Managing extreme heat and particle fluxes to divertor targets remains a critical challenge for high-power spherical tokamaks such as NSTX-U. In this work, UEDGE simulations coupled self-consistently with a two-dimensional wall transport solver (Wall-Li) are used to investigate two closely related issues important for NSTX-U operation: (1) plasma-surface interactions of graphite plasma-facing components (PFCs) under increasing input power for standard and snowflake (SF) divertors and (2) lithium PFC vapor shielding and its dependence on upstream plasma conditions for a standard lower single null divertor with a 5 mm layer of lithium on the graphite tiles. Simulations with graphite target PFCs show a monotonic increase in surface temperature with increasing heat flux incident on the target plates. For a broad range of operating conditions, surface temperatures exceed the graphite sublimation temperature , when graphite starts massively sublimating) once peak heat fluxes exceed 7 MW m. This occurs despite enhanced carbon radiation (up to 2.5 MW for a 10 MW input-power case), indicating that carbon radiation alone is insufficient to dissipate NSTX-U divertor heat loads with graphite PFCs. A SF-minus divertor configuration is analyzed to assess divertor heat handling on the secondary strike point (SP#2) under conditions where both magnetic field-line incidence and cross-field transport are uncertain. A poloidally non-uniform transport model is employed to approximate the enhanced cross-field transport associated with churning-mode (CM) plasma convection in the SF zone. Simulation results indicate that the heat flux to SP#2 is dominated by enhanced CM transport rather than parallel conduction, leading to increased deposited heat flux with increasing CM strength and incidence angle. Lithium vapor shielding is investigated using a self-consistent model in which lithium sourcing depends on local plasma and surface conditions. The model demonstrates that lithium vapor shielding provides passive thermal cooling, maintaining surface temperatures below C even as the core power increases. However, lithium accumulation upstream increases once surface temperatures exceed C. Increasing the core density augments the drag force on impurity ions due to the parallel plasma flow in the scrape-off layer, confining lithium closer to the target and thereby extending the operational window for effective vapor shielding. Overall, these results highlight the necessity of (1) thick lithium layers to prevent strike-point depletion, (2) active cooling mechanisms (such as fast-flowing liquid lithium) to suppress excessive surface temperatures and evaporation, as lithium operation is constrained by surface temperature, and/or (3) deuterium gas puffing near the divertor to further increase SOL flow and density, leading to higher frictional drag on lithium impurities.
高熱流束と粒子フラックスをダイバータ標的で管理することは、NSTX-Uのような高パワー球状トカマクにとって依然として重要な課題である。本研究では、二次元壁輸送ソルバー（Wall-Li）と自己無撞着に結合したUEDGEシミュレーションを用いて、NSTX-U運転にとって重要な密接に関連する二つの問題を調査する：（1）標準およびスノーフレーク（SF）ダイバータにおける入力パワー増加時の黒鉛プラズマ対向機器（PFC）のプラズマ-表面相互作用、および（2）黒鉛タイル上に5 mmのリチウム層を有する標準的な下部シングルヌルダイバータにおけるリチウムPFC蒸気遮蔽とその上流プラズマ条件への依存性。黒鉛標的PFCを用いたシミュレーションは、標的板に入射する熱流束の増加に伴い表面温度が単調に増加することを示す。広範囲の運転条件において、ピーク熱流束が7 MW mを超えると、表面温度は黒鉛の昇華温度（黒鉛が大規模に昇華し始める温度）を超える。これは、炭素放射の増強（10 MW入力パワーケースで最大2.5 MW）にもかかわらず発生し、炭素放射のみでは黒鉛PFCを用いたNSTX-Uダイバータ熱負荷を散逸させるのに不十分であることを示している。SFマイナスダイバータ配置を解析し、磁力線入射角と横断輸送の両方が不確実な条件下での二次ストライク点（SP#2）におけるダイバータ熱処理を評価する。ポロイダル方向に非一様な輸送モデルを用いて、SF領域におけるチャーニングモード（CM）プラズマ対流に関連する増強された横断輸送を近似する。シミュレーション結果は、SP#2への熱流束が平行伝導ではなく増強されたCM輸送によって支配され、CM強度と入射角の増加に伴って堆積熱流束が増加することを示す。リチウム蒸気遮蔽は、リチウムの供給が局所的なプラズマおよび表面条件に依存する自己無撞着モデルを用いて調査される。このモデルは、リチウム蒸気遮蔽が受動的熱冷却を提供し、コアパワーが増加しても表面温度をC以下に維持することを実証する。しかし、表面温度がCを超えると、上流へのリチウム蓄積が増加する。コア密度を増加させると、スクレイプオフ層における平行プラズマ流による不純物イオンへの抗力が増大し、リチウムを標的に近く閉じ込めることで、効果的な蒸気遮蔽のための運転ウィンドウが拡大する。全体として、これらの結果は、（1）ストライク点の枯渇を防ぐための厚いリチウム層、（2）過剰な表面温度と蒸発を抑制するための能動冷却機構（高速流動液体リチウムなど）の必要性（リチウム運転は表面温度によって制約されるため）、および/または（3）ダイバータ近傍への重水素ガス噴射によるSOL流と密度のさらなる増加（リチウム不純物への摩擦抗力の増大につながる）の必要性を強調するものである。