      Some results of a recent detailed study by BUnde / 32 , 33 , 34 /, in which
two fusion power plants were compared with two LWR fission reactor power
plants , are given in table 2.4 . The energy expenditure on construction of a
fusion power station is a factor of two greater than that for a PWR station ,
which is consistent with capital cost estimates . The overall energy input for
the fission station , however , is significantly increased by the energy
required to provide fuel both for the start of operation and for life-time
refuelling . The figures quoted in table 2.4 are the most optimistic for
fission and the most pessimistic for fusion of the cases considered . An
earlier study by TSoulfanidis / 35 / gave similar results , shown in table 2.5 ,
but it may be hoted that the fusion energy inputs were calculated on the basis
of the WktAK-III which is Seen in table 2.1 to be the most expensive of the
American tokamsk reactor designs .
 ---pagebreak---                                                                                  62 .
2.5   Discussion
       In discussing the existing literature of fusion economics it must firstly
be stated that all cost estimates are based on outline designs which assume
favourable solutions to outstanding physics questions . Whilst the cost of
individual components can be estimated from other engineering applications ,
not all details of the components are known , and so the costs quoted here are
only the best possible indications at the present state of fusion development .
By comparison ,     other   energy   systems   such as   fission   reactor  based    power
stations are well defined and can be much more accurately costed , although
still dependent on financial assumptions and resource availabilities .
      Sensitivity studies have allowed present reactor designs to be optimised ,
within the constraints of present understanding .          The extent to which changes
in parameters could lead to lower capital costs is well understood .            In terms
of physical limitations , the plasma pressure ratio f5 is most important .              In
terms of engineering constraints ,         any factor which permits a higher power
density will be important .          Present designs are therefore tending to more
compact reactors ,     with increased emphasis on materials properties and high
magnetic fields .
      There have been very few new commercial tokamak reactor design studies in
the   past   five   years ,  not   only  because of    the   present  emphasis on next
generation devices      such as NET or       INTOR , but because    there have been no
significant changes in physics understanding since the Starfire study which
would    change   the  engineering concept      and hence    the  estimated  cost .     In
contrast to the tokamak situation , there have been several recent studies of
reactors based on other confinement geometries .           Of these , the tandem mirror
( MARS )  study suggests that there is no obvious economic advantage .                 The
Reversed Field Pinch , however , has the potential to be the basis of a more
compact ,   and hence cheaper ,     reactor but has a weaker physics basis .           The
stellarator has been the basis of several studies , which indicate costs in the
same range as for the tokamak .
      This viewpoint has not covered inertially based reactor systems / e.g. 20 ,
21 /, for which much of the target physics is classified information and for
which the cost of the driver systems is very uncertain .             Nor has it covered
fission-fusion hybrid systems / e.g. 36 / for which reactor designs are less
well developed , and costs depend to a large extent on the value of the fissile
fuel produced and on the cost of safety for this complicated system .
 ---pagebreak---                                                                            63 .
               TABLE 2.1 : SUMMARY OF REACTOR STUDIES
                                                        Spécifie                  Relative
     Year of MW       Name                              Direct                    capital
                e
     costing net                                        Capital                   cost
                                                        cost                      ( corrected
                                                        ( $ / kW e )                for
                                                        ( in year                 inflation )
                                                        of costing )
              DT-Tokamaks :
1974 1974    2030     PPLP /1 /                                        433       0.4 )
1975 1974    1474     UWMAK I / 2 /                                    723       0.78
1975 1975    1709     UWMAK-II / 3 /                                  706        0.69
1976 1975    1985     UWMAK-III / 4 /                                1154        1.14
1976 1976    2500     Culham I / 5 /                                  750       0.70
1979 1978     660     NUWMAK / 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    121 4    EBTR ( Bumpy torus ) /1 5 /                    1737       1.14
1982 1982    1882     UWT0R-M ( Stel larator ) / 1 6 /               1422       0.88
1983 1980    1660     MRS-IIA ( Stel larator ) / 1 7 /               1482       1 . 03
1983 1980    1302     MRS-IIB ( Stel larator ) / 1 7 /               1265       0.88
1984 1980    1200     MARS ( Tandem mirror ) / 1 8 /                 1970       1 . 37
1985 1980    1000     CRFPR 20 ( Compact RFP ) /1 9 /                1111       0.77
1985 1984    3784     Hi ball II ( Heavy - ion beam ) 720,21 / 1347             0.74
 ---pagebreak---                                                                  64
              TABLE 2.2 :: REACTOR PLANT COSTS
           Reactor          Direct    Total    Ratio       Ratio
            ( $M )          capital   capital  Reactor /   Dir . cap ./
                              ( $M )   ( $M )  Dir . cap . Total cap .
PPPL        606               880      1215     0.69        0.72
UWMAK-I     574              1066      1433     0.54        0.74
UWMAK-II    775              1207      1615     0.64        0.75
UWMAK-III   812              2290               0.35
NUWMAK      534               844      1140     0.63        0.74
Starf ire   969              1727      2400     0.56        0.72
Culham IIB  656               911      1824     0.72        0.50
RFPR        397               828               0.48
WITAMIR    1565              2063      2785     0.76        0.74
Wildcat    1497              2213      3076     0.68        0.72
MRS-IIA    1687              2460      3695     0.69        0.67
MRS-IIB     968              1647      2473     0.59        0.67
EBTR       1426              2109      2872     0.68        0.73
UWTOR-M    1765              261 1     3758     0.68        0.69
MARS       1517              2365      3266     0.64        0.72
CRFPR.20 .  415              1112      1515     0.37        0.73
P WR                                           0.25-0.32
 ---pagebreak---                                                                                  65 .
