CELEX: 51987PC0302R(01)
Language: fr
Date: 1987-07-24
Title: - Proposition de Règlement du Conseil arrêtant un programme de recherches et d'enseignement (1987-1991) dans le domaine de la fusion thermonucléaire contrôlée.#- Proposition de Décision du Conseil approuvant une modification des Statuts de l'Entreprise Commune JET.#- Rapport "Impact sur l'environnement et perspectives économiques de la fusion".#(présentés par la Commission)

ARCHIVES HISTORIQUES
DE LA COMMISSION
COLLECTION RELIEE DES
DOCUMENTS "COM"
COM (87) 302
Vol. 1987/0180
 ---pagebreak--- Disclaimer
Conformément au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 concernant
l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique européenne et de
la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, p. 1) modifié en dernier
lieu par le règlement (UE) 2015/496 du Conseil du 17 mars 2015 (JO L79 du 25. 3.2015, p. 1), ce
dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents classifiés présents dans ce dossier
ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit règlement ou sont considérés déclassifiés
conformément aux articles 26(3) et 59(2) de la décision (UE, Euratom) 2015/444 de la
Commission du 13 mars 2015 concernant les règles de sécurité aux fins de la protection des
informations classifiées de l'Union européenne.
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 concerning
the opening to the public of the historical archives of the European Economic Community and the
European Atomic Energy Community (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as last amended by Council
Regulation (EU) 2015/496 of 17 March 2015 (OJ L 79, 27.3.2015, p. 1), this file is open to the
public. Where necessary, classified documents in this file have been declassified in conformity
with Article 5 of the aforementioned regulation or are considered declassified in conformity with
Articles (26.3) and 59(2) of the Commission Decision (EU, Euratom) 2015/444 of 13 March 2015
on the security rules for protecting EU classified information.
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom 1. Februar
1983 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen Wirtschaftsgemeinschaft und
der Europäischen Atomgemeinschaft (ABI. L 43 vom 15.2.1983, S. 1), zuletzt geändert durch die
Verordnung (EU) Nr. 2015/496 vom 17. März 2015 (ABI. L 79 vom 25.3.2015, S. 1), ist dieser Akt
der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit erforderlich, wurden die Verschlusssachen in diesem Akt in
Übereinstimmung mit Artikel 5 der genannten Verordnung freigegeben; beziehungsweise werden
sie auf Grundlage von Artikel 26(3) und 59(2) der Entscheidung der Kommission (EU, Euratom)
2015/444 vom      13.   März 2015     über die   Sicherheitsvorschriften für den Schutz von  EU-
Verschlusssachen als herabgestuft angesehen.
 ---pagebreak---   COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES
                                                                  COM(87) 302 final .
                                                     Bruxelles » le 24 juillet 1987 .
                - Proposition de Règlement du Conseil arrêtant un programme de
                  recherches et d' enseignement ( 1987-1991 ) dans le domaine de la
                  fusion thermonucléaire contrôlée .
                - Proposition de Décision du Conseil approuvant une modification
                  des Statuts de l' Entreprise Commune JET .
                - Rapport "Impact sur l' environnement et perspectives économiques
                  de la fusion".
                                 (présentés par la Commission)
COM(87 ) 302 final .
 ---pagebreak---                               TABLE DES MATIERES
PROGRAMME FUSION 1987-1991
                                                         Page
A)   EXPOSE DES MOTIFS                                     3
     Annexe   :    Examen des réalisations scientifiques
                   et techniques 1984-86 au sein du
                   programme fusion européen              20
B)   PROPOSITION DE REGLEMENT DU CONSEIL arrêtant
     un programme de recherches et d' enseignement
     ( 1987-1991 ) dans le domaine de la fusion
     thermonucléaire contrôlée                            41
C)   FICHE FINANCIERE                                     49
D)   AVIS DU COMITE SCIENTIFIQUE ET TECHNIQUE             66
     AVIS DU COMITE CONSULTATIF DU PROGRAMME FUSION
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                              A) EXPOSE DES MOTIFS
I.     JUSTIFICATION
       A l' article 3 de sa décision^ du 12 mars 1985 arrêtant un programme
       de recherches et d' enseignement dans le domaine de la fusion
       thermonucléaire contrôlée ( 1985-1989 ), le Conseil des Ministres a
       déclaré :
       "Au cours de la deuxième année , le programme sera réexaminé . Sur la
       base de ce réexamen , la Commission présentera au Conseil une
       proposition de révision en vue de remplacer en 1987 le programme
       actuel par un nouveau programme quinquennal ."
       La Commission soumet ci-dessous au Conseil une proposition pour un
       nouveau programme quinquennal couvrant la période 1987-1991 . Le
       réexamen des activités en cours sur lesquelles la proposition se base
       est indiqué dans l' annexe de l' Exposé des Motifs .
       En parallèle avec cette proposition de programme , la Commission
       soumet également au Conseil une proposition pour la prolongation de
       la durée de l' Entreprise Commune JET jusqu' à la fin 1992 (voir
       Section V) .
      |îes deux propositions sont, du point de vue programmatique et
       financier , cohérentes avec la décision concernant le Programme Cadre
       des activités communautaires de recherche et de développement
       technologique (1987-1991) prise par le Conseil le .... ^ 1
                                                            • • • •
                                                                    ]
( 1 ) JO L 83 du 25.3.1983
( 2)  JO       du
         • • •    • • •
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II . LA FUSION EN TANT QUE PROGRAMME COMMUNAUTAIRE
     Conformément à des décisions réitérées du Conseil , " le programme
     fusion de la Communauté constitue un élément de collaboration à long
     terme couvrant la totalité des activités entreprises dans le domaine
     de la fusion thermonucléaire contrôlée dans les Etats Membres .     Il
     tend à aboutir , en temps voulu , à la réalisation en commun de proto¬
     types en vue de leur industrialisation et de leur commercialisation ."
     Le potentiel à long terme de la fusion , à savoir un nouveau mode de
     production d' énergie ayant un impact modéré sur l' environnement et
     utilisant un combustible pratiquement inépuisable , justifie la
     poursuite vigoureuse de son développement , quelles que puissent être
     les fluctuations à court terme du prix du pétrole .         La fusion
     pourrait apporter une contribution essentielle à la réduction de la
     vulnérabilité économique , écologique et politique de l' Europe au
     cours du siècle à venir .
     Dès aujourd'hui , la fusion est une technologie de pointe : le JET ,
     les dispositifs spécialisés en construction ou en service dans les
     laboratoires associés et le développement de composants destinés au
     NET sont en eux-mêmes le témoignage d' une haute technologie dont les
     retombées ( en particulier dans le domaine de la technologie des
     aimants supraconducteurs , de la robotique et des systèmes à
     micro-ondes haute puissance ) sont bénéfiques pour d' autres secteurs
     scientifiques et industriels en Europe . Le rôle de l' industrie
     devrait croître sensiblement une fois que le NET en sera à la phase
     de projet détaillé .
     Les raisons principales pour effectuer des travaux R et D sur une
     base communautaire dans le domaine de la fusion sont :
          la dimension nécessaire en ressources humaines et financières ,
          qui suggère qu' un tel développement ne pourrait probablement pas
          être effectué au niveau d' un pays ;
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      -     la durée de l' effort ( allant jusqu' au siècle prochain)
            nécessaire pour arriver à la construction du réacteur ;
            l' existence d' un besoin collectif , commun à tous les Etats
            Membres ;
      -     la   réalisation    d' un marché   européen  pour   les  industries
            européennes dans les domaines de haute technologie ;
      -     l' accès , en cas de succès , à un marché communautaire étendu pour
            le réacteur européen ;
            de procurer un partenaire potentiel de dimension comparable aux
            3 autres programmes " fusion" mondiaux , favorisant de ce fait la
            coopération internationale dans le domaine de la fusion ;
      -     la qualité du programme fusion européen dont la position de
            premier plan est reconnue dans le monde entier , et auquel la
            Suède et la Suisse sont totalement associées .
      En conséquence , la fusion est en accord avec les critères se
      rapportant aux programmes communautaires de R & D.
III . OBJECTIFS DU PROGRAMME FUSION 1987-1991
      La voie qui conduit aux réacteurs de fusion pour la production
      d' énergie peut être schématiquement et quelque peu arbitrairement
      subdivisée en trois étapes : démonstration de la faisabilité scienti¬
      fique , de la faisabilité technologique et de la faisabilité écono¬
      mique . Actuellement , avec le JET , les Tokamaks de taille moyenne et
      leurs équivalents étrangers , nous nous trouvons encore essentielle¬
      ment au stade scientifique . Le "Next European Torus " (NET), qui en
      est actuellement à la phase d' avant-projet , doit constituer un
      dispositif qui devrait confirmer pleinement la faisabilité
      scientifique de la fusion dans une première phase et , dans une
      seconde , affronter les problèmes de la faisabilité technologique .
      Dans le cadre de la stratégie du programme " fusion" communautaire
      (JET   et   les  autres  tokamaks   - NET - réacteur de démonstration
      DEMO , ...) les principaux objectifs du programme fusion 1987-1991
      sont les suivants :
      -     établir la base physique et technologique nécessaire au projet
            détaillé du NET ; dans le domaine de la physique et la technique
            du plasma , cela implique exploiter pleinement le JET et
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           plusieurs tokamaks spécialisés de taille moyenne qui existent
           déjà ou qui sont en construction , et dans le domaine de la
           technologie renforcer le programme en cours sur la technologie
           de la fusion ;
     -     entreprendre le projet détaillé du NET avant la fin de la
           période du programme si la base de données nécessaire existe à
           ce moment-là ;
     -     explorer le potentiel , en vue du réacteur , de certaines configu¬
           rations alternatives ( principalement stellarateur et pinch à
           champ inversé ) .
     La proposition de programme a été préparée avec le concours de toute
     la communauté de la fusion , par le biais du système d' évaluation par
     des groupes d' experts de même niveau institués par le comité
     consultatif pour le programme " fusion" ( CCPF) et par le Conseil du
     JET pour le JET .
IV . SITUATION ACTUELLE
     Le programme " fusion" européen a pu être concentré sur la
     configuration la plus prometteuse , le confinement magnétique toroïdal
     et , dans le cadre de cette approche , il permet de garder la marge de
     manoeuvre nécessaire .     Les résultats scientifiques et techniques
     placent l' Europe en tête de la recherche mondiale sur la fusion
     magnétique :
     -     JET est l' expérience de fusion la plus importante au monde , qui
           a atteint ses objectifs initiaux pour les performances de base
           dans les délais et avec les crédits alloués , et l' extension aux
           performances élargies est en bonne voie ; pendant ses premières
           années de service    ( début en 1983 ) , il a permis de faire un
           important pas en avant vers la démonstration de la faisabilité
           scientifique de la fusion , produisant déjà une quantité appré¬
           ciable de réactions de fusion dans le deutérium .
     -     les tokamaks européens de taille moyenne contribuent puissamment
           au progrès de la fusion et au succès futur du JET , grâce à des
           expériences avec différentes configurations , à l' exploration de
           nouvelles méthodes de chauffage et au développement de nouveaux
           diagnostics ;
     -     l' Europe vient aussi en tête en ce qui concerne la recherche sur
           les Stellarateurs et les Pinches à Champ Inversé , des configura¬
           tions alternatives au Tokamak ;
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-     l' industrie européenne a construit toutes ces machines (à titre
      d' exemple , plus de 98% en termes financiers des contrats JET ont
      été passés à l' intérieur de l' Europe ) et s' est déjà vu confier
      certains travaux de pointe à long terme .         Sa participation
      devrait faire un bond qualitatif et quantitatif lorsqu' une
      décision sera prise au sujet du démarrage du projet détaillé du
      NET ;
-     le NET se trouve au stade de l' avant projet . Les principales
      spécifications      de   performance   ont    été   provisoirement
      sélectionnées et ont donné un jeu cohérent de paramètres
      utilisés actuellement pour l' optimisation et l' orientation du
      programme technologique ;
-     la bonne exécution du programme technologique est l' une des
      réalisations importantes de ces dernières années . La majeure
      partie des travaux est orientée vers le NET , mais concerne aussi
      des activités à plus long terme . Ces efforts sont concentrés
      dans les domaines des aimants supraconducteurs , du tritium , de
      la couche fertile ,    de la télécommande ,  des matériaux ,   de la
      sécurité et de l' environnement .
En dehors de la fusion magnétique , une activité " de contact " est
exercée dans le domaine de la fusion par laser , tandis que la fusion
catalysée par muons est suivie de près .
L' approche communautaire , qui a permis la création de l' Entreprise
Commune JET ( 1978 ) et de l' équipe NET ( 1983 ), a aussi conduit à la
mise en oeuvre d' une intense collaboration entre laboratoires fusion .
La plupart des Associations travaillent pour une autre Association et
toutes travaillent pour JET et NET par le biais de différents types
de contrats et d' accords . Le programme " fusion" européen a contribué
efficacement à la réalisation d' une véritable communauté scientifique
et technique de petits et grands laboratoires , toujours disposés à
accueillir les nouveaux venus et poursuivant un objectif commun .
Cette situation fait de l' Europe un partenaire attrayant pour la
collaboration internationale , à la fois dans des cadres bilatéraux
(Canada , Japon , Etats-Unis ) et dans des organisations multinationales
( OCDE , AIEA).
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   Parmi les nombreuses dispositions prises pour garantir la nature
   véritablement communautaire du programme fusion , la mobilité du
   personnel mérite une mention spéciale : chaque année , plus de 200
   chercheurs ( sur un total de 1200 chercheurs environ ) vont travailler ,
   par le biais de contrats dits de mobilité , en dehors de leurs
   laboratoires pendant des périodes allant d' un mois à un an . Le JET
   représente un cas extrême dans ce domaine : ce projet spécialisé est
   exécuté par un personnel qui a son "billet de retour", c'est-à-dire
   que les organisations nationales se sont engagées à reprendre leur
   personnel après son détachement auprès du JET . Depuis le démarrage du
   projet , environ la moitié de l' équipe est rentrée dans les
   Associations à l' achèvement de ses travaux et a été remplacée par
   d' autres personnes ayant les qualifications nécessaires pour
   entreprendre les nouvelles tâches prévues .
   Un aperçu plus détaillé des activités en cours est donné en annexe .
V. CALENDRIER
   Le calendrier des différentes machines et leurs systèmes de chauffage
   est représenté schématiquement à la figure 1 .
                          Légende de la figure 1
             Plan de développement des principales machines
   Les différentes méthodes de chauffage sont représentées par des
   couleurs différentes :
   noir :     chauffage  ohmique ( OH)
   jaune :    injection  de neutres (NI )
   rouge :    chauffage  par résonance cyclotronique ionique ( ICRH)
   vert :     chauffage  par résonance hybride inférieure (LH)
              ou excitation de courant (LHCD )
   bleu :     chauffage par résonance cyclotronique électronique (ECRH)
   violet :   ondes d' Alfven (AW)
   L' épaisseur de chaque trait est proportionnelle à la puissance de
   chauffage à travers les fenêtres (1 mm par MW , sauf pour JET où la
   puissance totale est environ 50 MW)
   La phase de construction est indiquée en pointillés .
 ---pagebreak---                       1986                 1987  1988     1989               1990                 1991
                                                   Γ
                                             F
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                                          _l
                 1                                                                                              à
                                                  –
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                    TORF-SIJPR ;                                                                               ■Λ
Cadarache                                              UM–IM–1                            IM–Î.ÜIMI1·
                                                                          --
                  1
                                                                                              . . . .      ■   J
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                                       A.SD EX- upgrad e
                                          -,
Frascati                 FT
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Garching            W7AS
                                             L              ––            --
                                                                                          ■           . --i
                                                 –
Madrid                                      TJII        'IJ           ' · ■T 'WJ.'. - :;·   ■  7:-^^· - -    -  -
Culham                                                 - HBTX            r
                                                                         <
Padova                                           RFX
                                                           _
Stockholm        1 EXTR AP
                                         i-
                                                                                                      CR86.148
 ---pagebreak---                                                                  11 .
JET : Les résultats scientifiques obtenus ces dernières années
indiquent que , afin d' exploiter pleinement le potentiel du projet JET
et atteindre ses objectifs déclarés (par exemple , s' approcher le plus
près possible des conditions requises dans un réacteur) en utilisant
au mieux les possibilités de la machine , il sera nécessaire d' ajouter
des équipements complémentaires . Pour cela , il faut plus de temps et
plus de crédits que par le passé . Le Conseil du JET a donc proposé
de prolonger la vie statutaire de l' Entreprise Commune JET , dont
l' échéance était prévue pour le 31 mai 1990 , jusqu' à la fin de 1992 ;
ceci permettrait de garantir une utilisation optimale des équipements
existants et de ceux devant encore être installés , conduisant à une
base plus solide pour le projet détaillé du NET . Parallèlement à la
présente proposition de programme , la Commission présente au Conseil
et au Parlement européen pour approbation (article 50 du traité
Euratom) un amendement des statuts du JET , en vue de la prolongation
du projet en faveur de laquelle les arguments scientifiques sont
présentés dans ce document .
NET : Conformément à la décision du Conseil de mars 1985 , l' activité
NET s' est ralentie , de sorte que , comme hypothèse de travail , 1990
constitue maintenant la date de décision concernant le projet
détaillé du NET et 1993 / 1994 celle de la décision concernant sa
construction . Ces dates sont adaptées au nouveau calendrier du JET
et permettent d' obtenir plus d' informations sur la performance du
plasma au moyen des machines de taille moyenne .
Autres Tokamaks : Les quatre tokamaks spécialisés de taille moyenne
actuellement en construction au sein des Associations (Tore-Supra ,
Asdex-Upgrade , FTÜ et Compass ) entreront en service vers 1988 et
pourront donc apporter d' importantes contributions au projet détaillé
du NET .  La construction d' un autre tokamak (TCV en Suisse ) destiné à
explorer les limites de bêta a été récemment approuvée . Le projet
d' une machine compacte à champ élevé en vue de l' ignition ( IGNITOR ,
en Italie) est également prévu . Les tokamaks actuellement en service
seront pleinement exploités (Textor , Asdex) ou mis à l' arrêt (Dite ,
FT , ...), en fonction de leur potentiel et de la disponibilité
d' équipes de recherche suffisamment fortes .
 ---pagebreak---                                                                       12 .
     Autres   machines   :  En  ce  qui  concerne   les  deux  configurations
     alternatives ,  des machines sont en construction      (W7 AS , RFX)  ou
     projetées ( TJII , W7 X), de sorte que le choix du dispositif le mieux
     adapté au DEMO devrait pouvoir être basé en temps utile sur des
     données expérimentales ayant fait leurs preuves ; les machines
     existantes (HBTX . ) seront mises à l' arrêt après complète
     exploitation . Un dispositif plus petit (Extrap , en Suède ), destiné à
     l' exploration d' une conception différente , est en service .
     Technologie : Le programme de technologie est adapté aux nouveaux
     jalons du NET , afin de fournir d' abord la base de données
     technologiques nécessaire aux décisions concernant le NET . Quand la
     décision de commencer le projet détaillé du NET sera prise , un
     programme de R , D & D renforcé , axé essentiellement sur la production
     industrielle et l' essai de prototypes de composants du NET , devra
     être mis en route .
VI . STRUCTURE
     La Commission est responsable de la mise en oeuvre du programme . La
     structure consultative prévoit un seul organisme , le Comité
     Consultatif du Programme Fusion ( CCPF) , assisté de deux sous-comités ,
     le Comité des Programmes ( CP ) pour les questions concernant la
     physique et la technique du plasma et le Comité de Gestion de la
     Technologie de la Fusion (CGTF ) pour le NET et la technologie . Pour
     l' Entreprise Commune JET , les responsabilités incombent au Conseil du
     JET et au Directeur du Projet . Le Conseil du JET est assisté par le
     Comité Exécutif du JET et peut demander l' avis du Conseil
     Scientifique du JET . Le Programme Fusion sera également soumis à une
     évaluation externe indépendante : en particulier durant la troisième
     année du programme 1987-91 , la Commission demandera une évaluation
     par une Commission d' experts de haut niveau , qui fournira la base
     d' une révision du programme selon le concept du plan glissant .
     Le programme est exécuté au moyen de contrats d' Association conclus
     entre EURATOM et les organisations nationales actives dans le domaine
     de la fusion , ainsi que par l' Entreprise Commune JET , et par le biais
 ---pagebreak---                                                                           13 .
      d' un accord multilatéral concernant le NET . De plus , le Centre Commun
      de Recherches consacre une partie de son programme à la technologie
      de la Fusion : ces activités de fusion sont coordonnées avec le reste
      du programme de technologie via le FTSC . On compte 12 Associations
      réparties dans 10 pays (y compris la Suède et la Suisse ) ; des
      discussions préliminaires sont en cours avec la Grèce et le Portugal
      en vue     de  la création  de  2   nouvelles Associations .   L' industrie
      participe par le biais de contrats de développement , ainsi que par la
      construction d' équipements .
      Cette structure est considérée comme bien adaptée aussi pour
      l' avenir , lorsque le rôle des Associations , actuellement orientées
      vers la physique ( et dont les programmes de recherche donnent à
      l' effort européen l' ampleur nécessaire ) sera repris par des
      institutions nationales à vocation technologique et , plus tard , par
      l' industrie .
VII . COLLABORATION INTERNATIONALE
      La coopération internationale a été toujours        très active dans le
      domaine de la fusion . Dans le passé , elle a        fait essentiellement
      l' objet d' accords sur des points spécifiques .     A l' heure actuelle ,
      des formes plus larges et plus substantielles         de coopération sont
      mises en oeuvre ou explorées .
            Accords-cadres bilatéraux
            Canada : déclaration commune d' intention ( décision du Conseil du
            20.1.86 ) signée le 6 mars 1986 .
            USA : Accord de coopération ( décision du Conseil du 15.09.86 )
            signé le 15 décembre 1986 .
            Japon : un projet de décision du Conseil autorisant la
            Commission à négocier un accord de coopération a été proposé par
            la Commission au Conseil le 26 février 1987 .
      -     Conventions ^exécution dans le_cadre_de_l^AIE_ (OCDE)
            Tokamaks : TEXTOR , signé le 5.10.1977 , pour une durée de 15 ans ;
                        ASDEX et ASDEX-UPGRADE , signé le 31.7.1985 , pour une
                        durée de 10 ans ;
                        LES TROIS GRANDS TOKAMAKS ( JET , JT-60 et TFTR) ,
                        signé le 15.1.1986 , pour une durée de cinq ans .
 ---pagebreak---                                                                         14 .
           Configurations alternatives : STELLARATEURS , signé le 31.7.1985 ,
                       pour une durée de cinq ans ;
                       PINCH A CHAMP INVERSE , en préparation .
           Technologie    de  la   fusion    : "LARGE   COIL  TASK",  signé   le
           6.10.1977 ,
                       l' installation est en service .
                       MATERIAUX DE FUSION , signé le 21.10.1981 : annexe I
                       supprimée , durée de l' annexe II , dix ans .
      -    Coopération dans le cadre_de_l^AIEA
           Participation d' EURATOM , avec les trois autres grands programmes
           de fusion (Japon , USA , URSS ), aux séminaires d' INTOR depuis
           1978 .
      -    Groupe de travail " fusion" ( groupe " technologie , croissance et
           emploi" - sommet de Versailles )
           Consultation entre les programmes " fusion" dans le cadre de la
           participation au sommet économique , notamment en ce qui concerne
           l' étape suivante ( Next Step ) .
      -    Initiative de coopération quadripartite concernant un réacteur
           thermonucléaire expérimental international ( ITER) sous les
           auspices de l' AIEA
           On explore , au niveau technique , la possibilité pour les quatre
           grands programmes " fusion" mondiaux (CE , Japon , USA , URSS ) de
           coordonner leurs efforts en vue d' un but spécifique : établir
           vers 1990 , par un effort de collaboration des quatre parties
           fournissant à statut égal des contribution égales , un projet
           conceptuel d' ITER , et coordonner les activités de recherches de
           support . Un groupe technique de travail a été constitué afin de
           préparer en 1987 des propositions concrètes sur les objectifs
           détaillés d' ITER et sur les modalités d' organisation de la phase
           de projet conceptuel 1988-1990 . L' activité du groupe NET , qui
           continuera comme prévu jusqu' à ce qu' une solution internationale
           possible offrant des garanties convaincantes ait été trouvée en
           ce qui concerne le Next Step , pourrait former le noyau d' une
           telle collaboration .
VIII . ENVELOPPE FINANCIERE
      La présente proposition de programme ne concerne que le JET et le
      Programme Général . Les activités de fusion du CCR , qui du point de
      vue technique et scientifique sont entièrement intégrées dans le
      programme fusion global , sont cependant régies par une autre Décision
      de Programme .
 ---pagebreak---                                                                         15 .
       En argent courant (on a considéré qu' à partir du 1.1.1985 l' inflation
       représentait 4% par an) , le montant des crédits communautaires requis
       pour la proposition de programme 1987-91 (à l' exclusion du CCR , de la
       Suède et de la Suisse ) est estimé à :
       Programme Général             533 MioECU
       JET                           378 MioECU
                 Total               911 MioECU
       Une ventilation des ressources entre les différentes activités est
       faite au tableau 1 .
       Cette estimation est déduite de l' hypothèse sur laquelle repose la
       présente proposition , à savoir que le progrès scientifique et
       technologique sera de nature à permettre le démarrage de la phase de
       projet détaillé du NET avant la fin de la période du programme (voir
       paragraphes III et V). La décision de commencer le projet détaillé du
       NET aura une importance majeure et la Commission fera une proposition
       dans ce sens au Conseil en temps utile .
       Le tableau suivant montre la ventilation entre JET , le Programme
       Général et le CCR des nouveaux crédits prévus pour la fusion dans le
       contexte du Programme Cadre 1987-91 , ainsi que les crédits reportés
       des programmes en cours .
 MioECU                Nouveaux crédits     Crédits reportés   Dotation
                       correspondant au     de 1985-89         totale pour
                       Programme Cadre                         la période
                        1987-91                                 1987-91
Programme Général           362                  171               533
JET                         169                  209               378
TOTAL - PROGR . FUSION      531                  380               911
CCR                          60                   15                75
TOTAL                       591                  395               986
( 1 ) Voir note N° 8 en bas de la page 18 .
 ---pagebreak---                                                                          16 .
      A l' article 4 de la proposition de Règlement du Conseil , il est
      stipulé que la Décision du Conseil concernant le programme 1985-89
      est abrogée avec effet au 1er janvier 1987 . En référence à cet
      article , la Commission fait observer que les montants ayant été
      autorisés aux postes correspondants des budgets 1985 et 1986 au titre
      de la Décision 85 / 201 /Euratom et qui , au 1er janvier 1987 , n' étaient
      pas encore engagés ou étaient engagés mais non encore liquidés ,
      seront utilisés pour l' exécution du présent programme .
IX . EFFECTIFS
      Le nombre d' agents EURATOM autorisé par la décision antérieure du
      Conseil est :
            165 employés temporaires pour JET
            105 fonctionnaires pour le Programme Général .
      Pour la période 1987-91 , aucune modification n' est proposée pour le
      Programme Général , mais un renforcement du personnel JET ( 191 au lieu
      de 165 ) est indispensable afin de rendre possibles la mise en oeuvre
      et la pleine exploitation des améliorations techniques pendant la
      durée prévue du projet . Lorsque le NET passera de la phase
      d' avant-projet à la phase de projet détaillé , de nouvelles
      propositions seront présentées au Conseil .
X.    CONCLUSION
      En raison de ses importants objectifs , des excellents résultats
      obtenus , de son intérêt technologique et de son caractère
      communautaire absolu , la fusion continue à constituer l' un des
      programmes de R & D les plus importants bénéficiant du soutien de la
      Commission . Ainsi qu' il a été annoncé au moment de la décision
      concernant le programme 1985-89 et qu' il a été noté par le Conseil ,
      la Commission a exécuté le programme en 1985 et 1986 dans les limites
      financières indiquées dans la proposition de programme 1985-89 . La
      Commission estime que le niveau de financement indiqué dans sa
      proposition actuelle est nécessaire pour sauvegarder l' élan du
      programme qui est entièrement axé sur le "Next Step" et pour tenir
      compte de l' adhésion des nouveaux Etats Membres en 1986 et de la
      participation croissante de l' industrie . Selon le concept du
      programme glissant , la Commission établira en 1989 une proposition de
      révision de programme , en vue d' un nouveau programme quinquennal
      commençant le 1.1.1990 .
 ---pagebreak---         Tableau 1     Participation communautaire ^ pendant  la période 1987-1991 , en MioECU , en argent courant
                                                                                                                  (2)
NET
    Salaires , indemnités , missions                              27
    Travaux au sein des Associations                              10
    Support par l' Association hôte                               15
    Conception industrielle                                       28
               Sous-total                                         80 - 3 (3) -           77
                                                            i
TECHNOLOGIE
    Travaux de base au sein des Assoc .                           65
    Actions prioritaires                                          35
    RD /D industriels                                             37
               Sous-total                                        137 - 13 (3) -         124
PHYSIQUE ET INGENIERIE DU PLASMA
    Dépenses courantes au sein des Assoc .                       231 m
    Actions prioritaires normales
    Grandes machines avec chauffage                               93 (51
    Support au JET (article 14)                                   10
    RD /D industriels                                              9
               Sous-total                                        369 - 67 (3) -         302
MOBILITE/GESTION^^ (y compris bourses et évaluation)                                     30
Total GENERAL PROGRAMME                                                                 533 ( 7)
JET                                                              425 - 19 (3) - 28 -    378 (8)
GRAND TOTAL                                                                             911
          CCR (non inclus dans la présente proposition)
          Activité de fusion totale                                                     986
 ---pagebreak---                                                                        18 .
Notes concernant le tableau 1
(1)  Sans la Suède et la Suisse , mais y compris l' activité dans les
     nouveaux Etats Membres .
(2)  A partir du 1.1.85 , une inflation de 4 % par an est prise en compte .
(3)  Crédits engagés en 1985-86 pour 1987 .
(4)  Y compris les crédits pour , éventuellement , une nouvelle machine à
     Madrid .
(5)  Y compris les crédits pour démarrer , éventuellement , la construction
     d' un nouveau stellarateur W-VII.X à Garching .
( 6) Y compris les crédits nécessaires pour financer au niveau de 42 % le
     personnel de la Commission dans les Associations .
( 7) Auquel doit s' ajouter tout solde positif provenant des contributions
     de la Suède et de la Suisse dans le cadre du programme hors-JET .
( 8) La totalité des contributions des Membres , requise pour financer les
     paiements du JET pendant la période 1987 à 1991 du programme , est
     estimée à 531 MioECU (voir "Plan de développement du projet et
     estimation du coût du projet ", tableau 16 de l' annexe , approuvés par
     le Conseil du JET le 26 mars 1987 ). De ce montant 80% , équivalant à
     425 MioECU , sont financés via le budget communautaire . De cette
     dernière somme , 19 MioECU ont été engagés par la Commission avant
     1987 . Le reliquat , s' élevant à 406 MioECU , sera financé comme suit :
     .     378 MioECU de la dotation de programme pour JET ;
     .      28 MioECU des contributions , pour JET , de la Suède et de la
           Suisse au budget communautaire .
 ---pagebreak---                                                                    19 .
( 9) Couvre les activités courantes au CCR dans le domaine de la
     technologie de la fusion , à savoir les études de réacteur et
     l' évaluation des risques , la sécurité de la technologie du tritium ,
     l' intégrité des matériaux structurels et les études sur la couche
     fertile .
 ---pagebreak---                                                                           20 .
ANNEXE
           EXAMEN DES REALISATIONS SCIENTIFIQUES ET TECHNIQUES
                          DURANT LA PERIODE 1984-1986
                     AU SEIN DU PROGRAMME FUSION EUROPEEN
I. INTRODUCTION
Au moment     de la soumission de la précédente proposition de programme
1985-1989 ,   la situation scientifique était la suivante : l' évolution des
programmes    de fusion dans le monde avait mis en évidence les perspectives
favorables    du confinement magnétique en comparaison avec le confinement
inertiel ,   ainsi que le rôle prépondérant de la filière tokamak sur
laquelle les machines "Next Step" devraient être fondées . L' Europe avait
joué un rôle de premier plan dans l' amélioration de la compréhension de la
physique du confinement magnétique dans les machines toroïdales et des
progrès substantiels ont été réalisés en matière de chauffage du plasma :
      le JET ( Joint European Torus ) avait commencé à fonctionner et les
      premiers résultats ( en régime ohmique ) étaient très prometteurs ;
-     des systèmes de chauffage mégawatts-multisecondes devenaient
      disponibles pour les machines de taille moyenne ;
-     la dégradation du temps de confinement avec l' augmentation de la
      puissance de chauffage était un sujet de préoccupation , mais la
      découverte du " régime H" à Garching permettait d' espérer que de tels
      effets nuisibles du chauffage du plasma pourraient être évités ou
      tout au moins réduits .
Sur   cette    base ,  les   objectifs  du  programme    1985-1989   étaient   les
suivants :
-     établir la base physique nécessaire au NET (Next European Torus ) :
      l' accent était mis plus particulièrement sur le chauffage du plasma ;
      fournir la base technologique nécessaire au NET ;
      explorer le potentiel de certaines configurations alternatives .
Suite    à  la  décision   du   Conseil  de mars  1985 ,   il  a  fallu  ralentir
l' activité NET , et le programme de technologie a été en conséquence
remanié pour l' adapter aux nouveaux jalons du NET . L' évaluation des
réalisations scientifiques et techniques dans les sections ci-après est
faite à la lumière des objectifs fixés dans la proposition de programme
1985-1989 , mais compte tenu aussi des contraintes résultant de la dernière
décision du Conseil .
 ---pagebreak---                                                                              21 .
