Helium-cooled divertor concepts are considered suitable for use in fusion power plants for safety reasons, as they enable the use of a coolant compatible with any blanket concept, since water would not be acceptable, e.g. in connection with ceramic breeder blankets using large amounts of beryllium. Moreover, they allow for a high coolant exit temperature for increasing the efficiency of the power conversion system. Within the framework of the European power plant conceptual study, different helium-cooled divertor concepts based on different heat transfer mechanisms are being investigated at ENEA Frascati, Italy, and Forschungszentrum Karlsruhe, Germany. They are based on a modular design which helps reduce thermal stresses. The design goal is to withstand a high heat flux of about 10–15 MW m−2, a value which is considered relevant to future fusion power plants to be built after ITER. The development and optimization of the divertor concepts require an iterative design approach with analyses, studies of materials and fabrication technologies and the execution of experiments. These issues and the state of the art of divertor development shall be the subject of this report.
ヘリウム冷却ダイバータ概念は、安全性の観点から核融合発電所での使用に適していると考えられている。なぜなら、いかなるブランケット概念とも適合する冷却材の使用を可能にするからである。例えば、大量のベリリウムを使用するセラミック増殖ブランケットでは、水は許容されない。さらに、ヘリウム冷却は、発電システムの効率を高めるための高い冷却材出口温度を可能にする。欧州の発電所概念設計研究の枠組みの中で、異なる熱伝達機構に基づく様々なヘリウム冷却ダイバータ概念が、イタリアのENEAフラスカティ研究所とドイツのカールスルーエ研究所において調査されている。これらは、熱応力を低減するのに役立つモジュール式設計に基づいている。設計目標は、約10〜15 MW m⁻²の高熱流束に耐えることであり、この値はITER後に建設される将来の核融合発電所に関連すると考えられている。ダイバータ概念の開発と最適化には、解析、材料および製造技術の研究、実験の実施を含む反復的な設計アプローチが必要である。これらの課題とダイバータ開発の現状が、本報告書の主題である。