                  TABLE 2.3 : COST OF ELECTRICITY - ( mills-1 980 / kWh )
                               Starf ire   CRFPR.20        Mars
Annual capital charge           30.M4       22.79          42.56
Operation and maintenance        2.46        4.11           2.63
Component replacement            2.20        1 . 00         0.69
Fuel                             0.04        0.03           0.36
Total                           35.15       27.93          46.24
The annual capital charge is set at 10$ of the total capital cost , in constant ( zero
inflation ) money over a 30 year operating life .   Plant availability is different in
each study ( between 75-80$ ).
 ---pagebreak---        TABLE 2.H : ENERGY INPUT AND OUTPUT OVER 30 YEAR LIFE ( from ref 3 1*)
                                                            Fusion    Fission
Construction of power plant           ( MWh th
                                            .. /MW e ) +     A082      2160
Construction of fuel installations    ( MWh..th /MWj
                                                   e
                                                       +        16      789
                                                                            *
Fuel for first operation              (MUhth/MV *                3      399
                                                                            *
Fuel for lifetime operation           (MWh tn,/MWβ )*           87     5554
Total energy input                    (MWh th /MW e ) +      1*188     8902
Energy generated                      (MWh tn /MW β ) +     6.3x105    6.3x10
Energy gain                                                   150        70
*
   Assuming centrifuge enrichment of ore with a 0.2% uranium content .
   MWh    always means thermal energy and / or primary energy equivalent of
   electrical energy , and MWg refers to electrical power sent out .
 ---pagebreak---              TABLE 2.5 : ENERGY GAINS FOR POWER PLANTS ( from Ref 35 )
                                            EG1      EG2        EG3
Coal Plant                                  5-7      6-9        53-93
PWR ( diffusion enrichment )                3-5      7-5        15
PWR ( centrifuge enrichment )               10       13         80
Fusion plant                                 5        7         64
EG^ = Electrical energy out/ equivalent thermal energy in .
EG2 = Electrical energy out/ total energy in .
    = Electrical energy out / electrical energy in .
 ---pagebreak---                                                                                             68 .
                 «  3000
               ï
               Jt
                                        1000 MWe
               I­               NET
               V)
               o                                                              ΕΟΤΠ ^
               o    2000                                            usn          JK''
                                                                        A
               Ο                                                                    1
               Ιϋ
                                                 5ΤΛΠΓΙΠΕ                          A
               α:                                                         WITAMin-1
               O
                Z
                                               ΠΕΡΙ»
                                                         \ C = 000 * 1001M/P        I
                    1000
                Z3                                          0                   TH
                         AA CRFPR
                                                               ( ~ 30.0 $ / ko )
                         LWR
                                                                             -I-
                                   2           4         6        B          10
                                              FUSION POWEn CORE
                           MASS UTILIZATION . M / P                ( lonno / MWI )
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-r-
                'S 3000 -    P
                *
                *
                               NET == 1000
                                        1000 MW« MW *
                                                                          ..._// Si
                                                                          Msn // f
                                                                                      A
               ° 2000 '
                                                                      J
                                                                  £■/'/]          /
               t~                    ( 1-nPE / TDC1                              /
               oJJ!           „„„ 1-i«» 1 - RPE / TDC )
                                                                M.
                                                                S
                                                                               I
                                                                               A
                5                            \ FUSION^FPR                 WITAMin-1
                                                                          WITAMIR -t
                a 1000
                    1000 -                  A -.^-^^CnFPRCRFPR
                                     ~ LWR
                            A-       EFFECT OF DOIIDLINQ COST OF
                                      REACTOR PLANT EQUIPMENT
                       J_ I_I_I_I_II _                       _I_I_I_I
                                                                   I
                       u     0.1
                             0.1     0.2
                                     0.2      0.3
                                              0.3    0.4
                                                     0.4   0.5
                                                           0.6   0.5     0.7     0.6    0.0
                             REACTOR
                             REACTOR
                                 A CTOR PLANT PLANT EQ  EQUIPMENT
                                                           UIPME NT (1 ( RPE )
                                 TOTAL DIRECT COSTTTDC   COsTTfDC )
FIGURE  2.2   Specific direct capital cost as a function of the cost ratio
              between reactor plant equipment and total direct cost ( from
              reference 31 •
 ---pagebreak---                                                                              69 .
3.   GENERATION COST SENSITIVITY
        As pointed out in the previous section there have been very few recent
assessments of commercial reactors because of the present emphasis on the next
step in the programme of development .       As part of this work in Europe , an
extensive model of the cost scaling of reactor systems is under development as
a design aid in the choice of NET parameters .        This model has been built up
using the expertise gained in the studies reported in section 2 and has now
been extensively reviewed by Motor Columbus Engineers Inc .           who have wide
experience of power plant construction worldwide . Modifications suggested by
them have been incorporated in the model as it stands today / 37 /, and it has
been extended to analyse electricity          generation   costs   along  the     lines
recommended in the UNIPEDE study / 38 /.
       This model is used here as the basis for describing the cost sensitivity
of reactor parameters , since it represents the latest , and therefore hopefully
the most accurate , assessment within Europe of reactor costs for first - of - a-
kind , DT-based tokamaks .   As such , the results reported below should not be
taken to be indicative of reactor costs in a mature industry .          In any case ,
extrapolation of currently perceived NET design solutions into the commercial
reactor regime has low credibility since NET itself will be the test bed for
developing such reactor relevant design solutions .       Inevitably , in all areas ,
both learning in manufacture and improvement in design will also drive costs
down in future devices from levels predicted today .        Furthermore , within the
present modelling , no attempt has been made to minimise non-direct costs
( operation and maintenance especially ) to increase commercial acceptability ,
and this results in a further overestimation of fusion costs .
3.1   Generation Cost Usage
       One of the advantages claimed by fusion is that it has low fuel costs to
offset against probably high capital costs . When comparing the merits of
fusion with its competitors it is therefore essential to consider all costs
incurred from the start of construction to ultimate decommissioning when making
a judgement . This can only be done by the use of generation costs ( G ), also
known as cost of electricity , which properly account for the influence of
capital , operating and maintenance , fuel , decommissioning and interest charges .
