We analyse lithium sputtering, evaporation and transport for the National Spherical Torus Experiment (NSTX) liquid lithium divertor (LLD) for planned high heating power plasma conditions. A temperature-dependent, data-calibrated, surface-response model is used to specify sputter yield, velocity distributions, sputtered Li ion fraction and related phenomena, for the static liquid lithium surface with D, Li and trace C impingement. Using the surface-response model, and supplied UEDGE code edge plasma parameters and LLD surface temperature profile for a typical 2 MW heating, low D-recycle shot, the REDEP/WBC code package computes Li erosion/redeposition. The results are encouraging showing negligible Li evaporation, moderate sputter erosion, and acceptable Li transport to the edge (∼7% Li/D density) and core plasma (∼1% Li/D contamination potential) and LLD adjacent surfaces. A 2% carbon plasma content does not significantly affect the LLD surface response. For fixed plasma conditions, but with hypothetically higher surface temperatures than the reference 281 °C peak, an increase to ∼350 °C appears acceptable, thus implying a significant operating temperature margin.
我々は、National Spherical Torus Experiment（NSTX）液体リチウムダイバータ（LLD）における、計画された高加熱プラズマ条件でのリチウムのスパッタリング、蒸発、および輸送を分析する。温度依存型でデータ校正された表面応答モデルを用いて、D、Li、および微量のCの入射を伴う静的液体リチウム表面について、スパッタ収率、速度分布、スパッタされたLiイオン割合、および関連する現象を特定する。この表面応答モデルと、典型的な2 MW加熱・低Dリサイクルショットに対するUEDGEコードによる端部プラズマパラメータおよびLLD表面温度プロファイルを用いて、REDEP/WBCコードパッケージはLiの侵食/再堆積を計算する。結果は有望であり、Li蒸発は無視できる程度、スパッタ侵食は中程度、そして端部プラズマへのLi輸送（∼7% Li/D密度）およびコアプラズマへの輸送（∼1% Li/D混入ポテンシャル）ならびにLLD隣接表面への輸送は許容範囲内であることを示している。2%の炭素プラズマ含有量はLLD表面応答に有意な影響を与えない。固定されたプラズマ条件の下で、基準となる281°Cのピーク温度よりも仮想的に高い表面温度の場合、約350°Cまでの上昇は許容可能と思われ、これは有意な動作温度マージンを示唆している。