II . TOKAMAKS
       L' Europe consacre la majeure partie de ses efforts à cette
configuration qui , sur le plan mondial , est la plus avancée . Les
principaux problèmes auxquels la recherche Tokamak a été confrontée au
cours des dernières années ( et reste confrontée dans une large mesure )
étaient les suivants :
       les effets du chauffage additionnel sur le comportement du plasma ,
       tels que la dégradation du temps de confinement de l' énergie et du
       degré de pureté du plasma en fonction de l' accroissement de la
       puissance de chauffage ;
-      le comportement du plasma au voisinage de limites opérationnelles ( de
       la densité du plasma n , du facteur de sécurité q ou du rapport entre
       la pression du plasma et la pression magnétique ^ ) .
       Les   résultats  obtenus  sur  le JET  et dans   les  tokamaks     de  taille
moyenne améliorent la compréhension des phénomènes concernant le plasma et
donnent un aperçu des effets " de structure fine " (par exemple , cohérence
du profil ) : cela suggère de nouveaux moyens de remédier aux effets
nuisibles auxquels les tokamaks sont exposés en présence d' un chauffage
additionnel puissant .
       Les progrès réalisés en matière de construction de quatre nouveaux
tokamaks spécialisés de taille moyenne devant entrer en service en 1988
sont également présentés ; la contribution de ces machines sera très
importante pour l' élaboration du projet détaillé du NET . Un autre tokamak
spécialisé sera mis en service en 1989 .
11Л_ЛЕТ
       JET est l' expérience de fusion la plus importante du monde ; il a
déjà apporté une contribution appréciable à la démonstration de la
faisabilité scientifique de la fusion ; ses objectifs initiaux ont été
atteints pour la phase des performances de base dans les délais et avec
les crédits alloués et son extension aux performances élargies est en
bonne voie .
II . 1.1 Régime en chauffage ohmique (OH). La première phase opérationnelle ,
jusqu' à fin 1984 , avait pour but la réalisation de plasmas propres se
prêtant aux études de chauffage additionnel des phases ultérieures :
-      On a constaté que JET se comportait comme les tokamaks de taille plus
       modeste .
       Le contrôle stable de la position , de la taille et de la
       configuration du plasma de section en forme de D , avec élongations
       jusqu' à 1,7 , a été réalisé .
-      Des décharges jusqu' à 15 s ont été réalises sans perturbation , tant
       que
        X.
            la limite de densité n.L (m     = 1.10    B(T) /R(m)q cyj., n' était pas
       depassee .
 ---pagebreak---                                                                          22 .
     Des courants de plasma jusqu' à 3,7 MA ont été réalisés pendant plusieurs
      secondes ( longueurs d' impulsion de 15s ), en présence d' un champ
     magnétique de 3,45 T. Des températures des électrons et des ions pouvant
     atteindre 3 et 2,5 keV respectiv^nent^ ont été produites , avec des
     densités pouvant atteindre ^3 10          m   , en un temps de confinement
      record de ^ = 0,8s . Chacun des paramètres - température , densité et
      temps de confinement énergétique - se situait à l' intérieur d' un facteur
      deux ou trois des valeurs nécessaires dans un réacteur de fusion .
-    Le niveau des impuretés a posé un problème , car elles réduisent le
     nombre d' ions du plasma disponibles pour la fusion et provoquent des
     pertes par rayonnement . Des expériences avec des " tuiles" à faible Z
      ( carbone ) sur la paroi intérieure et une enceinte carburée ont conduit à
     une réduction des taux d' impuretés métalliques et d' oxygène .
11.1.2      Etudes    sur   le   chauffage   additionnel .  La  deuxième    phase
opérationnelle a commencé au début de 1985 après l' installation de deux
antennes HF dans le tore alimentées chacune par un générateur de 3 MW . La
puissance a été couplée au plasma à la fréquence de résonance cyclotronique
                                                 3
ionique ( ICR) des espèces minoritaires (H , He ) injectées . Les expériences de
tokamak ont repris dans JET en novembre 1985 , après une fermeture où ont été
ajoutés de nouveaux systèmes dont : le premier caisson d' injection de neutres
(NBI) , des protections de carbone dans l' enceinte à vide , une troisième
antenne d' ICRH et un injecteur d' un glaçon de deutérium . Pendant 1986 :
-     Le champ magnétique toroldal a été porté couramment à sa valeur maximale
      projetée de 3,45 T. Le courant du plasma , la position et la forme du
      plasma sont tous les trois contrôlés par des systèmes d' asservissement .
     Des courants de plasma de 5 MA ont été obtenus couramment , avec une
      durée de " fiat top" de 4,5 s . On a obtenu un contrôle stable
      d' élongations jusqu' à 1,8 . Néanmoins , le courant est resté limité dans
      un domaine d' opération dépendant de cette élongation .
-     Les 3 antennes haute fréquence (HF) ont fonctionné régulièrement à une
      puissance combinée de 7,2 MW pour des impulsions de 2s . Des expériences
      avec une impulsion de 8s ont été faites , qui ont fourni 40 MJ au plasma .
      Un injecteur de neutres en impulsion longue ( 10s ), avec 8 sources de
      faisceau , fonctionne depuis le début 1986 . Une puissance totale de
      faisceau de 5,5 MW en hydrogène neutre (H° ), ou de 9 MW en deutérium
      neutre (D° ) a pu être injectée dans le tore . Une énergie allant jusqu' à
      40 MJ a été fournie au plasma .
-     Des premières expériences d' injection de glaçons ont été effectuées ,
      avec un injecteur produisant un glaçon unique de 3,6 ou 4,6 mm de
      diamètre à une vitesse allant jusqu' à 1,2 km/s , sous différentes
      conditions de configurations magnétiques . Cela permet d' augmenter la
      densité limite dans JET , et de réduire la charge ionique effective Zeff
      du plasma .
 ---pagebreak---                                                                       23
Alors qué le temps global de confinement de l' énergie a pu atteindre des
valeurs allant jusqu' à 0,9s dans les décharges ohmiques , la dégradation
du confinement a été confirmée avec la HF ,          la NBI et le chauffage
combiné ( ^ CK ptot         ) dans le mode L d' opération avec limiteur
                                                                 A/
matériel . De manière typique , à courant de plasma maximum , Cy tombe de
0,9 à 0,4 s avec P tôt = 10 MW dans   ce mode d' opération ,
Le mode à séparatrice magnétique a    été démontré dans JET (à la fois dans
les points de stagnation X simple      et double ). L' opération en mode H a
été obtenue avec un point X simple     et a toutes les caractéristiques des
décharges en mode H obtenues dans d' autres tokamaks (profiles Tg plus
plats avec gradients accentués aux bords , seuil de puissance pour
parvenir au mode H , amélioration d' un facteur 2 environ du temps de
confinement par rapport à celui obtenu en mode L avec la même puissance
de chauffage ...). Cependant , même en mode H , il n' y en a pas moins
dégradation du temps de confinement lorsqu' on augmente la puissance de
chauffage .
L' amélioration du temps de confinement lorsqu' on augmente le courant du
plasma a été observée à la fois dans le mode avec limiteur et avec point
X. Les modifications en cours sur le système poloïdal devraient
permettre en 1987 d' atteindre 7 MA en opération de limiteur , et 4 MA en
opération avec point X simple .
En opération combinée avec la NBI , des densités électroniques de crêtes
                 20 -3
supérieures à 10 m ont été obtenues , durant 0,5 s après injection de
glaçons , avec une température électronique correspondante tombant à 1
                                                           –           19 3
keV . Pour une densité linéique moyenne des électrons ne ^ 3 x 10 m- ,
la charge ionique effective Zeff est couramment entre 2 et 3 , mais elle
peut tomber à une valeur voisine de 1 ( pendant 0,5 s ) après injection de
glaçons . La compatibilité , qui a été observée , de l' injection de glaçons
avec l' ICRH permet d' espérer obtenir l' injection multi-glaçons en 1987 .
Des dents de scie "géantes " purent être obtenues avec l' ICRH seule , en
général pour une déposition au centre de la puissance . Des dents de scie
"monstres" ont pu durer 1,2 s (avec Tg = 7 keV) , qui étaient en relation
avec des profils de q plats . Des oscillations " de serpent" (m = n = 1 )
se développent après injection de glaçon ( Ang /ne = 100% , ^Te /Te = 20%).
Des températures ioniques de crête supérieures à 12 keV , à faible
                             19-3
densité de plasma (2 x 10 n ), ont été obtenues avec l' injection de
faisceaux de neutres .
                       .A ^ tyS
Le produit de fusion n T Ç varie peu avec la puissance dans le mode L
                         ^
( la meilleure valeur , 1 x 10
                              “ 20 m-3 . keV.s , ayant été obtenue en régime
 ---pagebreak---                                                                               24 .
                                                                          20
         ohmique à 5 MA). Une telle valeur a pu être doublée (2 x 10 ) dans le
         mode H ( 10 MW de chauffage additionnel , opération en points X). Un
         facteur supplémentaire de 4-5 est encore nécessaire pour obtenir le
         "breakeven", qui maintenant semble être un objectif " raisonnable".
II . 2 . AUTRES_TOKAMAKS_EN_SERVICE :
Les tokamaks européens de taille moyenne contribuent puissamment aux progrès
de la fusion et sont pour beaucoup au succès du JET , grâce à la mise à
l' essai de différentes configurations ( telles que l' écorceur magnétique ,
conduisant à la possibilité de confinement favorable du plasma en "mode H") ,
à l' examen de nouvelles méthodes de chauffage ou d' excitation de courant et à
la mise au point de nouveaux diagnostics .
11 . 2.1 . PETULA ( Grenoble ). Les travaux des dernières années ont porté sur
différents scénarios d' excitation de courant par ondes hybrides inférieures
(LH ) :
-        Le courant du plasma était entièrement excité à faible densité de plasma
       . ( /v/1 0 19
                  1 m -3 ).
                                                                                19-3
-        A forte densité , mais inférieure à une densité limite n^ = 8 10 m ,
         le courant a été partiellement excité (à 3,7 GHz ) ;
         La montée en courant était de 0,25 MA / s avec P     = 0,35 MW (à 1,3 GHz ).
L' influence du profil radial de courant de plasma sur l' activité MHD a
                                                                                  19 -3
également été démontrée (suppression des dents de scie pour n^ ^ 6 10 m
avec 0,25 MW à 3,7 GHz ) : un résultat prometteur pour l' application du
contrôle du profil de courant dans les grandes machines telles que JET et
TORE SUPRA . L' exploitation de PETULA s' est terminée en juin 1986 lorsque
l' équipe a déménagé à Cadarache . Le transfert de PETULA à Nieuwegein
(Association Euratom-FOM) est en cours d' examen .
11 . 2 . 2 . TFR ( Fontenay ) . Le chauffage par résonance cyclotronique électronique
( ECR) , un programme conjoint des Associations néerlandaise et française , a
commencé en 1985 sur le TFR : la pleine puissance de 0,6 MW a été disponible
en septembre 1985 . Des températures électroniques atteignant 5 keV ont été
obtenues avec n = l,5.10^me
                                          A P Kr
                                                 = 0,5 MW, on obtient ^ = 1 /2 2^1
                                                                         6
 ( OH ). On a fermé TFR en juin 1986 , après 13 ans d' exploitation pleine de
succès , du fait que le personnel devait être transféré sur TORE SUPRA à
Cadarache .
11 . 2.3 . FT ( Frascati ) . Le programme expérimental concernait les études des
limites de q et de n dans les décharges ohmiques et la physique de base du
chauffage LH .
 ---pagebreak---                                                                             25 .
-        Limites de q et de n ( 1984 ) : plusieurs phénomènes qui limitent le
         fonctionnement des tokamaks ont été étudiés y compris pour la limite de
         densité , la propagation en dents de scie , les précurseurs de disruption ,
         la radiation de l' hydrogène et les pertes d' échange de charge ;
-        Chauffage LH ( 1984-1985 ) : le chauffage LH (f = 2,45 GHz ) a été étudié
         avec deux types différents de structures de couplage . Les meilleurs
         résultats ont été obtenus en régime électronique (P             = 0,45 MW
                                                                  2 ivl?
         correspondant à une densité de puissance de 6 KW/ cm à la bouche du
         grill ; ^ > 0,5 keV et ^ Tj? > 1 keV) avec aucune dégradation du temps
         de confinement de l' énergie .
         Pour P Kl?
                    = 0,2 MW, n = 4 10 *^ m    I = 0,35 MA et B = 6T , le temps de
         répétition des dents de scie s' est accru d' un facteur 3 environ , tandis
         que la propagation vers l' extérieur de l' onde thermique à partir de la
         surface q = 1 s' est ralentie , suggérant de meilleures conditions de
         transport . Le chauffage LH des plasmas de haute densité à 8 GHz ( en vue
         d' une application au FTU) est envisagé .
III . 2 . 4 . THOR (Milan). Dans l' expérience de chauffage ECR (P Kr jusqu' à 0,2
MW , f = 28 GHz ), une partie de l' onde ordinaire injectée du côté du champ
faible est absorbée au cours du premier passage et le reste est réfléchi dans
le mode extraordinaire par un miroir . Durant l' impulsion HF , la densité
diminue ( 60% ) , la température électronique globale reste constante mais le
contenu énergétique double du fait de la formation d' une population
électronique non thermique .
II . 2 . 5 . ASDEX (Garching) . Le bon fonctionnement d' un écorceur magnétique
combiné avec un chauffage NBI puissant a conduit au confinement favorable en
"mode H". Maintenant , avec l' application d' ondes LH et le chauffage ICR ,
trois systèmes de chauffage sont disponibles et peuvent être comparés sur la
même machine en ce qui concerne l' efficacité de chauffage et les effets
synergiques :
         la combinaison chauffage ICR-NBI donne une efficacité de chauffage
         supérieure à celle que l' on obtient avec les deux chauffages séparés au
         même niveau de puissance ;
-        le régime "H", qu' on ne pouvait jusqu' alors obtenir qu' avec le NBI , a
         également été obtenu avec le chauffage combiné NBI-ICR , et même avec le
         seul chauffage ICR ;
-        le NBI à un niveau réduit d' énergie des particules a montré que le dépôt
         d' énergie aux bords du plasma conduisait au même temps de confinement
         que le dépôt central ;
 ---pagebreak---                                                                          26 .
-        les ondes LH ont permis d' exciter tout le courant du plasma sans
         transformateur ohmique (OH) et de démontrer le rechargement du
         transformateur OH ;
-        la stabilisation des oscillations en dents de scie a été obtenue avec
         les ondes LH dans la gamme de faible densité des plasmas chauffés par
         OH et NBI ;
         la limitation du bêta     ( limite de stabilité du plasma MHD)       est
         confirmée ;
         l' injection de glaçons d' hydrogène permet d' augmenter considérable¬
         ment les limites de densité , ce qui conduit à des temps de
         confinement de l' énergie globaux ^ = 0,16 s (ce qui est exception-
                                              £i
         nellement élevé pour des machines de la dimension d' ASDEX).
11 . 2 . 6 . TORTUR (Nieuwegein) . Construite pour l' étude du chauffage
turbulent , cette expérience montre une déposition d' énergie dans un profil
de courant de peau MHD instable , qui subit une relaxation par la suite . La
machine       sera   perfectionnée   en  vue   de  l' étude des   phénomènes   de
fluctuations .
11 . 2 . 7 . TEXTOR (Jülich) : Le programme porte essentiellement sur
l' interaction plasma /paroi .
         Le module de limiteur pompé ALT-I , projet de collaboration exécuté
         avec les Etats-Unis dans le cadre de l' AIE , est entré en service
         début de 1984 et s' est révélé être un outil efficace pour influencer
         la couche limite du plasma (possibilité d' extraction de l' hélium
         démontrée) . Un limiteur pompé axisymétrique (ALT-II ) , a été préparé
         ( entreprise conjointe Japon-Etats-Unis-EURATOM) et était prêt à être
         installé vers la fin 1986 .
-        La techrfique de la carburation " in situ", a été appliquée fin 1984 et
         a réduit fortement les concentrations initiales d' impuretés ( facteur
         5 pour l' oxygène et 25 pour les métaux). Une durée d' impulsion de 4 s
         environ et un temps de confinement de l' énergie de 0,1 s ( régime
         ohmique ) ont été obtenus . Cette technique , mise au point pour la
         première fois à Jülich , s' est révélée être si prometteuse qu' on
         l' applique pratiquement sur tous les tokamaks .
-        Un système de chauffage ICR - construit et exploité par une équipe de
         l' Association belge - est appliqué avec succès à TEXTOR au niveau de
         2,3 MW pendant plus d' une seconde . La modification du système HF
          (pour la mise en oeuvre du limiteur ALT-II) est activement préparée ,
         en même temps que l' adaptation éventuelle du système HF à la gamme de
         4 - 4,5 MW .
 ---pagebreak---                                                                          27 .
-        En coopération avec des laboratoires ayant de l' expérience dans ce
         domaine , la conception de deux injecteurs de neutres ( sur la base du
         concept JET), qui seront installés sur TEXTOR , est maintenant
         terminée .
11 . 2 . 8 DITE ( Culham) . Avec cette machine , on a pu démontrer le bon
fonctionnement d' un écorceur en hernie et obtenir la base expérimentale
nécessaire à l' évaluation de ce concept en tant que système d' extraction
et de contrôle des impuretés . Elle a fourni la première preuve (preuve
exclusivement européenne) de l' excitation du courant de plasma par
injection de faisceaux de neutres et a permis la codification du régime de
fonctionnement des tokamaks (diagramme de Hugill) . Elle a également montré
que la limite supérieure de densité conduisant à des disruptions est
également déclenchée par refroidissement dû au rayonnement .
11 . 2 . 9 CLEO ( Culham). Cette machine a démontré le potentiel du chauffage
ECR , en vue d' améliorer le confinement du plasma , grâce au contrôle du
profil de température du plasma . Avec une puissance de 200 KH à la
fréquence de 60 GHz , la température des électrons a augmenté d' un facteur
8 pour atteindre plus de 2 keV . La limite de densité a augmenté de 70% .
11 . 2 . 10 . DANTE (Ristf ) . Chauffage ECR dans des plasmas de très forte
densité ( conversion en mode double ) et désintégration des glaçons ( glaçons
appropriés aux diagnostics ) ont été étudiés .
11 . 2 . 11 . TCA (Lausanne ). La production de décharges plus propres a conduit
a une plus forte puissance des ondes d' Alfven (jusqu' à 0,57 MW au moyen du
générateur d' ondes d' Alfven récemment mis en service ). L' importance du
spectre excité pour la détermination des effets de la puissance HF a été
démontrée . Le chauffage effectif de la partie centrale a été démontré .
L' onde d' Alfven cinétique a indiqué un comportement conforme à la théorie .
II . 3 . TOKAMAK MOYENS EN CONSTRUCTION OU EN COURS DE SOUMISSION :
II . 3.1 TORE-SUPRA ( Cadarache ). Ce dispositif supraconducteur doit apporter
une contribution à la fois sur le plan physique et sur celui de la
technologie : il permettra en particulier d' étudier l' interaction
plasma-paroi , de même que le chauffage et l' excitation de courant dans les
décharges à impulsion longue . Tandis que le regroupement des effectifs de
 ---pagebreak---                                                                             28 .
Fontenay et Grenoble à Cadarache était terminé fin 1986 , l' assemblage de
TORE-SUPRA est entrée dans sa phase active .
Après des essais réussis , toutes les bobines supraconductrices ont été
livrées . Les parties inférieures du circuit magnétique sont installées et
le montage des modules commence . La collaboration active avec différentes
équipes américaines porte sur l' injection de glaçons , sur les limiteurs
pompés et sur les écorceurs ergodiques : la construction a commencé . TORE
SUPRA doit être mis en service en décembre 1987 .
Des prototypes des différents           systèmes   de chauffage ont     été mis à
l' essai :
         la source d' ions a fourni ( 10 A , 60 kV) pendant 0,2s . L' extrapolation
         aux valeurs nominales ( 40A , 100 kV , 30s ) ne pose pas de problème
         important ;
         un klystron prototype ( 3,7 GHz , 0,5 MW , 0,03 s ) a été couplé dans
         PETULA à un module de gril multij onctions ( circulateur superflu) ;
         des structures de couplage pour le chauffage ICR (deux types
         d' antennes ) sont conçues de manière à permettre l' utilisation des
         queusots horizontaux pour leur installation .
11 . 3 . 2 . FTU ( Frascati ) . Cette nouvelle machine permettra d' étudier des
performances de plasma de densité et de température élevées . La
construction a commencé en septembre 1984 et toutes les commandes
principales ont été passées . Le choix du chauffage électronique LH pour
FTU a été approuvé et des expériences préliminaires sur FT avec un module
de gril de 8 GHz commence en 1986 : le but de l' expérience est à la fois
physique        ( contrôle de la limite de densité )           et technologique
( démonstration de forte densité de puissance ) . Le dispositif FTU devrait
pouvoir être mis en service au début de 1988 .
11 . 3 . 3 . ASDEX-UPGRADE ( Garching) . Ce dispositif a pour but l' étude des
performances du plasma et de l' interaction plasma-paroi en cas
d' utilisation d' un écorceur poloïdal applicable au réacteur . La
construction est en cours et tous les composants du système tokamak sont
commandés . Le fonctionnement devrait commencer au cours de la deuxième
moitié de 1988 . Le chauffage additionnel consistant en des systèmes
d' injection de neutres d' hydrogène de 6 MW et de chauffage ICR de 6 MW est
en préparation ( début de mise en service en 1989 ).
 ---pagebreak---                                                                            29 .
11 . 3 . 4 . COMPASS ( Culham) . Le but de ce dispositif est l' étude des bêtas
élevés et de la stabilité MHD . La livraison des grands composants pour ce
dispositif , approuvé en mars 1984 , se déroule de façon satisfaisante .
L' alimentation électrique du champ toroïdal a été livrée et testée de
façon satisfaisante . L' installation des trois gyrotrons du stade 1 (ECRH
de 0,6 MW) progresse en vue du programme expérimental sur DITE qui précède
la mise en service de COMPASS ( laquelle doit commencer en 1988 ) .
11 . 3 . 5 . TCV (Lausanne ). Ce projet de tokamak , approuvé en 1986 , a pour but
la production de plasma avec de grandes élongations (jusqu' à 3) qui
devraient offrir la possibilité d' atteindre des courants de plasma plus
intenses et , partant , des valeurs bêta plus élevées . La mise en service
des dispositifs devrait avoir lieu fin 1989 .
III . CONFIGURATIONS ALTERNATIVES
         Comme nous l' avons déjà dit , l' un des trois principaux objectifs du
programme fusion est d' explorer le potentiel en vue du réacteur de
certaines configurations alternatives : principalement les stellarateurs
et les pinches à champ Inversé . Les résultats expérimentaux des
dispositifs en service , ainsi que l' état d' avancement de ceux qui sont en
construction ou à l' état de projet , sont présentés dans ce qui suit .
111 . 1 . STELLARATORS
111 . 1.1 . WENDELSTEIN VII A ( Garching ) . Ce dispositif a été démantelé
récemment après dix années de bon fonctionnement . Le chauffage ECR ( 28 GHz
et , par la suite , 70 GHz , 0,2 MW) a donné (en coopération avec
l' université de Stuttgart ) les résultats suivants :
-        production et chauffage de plasma (Teo jusqu' à 2,5 keV) ;
-        confinement néo-classique pour électrons au centre du plasma ;
         génération de champs électriques radiaux , lorsque l' ECR est combiné
         avec la NBI ;
-        fonctionnement en mode torsatron , qui a prouvé que les zones de
         confinement stables pouvaient être accrues par un cisaillement
         positif .
111 . 1.2 . WENDELSTEIN VII-AS (Garching). La construction par l' industrie
des principaux composants a été récemment terminée et l' assemblage des
modules est en bonne voie . La bobine prototype a été testée avec succès et
 ---pagebreak---                                                                                30 .
toutes les bobines sont terminés .           En l' état actuel ,  W VII-AS devrait
pouvoir être mis en service l' été 1987 . Le chauffage ECR de 0,8 MW ( longue
impulsion) sera disponible dès le départ et les chauffages NBI ( 1,2 MW) et
ICR (3 MW) seront opérationnels quelques mois plus tard .
III . 1.3 . WENDELSTEIN VII-X (à l' étude à Garching) . La construction du
dispositif faisant suite à W VII-AS est envisagée . Il devrait permettre de
conclure si le concept de stellarator avancé est faisable pour les
réacteurs de fusion ( les calculs numériques donnent des valeurs moyennes
de bêta de 5% ). En outre , une étude des propriétés au niveau reacteur qui
distinguent le stellarateur du tokamak est en cours ( en collaboration avec
Karlsruhe ) .
111 . 1.1 .    TJ-II   (Madrid ,  en   cours   de   soumission ).   En    vue   de  la
participation de l' Espagne au programme fusion européen (depuis le 1er
janvier 1986 ), JEN-MADRID s' est concentré sur la construction d' une
expérience de confinement , un Héliac flexible (TJ-II ), complémentaire aux
autres stellarateurs en Europe . Ce projet est actuellement à l' étude au
sein des instances EURATOM .
ii i . 2 . PINÇHES_A_ÇHAMP_INVERSE
111.2.1 . ETA-BETA II ( Padoue ) . Les expériences faites avec ce dispositif
servent d' études de soutien pour le prochain projet RFX . Des études de
fluctuations ont été faites sur le confinement du plasma et les phénomènes
de relaxation conduisant à l' inversion du champ toroïdal . Un plasma propre
(Zeff     ‘^1) haute densité (lO^m ^) avec ^^10%, T = 0,1 keV et
 ^ = 10 ^ s>a été réalisé ,
     b
111 . 2 . 2 .  HBT-X  ( Culham) . Les   expériences   faites   avec    ce   dispositif
montrent que le contrôle de la position d' équilibre du plasma et la
réduction des erreurs de champ donnent des temps de confinement plus
longs . La température des électrons et le temps de confinement augmentent
avec le courant : dans certains cas , la température augmente
proportionnellement au courant à une valeur constante de bêta (/s/ 10 % ) .
111 . 2 . 3 . RFX (Padoue ). Il s' agira du plus grand Pinch à champ inversé du
monde (R = 2m , a = 0,5 m , courant de plasma jusqu' à 2 MA). Il permettra
 ---pagebreak---                                                                        31 .
d' étudier le confinement et le chauffage du plasma dans des conditions
plus proches du régime thermonucléaire que dans les RFP actuels . Après la
phase de projet détaillé , la construction des bâtiments et des principales
infrastructures a commencé et des appels d' offres ont été lancés pour les
principaux composants de la machine . Culham apporte une contribution
importante à cet effort . La machine devrait être mise en service en 1989 .
111 . 3 . AUTRES_MAÇHINES
Outre ces deux principales configurations alternatives          en Europe , il
existe d' autres dispositifs dont le but principal est l' élargissement de
la base de données sur la physique fondamentale du plasma :
111 . 3.1 .   SPICA ( Nieuwegein ) . Dans ce pinch hélicoïdal , le plasma est
stabilisé à des valeurs élevées de bêta par les courants à force nulle qui
entourent le plasma et par la coque conductrice . Les expériences dans
SPICA I ont démontré la possibilité de créer de tels plasmas à valeurs
bêta élevée ; SPICA II , dont la construction s' est achevée en 1984 , donne
des résultats préliminaires prometteurs (valeurs élevées de bêta avec
grandes élongations ) .
111 . 3 . 2 . EXTRAP ( Stockholm). EXTRAP est une expérience qui fait suite à
celles ( linéaires ou secteur toroïdal) ayant apporté la preuve d' un état
macroscopiquement stable . Ce pinch en Z est stabilisé par un champ
magnétique superposé octupolaire engendré par des conducteurs extérieurs .
Les expériences ont commencé récemment .
111 . 4 . CONFINEMENT INERTIEL
Le programme fusion européen consacre 1 % de ses efforts au maintien de
contacts avec la recherche faite ailleurs et à l' évaluation des progrès
accomplis dans ce domaine . Les deux laboratoires qui y participent sont :
       Garching , qui met au point un laser à gaz à impulsions courts pulsé
       de haute puissance (2 KJ ) ;
-       Frascati , qui met au point un laser en verre à double faisceau
        (2 X 70 J ).
 ---pagebreak---                                                                         32 .
IV . RECHERCHE DE SOUTIEN ET TRAVAUX DE DEVELOPPEMENT
Outre la planification , la construction et la mise en service des machines
mentionnées dans les sections précédentes , une importante activité au JET
et dans les laboratoires associés est consacrée à :
-       des études de soutien et des développements pour JET , ainsi que pour
        NET ;
-       la mise au point de sous-systèmes nécessaires pour étendre notre
        connaissance des phénomènes qui caractérisent les plasmas et pour
        améliorer les performances de ces derniers .
IV . 1 . SUPPORT A JET ( Contrats Article 14 et accords de tâches )
-       Les deux principaux contrats concernant le NBI ( conclus avec Fontenay
        et Culham) ont été exécutés avec succès et la première application du
        chauffage par faisceaux de neutres à JET a permis de doubler la
        température ionique centrale et de la porter à 6,5 keV .
        Au cours de cette période 1984-86 , un grand nombre de diagnostics ont
        été mis au point par les Associations , installés sur JET et exploités
        par le personnel détaché par les Associations :
        .     Diffusion Thomson ponctuelle (Ris ^)
        .     Interf éromètre FIR et balayage spatial VUV ( Fontenay)
        .     Analyseur de particules neutres et spectromètre à rayons X
              ( Frascati )
        .     Cambras à rayons X mous (Garching)
        .     Système rapide de détection de l' émission cyclotronique des
              électrons (Nieuwegein)
        .     Diagnostics neutroniques (Harwell ) et diagnostics spectrosco¬
              piques ( Culham)
         .    Spectromètres neutroniques à temps de vol de 2,4 MeV ( Studsvik)
         .    Sonde à la limite du plasma ( JET , Culham et Garching )
         .    Réseau de bolomètres ( Garching )
-       Des contrats ont été conclus pour la mise au point d' un prototype
        pour la production de glaçons ( Grenoble ) , leur accélération par un
 ---pagebreak---                                                                            33 .
         canon à gaz chauffé par un arc (Ris^) et pour la conception
         d' injecteurs de glaçons pour JET (Garching) .
-        L' équipe du JET a également chargé les Associations de faire
         différentes études analytiques et numériques sur l' équilibre et le
         transport du plasma , sur le dépôt d' énergie par différents systèmes
         de chauffage et sur l' interaction plasma /paroi .
-        De nombreux laboratoires associés participent directement à
         l' exploitation du JET en détachant du personnel selon le système du
         personnel associé . Le laboratoire de Culham en particulier , adjacent
         au JET , détache une fraction importante de ses chercheurs .
IV . 2 . AUTRES DEVELOPPEMENTS DANS LES LABORATOIRES ASSOCIES
IV . 2.1 . NBI . Les travaux faits pour l' installation de systèmes NBI sur
certains tokamaks en construction et sur TEXTOR se poursuivent .
IV . 2 . 2 . Gyrotrons . Des études et des travaux concernant les gyrotrons se
poursuivent dans quelques laboratoires et dans l' industrie :
-        Un   contrat   industriel   a  été  conclu par  la   Commission  pour   le
         développement d' un gyrotron de 100 GHz , 0,2 MW et 0,1 s . Les tubes
         prototypes sont à l' essai .
         Un gyroklystron quasi-optique expérimental de 120 GHz est en cours de
         réalisation au sein de l' Association suisse , avec la collaboration de
         l' industrie . Tous les composants sont construits et le système se
         trouve actuellement au stade du montage .
-        Etudes physiques sur les gyrotrons à très haute fréquence
         (Karlsruhe) : tous les composants sont construits et les expériences
         ont commencé .
         Un contrat industriel a été conclu par Garching pour un gyrotron de
         70 GHz . Les tests préliminaires ont été couronnés de succès .
IV . 2 . 3 . Glaçons . A Risÿ , des glaçons de deutérium ( 3,2 mm de diamètre ) ont
atteint des vitesses de presque 2 km/ s dans un canon à gaz chauffé par un
 ---pagebreak---                                                                               34 .
arc . Un injecteur multiple - pour glaçons de dimension variable - fondé
sur le principe de la centrifugation a été mis au point à Garching .
IV . 2 . 4 . Diagnostics . Outre les différents diagnostics pour JET , de
nombreux diagnostics ( dont quelques-uns sont novateurs ) ont été développés
et mis en place dans les dispositifs par les Associations :
-        Réf lectrométrie ( Fontenay ) pour les mesures de densité des électrons
-        Polari-interféromètre à laser HCN (Jülich ) pour mesurer la
         distribution locale du courant
-        Diagnostics nouveaux pour la zone de bord du plasma , telle que
         fluorencence par résonance induite par laser et faisceaux de lithium
         ( Jülich ) .
IV . 2 . 5 . Faisceaux d' ions . Les travaux concernent :
         les faisceaux H et l' accélération des ions (Amsterdam) : 4 petits
         faisceaux ont été produits ( courant de 3 mA , avec énergie des
         particules de 120 keV ) ;
-        les faisceaux d' ions négatifs ( Culham) : on a obtenu 30 mA/cm2 avec
         de bonnes perspectives d' extrapolation à de larges surfaces ;
-        les faisceaux d' ions négatifs ( Stockholm en coopération avec
         Grenoble ) : les expériences ont donné des courants de 150 mA formés
         d' ions H     accélérés à 55 kV .
IV . 2 . 6 . Travaux pour NET
L' état d' avancement dans la conception du NET a permis à l' équipe NET de
définir        les    tâches   détaillées    à   exécuter en   technologie  dans   les
Institutions Associées . Jusqu' à présent , environ cent tâches ont été
attribuées en^ ce qui concerne les aimants , la couche fertile , les
matériaux , le tritium , la télémanipulation et la sécurité . Les résultats
de ces travaux ont déjà été ré-injectés dans la conception établissant
ainsi       une  interaction    étroite   et   fructueuse entre  les  laboratoires  et
l' équipe NET . En outre , NET a attribué environ 90 contrats d' étude aux
Associations à la fois dans le domaine de la physique et de l' ingénierie .
Les Associations détachent également du personnel à l' équipe NET , dans le
cadre de l' Accord NET ("NET Agreement ") .
 ---pagebreak---                                                                            35 .
