This special issue of Nuclear Fusion contains 13 informative papers that were initially presented at the 8th IAEA Technical Meeting on Fusion Power Plant Safety held in Vienna, Austria, 10–13 July 2006.Following recommendation from the International Fusion Research Council, the IAEA organizes Technical Meetings on Fusion Safety with the aim to bring together experts to discuss the ongoing work, share new ideas and outline general guidance and recommendations on different issues related to safety and environmental (S&E) aspects of fusion research and power facilities. Previous meetings in this series were held in Vienna, Austria (1980), Ispra, Italy (1983), Culham, UK (1986), Jackson Hole, USA (1989), Toronto, Canada (1993), Naka, Japan (1996) and Cannes, France (2000). The recognized progress in fusion research and technology over the last quarter of a century has boosted the awareness of the potential of fusion to be a practically inexhaustible and clean source of energy.The decision to construct the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) represents a landmark in the path to fusion power engineering. Ongoing activities to license ITER in France look for an adequate balance between technological and scientific deliverables and complying with safety requirements. Actually, this is the first instance of licensing a representative fusion machine, and it will very likely shape the way in which a more common basis for establishing safety standards and policies for licensing future fusion power plants will be developed.Now that ITER licensing activities are underway, it is becoming clear that the international fusion community should strengthen its efforts in the area of designing the next generations of fusion power plants—demonstrational and commercial. Therefore, the 8th IAEA Technical Meeting on Fusion Safety focused on the safety aspects of power facilities. Some ITER-related safety issues were reported and discussed owing to their potential importance for the fusion power plant research programmes.The objective of this Technical Meeting was to examine in an integrated way all the safety aspects anticipated to be relevant to the first fusion power plant prototype expected to become operational by the middle of the century, leading to the first generation of economically viable fusion power plants with attractive S&E features.After screening by guest editors and consideration by referees, 13 (out of 28) papers were accepted for publication. They are devoted to the following safety topics:power plant safety;fusion specific operational safety approaches;test blanket modules;accident analysis;tritium safety and inventories;decommissioning and waste.The paper `Main safety issues at the transition from ITER to fusion power plants' by W. Gulden et al (EU) highlights the differences between ITER and future fusion power plants with magnetic confinement (off-site dose acceptance criteria, consequences of accidents inside and outside the design basis, occupational radiation exposure, and waste management, including recycling and/or final disposal in repositories) on the basis of the most recent European fusion power plant conceptual study.Ongoing S&E studies within the US inertial fusion energy (IFE) community are focusing on two design concepts. These are the high average power laser (HAPL) programme for development of a dry-wall, laser-driven IFE power plant, and the Z-pinch IFE programme for the production of an economically-attractive power plant using high-yield Z-pinch-driven targets. The main safety issues related to these programmes are reviewed in the paper `Status of IFE safety and environmental activities in the US' by S. Reyes et al (USA). The