JT-60 is planned to be modified to a fully superconducting coil tokamak (JT-60SC) to establish scientific and technological bases for an attractive DEMO reactor. A divertor geometry for JT-60SC is designed to achieve enough exhaust capability for high triangularity configuration, which is essential to obtain high plasma pressure and type II ELMs. For the improvement of detachment control capability, vertical targets are applied with baffle plates into which 3 cm SOL flux surface on the outer midplane can be led. Cryopanels are installed under both a private dome and an outer divertor to allow separated pressure control for inner and outer divertor legs, which is important for the detachment control. The preliminary results of the numerical simulation with SOLDOR/NEUT2D code show that the pumping speed of ⩽60 m3 s-1 at an outer pumping slot would be enough to control the detachment at the outer divertor without an X-point MARFE under the condition of the edge density of 3.2×1019 m-3 and the SOL power flow of qi = qe = 6 MW.
JT-60は、魅力的なDEMO炉の科学的・技術的基盤を確立するために、全超伝導コイル型トカマク（JT-60SC）へ改造される計画である。JT-60SC用のダイバータ形状は、高プラズマ圧力とType II ELMを得るために不可欠な高三角変形配位に対して十分な排気能力を達成するよう設計されている。脱離制御能力の向上のため、外側中平面で3 cmのSOL磁束面が進入可能なバッフル板を備えた垂直ターゲットが採用されている。内側・外側ダイバータ脚部の分離した圧力制御を可能にするため、低温ポンプはプライベート領域と外側ダイバータの両方の下部に設置されている。SOLDOR/NEUT2Dコードによる数値シミュレーションの予備的結果は、周辺密度3.2×10¹⁹ m⁻³およびSOLパワーフローqi = qe = 6 MWの条件下において、外側ポンピングスロットでの排気速度≤60 m³/sで、XポイントMARFEを伴わずに外側ダイバータの脱離を制御するのに十分であることを示している。