IV_L3^_ETUDES_THE0RigUES
Des études analytiques et numériques et des codes de calcul ont été
réalisés dans la plupart des laboratoires :
-      L' équilibre MHD et le transport sont étudiés dans la plupart des
       laboratoires . En particulier , c' est l' activité principale de l' équipe
       de recherche de l' université libre de Bruxelles ;
-      Les instabilités macroscopiques et microscopiques et notamment les
       limites de bêta sont étudiées essentiellement dans les laboratoires
       ayant    les    ordinateurs   indispensables    aux   calculs   numériques
       importants ;
-      Des   codes    de  calcul   sont  mis  au   point   dans   les  principaux
       laboratoires ( et à Lausanne ) pour l' équilibre , le transport , etc
       ( code en 3-D à Garching pour l' étude du concept de stellarator
       avancé) ;
       Des études sur le chauffage (propagation des ondes et dépôt
       d' énergie , traçage des rayons ...) et sur l' excitation de courant
       sont   effectuées   essentiellement  dans  les  laboratoires   faisant   des
       expériences de ce genre .
V. TECHNOLOGIE
La bonne mise en oeuvre du programme de fusion a été l' une des principales
réalisations des dernières années . La majeure partie des travaux est axée
sur le NET , mais une partie concerne aussi les applications à long terme
(matériaux à faible activation , études de sécurité et influence                sur
1 ' environnement ) .
Les domaines couverts sont les aimants , la technologie du tritium ,             la
couche fertile , les matériaux , la sécurité et l' environnement ;              les
travaux sont effectués au sein des Associations ( dans de nombreux cas ,        par
le détachement de groupes des laboratoires de fission), au CCR et , dans
une mesure moindre , dans l' industrie .
V.l . AIMANTS SUPRACONDUCTEURS
Le programme de développement a été axé sur les principaux besoins du
NET : bobines supraconductrices à champs poloïdal et toroïdal . Le
principal projet entrepris concernait la conception et la réalisation ,
avec le concours de l' indsutrie , de la bobine EURATOM pour le LCTF à Oak
 ---pagebreak---                                                                         36 .
Ridge ( ORNL) , aux Etats-Unis . Cette bobine à champ toroïdal , de 38 tonnes ,
au NbTi , refroidie à l' hélium supercritique , a été testée dans
l' installation de Karlsruhe avant d' être envoyée au LCTF en même temps que
5 autres provenant du Japon ( 1 ), de la Suisse ( 1 ) et des Etats-Unis ( 3 ),
qui doivent toutes être testée conformément à un accord avec l' AIE . Le
programme à l' ORNL a commencé en avril 1986 .
Pour    son  champ   toroïdal ,  il  se   peut    que  le  NET  ait  besoin   de
supraconducteurs d' une capacité atteignant ou dépassant 12 Tesla , ce qui
exige le développement de matériaux avancés , tels que NbSn3 et NbAl^, et ,
à cette fin , un consortium de 3 laboratoires associés a construit le
dispositif d' essai d' un champ intense qui fonctionne actuellement à 8 T
(performance à 12 T en 1987 ).
Le tokamak TORE-SUPRA a fourni une expérience précieuse en matière
d' appréciation du concept global de tokamak expérimental supraconducteur
et permettra l' essai " in situ", dans quelques années , d' une bobine modèle
à champ poloïdal adaptée au NET . La mise au point de cette bobine est en
cours .
Y-2._TEÇHNOLOGIE_DU_TRITIUM
Les travaux sont axés sur la mise au point des composants du système de
tritium du NET et sur les aspects de sécurité de la manipulation du
tritium .
Un important thème d' étude est la purification du plasma extrait du NET .
Le DT qui sera empoisonné par l' hélium et par différentes impuretés
métalliques et gazeuses doit retrouver toute sa pureté . La méthode par
excellence est son passage à travers des membranes au Pd-Ag , qui est
actuellement, étudié dans la boucle PALLAS . Les getters sont étudiés comme
solution de rechange et le Ti-Zr est jugé particulièrement efficace . Les
impuretés gazeuses séparées contiennent encore du tritium et doivent donc
subir d' autres procédés de détritiation . Ces procédés font actuellement
l' objet d' études expérimentales ( lit-U , autres lits de métaux chauds ). De
même , on étudie les techniques de décontamination de l' air et des déchets
solides tritiés . Pour manipuler l' eau fortement tritiée , on met au point
deux prototypes d' électrolyseur . Enfin , on a obtenu des spécifications
détaillées      avec   le   concours    de    l' industrie   pour   des   pompes
 turbomoléculaires de grande capacité ( compatibles avec le tritium) et pour
de grandes vannes à fermeture rapide entièrement métalliques (étude de
 faisabilité en cours dans l' industrie ). Une grande partie des expériences
 ---pagebreak---                                                                       37 .
ci-dessus implique l' utilisation de tritium et exige donc des dispositifs
particuliers . Ces dispositifs sont maintenant mis à la disposition du
programme de fusion en France (Bruyère-le-Châtel, Saclay) et d' autres sont
en construction (KfK et CCR , Ispra) , afin d' augmenter les capacités
expérimentales nécessaires au programme .
V • 3^._ÇOUCHE_FERTXLE
Les études techniques concernant la couche fertile surrégénératrice de
tritium ont révélé deux options : l' une utilisant un surrégénérateur
eutectique liquide autoréfrigérant au lithium-plomb , l' autre utilisant des
composants céramiques solides du lithium avec de l' hélium comme
réfrigérant . Les travaux expérimentaux ont donc été axés sur
l' établissement de la base de données nécessaires en ce qui concerne ces
matériaux .
Four ce qui est du surrégénérateur eutectique au lithium-plomb , les
données sur la solubilité et la diffusion de l' hydrogène ont été
complétées par de nouvelles mesures . Les essais de compatibilité et de
fragilisation par le métal liquide n' ont pas révélé de fissures ou de
fractures imminentes du matériau du container . Une première expérience a
été acquise en matière de récupération du tritium du métal liquide au
moyen de getters au Ti ou de gaz inertes en ébullition .
En ce qui concerne les composés céramiques du lithium, six laboratoires
européens (partiellement intégrés au sein d' un accord AIE) collaborent à
l' exécution d' un projet d' importance majeure . Des méthodes de fabrication
d' aluminates et d' ortho- et métasilicates de lithium très purs ont été
établies . Des premières expériences d' irradiation de courte durée du type
capsules aérées produisant des quantités infimes de tritium ( 300-350
Ci / spécimen) ont permis de sélectionner les spécimens au "meilleur
comportement". Ils vont être soumis à présent à des irradiations de plus
longue durée dans des dispositifs à la fois thermiques et de fission
rapide , l' objectif final étant la preuve de la possibilité de générer du
tritium .
V_14i_MATERIAUX
A la suite des études conceptuelles du NET , la portée de ce domaine a
maintenant été élargie de manière à recouvrir aussi les matériaux
structurels , la protection de la première enceinte , les matériaux isolants
et optiques et ceux des écorceurs .
 ---pagebreak---                                                                         38 .
Le matériau structurel pour le NET sera de l' acier soit austénitique
( 316 ), soit martensitique ( 1.4914) ; pour les applications à long terme ,
on pourrait choisir des aciers austénitiques au Mn-Cr , des alliages au
vanadium et des aciers de faible activation judicieusement dosés .
Quelques résultats préliminaires importants ont été obtenus sur la tenue
sous irradiation des aciers austénitiques 316 et ce , dans le cadre d' un
exercice international qui a commencé en 1981 et qui porte sur trois
réacteurs de fission en Europe (HFR/Petten , BR-2 /Mol , R2 / Studsvik) et sur
deux aux Etats-Unis (HFIR et ORR , tous deux à Oak Ridge ) . Des échantillons
d' acier de référence d' Europe , du Japon et des Etats-Unis sont employés .
La plupart des essais de résistance à la traction et à la fatigue après
irradiation sont terminés ( doses d' irradiation : 5 dpa et 10 dpa) . Les
expériences de fluage en pile sont encore dans les réacteurs , accumulant
les doses , et la première expérience de résistance à la fatigue en pile
(BR-2 ) était prête à être effectuée dans le réacteur à la fin de 1986 .
La plupart des alliages structurels précités ont aussi fait l' objet
d' essais mécaniques pendant ou après irradiation par un faisceau de
particules d' accélérateur simulant les dégâts par irradiation de fusion ;
par exemple , mesures de fluage sous torsion sur acier austénitique 316 L ;
étude sur la fatigue oligocyclique et l' interaction f luage-f atigue ; étude
de fluage sous irradiation montrant un fluage identique pour la traction
et la compression , étude de rupture des aciers 316 mettant en évidence une
forte diminution de la résistance aux alentours de 1 000 ppm de
concentration d' hélium , et autres études .
En ce qui concerne les matériaux de protection de la première enceinte ,
après examen d' un grand nombre de matériaux proposés , ceux qui ont été
retenus en fin de compte sont des graphites à grain fin , une certaine
catégorie de SiC' et des composés de graphite / SiC .
De même , la recherche sur les isolateurs électriques céramiques appropriés
indique que les plus prometteurs sont ceux à l' alumine , au spinel et à
l' oxyde de magnésium . En outre , des méthodes ont été mises au point pour
mesurer la tangente de perte diélectrique , pendant et après irradiation ,
des matériaux optiques à utiliser dans différentes gammes de fréquence du
chauffage HF du plasma .
V. 5 . SECURITE ET ENVIRONNEMENT
Les     travaux sont  axés    essentiellement  sur    les causes  et   sur   les
conséquences éventuelles du rejet de tritium gazeux et l' élimination des
déchets tritiés ( solides ) .
 ---pagebreak---                                                                      39 .
Des modèles de calcul des termes source radioactifs et de la dispersion
globale du gaz de tritium et du HTO ont été mis au point (premier essai de
validation en cours ) .
Des modes de défaillance ont été analysés et une évaluation des risques a
été faite pour différents composants du NET . La décontamination des
déchets métalliques tritiés a été étudiée et on a constaté que la fusion
sous vide et le dégazage étaient des plus efficaces .
Une évaluation de l' impact écologique de la fusion a été préparée et sera
communiquée au Parlement et au Conseil . Ce document examine également les
perspectives économiques de la fusion .
VI . NET
L' équipe NET a commencé ses travaux sur la définition du NET en 1983 dans
le but de définir les objectifs , les principaux aspects conceptuels , les
options et la planification du NET et d' identifier la R et D , notamment
dans le domaine de la technologie , nécessaire à la conception du NET .
Cette phase s' est achevée fin 1985 et était suffisamment avancée pour que
l' on puisse passer à la phase pré-conceptuelle     le programme de R et D
technologique a été lancé dans la plupart des domaines intéressant le NET .
Les objectifs du NET sont la production d' un plasma présentant des
paramètres et des performances intéressant le réacteur et l' étude des
principaux problèmes de faisabilité technique d' un réacteur de fusion .
Ainsi , le NET devrait avoir pour but le contrôle de l' ignition et de la
combustion de longue durée , la démonstration et la fiabilité et de la
possibilité d' entretien du système ainsi que de sa sécurité de
fonctionnement et de son faible impact sur l' environnement . Enfin , le NET
pourra servir à sélectionner les concepts et à essayer des matériaux et
les systèmes d' extraction du tritium et de l' énergie pour le DEMO
( réacteur de démonstration). A cette fin , un scénario d' exploitation
flexible à plusieurs étapes ( 13 ans ) a été mis au point . La conception et
les paramètres de la machine ont été choisis après des études
d' optimisation approfondies .
Les lois d' échelle pour les performances du plasma qui sont à la base du
choix des paramètres sont conformes aux résultats expérimentaux actuels
 ---pagebreak---                                                                           40 .
obtenus    sur  les  Tokamaks  ;  toutefois , compte   tenu   d' une   éventuelle
dégradation de ces performances , on a adopté des marges assez importantes
pour obtenir l' ignition et une combustion de longue durée . Les dimensions
totales seront nettement supérieures à celles du JET ; le courant du
plasma pourra atteindre jusqu' à 15 MA et le rayon principal sera de 5
mètres en comparaison de 3 mètres dans le JET , ce qui reflète aussi le
fait qu' une couche fertile et un écran sont prévus entre la chambre du
plasma et les bobines supraconductrices à champ magnétique toroïdal .
Pendant une impulsion de combustion D-T ( d' une durée de 500 secondes
environ) , une puissance pouvant atteindre 600 MW sera générée par les
réactions de fusion .
Des projets de conception pour les principaux composants de la machine de
base ont été élaborés , afin de donner aux Associations des indications
concernant le développement de ces composants et de confier à l' industrie
des études de faisabilité . Pour les composants en contact avec le plasma ,
dont les conditions de service sont extrêmement difficiles et quelque peu
incertaines , plusieurs conceptions ont été retenues , et la sélection de
solutions de référence exige un complément de travaux et de base de
données . Des tâches ont été définies dans ce sens pour les Associations et
1 ' industrie .
VII . CONCLUSION
Au moyen du JET , l' expérience la plus importante au monde qui dès le début
a été projetée comme effort en commun de toutes les Associations , des
tokamaks     de  dimension  moyenne   et  des  machines     des    configurations
alternatives    dans  les  laboratoires  associés ,  l' Europe   a   atteint   ces
dernières années une position de premier rang incontestée dans le monde .
Le programme " fusion" européen participe à tous les modes de collaboration
actuellement en discussion entre les programmes fusion mondiaux . Il est
bien pourvu pour maintenir une telle position de premier plan dans les
années à venir à condition qu' un soutien financier suffisant lui soit
accordé .
 ---pagebreak---                                                                         41 .
                  B ) PROPOSITION DE REGLEMENT DU CONSEIL
    adoptant un programme de recherche et d' enseignement ( 1987 à 1991 )
          dans le domaine de la fusion thermonucléaire contrôlée
LE CONSEIL DES COMMUNAUTES EUROPEENNES ,
Vu le traité instituant la Communauté européenne de l' énergie atomique et
notamment son article 7 ,
Vu la proposition de la Commission ^^ présentée après consultation du
comité scientifique et technique ,
                                  ( 2)
Vu l' avis du Parlement européen       ,
                                            ( 3)
Vu l' avis du Comité économique et social        ,
Considérant que le problème énergétique est commun à tous les Etats
membres ; que des efforts communs pour résoudre ce problème sont
susceptibles de conduire à de meilleurs résultats ; que la fusion
thermonucléaire est l' une des solutions possibles du problème énergétique
à plus long terme ; que l' utilisation rationnelle de l' ensemble des
sources d' énergie doit être assurée de façon coordonnée ; que , dès lors ,
la Communauté doit continuer à veiller à assurer une cohérence optimale de
ses    efforts  entre   les  activités   communautaires  dans  les  différents
domaines de l' énergie et de la recherche énergétique ;
                                                   (4)
Considérant que le Conseil a adopté le ... .           le Programme Cadre des
activités communautaires de recherche et de développement technologique
( 1987-91 ) qui tient compte des considérations précédentes ;
( 1 ) JO n°
( 2 ) JO n°
( 3 ) JO n°
( 4) JO n°
 ---pagebreak---                                                                       42 .
Considérant que la fusion thermonucléaire est une nouvelle source
potentielle d' énergie utilisant un combustible pratiquement inépuisable
et universellement accessible ; que les réacteurs de fusion magnétique
auront une sécurité inhérente et que leur impact sur l' environnement
devrait être faible ; la fusion thermonucléaire forme donc un important
objectif au sein du programme-cadre ;
Considérant que le Conseil a arrêté , par sa décision 85 /201 /Euratom^ , un
programme de recherches et d' enseignement ( 1985 à 1989 ) dans le domaine de
la fusion thermonucléaire contrôlée ; que ladite décision prévoit à son
article 3 que la Commission soumettra au Conseil , sur la base d' un examen
à effectuer au cours de la deuxième année de ce programme , une proposition
de    révision  tendant   à  substituer   au programme 1985-1989  un nouveau
programme quinquennal en 1987 ( 1987 , 1988 et 1989 constituant les années
communes aux deux programmes ) qu' il y a lieu dès lors de remplacer la
décision 85 / 201 /Euratom ;
Considérant que , du fait du remplacement de la décision 85 / 201 /Euratom
environ 171 millions d' Ecus du montant estimé nécessaire pour le programme
précédent "hors JET" ( Joint European Torus ) , et environ 209 MioECU du
montant estimé nécessaire pour le programme précédent au titre du projet
JET n' auront pas été utilisés ; que ces montants pourront être affectés au
nouveau programme ; que cette affectation et le fait que le programme
englobe tous les travaux effectués dans les Etats Membres dans ce domaine
doit être pris en considération lors de la détermination des montants
jugés nécessaires à l' exécution du nouveau programme ;
Considérant que , en raison de l' ampleur de l' effort nécessaire pour
atteindre le stade des applications de la fusion thermonucléaire
contrôlée dont la Communauté pourrait tirer bénéfice , les travaux
entrepris jusqu' à présent dans ce domaine doivent se poursuivre sur une
base commune à ses divers stades de développement ;
( 5 ) JO n° L 83 , du 28.3.1985 , page 25 .
 ---pagebreak---                                                                     43 .
Considérant que les recherches proposées par la Commission constituent
un moyen adéquat de poursuivre une telle action et que , dès lors , il est
de l' intérêt commun d' adopter un programme pluriannuel dans le domaine de
la fusion thermonucléaire contrôlée , dont l' existence est par ailleurs
nécessaire pour permettre à la Communauté de participer à la collaboration
internationale dans ce domaine ;
Considérant que la stratégie sur laquelle est basée la continuation du
programme doit rester inchangée , à savoir :
-    poursuite d' un programme    substantiel orienté vers un réacteur de
      démonstration et fondé     actuellement sur la filière Tokamak ;
      achèvement de la première  phase du programme formé par le projet JET
      avec ses extensions et     par l' exploitation complète des machines
      existantes ou en construction au sein des Associations ;
     poursuite de l' avant-projet de la deuxième étape du programme
      Tokamak ,  le Next European Torus         (NET),  et poursuite des
      développements technologiques nécessaires à sa conception et à sa
      construction , de même que de ceux qui seront nécessaires à plus long
      terme pour le réacteur à fusion ;
-     étude , en fonction des ressources disponibles , de configurations de
      substitution , concentrées sur les pinches à champ inversé et les
      stellarateurs , sous réserve d' une révaluation périodique de leur
      potentiel de réacteur en comparaison de celui du Tokamak ;
Considérant que cette stratégie devra être revue à la prochaine révision
de programme visant à remplacer le programme en cours par un nouveau
programme quinquennal le 1er janvier 1990 ; lors de cette révision , il
serait approprié de décider quand les opérations en D-T doivent commencer
dans le JET et quand il convient d' aborder le projet détaillé du NET ;
Considérant que le programme de recherche du Centre commun de recherche
prévoit la participation du CCR dans le domaine du NET et de la
technologie ;
 ---pagebreak---                                                                        44 .
Considérant    que la Suède   et  la  Suisse  sont  associées aux activités
communautaires dans le domaine de la fusion thermonucléaire contrôlée ;
Considérant que la Communauté doit continuer à encourager la réalisation
de certains équipements ayant trait à des actions ayant le statut
prioritaire , le support à JET et au NET par les Associations et certains
développements dans le domaine de la technologie de la fusion , grâce à
l' octroi d' un taux préférentiel de participation aux dépenses afférentes
à ces actions ;
Considérant que la participation directe de l' industrie à l' exécution du
programme , notamment dans le domaine du NET et de la technologie de la
fusion , doit être renforcée ;
Considérant , en outre , qu' il convient de favoriser        la mobilité    du
personnel entre les organismes qui collaborent à              l' exécution  du
programme ,
ARRETE LE PRESENT REGLEMENT :
                             Article premier
Un programme de recherche et d' enseignement dans le domaine de la fusion
thermonucléaire contrôlée , tel qu' il est défini en annexe , est arrêté pour
une période de cinq ans à partir du 1er janvier 1987 .
                                 Article 2
Le montant estimé nécessaire pour l' exécution du programme "hors JET"
s' élève à 533 MioECU , y compris les dépenses afférentes à un effectif de
105 agents .
 ---pagebreak---                                                                       45 .
Les crédits estimés nécessaires à l' exécution du programme JET pendant la
durée du programme s' élèvent à 378 MioECU , y compris les dépenses
afférentes à un effectif de 191 agents temporaires au sens de l' article 2
(a) du régime applicable aux autres agents des Communautés Européennes .
                                  Article 3
Dans le courant de sa troisième année , la Commission procédera à une
évaluation du programme en fonction de ses objectifs indiqués dans
l' annexe . Suite à cette évaluation , la Commission soumettra au Conseil en
1989 une proposition de révision tendant à substituer au présent programme
un programme quinquennal à compter du 1er janvier 1990 .
                                  Article 4
La décision 85 / 201 /Euratom est abrogée avec effet au 1er janvier 1987 .
                                  Article 5
Ce Règlement entre en vigueur le 1er janvier 1987 .
Ce Règlement est obligatoire dans tous ses éléments et directement
applicable dans tout Etat Membre .
Fait à Bruxelles ,
                                                Pour le Conseil
                                                Le Président
 ---pagebreak---                                                                             46 .
                               ANNEXE
               FUSION THERMONUCLEAIRE CONTROLEE
Le programme qui sera exécuté aura pour objet :
( a) la physique     des plasmas      ayant     trait     au domaine considéré ,
     notamment   les   études   à   caractère       fondamental    intéressant   le
     confinement à l' aide de dispositifs adaptés et les méthodes de
     production et de chauffage des plasmas ;
(b ) l' étude du confinement , en configurations fermées , de plasmas
     d' hydrogène , deuterium et tritium , de densité et de température
     extrêmement variables ;
(c)  l' étude de l' interaction lumière-matière et des phénomènes de
     transport , ainsi que le développement de lasers de puissance ;
(d)  le développement et l' application ,                   aux dispositifs de
     confinement , de méthodes de chauffage du plasma avec une
     puissance suffisante ;
(e)  l' amélioration des méthodes de diagnostic ;
(f)  l' avant-projet et , si possible , le commencement du projet
     détaillé du NET ( Next European Torus ) et les développements
     technologiques      nécessaires         pour     sa     conception     et   sa
     construction , ainsi que ceux qui sont requis , à plus long terme ,
     pour le réacteur de fusion ;
(g)  l' extension    du    JET     à    ses      performances       élargies ,   le
     fonctionnement et l' exploitation du JET .
Les travaux visés sous        (a) ,   (b ) ,   (c) ,   (d) ,   (e) et   (f)  seront
exécutés par voie de contrats d' association ou de contrats de durée
limitée , en vue d' obtenir les résultats nécessaires à la mise en
oeuvre du programme et compte tenu des travaux effectués par le
 ---pagebreak---        Centre Commun de Recherche , notamment ceux qui concernent le NET et
       la technologie visés sous ( f).
       La réalisation du projet JET visé sous ( g) a été confiée à
       l' entreprise     commune    "Joint    European    Torus  (JET),    Joint
       Undertaking" , constituée par la décision 78/471 /Euraton/^ .
2.     Le programme défini au point 1 constitue un élément de
       collaboration à long terme couvrant la totalité des activités
       entreprises dans le domaine de la fusion thermonucléaire contrôlée
       dans les Etats membres . Il tend à aboutir , en temps voulu , à la
       réalisation en commun de prototypes en vue de leur industrialisation
       et de leur commercialisation .
3.     La dotation de 533 MioECU jugés nécessaires pour l' exécution du
       programme "hors JET" est destinée au financement :
       ( a)  des projets à caractère prioritaire à un taux uniforme d' environ
             45% , comme précisé au point 4 ;
       (b)   des dépenses courantes       des   associations  au taux   uniforme
             d' environ 25% ;
       ( c)  de     certains    contrats    industriels    dans  les    domaines
             "NET / technologie de la fusion" et le développement de méthodes
             avancées de chauffage du plasma au taux de 100 % , comme prévu au
             point 4 ;
       ( d)  des frais de gestion et des dépenses destinées à assurer la
             mobilité du personnel , en vue de lui permettre de travailler au
             sein d' organismes qui collaborent à la réalisation du programme
             et au sein de l' équipe NET ;
       ( e ) des coûts opérationnels de l' équipe NET au taux d' environ 75 % ;
( 1 ) JO n° L 151 du 7.6.1978 , page 10 .
 ---pagebreak---                                                                    48 .
   Tout solde positif résultant des contributions des pays tiers
   associés ( la Suède et la Suisse ) au programme "hors JET" sera affecté
   à la participation financière de la Communauté aux dépenses visées au
   point 3 .
4. Après avoir consulté le comité consultatif du programme de fusion ,
   la Commission peut financer à un taux uniforme d' environ 45 % , ainsi
   qu' il est précisé au point 3 ( a), des projets appartenant à l' un des
   domaines suivants :
   ( a)  Tokamaks et soutien au JET ;
   (b)   autres machines toroldales ;
   (c)   chauffage et injection ;
   (d)   NET et technologie de la fusion .
   Si ces projets relèvent des domaines ( c ) et ( d ) et s' ils sont
   exécutés par l' industrie , la Commission peut les financer au taux
   de 100 % , ainsi qu' il est précisé au point 3 ( c ) .
   En contrepartie ,   toutes les Associations pourront participer aux
   expériences effectuées à l' aide des équipements ainsi réalisés .
5. La totalité des contributions des Membres de l' Entreprise Commune
   JET , requise pour financer les paiements du JET pendant la période
   1987-91 du programme , est estimée à 531 MioECU . Cette somme est
   destinée à couvrir l' extension du JET à ses performances élargies ,
   son fonctionnement et son exploitation . Selon les Statuts du JET , 80%
   de ce montant , équivalant à 425 MioECU , sont financés par le biais du
   budget communautaire . De ces 425 MioECU , 19 MioECU ont été engagés
   par la Commission avant 1987 . Le reliquat , s' élevant à 406 MioECU ,
   sera financé comme suit :
   .     378 MioECU de la dotation de programme pour JET ;
   .     28 MioECU comme participation au JET de la Suède et de la
         Suisse , payé par la voie du budget communautaire .
 ---pagebreak---                                                                          49 .
                              C ) FICHE FINANCIERE
                       I. PROGRAMME FUSION (hors JET)
I.     LIGNE BUDGETAIRE CONCERNEE : 7310 .
2.     INTITULE   DE   LA   LIGNE    BUDGETAIRE  :  Fusion   thermonucléaire   -
       programme général .
3.     BASE JURIDIQUE : Article 7 du traité CEEA
                          Décision du Conseil 85/201 /Euratom^
                          et règlement attendu en 1987 .
4.     DESCRIPTION , OBJECTIF(S ) ET JUSTIFICATION DU PROGRAMME (Y COMPRIS
       JET) :
4.1    Description
       Le programme     est destiné à poursuivre la recherche et le
       développement    dans le domaine de la fusion thermonucléaire
       contrôlée   et couvre    la totalité des activités    des Etats membres
       dans   ce  domaine .  La   Suède  et  la  Suisse  sont  associées   à  ce
       programme . Il porte notamment sur l' étude du confinement magnétique
       du plasma et de la technologie de la fusion .
( 1 ) JO n° L 83 du 25.3.1985 .
 ---pagebreak---                                                                         50 .
4.2 Objectifs
    ( a)  Les objectifs à court terme du programme sont :
          -     établir la base physique et technologique nécessaire pour
                le projet détaillé du NET (Next European Torus ) , la grande
                machine constituant la prochaine étape après le JET ;
                entreprendre le projet détaillé du NET , avant la fin de la
                période du programme , si la base de données nécessaire
                existe à ce moment-là ;
          -     explorer le potentiel , en vue du réacteur , de certaines
                configurations alternatives (principalement stellarateur et
                pinch à champ inversé ) .
          -     exécuter un programme minimal sur le confinement inertiel .
    (b )  L' objectif final de ce programme est de vérifier s' il est
          possible de produire de l' énergie à des prix compétitifs à
          partir des réactions de fusion nucléaire entre noyaux
          atomiques légers et , le cas échéant , de procéder en commun à
          la construction de prototypes en vue de leur industrialisation
          et de leur commercialisation .
4.3 Justification
    Le problème de la disponibilité à long terme de sources d' énergie à
    l' échelle   mondiale   est  loin     d' être résolu . La   fusion  thermo ¬
    nucléaire est l' une des très rares sources susceptible de résoudre ce
    problème ou , du moins , de contribuer largement à sa solution et ce ,
    d' une manière particulièrement favorable à l' Europe . Le réacteur de
    fusion magnétique utilisera un combustible pratiquement inépuisable
    et   universellement    accessible ,     aura des   éléments   de  sécurité
    inhérents et son impact sur l' environnement sera faible . Les
    principales raisons de mener les recherches dans ce domaine dans un
    cadre communautaire sont les suivantes :
    -     l' ampleur des ressources humaines et financières requises , qui
          donne à penser qu' un tel développement ne pourrait guère être
          mené à bien à l' échelle nationale ;
 ---pagebreak---                                                                         51 .
      -    la   durée    de  l' effort   (allant  jusqu' au  siècle   prochain)
           nécessaire pour . arriver à la construction du réacteur ;
      -    l' existence d' un besoin collectif , commun à tous les Etats
           Membres ;
      -    la réalisation d' un marché européen pour les industries
           européennes dans les domaines des hautes technologies ;
      -    l' accès , en cas de succès , à un marché communautaire étendu pour
           le réacteur européen ;
      -    de procurer un partenaire potentiel de dimension comparable aux
           3 autres programmes " fusion" mondiaux , favorisant de ce fait la
           coopération internationale dans le domaine de la fusion ;
      -    la qualité du programme fusion européen dont la position de
           premier plan est reconnue dans le monde entier , et auquel la
           Suède et la Suisse sont totalement associées .
      En conséquence , la fusion est en accord avec les critères             se
      rapportant aux programmes communautaires de R & D.
5.    INCIDENCES FINANCIERES TOTALES DU PROGRAMME GENERAL POUR LA PERIODE
      1987 A 1991 .
5.1   Incidences en matière de dépenses
5.1.1      Coût à la charge :
      -    du budget des Communautés :                      616,0 MioECU
      -    des administrations nationales et
           d' autres secteurs au niveau national :        1.117,0 MioECU
           ( estimation)
                            Coût total :                  1.733,0 MioECU
5.1.2      Tranches et échéanciers pluriannuels
           En 1976 , le Conseil a arrêté , sur proposition de la Commission ,
           le principe du "programme glissant" en même temps que le
           programme 1976-1980 . Le Conseil fixe dans chaque décision de
           programme le montant des crédits d' engagement alloués au
           programme ainsi que le montant des crédits d' engagement
           subsistant du programme précédent . La tranche ouverte pour
( 1 ) Les 616 MioECU comprennent 83 MioECU engagés avant 1987 dans le cadre
      du programme 1985-89 pour des travaux à exécuter après 1986 . La
      dotation de la Communauté pour 1987–91 indiquée dans la Proposition
      de Règlement est en conséquence 616 - 83 = 533 MioECU .
 ---pagebreak---                                                                     52 .
         chaque   programme  correspond    aux  crédits  alloués moins   les
         crédits subsistants . Toutes les tranches ouvertes pour une
         période donnée constituent l' ensemble des crédits disponibles de
         la Commission pour l' exécution du programme au cours de cette
         période . Compte tenu de la dotation proposée pour le Programme
         Général 1987-1991 , ces crédits s' élèvent à 1 181,0 MioECU pour
         la période 1976-1991 ; ils ont été calculés comme suit :
                                                    Tranche
         Programme 1976-1980 :                      124,0 MioECU
         Programme 1979-1983 : 190,5 - 44,0
         ( reliquat du programme 1976-1980 ) :      146,5 MioECU
         Programme 1982-1986 : 301,0 - 67,0
         ( reliquat du programme 1979-1983 ) :      234,0 MioECU
         Programme 1985-1989 : 360,0 ( 1 ) - 45,5
         ( reliquat du programme 1982-1986 ) :      314,5 MioECU
               Total des tranches ouvertes
               pour 1976-1989 :                     819,0 MioECU
         Programme 1987-1991 proposé :
         533,0 - 171,0 ( reliquat prévu du programme
         1985-1989 ) :                              362,0 MioECU
                                          Total : 1 181,0 MioECU
         Les échéanciers ci-après ont trait à la période          1976-1991
         couvrant les programmes précédents , le programme        1985-1989
         actuel et le programme 1987-1991 proposé :
(1) Voir la Communication de la Commission au Conseil concernant le
    programme " fusion", document COM(85)789 final .
 ---pagebreak---                          Tableau : Programme Général , engagements , MloECU , sans contributions des pays tiers (Suède et Suisse)
                                     1976-85    .   1986       1986       1987        1988         1989  .      1990       1991     Total    Total
                                          Engagements         Crédits                      ( P r é'v 1 s 1 ο n s )                 1976-91  1987-91
                                            contractés      subsistants
                                                               (1)
                                                                                                                                                ( 2)
   Programme 1976 / 86                449.0          8.0        2.0          -          -           -                        -
                                                                                                                                     459.0         -
   Programme 1985 / 89 en cours        90.8         94.1        4.1      100.3        60.7        10.0               :
                                                                                                                             -
                                                                                                                                     360.0    171.0
   Programme 1987 /91 proposé           -            -          -          -          56.0       100.0        113.0        93.0      362.0    362.0
                                                                                                            !
   Total                              539.8        102.1        6.1      100.3       116.7       110.0        113.0        93.0     1181.0    533.0
                                                                                                            i
                                        Paiements , MloECU , sans contributions des pays tiers ( Suède et Suisse)
                                     1976-85    .   1986       1986       1987        1988         1989  .      1990   .  1991 et   Total     Total
                                      Dépenses réelles        Report                 ( P r é V 1 s 1 ο n s )              années    1976-91  1987-91
                                                                (O                                                       suivantes          et années
                                                                                                                                            suivantes
                                                                                                                                              ( 2)
   Programme 1976 /86                 389.2         33.2        1.6       14.4        20.6           -            -           -       459.0      35.0
   Programme 1985 /89 en cours         10.1         75.6        0.7       78.8        66.0         81.7         21.4        25.7      360.0     273.6
   Programme 1987 /91 proposé             -            -         -           -         10.2        40.0        115.0       196.8      362.0     362.0
   Total                              399.3        108.8        2.3       93.2         96.8       121.7        136.4       222.5     1181.0     670.6
Note : (1)  Les crédits reportés de 1986 font partie du programme 1985-89 .