authors propose future directions of research in the IFE S&E area.In the paper `Recent accomplishments and future directions in the US Fusion Safety & Environmental Program' D. Petti et al (USA) state that the US fusion programme has long recognized that the S&E potential of fusion can be attained by prudent materials selection, judicious design choices, and integration of safety requirements into the design of the facility. To achieve this goal, S&E research is focused on understanding the behaviour of the largest sources of radioactive and hazardous materials in a fusion facility, understanding how energy sources in a fusion facility could mobilize those materials, developing integrated state-of-the-art S&E computer codes and risk tools for safety assessment, and evaluating and improving fusion facility design in terms of accident safety, worker safety, and waste disposal.There are three papers considering safety issues of the test blanket modules (TBM) producing tritium to be installed in ITER. These modules represent different concepts of demonstration fusion power facilities (DEMO). L. Boccaccini et al (Germany) analyses the possibility of jeopardizing the ITER safety under specific accidents in the European helium-cooled pebble-bed TBM, e.g. pressurization of the vacuum vessel (VV), hydrogen production from the Be-steam reaction, the possible interconnection between the port cell and VV causing air ingress. Safety analysis is also presented for Chinese TBM with a helium-cooled solid breeder to be tested in ITER by Z. Chen et al (China). Radiological inventories, afterheat, waste disposal ratings, electromagnetic characteristics, LOCA and tritium safety management are considered. An overview of a preliminary safety analysis performed for a US proposed TBM is presented by B. Merrill et al (USA). This DEMO relevant dual coolant liquid lead–lithium TBM has been explored both in the USA and EU.T. Pinna et al (Italy) summarize the six-year development of a failure rate database for fusion specific components on the basis of data coming from operating experience gained in various fusion laboratories. The activity began in 2001 with the study of the Joint European Torus vacuum and active gas handling systems. Two years later the neutral beam injectors and the power supply systems were considered. This year the ion cyclotron resonant heating system is under evaluation.I. Cristescu et al (Germany) present the paper `Tritium inventories and tritium safety design principles for the fuel cycle of ITER'. She and her colleagues developed the dynamic mathematical model (TRIMO) for tritium inventory evaluation within each system of the ITER fuel cycle in various operational scenarios. TRIMO is used as a tool for trade-off studies within the fuel cycle systems with the final goal of global tritium inventory minimization.M. Matsuyama et al (Japan) describes a new technique for in situ quantitative measurements of high-level tritium inventory and its distribution in the VV and tritium systems of ITER and future fusion reactors. This technique is based on utilization of x-rays induced by beta-rays emitting from tritium species. It was applied to three physical states of high-level tritium: to gaseous, aqueous and solid tritium retained on/in various materials.Finally, there are four papers devoted to safety issues in fusion reactor decommissioning and waste management. A paper by R. Pampin et al (UK) provides the revised radioactive waste analysis of two models in the PPCS. Another paper by M. Zucchetti (Italy), S.A. Bartenev (Russia) et al describes a radiochemical extraction technology for purification of V-Cr-Ti alloy components from activation products to the dose rate of 10 µSv/h allowing their clearance or hands-on recycling which has been developed and tested in laboratory stationary conditions. L. El-Guebaly (USA) and her colleagues submitted two papers. In the first paper she optimistically considers the possibility of replacing the disposal of fusion power reactor waste with recycling and clearance. Her second paper considers the implications of new clearance guidelines for nuclear applications, particularly for slightly irradiated fusion materials.