The assumptions implicit in the costs reported here are listed in table 3-1 •
Only direct , operation and maintenance , and fuel costs are calculated in
detail , with other non-direct costs amounting to 58$ of D.
 ---pagebreak---                                                                                 70 .
3.2    Generation Cost vs. Beta Level and Mass Expenditure
        The plasma pressure ratio , 6 , can be related to basic Tokamak parameters
by the equation B( /0 = 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 / 4 1 / .
Figure 3*1 shows the results , relative to the cost of one particular design
point ( the reference point , PCSR-E ( prototype commercial-sized reactor ), is a
1200 MW so device with a value of g ( 3.5 ) consistent with present day
experiments ), indicating a decreasing cost benefit as both beta level and power
sent out are raised but that certain minimum levels of these parameters are
worthwhile attaining .      Also shown is the wall loading that should be achieved
to gain access to the cost minima at each value of power sent out and beta
level .    ( In reality , since cost minima are fairly flat as a function of wall
loading ,    small  reductions   in  wall  loading  from  the  values   shown may    be
tolerated without much cost increase ).
         Under the stimulus of studies recently carried out in the USA / 30 / the
same results are replotted in figure 3.2 as a function of " mass expenditure "
( ME ) on the fusion power core ( FPC ), i.e. the mass of material required for the
torus ( first wall / blanket / shield ), magnets ( toroidal and poloidal field ) and
their respective support structures ,       divided by the power sent out .      This
variable is equal to the " mass utilization " multiplied by the overall plant
efficiency ( typically 30% ) , and is inversely proportional to the mass power
density ( 100 kWg/ tonne = 10 tonnes /MWe ), both these terms having been mentioned
in section 2 .     Figure 3-2 also shows absolute generation cost values for these ..
first -of- a- kind stations in 1984 ECU (1 ECU-1984 - 0.822$-1 984 ) .
 ---pagebreak---                                                                                71 .
           CM
       -<
             5                         ^2000
             21
       CD
       Cd
                                                -Ï200
       DD
       LU
       Z
            CD
            -<
            CD           ^–                            ôôoTiw^
                                                       600 MW
                  2.0 - \
                  1.5 -      \
            I–
            oo
            CD
           (_i
            z
           CD
            -<
                         \                          P_ == 600
                                                           600 MW
                                                                MW
           DC
            LLJ
            Z21
            LLJ
           LD
           LU
            >
           -<
            LU
           QC
                  0.5 -                        _2000
                    0 -1-1-1-1-1–
                     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
                         \ 2000
      CM
              8
   -<
   Z
        E
              6           \v1 200
   CD  21
              4
                                            600
                                            600 MWMW S0
   ce
   i–
       a
   ZD
   LU
       <      2
       CD
   Z
              0
            2.0 -                                                                /
                                                                              /y - 20
                                                          TOTAL //
            1.5 -
                                                               yy
                                                              // /
                                                                                 -       I
                                                                                         JX:
       CO
       CD
                                                        /■ /
                                                           f;
                                                           •  _•
                                                                 :
                                                                   •
                                                                                    ' 15 CD
                                                                                         LU
                                                                                         LU
       l_)                                                                                «u
       CD                                      y   •••* /•* /.•
                                                       .•    /:
                            PS0 =                          y                 mrf/f/
       Z                                                                                 CO
                                                                                         CD
       •<                                                                                LU
       OC                                  / if/ f
       LU
            i.o -            , MW, //iy                                       .-<oo
                                                                               •600 1ft
                                                                                         CD
                                                                                         zz
       LU
       CD
       Li_l
       >
                                   //iZ21
                                   sf/s
                                  • .* y? • y
                                                                         „ / - 10        tc
                                                                                         cm
                                                                                         LU
                                                                                         z
                                                                                         ■ .
                               •Жс                        ^1200      1200 /
       I–                                                                                LU
       <£                                                                                CD
                       1200 */ •                //                     DIRECT
       LU                                                                                LU
       CC.
                                                                       DIRECT            I–
                                                                                         ZD
                                                                       CONSTRUCTION      CD
            °-5 pooo/S17                                               COST
                                                                       COST         -U   CO
                                                                                         co
                  gg == 24.2
                        24 2 '                                         CONTRIBUTION
                                                                       CONTRIBUTION      «<
                          ^ ,
                             S'                  OAAA
                                                 2000 Ju^-
                                                                  1200^-r^o
                                                                          ^-^"600
                                                                            \
                                                                     FUSION POWER
                                                               C0RE CONTRIBUTION
              0 -H-1-1-1-_J-1- 0
                0         10      20          30             40       50      60    70
                         MASS EXPENDITURE ( tonnes / MW.J                MWJ
FIGURE 3.2 : Correlation between generating cost , neutron wall loading and
              mass expenditure for minimum-cost devices at given values of g
              and power sent out
 ---pagebreak---                                                                                  73 .
       The most striking features of figure 3.2 are the direct proportionality
between generating cost and mass expenditure and the wide range of cost that
can   occur    with   different   assumptions   about  g   and   P so .    ( The    direct
proportionality would have been distorted somewhat if availability had been
related to wall loading but this was not thought reasonable to do here since a
utility will prescribe a desirable availability , like that shown in table 3.1 ,
and all design solutions must . satisfy it ).
           The   results  of  figure  3*2  show   that FPC   cost   curves    are almo&t
superimposed     indicating the   strong dependence of its costing on mass .             A
typical unit cost is around 50 ECU/ kg and this is independent of PgQ and g .
However , the accessible range of values of ME varies considerably with g and
P __.   Although it only directly contributes about 1 5–35% to the direct costs
( 30? for PSCR-E ), the FPC has an indirect effect on the rest of the plant .
