Plasma exhaust has been identified as a major challenge towards the realisation of magnetic confinement fusion. To mitigate the risk that the single null divertor (SND) with a high radiation fraction in the scrape-of-layer (SOL) adopted for ITER will not extrapolate to a DEMO reactor, the EUROfusion consortium is assessing potential benefits and engineering challenges of alternative divertor configurations. Alternative configurations that could be readily adopted in a DEMO design include the X divertor (XD), the Super-X divertor (SXD), the Snowflake divertor (SFD) and the double null divertor (DND). The flux flaring towards the divertor target of the XD is limited by the minimum grazing angle at the target set by gaps and misalignments. The characteristic increase of the target radius in the SXD is a trade-off with the increased TF coil volume, but, ultimately, also limited by forces onto coils. Engineering constraints also limit XD and SXD characteristics to the outer divertor leg with a solution for the inner leg requiring up-down symmetric configurations. Capital cost increases with respect to a SND configuration are largest for SXD and SFD, which require both significantly more poloidal field coil conductors and in the case of the SXD also more toroidal field coil conductors. Boundary models with increasing degrees of complexity have been used to predict the beneficial effect of the alternative configurations on exhaust performance. While all alternative configurations should decrease the power that must be radiated in the outer divertor, only the DND and possibly the SFD also ease the radiation requirements in the inner divertor. These decreases of the radiation requirements are however expected to be small making the ability of alternative divertors to increase divertor radiation without excessive core performance degradation their main advantage. Initial 2D fluid modeling of argon seeding in XD and SFD configurations indicate such advantages over the SND, while results for SXD and DND are still pending. Additional improvements, expected from increased turbulence in the low poloidal field region of the SFD also remain to be verified. A more precise comparison with the SND as well as absolute quantitative predictions for all configurations requires more complete physics models that are currently only being developed.
プラズマ排気は、磁気閉じ込め核融合の実現に向けた主要な課題として特定されている。ITERで採用された、スクレイプオフ層（SOL）における高放射割合を持つシングルヌルダイバータ（SND）がDEMO炉に外挿できないリスクを軽減するため、EUROfusionコンソーシアムは、代替ダイバータ構成の潜在的な利点と工学的課題を評価している。DEMO設計に容易に採用できる可能性のある代替構成には、Xダイバータ（XD）、スーパーXダイバータ（SXD）、スノーフレークダイバータ（SFD）、ダブルヌルダイバータ（DND）が含まれる。XDのダイバータターゲットに向かう磁束のフレアリングは、ギャップとミスアライメントによって設定されるターゲットでの最小グレージング角によって制限される。SXDにおけるターゲット半径の特徴的な増加は、TFコイル体積の増加とのトレードオフであるが、最終的にはコイルへの力によっても制限される。工学的制約はまた、XDおよびSXDの特性を外側ダイバータ脚に限定し、内側脚の解決策には上下対称構成を必要とする。SND構成に対する資本コストの増加は、SXDとSFDで最も大きく、これらは両方ともかなり多くのポロイダル磁場コイル導体を必要とし、SXDの場合にはさらに多くのトロイダル磁場コイル導体も必要とする。複雑さの度合いが増す境界モデルが、排気性能に対する代替構成の有益な効果を予測するために使用されてきた。すべての代替構成が外側ダイバータで放射されなければならない電力を減少させるべきである一方で、DNDとおそらくSFDのみが内側ダイバータの放射要件も緩和する。しかし、これらの放射要件の減少は小さいと予想され、代替ダイバータが過度のコア性能劣化なしにダイバータ放射を増加させる能力が、それらの主な利点となる。XDおよびSFD構成におけるアルゴンシーディングの初期2次元流体モデリングは、SNDに対するそのような利点を示しているが、SXDおよびDNDの結果はまだ保留中である。SFDの低ポロイダル磁場領域における乱流の増加から期待される追加の改善も、まだ検証される必要がある。SNDとのより精密な比較、およびすべての構成に対する絶対的な定量的予測には、現在開発中であるより完全な物理モデルが必要である。