The SOLPS-ITER code is utilized to analyze the boundary plasma associated with a fast-flow lithium (Li) divertor configuration in the fusion nuclear science facility (FNSF) tokamak and identify operational regimes with acceptable divertor and core conditions. Plasma transport from the SOLPS-ITER code has been coupled with a liquid metal (LM) MHD/heat transfer code to model a Li open-surface divertor design and assess its impact on the scrape-off-layer (SOL) and core plasma performance. Simulations with only Neon (Ne) impurity seeding have been conducted to evaluate its impact on meeting FNSF design demands for the divertor and upstream plasma parameters. Simulation results indicate that Ne seeding significantly mitigates divertor heat flux but potentially reduces both upstream electron and main ion density due to fuel dilution. The combined application of Ne seeding and deuterium (D2) puffing is required to satisfy the FNSF design requirements on upstream density ( ∼1× 1020 m−3) and divertor energy flux (10 MW m−2). D2 puffing plays a role in counteracting upstream density drops and augmenting energy and momentum losses through atomic and molecular processes.The inlet Li flow velocity is systematically varied across a wide range to identify acceptable flows and corresponding LM surface temperatures. This comprehensive analysis identifies the acceptable Li flow parameters, LM surface temperature, and emitted Li fluxes necessary to meet the major design constraints. The emitted Li fluxes exhibit minimal impact on the main plasma at surface temperatures up to approximately ∼525 ∘C, corresponding emitted Li fluxes of up to φLi ∼2 atoms s−1. Uncertainties in the Li emission processes from the surface are also investigated, primarily influencing Li loss in the lower surface temperature range (C), with simulation results indicating a minor impact on the divertor and upstream plasma. Conversely, evaporation predominantly drives the Li loss processes at higher surface temperature ranges (C), contaminating both the divertor and upstream plasma.
SOLPS-ITERコードを用いて、核融合核科学施設（FNSF）トカマクにおける高速流動リチウム（Li）ダイバータ構成に関連する境界プラズマを解析し、許容可能なダイバータおよびコア条件を備えた運転領域を特定する。SOLPS-ITERコードからのプラズマ輸送は、液体金属（LM）MHD/熱伝達コードと結合され、Li開放表面ダイバータ設計をモデル化し、スクレイプオフ層（SOL）およびコアプラズマ性能への影響を評価する。ネオン（Ne）不純物シードのみを用いたシミュレーションを実施し、ダイバータおよび上流プラズマパラメータに対するFNSF設計要求を満たすためのその影響を評価した。シミュレーション結果は、Neシードがダイバータ熱流束を大幅に緩和するが、燃料希釈により上流電子密度と主イオン密度の両方を低下させる可能性があることを示している。Neシードと重水素（D2）パフィングの併用が、上流密度（∼1× 1020 m−3）およびダイバータエネルギー束（10 MW m−2）に関するFNSF設計要件を満たすために必要である。D2パフィングは、上流密度低下を打ち消し、原子・分子過程によるエネルギーおよび運動量損失を増強する役割を果たす。入口Li流速を広範囲にわたって系統的に変化させ、許容可能な流れと対応するLM表面温度を特定する。この包括的な解析により、主要な設計制約を満たすために必要な許容可能なLi流動パラメータ、LM表面温度、および放出Liフラックスが特定される。放出Liフラックスは、表面温度が約∼525°Cまで、対応する放出Liフラックスが最大φLi ∼2 atoms s−1である場合、主プラズマへの影響は最小限である。表面からのLi放出プロセスの不確実性も調査され、主に低い表面温度範囲（C）でのLi損失に影響を与え、シミュレーション結果はダイバータおよび上流プラズマへの影響は軽微であることを示している。逆に、蒸発はより高い表面温度範囲（C）でのLi損失プロセスを主に駆動し、ダイバータと上流プラズマの両方を汚染する。