This can be seen by the direct cost contribution curves which have now become
separated , since costs depending on power sent out , and fixed costs , have been
added in .     However , the change in slope of the curve indicates a " knock-on "
effect of FPC mass , which occurs mainly via the building costs since , under
present assumptions , building size is strongly related to FPC dimensions .            The
FPC thus influences 50-80? of the direct costs ( 71 ? for PCSR-E ).        Furthermore ,
at least 60? of non-direct costs depend on direct costs and this produces the
further amplifying effect on the slopes of the lines shown in the generating
cost curves .     The FPC then influences between 40-75 ? of the generating cost
( 65? for PCSR-E ) although it only directly contributes 8-18 ? ( or 13~20? if
first wall and blanket replacements are included ).
        These results show the strong influence of the FPC on costs . However ,
this is partly a figment of the cost models used at present and is strongly
affected by items not usually considered in the fusion programme ( e.g. building
design for fusion plants ). This , combined with the strong variation in costs
that can be achieved with improved physics attainment , represented here by 'g' ,
makes costing of fusion reactors at this stage , highly speculative .
3.3   Directions for Improvement
       The above results do not indicate any hard target for the competitiveness
of fusion , such as the 100 kW e / tonne mentioned in section 2 , although any
 improvement which lowers mass expenditure may result in a reduction in
generation cost . At present all that can be said is that there is considerable
 ---pagebreak---                                                                                 74 .
uncertainty in costs of DT tokamak fusion caused by the lack of knowledge of
the physics and technology particularly of the FF’C in n reactor . Despite this ,
current estimates of the absolute costs , shown in figure 3.2 , indicate that the
PCSR-E design point would be rather expensive as an end point of the tokamak
development programme .   It is therefore worthwhile to speculate how the cost of
the end point device would be affected by future developments .
3.3.1   Direct cost réduction
      To accomplish this , inherently cheaper technological solutions than those
proposed for the engineering design problems of NET would have to be found .         In
the present PCSR-E design , the major direct cost items / 42 / are the fusion
power core ( 30?), buildings ( 19 ?) and the cooling/ generating system ( 12?).    The
latter two items have not yet been optimised even for NET , so it is reasonable
to expect considerable improvements by the time commercial reactors are being
designed .    For the fusion power core , magnet costs , which are strongly driven
by specific conductor costs , make up more than half the total .       A significant
reduction of these specific costs under the mass-production of superconducting
cable needed for fusion reactors is therefore to be expected , irrespective of
any cheaper design solutions that may be        implemented .    As a guideline ,     a
generation cost reduction of 15? ( without change in mass expenditure ) can be
achieved by reducing specific costs of all items in only the FPC by 50?.
3.3.2   Improved plasma physics at constant power sent out
      This is represented here by the factor g .     A 15 ? reduction in generating
costs is achievable with a 60? increase in g .      A consequent 20? reduction in
mass expenditure occurs due to this Increase in compactness .      This approach has
its limitations , however , as g has to be doubled again to reduce costs by a
further 15?. However , these calculations have been carried out using a fixed
plasma configuration , and innovations in this area ( see section 4 ) which
improve the plasma beta at constant g and which have the advantage of making
the device more compact , may , despite possible extra costs due to the use of
more exotic configurations , have a beneficial effect overall on cost .
3.3.3 Raised Pgo without g increase
           Increasing compactness   is not  the only method of decreasing mass
expenditure .    A 15? reduction in generating cost would be achieved by a 40?
 ---pagebreak---                                                                               75 .
increase in power sent out without increasing g , as shown in figure 3.1 . The
corresponding mass expenditure decrease would be 16 ?. However , this increased
power sent out would have to be acceptable to the utilities .        Here there are
differences , with , for instance , 1500 MW   becoming the new European standard ,
whereas in the USA , 300-600 MW so units are thought to be more desirable for
their future energy needs .
3.4   Sensitivity to Assumptions
       In producing the results quoted here , certain basic assumptions have been
made . The sensitivity of the cost of PCSR-E to changes in these assumptions is
shown in table 3.2 for the most sensitive parameters .         The sensitivity is
defined as the relative change in the costs , divided by a given relative change
in the parameter ,   all other parameters in the table remaining fixed .           The
sensitivity is quoted relative to that for variations        in g .    Three plasma
physics parameters head the list and they are not really independent ( as
assumed in the sensitivity analysis ) since g and q depend on the radial
profiles   of  plasma   density and   temperature  in a  way   which   can  only    be
determined after extensive experimentation on reactor-level plasmas .          These
profiles are implicitly included in f which is also a function of plasma
operating temperature .
      Stress levels in the toroidal field coils are less important .      The use of
better quality materials in superconducting coil manufacture may ease this
limit towards higher values , but many superconducting materials are strain
limited and this may provide a nearby limit . Also blanket thickness is not a
major cost driver .     This is fortunate since adequate space must always be
allowed for tritium breeding .
3.5   Discussion
       The results given above indicate that generating cost must be used with
extreme caution as a measure of the future worth of fusion power from DT-driven
tokamaks as it strongly depends on the FPC cost , which is poorly known at this
stage . It is therefore too early to draw hard and fast conclusions from this
analysis and such conclusions must wait until more is known about reactor
design solutions and their technology , that is , at the end of operation of NET .
 ---pagebreak---                                                                            76 .
       Even though generating cost values are uncertain , it is apparent that
factors of 2 can result from future research and development activities . There
appears to be a benefit in systems which either reduce mass expenditure , by
possessing higher g and / or operating at increased levels of power sent out , or
reduce fusion power core costs by the use of cheaper design solutions . This
clearly points the direction for future development but the strength of the
incentive cannot yet be clearly quantified .   It must also be remembered that in
a mature fusion economy , learning will significantly reduce costs / 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
 ---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
4.2.1    General
       By combination of a large number of the proposed innovations , substantial
improvements seem to be possible , even if the single ones alone might only
produce moderate effects .    This conclusion holds even if some of the proposals
in the     end would turn out not     to be feasible .    Furthermore , many of the
proposals are not restricted to Tokamaks but applicable to toroidal magnetic
confinement in general .
