Experiments in the National Spherical Torus Experiment (NSTX) have shown beneficial effects on the performance of divertor plasmas as a result of applying lithium coatings on the graphite and carbon-fiber-composite plasma-facing components. These coatings have mostly been applied by a pair of lithium evaporators mounted at the top of the vacuum vessel which inject collimated streams of lithium vapor toward the lower divertor. In neutral beam injection (NBI)-heated deuterium H-mode plasmas run immediately after the application of lithium, performance modifications included decreases in the plasma density, particularly in the edge, and inductive flux consumption, and increases in the electron and ion temperatures and the energy confinement time. Reductions in the number and amplitude of edge-localized modes (ELMs) were observed, including complete ELM suppression for periods of up to 1.2 s, apparently as a result of altering the stability of the edge. However, in the plasmas where ELMs were suppressed, there was a significant secular increase in the effective ion charge Zeff and the radiated power as a result of increases in the carbon and medium-Z metallic impurities, although not of lithium itself which remained at a very low level in the plasma core, <0.1%. The impurity buildup could be inhibited by repetitively triggering ELMs with the application of brief pulses of an n = 3 radial field perturbation. The reduction in the edge density by lithium also inhibited parasitic losses through the scrape-off-layer of ICRF power coupled to the plasma, enabling the waves to heat electrons in the core of H-mode plasmas produced by NBI. Lithium has also been introduced by injecting a stream of chemically stabilized, fine lithium powder directly into the scrape-off-layer of NBI-heated plasmas. The lithium was ionized in the SOL and appeared to flow along the magnetic field to the divertor plates. This method of coating produced similar effects to the evaporated lithium but at lower amounts.
National Spherical Torus Experiment（NSTX）における実験により、グラファイトおよび炭素繊維複合材製のプラズマ対向部品にリチウムコーティングを施すことが、ダイバータプラズマの性能に有益な効果をもたらすことが示された。これらのコーティングは、主に真空容器上部に設置された2基のリチウム蒸発器によって施され、リチウム蒸気のコリメートされた流れが下部ダイバータに向けて注入された。リチウム塗布直後に実施された中性粒子ビーム加熱（NBI）重水素Hモードプラズマにおいて、性能の変化として、プラズマ密度、特に周辺部での密度の減少、誘導磁束消費の減少、ならびに電子温度およびイオン温度の上昇とエネルギー閉じ込め時間の増加が観測された。周辺局在化モード（ELM）の振幅と発生頻度の低減が観測され、最大1.2秒間にわたるELM完全抑制も達成された。これは、明らかに周辺部の安定性を変化させた結果である。しかしながら、ELMが抑制されたプラズマでは、有効イオン電荷Z_effおよび放射損失パワーが経時的に有意に増加した。これは、炭素および中程度の原子番号（中Z）の金属不純物の増加によるものであり、リチウム自体はプラズマコアにおいて非常に低いレベル（<0.1%）に留まった。この不純物の蓄積は、n=3の径方向摂動磁場の短パルスを印加してELMを繰り返し誘発することにより抑制可能であった。リチウムによる周辺密度の低減は、イオンサイクロトロン周波数帯（ICRF）加熱の結合損失を抑制する効果ももたらし、NBI生成Hモードプラズマのコアにおける電子加熱を可能にした。さらに、リチウムは、NBI加熱プラズマのスクレイプオフ層（SOL）に化学的に安定化された微細リチウム粉末の流れを直接注入する方法によっても導入された。このリチウムはSOL内で電離され、磁力線に沿ってダイバータ板へと流れるように見えた。この粉末注入によるコーティング方法は、蒸発法と同様の効果を、より少ないリチウム量で達成した。