Demonstrating the production of net electricity and operating with a closed fuel-cycle remain unarguably the crucial steps towards the exploitation of fusion power. These are the aims of a demonstration fusion reactor (DEMO) proposed to be built after ITER. This paper briefly describes the DEMO design options that are being considered in Europe for the current conceptual design studies as part of the Roadmap to Fusion Electricity Horizon 2020. These are not intended to represent fixed and exclusive design choices but rather 'proxies' of possible plant design options to be used to identify generic design/material issues that need to be resolved in future fusion reactor systems. The materials nuclear design requirements and the effects of radiation damage are briefly analysed with emphasis on a pulsed 'low extrapolation' system, which is being used for the initial design integration studies, based as far as possible on mature technologies and reliable regimes of operation (to be extrapolated from the ITER experience), and on the use of materials suitable for the expected level of neutron fluence. The main technical issues arising from the plasma and nuclear loads and the effects of radiation damage particularly on the structural and heat sink materials of the vessel and in-vessel components are critically discussed. The need to establish realistic target performance and a development schedule for near-term electricity production tends to favour more conservative technology choices. The readiness of the technical (physics and technology) assumptions that are being made is expected to be an important factor for the selection of the technical features of the device.
実用規模の正味電力を生産し、閉じた燃料サイクルで運転することを実証することは、核融合エネルギーの利用に向けた決定的なステップであることに疑いの余地はない。これらは、ITERの後に建設されることが提案されている実証核融合炉（DEMO）の目標である。本論文は、ロードマップ「Fusion Electricity Horizon 2020」の一部として、欧州で現在検討されている概念設計研究におけるDEMO設計オプションについて簡潔に述べるものである。これらは、固定された排他的な設計選択を表すことを意図したものではなく、将来の核融合炉システムにおいて解決されるべき一般的な設計・材料上の課題を特定するために使用される、可能なプラント設計オプションの「代理」を表すものである。材料の核設計要件と放射線損傷の影響について、可能な限り成熟した技術と信頼性の高い運転モード（ITERの経験から外挿されるもの）に基づき、想定される中性子フルエンスのレベルに適した材料の使用に基づく、初期設計統合研究に使用されているパルス運転の「低外挿」システムに重点を置いて簡潔に分析する。プラズマおよび核負荷から生じる主要な技術的課題と、特に容器および容器内コンポーネントの構造材料および除熱材料に対する放射線損傷の影響について批判的に論じる。短期的な電力生産のための現実的な目標性能と開発スケジュールを確立する必要性は、より保守的な技術選択を有利にする傾向がある。現在行われている技術的（物理学的および工学的）仮定の成熟度は、装置の技術的特徴の選択において重要な要素となることが期待される。