4.2.2    Increase in plasma power density
        There were a considerable number of proposals aiming at increasing the
plasma power density .       They range from using indentation and the second
stability regime , to increasing the magnetic field by using advanced super¬
conductors allowing both higher field and higher current density , and they also
include sophisticated feedback circuits to improve plasma stability . Here
combination looks promising .      If all of them work it is expected that the
limitation in power density will then be set by the acceptable wall load .
4.2.3    Plasma heating
          Compared to the presently used systems , high energy ( about 0.5 MeV )
neutral beam injection should allow the beam power density to be increased by
an order of magnitude above that of today 's systems and , simultaneously , the
 distance between beam sources and plasma to be increased to 30 m or so ( high
 beam collimation ) .   This should not only allow the blanket coverage to be
 increased but also the beam sources to be put into regions with nearly no
 neutron irradiation .    In addition , these beams could perhaps also be used for
 ---pagebreak---                                                                                        80 .
active impurity control and current drive .             Present plasmas are too small in
cross-section for such beams to be applicable .
*4.2.4   Trends
         After having discussed the proposals on advanced Tokamak concepts , the
Workshop recommend       to   put   emphasis on    improving upon the present line of
moderate elongation , moderate aspect ratio configurations rather than switching
over to very elongated or very low aspect ratio configurations .
4.2.5    System Aspects
          There was one proposal of potentially high influence on the reactor
concept .    It exploits the extremely high plasma temperature ( above 100 million
degrees ) unique to fusion power by replacing the usual balance of plant by in-
situ MHD power conversion .          MHD circuits are introduced directly behind the
blanket such that the toroidal magnetic field existing anyway can be used for
the MHD process . The plasma electron temperature will be raised to above 30 keV
so that half the alpha power will be converted into synchrotron radiation which
will be used to create the necessary non-equilibrium ionization within the MHD
medium at acceptable operating temperature .           By this method the neutron energy
could be absorbed by high ( but still manageable ) temperature pebble beds and
then exploited by the MHD process .          This proposal claims considerable savings
in the balance of the plant .             The concept is also applicable to magnetic
confinement in general and not restricted to Tokamaks .
4.2.6    Summary on reactor concept innovations
           The   Workshop    has   clearly   shown   that   there   are  enough   ideas    for
significantly improving the end product above previous perceptions .             Nearly one
half of     the  proposals     received were selected for deeper studies on their
prospects     of   final    feasibility .     This    provides    a  large   potential     for
substantial improvements .
4.3    Stellarators and Reversed Field Pinches
        In Europe it was concluded at a very early stage that toroidal magnetic
confinement offered the best chance of leading to a viable fusion reactor , and
practically all the European fusion effort was concentrated on this class of
 ---pagebreak---                                                                              81 .
systems with     the Tokamak being    the main approach .    Therefore , the above
sections dealt with the prospects of the Tokamak as the ultimate fusion reactor
concept .    There are , however , substantial possibilities of improving on the
Tokamak where it encounters difficulties in its physics and engineering .
Stellarators and Reversed Field Pinches are being developed in Europe with
these prospects in mind .      According to European plans the concept selection
will be made after NET operation .
          The Stellarator line of magnetic confinement uses external electric
currents to produce the magnetic field in which a ring of plasma is passively
contained .    The successful operation of the Wendelstein Stellarators and of a
few other machines in other countries have made the Stellarator line a very
serious contender with the Tokamak as the basis for a future fusion reactor .
The transfer of the Tokamak plasma current into external coil currents for
producing the necessary poloidal field components allows the Stellarator to
work with only one single coil system , to dispense with any transformer or
current    drive system ,  to be free of disruptions ,    and to use steady-state
operation as an inherent property . Once ignited it works by re-fuelling and
exhaust alone .     Present work aims at establishing beta values predicted by
theory and solving the impurity problem .
     Reversed Field Pinches , on the other hand , use plasma currents higher than
those of a Tokamak . The magnetic field configuration produced in this way is
expected to relax into a minimum-energy state promising very high values of the
plasma pressure stably confined by the RFP fields .         Experiments in Culham ,
Padua , and elsewhere in the world have shown that the basic processes work .
This concept offers the advantage of arriving at the burning state by ohmic
heating alone .     Present work aims at establishing the RFP configuration at
higher plasma parameters and at reducing the transport losses to acceptable
values .
 ---pagebreak---                                                                                     82 .
5.   COMPARISON WITH OTHER POWER SYSTEMS
          If fusion power      is to be    introduced on a large scale it must be
competitive with baseload generating technologies .            Today these technologies
are the conventional coal-fired and nuclear thermal power stations .               By the
mid-21st    Century when    nuclear    fusion  can  be   expected   to  be   commercially
available ,    fast breeder nuclear power and solar photovoltaic conversion are
also likely to have reached commercial maturity .
5. 1  Comparison validity
          It could be argued that coal-fired plants and nuclear plants will
undoubtedly change in many ways during the next 50 years or so , making any
reference     to   their  present    state  irrelevant .     However ,  some   long   term
tendencies of these changes can be inferred :
         - For coal-fired plants ,      increasingly difficult exploitation of fuel
resources and the strengthening of anti-pollution standards will lead to higher
prices .     In addition , worries about the increase in atmospheric CO^ could
curtail the use of fossil-fuels in power generation .
         - For thermal fission reactors , a number of technological changes are
still possible .     Higher fuel utilisation would be particularly stimulated by an
increase of the uranium ore price .
       In the long term , the uranium price will undoubtedly increase , although
neither    the   time scale nor    the slope of this       increase  is  known and    they
obviously depend on the worldwide development of nuclear energy .                With the
present state of the art , multiplying the price of fuel by a factor of 10
induces a factor of about 2 in the generating cost of thermal fission reactors .
