The physics of the ITER edge and divertor plasma is strongly coupled with the divertor and the fuel cycle design. Owing to the limited space available the design as well as the remote maintenance approach for the ITER divertor are highly optimized to allow maximum space for the divertor plasma. Several auxiliary systems (e.g., in-vessel viewing instruments and glow discharge electrodes) as well as a part of the pumping and fuelling system have to be integrated together with the divertor into the lower level of ITER. Two main options exist for the choice of the plasma facing material in the divertor, i.e. tungsten and CFC. On the basis of already existing R&D results it is likely that the material choice will be mainly determined by physics considerations and material issues (e.g., C-T co-deposition). The requirements for the ITER fuel cycle arise from plasma physics as well as from the envisaged operation scenarios. Owing to the complex dynamic relationship of the fuel cycle subsystems among themselves and with the plasma, codes are employed for their optimization. These interacting issues are elaborated on the latest design status discussed.
ITERの周辺部およびダイバータプラズマの物理は、ダイバータおよび燃料サイクルの設計と強く結合している。利用可能な空間が限られているため、ITERのダイバータの設計および遠隔保守アプローチは、ダイバータプラズマに最大の空間を確保できるよう高度に最適化されている。いくつかの補助システム（例えば、真空容器内視認装置やグロー放電電極）ならびにポンプおよび燃料供給システムの一部は、ダイバータとともにITERの下部領域に統合されなければならない。ダイバータのプラズマ対向材料の選択には、タングステンとCFCの2つの主要なオプションが存在する。既存の研究開発結果に基づけば、材料の選択は主に物理的考察および材料問題（例えば、C-T共堆積）によって決定される可能性が高い。ITERの燃料サイクルに対する要求は、プラズマ物理ならびに想定される運転シナリオから生じる。燃料サイクルのサブシステム間およびプラズマとの間の複雑な動的関係のため、それらの最適化にはコードが用いられる。これらの相互に関連する問題について、最新の設計状況に基づいて詳述する。