A detached divertor plasma is predicted to be necessary to mitigate the heat fluxes and ion energy, and so sputtering, at the divertor plate of a fusion power plant. It has proven difficult in current experiments, however, to prevent the detachment front, once formed, from running up to the main plasma resulting in deterioration of pedestal performance. The lithium vapor box divertor localizes a dense cloud of lithium vapor away from the main plasma, in order to induce detachment at a stable, distant location. The vapor localization is created by local evaporation and nearby condensation, a configuration inaccessible for non-condensing seed impurities. This paper provides simulations of lithium vapor flow using the SPARTA direct simulation Monte Carlo (DSMC) code, in which the lithium vapor dynamics are governed by Li–Li collisions that should dominate in regions with little plasma. Inertia is included in this code, permitting the formation of shocks. The plasma model implemented in SPARTA is based on UEDGE results for the location of ionization and recombination. We find that a simplified lithium vapor box configuration, without baffles, provides robust stabilization of the detachment front and acceptable lithium vapor flow to the main chamber. Lithium is evaporated from a capillary porous surface on the private-flux side of the divertor, distant from the main plasma, and is condensed on the other side walls of the divertor chamber. The condensed lithium flows back to the evaporator through 2 cm internal diameter pipes. The capillary pressure differential at the surface of the evaporator is capable of overcoming MHD back-force in the piping, with a great deal of margin if a sandwich flow channel insert is implemented. Very little lithium should be accumulated on the first wall of the main chamber if it is maintained at 600 °C, as expected for a power-producing fusion system.
ダイバータプラズマは、核融合発電所のダイバータ板における熱流束とイオンエネルギー、ひいてはスパッタリングを緩和するために必要であると予測されている。しかしながら、現在の実験では、一旦形成されたデタッチメントフロントが主プラズマまで遡上し、ペデスタル性能の低下をもたらすことを防ぐことは困難であることが実証されている。リチウム蒸気ボックスダイバータは、主プラズマから離れた位置に高密度のリチウム蒸気雲を局在化させ、安定した遠隔位置でデタッチメントを誘起することを目的としている。蒸気の局在化は、局所的な蒸発と近傍での凝縮によって実現され、これは非凝縮性シード不純物では達成不可能な構成である。本論文では、SPARTA直接シミュレーション・モンテカルロ（DSMC）コードを用いたリチウム蒸気流のシミュレーションを提供する。このコードでは、リチウム蒸気の動力学は、プラズマが支配的でない領域で支配的となるLi–Li衝突によって支配される。このコードには慣性が含まれており、衝撃波の形成が可能となる。SPARTAに実装されたプラズマモデルは、電離と再結合の位置に関するUEDGEの結果に基づいている。バッフルを有さない簡略化されたリチウム蒸気ボックス構成であっても、デタッチメントフロントの堅牢な安定化と、主プラズマチャンバーへの許容可能なリチウム蒸気流量が達成されることを我々は見出した。リチウムは、主プラズマから離れたダイバータのプライベート側表面にあるキャピラリ多孔質表面から蒸発し、ダイバータチャンバーの反対側の側壁で凝縮する。凝縮したリチウムは、内径2 cmの配管を通って蒸発器へと戻る。蒸発器表面におけるキャピラリ圧力差は、サンドイッチ流路インサートを実装すれば、配管内のMHD逆圧を十分な余裕をもって克服することができる。主プラズマチャンバーの第一壁が600 °Cに維持されれば、電力生産型核融合システムで期待される通り、第一壁へのリチウム蓄積はごくわずかであるべきである。