      Other types of reactors , like the HTR with a thorium cycle , or molten salt
reactors ,   could also appear      in the meantime .    In the case of fast breeder
reactors , the investment cost of the French Superphenix plant is about twice
the price of a French PWR .      This is expected to reduce significantly for future
commercial fast breeder reactor plants / UH , *45 /.
          The above uncertainties       indicate the difficulty in telling in what
direction and to what extent the present price of nuclear energy will change
half a century ahead .       Therefore comparisons of fusion with present costs of
these systems can only give guidance , since it must be remembered that the
 ---pagebreak---                                                                                 83 .
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
                                                                   .j
         Discount rate 5 ?                          Invest      0&M      Fuel       Total
Fusion
   Starfire ( tenth of a kind )^                     25.9        3.3      0.0        29.2
   CRFPR.20 ( not first of a kind ) 2                19.4        6.1      0.0        24.5
   MARS ( tenth of a kind ) 2                        36.2        4.0      0.5        40.7
   PCSR-E ( first of a kind )^                       70.6       15.0      0.7        86.4
Thermal Fission
   0ECD /NEA low estimates ( France )                10          4        5          19
   0ECD / NEA high estimates ( USAr                  32          5       16          53
Coal
   0ECD /NEA low estimates ( Italy!                     6.9      2.8     24.6        34.4
   0ECD /NEA high estimates ( USA)'                  14.0        4.8     63.2        82.0
Solar photovoltaic0g
   USDOE 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 U30g ) / 46 , 47/.
5.      Central US .      investment  and 0&M costs plus parameters of once-through
        nuclear fuel cycle giving highest fuel costs ; uranium price escalation 4 ?
         p.a . from 1995 to 2020 ($ 85/lb U^g ) / 46 , 47/.
6.       Italian investment & O&M costs plus coal price after 2020 2.4 $ /GJ / 46 ,
         47 /.
7.      Central U.S investment and O&M costs plus German indigenous coal , coal-
         price after 2020 4.7 $ / GJ / 46 , 47 /.
8.       Annual capital charge 7.1 ? ( interest rate 5? / year , lifetime 25 years )..
         Load factor for Denmark 0.12 , for southern Italy 0.2 / 49 , 50 , 51 /.
 ---pagebreak---                                                                                 86 .
5. 4   Criticism of the economic potential o f fusion
       In parallel with the extensive literature containing fusion reactor design
studies with detailed cost estimates , there have been several publications / 52-
58 / which have sought to demonstrate through general arguments that fusion
power will be uneconomic .       These publications argue that fusion devices can
achieve only a low power density , need a long energy payback time , require
highly complex but reliable design solutions , have an end-product with
undesirable      features  and  therefore   that the  present   strategy  of   fusion
development is incorrect .
5.4.1     Power density
        With regard to power density , it is certainly very likely that the power
density in the fusion power core ( see glossary ) will be considerably lower
( typically 30-40 times ) than inside a fission reactor pressure vessel . Even if
it were sensible to use the same cost per unit volume for both systems , and
even if the fission reactor pressure vessel were to amount to the high figure
of 7$ of the construction cost of a fission plant , this power density factor
would only lead to an increased construction cost of fusion over fission of 3-4
times . That solely power - density- based comparisons are not very reasonable can
be seen by examining fission itself , where typical power densities in a PWR ,
                                                              3
AGR and Magnox reactors are around 15 , i and 0.4 MW^/m            respectively / 59 /
whereas the construction and generation cost differences are within a factor of
2 / 60 /.
          In fact ,  topologically a fusion reactor most resembles a coal or oil
plant ,   in that it has a single combustion chamber surrounded by a heat sink .
Of course , in the case of fusion , this heat sink must be much thicker than with
a coal     plant   to absorb neutrons , and the combustion chamber must be under
vacuum and filled with magnetic field , and this leads leads to greater expense
for the fusion " furnace ".      However , the power density averaged over a coal
                                             3
combustion chamber is about 0.1 MW^/m /61 / compared to the typical fusion
power core value /59/ of 0.5 MWt(i/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 / 1 0th
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-millenniumm a greater
understanding       of  the    fusion   process ami a desire     to optimise  the  process
further is likely to lead to an evolution away from dependence on tritium ( and
hence on lithium ), to use possibly pure deuterium as a fuel or even an isotope
                 •3
of helium ( He ) found throughout the solar system / 66 /. For the relatively
near term , however ,       it should be noted that even now there is considerable
knowledge of how to handle tritium at the concentrations required for fusion ,
under a commercial reactor operating environment , it being a by-product of the
irradiation of heavy water in CANDU reactors .
 ---pagebreak---                                                                                  89 .
       With regard to high energy neutrons in the fusion process , this is the
price paid for having clean reaction products , and gives an advantage ,
especially when comparison is made with the long term disposal of fission
products .      ( This point is considered further in . the companion report on
Environmental Aspects of Fusion ). It is worth noting however that no practical
fusion   fuel     for   a  man-made  power  source   is  completely  neutron-free   and
therefore     there     is  always   some  residual   radioactivity   associated  with
structural materials surrounding the reactor .          It is by developing the most
suitable     surrounding     materials ,  having   very   low  levels   of  long-lived
radioactivity ,       that fusion will reach its full potential , and the costs of
developing or manufacturing these materials is not thought at this stage to be
prohibitive / 67 /.
      Steady state operation of a fusion device might be desirable both from an
operational viewpoint and to reduce the fatigue experienced by the reactor
subsystems .       The principle has already been demonstrated experimentally ,
although at this early stage of its development there are doubts about its
economic viability on a commercial scale . In the end , its implementation will
depend on the relative effects on generation cost of the efficiency of the
method used for maintaining steady state operation and of the increased quality
of fatigue-resistant materials and components . In any case , living with cyclic
fatigue is not a unique problem for fusion , it being commonplace in many
complex structures today .
