In parallel with the programme to optimize the operation with a conventional divertor based on detached conditions to be tested on the ITER device, a project has been launched to investigate alternative power exhaust solutions for DEMO, aimed at the definition and the design of a divertor tokamak test facility (DTT). The DTT project proposal refers to a set of parameters selected so as to have edge conditions as close as possible to DEMO, while remaining compatible with DEMO bulk plasma performance in terms of dimensionless parameters and given constraints. The paper illustrates the DTT project proposal, referring to a 6 MA plasma with a major radius of 2.15 m, an aspect ratio of about 3, an elongation of 1.6–1.8, and a toroidal field of 6 T. This selection will guarantee sufficient flexibility to test a wide set of divertor concepts and techniques to cope with large heat loads, including conventional tungsten divertors; liquid metal divertors; both conventional and advanced magnetic configurations (including single null, snow flake, quasi snow flake, X divertor, double null); internal coils for strike point sweeping and control of the width of the scrape-off layer in the divertor region; and radiation control. The Poloidal Field system is planned to provide a total flux swing of more than 35 Vs, compatible with a pulse length of more than 100 s. This is compatible with the mission of studying the power exhaust problem and is obtained using superconducting coils. Particular attention is dedicated to diagnostics and control issues, especially those relevant for plasma control in the divertor region, designed to be as compatible as possible with a DEMO-like environment. The construction is expected to last about seven years, and the selection of an Italian site would be compatible with a budget of 500 M€.
核分裂反応に基づく従来型ダイバータを用いた運転最適化プログラム（ITER装置で試験予定）と並行して、DEMO向けの代替動力排気ソリューションを調査するプロジェクトが開始されており、ダイバータトカマク試験施設（DTT）の定義と設計を目的としている。DTTプロジェクト提案は、無次元パラメータと所与の制約の観点からDEMOのバルクプラズマ性能と両立しつつ、周辺条件が可能な限りDEMOに近くなるように選択された一連のパラメータを参照している。本論文は、主半径2.15m、アスペクト比約3、伸張比1.6〜1.8、トロイダル磁場6Tの6MAプラズマを参照するDTTプロジェクト提案を説明するものである。この選択により、従来型タングステンダイバータ、液体金属ダイバータ、従来型および先進的磁気配位（シングルヌル、スノーフレーク、準スノーフレーク、Xダイバータ、ダブルヌルを含む）、ストライク点走査とダイバータ領域におけるスクレイプオフ層の幅の制御のための内部コイル、放射制御など、多様なダイバータ概念と大きな熱負荷への対処技術を試験するための十分な柔軟性が保証される。ポロイダル磁場システムは、100秒を超えるパルス長と両立可能な35Vs超の総フラックス掃引を提供する計画である。これは動力排気問題の研究というミッションと両立可能であり、超伝導コイルを用いることで達成される。特に、ダイバータ領域におけるプラズマ制御に関連する診断と制御の問題に特に注意が払われており、DEMO類似環境と可能な限り両立するように設計されている。建設には約7年かかる見込みであり、イタリアのサイトを選択した場合、5億ユーロの予算で対応可能である。