Lithium (Li) is a promising low-Z material for particle recycling and impurity control to improve plasma performance in fusion devices. In the experimental advanced superconducting tokamak (EAST), Li coating has become a routine method for wall conditioning, and a flowing liquid Li (FLiLi) limiter has been successfully tested several times. Deuterium retention characteristics in the Li film coated on the international thermonuclear experimental reactor-like tungsten divertor and FLiLi during plasma discharges, which is important for the utilization of Li in future fusion devices, were investigated in EAST. It is found that the absorption of the fuel particles by Li coatings decreases gradually, and recycling gradually increases over a series of discharges. The maximum net amount of deuterium retained reached ∼0.8 g, corresponding to 12% deuterium in the Li. This corresponds to a whole day's worth of shots with a total of 87 plasma discharges and a total of ∼640s plasma time after 11.75 g Li was deposited. Compared to the Li coating, it is shown that FLiLi continuously traps fuel particles and achieves a higher deuterium retention ratio over both the short- and long-term, leading to lower recycling. Meanwhile, it is also observed that the fuel particle retention ratio increases when FLiLi is closer to the plasma. This result is likely due to higher plasma heating power and limiter temperature, which cause an increased Li efflux from FLiLi due to a higher limiter temperature, which then redeposits on the other plasma-facing surfaces and increases fuel particle absorption. It is estimated that ⩾80% of the retained D particles are captured by the continual renewal of the Li redeposition film during the FLiLi operation. This investigation would also be useful for D/T retention in future fusion devices if Li is used as a plasma-facing component.
リチウム（Li）は、核融合装置におけるプラズマ性能を向上させるための粒子リサイクリングおよび不純物制御において有望な低Z材料である。実験先進超伝導トカマク（EAST）では、Liコーティングは壁調整の標準的な手法となっており、流動液体Li（FLiLi）リミターも数回の試験に成功している。国際熱核融合実験炉（ITER）類似のタングステン divertor 上にコーティングされたLi膜およびFLiLiにおけるプラズマ放電中の重水素保持特性は、将来の核融合装置におけるLi利用にとって重要であり、EASTにおいて調査された。Liコーティングによる燃料粒子の吸収は、一連の放電を通じて徐々に減少し、リサイクリングは徐々に増加することが見出された。保持された重水素の最大正味量は約0.8 gに達し、これはLi中の12%の重水素に相当する。これは、11.75 gのLiが堆積された後、合計87回のプラズマ放電と合計約640秒のプラズマ時間からなる1日分の運転に相当する。Liコーティングと比較して、FLiLiは燃料粒子を継続的に捕捉し、短期および長期の両方においてより高い重水素保持率を達成し、リサイクリングを低減することが示された。一方、FLiLiがプラズマに近いほど燃料粒子保持率が増加することも観察された。この結果は、リミター温度の上昇によりFLiLiからのLi放出が増加し、そのLiが他のプラズマ対向面に再堆積して燃料粒子吸収を増加させるためである可能性が高い。FLiLi運転中に保持されたD粒子の80%以上が、Li再堆積膜の継続的な更新によって捕捉されると推定される。この調査は、将来の核融合装置においてLiがプラズマ対向部品として使用される場合のD/T保持にも有用であろう。