Power exhaust to the divertor and the conceptual design have been investigated for a steady-state DEMO in Japan with 1.5 GW-level fusion power and the major radius of 8.5 m, where the plasma parameters were revised appropriate for the impurity seeding scenario. A system code survey for the Ar impurity seeding suggested the volume-averaged density, impurity concentration and exhaust power from the main plasma of = 205–285 MW. The divertor plasma simulation (SONIC) was performed in the divertor leg length of 1.6 m with the fixed exhaust power to the edge of = 250 MW and the total radiation fraction at the edge, SOL and divertor ( = 0.8), as a first step to investigate appropriate design of the divertor size and geometry. At the outer target, partial detachment was produced near the strike-point, and the peak heat load () at the attached region was reduced to ~5 MW m−2 with appropriate fuel and impurity puff rates. At the inner divertor target, full detachment of ion flux was produced and the peak was less than 10 MW m−2 mostly due to the surface-recombination. These results showed a power exhaust scenario and the divertor design concept. An integrated design of the water-cooling heat sink for the long leg divertor was proposed. Cu-ally (CuCrZr) cooling pipe was applicable as the heat sink to handle the high heat flux near the strike-point, where displacements per atom rate was estimated to be 0.5–1.5 per year by neutronics calculation. An arrangement of the coolant rooting for Cu-alloy and Reduced Activation Ferritic Martensitic (RAFM) steel (F82H) pipes in a divertor cassette was investigated, and the heat transport analysis of the W-monoblock and Cu-alloy pipe under the peak of 10 MWm−2 and nuclear heating was performed. The maximum temperatures on the W-surface and Cu-alloy pipe were 1021 and 331 °C. Heat flux of 16 MW m−2 was distributed in the major part of the coolant pipe. These results were acceptable for the plasma facing and structural materials.
出力は、ダイバータへの排熱と概念設計について、日本における核融合出力1.5GW級、主半径8.5mの定常DEMO炉を対象に調査が行われた。ここでは、不純物シーディングシナリオに合わせてプラズマパラメータが修正された。Ar不純物シーディングに関するシステムコード調査により、体積平均密度、不純物濃度、および主プラズマからの排熱出力は205～285MWと示唆された。ダイバータプラズマシミュレーション（SONIC）は、ダイバータ脚長1.6m、周辺部への固定排熱出力250MW、周辺部・SOL・ダイバータにおける総放射割合0.8を条件として、ダイバータ寸法と形状の適正化を検討する第一段階として実施された。外側ターゲットでは、ストライク点近傍で部分的なデタッチメントが生成され、適切な燃料ガスと不純物ガスの供給により、アタッチメント領域でのピーク熱流束は約5MW m⁻²に低減された。内側ダイバータターゲットでは、イオン束の完全デタッチメントが生成され、ピーク熱流束は主に表面再結合により10MW m⁻²未満となった。これらの結果は、排熱シナリオとダイバータ設計概念を示すものであった。長脚ダイバータ用水冷ヒートシンクの統合設計が提案され、CuCrZr合金（Cu-ally）冷却管は、ストライク点近傍の高熱流束を処理するヒートシンクとして適用可能であることが示された。ここで、中性子工学計算による変位損傷（dpa）率は年間0.5～1.5と評価された。ダイバータカセット内におけるCu合金管と低放射化フェライト鋼（RAFM鋼、F82H）管の冷却水配管配置が検討され、WモノブロックとCu合金管の熱輸送解析が、ピーク熱流束10MW m⁻²および核発熱条件下で実施された。W表面とCu合金管の最高温度はそれぞれ1021℃および331℃であった。熱流束16MW m⁻²は冷却管の主要部に分布した。これらの結果は、プラズマ対向材料および構造材料として許容可能なものであった。