       (2)  Les montants dans cette colonne ne comprennent pas les crédits reportés du budget 1986 pour utilisation en 1987 .                         Ln
 ---pagebreak---                                                                        54 .
5.2  Méthode de calcul
     (a)   Dépenses de personnel
     Les effectifs proposés sont les suivants :
        Année        •
                           A         B          C     ,    Total
       1987-1991     •    73        29          3           105
     Le calcul des dépenses afférentes au personnel est établi d' après les
     dépenses réelles de 1987 augmentées de 4 % par an pour les années
     1989-1991 . Les crédits inscrits au budget pour les dépenses de
     personnel ne tiennent pas compte du fait que le JET rembourse à la
     Commission les coûts du personnel du programme général affecté au
     JET .
     Les dépenses communautaires relatives aux coûts du personnel sont
     incluses dans les points (b ) et ( c ) ci-dessous .
     (b )  Dépenses    de  fonctionnement   administratif    et  technique  et
           gestion
           Elles couvrent les frais de déplacement , de mission , d' experts
           et d' organisation de réunions , ainsi que l' utilisation du
           support administratif et technique . Y compris le financement
           pour le Programme d' Evaluation , pour autant que la fusion ^^ est
           concernée , et le coût du personnel de la Commission affecté à la
           direction Fusion à Bruxelles , ces dépenses sont estimées à
           14 MioECU financés à 100 Z par le budget communautaire . Ceci
           représente 1,4 % de la dotation communautaire et 0,6 % du coût
           total de la R & D de la Communauté dans le domaine de la fusion ,
           y compris le JET .
    Le coût de la Commission d' évaluation mentionnée en Section VI de
    l' Exposé des Motifs est estimé à environ Cnn demi MioECu7.
                                                          MioECU
                                                                Ü
 ---pagebreak---       (c ) Dépenses contractuelles
      i)   Contrats d' association . Pour la période 1987-1991 , le coût de
           la réalisation du programme " fusion" dans les laboratoires
           associés à la Communauté est estimé à 1 611 MioECU , y compris le
           soutien de ces laboratoires au JET et au NET , leur activité dans
           le domaine de la technologie de la fusion , ainsi que le coût du
           personnel de la Commission détaché dans les laboratoires
           associés . La Communauté participerait au financement de ces
           dépenses aux taux suivants :
                support général aux frais généraux et aux travaux de base
                en technologie : 25 % environ ;
                support préférentiel aux actions prioritaires en physique
                et technologie , ainsi qu' aux travaux concernant le JET et
                le NET : 45 % environ ;
           -    fonctionnement administratif et technique de l' équipe
                NET : 75 % environ .
           Les dépenses en engagements de la Communauté pour la
           participation communautaire au financement des dépenses des
           Associations est estimée à 429 MioECU ^ .
      ii ) Contrats   Industriels .  Un  nombre  croissant  de  contrats   de
           développement industriels est prévu dans le cadre du NET et de
           la technologie de la fusion ainsi que du développement des
           méthodes avancées de chauffage du plasma . En 1990 et 1991
           quand le projet NET passera à la phase de projet détaillé , des
           prototypes des    composants du dispositif NET devront        être
           commandés à l' industrie . La Communauté financerait ces contrats
           à 100 % , et quelque 74 MioECU sont prévus à cet effet .
      iii) Les dépenses afférentes à la mobilité du personnel autre que
           celui de la Commission sont estimées à 6 MioECU financés à
( 1 ) Aux 429 MioECU , il faut ajouter 83 MioECU engagés avant 1987 pour la
      période 1987 - 1989 .
 ---pagebreak---                                                                    56 .
         100 % sur le budget de la Communauté . Il faut prévoir un
         montant de 8 MloECU pour financer le personnel de la Commission
         détaché auprès des Associations au taux de 42 % environ .
    iv)  2 MioECU sont prévus pour les bourses .
5.3 Crédits d' engagement inutilisés subsistant du programme 1985-89
         Dotation de programme pour 1985-89        360,0 MioECU
         Moins : crédits engagés en 1985
         et 1986 , crédits reportés du budget
         1986 :                                  - 189,0 MioECU
         Crédits inutilisés disponibles
         pour 1987-1989 :                          171,0 MioECU
5.4 Incidences en matière de ressources
    -    Impôts   communautaires sur les salaires     du personnel de   la
         Commission
         Contribution de ce personnel au régime de retraite .
6.  FINANCEMENT DU PROGRAMME
         Crédits inscrits au budget des Communautés européennes pour la
         période de 1976 à 1987 ;
         crédits à inscrire aux budgets futurs (de 1988 à 1991 et
         au-delà ) .
 ---pagebreak---                                                                  57
7. REGIME DE CONTROLE
   Contrôle scientifique : - Comités de gestion instaurés par les
                             contrats d' association conclus avec les
                             laboratoires nationaux ;
                           - Comité Consultatif du Programme Fusion
                             instauré par la Décision du Conseil du
                             16.12.1980 .
   Contrôle administratif
   et financier :          - Comité de gestion ;
                           - DG du contrôle financier pour ce qui
                             touche à l' exécution du budget ainsi
                             qu' à la régularité et à la conformité
                             des dépenses , et Division Contrats
                             assistée par des sociétés de vérifica¬
                             tion comptable retenues par la Commis¬
                             sion (DG XII) .
 ---pagebreak---                                                                              58 .
                               II ) PROJET JET
1.  LIGNE BUDGETAIRE CONCERNEE : 7311 .
2.  INTITULE DE LA LIGNE BUDGETAIRE             :   Participation   à  l' Entreprise
    Commune JET .
3.  BASE JURIDIQUE : Articles 45 à 51 du traité CEEA et article 9 des
                       statuts du JET .
                      Décisions du Conseil 78 / 470 /Euratom du 30.5.1978 ( JO
                       L 151 du 7 juin 1978 , page 8 ), 30 / 318 /Euratom du 13
                      mars 1980 , 81 / 380 / Euratom du 19 mai 1981
                       82 / 350 /Euratom , 85 / 201 /Euratom et Règlement du
                       Conseil prévu en 1987 .
4.  DESCRIPTION , OBJECTIFS ET JUSTIFICATION DU PROJET :
4.1 Description
    Construction ,   fonctionnement       et    exploitation ,   comme    partie  du
    programme " fusion " de la Communauté et au profit des participants à
    ce programme , d' une grande machine torique du type Tokamak et de
    ses installations annexes ( Joint European Torus - JET) , afin
    d' étendre la gamme des paramètres applicables aux expériences de
    fusion thermonucléaire contrôlée jusqu' à des conditions proches de
    celles requises dans un réacteur thermonucléaire .
 ---pagebreak---                                                                       59 .
4.2 Objectifs
    Réaliser et étudier un plasma de dimensions et dans des conditions
    proches       de    celles   qui   sont   requises    dans   un  réacteur
    thermonucléaire . Cet objectif implique quatre domaines d' activité
    principaux :
    ( i)    l' évolution du comportement du plasma , lorsque les paramètres
            se rapprochent du domaine du réacteur ;
    ( ii) l' interaction plasma-paroi dans ces conditions ;
    ( iii ) l' étude du chauffage du plasma ;
    ( iv ) l' étude   de   la production  et  du confinement   des particules
            alpha et du chauffage du plasma qui en résulte .
4.3 Justification
    La réalisation du projet JET constitue une étape essentielle dans le
    développement du programme " fusion" de la Communauté . En ce qui
    concerne le but final de ce programme et sa justification , il
    convient de se référer à la partie I , point 4.3 , de la fiche
    financière .
5.  INCIDENCES FINANCIERES TOTALES DU JET PENDANT LA PERIODE 1987-1991
5.1 Incidences pour le Programme-Cadre 1987-91
    Pour la période de programme 1987-91 , le financement suivant est
    requis pour JET :
    Dotation de Programme 1987-91                     378,2 MioECU
    Reliquat disponible du programme
    fusion 1985-89                                    209,2 MioECU
    Nouveaux crédits nécessaires pour 1987-91         169,0 MioECU
    Ces chiffres ne contiennent pas la participation de la Suède et de la
    Suisse .
 ---pagebreak---                                                                       60 .
5.2   Méthode de calcul
Lors de sa réunion en mars 1987 , le Conseil du JET a approuvé un Plan de
Développement du Projet et une Estimation du Coût du Projet couvrant la
période qui reste jusqu' en 1992 . Le financement correspondant du JET pour
la période 1987 à 1991 était estimé à :
           Engagements :                  490,6 MioECU
           Paiements :                    542,5 MioECU
           Contribution des Membres :     531,3 MioECU
Ces estimations tiennent compte d' un taux d' inflation continu de 4 % par
an , sur la base des taux d' inflation du JET pour 1986 .
80% des contributions estimatives des Membres ( 425,0 MioECU) doivent être
financés via la Communauté . Du fait que 19,2 MioECU ont été engagés avant
1987 pour la période 1987-91 , les crédits estimatifs d' engagement pour la
période sont en conséquence 405,8 MioECU .
Ces 405,8 MioECU seront financés de la manière suivante : 27,6 MioECU
comme participations suédoise et suisse au JET payées via le budget
communautaire ,  laissant  378,2   MioECU  à  financer    directement par  la
Communauté représentant sa dotation de programme pour 1987-91 . La méthode
de calcul pour les participations suédoise et suisse est décrite à la
partie III de cette fiche financière .
 ---pagebreak---                                                                       61 .
Le calcul est Indiqué dans le tableau joint et résumé ci-dessous :
      Dotation de Programme 1987-91                  378,2 MioECU
      Participation de la Suède et de la Suisse       27,6 MioECU
      Crédits engagés avant 1987 pour
      la période 1987-91                              19,2 MioECU
      80% des contributions des Membres
      du JET pour la période 1987-91                 425,0 MioECU
      Contribution de l' organisation-hôte ( 10%)
      et des Membres du JET ayant des Contrats
      d' Association avec EURATOM ( 10% )            106,3 MioECU
      Contributions des Membres à JET
      pour la période 1987-91                        531,3 MioECU
5.3 . Incidences en matière de ressources
Impôts communautaires sur les salaires des agents temporaires ;
6.    FINANCEMENT DU PROJET
Crédits inscrits au budget des Communautés européennes pour la période
1976-1986 .
Crédits à inscrire dans les budgets futurs ( 1987 à 1991 ).
7.    REGIME DE CONTROLE
(A)   Contrôle scientifique : Conseil du JET
                               Comité Consultatif du Programme Fusion
(B)   Contrôle administratif et financier : Conseil du JET
                                              Cour des comptes .
 ---pagebreak---                                                                     62 .
Notes au tableau
(1)  Tous les chiffres dans la partie supérieure du tableau correspondent
     au Plan de Développement du Projet et à l' Estimation du Coût du
     Projet , approuvés par le Conseil du JET en mars 1987 .
( 2) Les contributions des Membres pour la période 1987-91 ont été
     calculées à partir du profil des budgets estimatifs de paiement en
     retranchant les estimations diverses de revenus , principalement les
     intérêts des banques .
(3)  La dotation pour JET dans le programme " fusion" 1985-89 , y compris
     les participations suédoise et suisse , s' élevait à 330,0 MioECU . Les
     participations suédoise et suisse ont été estimées à 23,9 MioECU ,
     laissant 306,1 MioECU comme participation directe de la Communauté .
(4)  Les reports de 1986 se réfèrent au programme 1985-89 . Ces crédits de
     paiements reportés pour JET ont déjà été financés par les
     contributions des Membres en 1986 .
( 5Ï Vers la fin de 1986 , les contributions des Membres à JET s' élevaient
     à 633,8 MioECU dont 80% , équivalent à 507,1 MioECU ont été financés
     via la Communauté . Du fait que 526,3 MioECU avaient été engagés à ce
     moment-là , le montant déjà engagé pour la période après 1986
     s' élevait en conséquence à 19,2 MioECU .
(6)  De la totalité des contributions des Membres s' élevant à 531,3 MioECU
     pour la période 1987-91 , 80% - équivalant à 425,0 MioECU - sont à
     financer via la Communauté . Du fait que 19,2 MioECU ont été engagés
     avant 1986 pour cette période , les engagements estimatifs pour la
     période s' élèvent à 405,8 MioECU .
(7)  Les montants dans cette colonne ne comprennent pas les crédits
     reportés du budget 1986 pour utilisation en 1987 .
 ---pagebreak---            Tableau : Profils budgétaires de l' Entreprise Commune JET et de la participation communautaire à JET
MioECU : ( dans l' hypothèse     Crédits utilisés      Report      1987   1988      1989   1990  1991   Total       Total
d' un taux d' inflation de                             de 1986 K }               ( estimations )        1976-91    1987-91
4% par an )                      1976-85      1986                                                                   (7)
BUDGET DU JET ^ 1 ^
 Engagements                      600,5     100,2        30,4       88,7  125,1     106,8   89,9  80,1      1221,7   490,6
 Paiements                        542,3      95,3        12,3      104,4  108,5     118,1  115,4  96,1      1192,4   542,5
 Contributions des Membres
                             (2]  548,5 ^ 85,3 ^                    99,8  106,4     116,6  113,9  94,6      1165,1   531,3 (6)
PARTICIPATION COMMUNAUTAIRE
 Engagements (à l' exclusion d e CH+S )                                                                ■ ·.
  . Programmes 1976-1986          393,3        -           -          -      -         -       -    -
                                                                                                             393,3
  . Programme 1985-1989            23,9      73,0          -
                                                                    75,1    78,7      55,4     -    -
                                                                                                             306,1   209,2
  . Programme 1987-1991              -         -           -          -      -
                                                                                      12,9  85,3  70,8       169,0   169,0
 Total (à l' exclusion
          de CH+S )               417,2      73,0                   75,1    78,7      68,3  85,3  70,8       868,4   378,2
  Suède et Suisse                  31,1       5,0          -
                                                                     5,4     5,7       5,8   5,8   4,9        63,7    27,6
  Total (y compris CH+S )         448,3 (5) 78,0 (5)       -
                                                                    80,5    84,4      74,1  91,1  75,7       932,1   405,8 (6)
  Paiements (à l' exclusion  de 'CH+S)
   . Programmes 1976-1986         393,3        -           -          -        -         -     -    -
                                                                                                             393,3       -
   . Programme 1985-1989           14,3      63,2         2,8       75,1    78,7      72,0     -    -
                                                                                                             306,1   225,8
   . Programme 1987-1991             -         -           -          -        -
                                                                                      12,9  85,3  70,8       169,0   169,0
Total (à l' exclusion CH+S )      407,6      63,2         2,8       75,1    78,7      84,9  85,3  70,8       868,4   394,8
Suède et Suisse                    31,1       5,0          -
                                                                     5,4     5,7       5,8   5,8   4,9        63,7    27,6
Total (y compris CH+S )           438,7      68,2         2,8       80,5    84,4      90,7  91,1  75,7       932,1   422,4
 ---pagebreak---                                                                      64 .
III . Contributions des pays tiers associés au programme " Fusion"
1.    Programme général
1.1   Période de 1976 à 1986
Les contributions reçues sont estimées à                      42 MioECU
moins : la dépense communautaire au titre de l' exécution
      des accords de coopération , estimée à                  25 MioECU
Solde positif disponible pour le Programme Général ,
estimé à                                                      17 MioECU
Le montant de 17 MioECU a été utilisé pour maintenir au niveau de 25 %
le support général accordé par la Communauté aux Associations .
1.2   Période de 1987 à 1991
La participation financière de la Suède et de la Suisse au Programme
Général sera calculée comme précédemment sur la base des paiements de la
Communauté au Programme Général et en proportion de leur produit intérieur
brut comparé au produit intérieur brut de la Communauté .
Etant donné que les contrats d' association actuellement négociés avec la
Suède et la Suisse arriveront à échéance le 31.12.1989 , il est impossible
d' estimer la dépense dans ces pays jusqu' à la fin de 1991 . Il est prévu
que ces deux pays participeront activement au programme croissant         de
technologie de la fusion . En conséquence , on peut s' attendre à ce que  le
solde positif diminue ou même disparaisse . En cas de solde positif ,     la
Commission se propose de l' utiliser pour le financement de ses dépenses  au
titre des Associations dans la Communauté .
L' Espagne étant devenue membre des Communautés européennes le 1.1.1986 ,
ses contributions au programme "Fusion" en tant que pays tiers associé
ont cessé à cette date .
 ---pagebreak--- 2.1   Période 1976-1986
La participation de la Suède et de la Suisse à JET pour cette période est
estimée à 36,1 MioECU .
2.2   Période 1987-1991
Dans l' hypothèse où :
-     les crédits de paiement indiqués dans l' échéancier pluriannuel (voir
      par . 1,5 . 1.2) pour 1987-91 seront inscrits aux budgets annuels
      correspondants ,
-   . le total des produits intérieurs bruts de la Suède et de la Suisse
      s' élèvera en moyenne à 7% de celui de la Communauté ,
      la Suède et la Suisse resteront pleinement associés au programme
      " fusion" pendant la période 1987-91 ,
les contributions de la Suède et de la Suisse peuvent être estimées à 27,6
MioECU .
 ---pagebreak---                                                                        66 .
                D ) AVIS DU COMITE SCIENTIFIQUE ET TECHNIQUE
    SUR LE PROJET DE PROPOSITION D' UN PROGRAMME QUINQUENNAL 1987-1991
              CONCERNANT LA FUSION THERMONUCLEAIRE CONTROLEE
Au cours de sa réunion du 12 mai 1986 , le CST a examiné le projet
d' Orientation du Programme Cadre des Activités Communautaires de RDT
( 1987-1991 ). Il a , en particulier , examiné les propositions relatives à la
fusion thermonucléaire contrôlée et , à ce sujet , a fait formuler par un
petit groupe de travail un avis de caractère général , en attendant la
discussion plus détaillée prévue pour le 4 juillet 1986 à l' occasion de
l' examen par le CST :
-     du projet de proposition d' un programme de recherche quinquennal
      ( 1987-1991 ) dans le domaine de la fusion thermonucléaire contrôlée
      ( doc. XII-475 ) .
-     et du projet de proposition d' un amendement des statuts de
      l' Entreprise Commune JET visant à prolonger cette Entreprise jusqu' au
      31 décembre 1992 . ( doc. XII / 498 ).
Les avis émis par le CST pour ces deux projets au 4 juillet sont donnés
ci-après .
La fusion thermonucléaire contrôlée peut constituer à long terme une
source précieuse pour l' approvisionnement énergétique de la Communauté .
Cependant , et malgré les progrès importants déjà réalisés , une trentaine
d' années au moins sont encore nécessaires pour atteindre le stade du
réacteur de démonstration . Un effort coûteux d' une si longue durée n' est
acceptable que dans la mesure où les recherches sur la fusion dans la
Communauté restent totalement intégrées dans un programme bien coordonné .
En exécutant un tel programme avec un grand souci d' économie et sans
duplication inutile , on peut espérer amener la fusion au stade
pré-industriel avec une dépense qui , malgré la durée beaucoup plus longue
des recherches , ne dépasserait pas l' effort financier qui a été consenti
dans le cas de la fission .
 ---pagebreak---                                                                      67 .
La physique - y compris la technologie qui lui est associée - occupe
encore la première place dans les recherches sur la fusion . Le JET est ,
dans ce domaine , l' installation la plus performante dont le succès a
beaucoup contribué à faire de la Communauté'1 ' le leader incontesté au
plan mondial . La construction de la machine a été réalisée dans les délais
et le devis fixé et la première phase d' exploitation , avec le seul
chauffage ohmique , a donné des résultats meilleurs que prévus .
Cependant , dans la phase suivante commencée en 1985 , la mise en oeuvre de
chauffages additionnels a certes permis d' augmenter la température du
plasma mais il n' a pas été possible d' éviter la dégradation du temps de
confinement déjà observée avec d' autres machines . Pour y remédier et pour
donner au plasma des caractéristiques qui justifient le fonctionnement
avec Tritium , un certain nombre d' équipements complémentaires sont
proposés ainsi que le report de la fin de l' exploitation du JET du 31 mai
1990 au 31 décembre 1992 , la dépense annuelle restant constante au niveau
de 1986 . Le CST insiste sur l' urgence de la décision sur la prolongation
de l' Entreprise Commune dont dépend dès maintenant le bon déroulement du
programme du JET .
Le CST donne un avis favorable aux propositions faites pour le JET aussi
bien en ce qui concerne la prolongation de l' Entreprise Commune que pour
son montant budgétaire . Certes , l' efficacité des différents équipements
complémentaires proposés n' est pas absolument certaine . Toutefois le CST
estime qu' un retard dans leur mise en oeuvre risque d' être très
préjudiciable à l' ensemble du programme et conduirait à un fort
accroissement des dépenses compte tenu du coût élevé du fonctionnement de
base du JET .
La durée de 12 ans initialement fixée pour l' Entreprise JET conduisait à
un calendrier très tendu . La prolongation proposée de 2 ans et 7 mois
impose à nouveau une contrainte sévère . Mais le CST estime qu' il convient
de souligner le caractère exemplaire d' une stricte limitation dans le
temps de l' Entreprise Commune comparée à toutes les autres grandes
Installations internationales de recherche fondamentale ou appliquée .
 (*)  la  Suède   et  la  Suisse  ont  adhéré  au   programme  communautaire
      respectivement en 1976 et 1978 .
 ---pagebreak---                                                                       68 .
Les programmes de physique menés dans les Associations sont indispensables
comme soutien au JET pour certaines études qui ne peuvent être effectuées
au JET et pour l' exploration de configurations autres que le TOKAMAK .
Plusieurs dispositifs de taille moyenne sont en cours d' achèvement .
Certains ont des caractéristiques uniques au monde . Le CST estime que le
financement proposé pour cette rubrique est très raisonnable et adapté aux
programmes déjà engagés . Il convient de noter que c' est dans ce domaine
que les tentations de dispersion et de duplication sont les plus grandes
et il importe de ne pas y céder . En particulier , l' exploitation des
dispositifs de taille moyenne doit petre soumise à une programmation aussi
rigoureuse que celle du JET .
Ce n' est qu' en 1982 qu' un programme méthodique pour la technologie de la
fusion   fut  mis   en place   dans  le  cadre   communautaire . Son but   est
l' acquisition des connaissances autres que physiques , nécessaires pour
apprécier la faisabilité de divers concepts de réacteurs de fusion . Ce
programme a pu démarrer avec des moyens relativement limités en s' appuyant
sur les compétences et les moyens d' essais créés pour la mise en oeuvre de
l' énergie de fission . Dans l' immédiat , la tâche la plus urgente est
1' acquisition des connaissances techniques nécessaires pour le projet NET ,
le NET étant défini comme la seule étape intermédiaire entre le JET et un
réacteur de démonstration . Il est espéré qu' en 1990 , au moment de la
révision du programme ( 1987-1991 ) on disposera de données suffisantes ,
physiques et techniques , pour pouvoir prendre la décision de s' engager
dans le dessin détaillé du NET et dans le développement associé de
composants prototypes . Le CST estime qu' il n' y a pas lieu aujourd'hui de
préjuger une telle décision qui , le moment venu , doit faire l' objet d' une
proposition de la Commission au Conseil . Le CST propose donc de retenir
pour les rubriques NET et Technologie la somme totale de 91 + 166 MECU qui
ne préjuge pas la décision de commencer en 1990 le dessin détaillé du NET
et qui assure un financement de l' équipe NET pour la totalité du programme
( cf. Annexe I , tableau 1 , colonne de gauche ). Ceci correspond à un budget
total pour la fusion de 1.059 MECU auquel le CST est favorable et qui
reprend   la   proposition   faite  par  la  Commission    pour  le programme
1987-1991 .
 ---pagebreak---                                                                      69 .
Il s' y ajoute les activités du CCR consacrées à la fusion . Le CST regrette
que » pour des raisons formelles , le détail de ces activités fasse l' objet
d' une discussion et d' un avis séparés du CST . Il Insiste pour que les
activités du CCR dans le domaine de la fusion soient jugées avec les mêmes
critères que les activités analogues du programme à frais partagés .
 ---pagebreak---                                                                      70 .
       AVIS DU COMITE CONSULTATIF POUR LE PROGRAMME FUSION ( CCPF )
    SUR LE PROJET DE PROPOSITION D' UN PROGRAMME QUINQUENNAL 1987-1991
             CONCERNANT LA FUSION THERMONUCLEAIRE CONTROLEE
                ADOPTE LORS DE SA REUNION DU 19 JUIN 1986
      Ayant examiné le projet de proposition de programme lors de trois
sessions consécutives , le CCPF approuve le contenu scientifique et
technique de la proposition , qu' il juge pleinement conforme aux objectifs
à long terme et aux modalités de mise en oeuvre du programme de fusion tel
qu' ils ont été définis par le Conseil des Ministres .
      Le programme comporte trois éléments principaux : le JET , la physique
et la technique du plasma dans les Associations , et NET et la Technologie .
Le CCPF appuie la recommandation visant à prolonger la durée de l' Entre¬
prise Commune JET jusqu' au 31 décembre 1992 pour permettre d' exploiter les
résultats positifs du projet .
      Sur la base de l' analyse de coûts détaillée faite par la Commission
et ses partenaires associés , le CCPF estime que l' enveloppe financière
proposée est en harmonie avec le contenu scientifique et technique du
programme proposé .
      Le CCPF souscrit à l' option de base de la proposition de programme ,
dont le principal objectif est de fournir une assise physique et
technologique à la prochaine étape . Cette option consiste à ménager lors
de la prochaine révision du programme la possibilité de proposer la mise
en chantier du projet technique détaillé du NET . Pour une décision de
cette importance , le CCPF recommande à la Commission de solliciter en
temps voulu l' avis d' un groupe indépendant .
 ---pagebreak---                                                                     71
      Conformément à son avis émis en décembre 1985 , le CCPF reconnaît le
succès du programme fusion européen , entièrement intégré , qui fait de
l' Europe un partenaire de choix dans tout projet de collaboration
Internationale élargie dans le domaine de la fusion , et exprime à nouveau
sa crainte que les objectifs du programme fusion ne puissent être atteints
si les crédits nécessaires à son financement devaient être notablement
réduits par rapport      aux chiffres   contenus dans  la proposition .  Le
programme devrait alors être entièrement revu .
      Conscient de ce que la fusion est déjà une technologie "de pointe"
ayant eu des "retombées" dont bénéficient d' autres disciplines
scientifiques et branches d' industrie européennes , le CCPF appuie la
proposition de la Commission visant à favoriser la participation de
l' industrie . Cette participation devra augmenter considérablement lorsque
le NET entrera dans la phase du projet technique .
      La mobilité du personnel scientifique occupé dans les divers
laboratoires de fusion a atteint un niveau appréciable et revêt un intérêt
particulier pour les pays qui n' ont pas leur propre programme de fusion .
Le CCPF ne peut dès lors qu' approuver le projet de mobilité et le
programme d' octroi de bourses inclus dans la proposition .
 ---pagebreak---                COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES
                                     /
Proposition de décision du Conseil approuvant une modification des
 statuts de l' Entreprise Commune "Joint European Torus ( JET)"
            (présentée par la Commission^.
 ---pagebreak---                                                               73 .
                         A) EXPOSE DES MOTIFS
1. Le Conseil a créé l' Entreprise Commune JET pour une durée de 12 ans
   à partir du 1er juin 1978 jusqu' au 31 mai 1990 . Les objectifs de
   l' entreprise sont décrits comme suit dans les statuts :
   "Construire , faire fonctionner et exploiter une grande machine , un
   dispositif torique du type Tokamak , pour étendre la gamme des
   paramètres applicable aux expériences de fusion thermonucléaire
   contrôlée jusqu' à des conditions proches de celles requises dans un
   réacteur thermonucléaire ".
2. Le succès du JET est indispensable pour l' avant-projet et pour la
   construction de la machine prochaine NET (Next European Torus ) et ,
   partant , au programme " fusion" européen dans son ensemble .
3. Le JET poursuit quatre objectifs scientifiques qui figurent dans le
   rapport EUR-JET-R5, "Le projet JET - Proposition d' Avant-projet",
   1976 , auquel il est fait explicitement référence dans les Statuts
   du JET de 1978 . Ces objectifs restent inchangés :
   a)    étudier la manière dont se comportent le confinement et les
         propriétés du plasma lorsque les dimensions et les paramètres
         se rapprochent de ceux requis pour un réacteur ;
   b)    examiner et contrôler l' interaction plasma-paroi et l' influx
         d' impuretés dans ces conditions ;
   c)    faire la démonstration de techniques de chauffage efficaces ,
         capables de produire des températures élevées ;
   d)    étudier la production et le confinement des particules alpha
         et le chauffage du plasma qui en résulte .
 ---pagebreak---                                                             74 .
4. Pour atteindre ces objectifs , le projet se déroule par phases
   successives :
   -     Phase 0 : Construction de la Machine
         La machine a été construite en cinq ans comme prévu , entre
         1978 et 1983 .
         Phase 1 : Plase de Chauffage Ohmlque
         Les principaux objectifs de cette phase , qui est maintenant
         terminée , étaient la mise au point de la machine et de ses
         principaux systèmes , ainsi que la production d' un plasma
         propre d' hydrogène se prêtant à des études de chauffage
         additionnel au cours des phases ultérieures .
   -     Phase  2   :   Etudes de Chauffage  Additionnel   et    de Pleine
         Optimisation
         Au cours de cette phase , qui a commencé en 1985 comme prévu ,
         un chauffage additionnel de plus en plus important sera
         installé sur la machine . Les principaux objectifs de cette
         phase seront la réalisation des performances maximales de la
         machine et d' atteindre les paramètres du plasma nécessaires
         pour passer à la phase finale du programme .
   -     Phase 3 : Phase du Tritium
         Si la phase 2 est couronnée de succès , la phase du tritium
         pourra commencer . Cette phase , qui exige deux années , sera
         consacrée à l' étude de la production de particules alpha dans
         des plasmas de deutérium et de tritium . L' objectif ultime est
         de parvenir à un niveau significatif de chauffage par les
         particules alpha .
5. L' Etat actuel du JET
   La machine a été construite avec les crédits et dans les délais
   prévus . La phase du chauffage ohmique qui a commencé avec le
   premier plasma en juin 1983 a été terminée avec succès au cours de
   la deuxième moitié de 1984 , comme prévu . Tous les systèmes
   mis en service ont fonctionné suivant les spécifications établies
   et les résultats physiques ont donné entière satisfaction . En fait ,
   un courant contrôlé de plasma de 5 millions d' ampères (MA) a été
   obtenu , en comparaison de la valeur projetée de 4,8 MA . Avec le
   seul chauffage ohmique , le JET a atteint des températures de plasma
   de presque 40 millions de degrés C° et des temps de confinement
   d' environ 0,9 seconde .
 ---pagebreak---                                                                  75 .
   En 1985 , le programme de chauffage additionnel a commencé avec
   l' application réussie du        chauffage HF suivie , en 1986 , de
   l' introduction du chauffage     par injection de neutres . En novembre
   1986 , une puissance totale     de 18 MW était couplée au plasma , au
   moyen des deux méthodes           de chauffage additionnel et des
   températures maximales de        145 millions de degrés C° ont été
   atteintes . Dans la configuration habituelle du limiteur matériel ,
   on obtient avec le chauffage additionnel une dégradation du temps
   de confinement par rapport à celui obtenu du chauffage ohmique . Des
   premières expériences avec la configuration de limiteur magnétique  /
   (point X) ont donné , fin 1986 , des résultats encourageants qui
   laissent entrevoir une possibilité d' éviter une telle "dégradation"
   (mode H) .
6. Projets futurs
   Comme on a l' intention de porter la puissance de chauffage totale à
   40-45 MW , il est extrêmement important de trouver des moyens
   d' éviter le phénomène de "dégradation du confinement" qui a été
   observé jusqu' à présent lorsqu' on appliquait le chauffage
   additionnel . Des études théoriques ont suggéré pendant un certain
   temps - suggestion qui est maintenant confirmée par les expériences
   du JET et ailleurs - que des moyens pouvaient être mis au point
   pour éviter cette dégradation . En fait , une série de nouvelles
   mesures expérimentales se dessinent , mesures qui devraient
   permettre au JET de tirer le meilleur profit des possibilités de
   performance de la machine . Ces développements couvrent les quatre
   sujets suivants :
   ( i)    accroissement de la densité centrale du plasma par injection
           de glaçons ;
   ( ii) extraction du plasma et contrôle de la densité aux bords ;
   ( iii ) meilleur contrôle de l' interaction plasma /paroi grâce à la
           modification de la configuration magnétique (points X) ;
   ( iv) contrôle du profil du courant dans le plasma .
   Le but de ces mesures est de produire une configuration de plasma
   stable avec des densités et des températures plus élevées pour un
   temps de confinement suffisant . Pour cela , des équipements
   supplémentaires sont requis dont le coût a été estimé à 70 MioECU
   au plus aux prix de 1986 . L' augmentation nette des frais
   d' investissements , compte tenu d' une réduction de quelque 25 MioECU
   du coût de la phase d' extension aux performances élargies , est de
    45 MioECU environ , ce qui représente une augmentation de moins de
    10 % des frais d' investissements totaux du projet .
 ---pagebreak---                                                              76 .
Ces développements pourraient avoir lieu sans accroître le taux
actuel de dépenses du JET ( entre 100 et 105 MioECU par an aux prix
de 1986 ).
