Concepts of the power exhaust and divertor design have been developed, with a high priority in the pre-conceptual design phase of the Japan–Europe broader approach DEMO design activity (BA DDA). Common critical issues are the large power exhaust and its fraction in the main plasma and divertor by the radiative cooling (Pradtot/Pheat ⩾ 0.8). Different exhaust concepts in the main plasma and divertor have been developed for Japanese (JA) and European (EU) DEMOs. JA proposed a conventional closed divertor geometry to challenge large Psep/Rp handling of 30–35 MW m−1 in order to maintain the radiation fraction in the main plasma at the ITER-level (fradmain = Pradmain/Pheat ∼ 0.4) and higher plasma performance. EU challenged both increasing fradmain to ∼0.65 and handling the ITER-level Psep/Rp in the open divertor geometry. Power exhaust simulations have been performed by SONIC (JA) and SOLPS5.1 (EU) with corresponding Psep = 250–300 MW and 150–200 MW, respectively. Both results showed that large divertor radiation fraction (Praddiv/Psep ⩾ 0.8) was required to reduce both peak qtarget (⩽10 MW m−2) and Te,idiv. In addition, the JA divertor performance with EU-reference Psep of 150 MW showed benefit of the closed geometry to reduce the peak qtarget and Te,idiv near the separatrix, and to produce the partial detachment. Integrated designs of the water cooled divertor target, cassette and coolant pipe routing have been developed in both EU and JA, based on the tungsten (W) monoblock concept with Cu-alloy pipe. For year-long operation, DEMO-specific risks such as radiation embrittlement of Cu-interlayers and Cu-alloy cooling pipe were recognized, and both foresee higher water temperature (130 °C–200 °C) compared to that for ITER. At the same time, several improved technologies of high heat flux components have been developed in EU, and different heat sink design, i.e. Cu-alloy cooling pipes for targets and RAFM steel ones for the baffle, dome and cassette, was proposed in JA. The two approaches provide important case-studies of the DEMO divertor, and will significantly contribute to both DEMO designs.
動力排気とダイバータ設計の概念は、日欧の幅広いアプローチによるDEMO設計活動（BA DDA）の事前概念設計段階において、優先度の高い課題として発展してきた。共通の重大な課題は、主プラズマとダイバータにおける大きな動力排気と、放射冷却によるその割合（Pradtot/Pheat ≧ 0.8）である。主プラズマとダイバータにおける異なる排気概念が、日本（JA）および欧州（EU）のDEMOに対して開発されてきた。JAは、主プラズマ中の放射損失割合をITERレベル（fradmain = Pradmain/Pheat ∼ 0.4）に維持し、より高いプラズマ性能を得るために、30〜35 MW m−1の大きなPsep/Rpの処理に挑戦する従来型の閉ダイバータ形状を提案した。EUは、fradmainの∼0.65への増加と、開ダイバータ形状におけるITERレベルのPsep/Rpの処理の両方に挑戦した。動力排気シミュレーションは、SONIC（JA）とSOLPS5.1（EU）により、それぞれPsep = 250〜300 MWおよび150〜200 MWで実施された。両結果とも、ピークqtarget（≤10 MW m−2）とTe,idivの両方を低減するためには、大きなダイバータ放射損失割合（Praddiv/Psep ≥ 0.8）が必要であることを示した。さらに、EU基準のPsep 150 MWにおけるJAのダイバータ性能は、セパラトリックス近傍のピークqtargetとTe,idivを低減し、部分的デタッチメントを生成するための閉形状の利点を示した。水冷ダイバータ標的、カセット、冷却水管経路の統合設計は、Cu合金管を用いたタングステン（W）モノブロック概念に基づき、EUとJAの両方で開発されてきた。長期間の運転に向けて、Cu中間層およびCu合金冷却管の放射線脆化などのDEMO固有のリスクが認識され、両者ともITERと比較して高い水温（130 °C〜200 °C）を見込んでいる。同時に、高熱流束部品のいくつかの改良技術がEUで開発され、JAでは異なる冷却体設計、すなわち標的用のCu合金冷却管と、バッフル、ドーム、カセット用のRAFM鋼管が提案された。この2つのアプローチは、DEMOダイバータの重要なケーススタディを提供し、両方のDEMO設計に大きく貢献するものである。