この『Nuclear Fusion』の特集号には、第8回IAEA核融合発電所安全性専門家会合で最初に発表された13本の論文が収録されている。この会合は2006年7月10日から13日までウィーンで開催された。国際核融合研究評議会の勧告に従い、IAEAは核融合安全性に関する専門家会合を開催し、専門家が現在進行中の研究について議論し、新しいアイデアを共有し、核融合研究および発電施設の安全性と環境（S&E）の側面に関連する様々な問題について一般的な指針と勧告をまとめる場を提供している。この一連の会合の前回開催地は、ウィーン（オーストリア、1980年）、イスプラ（イタリア、1983年）、カルハム（英国、1986年）、ジャクソンホール（米国、1989年）、トロント（カナダ、1993年）、那珂（日本、1996年）、カンヌ（フランス、2000年）であった。過去四半世紀における核融合研究と技術の著しい進歩により、核融合が実質的に無尽蔵でクリーンなエネルギー源となる可能性への認識が高まっている。国際熱核融合実験炉（ITER）の建設決定は、核融合発電工学への道における画期的な出来事である。フランスにおけるITERの許認可に向けた進行中の活動は、技術的・科学的成果と安全要件への適合の間の適切なバランスを模索している。実際、これは代表的な核融合装置の許認可の初めての事例であり、将来の核融合発電所の安全基準と許認可政策を確立するための共通基盤がどのように発展するかを大きく形作る可能性が高い。現在、ITERの許認可活動が進行中であることから、国際核融合コミュニティは、実証炉および商業炉という次世代の核融合発電所の設計における取り組みを強化すべきであることが明確になっている。したがって、第8回IAEA核融合安全性専門家会合は、発電施設の安全性の側面に焦点を当てた。いくつかのITER関連の安全問題が、核融合発電所研究プログラムへの潜在的影響の重要性から報告され、議論された。この専門家会合の目的は、今世紀半ばまでに運転開始が期待される最初の核融合発電所プロトタイプに関連すると予想されるすべての安全面を統合的な方法で検討し、魅力的なS&E特性を備えた最初の経済的に viable な核融合発電所につなげることであった。ゲストエディターによる審査と査読者の検討を経て、28本の論文のうち13本が掲載された。これらは以下の安全トピックに充てられている：発電所の安全性；核融合特有の運転安全アプローチ；テストブランケットモジュール；事故解析；トリチウムの安全性とインベントリ；廃止措置と廃棄物管理。 W. Guldenら（EU）による論文「ITERから核融合発電所への移行における主要な安全問題」は、最も最近の欧州核融合発電所概念設計研究に基づいて、ITERと将来の磁気閉じ込め核融合発電所の違いを強調している（オフサイト線量受容基準、設計基準事故内外の事故影響、職業被ばく、リサイクルおよび/または最終処分を含む廃棄物管理）。 S. Reyesら（米国）による論文「米国における慣性核融合エネルギーの安全性と環境活動の現状」は、米国の慣性核融合エネルギー（IFE）コミュニティ内で進行中のS&E研究をレビューしている。この研究は、ドライウォール方式のレーザー駆動IFE発電所の開発のための高平均出力レーザー（HAPL）プログラムと、高収量Zピンチ駆動ターゲットを使用した経済的に魅力的な発電所のためのZピンチIFEプログラムという2つの設計概念に焦点を当てている。著者らはIFEのS&E分野における将来の研究方向を提案している。 D. Pettiら（米国）による論文「米国核融合安全・環境プログラムにおける最近の成果と今後の方向性」は、米国の核融合プログラムが、慎重な材料選定、賢明な設計選択、および施設設計への安全要件の統合によって核融合のS&Eの可能性を達成できることを長年認識してきたと述べている。この目標を達成するために、S&E研究は、核融合施設における放射性および危険物質の最大の発生源の挙動の理解、核融合施設内のエネルギー源がそれらの物質をどのように移動させ得るかの理解、安全評価のための最新の統合S&E計算コードとリスクツールの開発、ならびに事故安全性、作業者安全性、および廃棄物処理の観点からの核融合施設設計の評価と改善に焦点を当てている。 ITERに設置されるトリチウム生産用テストブランケットモジュール（TBM）の安全問題を検討した3本の論文がある。これらのモジュールは、実証核融合発電施設（DEMO）の異なる概念を表している。L. Boccacciniら（ドイツ）は、欧州のヘリウム冷却ペブルベッドTBMにおける特定の事故（例えば、真空容器（VV）の加圧、Be-蒸気反応による水素生成、ポートセルとVV間の可能な相互接続による空気侵入）がITERの安全性を損なう可能性を分析している。Z. Chenら（中国）は、ITERで試験されるヘリウム冷却固体増殖材TBMの安全解析を発表している。放射能インベントリ、崩壊熱、廃棄物処理、電磁特性、LOCA、トリチウム安全管理が検討されている。B. Merrillら（米国）は、米国が提案したTBMに対して実施された予備的安全解析の概要を発表している。このDEMO関連の二重冷却液体鉛リチウムTBMは、米国とEUの両方で研究されてきた。 T. Pinnaら（イタリア）は、様々な核融合実験施設での運転経験から得られたデータに基づく核融合特有の構成要素の故障率データベースの6年間の開発をまとめている。この活動は2001年に開始され、欧州トーラス共同研究施設（JET）の真空および活性ガス処理システムの調査から始まった。2年後には中性粒子入射装置と電源システムが検討された。今年はイオンサイクロトロン共鳴加熱システムが評価されている。 I. Cristescuら（ドイツ）による論文「ITER燃料サイクルのトリチウムインベントリとトリチウム安全設計原則」は、様々な運転シナリオにおけるITER燃料サイクルの各システム内のトリチウムインベントリ評価のための動的数学モデル（TRIMO）を発表している。TRIMOは、燃料サイクルシステム内のトレードオフ研究のツールとして使用され、最終目標は全体のトリチウムインベントリの最小化である。 M. Matsuyamaら（日本）による論文は、ITERおよび将来の核融合炉のVVおよびトリチウムシステムにおける高レベルトリチウムインベントリとその分布のその場定量測定のための新しい技術を説明している。この技術は、トリチウム種から放出されるベータ線によって誘起されるX線の利用に基づいている。これは、気体、液体、固体の3つの物理状態の高レベルトリチウムに適用された。 最後に、核融合炉の廃止措置と廃棄物管理の安全問題に充てられた4本の論文がある。R. Pampinら（英国）による論文は、欧州発電所概念設計研究（PPCS）の2つのモデルの放射性廃棄物分析の改訂版を提供している。M. Zucchetti（イタリア）とS.A. Bartenev（ロシア）らによる別の論文は、V-Cr-Ti合金成分を活性化生成物から10 µSv/hの線量率まで精製し、クリアランスまたは直接的なリサイクルを可能にする放射化学抽出技術を説明しており、この技術は実験室の定常条件下で開発され試験された。L. El-Guebaly（米国）とその同僚は2本の論文を提出した。最初の論文では、核融合発電所廃棄物の処分をリサイクルとクリアランスで置き換える可能性を楽観的に検討している。2番目の論文では、特にわずかに放射化された核融合材料に対する、新しいクリアランスガイドラインの影響を検討している。