Ces équipements supplémentaires doivent être opérationnels avant
que l' on puisse aborder la phase finale du programme JET , celle du
tritium . Leur avant-projet , fabrication et installation exigent du
temps et pourraient donc retarder le démarrage de la phase du
tritium par rapport au calendrier initial . Pour réduire à un
minimum l' extension du programme JET et garder son élan , la mise en
oeuvre de ces mesures ne doit pas être retardée . Le démarrage
rapide de ces travaux n' a de sens que dans le contexte d' une
prolongation de l' Entreprise Commune , pour permettre l' exploitation
de ces équipements supplémentaires . C' est pour cette raison que le
Conseil du JET , lors de sa réunion d' octobre 1985 , a conclu que
l' exploitation du JET devrait se poursuivre jusqu' à la fin de 1992 ,
afin que le NET et le programme "Fusion" dans son ensemble puissent
tirer pleinement parti du potentiel du JET . La Commission en a
informé    le Conseil  des  Ministres   dans  sa  Communication   sur le
programme "Fusion " ( document ( 85 ) 789 final du 23 décembre 1985 ) en
décembre 1985 . Le Conseil du JET a décidé à l' unanimité , lors de sa
réunion de mars 1986 , de prendre les mesures formelles nécessaires
pour prolonger l' Entreprise Commune de deux ans et sept mois , du 31
mai 1990 au 31 décembre 1992 et de modifier en conséquence
l' article 19 des Statuts du JET . La Commission propose que le
Conseil des Ministres , conformément à l' article 50 du traité
EURATOM , approuve cette modification des Statuts du JET .
 ---pagebreak---                                B ) PROPOSITION
                                      de
                            DECISION DU CONSEIL
              modifiant les statuts de l' Entreprise Commune
                       "Joint European Torus (JET)"
LE CONSEIL DES COMMUNAUTES EUROPEENNES ,
Vu le traité instituant la Communauté européenne de l' énergie atomique
et notamment son article 50 ,
Vue la proposition de la Commission ,
Considérant que , pour les besoins de la mise en oeuvre du projet JET , le
Conseil a créé par sa décision 78/471 /EURATOM^ une entreprise
conjointe "Joint European Torus " (JET)" et adopté ses statuts modifiés
ultérieurement par les décisions 79 /720/EURATOM^ et 83/310/EURATOM^ ;
Considérant que , pour réaliser les objectifs du projet JET définis dans
la décision 78 /471 /EURATOM , un équipement supplémentaire est nécessaire
dont la construction , le fonctionnement et l' exploitation ne peuvent
s' opérer au cours de la durée de vie de l' Entreprise Commune telle
qu' elle est définie dans les Statuts du JET ;
Considérant que le Conseil du JET a approuvé la prolongation de
l' Entreprise Commune jusqu' au 31 décembre 1992 et la modification
correspondante des Statuts du JET ,
( 1 ) JO n° L 151 du 07.06.1978 , page 10 .
( 2 ) JO n° L 213 du 21.08.1979 , page 9
( 3 ) JO n° L 164 du 23.06.1983 , page 35 .
 ---pagebreak---                                                             78 .
ARRETE LA PRESENTE DECISION :
Article premier
Les amendements aux Statuts de 1 * Entreprise Commune " Joint European
Torus (JET), Joint Undertaking" , joints à la présente décision sont
approuvés .
Article 2
La présente décision entre en vigueur le jour qui suit sa publication au
Journal Officiel des Communautés Européennes .
Fait à
                                        Pour le Conseil
                                        Le Président
 ---pagebreak---                                                                79 .
                                  ANNEXE
L' article 19.1 des statuts de l' Entreprise Commune "Joint European Torus
(JET)" est remplacé par l' article suivant :
19.1 L' Entreprise Commune est établie jusqu' au 31 décembre 1992 .
 ---pagebreak---                                                                 80 .
                              C. FICHE FINANCIERE
Le coût total du JET et les contributions financières au JET du budget
de la Communauté au cours de toute la durée de l' Entreprise Commune
figurent dans la fiche financière jointe à la proposition de Réglement
du Conseil arrêtant un programme de recherches et d' enseignement
( 1987-1991 ) dans le domaine de la fusion thermonucléaire contrôlée .
Cette fiche est limitée aux coûts supplémentaires découlant de
l' introduction proposée d' équipements supplémentaires et de la
prolongation de l' Entreprise Commune . Ces coûts supplémentaires sont
calculés comme suit aux prix de 1986 :
. Frais d' investissements des équipements supplémentaires         70 MioECU
. Prolongation de l' exploitation du JET de 2 ans et 7 mois      190 MioECU
. Moins : réduction des coûts de la phase
   d' extension aux performances élargies                        - 25 MioECU
. Coûts supplémentaires nets :                                   235 MioECU
La majeure partie des frais d' investissements afférents aux équipements
supplémentaires arrivera à échéance au cours des années 1987 à 1990 avec
les frais résiduels de l' extension aux performances élargies et les
dépenses d' exploitation du JET . La dépense concernant l' exploitation
prolongée du JET arrivera à échéance au cours des années 1990 à 1992 .
Conformément    à  l' article   9  des  Statuts   du JET , 80 %    des  frais
supplémentaires    ( 188 MioECU)   devraient être financés via le budget
communautaire (Article 7311 ). La ventilation budgétaire annuelle figure
dans la fiche financière de la proposition concernant le programme de
fusion 1987-1991 .
 ---pagebreak---                                                               81 .
             COMMISSION DES COMMUNAUTES EUROPEENNES
"Impact sur l' Environnement et Perspectives Economiques de la Fusion"
        Rapport préparé par les Services de la Commission et
     approuvé par le Comité Consultatif pour le Programme Fusion
  (présenté par la Commission
 ---pagebreak---          Impact sur l' environnement et perspectives économiques
                          de la fusion nucléaire
Suite à une demande du Parlement ainsi que du Conseil , la Commission a
demandé à un groupe d' experts européens d' établir un rapport technique
sur 1 "'Impact sur l' environnement et les perspectives économiques de la
fusion nucléaire ".
La Commission a le plaisir de transmettre ce rapport technique ensemble
avec un résumé moins technique sur la situation actuelle dans ce
domaine , résumé qui a reçu un avis favorable du Comité Consultatif pour
le Programme Fusion .
La Commission est consciente du fait que les conclusions de cette étude
et les points de vue exprimés représentent l' état des connaissances
actuelles dans un domaine en évolution . En effet , au fur et à mesure que
le développement de la fusion nucléaire va passer de la démonstration
des principes scientifiques à celle de la faisabilité technologique , les
recherches sur la sécurité , l' environnement et les aspects économiques
de la fusion vont croître dans le futur . Cela permettra de préciser en
temps voulu les vues exprimées à ce stade .
La Commission est également consciente que des décisions de première
importance devront être prises dans quelques années dans le domaine de
la fusion , telles que : le démarrage du dessin détaillé du NET ou le
commencement de l' opération du JET en tritium . Avant de présenter de
telles propositions , si possible dans le cadre de la prochaine révision
de programme , la Commission entreprendra une évaluation approfondie du
programme fusion , en y incluant les aspects écologiques et économiques .
 ---pagebreak---                                                                   83 .
IMPACT SUR L' ENVIRONNEMENT ET PERSPECTIVES ECONOMIQUES DE LA FUSION
          Rapport préparé par les services de la Commission
 et approuvé par le Comité Consultatif pour le programme " fusion"
   INTRODUCTION
   Les activités européennes en matière de recherche et développement dans le
   domaine de la fusion consistent à élaborer une centrale de puissance
   répondant à un certain nombre de critères d' acceptation sociale , tels
   que :
   son approvisionnement en combustibles , qui sont abondants et accessibles à
   la Communauté européenne ,
   sa propreté chimique , du fait de l' absence d' émission de dioxyde de
   carbone ou de substances toxiques ,
   son impact radiologique faible sur l' environnement par rapport au fond
   naturel de rayonnement ,
   un potentiel crédible de résistance aux accidents , excluant des
   catastrophes ayant pour effet de perturber la vie sociale normale à
   l' extérieur du site du réacteur ,
   sa fiabilité technique ,
   son acceptabilité économique .
   L' énergie de fusion pourrait devenir l' une des nouvelles sources majeures
   d' énergie . Elle ne répond pas automatiquement à tous les critères précités
   mais il est possible de dégager les choix de projet pour la fusion par
   confinement magnétique qui répondront à chacun de ces critères . Il n' y a
   pas encore ,    loin s' en faut ,  de tel projet compatible avec tous ce s
   critères , mais des progrès importants ont été réalisés et l' on s' efforce
   en permanence d' intégrer toutes les caractéristiques souhaitables
   concernant l' environnement ,    la sécurité et l' économie dans un projet
   cohérent .
   Le programme " fusion" européen , qui est centré sur les systèmes de
   confinement magnétique , envisage trois étapes distinctes avant la
   construction de centrales de fusion commerciales :      démonstration de la
   faisabilité scientifique , de la faisabilité technologique et , enfin , de la
   faisabilité      économique .  Actuellement ,  nous    en    sommes    encore
 ---pagebreak---                                                                     84 .
   essentiellement au stade scientifique avec le JET , les tokamaks de moyenne
   dimension et leurs équivalents étrangers . Le NET - Next European Torus
   (prochain tore européen) - qui en est la phase d' avant-projet , est conçu
   comme un dispositif qui doit pleinement confirmer la faisabilité
   scientifique de la fusion dans une première phase et , dans une seconde ,
   affronter le problème de la faisabilité technologique . Si la phase du NET
   est couronnée de succès , il faudra construire un réacteur de démonstration
   (DEMO) avant de pouvoir passer à la construction d' une centrale de fusion
   commerciale qui n' est donc envisageable que dans le courant du siècle
   prochain .
   C' est pourquoi toute étude actuelle de l' impact sur l' environnement de la
   fusion ( commerciale ) doit être fondée sur les principes de la fusion
   magnétique et sur les projets conceptuels plutôt que sur les détails
   techniques des projets de réacteur proposés . De même , il est à fortiori
   trop tôt pour estimer de façon précise le coût de l' énergie de fusion au
   siècle prochain .
   A la demande de la Commission , les experts européens ont élaboré en 1986
   un rapport technique sur l' impact sur l' environnement et les perspectives
   économiques de la fusion ( ref. 1 ). Ce rapport , ainsi que d' autres sources
   représentant le point des connaissances les plus avancées sur le sujet ,
   ont permis de mettre en lumière les arguments qualitatifs qui sont
   présentés dans les chapitres suivants .
   D' autres évaluations détaillées figurent dans les références techniques
   citées qui permettront aux lecteurs intéressés par le sujet de faire le
   point sur les études spécialisées les plus récentes .
2. UN REACTEUR A FUSION CONCEPTUEL
   Un certain nombre d' études conceptuelles de réacteurs à fusion ont vu le
   jour au cours de la dernière décennie . Elles se fondent sur les
   connaissances actuelles de la physique des plasmas à haute température ,
   combinées à l' état actuel de la technologie et aux développements auxquels
   on peut raisonnablement s' attendre dans un futur proche .
   L' énergie sera produite dans un réacteur à fusion en convertissant du
   deutérium et du tritium en hélium .     A la différence du deutérium ,     le
   tritium n' est pas fourni de l' extérieur mais est produit dans le réacteur
   lui-même à partir du lithium dans la couverture . C' est donc le lithium qui
   doit faire l' objet d' un approvisionnement : les combustibles primaires de
   la fusion deutérium-tritium sont le deutérium et le lithium .
 ---pagebreak---                                                                     85 .
   Une grande partie de l' énergie thermo-nucléaire produite se manifestera
   sous forme de neutrons rapides qui seront ralentis dans une couverture
   enveloppant la zone de réactions et constituée d' un composé de lithium
   provoquant l' échauffement de cette couverture jusqu' à des températures
   susceptibles de produire de la vapeur . Non seulement les neutrons
   constituent la source thermique de production d' électricité selon le mode
   conventionnel mais ils transforment également une part du lithium en
   tritium. Ce sont également les neutrons qui rendent la structure interne
   du réacteur radioactive . Le niveau de radioactivité , ainsi que le taux de
   décroissance ( période ) seront fonction des matériaux de structure
   choisis ; en principe , ces deux facteurs pourraient être maintenus à un
   niveau peu élevé .
3. DES COMBUSTIBLES DE FUSION EN ABONDANCE
   La quantité de combustibles primaires consommés dans une centrale à fusion
   pour produire un million de kilowatt /heure d' électricité est d' environ
   35 grammes de lithium convertis en tritium et 10 grammes de deutérium à
   comparer , par exemple , à 240 tonnes de pétrole ou 360 tonnes de charbon
   dans une centrale à combustibles fossiles . Pour autant que l' on maîtrise
   la technologie nettement plus complexe de la fusion nucléaire , la
   consommation directe de combustibles devient tout à fait négligeable .
   On  trouve   du  lithium  et   du  deutérium  en  abondance dans   les  eaux
   de surface et le lithium est également présent en grande quantité dans les
   minéraux terrestres ; bien que l' on ne dispose pas de données précises
   pour la Communauté , certaines évaluations des quantités de lithium
   terrestre dans plusieurs pays de la Communauté montrent que les
   approvisionnements domestiques sont abondants et ne limiteront en aucune
   manière l' utilisation de l' énergie de fusion en Europe .
4. ABSENCE DE POLLUANTS CHIMIQUES
   Le produit de réaction de la fusion deutérium-tritium est l' hélium , un gaz
   noble chimiquement inactif . Aucun procédé connu ou envisagé pour le cycle
   du combustible de fusion n' implique des émissions de produits chimiques
   toxiques ou polluants . Plus spécifiquement , la fusion ne produit ni
   dioxyde de carbone ni oxydes d' azote ou de souffre .
5. RISQUES REDUITS DE RADIOACTIVITE
   Le tritium constitue la seule substance radioactive inherente au cycle du
   combustible des réacteurs à fusion actuellement envisage . Les combustibles
 ---pagebreak---                                                                      86 .
  primaires , le deutérium et le lithium , ne sont pas radioactifs et le
  produit de la réaction de fusion est l' hélium également non-radioactif .
  Le tritium est un isotope radioactif de l' hydrogène . Sa période
  radioactive est de 12,3 années et sa désintégration s' accompagne de
  rayonnements bêta ( électrons ) . Le tritium est présent en très petite
  quantité à tout instant dans des sources naturelles situées dans la haute
  atmosphère . Le tritium gazeux s' oxyde à l' air et dans le sol pour former
  de l' eau tritiée (HTO ) et , sous cette forme , il est plus facilement
  absorbé par les tissus humains . Toutefois , l' eau tritiée ne se concentre
  pas dans l' organisme mais est excrétée avec une période biologique
  d' environ 10 jours . Heureusement , l' eau tritiée se disperse dans
  l' environnement et se dilue dans l' écosystème beaucoup plus rapidement que
  les produits de fission et les actinides . Ainsi , la période de perte d' eau
  tritiée provenant des couches supérieures du sol se mesure en jours ,
  tandis que les produits de fission et les actinides peuvent contaminer le
  sol et les bâtiments pendant des temps très longs . Aucun indice ou
  mécanisme connu ne permet de déclarer que le tritium se concentre dans la
  chaîne alimentaire .
  En exploitation normale , le tritium dans une centrale à fusion est confiné
  dans un circuit interne qui inclut l' alimentation , l' évacuation et la
  purification du combustible ainsi que la récupération sur le site du
  tritium provenant de la couche fertile . L' expérience de fonctionnement
  acquise à partir des réacteurs à fission canadiens CANDU , où les
  concentrations de tritium dans le réfrigérant sont comparables , montrent
  que , dans le cadre de la technologie existante , les pertes dans
  l' atmosphère peuvent être réduites à des niveaux nettement inférieurs à la
  radioactivité naturelle . Le taux de décroissance rapide du tritium exclut
  toute concentration cumulative à long terme de radioactivité due au
  tritium .
  La radioactivité est     induite  dans  la  structure du réacteur par les
  neutrons provenant des réactions de fusion mais la quantité et la nature
  de cette radioactivité dépendent du type de matériaux choisis pour la
  structure *. La radioactivité produite par les neutrons est très largement
  limitée à la structure du réacteur . La faible fraction qui sera introduite
* Il est donc vraisemblable que la mise au point de nouveaux matériaux à
  faible activation permettent une réduction substantielle de la
  radioactivité de     la structure par rapport ,    par exemple , aux aciers
  commerciaux .
 ---pagebreak---                                                                     87 .
   dans le réfrigérant primaire du fait de la corrosion est confinée à un
   cycle Interne fermé .
   Des déchets radioactifs de catégories différentes ( faible niveau , niveau
   moyen , niveau élevé) seront produits . Les déchets dont l' activité est la
   plus élevée proviennent essentiellement ,          et nécessairement ,    du
   remplacement des parties usées des réacteurs . Ces déchets consisteront en
   parties de la structure activée et des bénéfices considérables pourraient
   donc être tirés de l' utilisation des matériaux à faible activation qui
   pourraient même être recyclés . Il y aura également certains déchets
   tritiés qui , selon des études récentes (ref. 3), peuvent être éliminés
   sans effet important sur l' environnement . La fusion ne produit aucun
   déchet de type alpha , comme par exemple les actinides à longue vie
   produits dans la fission .
   On a effectué des estimations de la quantité de matériaux radioactifs ,
   tritium et structure activée , qui serait produite et rejetée dans
   l' environnement en cas d' accident envisageable impliquant également une
   rupture du confinement . Même si l' ensemble du tritium rejeté dans
   l' environnement se présente sous la forme d' eau tritiée , il semble que le
   développement de la fusion soit en mesure de limiter l' impact hors du site
   du réacteur à un niveau tel qu' aucune mesure d' évacuation ne serait
   nécessaire . Ceci implique que même dans les conditions les plus
   défavorables d' un accident , il n' y aurait aucune perturbation de la vie
   normale dans les zones résidentielles entourant la centrale .
6. SECURITE PASSIVE POTENTIELLE
   La fusion magnétique présente des caractéristiques de sécurité implicites
   importantes qui , si elles sont exploitées adéquatement dans la conception ,
   peuvent déboucher sur une sécurité passive considérable , sinon totale du
   réacteur . La plus importante de ces caractéristiques de sécurité est que ,
   quelle que soit la panne ou l' incident dans le réacteur à fusion , elle ne
   peut en aucune circonstance déboucher sur un emballement nucléaire . De
   plus , la quantité de combustible contenue dans le réacteur à tout moment
   est tout juste suffisante pour en assurer le fonctionnement pendant
   quelques dizaines de secondes et l' interruption de l' écoulement du
   combustible ou une variation du système de confinement magnétique
   résultant d' une défaillance de l' installation se traduiraient par un arrêt
   rapide de la réaction de fusion .
 ---pagebreak---                                                                     88 .
   Les caractéristiques importantes contribuant à la sécurité passive du
   réacteur sont les suivantes :
   -     une   chaleur résiduelle  relativement  faible   (moins de 2    % de la
         puissance de fonctionnement , selon le matériau choisi pour la
         structure du réacteur ), de sorte que , même dans le cas peu
         vraisemblable d' une défaillance complète de l' ensemble des systèmes
         réfrigérants , la fusion de la structure ne pourrait se produire avant
         plusieurs heures ou pourrait même être complètement évitée grâce à
         une conception adéquate ;
   -     l' immobilité de la plupart des inventaires radioactifs qui sont
         confinés dans des matériaux de structure non volatils ;
         le faible niveau des dangers biologiques potentiels ( radiotoxicité )
         des radioisotopes présents qui , pour l' acier , est environ cent fois
         moins important que pour les produits de fission et les actinides , et
         sera vraisemblablement encore réduit grâce à un choix judicieux des
         matériaux de structure ;
   -     le retraitement sur le site du combustible tritium qui élimine les
         risques associés à son transport (à l' exception bien entendu de
         l' inventaire de tritium nécessaire pour la première mise en service
         d' un nouveau réacteur ).
7. LES PERSPECTIVES ECONOMIQUES DE LA FUSION
   Le développement de l' énergie de fusion commerciale est un objectif à long
   terme . Le moment du démarrage et l' importance de l' exploitation
   commerciale dépendront du coût de cette source d' énergie . A ce stade ,
   toute tentative d' estimation précise des coûts de l' énergie produite par
   la fusion , avec deux générations d' avance peut-être , doit inévitablement
   être qualitative . Les coûts futurs d' autres méthodes de production
   d' énergie sont également entachés d' incertitudes . Il est donc impossible
   de prévoir avec certitude si la fusion sera une source d' énergie
   concurrentielle du point de vue économique durant la première moitié du
   siècle prochain .
   Les perspectives économiques de la fusion ont bien entendu fait l' objet
   d' études (ref. 1 , p. ex .). Pour la production d' électricité , elles
   suggèrent des coûts dont le niveau serait à peu près semblable à celui des
   technologies énergétiques existantes . De tels niveaux semblent possibles
   et réalisables , pour autant que les efforts à long terme visant à
   améliorer et à simplifier les technologies de la fusion soient couronnes
   de succès .
 ---pagebreak---                                                                                89 .
    On peut en outre s' attendre à des retombées importantes dues à la
    poursuite du développement de la fusion , retombées déjà apparues dans le
    domaine de la fusion , et qui sont pleinement documentées dans d' autres
    secteurs de haute technologie .
    De plus , il faut envisager les perspectives pour la fusion et les
    comparaisons économiques avec d' autres méthodes de production d' énergie
    dans un contexte plus large où les coûts associés à la sécurité , au
    problème de l' autonomie et à l' impact sur l' environnement sont également
    inclus . La fusion offre de nombreux avantages pour l' environnement et la
    sécurité ; ces avantages pourraient bien être d' importants facteurs en
    faveur de l' introduction de la fusion en tant que nouvelle source majeure
    d' énergie dans le monde .
8.  REFERENCES
    1.     The Environmental Impact and Economic Prospects of Nuclear Fusion
                                                                (EUR FU BRU/XII 828 /86)
    Autres Références
   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 .
        DECLARATION CONCERNANT LA COMPETITIVITE ET L' EMPLOI
I. Objet de la proposition de programme
        Le programme proposé tend à poursuivre la recherche et le
        développement dans le domaine de la fusion thermonucléaire
        contrôlée et couvre toutes les activités des Etats Membres
        dans   ce   domaine . Le   but   final  de  ce  programme  est  de
        déterminer si de l' énergie peut être produite à un prix
        compétitif à partir de réactions de fusion entre noyaux
        légers , et dans ce cas , de construire en commun des prototypes
        pour     leur   production    et   commercialisation   à   échelle
        industrielle .
        Les raisons principales pour poursuivre la recherche et le
        développement dans ce domaine sur une base communautaire sont
        parmi d' autres les suivantes :
        .     l' ampleur des ressources tant humaines que financières
              nécessaires , qui suggère qu' un tel développement ne
              pourrait que très difficilement être accompli sur une
              base nationale ;
        .     la longue durée de l' effort ( s' étendant largement dans le
              siècle    prochain )   nécessaire    pour   aboutir    à  la
              construction du réacteur ;
        .     la réalisation d' un marché européen pour les industries
              européennes dans les domaines de hautes technologies et ,
              en cas de succès , l' ouverture d' un grand marché
              communautaire pour le réacteur européen .
        Si la proposition de programme ne poursuivait pas son cours ,
        il en résulterait des dommages irréversibles , dont le plus
        sévère concernerait JET . En fait , en parallèle avec la
        présente proposition de programme , est également soumise une
        proposition pour la prolongation du projet JET jusqu' à fin
        1992 . Une telle prolongation est cohérente avec l' installation
        et l' exploitation d' équipements supplémentaires sur JET , de
        manière à en assurer le succès ultérieur . L' absence d' une
        décision pour le programme fusion remettrait en question la
 ---pagebreak---                                                                   91 .
            date de mise en oeuvre de ces équipements et par conséquent
            rendrait impraticable la conclusion du projet à la date
           proposée : cette conclusion serait donc repoussée après 1992 ,
           ce qui entraînerait des coûts supplémentaires considérables .
II .  Avantages pour l' entreprise
      -    La proposition a des implications pour l' industrie européenne
           dans le domaine des hautes technologies , avec des retombées
            ( en particulier dans les domaines de la technologie des
           aimants superconducteurs , de la robotique , et des systèmes
           micro-onde de haute puissance ), au bénéfice d' autres branches
           de la science et de l' industrie .
      -    La proposition a également des implications pour les PME . Le
           rôle de l' industrie devrait augmenter lorsque le "European
           Next Step" (NET) entrera dans sa phase de projet . En
           particulier l' expérience de JET a montré que de nouvelles PME
            travaillant principalement dans le domaine de la fusion ont
            été créées ou ont connu un développement considérable suite à
            la nécessité de satisfaire les demandes des laboratoires de
            fusion .
III . Implications du programme pour l' entreprise
      -    Pour la mise en oeuvre du programme , JET et les institutions
            associées au programme fusion communautaire lancent des appels
            d' offre européens pour leurs équipements et services , en
           particulier dans les domaines des hautes technologies . Les PME
            techniquement compétentes sont invitées à participer à chaque
            appel d' offre , quand c' est nécessaire .
IV .  Inconvénients possibles pour l' entreprise
      AUCUN
 ---pagebreak---                                                                      92 .
V.    Dispositions particulières en rapport avec les PME
      Il n' y a aucune disposition de cet ordre . La présente proposition
      est susceptible de stimuler les PME , comme indiqué plus haut .
VI .  Effets attendus
      -     Comme    indiqué  ci-dessus ,  les  effets   auxquels   on    peut
            s' attendre sont une stimulation dans les domaines des hautes
            technologies de la compétitivité de l' industrie européenne par
            rapport aux autres industries dans le monde .
            La proposition n' a pas d' effet négatif sur la situation de
            l' emploi dans la Communauté : au contraire , elle aide à
            accroître le savoir-faire nécessaire pour développer cette
            nouvelle source potentielle d' énergie . A long terme ,
            l' ouverture d' un grand marché européen pour le réacteur
            européen aurait un effet positif sur l' emploi .
VII . Consultations des organismes représentatifs concernés
      Les Etats Membres sont consultés par l' intermédiaire du Comité
      Consultatif pour le Programme Fusion , dont l' avis ( proposition
      1986 ) et les "vues " ( proposition révisée 1987 ) sont favorables , et
      par l' intermédiaire du Comité Scientifique et Technique , dont
      l' avis est aussi favorable . Les avis du Parlement Européen et du
      Comité Economique et Social seront aussi demandés .
 ---pagebreak---                                                EURFU BRU/XI 1-828/86
  /        >
/ pSkhMipn
I   \Jrmurch
   ENVIRONMENTAL IMPACT
                   and
       ECONOMIC PROSPECTS
                      of
              NUCLEAR FUSION
                   ANNEXE
                   Commission of the European Communities
BRUSSELS ,
NOVEMBER 1986
                 € Directorate General XII - Fusion Programme
                   Brussels
 ---pagebreak---                      CONTENTS
                                          Page
Explanation                            ( i)-(ii )
Executive Summary                          1
Environmental Impact of Nuclear Fusion     15
Economic Prospects of Nuclear Fusion -     52
A 1986 Viewpoint
 ---pagebreak---                                                                       (i)
Explanation :
1)   By a Resolution adopted on 17 January 1985 , the Council embodied
     the Opinion of the European Parliament on a Proposal (C0M(84 ) 271
     final) from the Commission of the European Communities to the
     Council :
            "For a Council Decision adopting a research and training
            programme ( 1985-1989 ) in the field of thermonuclear Fusion"
     The European Parliament , in its aforesaid Opinion :
     (Art . 4 )  Calls again on the Commission to launch , in the next few
                 years , a public discussion on nuclear fusion and on the
                 indispensability and impact thereof ;
     (Art . 5 )  Instructs its fthe E.P 's ) Committee on Energy , Research
                 and Technology , as the committee responsible , to hold a
                 wide-ranging hearing , at the time of the next programme
                 review , on the prospects for and hazards of controlled
                 nuclear fusion ;
2)   In response to the requests of the E.P. mentioned above and in view
     of the impending programme revision in 1987 the Consultative
     Committee for the Fusion Programme advised the Commission :
     " to start , without delay , the necessary actions to prepare on a
     strictly European basis , a response to the European Parliament
     concerning questions raised on the Environmental , Safety and
     Economic Aspects of Fusion" ( Extract from Minutes of CCFP 23 of 30
     Sept . 1985 ).
     Subsequently the Commission asked two groups of experts to carry
     out , during 1986 , a study on the present state of knowledge
     concerning the subjects in question .
     One group studied the Environmental aspects the other the Economic
     prospects .
3)   The work of the two Expert Groups was supervised by a Working Group
     composed of leading fusion scientists coming from the European
     fusion laboratories , from JET , from NET and from the Joint Research
     Centre .
 ---pagebreak--- The members of a Working Group were as follows :
                Messrs : BRAAMS    ( FOM , Rijhuizen )
                         BRUNELLI  ( ENEA , Frascati )
                         CASINI    ( JRC , Ispra )
                         GIBSON    ( JET )
                         GRIEGER   ( IPP , Garching )
                         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 Normal Operation    7
5.   Environmental Impact due to Accidenta           9
6.   Safety Aspects                                  9
7.   The Economie Prospects                          11
8.   Conclusions                                     13
 ---pagebreak---                                                                   2.
      ENVIRONMENTAL IMPACT AND ECONOMIC PROSPECTS OF FUSION :
                       AN EXECUTIVE SUMMARY
INTRODUCTION
The aim of European fusion research and development is to produce a
design of a power plant that satisfies a number of social
acceptance criteria such as :
-    it is economically acceptable
     it is technically reliable
     it is chemically clean , in that it produces no carbon
     dioxide or toxic emissions
-    its radiological burden to the environment , either from the
     plant or from waste products , in normal conditions is small
     compared to the natural background
     its credible accident potential excludes calamities disrupting
     normal life in the community outside the reactor site boundary
     it relies on fuels and construction materials that are
     abundant and accessible to all countries of Europe .
Fusion energy , when available , will not automatically fulfil all
the above criteria . It is , in fact , possible to conceive of
applications . that violate one or more of these . However , this
report will show that design options for magnetic confinement
fusion are being put forward to meet each one of them . This is not
to say that a consistent design along these lines is in hand .
Although great progress has been achieved that brings us close to
fusion conditions , it remains a formidable challenge to the science
and technology of our time to integrate all desirable
environmental , safety and economic features into a coherent design .
All this applies to the deuterium-tritium fusion system . There is a
long-term prospective that this may eventually be superseded by
so-called advanced fuels , but the case is made that deuterium-
tritium fusion is a worthy goal to pursue on its own merits .
Clearly , our acceptance criteria must be further refined and
quantified before they reach the level of precision that will
ultimately be required when decisions to enter the commercial stage
of fusion power are to be made . In this context , a report such as
 ---pagebreak---                                                                      3.
   this can serve a multiple purpose . First , to remind workers in the
   field of the stringent standards society is likely to apply to the
   outcome of their work and to focus their attention on all questions
   raised in this context .
   Secondly , to reassure both the responsible authorities and the
   general public that the efforts devoted to the subject are striving
   for the highest standards , and that encouraging progress is being
   made towards providing society with a supply capable of filling a
   sizeable , Indeed the major , portion of its long-term energy needs
   in the best possible way . Finally , the report is likely to provoke
   reactions that contribute to a better understanding of the promise
   held by fusion and of the constraints to be imposed on this
   emerging technology if and when it comes to widespread application .
   This report summarises , with a minimum of technical detail , two
   technical reports by teams of specialists drawn from several
   European research institues : " Environmental Impact of Nuclear
   Fusion" and "The Economic Prospects of Nuclear Fusion : A 1986
   Viewpoint".
2. THE ROUTE TOWARDS A EUROPEAN FUSION REACTOR
   The European fusion programme ,     which concentrates on magnetic
   confinement systems , envisages three distinct steps to be taken
   before commercial fusion power stations can be built .
   The first is to establish the scientific feasibility of the process
   and this is the main thrust of the present programme with the JET
   Joint Undertaking at Culham , UK , as the principal experimental
   apparatus and with complementary studies in the national
   laboratories . The next step , NET (Next European Torus ), will be to
   establish the technological and engineering feasibility . The NET
   design team has already been established at Garching , Federal
   Republic of Germany , and is currently in the pre-design phase of
   the Project . The construction of NET will depend on the main
   experimental results of JET (Joint European Torus ) and other fusion
   experiments . After the successful operation of NET , a demonstration
   reactor - DEMO - will be required to establish the design features
   that will determine the economic feasibility of a fusion reactor .
 ---pagebreak---                                                                      4.
   The timescale for such a programme is long but if all stages
   proceed to plan a commercial fusion power station could be in
   operation in the first half of the next century , a time when ,
   according to current predictions , new sources of pollution-free
   energy will be required to supplement nuclear fission and other
   energy sources . In addition , the dwindling supplies of the fossil
   fuels , coal , gas and oil will be needed Increasingly for other
   industrial purposes .
   JET , one of the world 's leading fusion experiments of the tokamak
   class , aims at achieving conditions approaching those required in a
   reactor . To do this , the fuel , which is a mixture of deuterium and
   tritium ( the heavy isotopes of hydrogen ) gas , must be heated to
   temperatures in excess of 100 million degrees Celsius and held in
   Isolation from container walls by magnetic fields . These fields
   provide the necessary thermal insulation to prevent excessive
   cooling of the hot ionised gas known as plasma . The plasma in JET
   is contained in a large ring-shaped vacuum vessel called a torus .
   If the plasma physics revealed in the JET experiments is favourable
   then the power which would be released from fusion reactions
   occurring in the JET plasma could be several tens of megawatts for
   a few seconds . NET , an experimental test reactor producing a
   thermal fusion power of about 600 MW , is being designed to
   demonstrate sustained reactions , (which themselves should continue
   to keep the plasma hot ) , and to provide the necessary technological
   data for designing a demonstration reactor (DEMO ) with a net
   electrical output of several hundred megawatts .
3. A CONCEPTUAL FUSION REACTOR
   A number of conceptual fusion reactor designs have been made over
   the last decade . They are based on the present knowledge of the
   physics of high temperature plasmas together with the technology
   currently available or of developments that can reasonably be
   expected in the near future . Based on plausible extrapolations to
   the reactor level , a reactor of net electric power of 1200 MW has
   been defined for the purpose of the attached technical reports and
   been used in the environmental and economic comparisons .