5.4.6   Strategy
         The strategy and justification for developing fusion has also been
questioned / 56 / implying that the likely return from fusion is small compared
to the investment on its development . Although it is impossible to say today
with absolute certainty that the present development programme will result in
the successful implementation of fusion power ( it being the purpose of the
programme to find out whether this is possible ), the potential long-term return
if fusion were implemented would be enormous because of the long time over
which this return would be made .          As a proportion of generation costs for
 fusion reactors over this long timescale , development costs can only be a
minuscule proportion .
           The critisism has also been made / 54 / that , by concentrating on DT
 Tokamak fusion , prospects are weakened for ever developing better alternative
 ---pagebreak---                                                                                 90 .
fusion concepts .     Even proponents of DT fusion realise that their present
reactor concepts will have to be improved upon to make them as highly desirable
as fusion was initially claimed to be , but realise that the best way to find
out how to make such improvements is to pursue at least one line of research
vigorously towards the commercialization phase .        DT Tokamak fusion looks from
the present viewpoint to be able to achieve the earliest commercialisation date
but other confinement methods are not being neglected .          In fact about 10$ of
the  worldwide   and   European   fusion   budget  is  being spent    on research and
development of alternatives to the tokamak / 68 /.         Whether DT or more exotic
fuels can economically be used in such confinement schemes will depend on the
confinement physics attained .      In any case the status of such alternatives to
the  Tokamak   is   continually    being   re-examined   and  a   check-point  on    the
development status of such schemes is already planned in the European programme
before proceeding to a demonstration fusion reactor .         Concentrating on the DT
Tokamak line at this stage is intended to produce information which would be
valid for whatever confinement concept is pursued further at that time .
     In summary , therefore , the information presented by the critics of fusion
is  often  highly   selective ,   and  the   conclusions are    not  supported by    the
detailed studies .     It  is   true that the low power density of many present
designs leads to high capital costs , but the estimated cost of electricity from
fusion power stations is not so much greater than forecast costs from existing
or other alternative energy sources that fusion can be dismissed on economic
grounds .
 ---pagebreak---                                                                           91 .
6.  CONCLUSIONS
      Since the earliest commercialisation date for fusion power looks from the
present perspective to be around the middle of the next century , any prediction
today of its economic prospects is rather uncertain . However , this has not led
to the development of fusion without consideration of its ultimate economic
potential as is witnessed by the considerable number of power reactor studies
whose results are recorded in this report . By the very nature of our present
understanding of fusion and its technology , these studies give rather a wide
range of results .     They do prove extremely useful , however , in identifying
general trends for future development .   It is clear of course that if a fusion
reactor had to be constructed today ,     using the presently available plasma
parameters with    their established scalings and using presently established
technologies , that reactor would have an electricity cost in the upper range of
the  projections   for   other systems .   However , fusion  physics and  fusion
technology have developed by orders of magnitude over the last 20 years .   This
history and the present experience in fusion research lead to the belief that
the development potential for fusion will , over the comming decades , result in
considerable improvements in the relationship between the generation cost for
fusion and that of other systems .
      Not only is it impossible to forecast the economic conditions , it is also
difficult to fully appreciate now the improvements which will undoubtedly occur
during the further development of the fusion reactor system . Examples given in
the previous sections show that such improvements can also be expected from
innovations which are not necessary on present-generation systems .        Their
impact will only become significant if integrated into full-scale reactors .
The programmes on Stellarators and Reversed Field Pinches could also have an
important influence . In any case , the development cost for fusion power is
only a small fraction of todays expenditure for energy supply . Finally , the
use of fossil fuel will eventually have to be restricted to those applications
where there is no alternative , such as transport .         The increasing CO
accumulation may otherwise lead to difficulties . It is therefore essential to
have more than one high-potential energy source available working without any
COg production , and thus in all respects environmentally acceptable , and the
ultimate goal for fusion reactor development is to satisfy this need .
 ---pagebreak---                                                                                   92 .
7.     REFERENCES
/1 /      A fusion power plant , R. G. Mills et al , MATT-1050 , August 1974 .
/ 2/      UWMAK , A Wisconsin toroidal fusion reactor design , UWFDM-68 , ( Vol II
          May 1975 ).
/ 3/      UWMAK- I I , A conceptual tokamak power reactor design , B. Badger et al ,
          UWFDM-112 , October 1975 .
/4/       UWMAK-III , A non-circular tokamak power reactor design , EPRI - ER-368 ,
          July 1976 .
/5/       Reactor     costs    and  maintenance  with reference to  the  Culham   MK   II
          conceptual tokamak design , R. Hancox and J.T.D. Mitchell , Proc . 6th Int .
          Conf . on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research , Vol 3 .
          pp 193-202 , October 1976 .
/ 6/      NUWMAK , a tokamak reactor design study , B. Badger et al ,
          UWFDM-330 , March 1979 .
/7/       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 .
        T.A-7973 " MS , flugust 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-150 , November 1981 .
/ 1 5/  ELMO Bumpy torus reactor and power plant . Conceptual design study ,
        C.G. Bathke et al , LA - 8882 - MS, August 1981 .
/ 1 6/  UWTOR-M , A conceptual modular stellarator power reactor
        B. Badger et al , UWFDM-550 , October 1982 .
/1 7/   The modular stellarator reactor : a fusion power plant , R.L. Miller et
        al , LA - 9737 - MS, July 1983 .
/ 1 8/  Mirror Advanced Reactor Study ( MARS ): Executive Summary and overview ,
        B.G. Logan et al , UCRL-53563 , July 1984 .
/ 1 9/  Compact reversed field pinch reactors ( CRFPR ) : fusion-power - core
        integration study , C. Copenhaver et al , LA - 10500-MS, August 1985 .
/ 20 /  Hiball - a conceptual heavy ion beam driven fusion reactor study ,
        B. Badger et al , UWFDM-450 , June 1981 .
/21 /   Hiball-II .      An improved conceptual heavy ion beam driven fusion reactor
        study , KfK 3840 , July 1985 .
