The design of the monoblocks constituting the ITER divertor vertical targets comprises a simple toroidal (i.e. toroidally-facing) bevel of 0.5 mm in order to magnetically shadow poloidal (i.e. poloidally-running) leading edges, arising from radial misalignments between toroidally neighbouring blocks, from parallel heat loads between and during edge-localised modes (ELMs). Previous studies suggest that excessive heating of long toroidal edges could also occur, possibly leading to melting during ELMs. Furthermore, despite the toroidal bevel, tiny regions of the poloidal leading edges known as 'optical hot spots', accessible along magnetic field lines through toroidal gaps, remain exposed to parallel heat flux from ELMs. The intense heat flux onto those optical hot spots could be large enough to trigger tungsten boiling. A possible solution at the outer vertical target is to implement a planar toroidal–poloidal bevel that would hide all poloidal and toroidal edges and eliminate the optical hot spot. It will be demonstrated that a reasonable 'shallow' toroidal–poloidal bevel solution solves all these problems with minimal trade-offs, under the condition that monoblocks on neighbouring plasma-facing units be well aligned poloidally in order to prevent the appearance of exposed leading edges, meaning, in the worst case, a stepwise downward shift of each toroidally upstream plasma-facing unit by −2 ± 2 mm with respect to their downstream neighbours. A more deeply beveled solution has also been studied that is immune to poloidal misalignments, but which comprises important trade-offs in terms of higher heat load to the main wetted surface, and excessive ELM heat loads onto the magnetically shadowed side of the toroidal gaps. Unfortunately, due the inclination of magnetic flux surfaces, the planar toroidal–poloidal beveling solution does not work at the inner vertical target, meaning that its application at the outer target alone leaves the inner toroidal gaps unprotected. This, together with the technologically challenging requirement for a high degree of poloidal alignment of toroidally neighbouring plasma-facing units, has led to a decision not to apply the poloidal–toroidal bevel solution on the ITER vertical targets.
ITERダイバータの垂直ターゲットを構成するモノブロックの設計は、トロイダル方向に隣接するブロック間のラジアル方向のずれから生じるポロイダル方向のリーディングエッジを、磁気的に遮蔽するために、トロイダル方向（すなわちトロイダル方向に面する）の0.5 mmのベベルを施すことを含む。これにより、ELM（周辺局在モード）間およびELM中の平行熱流束から保護する。これまでの研究では、長いトロイダル方向のエッジへの過剰な加熱も発生し得ることが示唆されており、ELM中に溶融を引き起こす可能性がある。さらに、トロイダル方向のベベルにもかかわらず、トロイダル方向のギャップを通じて磁力線に沿って到達可能な「光学ホットスポット」として知られるポロイダル方向のリーディングエッジの微小領域が、ELMからの平行熱流束に曝露されたままとなる。これらの光学ホットスポットへの強烈な熱流束は、タングステンの溶融を引き起こすのに十分な大きさとなり得る。外側垂直ターゲットにおける一つの可能な解決策は、平面状のトロイダル–ポロイダルベベルを施すことであり、これにより全てのポロイダル方向およびトロイダル方向のエッジを隠蔽し、光学ホットスポットを排除する。隣接するプラズマ対向ユニット上のモノブロックがポロイダル方向に良好に整列しているという条件下で、合理的な「浅い」トロイダル–ポロイダルベベル解決策が、最小限のトレードオフで全ての課題を解決することが実証される。最悪の場合、各トロイダル方向上流側のプラズマ対向ユニットが、下流側の隣接ユニットに対して−2 ± 2 mmの段階的な下方シフトを必要とすることを意味する。より深いベベルを施した解決策も研究されており、これはポロイダル方向のずれに対して免疫性を有するが、主たる被熱面への熱負荷の増大や、トロイダル方向ギャップの磁気的に遮蔽された側への過剰なELM熱負荷といった重要なトレードオフを伴う。残念ながら、磁束面の傾斜により、平面状のトロイダル–ポロイダルベベル解決策は内側垂直ターゲットでは機能せず、外側ターゲットのみへの適用では内側のトロイダル方向ギャップが保護されないままとなる。このことと、トロイダル方向に隣接するプラズマ対向ユニットのポロイダル方向の整列に対する技術的に困難な要求とが相まって、ITER垂直ターゲットにポロイダル–トロイダルベベル解決策を適用しないという決定に至った。