   The simplest view of a fusion reactor is a unit into which the
   basic fuels - deuterium and lithium - are fed and the output is
 ---pagebreak---                                                                      5.
    electricity with helium as the principal waste product .
    Lithium is required to produce tritium (a radioactive form of
    hydrogen) which will be subsequently "burnt " with deuterium to
    produce power from fusion reactions . Deuterium from water and the
    light metal lithium from the earth 's crust are both plentiful and
    geographically well distributed . Less than one tonne of these fuels
    would be consumed in a 1200 MW fusion power station per year . Most
    of the fusion power generated will appear as high speed particles
    called neutrons , which will be slowed down in a surrounding blanket
    made of a compound of lithium causing the blanket to heat up to
    temperatures suitable for raising steam . The neutrons not only
    provide the heat source for generating electricity in the
    conventional way ,    but  also convert  some of  the  lithium  into
    tritium . The neutrons also cause the reactor internal structure to
    become radioactive . The level of radioactivity and the decay rate
    (half-life) will depend on the structural materials chosen ; both
    could in principle be made low .
3.1 Radioactivity in a Fusion Reactor
    The only radioactive substance inherent to the fuel cycle of the
    currently-envisaged fusion reactor is tritium . In addition ,
    radioactivity is induced in the structure of the reactor by the
    neutrons arising from the fusion reactions . These two sources of
    radioactivity have been considered in assessing the safety and
    environmental aspects of fusion reactors in the following sections .
3.2 Tritium
    Tritium is a radioactive isotope of hydrogen . It has a radioactive
    half-life of 12.3 years and decays by emitting beta-radiation
    ( electrons ) . Tritium is present in very small quantities at all
    times from natural sources in the upper atmosphere . Man-made
    tritium , mainly from thermonuclear weapons testing programmes , far
    exceeds the natural background levels of tritium . Gaseous tritium
    oxidises in air and in the soil to form tritiated water (HTO ) and
    in this form it is more readily absorbed by human tissue . However ,
    tritiated water does not concentrate in the body but is excreted
    with a biological half-life of about ten days . Fortunately ,
 ---pagebreak---                                                                       6.
      tritiated water in the environment disperses and dilutes in the
      ecosystem much faster than fission products and actinides . For
      example , the half life of the loss of tritiated water from the
      upper layers of the soil is measured in days , whereas fission
      products and actinides can contaminate land and buildings for very
      long periods . There is no evidence or known mechanism for the
      concentration of tritium in the food chain .
3.3 . Tritium Inventories
      The amount of tritium in the plasma of the reactor at any given
      time is very small - less than 1 g . The total tritium inventory for
      a 1200 MW plant will be about 3 kg of which about one third will be
      kept in a number of separated bunkered store rooms until required .
      The stored tritium need not be in the gaseous form but may be kept
      in a solid stable form such as a metallic tritide . There will also
      be tritium trapped in the lithium blanket surrounding the reactor
      and in the processing plant ; the quantity of tritium therein will
      depend upon the reactor design ranging from a few hundred grams to
      about 2 kg . The bulk of the tritium in a reactor - in store and in
      the blanket - is effectively immobilised and has a very low chance
      of escaping into the environment . Present knowledge , however ,
      indicates that the quantity of tritium that could be released in
      any conceivable accident could be reduced to about 200 g and this
      value  has   therefore  been  assumed   in   the assessment  of  the
      environmental consequences of the worst conceivable accident .
3.4   Radioactivity of the Internal Structure of the Reactor
      The neutrons resulting from the fusion reactions will make the
      structural materials of the reactor radioactive , but the level and
      longevity of the radioactivity depends essentially on the chemical
      composition of the elements used in the manufacture . The components
      closest to the plasma - particularly the torus wall and the blanket
      structure - will be subject to the most intense neutron bombardment
      and if made , for example , from conventional stainless steel will
      become the major fraction ( over 90% ) of the radioactive inventory
      of the plant . Although the total radioactive inventory of a fusion
      reactor at the time of shut down using conventional stainless
      steels for the torus wall and other internal structures will be
 ---pagebreak---                                                                          7.
     almost comparable to that of a fission plant of similar power the
     biological    hazards    ( radiotoxlclty )   associated with     steel
     activation products are significantly lower ( about one hundred
     times lower) than those of fission products and actinides .
     Furthermore , the bulk of the activation products are trapped in the
     solid structural material of the reactor and cannot as such . be
     dispersed into the atmosphere .
     In making any safety and environmental assessments of           fusion
     reactors , it is necessary to consider potential hazards specific to
     fusion that could arise especially from the radioactive tritium and
     from the activated reactor structure . Studies have therefore been
     made on the environmental impact during normal operation , the
     radioactive waste generated during the life of the reactor , and the
     environmental impact due to the worst possible accidents . These are
     reported in depth in the accompanying reports together with the
     assessement of the economics of a fusion reactor . A summary of each
     of these aspects is given in the following sections .
4.   ENVIRONMENTAL IMPACT DURING NORMAL OPERATION
4.1  Routine Emissions
     The only gaseous part of the radioactive inventory of the
     currently-envisaged    fusion     reactor will be       the   tritium .
     Multiple-containment systems will be used with the steel-lined ,
     air-tight reactor building being the final barrier against the
     release of tritium into the environment . The largest internal loss
     of tritium during normal operation may occur via the coolant lines .
     This is because tritium can permeate into the cooling channels of
     the blanket . Operating experience gained from Canadian CANDU
     fission reactors , with comparable tritium concentrations in the
     coolant , indicates that , with existing technology , losses to the
     atmosphere can be kept to very low levels . On the basis of this
     experience , the total tritium released daily from a 1200 MW reactor
                                                       *
     is expected to be less than 1 / 100 g (3.7 TBq)     which would result
     in maximum dose to the most exposed individual of the public local
                                    &
     to the plant of about 10 Sv (1 mrem) per year . This is well
 Bq « Becquerel ; TBq ■ 1,000,000,000,000 Bq ;
 Sv - Sievert ; mSv - Milli-Sievert ;    Sv - Micro Sievert
 ---pagebreak---                                                                      8.
    below the limit Imposed by current regulations for fission reactors
    ( 50-300    Sv or 5-30 mrem per year )    and would , for this most
    exposed person , increase the dose burden above that due to average
    natural background radiation by about 1% - much less than the
    variations in background radiation from place to place .
    The most likely release of activation products during normal
    operation is from the leakage of corrosion products from the
    primary cooling circuits or from a loss of cooling water during
    maintenance . Based on fission reactor experience , at most this
    would amount to a relatively small amount per year and the
    consequences to any member of the public would be negligible .
4.2 Radioactive Wastes
    The principal radioactive components of a fusion reactor will be
    the torus wall and the blanket structure , both of which will have
    become activated by the fusion neutrons . If conventional steels are
    employed , it is likely that these components will be replaced about
    four times during the life of the reactor . Low level wastes will
    also arise from various processing systems around the reactor .
    Experimental facilities , such as JET , use conventional types of
    stainless steel for the construction of the torus ; these steels are
    not ideal materials for a fusion reactor . The fusion technology
    programme is therefore investigating new materials , in which the
    alloying elements that become radioactive with long half-lives are
    replaced by elements with only short-lived radioactivity . These
    materials could reduce the radioactive inventory of the structure
    by a factor between 10 and 100 , the decay rates would be faster and
    recycling of many of these selected materials could be considered
    after about 100 years . The storage problems for such wastes would
    not only be for much shorter duration than waste from fission
    reactors (where the long-lived actinides are inherent to the
    process ) but would also be much easier to handle . The fusion waste
    would be in solid form and , having a large surface area , active
    cooling would not be necessary and furthermore deep geological
    disposal would not be required .
 ---pagebreak---                                                                      9.
   In general * it is concluded that the radioactive wastes from the
   fusion process will be considerably easier to store and dispose of
   than the wastes from fission reactors .
5. ENV IRONMENTAL IMPACT DUE TO ACCIDENTS
   Studies are being made of accident scenarios resulting from major
   technical failures of the reactor or plant . If such a severe
   accident caused the reactor building to be breached (although this
   seems impossible ) then the radioactive release into the environment
   would be mainly tritium and some activated structural materials .
   No mechanism has been Identified that could mobilise more than a
   few grams of radioactive particles from the reactor structural
   materials .
   The maximum quantity of tritium contained inside several different
   buildings of the fusion plant is considered to be about 3 kg . No
   sequence of events leading to the release of all this tritium could
   be found and the most severe accident identified would lead to the
   release into the environment of not more than 200 g of tritium . If
   this 200 g of tritium in the most hazardous form (HTO) were
   released from the building roof ( rather than from a high chimney
   stack) under adverse weather conditions it would cause a maximum
   dose of 60-80 mSv (6 to 8 rems) at a distance of 1 km from the
   plant . In such an incident , the levels of radiation would not cause
   direct harm to any member of the public or lead to the evacuation
   of the public outside the power station boundary fence .
   It is concluded , therefore , that releases of tritium - the most
   hazardous material in a fusion reactor - and radioactive internal
   structural materials will cause no Immediate harm to an individual
   or cause disruption to the normal life of the community outside the
   power station boundary fence during normal operation , during
   maintenance operations or even following a major accident or plant
   failure .
6. SAFETY ASPECTS
   Fusion    reactors  will   be   complex  nuclear   installations
   nevertheless appear to have a number of intrinsic safety feat         /
 ---pagebreak---                                                                  10 .
The most Important safety aspect is that whatever fails or goes
wrong with a fusion reactor , it cannot in any circumstance lead to
an uncontrolled , self-started and self-sustained nuclear runaway .
Moreover , the amount of fuel in the reactor core at any given time
is only sufficient for a few tens of seconds of operation and the
interruption of the flow of fuel , or a variation in the magnetic
confinement system because of a failure of the plant , will lead to
the instantaneous quenching of the plasma and the fusion reaction
will cease .
In the event of the shut-down of the reactor , cooling systems must
continue to operate to cope with the afterheat in the torus wall
and the blanket structure . In a fusion reactor , the afterheat will
be relatively low ( up to 2% of the operating power depending on the
structural   materials  of   the  reactor ) . Even  in the  unlikely
situation of the total failure of all the cooling systems , the low
level of afterheat and the large volume and surface area of the
structures are such that melting of the structures would not occur
for several hours or even may be avoided altogether by appropriate
design .
Safety for any nuclear reactor is of the utmost importance . A
fusion reactor will have a number of specific safety features built
in . The tritium plant will be built with multiple-containment
systems and the bulk of the tritium will be stored in a solid
immobile form and in separate bunkers away from the reactor to
minimise leakage to the environment . The tritium reprocessing will ,
in general , be carried out on site as an integral part of the
plant . There may be some transportation of tritium in immobilised
form outside the plant to start up new reactors . The reactor
building itself will be designed such that under all conceivable
internal accident conditions the building would not be breached .
Virtually all the radioactive inventory of a fusion reactor is
non-volatile structural materials and there are prospects that
long-lived radioactive materials can be avoided . The biological
hazard potential of the radio-isotopes from fusion reactors is low .
Even in the worst conceivable accident scenario , there seems no
circumstance resulting in immediate harm to an individual beyond
the site boundary or the evacuation of the public .
 ---pagebreak---                                                                        11 .
   It Is concluded therefore that fusion reactors will provide a safe ,
   environmentally-acceptable future source of energy .
7. THE ECONOMIC PROSPECTS
   For fusion power to be established as a commercial source of
   energy , it is necessary for it to be economically competitive , to
   satisfy existing safety requirements and to be acceptable to the
   public . Just as it is not easy to predict the price of oil next
   year , to predict some fifty years ahead whether an as-yet unproven
   system will be competitive is difficult and uncertain , and by
   necessity , will be based on a number of assumptions . The emphasis
   of the current research programme has been directed to making the
   fusion process work in large-scale experimental apparatus . In
   parallel with these studies of the physics of plasma , several
   conceptual design studies of fusion reactors have been carried out
   to identify the general trends for future technological
   developments . The majority of these studies have concentrated on
   tokamak reactors (reflecting the emphasis of the fusion research
   programme) although some alternative systems have been included .
   These studies have produced preliminary estimates of both the
   construction cost of a fusion plant and the cost of generating
   electricity . As part of the NET study , for example , cost methods
   suitable for a   f irst-of-a-kind tokamak fusion reactor have been
   evolved . From these , it appears that if a prototype commercial
   reactor of 1200 MW electrical output ( sent out) were built solely
   based on the present knowledge of plasma physics and technology ,
   the generating cost of electricity would be 2-3 times that
   generated by today 's thermal fission and coal stations . This is , of
   course , taking a very pessimistic case for fusion and comparing it
   with a well-established reactor design . Series production is
   expected to reduce this gap significantly or even close it . It
   should be noted that the present generating cost of electricity
   from a fast breeder reactor ( also first of its kind ) is twice that
   from conventional thermal fission reactors . As the development of
   fusion power proceeds , it is reasonable to expect considerable
   Improvement and simplifications in both the technology and the
   physics of plasmas which will lead to a reduction in the generating
   costs . For example , the cost of the superconducting magnets
   required for a fusion reactor are very high due principally to the
   present very limited market for superconducting materials but their
 ---pagebreak---                                                                      12 .
cost is expected to drop as their applications increase . Also , the
costs of the blanket and cooling systems , and the reactor building
itself , are likely to fall in series production as operational
experience leads to simpler designs . A dramatic cost reduction
could also be made with improved plasma operations . If the beta
value - a measure of the efficiency of the magnetic field in
confining plasma - were increased by a factor of 3 from its
presently achieved values , then the generating cost of electricity
would be reduced by about 30% without taking account of increasing
power advantage so gained .
There are many examples where the economics of high technology
systems have been drastically improved from the f irst -of -a-kind
version . Therefore , the demonstration of scientific and technical
feasibility    must   be   followed   by   physics   and    engineering
improvements together with simplifications of the overall system to
arrive at an economically-competitive power plant .
In contrast to the extensive literature containing fusion reactor
design studies with detailed cost estimates , there have been
several   publications   which  argue   that  fusion   will   never   be
economic . The main criticisms are that fusion devices have a low
power density , a long payback time and are too complex . It can be
seen that the use of power-density -based comparisons is not
reasonable by examining fission reactors themselves where typical
                                                      -3
power densities are between 15 and 0.4 MW(th) /m , whereas the
construction and generation cost differences are within a factor of
two . The energy payback time is made by comparing the total energy
expended in all processes involved in the manufacture , construction
and operation of the plant compared with the total energy generated
during the working life of the reactor . For a fusion reactor , the
energy expended on the construction of the reactor is about twice
that for an equivalent fission plant , but when the energy of
manufacturing and processing of the fuel is taken into acount , then
the energy expended on fusion is significantly le s ® _tHan that for
the equivalent fission system . With regard to complexity , this
cannot yet be quantified , but by an analogy with aircraft , for
example , the increased complexity has not lead to a decrease in
reliability .
In summary , therefore , the information presented by the critics of
 ---pagebreak---                                                                    13 .
fusion Is often highly selective , and the conclusions are not
supported by the detailed studies . It is true that the low power
density of many present designs leads to high capital costs , but
the estimated cost of electricity from fusion power stations is not
much greater than forecast costs from existing or other alternative
energy sources .
Several studies have attempted to calculate the generating cost of
electricity from fusion in the mid twenty-first century and to
compare this with the expected cost of electricity generated by
coal , thermal fission , and solar photovoltaic cells . Despite fusion
power having a high capital cost , the overall generating cost of
electricity from a fusion power station is within the wide range of
costs expected from existing or other alternative energy sources .
Fusion can therefore not be dismissed purely on economic grounds .
Indeed , it is reasonable to expect that nuclear fusion will emerge
as one of the competing systems for the large-scale production of
electricity in the middle of the twenty-first century .
CONCLUSIONS
The two appended reports have evaluated the environmental , economic
and safety aspects of fusion in considerable detail . They show that
if the scientific feasibility can be demonstrated , then even
without significant development , fusion would provide a safe power
source with a very small environmental impact on the public during
normal operation or even following a major reactor accident . There
are also good prospects that the cost of fusion power , assuming
reasonable technical developments and some Improvements in the
confinement of high temperature plasma , will be within the range
expected from other large-scale energy sources in the middle of the
next century . In addition , there are other potentially beneficial
aspects of fusion power . These include the security of fuel
availability - deuterium and lithium are spread widely - and the
low price of fuel . As the tritium cycle is integral with the power
plant , the fuel supply will not depend on external reprocessing
systems . The handling and storage of the radioactive structure of a
fusion reactor will create no new problems but the possibility of
avoiding the need for long-term storage of radioactive waste by
 ---pagebreak---                                                                    14 .
developing suitable low activation materials is likely to be a
major advantage from a public acceptance viewpoint in many
countries . In addition , there would be no significant atmosphere
pollution from a fusion reactor , as is also the case with fission .
There is a range of possible long-term developments which would
result in an even more attractive reactor system . The reports
concentrated on the deuterium-tritium fusion system , but in the
longer term , other reactions involving deuterium alone , or
deuterium and helium-3 , could be considered . The benefit for such
reactions would be a considerably smaller radioactive inventory and
a very substantial simplification of the reactor , since the need
for breeding tritium would be eliminated . These reactions , however ,
require more sringent plasma conditions than those yet to be
established for the deuterium-tritium reaction .
The first concern must therefore be to build on the very good
progress   made  on  demonstrating  the  scientific  feasibility   of
deuterium-tritium fusion and to establish the foundation required
to enable the NET programme to proceed .     If NET and later DEMO
proceed satisfactorily and at the envisaged timescale , then a first
commercial fusion power station could be in operation towards the
middle of the next century . The high standard of living enjoyed by
industrialised countries owes much to the availability of cheap
energy for both domestic and industrial purposes . New sources of
energy will be needed as reserves of some fossil fuels are
diminished . The vast and well-distributed reserves of fuel and the
inherent safety of fusion reactors , together with the envisaged
environmental advantages and economic competitiveness make fusion a
desirable objective as a major source of safe energy for future
generations .
 ---pagebreak---                                                                           15
                        ENVIRONMENTAL IMPACT OF NUCLEAR FUSION
W  Gulden       The NET Team , Max-Planck Institut fur Plasmaphysik ,
                D-8046 Garching bei 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 , BP . No . 2 ,
                F - 91 190 Gif - sur -- Yvette, France
G. Kessler      Kernforschungszentrum Karlsruhe , INR , D-7500 Karlsruhe 1 , FRG .
                                            CONTENTS
                 •
                                                                 Page
   SUMMARY                                                        17
   INTRODUCTION                                                   21
   FEATURES OF A TYPICAL FUSION POWER PLANT                       22
   ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT                   29
   DEVELOPMENT POTENTIAL                                         46
   CONCLUSIONS                                                   47
    REFERENCES                                                   48
    GLOSSARY                                                      50
 ---pagebreak---                                                                                  16 .
ACKNOWLKDGEMKNTG
       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   Inherent safety features
         A fusion power plant can be designed for inherent safety such that
effects of all credible accidental circumstances on the environment will be
kept small by generic safety features : neither the externally supplied fuels
( deuterium and lithium ) nor the ultimate fusion reaction products ( helium ) are
radioactive or toxic , there is a small fuel inventory in the plasma , an
uncontrolled , self-started and self sustained nuclear runaway is impossible ,
the power density in the first wall and blanket structure is relatively low ,
afterheat at shutdown is moderate ,      the bulk of radioactive material is non¬
volatile structural material ,      and   the radio - isotopes have low biological
hazard potential .
0.2   Basis for assessment of environmental Impact
       Based on plausible extrapolation from todays physics and technology to
reactor level ,    a FCTR ( First Commercial-sized Tokamak Reactor ) was defined .
This   FCTR  ( 1200  MWe )   is used   as   a basis    for  the assessment  of  the
environmental impact of Tokamak reactors .
0.3   Environmental impact during normal operation
       The levels of radioactive effluents in normal operation will match the
regulations in Europe and elsewhere and hence these effluents will not be a
hazard to the public .     It is worth noting that the technical potential exists
for further reducing the emission to virtually insignificant levels .
Release of radioactivity during nor mal ope ration
         The principal sources of airborne radioactive effluents will be the
release of tritium from buildings , the corroded activation products that leak
through coolant loops ( forming aerosols ), the activation of the cover gas or
air inside the reactor building and gases released in auxiliary buildings
during radioactive waste management operations . Assuming adequate containment
measures , the annual atmospheric releases from normal operation and
maintenance procedures could be limited to about 2 g (= 7^0 TBq = 20000 Ci ) of
tritium and 18.5 GBq ( 0.5 Ci ) of activation products .
 ---pagebreak---                                                                                18 .
          Aquatic radioactive releases will be mainly due to losses during
maintenance of water cooling systems and from processing of operational waste .
Annual effluents consist of about 0.15 g (= 55.5 TBq = 1500 Ci ) of tritium and
185 GBq (5 Ci ) of activation products .
       The release values given have been obtained with moderate extrapolation
of present technological capabilities and can be considered as reasonably
conservative .
Radiation doses due to the release o f radioactivity during normal operation
      The above described radioactive release of tritium amounts to a total of
a few TBq/d ( about 800 TBq / a ) from the fusion plant .  This release will result
in a maximum dose of the order of 0.015 mSv / a ( 1.5 mrem / a ) to the most exposed
individual of the public ( stationed permanently downwind at the boundary of
the plant , eating food and drinking water gained at this place ). This is well
below the limit imposed by regulations ( 0.05 to 0.3 mSv/ a = 5 to 30 mrem/ a )
and is about 1$ of the average dose burden by natural background irradiation .
Environmental impact of non-radloactive effluent s
        Fusion plants do not emit CO^, nitrous oxide , or any other biotoxic
chemicals .   The generation of waste heat is the same as in any other type of
steam raising plant .
0.4  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 djje to     lease of radioactivity under accidental cond itions
        The hypothetical release of 200 g tritium in the most hazardous form of
HTO from the building roof , although building breaching appears not to be
possible , would cause a maximum dose of 0.06 to 0.08 Sv (6 to 8 rem ) at 1 km
distance , under worst weather conditions and dry deposition .       These values are
within the limit of 0.05 to 0.15 Sv (5 to 15 rem )         accepted by the licensing
authorities for abnormal events of low probability .
0.5    Waste
           The    radioactive   waste generated   by  fusion  power   plants will    be
quantitatively comparable to fission reactors , but qualitatively it will be
much less of a potential hazard .
       It is likely that the high level waste from FCTR , mainly first wall ( AISI
316 ) disposals , can be handled like spent fission fuel elements . The amount
of   first   wall   waste is  of  the  same order  but  the  hazards  are  much   lower
compared to spent fission fuel .          Structural materials from spent breeder
blanket segments will have a high volume for disposal if the segments are
replaced frequently ,     but there   is a good potential for material re-use or
easier management when alternative structural materials have been developed .
      The quantity and disposal strategy of low level waste generated annually
from normal operation of FCTR are comparable to that of fission reactors ,
providing that care is bestowed on detritiation and tritium immobilisation .
0.6   Low activation materials
        The presently used austenitic and martensitic steels do not meet fusion
wastes long term requirements .         Low activation materials under development
could avoid the needs of long term isolation and deep geological disposal .
Even recycling and re-use might be possible after some decades .
0.7   Direct radiation , magnetic fields , radiofrequency radiation
         No difficulties are expected in conforming to existing guidelines for
long term exposure to magnetic fields , radiofrequency radiation and direct
radiation ( e.g . by neutrons ).
 ---pagebreak---                                                                            20 .
0.8  Impact o n the public , short and l ong t erm aspects
          All environmental aspects of fusion are presently good ;      the main
advantages to be emphasized are the low risks induced by severe accidents and
the non existence of important long term (> 100 a ) potential hazards .
0.9  Development potent ial
       The good situation for fusion can even be improved by developing the
potentials for further limiting the wastes and the tritium inventory .
 ---pagebreak---                                                                               21
1 .   INTRODUCTION
         The final goal of developing fusion power plants is the production of
electric energy in a safe and economic manner and with little short and long
term impact on the environment .
        Present designs which can only be based on todays physics and technology
have to be considered as a first step only . This holds for both the type of
reactor and the materials used .       However , even based on todays technology ,
fusion power plant designs indicate          compared to e.g. coal , oil , fission
power plants - advantages with respect to environmental impacts
     Once    the  ignition  conditions  are  reached ,   the   fuel is  continuously
     introduced    in  the plasma  chamber  at   the   rate  needed  to sustain the
     reaction .   When the fuel flow is interrrupted , the reaction stops .
     An uncontrolled , self started and self-sustained nuclear power runaway is
     impossible as a change of operating conditions will lead to instability of
    'the plasma and subsequently end the burn process .
     The fuel - content in the plasma is small ( about 1 gram ).
     In general all operations on fuel cycle are within the plant itself .
     No emission of C02 , S02 or N0x »
     Development potentials still exist for fusion in the near future , e.g. by
     the use of low activation materials .
         The material presented in the following chapters pertains to tokamak
reactors based on todays technology .        It mainly emerged from the European
Fusion Programme whose focus is the design and construction of NET ( Next
European Torus ). This fusion device will be an experimental reactor with a
thermal power of about 600 MW and has to provide the major part of the
knowledge necessary for designing a demonstration reactor ( DEMO ).
       A " First Commercial-sized Tokamak Reactor " ( FCTR ) has been defined as the
basis for the results and comparisons contained in the following chapters .
This has been done by using plausible extrapolations from todays conceptual
designs to the reactor level ( about 1200 MWg ).
 ---pagebreak---                                                                                      22 .
2•  FI-:A TURKS OF A TYPICAL FUS ION POW ER I ' LANT
2.1   Definition of a tokamak power plant
        Extrapolation from present conceptual experimental tokamak devices such
as  INTOR     /1 / and NET   /2/   to  fusion power       plants can be performed with
different degrees of conservatism .         Table 1 displays some typical parameters .
       The INTOR and NET parameters reflect a prudent interpretation of present
day physics and technology .       FCTR / 3 / ( First Commercial-sized Tokamak Reactor )
is  a    reasonable   extrapolation    of    todays   conceptual   design parameters   to
reactor level .     STARFIRE / 4 / - a US conceptual reactor design - contains many
advanced assumptions and design characteristics .
TABLE 1 : Typical fusion device parameters
                                           INTOR       NET-DN     FCTR     STARFIRE
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 1963 , declining to 120-170 kg in 1980
/6/ .
Tritium systems inventories
         The evaluation of the tritium inventory in fusion reactors is strongly
dependent on design choices and on details of reactor systems design .     Lack of
information on tritium behaviour in materials is an additional source of
uncertainty .    The main uncertainty arises from design alternatives in plasma
feed   and   exhaust ,  isotopic   separation ,  breeding blanket , fuel  storage .
 ---pagebreak---                                                                                 25
However progress has been achieved in recent years during the definition of
experimental reactors like NET and INTOR , and the tritium inventory figures
have tended to decrease . It can also be stated that the design data of the
tritium cycle in an experimental reactor can be transferred to Tokamak power
reactors .    In fact , since fusion physics does not allow small dimensions and
zero power in a representative experimental device , there will be no
significant uprating in design data from experimental to power reactors . The
present data applicable to FCTR are about 3 kg .
Mobil izable tritium inventories
       The definition of mobilizable inventory is somewhat arbitrary without a
thorough accident analysis .       It can be stated ,      however ,  that tritium in
process systems such as plasma chamber evacuation , plasma exhaust impurity
processing , solid breeder tritium recovery , plasma fuel delivery , coolant
loops , has higher probabilites of releases to the environment than tritium
perdieated in structural materials or stored in stable form .
       Tritium mobilizable inventories quoted for INTOR / 8 / are 500 - 1600 g ,
with   maximum    localized  inventories   of  150    -  900   g,  the   higher   values
pertaining to solid ,     the lower values to liquid breeder options .            Design
guidelines proposed for NET / 9 / would seek to maintain localised tritium
inventories    which   could  be released   under   accidental    conditions   into  the
surrounding     containment  to  below   150  g.   It   is   expected   that  the   main
mobilizable inventories of FCTR will be not much larger than those of NET ; a
careful    estimate   for  FCTR  leads  to   a value    of   about ~200g .    Operating
experience with an engineering test reactor will permit the tritium handling
of FCTR to be optimized with respect to mobilizable inventories ( if this turns
out to be an important design objective ).
2.4.2   Neutron Induced radioactivity
General remarks
       In fusion reactors neutrons formed in the fusion process will activate
the surrounding structures . The plasma facing components such as the first
wall will be subjected to extreme conditions of the fusion environment .              At
the same time , they will build up the major fraction of the neutron induced
radioactivity in the plant .
 ---pagebreak---                                                                              26 .
           It is very likely that the austenitic stainless steel AISI 316 or a
comparably well established martensitic steel will have to be the selected
material for experimental reactors such as NET .       These steels , however , being
optimized to meet requirements for use in fission power plants are not an
optimal choice for fusion ( due to their relatively high activation
potentials ). To meet fusion requirements further developments could lead to
the use of austenitic and martensitic steels with constituents chosen in order
to have improved strength and a lower level' of induced activation .           In the
long term the use of low activation alloys can be seen as an important R+D
( research and development ) objective .
Activation inventories
       The total radioactive inventory of FCTR at shut-down , with the parameters
indicated in Table 1 , and AISI 316 as structural material can be evaluated to
be 333.000,000 TBq (9 GCi ) of activated products after about 5 years of full
                               2
power operation ( 10 MWa/ m ) / 7 /.        About ^ 3% 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
                           Q         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 o(‘ AMCH-33 .
- V15Cr5Ti : The radioactive inventory will be about one order of magnitude
    lower compared to AMCR-33 and also the radioactive decay rate will be
   faster ( see Fig . 3 ).
2.5    Indices of radiological hazards
        Various indices of radiological hazards exist to quantify the danger to
the    public    posed   by  unanticipated    releases  of  radionuclides   into  the
environment .
2.5.1     Activity
       The most widely available but also the least informative measure for the
hazard is the activity defined in Becquerels (= desintegrations per second ) or
in Curies . Using this measure , a fusion plant employing steel ( AISI 316 ) as
structural material will be comparable to a fission plant of similar power
because the radioactive inventory is about the same . The use of vanadium
alloys ( e.g. V15Cr5Ti ) reduces the activity by about one order of magnitude .
2.5.2     Biological hazard potential
         The potential biological consequences of steel activation products is
considerably lower than that of fission products and actinides .          To quantify
this effect , a more meaningful index , the biological hazard potential ( BHP ) is
used .     It  takes   into  account    the differences  in such  hazard-determining
properties as half-life , decay mode and energy , radioactive progeny of the
radionuclides , and lifetime in the body tissues .
       The BHP is defined as the activity ( A ) divided by the maximum permissible
concentration ( MPC ) of a radionuclide , summed for all radionuclides present :
                    BHP = I (AJ/MPC . )
( The MPC is the concentration of a radionuclide in air or water that would
produce the maximum permissible dose if a person were breathing continuously
the contaminated air or drinking the contaminated water-).
 ---pagebreak---                                                                      28 .
       Using the such defined BHP for comparison , results in hazards about 2
orders of magnitute smaller in the fusion case ( AISI 316 ), than in fission .
This  difference  increases  with decay time and   the scenario  is even more
favourable to fusion if vanadium alloys or other low activation materials are
used as structural materials .
 ---pagebreak---                                                                          29
3.    ENVIRONMENTAL IMPACT OF A FUSION POWER PLANT
3.1 Radioactive releases
3.1.1 General remarks
        In the following sections the potential environmental impact of FCTR is
outlined , for both normal operation and accidental situations . The background
information on which this report is based is given in references / 7 / and / 10 /
to / 1 3/ and the literature quoted therein . It represents the state of present
day knowledge . As FCTR is still in the preconceptual stage this assessment
can only be very general .
         Tritium is the most volatile part of the radioactive inventory .      To
minimise its release to the environment , a multiple-containment concept is
used .    The inner primary containment consists of the tritium containing
equipment . This all-metal equipment is installed in a secondary containment
( e.g. glove boxes , jacketed tubing ) which is as small as possible in volume to
allow    continuous   extraction  of   tritium  from   the  enclosed  containment
atmosphere .   The tertiary containment acting as a last barrier against tritium
release into the environment constitutes the reactor building ( with steel
liner inside ), the tritium facility building or other air-tight buildings , see
fig.1 . The atmosphere of these buildings may also have to be detritiated by
an emergency clean-up system in abnormal and accident situations .
        The availability and performance of atmospheric clean-up systems are of
vital importance for the effectiveness of both secondary and tertiary
containments . In addition , the reactor building is slightly underpressurized
to prevent outward leakage from the containments .
3.1.2 Radioactive releases during normal operation and maintenance
       Most routine releases of radioactive products will originate from liquid
waste processing systems and from ventilation systems of various buildings
where radioactivity may become airborne . The liquid and gaseous effluents
( consisting of tritium and . gaseous corrosion products ) are continuously
monitored and are released into the environment under controlled conditions .
 ---pagebreak---                                                                                       concrète containment
      Îy >-conrèteconaiment
     heat exchanger                                                       /              iii
                                                                                      steel
                                                                         //-          Steel linerliner
                                                                           //-        cryostat
     primary coolant                                             /      y/ A-
                                                                        /   /z-       vacuum
                                                                                      vacuum vessel
                                                                                      vacuüm         vessel
                                                                                                     vessel
     loop                                                                ///- breeding
                                                                   ./ ///-            breeding blanket
                                                                                      breeding        blanket
                                                                                                      blanket
     secondary
     coolant
                                                                 ' ////- first                 wa'
                                                                                               walll
                                                                                      first wall
     loop                                                         ////7- plasma
                                                                  /////-             Plasma
                                                                                     P'asma
                                                                 fuelling
                                                                 fuelling   h- V^/
        –                m 7            s' C/// –7-KN, y ^ .                    M'/ tritium
                                                                                       tritium           m  / . . , k
         _US
         _                            \ />ZZ\        /Vtt–
                                                     /x-KVl–*-       -m                recovery
                                                                                       recover y HH
                                                                                       recovery          r ^–– - ~'T-|k
                           Z4 7^~-Ur\\
                                  -r f//\\           77\
                                                     fl AN                      TA/ l from
                                                                                       l r?.rlL^!aaKi!