/ 22/   A currency exchange rate for use in technical comparisons .
        D.E.T.F. Ashby . CLM-R245 , May 1984 .
723/    Cost sensitivity analysis of possible fusion power plants , R. Biinde ,
        Atomkernenergie ( ATKE ) Bd . 30 ( 1977 ) Lfg 3 .
 / 24 / Scaling of tokamak reactor costs , W.R. Spears and J.A. Wesson , Nuclear
        Fusion , Vol 20(12 ), pp 1525-1532 , December 1980 .
 ---pagebreak---                                                                                       94 .
/ 25 / Tokamak and reversed field pinch reactor cost scaling P.I.H Cooke ,
       Proc . 12th Symposium on Fusion Technology , pp 851-856 , September 1982 .
/ 26 / Factors affecting the minimum capital cost of a tokamak reactor
       R. Hancox , Proc . 11th Symposium on Fusion Technology , Oxford , pp 1209 -
       1214 , September 1980 . ( Also CLM-P623 ).
/ 27 / Cost scaling of tokamaks , J. Sheffield and A. Gibson , Nuclear Fusion 15 ,
       pp 677-685 , 1975 .
/ 28 / Cost assessment of a generic magnetic fusion reactor ,
       J. Sheffield et al .          Oak Ridge National Laboratory Report ORNL / TM-9311
       ( 1986 ).
/ 29 / Generic magnetic fusion reactor cost assessment , J. Sheffield , Journal
       of Fusion Energy 4(2 / 3 ), ( 1985 ) 187-197 .
/ 30 / Report on high power density fusion systems ( MFAC , Panel X ) May 1985 .
/31 /  Compact Fusion Reactors , R.A. Krakowski , R. Hagenson , Los Alamos Report
       LA - UR - 83 - 930 ( Revised ).
/ 32 / Evaluation        of   the  energy   required   for  constructing and operating a
       fusion power plant , R. BUnde , Proc . 12th Symposium on Fusion Technology ,
       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 .
/ 39 /   A Model for the Computation Design of Tokamaks - Part I : general
         OverView , Borrass , K. , NET Report EUR - FU/XII - 361 / 85 / 42
/ 40 /   Reactor Beyond NET , Spears W.R. , to be published in Proc . IAEA Tech .
         Ctte Mtg . & Workshop on Fusion Reactor Design & Technology , Yalta , USSR ,
         26 May - 6 June 1986 .
/ 41 /   DEM0 & FCTR Parameters , Spears , W.R. , NET Report EUR - FU/XII - 361 / 85 / 41
/ 42 /   Reactor Cost Driving Items , Spears , W.R. , to be published in Fusion
         Technology , Proc . 14th Symposium , Avignon , France , September 1986 .
/ 43 /   IAEA Tec doc / 373 , 1986 .
/ 44 / • Status of Liquid Metal Fast Breeder Reactors , Technical Reports Series
         No . 246 , IAEA , Vienna , 1985 .
/ 45 /   Nucleonics Week , January 23rd 1986 .
/ 46 /   Projected Costs of Generating Electricity from Nuclear and Coal-fired
         power stations for commissioning in 1995 .      OECD / NEA . Paris 1986 .
/ 47 /   The economics of the nuclear fuel cycle , OECD/NEA , Paris 1985 .
/ 48 /   Minimum cost of photovoltaic energy for a utility grid and general
         features of a generating plant using costless solar cells . Madet ,
         D. , Fourth E.C. Photovoltaic Solar Energy Conference , Stresa , 10-14 May
         1982 .
/ 49 /   Solceller i et fremtidigt dansk energisystem .
         Nielsen , L.D. , in Riso National Laboratory , Den teknologiske udvickling
         og dens betydning for udformningen af det fremtidige energisystem ,
         Roskilde , Denmark , 1984 .
 / 50 /  Photovoltaics Program Overview . P.D. Maycock , Proc . 3rd E.C.
         Photovoltaic Solar Energy Conférence , Cannes , France , 27 31 October ,
         1980 . pp. 10-17 .
 ---pagebreak---                                                                                       96 .
/51 /  M.R. Starr , The potential for photovoltaics in Europe .            Proc . 4th E.C.
       Photovoltaic Solar Energy Conference , Stresa , Italy , 10-14 May , 1982 .
       pp . 40-50 .
/ 52 / Neutron wall loading , power density and pay-back time K.H. Schmitter ,
       Proc . 11 Symposium on Fusion Technology , Oxford , pp 1255-1259 .
       September 1980 .
/ 53 / The fusion dilemma ,     R.   Carruthers ,   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 Design / Fusion , 3 ( 1985 ) 1 36 .
/ 63 / Fusion Research , Dolan , T.J. , Pergamom Press 1982 .
/ 6V   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 EI 'INITION : ;
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 ."
 ---pagebreak---                                                                                       99 .
      TI UJ I i;v • I i /.<;<l generation eost IM t, hore fore oxpreused by
                        D ^     I + Z + M + F + R
                        ^                . .   . n-D . R
                        i Pso An8 - 76/ <Ud )
                      n=1
where N is the plant lifetime in years , PSQ is the rated power sent out by the
plant ( MW ) and               is the plant average availability in year n . The cost items
in the numerator are direct ( D ) and indirect ( I ) capital costs , interest during
construction ( Z ), operation and maintenance costs ( M ), fuel costs ( F ) and
decommissioning (R ) , all discounted to the date of commissioning using the
discount rate d .
Fusion Power Core ( FPC )
        Torus ( first wall / blanket / shield ), Magnets ( toroidal and poloidal field )
and their respective support structure .
Mass Expenditure ( ME )
      The mass of material needed for the FPC divided by the power sent out .
B
       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 .
 ---pagebreak---                                                                        100 .
f
      The ratio of mean plasma fusion power density and the product SB (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 .