                                                                                       from      blanket \A/ r-=r7=r–^
                                                                                                 blanke       _               JV
                            4                                                 \ W;\7777M\V*m*FWV.              reprocessinç
                            // 1- 7\ V_y/)) IV\ W/J
                         7H_LU
                             4 -IX\                  \\.J
                                                                              M^ZZZZZZZZZZH purification
                                                                                Hn===n V isotope               Eïï
                                                                                                               purification ,.!^
                                                                                                               üotop.. ilI , k
                             V/         VM7
                                        V^/-yy                                    ; fcZ]
                                                                                  /    tritium
                                                                                  / ILstoraae -'I > ü=±
                                                                                                            /  sep
                                                                                                               séparation
                                                                                                                                Ï
                              k//     1- , .                    1                 7/ 777/7^
                                                                                77777X7777//                                    k
                         /Z/                             H
                                                         [_
                                                            |  vacuum _ z
                                                               vacuum
                                                                          -i Lz^ _
                                                                          -i Lz _^_i_ z _*_
                                                                                    _„_
                                                                                                i_ ^_ z
                                                                                                           z/ –-–
                                                                                                              _1
                                                                                                              _
                                                                                                                               //
        _ A_                    ^_nip^p-
                                /                             Ipump
                                                               pump
                                                                          i I   ri_U/ _
                                                                                7 /                        Z
                                                                                                                                z
        turbine building            reactor building                                                system building
                                                                                       tritium System
                                                                                                                                  OJ
                                                                                                                                  O
Fig . 1 : Schematic view of the multiple containment concept of a fusion power plant
 ---pagebreak---                                                                                         31 .
Tritium
           The major sources of tritium release during normal operation and
maintenance are :
   - leakage and permeation from the plasma chamber and fuel handling system ;
   - leakage from first wall and blanket coolant lines , leakage from steam
     generators ;
   - leakage and permeation from tritium processing system .
      To quantify tritium releases it is common to use both mass units ( g ) and
activity units ( Bq or Ci ), the correlation being the specific activity of
about 370 TBq / g or 10000 Ci / g .
        All critical tritium-containing components are located in the tritium
facility building or the reactor building .           Estimates of the atmospheric and
aquatic releases of tritium from the FCTR are given in tables 2 and 3 , taken
from / 7 /.
TABLE 2 - Annual atmospheric emissions of a fusion reactor ( FCTR )
                           Operation            Maintenance             Totals
                          TBq          ( Ci )     TBq     ( Ci )
Tritium
Coolant system            185       ( 5000 )     56      ( 1500 )      about
Torus                       0.4         ( 10 )  185      ( 5000 )      450 TBq ( 12000 Ci ) as HT0
Diagnostics                                      37      ( 1000 )    + 330 TBq ( 9000 Ci ) as HT
Process system              4         ( 100 )
(+ waste preparation )                          117      ( 3000 )  = 780 TBq ( 21000 Ci )
Tritium recovery           11         ( 300 )
Reactor hall                                     185      ( 5000 )
                          200          ( 5410 )  580    ( 15500 )
Activation products*^                                                   18 GBq ( 0.5 Ci )
Cover gas                negligible ( with hold-up tank )
+) Data for AISI 316
 ---pagebreak---                                                                                    32 .
TABLE 3 - Annual aquatic emissions of a fusion reactor ( FCTR )
                                    Operation and Maintenance
                                      TBq            ( Ci )
Tritium+)                            55.5          ( 1500 )
Activation products**^                0.185             (5)
                                  ■
      Mainly due to losses during maintenance of coolant systems ,
      but also including streams from waste processing .
++ ^ Assuming resuspension of corrosion products in the coolant .
        The largest internal loss of tritium during normal operation is expected
to occur from the water coolant lines .         It originates from tritium permeation
into the primary coolant system ( few g/ d ) and by permeation and leakage
through the heat exchangers into the secondary coolant circuit .
          The operating experience of existing CANDU HWR ( heavy water reactor )
plants with comparable tritium concentrations in the coolant including
improved tritium containment measures , provides a good basis for the estimate
of tritium leakage from the coolant circuit of FCTR . Tritium concentration
in the coolant can be maintained at a very low level of order of 37 GBq/ 1 (1
Ci / 1 ) by- employing permeation barriers and present technology of detritiation
systems .       Taking into account present developments for CANDU reactors ,
unrecovered water leakage from the primary coolant into the reactor hall are
expected to be less than 10 1 / d ,             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 HTO and H0%
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 M GBq/nr ( 0.03 to 0.11 Ci /m ).
          Approximately 18.5 GBq/a ( 0.5 Ci /a ) of activated products will be
released from the coolant circuit at a leak rate of 10 1 / d .          The main
 ---pagebreak---                                                                             ЗА .
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 C09 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 / 7 /. Those figures are also applicable to a
power  reactor   like  FCTR since a significant     increase  in the mobilizable
inventory is not expected .   They allow the evaluation of the possible tritium
release to the environment and their dose rate to the public .
      In the most severe cases ( rupture of coolant pipes , failure of part of
the tritium processing system , failure of cryopump ) up to 200 g of tritium
can be released into the reactor building .       Tritium may also be lost from
rupture of components inside the tritium recovery and isotopic separation
system ( order of 100 g ), but this loss is within the secondary containment .
Taking into account tritium removal by the detritiating system of the
secondary containment a subsequent tritium release of 0.1 g/ h into the
process hall might be expected .
      Quick detection and effective performance of the emergency atmospheric
clean-up system in the reactor building or process building should be capable
of reducing the personal exposure and the release outside the building to
about 100 GBq/ d (a few Ci / d ).     However , for the worst case analysis of
environmental impact no retention mechanism will be accounted for .         As a
reference case for this report a maximum accidental release of 200 g tritium
 ---pagebreak---                                                                               36 .
to  the   environment   was  defined . This  source  term  is the basis for the
determination of the radiation exposures of individuals in the surrounding of
the plant .
Potential release of activation products
       The accidental release of activation products is the most difficult to
assess .    The most mobilizable parts of the plant 's radioactive inventory are
the  fluids    e.g.  the  primary coolant system .    The radioactive structural
material for which melting and vaporization is required for mobilization and
release to the environment has the lowest level of mobilizability .     There is
even hope that , due to inherently safe design , melting of structural material
may be effectively excluded .
      The following most relevant potential mechanisms to mobilize activation
products have been identified :
   - plasma disturbances ;
   - coolant system failures ;
   - magnet failure ;
   - cryogénie depressur ization ;
   - hydrogen explosion ;
   - fire ;
   - auxiliary system failure and external hazards .
       The most probable release of activation products in case of accidents
are those related to structural heat-up of first wall and blanket , namely
plasma disruptions and blanket coolant failures .
        The most pessimistic assumption resulting from a plasma disruption is
the release of some grams of ablated first wall material through a broken
vacuum vessel into the reactor hall .      However , most of the eroded material
from the first wall may be redeposited inside the plasma chamber or
elsewhere .
         The main concern in a cooling failure is related to the decay heat
following shut down of the reactor . It has to be expected that in case the
cooling failure is not detected , the plasma burn will automatically be
terminated due to the       ingress of volatilized material subsequent to the
 ---pagebreak---                                                                               37
temperature rise of the first wall . Depending on the design of the blanket
and cooling system different scenarios of coolant system accidents can
follow .     In the most pessimistic case of cooling loss the afterheat
production causes melting and degradation of the structure and consequently
release of activation products only after some hours .          This would appear
sufficient time for intervention .       Moreover , with passive cooling design
solutions and proper material selection , melting of the structure appears to
be inherently avoidable .
        Coolant tube breaks would lead to the release of radioactive corrosion
products ( and tritium ) present in the coolant , and possibly to the generation
of mobile material     subsequent   to  the  temperature  rise or break of the
structure or by chemical reactions .
       The only important accident initiators which could lead to damage of the
magnet and /or other reactor components are arcing across current leads or the
rupture of a single conductor .    Simultaneous rupture of a complete winding at
two different locations has been postulated for the severest event .            The
probability of this event however is extremely low because the prerequisite
leading to such an accident is scarcely imaginable from the physics point of
view .   If such a hypothetical accident is assumed , the broken section could
be accelerated leading to some damage on reactor components such as coolant
lines or tritium processing lines .       The building containment however will
withstand this hypothetical accident as it is designed to withstand even
worse    events   like  airplane   crashes   and   explosions .     Therefore   the
consequences of arcing would be     mainly in terms of economics due to reactor
downtime and costly repair .
       The same holds for an accidental release of He being used as coolant for
the superconducting magnets .    First calculations indicate that the building
containment can be designed to withstand the pressure loads resulting from
evaporation of the total He inventory .
       It is difficult to exclude , as in all complex systems , a fire accident .
However , care is already being taken to choose materials , wherever possible ,
so that this event will be minimized .       This is the case for the breeders
where materials such as liquid LiPb and Li-ceramics are now preferred to
lithium metal because of their low chemical reactivity with air and water .
 ---pagebreak---                                                                                 38 .
       In case of external events ( earthquakes , missiles , aircraft , sabotage )
the tritium which may be involved will at most be that which is contained in
one of the tertiary containments ,        i.e.   the reactor building or the tritium
process building ( containing about 100 g of tritium divided between separate
isolated    rooms ).      It  is a likely assumption that      in case of accidental
release    of   activated      material  in  the    reactor building   deposition    and
adsorption effects will strongly reduce the emissions to the environment .
3.2   Radiological effects to the environment
       The dose to an individual ( measured in rem or Sv = Sievert ) at defined
distance from the plant , obtained during a defined time of exposure is the
most meaningful hazard         index .  However ,  to perform dose calculations many
assumptions must be made , leading to greatly varying results .
3.2.1   Dose criteria for normal operation and abnormal events
       Dose criteria are given in the CEC directive 80 / 836 which is in close
agreement with ICRP recommendations / 1 6 / .          The basic recommended maximum
allowable annual dose limits for whole body radiation are :
- 50 mSv / a (5 rem / a )    for the most exposed working group , and
    5 mSv/ a ( 0.5 rem / a ) for the Most Exposed Individual ( MEI ) of the public .
   These limits are intended for conditions where the source of radiation is
   subject to control and therefore do not apply to doses from accidental
   releases .
Exposure limits used as design guidelines follow the As Low As Reasonably
Achievable ( ALARA ) principle and are more restrictive . The following values
are frequently used :
- for normal operation 1 to 2 mSv/ a ( 0.1 to 0.2 rem/ a ) as average dose and 5
   to 10 mSv / a ( 0.5 to 1 rem / a ) as maximum dose for the most exposed working
   group ; 0.1 mSv/ a ( 10 mrem/ a ) as average ( with range of 0.05 to 0.3 mSv/ a (5
   to 30 mrem )) for the MEI
 ---pagebreak---                                                                            39
       10     - - –– - - - -
 T
  O ,
       10'2 - – ■■■■■' --
  c.
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       10 3 - –                       -
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   in
   t/)
    E
    0}      7                                ( f) ( sing
                                             (0     singlee large acciden
    CL
        10 -                                                      |-
  *5                          X
    o
  l–
        10'8 ----
              10'5   10 *4      10'3 10'2   10'1         1        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 ( HTO ) 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 , 18.5 GBq
( 0.5 Ci ) of activation products ( namely Fe , Mn , Co ) and negligible quantities
of C14 and Ar4l . This discharge is expected to be through a 100 m stack to
achieve k high degree of dilution in the atmosphere . The routine aqueous
emission of radioactive products of 55.5 TBq/a ( 1500 Ci /a ) as HTO , and
0.185 TBq/a (5 Ci / a ) as activation products occurs via the cooling tower
blowdown flow and to an offsite river with a high degree of dilution .
       External doses to exposed individuals result from gamma radiation from
plumes , exposure to contaminated ground surfaces , immersion in contaminated
air   and   submersion   in  contaminated  water .      Internal    doses   result    from
 ---pagebreak---                                                                                  41
inhalation of air , ingestion of contaminated food and water .            It is assumed
in the dose calculations that individuals are exposed 100 ? of the time to the
contaminated air and ground surface , and that all food consumed is from the
locality . Maximum conservative annual doses calculated for the MEI living at
about 1 km from the stack , is about 0.015 mSv/ a ( 1.5 mrem / a ). ( 0.0065 mSv/ a
( 0.65 mrem/a ) from atmospheric HTO , 0.004 mSv/a ( 0.4 mrem/a ) from atmospheric
activation products , and 0.004 mSv/ a ( 0.4 mrem/a ) from aqueous release ).
This is about ‘\% 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/krn ) is
calculated to be about 0.3 man Sv/a ( 30 man rem/a ) , about equally from HTO
and activation products .     The average whole body dose for the general local
                   -4
public is then 10     mSv/ a ( 0.01 mrem/ a ).
       For a fusion powered world economy with 2000 fusion reactors all over
the world , each routinely releasing the above activity of tritium , the global
                                          -3
average dose to man would be below 10          mSv/ a ( 0.1 mrem/ a ).
3.2.3   Radiation doses from accidental releases
Tritium
       The possible accidental releases from a FCTR to the surroundings are
still uncertain but are hypothesized with moderate conservative assumptions .
As the reference source term for a hypothetical accident a release of 200 g
tritium as HTO in a 30 min discharge from a stack of 100 m is assumed . The
dose pathways are skin absorption and inhalation .                 The outcome is much
dependent on wind velocity distribution and distinction between dry and wet
deposition ( rain reduces the skin and inhalation dose rate ).                For worst
weather conditions ( Pasquill type B ) the maximum dose as calculated for MEI
is 2.4 mSv ( 0.24 rem ), at 700 m from the stack . For other weather conditions
the maximum dose will be 0.5 to 0.7 mSv ( 0.05 to 0.07 rem ) at distances of 5
to 15 km .
       A hypothetical release of 200 g tritium as HTO from the building roof
( release height 20 m ) would cause ( at 1 km distance , under worst weather
 ---pagebreak---                                                                          42 .
conditions and dry deposition ), a maximum dose of 60 to 80 mSv (6 to 8 rem ),
which would not disrupt society in the immediate surrounding .      These values
are within the     limits of 50 to 150 mSv       (5 to 15 rem ) accepted by the
licensing authorities for abnormal events of low probability .
       Similar results were recently obtained from worst-case analyses for the
US conceptual design MARS ( Mirror Advanced Reactor Study ) / 1 9 / .   Assuming
ground level release of 50 g tritium ( HTO ), which is defined to be the total
vulnerable inventory in MARS , results in a maximum off-site dose of less than
0.04 Sv (4 rem ).      Even if an additional 200 g of HTO were released , the
maximum off-site dose would still be less than 0.25 Sv ( 25 rem ), the present
NRC limit for emergency releases .
          The above mentioned values assuming worst case conditions could be
compared with measured and evaluated doses of a real accidental release of
about 50 g of tritium gas from a Savannah River Plant exhaust stack ( 60 m ) to
the atmosphere over a period of about four minutes / 20 /. Measurements of
tritium offplant indicated that less than 1% of the tritium was in oxide
form , and the remaining 99 % in the much less radiotoxic gaseous form .       A
maximum potential dose to a person ( from inhalation and skin absorption ) at
the puff centerline on the plant boundary was calculated to be 0.0014 mSv
( 0.14 mrem ), less than 1$ of the annual dose received from natural
radioactivity .
Activated structural material
          The evaluation of the quantity of accidentally " mobilised " erosion
products leads to a few cubic centimeters of activated first wall material
which may be released to the environment . The corresponding dose rate , even
in the case of the less suitable material AISI 316 . will be much less than
the dose rate due to the release of 200g tritium which may occur in the same
sequence of accident events .
3.3 -   Waste
        Two categories of radioactive waste will be produced in a fusion power
plant :
     low and medium level waste arising from the processing systems ( i.e. fuel
    cycle and   coolant   purification systems )   and from decontamination and
    maintenance operations ;
 ---pagebreak---                                                                                         43 .
                                                         3                   3
 - high     level  waste    ( more    than   3-Y  THq /m     =  100     Ci /m )   derived    from
    disassembly    and   periodic     replacement      of    parts    of   the   inner  nuclear
    structure ( mainly first wall and blanket segments ).
          The wet and dry low and medium level wastes ( containing tritium and
activation products ) are of the same nature and have a somewhat higher volume
( 900m^ with an activity of 44.4 TBq = 1200 Ci ) than the waste streams from a
fission      power  plant ,    but   the   contaminants    have    shorter      half-lives    and
therefore become inactive much sooner .              The waste management and disposal
strategies as developed for fission reactor plants may be applied , providing
that     sufficient    tritium     recovery /removal     and   tritium      immobilization     is
applied to these wastes .           After waste treatment and packaging near-surface
burial is permitted .
         Handling and treatment of dismantled blanket segments may involve more
complex procedures because of their volume , weight and activation level .                     If
AISI-316 is used as structural material , in the short term the management is
comparable with that for - spent fuel elements of a LWR ( light water reactor ).
After an initial cool down period tritium ., breeder material and some other
valuable elements with          low specific activity may be separated for later
reprocessing and re-use .           The remaining highly active structures will be
compacted , fragmented , detritiated and conditioned for intermediate storage
/ 21 / .    After  the    decay heat becomes negligible             ( and depending on the
composition of the materials            involved it takes from a few years to many
decades ) the waste can be classified , recovered for recycling or transported
to final repository .
          Assuming AISI-316 as structural material ( large experience exists on
this material due to its use in fission reactor plants ) the first wall and
parts of the blanket structural wastes will need a deep geological deposit .
AISI-316 however is not well suited for fusion uses .                    Therefore for fusion
power plants other structural materials will be developed .                      As an example
fig . 3 shows the neutron induced activity for these advanced materials , as
compared to AISI-316 , as a function of time . According to present rules for
waste disposal , the AMCR type of steels ( austenite , without Co and Mo ,
reduced Ni content ) could be deposited at the surface ( Surface Land Burial )
after a time of 30 to 100 years .                For V-Cr refractory materials ( e.g.
V15Cr5Ti ) the picture is even more optimistic .              In these cases , however , the
question of impurities arises ,            which could make a significant contribution -
to long-term activity .
 ---pagebreak---                       n  1-1 -4- T!      n   I    l   I s 1   A    I  A i   A   I  A
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                                      V15Cr5Ti          -V                           I
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        10 1-h-T-H-\-, IL ., i’                             , * , V , V. -r -3t-J
                 10 1     10 3      10 5       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 .
4.   DEVELOPMENT POTENTIAL
        Work is under way to further reduce the already small environmental
impact    of  fusion   as   derived    from  todays     technologies .    Considerable
development potentials exist in the following areas :
- limitation of waste quantities by improving life time of first wall and
   blanket components ,
- reduction of activation by choice of modified steels containing less nickel
   and molybdenum ,
- reduction    of   activation    by  choice   of   new   structural   materials      ( low
   activation materials ),
- decrease of     tritium   inventory   in  the   plant   by appropriate choices of
   materials and processes ,
- reprocessing of blanket materials .
       In the long term other fusion reactions than D-T like D-D or D-He3 are
much   more  attractive   from   the  radioactivity    hazard   point  of view .        The
reactor would also be substantially simplified because there would be no need
for a breeding blanket .     Even if the feasibility of these cycles is far from
being proved , these features represent a stimulating challenge for the long
term issue of fusion .
 ---pagebreak---                                                                            47 .
5.   CONCLUSIONS
        Fusion as an energy source is based on nuclear reactions and therefore
the main hazard to the public is due to the presence of radioactivity .         The
sources of radioactivity are tritium and the neutron- induced transmutations
of the plasma surrounding structure .
       Magnetic fusion reactors appear to have very important intrinsic safety
features , such as :
- the     impossibility   of  an  uncontrolled ,   self-started and  self-sustained
   nuclear power runaway ,
- the absence of long-lived volatile radioactive materials ,
- the relatively low power density in the first wall and blanket structure
   during operation ,
- the moderate afterheat at shutdown ,
- the closing of the tritium cycle on reactor site .
        The levels of radioactive effluents in normal operation will match the
regulations in Europe and elsewhere and hence these effluents will not be a
hazard to the public .     It is worth noting that the technical potential exists
for further reducing the emission to virtually insignificant levels .           The
radioactive     waste   generated  by   fusion   reactors   will be  quantitatively
comparable to fission reactors , but qualitatively it will be much less of a
potential hazard .
         The analysis of volatile inventories released after major technical
failures leads to the conclusion that the radioactive effluents ( mainly
tritium ) in such cases would have a very low impact on the lives and the
health of the surrounding population .         Therefore , in no case would fusion
cause a major disruption of normal life in the community outside the reactor
site .
 ---pagebreak---                                                                                       48 .
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 ---pagebreak--- T.  GLÔSSARY
Units
Sv    sievert            ( equivalent dose )
rem                            "             (1 rem = 0.01 Sv )
Bq    becquerel          ( activity )
Ci    curie              "               (1 Ci = 3*7x1 0 10 Bq )
W     watt               ( power )
eV    electronvolt       ( energy )          (1 eV = 1.6x10 1 ^ J
A     ampere             ( electric current )
T     tesla              ( magnetic field strength )
s     second
min   minute
h     hour
d     day
a     year
g     gram
1     liter
m     meter
ppm   parts per million
multiplication factors :
                         m     10~ 3
                         k     103
                         M     106
                         G     10*g
 ---pagebreak---                                                           51 .
Abbreviations
ALARA         as low as reasonably achieveable
ALI           allowable limit of intake
ΒΗΡ           biological hazard potential
CEC           Commission of the European Communities
CEGB          Central Electricity Generating Board ( UK )
D             deuterium
DEMO          demonstration reactor
D-D           deuterium· deuterium
D -T          deuterium - tritium
FCTR          First Commercial-sized Tokamak Reactor
HWR           heavy water reactor
ICRP          International Commission on Radiological Protection
INTOR         International Tokamak Reactor
LWR           Light Water Reactor
MARS          Mirror Advanced Reactor Study
MEI           most exposed individual
MPC           maximum permissible concentration
NET           Next European Torus
NII           Nuclear Installations Inspectorate ( UK )
NRC           Nuclear Regulatory Commission ( USA )
R+D           research and development
T             tritium
 ---pagebreak---                                                                                     52 .
           THE ECONOMIC PROSPECTS OF NUCI.F.AR FUSION     A 1986 VIEWPOINT
W.R. Spears            The NET Team   c / o Max Planck Institut filr Plasmaphysik ,
                       Boltzmannstraße 2 , D-8046 Garching bei München .
R . Bünde              The NET Team , c / o Max Planck Institut fur Plasmaphysik .
                       BoltzmannstrafJe 2 , D-8046 Garching bei Munchen .
G   Grieger            MaxPlanck Institut fur Plasmaphysik , BoltzmannstraBe 2 ,
                       D-8046 Garching bei München .
P.E. Grohnheit         Riso National Laboratory , DK-4000 Roskilde
J.  Pericart           EDF - Centre des Renardières , BP No.1 ,
                       77250 Moret sur Loing , France .
                                       CONTENTS
0.          SUMMARY                                                             54
1 .         INTRODUCTION                                                        57
2.          REVIEW OF PUBLISHED REACTOR COSTS AND COSTING STUDIES               58
3.          GENERATION COST SENSITIVITY                                         69
4.          DEVELOPMENT POTENTIAL FOR FUSION                                    78
5.          COMPARISON WITH OTHER POWER SYSTEMS                                 82
6.          CONCLUSIONS                                                         91
7.          REFERENCES                                                          92
8.          GLOSSARY OF TERMS & DEFINITIONS                                     98
 ---pagebreak---                                                                                     53 .
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 Brunelli ( ENEA ), G. Casini ( JRC Ispra ), J. Darvas
( CEC ), A. Gibson ( JET ), H.H. Hennies ( KfK ), G. Kessler ( KfK ), A. Malein ( CEC ),
D Palumbo ( CEC ), R S. Pease ( UKAEA ), F. Prevot ( CEA ), J. Raeder ( NET ) and R.
Toschi ( NET ).
 ---pagebreak---                                                                                   54
0.   SUMMARY
           This report summarises todays best estimates of the cost of power
generation from nuclear fusion        These estimates can only be rough since the
earliest commercialisation date       is well   into the 21st century and since
development up to now has concentrated on making fusion work , not in making it
cheap .     An understanding of the technical and economic feasibility of fusion
will not exist until at least the next generation of experiments , like NET in
Europe , have been operated .
        Despite these qualifications     in the last ten years several conceptual
design studies of power producing fusion reactors have been undertaken .        Such
studies are necessary since they show where fusion development is heading
thus guiding both plasma physics and reactor technology development programmes
along reasonable paths .       These r.tudies produce estimates of the cost of
constructing the reactors or of generating electricity , which indicate that
the economic viability of fusion is a possible , but by no means certain ,
outcome of the present research programme .
        For tokamaks ( the most advanced confinement method ), the direct capital
cost    in these studies varies over a factor of nearly 3 while for other
confinement schemes the range       is a factor of 5 .     This indicates the wide
variety of possible methods for tackling the technological problems of fusion
and the uncertainty over the most desirable design solutions .           These costs
apply to fully commercialised designs , not the first device of a series .
Usually the tenth device of its kind is costed to take advantage of the
economic benefit of the gain with experience of manufacturing and construction
know-how .
          As an alternative to cost    in these studies ,   it is also possible to
estimate the energy expended in al L the processes involved in        manufacturing ,
constructing and operating the power station .        Such studies   show an energy
expenditure in constructing a fusion station twice that for a         fission plant .
However for fission , considerable energy must be expended in        producing fuel
for the plant during its lifetime whereas for fusion this item is minuscule .
The apparent fusion disadvantage is more than outweighed by this advantage .
      As part of the design definition of NET , cost methods suitable for first -
of-a kind devices have also recently been evolved .       These indicate the levels *-j
 ---pagebreak---                                                                                    55 .
of cost to be expected early in the deployment of commercial-Scale fusion
reactors when the manufacturing and construction design base is still growing .
Such costing methods rely heavily on design solutions proposed for NET . These
may  not   be  the  ones  chosen ,  for    technical  and  economic    reasons ,   when
commercial reactors are finally designed .        For a prototype commercial-sized
reactor of 1200 MW SO ( sent out ) typical of present-day plant sizes , with
plasma physics only relying on a plausible extrapolation of the results from
present-day experiments , the estimated generation cost is about 2-3 times that
for  thermal  fission stations beginning operation        in  1995 .     Under   series
production of fully commercialised designs ( e.g. the tenth device after the
prototype ), this gap can be significantly reduced or even closed . In addition ,
a considerable reduction in the cost could be achieved by a significant
increase in the ability to confine plasma and reduction in the unit cost of
design solutions , with only a modest increase in levels of power sent out .
         The present fusion programmes Worldwide are geared towards solving
problems of scientific principle .     In the past , they have almost exclusively
been directed at increasing the understanding of plasma physics but , as a
consequence of . physics progress , are now increasingly concentrating on
technological feasibility .    The target of these programmes is to produce a
working   demonstration  power   reactor .     Such  a  device Would      need   to be
technically improved and simplified to arrive at a desirable and economically
competitive end product .      The combination of several of         the   innovations
proposed up to now might result in substantial economic benefits .            Most are
aimed at increasing plasma poWer density using theoretically feasible plasma
physics and advanced superconductors . In this respect device compactness has
a part to play , but only to the extent that technological design margins are
not eroded and the good safety characteristics of the fusion power plant
compromised . Many proposals , whose benefits are impossible even to estimate
today , are not just applicable to tokamaks but to toroidal magnetic
confinement generally .
     By the time fusion power is commercially available , coal ,, fission breeder
and solar photovoltaic power stations will be the likely competitors . Solar
photovoltaic power ' costs are predicted to be a factor of 2.5-4 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
1QQ /f 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 4
and fusion is compared with its competitors in section 5 .      A full glossary of
terms and definitions is given in section 8 .
                                                                      I
 ---pagebreak---                                                                                   58 .
2.  REVIEW OF PUBLISHED REACTOR COSTS AND COSTING STUDIES
          In the last ten years several conceptual design studies of power
producing fusion reactors or fusion based power stations have been published .
Many of these studies have included estimates of the cost of constructing the
reactors or of generating electricity ,       and  these published estimates are
reviewed in the following section .
2.1 Capital costs
         Direct capital costs per unit output for most published commercial
reactor designs are shown in table 2.1 .        The direct capital costs are the
major contributor to the total cost and therefore form a convenient basis for
comparing different designs .    Table 2.1 also shows the relative direct capital
cost of each design normalized to Starfire and adjusted for inflation .                ( In
the case of the Culham Mk II reactor , the standardized exchange rate defined
by Ashby / 22 / was used to convert the cost to dollars .)
      A number of conclusions may be drawn from the information in the table :
2.1.1   Historical variations
        Early studies such as the Princeton tokamak reactor of 197*1 and the
University of Wisconsin tokamak reactors ( UWMAK I and II ) of 1975 , gave lower
direct capital costs than the more recent NUWMAK and Starfire tokamak studies
completed in the period 1979-80 , this being due to the more realistic physics
and engineering bases of the recent studies .
2.1.2   Design uncertainties
      Costs based on recent studies still show considerable variations .         Whilst
the turbine and electrical plant can be costed accurately on the basis of
manufacturing experience , the cost of the fusion reactor itself is uncertain
both because of unresolved physics issues and because of novel manufacturing
requirements .    This is illustrated in table 2.2 which compares the costs of
the reactor plant with the total station cost for some of the power stations
listed in table 2.1 .     The ratio of reactor plant cost to total direct cost
varies from 37$ to 76$ .     Further causes of variation include the effects of
scale ,  and   whether  the  reactor  is  costed  as  the f irst - of - a- kind or the
 ---pagebreak---                                                                                 59 .
benefits       of  previous production   expert (- non are  assumed .  For  the  above
reasons , comparisons with existing power systems such as rise Ion reactors can
1)0 misleading .
2. Î . 3   II ternatives to the BT-tokamaW
          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 , ail 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 . Çost senaitivity
           Several studies / 23~29 / have    investigated how the cost of a fusion
reactor      varies with one    or more parameters ,     both to assess the relative
importance of that parameter or to establish its optimum value .         These studies
have utilized both simplified analytical models / 23 , 24 , 25 / which provide
insight into the inter-relationship between parameters , and more detailed
computer models / 26 , 27 /. The main results are as follows :-
2.2.1      Physics parameters
         The major physics parameters affecting the cost of a tokamak reactor are
the ratio ( 6 ) of the plasma pressure confined to the magnetic pressure
applied , and the plasma current for a given raagentic field ( i.e. the inverse
rotational transform of the field lines , q - see glossary ). A plasma pressure
of approaching 10J relative to the toroidal magnetic field pressure is
desirable , but recent predictions of the physical limit are somewhat below
thiB lev®!.         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 MWe > the unit cost of a fusion reactor follows
the two-thirds power law common in engineering production .        Larger units are
therefore more economic , but if too large there may be limits of acceptance .
The first wall power loading has a strong influence on unit costs and there is
an optimum value which is a compromise between the desire to reduce general
reactor material quantities as far as possible , without making the design too
complex or incurring penalties from too frequent maintenance periods .           This
optimum is usually in the range 3 to 6 MW/ m , depending on the predicted life
of the wall before radiation damaged material must be replaced .          In smaller
unit sizes , the total thickness of the blanket and shield on the inboard side
of  toroidal    reactors   significantly  affects   costs  because   it  limits   the
achievable     wall   loading .    The   peak   magnetic   field   achievable    with
superconducting coils ,    or supportable with practical structures ,      is not a
major constraint in a tokamak unless the plasma pressure ratio , 6 is low .
2.2.3   Compact reactors
      One simple way of comparing the economics of alternative power sources is
through the power produced per unit mass of the system .          The cost of many
power   sources   is roughly related to their mass ,      since variations due to
special materials of complex design do not predominate , and for this reason
compact systems are economically attractive .         For fusion reactors a rough
target for the mass power density of 100 kWg/ tonne has been suggested / 30/,
and several designs of compact reactors exist approaching this value as shown
in figure 2.1 / 31 / . In this respect the Reversed Field Pinch has an advantage
because of its high plasma pressure ratio (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 H in mass utilization . These conclusions , however ,
take no account of the low fuel costs of fusion which may considerably reduce
thes| factors .
 ---pagebreak---                                                                                   61 .
2.3   £j.$.cfrrj.clty generating costs
       Ift several studies the direct capital costs have been used as the basis
of generating cost estimates , as quoted in table 2.3 .         These are dealt with
more fully in section 5 .
2.4   Energy accounting
         Hn alternative to considering the electricity generating costs is to
calculate the energy expended in all the processes which are involved in the
feanufaetuhe ,     construction   and  operation  of   the  system .     This   energy
expenditure includes mining and refining the raw materials - including the
fuels - as well as the production , transport , and erection of the plant and
buildings .      One advantage of energy accounting      is  that  it  should not be
influenced by relative wage and          price changes .    Another   very   important
advantage in relation to energy accounting for power stations is that the
ratio of energy expended to the energy generated during the life of the
station is an easily understood and convenient measure of the value of the
project .     The major difficulty in the assessment is the calculation of the
energy expenditure in each activity , which is often poorly defined and is in a
variety Of different forms . Conversely the payback time , in spite of being
widely    used ,   is  a misleading measure    because  it  is highly sensitive      to
arbitrary assumptions in its definition .
       Some results of a recent detailed study by BUnde / 32 , 33 . 34 /, in which
two fusion power plants were compared with two LWR fission reactor power
plants , are given in table 2.4 . The energy expenditure on construction of a
fusion power station is a faetor of two greater than that for a PWR station ,
whieh is consistent with capital co3t 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
earrien 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 - UrtHMC-IlI which is Seen in table 2.1 to be the most expensive of the
American tokamak reactor designs .
 ---pagebreak---                                                                            62 .
2.5   Discussion
      In discussing the existing literature of fusion economics it must firstly
be stated that all cost estimates are based on outline designs which assume
favourable solutions      to outstanding physics questions . Whilst the cost of
individual components can be estimated from other engineering applications ,
not all details of the components are known , and so the costs quoted here are
only the best possible indications at the present state of fusion development .
By comparison ,   other    energy systems  such as   fission reactor based     power
stations are well defined and can be much more accurately costed , although
still dependent on financial assumptions and resource availabilities .
      Sensitivity studies have allowed present reactor designs to be optimised ,
within the constraints of present understanding .      The extent to which changes
in parameters could lead to lower capital costs is well understood .       In terms
of physical limitations , the plasma pressure ratio 6 is most important .         In
terms of engineering constraints , any factor which permits a higher power
density will be important .        Present designs are therefore tending to more
compact reactors , with increased emphasis on materials properties and high
magnetic fields .
      There have been very few new commercial tokamak reactor design studies in
the   past  five  years ,   not  only because of the present emphasis on next
generation devices such as NET or INTOR , but because there have been no
significant changes in physics understanding since the Starfire study which
would change the engineering concept and hence the estimated cost .               In
contrast to the tokamak situation , there have been several recent studies of
reactors based on other confinement geometries .       Of these , the tandem mirror
( MARS ) study suggests that      there is no obvious economic advantage .       The
Reversed Field Pinch , however , has the potential to be the basis of a more
compact , and hence cheaper , reactor but has a weaker physics basis .           The
stellarator has been the basis of several studies , which indicate costs in the
same range as for the tokamak .
      This viewpoint has not covered inertially based reactor systems / e.g. 20 ,
21 /, for which much of the target physics is classified information and for
which the cost of the driver systems is very uncertain . Nor has it covered
fission-fusion hybrid systems /e.g. 36 / for which reactor designs are less
well developed , and costs depend to a large extent on the value of the fissile
fuel produced and on the cost of safety for this complicated system .
 ---pagebreak---                                                                                    63 .
                       TABLE 2.1 : SUMMARY OF REACTOR STUDIES
                                                               Specific                 Relative
Year of       Year of MW      Name                             Direct                   capital
                         e
publication   costing net                                      Capital                  cost
                                                               cost                     ( corrected
                                                               ( $ / kW e )               for
                                                               ( in year                inflation )
                                                               of costing )
                       DT-Tokamaks :
1974          1974    2030    PPLP /I /                                      433        0.4 -,
1975          1974    1474    UWMAK-I / 2 /                                  723        0.78
1975          1975    1709    UWMAK-II / 3 /                                 706        0.69
1976          1 975   1985    UWMAK-III / 4 /                               1154        1.14
1976          1976    2500    Culham I / 5 /                                 750        0.70
1979          1978     660    NUWMAK / 6 /                                  1279        1 . 05
1980          1 977   1200    Culham II B / 7,8,9 /                         1442        1 . 28
1980          1980    1200    Starfire / 10 /                               1439        1
                       Others :
                                                                                 V
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 ) / 13 /              1348        0.94
1981          1980     812    Wildcat ( D-D tokamak ) / 14 /                2725        1.89
1981          1981    1214    EBTR ( Bumpy torus ) / 15 /                   1737        1.14
1982          1982    1882    UWT0R-M ( Stel larator ) / 16 /               1422        0.88
1983          1980    1660    MRS-IIA ( Stel larator ) / 17 /               1482        1 . 03
1983          1980    1302    MRS-IIB ( Stel larator ) / 17 /               1265        0.88
1984          1980    1200    MARS ( Tandem mirror ) / 18 /                 1970        1 . 37
1985        - 1980    1000    CRFPR 20 ( Compact RFP ) / 19 /               1111        0.77
1985          1984    3784    Hiball II ( Heavy-ion beam ) / 20.21 / 1347               0.74
 ---pagebreak---                                                                 64 .
              TABLE 2.2 : REACTOR PLANT COSTS
           Reactor         Direct    Total    Ratio       Ratio
            ( $M )         capital   capital  Reactor /   Dir . cap ./
                             ( $M )   ( $M )  Dir . cap . Total cap .
PPPL        6O6              880      1215     0.69        0.72
UWMAK-I     574             1066      1433     0.54        0.74
UWMAK-II    775             1207      1615     0.64        0.75
UWMAK-I II  812             2290               0.35
NUWMAK      534              844      1140     0.63        0.74
Starf ire   969             1727      2400     0.56        0.72
Culham IIB  656              911      1824     0.72        0.50
RFPR        397              828               0.48
WITAMIR    1565             2063      2785     0.76        0.74
Wildcat    1497             2213      3076     0.68        0.72
MRS-IIA    1687             2460      3695     0.69        0.67
MRS-IIB     968             1647      2473     0.59        0.67
EBTR       1426             2109      2872     0.68        0.73
UWTOR-M    1765             261 1     3758     0.68        0.69
MARS       1517             2365      3266     0.64        0.72
CRFPR.20 .  415             1112      1515     0.37        0.73
PWR                                           0.25-0.32
 ---pagebreak---                                                                                  65 .
                  TABLE 2.3 : COST OF ELECTRICITY - ( mills-1 980 / kWh )
                               Starfire    CRFPR.20        Mars
Annual capital charge           30.44       22.79          42.56
Operation and maintenance        2.46        4.11           2.63
Component replacement            2.20        1 . 00         0.69
Fuel                             0.04        0.03           0.36
Total                           35.15       27.93          46.24
The annual capital charge is set at 1 0% of the total capital cost , in constant ( zero
inflation ) money over a 30 year operating life . Plant availability is different in
each study ( between 75-80% ).
 ---pagebreak---       TABLE 2.4 : ENERGY INPUT AND OUTPUT OVER 30 YEAR LIFE ( from ref 34 )
                                                           Fusion    Fission
Construction of power plant           < MWhth/MV *          4082      2160
Construction of fuel installations    ( MWh tl
                                            th
                                                /MW e ) +      16      789
                                                                           «
Fuel for first operation              <HWhtl/MUe >*             3      399
                                                                           *
Fuel for lifetime operation           ( MUh^tn
                                                / MW 6 )*      87     5554
Total energy input                    ( MWh tii
                                            .. /MW 6 ) +    4188      8902
Energy generated                      ( MWh th /MW e ) +   6.3x105    6.3x10
Energy gain                                                   150       70
   Assuming centrifuge enrichment of ore with a 0.2$ uranium content .
   MWhth always means thermal energy and / or primary energy equivalent of
   electrical energy , and MWg refers to electrical power sent out .
 ---pagebreak---              TABLE 2.5 : ENERGY GAINS FOR POWER PLANTS ( from Ref 35 )
                                           EG1       EG2        EG3
Coal Plant                                 5-7       6-9        53-93
PWR ( diffusion enrichment )               3-5       7-5        15
PWR ( centrifuge enrichment )              10        13         80
Fusion plant                                5         7         64
EG^ = Electrical energy out/equivalent  thermal energy in .
EG2 = Electrical energy out/total energy in .
                                                  -
EG^ = Electrical energy out/electrical  energy in .
 ---pagebreak---                                                                                         68 .
                  9000
               £
                                     1000 MWt
                              NET
               w
                                                                          ΕΒΤΠ
               O
               O  2000                                         iisn       _ Af
               Ι-                                                  A --         T.
               Ο                                                                  1
               01
                                             5ΤΛΠΓΙΠΕ                           A
               0c                                                    WITAMin-1
               ο
               Η
               Ζ
                                          ПРРП
                                                    \  C = 100»100(U / P          ï
                  1000                                  0                    TH
                       A^CRFPR
                                                           ( ~ 30.0 S / hol
                       twn
                                                     1         1_        _i _
                                2          4        6          a
                                          FUSION POWEfl CORE
                         MASS UTILIZATION , M / P TII ( 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
                                                                                /
                Φ 3000 -
                  3000     PNET =- 1000
                                     1000 MW MWt*                             tf
                £            NET ”                                          //A
                ^                                                    Msn // t
               t
               ° 2000
               L> * °Ч -          _
                                                                  2
                                                                  & A!/,<0
                                                               <?У/1          /
               j.                 ( 1-nPE/TDCVwn
                                  ( 1-nPE / TDCI
                                                  Lwn         gV*             /
                g           0      ( 1-flPE/TDC)
                                   ( 1-nPE / TDC )                         I
                5                        \ FUS.ON^fFPH               W.TAMin-1
                                                                     WITAUin-1
                t                             \ -
                3 1000 -
                  1000
                                        А _^^^ СПРРПСПРРП
                                  “ LWR
                          A-       EFFECT OF DOIIOLINO COST OF
                                   REACTOR PLANT EQUIPMENT
                     J_ |_|_|_I_ I _I_I_I_I
                     °     0.1    0.2     0.3 0.4      0.6 0.0       0.7      0.6   0.0
                           REACTOR PLANT EQUIPMENT ( RPE )
                               TOTAL DIRECT àOSTTfDC )
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 tho previous section there have been very few recent
assessments of commercial reactors because of the present emphasis on the next
step in the programme of development .       As part of this work in Europe , an
extensive model of the cost scaling of reactor systems is under development as
a design aid in the choice of NET parameters . This model has been built up
using the expertise gained in the studies reported in section 2 and has now
been extensively reviewed by Motor Columbus Engineers Inc . who have wide
experience of power plant construction worldwide .      Modifications suggested by
them have been incorporated in the model as it stands today / 37 /, and it has
been    extended  to  analyse   electricity  generation   costs  along   the    lines
recommended in the UNIPEDE study / 38 /.
       This model is used here as the basis for describing the cost sensitivity
of reactor parameters , since it represents the latest , and therefore hopefully
the most accurate , assessment within Europe of reactor costs for first - of- a-
kind , DT-based tokamaks .    As such , the results reported below should not be
taken to be indicative of reactor costs in a mature industry .         In any case ,
extrapolation of currently perceived NET design solutions into the commercial
reactor regime has low credibility since NET itself will be the test bed for
developing such reactor relevant design solutions . Inevitably , in all areas ,
both learning in manufacture and improvement in design will also drive costs
down in future devices from levels predicted today . Furthermore , within the
present modelling , no attempt has been made to minimise non-direct costs
( operation and maintenance especially ) to increase commercial acceptability ,
and this results in a further overestimation of fusion costs .
3.1   Generation Cost Usage
       One of the advantages claimed by fusion is that it has low fuel costs to
offset against probably high capital costs . When comparing the merits of
fusion with its competitors it is therefore essential to consider all costs
incurred from the start of construction to ultimate decommissioning when making
a judgement . This can only be done by the use of generation costs ( G ), also
known as cost of electricity , which properly account for the influence of
capital , operating and maintenance , fuel , decommissioning and interest charges .
The assumptions implicit in the costs reported here are listed in table 3-1 •
Only direct , operation and maintenance , and fuel costs are calculated in
detail , with other non-direct costs amounting to 58$ of D.
 ---pagebreak--- 3.2    Generation Cost vs. Beta Level and Mass Expenditure
        The plasma pressure ratio , B , can be related to basic Tokamak parameters
by the equation B(lO = gI(MA) /a(m)B(T ) where I , a and B are plasma current ,
minor radius and toroidal field respectively and g is a constant known as the
" beta level ".      To minimise the amount of plasma needed for a given output
power ,   B and hence g must be maximised ,         particularly since  its square is
proportional to the plasma power density .         One of the major efforts in fusion
is therefore to maximise the beta level subject to any other constraints that
might apply .
          For a device of fixed power sent out and beta level there exist an
infinite number of possible designs with different dimensions .         A minimum cost
device can be chosen from this infinite set .         The variation in generation cost
of such minimum cost devices can then be shown as a function of the power sent
out and beta level .       This is done here using parameters predicted by SUPERCOIL
/ 39 / over a wide range of values of power sent out and beta level .             This
analysis / 40 / extends an earlier analysis based on the capital cost only / 41 / .
Figure 3.1 shows the results , relative to the cost of one particular design
point ( the reference point , PCSR-E ( prototype commercial-sized reactor ), is a
1200 MW SO device with a value of g ( 3.5 ) consistent with present day
experiments ), indicating a decreasing cost benefit as both beta level and power
sent out are raised but that certain minimum levels of these parameters are
worthwhile attaining .       Also shown is the wall loading that should be achieved
to gain access to the cost minima at each value of power sent out and beta
level .     ( In reality , since cost minima are fairly flat as a function of wall
loading , small reductions in wall loading from the values shown may be
tolerated without much cost increase ).
         Under the stimulus of studies recently carried out in the USA / 30 / the
same results are replotted in figure 3-2 as a function of " mass expenditure"
( ME ) on the fusion power core ( FPC ), i.e. the mass of material required for the
torus ( first wall /blanket/ shield ), magnets ( toroidal and poloidal field ) and
their respective support structures , divided by the power sent out .             This
variable is equal to the " mass utilization" multiplied by the overall plant
efficiency ( typically 3050 , and is inversely proportional to the mass power
density ( 100 kW 6 / tonne = 10 tonnes /MW 6 ), 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$-1984 ).
 ---pagebreak---                                                                              71 .
           cr 10 r
          CM
           |5 8 ■                    ^– ^2000
       <     E
       3=
       z    z:
      CD
      en   -        4_                         -1200
      i–
      DD
      LU    1 2-
           CD
            -<
            CD
                                         -6ÔTMW^       600 MW
            "J      0L
                  2.0 - \
           i–
           I–
                  1.5 -       \\
           i/)
           LO                   \
           CD
           CD            1       \
           LU
           l_i           1        \
            i
           CD
           I–
           -<
                           \                        Pcn = 600
                                                           600 MW
                                                               MW
           oc
           cn   ■    ■      \                        --
           z
            5 1.0 - \ V
           LU
           LU
           LD
           LD              \ \
           >
           LU
           >                \   \
           H­
           -<
           LU
           cn
                  0.5 -             ^---                 2000
                    01_I               I_I_I_L
                       0       S      10      15        20      25
                                    BETA LEVEL * g'
FIGURE 3-1   : Generation cost of minimum-cost devices as a function of beta
               level at different values of power sent out , and the corresponding
               wall loading levels required .
 ---pagebreak---                                                                                        72 .
        - 10 Г
      CSJ
                       \ 2000
   <
   z
        E
              6 _ \v1 200
   CD
   OC
       51
              4 -                       600 MW S0
   I–
       CD
   ZD
   LU
       <
       CD
   Z
              0 -
            20 "                                                        /
                                                                    // “ 20
                                                     TOTAL       //
                                                          \// -                   s
            1.5 -                                        // /                     DC
       I–
       CO
       CD
                                                    // /                     - 15 ZD
                                                                                  LU
                                                                                  LU
       t_J                                                                         v_J
       UD
                                                 S ///
       -<                 p5û = 600 J///y
                           SO         / ;     • .*/   /
                                                                                  OO
                                                                                  CD
                                                                                  LU
            4              [ ™]////Æ                                 X<OO
       oc                           •   •  •*       •*                     y
       LU
       Z
                           ( MW )                                                 LD
       LU
       LD
                                      /V2.1                        .// - 10       tc
       LU
       >                        ' ■Av                         V      /            OC
                                                                                  LU
                                                                                  Z21
       I–
       *C
       LU
                              Ж                      /V1200     200 /             LU
                                                                                  LD
       OC            1200 //]/                                  DIRECT
                                                                DIRECT
                                                                                  LU
                                                                                  I–
                                                                                  CD
                         /v'S.l /*x.^2000        •.^'2000       CONSTRUCTION
                                                                CONSTRUCTION      CD
            0 5 2000.^ii 7                                      C0ST
                                                                COST         -5   OO
                                                                                  CD
                  g _ 24 2 '                                    CONTRIBUTION
                                                                CONTRIBUTION      -<
                                                           1200 ^-r"^6*o°
                                                                   w-^600
                              ,                2000 ^-^ \
                                                              FUSION POWER
                                                         C0RE CONTRIBUTION
              0 -d-1-1-1-1-1- 0
                0       10       20       30            40     50     60     70
                       MASS EXPENDITURE I tonnes / MW I
FIGURE 3.2 : Correlation between generating cost , neutron wall loading and
              mass expenditure for minimum-cost devices at given values of g
              and power sent out
 ---pagebreak---                                                                                  73 .
        The most striking features of figure 3.2 are the direct proportionality
between generating cost and mass expenditure and the wide range of cost that
can    occur    with   different   assumptions   about  g   and   P so .    ( The   direct
proportionality would have been distorted somewhat if availability had been
related to wall loading but this was not thought reasonable to do here since a
utility will prescribe a desirable availability , like that shown in table 3.1 ,
and all design solutions must . satisfy it ).
            The   results  of  figure  3-2  show   that FPC   cost   curves   are   almost
superimposed indicating the strong dependence of its costing on mass .                   A
typical unit cost is around 50 ECU/kg and this is independent of 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)6 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 1» 0-75$ of the generating cost
( 65$ for PCSR-E ) although it only directly contributes 8-18$ ( or 13- 20$ if
first wall and blanket replacements are included ).
         These results show the strong influence of the FPC on costs .            However ,
this is partly a figment of the cost models used at present and is strongly
affected by items not usually considered in the fusion programme ( e.g. building
design for fusion plants ). This , combined with the strong variation in costs
that can be achieved with improved physics attainment , represented here by ' g' ,
makes costing of fusion reactors at this stage , highly speculative .
3.3    Directions for Improvement
        The above results do not indicate any hard target for the competitiveness
of fusion , such as the 100 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
thi ! physics and technology particularly of the KF’il 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 30 units are thought to be more desirable for
their future energy needs .
3.4    Sensitivity to Assumptions
        In producing the results quoted here , certain basic assumptions have been
made .    The sensitivity of the cost of PCSR-E to changes in these assumptions is
shown in table 3-2 for the most sensitive parameters .         The sensitivity is
defined as the relative change in the costs , divided by a given relative change
in the parameter , all other parameters in the table remaining fixed .            The
sensitivity is quoted relative to that for variations in g .          Three plasma
physics parameters head the list and they are not really independent ( as
assumed in the sensitivity analysis ) since g and q depend on the radial
profiles     of  plasma  density  and temperature   in a way   which can only be
determined after extensive experimentation on reactor-level plasmas .          These
profiles are implicitly included in f which is also a function of plasma
operating temperature .
        Stress levels in the toroidal field coils are less important .   The use of
better quality materials in superconducting coil manufacture may ease this
limit towards higher values , but many superconducting materials are strain
limited and this may provide a nearby limit . Also blanket thickness is not a
major cost driver .      This is fortunate since adequate space must always be
allowed for tritium breeding .
3.5    Discussion
         The results given above indicate that generating cost must be used with
extreme caution as a measure of the future worth of fusion power from DT-driven
tokamaks as it strongly depends on the FPC cost , which is poorly known at this
stage . It is therefore too early to draw hard and fast conclusions from this
analysis and such conclusions must wait until more is known about reactor
design solutions and their technology , that is , at the end of operation of NET .
 ---pagebreak---                                                                            76 .
       Even though generating 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 .
      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 1 3 – 1 7 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 / HM , ^ 5 /.
          The above uncertainties indicate the difficulty in telling in what
direction and to what extent the present price of nuclear energy will change
half a century ahead .       Therefore comparisons of fusion with present costs of
these systems can only give guidance , since it must be remembered that the
 ---pagebreak---                                                                                83 .
price of present day systems may increase considerably over the timescale
envisaged for the introduction of fusion .
5.2  Non-quantif ied économie characteristics
         There are a number of somewhat intangible but potentially beneficial
effects of an electricity generation network with fusion as a major
constituent .   These include :
        - Security of fuel availability .         Deuterium and lithium are spread
widely and plentifully , a guarantee against a geopolitical crisis .
        - Low fuel price dependence allows even low fuel-content resources to be
exploited and , in the very long term , keeps at a low level the influence on
generation costs of fuel price escalation .
        - The fuel cycle is internal to the power plant , so the fuel supply does
not depend in principle on extensive off-site reprocessing systems and their
associated logistics . Even if recycling of lithium proves to be desirable from
an economic standpoint ,    this is much less expensive and hazardous than with
fission .
            Without  the   need   for    fuel  reprocessing  there  is  considerable
difficulty    in the diversion of materials        for the construction of nuclear
weapons without detection .
        - Opportunity for reduced waste hazard by developing low activation
materials ( materials presently proposed are optimised for use in fission ),
leading to a lower impact on society .
        - The reduced scale of possible accidents .
5.3  Quantitative cost comparison
        Generation cost has been used in several studies by the OECD /Nuclear
Energy Agency / 46 , 47 /, UNIPEDE / 38 /, and in national comparisons of coal - fired
and nuclear generation of electricity . These results are shown in table 5.1 ,
and transferred to 1984 US $ for comparison with the other technologies .
      The generation costs of nuclear fission and coal-fired power stations are
illustrated by appropriate high and low estimates for the different generating
cost components taken from the OECD /NEA reports . The fuel costs , however ,
include price escalations within the time horizon ( 2020 ).            The cost of
electricity from fast breeder reactors must be within the cost range for coal
and thermal fission , if this technology 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- 1984/kWh1
                BY MID 21st CENTURY FOR LARGE SCALE BASE LOAD TECHNOLOGIES
                                                              _/
        Discount rate 5 ?                       Invest     0&M        Fuel        Total
Fusion
   Starfire ( tenth of a kind ) 1·               25.9       3.3        0.0          29.2
   CRFPR.20 ( not first of a kind ;              19.4       6.1        0.0          24.5
   MARS ( tenth of a kind ;     ,                36.2       4.0        0.5          40.7
   PCSR-E ( first of a kind ) 3                  70.6      15.0        0.7          86.4
Thermal Fission                         ,
   OECD/NEA low estimates ( France ) 4           10         4          5            19
   0ECD /NEA high estimates ( USA ;              32         5         16            53
Coal                                  ,
   OECD /NEA low estimates ( Italyl               6.9       2.8       24.6          34.4
   OECD/NEA high estimates ( USA)'               14.0       4.8       63.2          82.0
                       g
Solar photovoltaic
   USD0E Price Goal 1990
   (1 . 10$-1980 /W ) Northern Europe            89                                 89
                      Southern Europe            54                                 54
   EC Study
   (2 ECU-1980/W ) Northern Europe              164                                164
                      Southern Europe            98                                 98
Notes
1.      $ 1984 = 0.833 $ 1980 = 1.21 ECU 1984
2       As in section 2 but assuming annual capital charge 7.1 ? ( interest 5? / year ,
        lifetime 25 years ) instead of 10?.
3       As in section 3
4.      French investment and O&M costs plus parameters of once-through nuclear
        fuel cycle giving lowest fuel costs ; no escalation in uranium price
        ($ 32/lb U30g ) / 46 , 47/.
5.     Central US .     investment and O&M costs plus parameters of once-through
       nuclear fuel cycle giving highest fuel costs ; uranium price escalation 4 ?
        p.a . from 1995 to 2020 ($ 85/lb U^g ) / 46 , 47/.
6.      Italian investment & 0&M costs plus coal price after 2020 2.4 $/GJ / 46 f
        47 /.
7.      Central U.S investment and O&M costs plus German indigenous coal , coal-
        price after 2020 4.7 $ /GJ / 46 , 47 /.
8.      Annual capital charge 7.1 ? ( interest rate 5? / year , lifetime 25 years )..
        Load factor for Denmark 0.12 , for southern Italy 0.2 / 49 , 50 , 51 /.
 ---pagebreak---                                                                                     86 .
5• 4  Criticism of the economic potential of fusion
       In parallel with the extensive literature containing fusion reactor design
studies with detailed cost estimates , there have been several publications / 52-
58 / which have sought to demonstrate through general arguments that fusion
power will be uneconomic .        These publications argue that fusion devices can
achieve only a low power density , need a long energy payback time , require
highly     complex  but  reliable    design   solutions ,   have  an   end-product   with
undesirable     features  and    therefore   that    the  present   strategy  of   fusion
development is incorrect .
5.4.1     Power density
        With regard to power density , it is certainly very likely that the power
density in the fusion power core ( see glossary ) will be considerably lower
( typically 30-40 times ) than inside a fission reactor pressure vessel . Even if
it were sensible to use the same cost per unit volume for both systems , and
even if the fission reactor pressure vessel were to amount to the high figure
of 7% of the construction cost of a fission plant , this power density factor
would only lead to an increased construction cost of fusion over fission of 3 - 4
times .    That solely power - density- based comparisons are not very reasonable can
be seen by examining fission itself , where typical power densities in a PWR ,
                                                                  3
AGR and Magnox reactors are around 15 , 3 and 0.4 MW^/m                respectively / 59/
whereas the construction and generation cost differences are within a factor of
2 / 60 /.
          In fact , topologically a fusion reactor most resembles a coal or oil
plant , in that it has a single combustion chamber surrounded by a heat sink .
Of course , in the case of fusion , this heat sink must be much thicker than with
a coal plant to absorb neutrons , and the combustion chamber must be under
vacuum and filled with magnetic field , and this leads leads to greater expense
for the fusion " furnace ".       However , the power density averaged over a coal
                                              3
combustion chamber is about 0.1 MW . , /m        / 61 / compared to the typical fusion
power core value / 59 / of 0.5 MW^/m expected in a reactor .
        In addition , the construction cost difference between coal and fission is
in contradiction to the difference in their power densities , again showing the
weakness of power density in comparing different power generation systems .
Power density is only a useful indication of cost trends when changes are made
 ---pagebreak---                                                                              87 .
to a single design concept of one particular power generation system , as in
section 3 . and it is not realistic to use it as the only yardstick for
comparisons of different types of systems .   It should also be realised that the
low power density of fusion may turn out to be a considerable advantage due to
its tendency to produce safety benefits .
5.4.2 Energy payback ( Net Energy Gain )
        As far as energy payback time is concerned , it is important to consider
lifetime energy requirements for construction , fuelling and operating power
plants and their output as a function of time in order to see the full picture
/ 32 , 33 /.  When this is done , energy payback time ( i.e. the time after the
commissioning date to recover the energy expended up to that point ) turns out
to be a rather misleading term to use , and should be replaced by the net energy
gain over the lifetime of the plant . As was demonstrated in section 2 ( Table
2.4 ) fission has considerable energy expenditure on replacement fuel after
commissioning and this is not present with fusion .      In fact , the net energy
gain over the lifetime can turn out to be higher for fusion than fission .
5.4.3    Masses
       That fusion can hope to be eventually competitive in price with fission is
shown clearly by comparisons of the material masses involved in both plant
types / 62 /. The ratio of masses between the presently conceived fusion power
core ( including lithium-containing breeder ) and a PWR reactor pressure vessel
( including fuel ) is around a factor of 30 . However , when the full plant is
considered , the mass of metals in the plant ( which are the highest cost and
energy-using components of the plant ) is around 30% higher for fusion .
5.4.4    Complexity
        It has also been argued that fusion involves much greater complexity than
fission , and that this will both push up component costs and reduce system
availability , both having an effect on generation costs . This argument cannot
yet be conclusively refuted , but because of the lower power densities in fusion
plants compared to fission plants , fewer safety systems , whose failure would
interfere with plant availability , will be required . For comparison , todays
aircraft have many more systems and are much more complex , yet they are now
much, more reliable than in earlier times .    By analogy , fusion ought similarly
 ---pagebreak---                                                                                     88 .
to be able to cope with the complexity of Its systems without an excessive cost
penalty .
5.4.5     Undesirable 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 l / 10th
is consumed ) is around 100t of enriched lithium / 10 / compared with world
reserves ( on land ) estimated in 1970 at 1 80 Mt / 63 /.             Taking account of
enrichment ,    but    without    considering    the  possibility  of  recycling   unused
lithium , 500 fusion plants would take around 500 years to consume 5% of the
world land-based resources .         This is less than but comparable to the predicted
timescale for consumption of energy reserves in the most well-endowed European
countries , so it might be argued that the development of fusion is therefore
unnecessary .       However ,   the  purpose   of the present programme    is to develop
fusion , so as to be able to choose the best system at any given time , bearing
in mind the problems that may arise with alternative power generation methods
( e.g. CC>2 with fossil fuels ).
         Furthermore , sea-borne lithium resources are nearly 20000 times larger
than land-borne and in energy terms 40 times larger than sea-borne uranium
/ 57 /). Lithium also occurs at 500-1000 times the concentration of uranium / 64 ,
65 / making extraction more economically viable .             In addition , recycling of
unused lithium might be contemplated as a means of stretching resources by a
further order of magnitude .         Also , within the above half-millenniumm a greater
understanding of        the   fusion   process and a desire to optimise the process
further is likely to lead to an evolution away from dependence on tritium ( and
hence on lithium ), to use possibly pure deuterium as a fuel or even an isotope
                 •3
of helium ( He ) found throughout the solar system / 66 /. For the relatively
near term , however , it should be noted that even now there is considerable
knowledge of how to handle tritium at the concentrations required for fusion ,
under a commercial reactor operating environment , it being a by-product of the
irradiation of heavy water in CANDU reactors .
 ---pagebreak---                                                                               89 .
       With regard to high energy neutrons in the fusion process , this is the
price paid for having clean reaction products , and gives an advantage ,
especially when comparison is made with the long term disposal of fission
products .    ( This point is considered further in the companion report on
Environmental Aspects of Fusion ). It is worth noting however that no practical
fusion fuel for a man-made power source is completely neutron-free and
therefore there is always some residual radioactivity associated with
structural materials surrounding the reactor .       It is by developing the most
suitable surrounding materials , having very low levels of long-lived
radioactivity ,     that fusion will reach its full potential , and the costs of
developing or manufacturing these materials is not thought at this stage to be
prohibitive / 67 /.
      Steady state operation of a fusion device might be desirable both from an
operational viewpoint and to reduce the fatigue experienced by the reactor
subsystems .     The   principle has  already  been   demonstrated  experimentally ,
although at this early stage of its development there are doubts about its
economic viability on a commercial scale .    In the end , its implementation will
depend on the relative effects on generation cost of the efficiency of the
method used for maintaining steady state operation and of the increased quality
of fatigue-resistant materials and components .    In any case , living with cyclic
fatigue is not a unique problem for fusion ,        it being commonplace in many
complex structures today .
5.^.6   Strategy
         The strategy and justification for developing fusion has also been
questioned / 56 / implying that the likely return from fusion is small compared
to the investment on its development . Although it is impossible to say today
with absolute certainty that the present development programme will result in
the successful implementation of fusion power ( it being the purpose of the
programme to find out whether this is possible ), the potential long-term return
if fusion were implemented would be enormous because of the long time over
which this return would be made .       As a proportion of generation costs for
fusion reactors over this long timescale , development costs can only be a
minuscule proportion .
          The critisism has also been made / 54 / that , by concentrating on DT
Tokamak fusion , prospects are weakened for ever developing better alternative
 ---pagebreak---                                                                              90 .
fusion concepts .     Even proponents of DT fusion realise that their present
reactor concepts will have to be improved upon to make them as highly desirable
as fusion was initially claimed to be , but realise that the best way to find
out how to make such improvements is to pursue at least one line of research
vigorously towards the commercialization phase .     DT Tokamak fusion looks from
the present viewpoint to be able to achieve the earliest commercialisation date
but other confinement methods are not being neglected .       In fact about 1 0% of
the  worldwide   and   European fusion  budget  is  being  spent   on research    and
development of alternatives to the tokamak / 68 /.      Whether DT or more exotic
fuels can economically be used in such confinement schemes will depend on the
confinement physics attained .    In any case the status of such alternatives to
the  Tokamak   is   continually  being  re-examined   and  a   check-point  on    the
development status of such schemes is already planned in the European programme
before proceeding to a demonstration fusion reactor .      Concentrating on the DT
Tokamak line at this stage is intended to produce information which would be
valid for whatever confinement concept is pursued further at that time .
     In summary , therefore , the information presented by the critics of fusion
is often highly selective , and the conclusions are not supported by the
detailed studies .      It is true that the low power density of many present
designs leads to high capital costs , but the estimated cost of electricity from
fusion power stations is not so much greater than forecast costs from existing
or other alternative energy sources that fusion can be dismissed on economic
grounds .
 ---pagebreak---                                                                             91 .
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 CC^-
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 .
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Direct Capital Cost
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the site , structures and site facilities , the reactor plant , and the turbine
and electrical plant ( Items 20-26 in the standard US-DOE accounting system
/ 69 /).
Spécifie Direct Capital Cost (= Unit Direct Cost )
       Direct capital cost per unit electrical power sent out (P            )
Indirect Capital Cost
         Project management , design , services , licensing and all personnel costs
during construction .
Generation Cost
       According to OECD / NEA / 70 /:
          " the   ideal  calculation will   take account of the     time flows
          of    money   expended   on  constructing    the  station ,   on  its
         operation ,      on  its   fuel  and   on  subsequent     spent   fuel
         management and station decommissioning ...
         These costs will be discounted back to a selected base date
         and added together to arrive at a total cost               in present
         worth terms .
          If the total present worth cost is divided by the sum of the
         discounted      annual   electricity   output   over  the    station 's
          life , a levelised generation cost is obtained in constant
         monetary units .      If each kWh sent out from the station over
          its lifetime was sold for this " levelised cost " the income
          in present worth terms would exactly equal the total present
         worth costs of construction and operation ."
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         G =            N
                        ï F so
                             an An8.76/
                                  n
                                           (1 +d ) n~° - 5
                      n=1
where N is the plant lifetime in years , P so is the rated power sent out by the
plant (MW ) and AR is the plant average availability in year n . The cost items
in the numerator are direct ( D ) and indirect ( I ) capital costs , interest during
construction ( Z ), operation and maintenance costs ( M ), fuel costs ( F ) and
decommissioning ( R ), all discounted to the date of commissioning using the
discount rate d .
Fusion Power Core ( FPC )
        Torus ( first wall / blanket / shield ), Magnets ( toroidal and poloidal field )
and their respective support structure .
Mass Expenditure ( ME )
      The mass of material needed for the FPC divided by the power sent out .
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( /0 = g I(MA) /a(m)B(T ) where I is the plasma current , a the minor plasma
radius and B the toroidal field on the plasma axis .
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      The ratio of mean plasma fusion power density and the product & B (B is
toroidal field at the plasma centre ).    It measures the extent to which the
fusion reaction rate at the average plasma temperature is modified by spatial
variations in plasma temperature and density .