As an alternative choice of solid plasma facing components (PFCs), flowing liquid lithium can serve as a limiter or divertor PFC and offers a self-healing surface with acceptable heat removal and good impurity control. Such a system could improve plasma performance, and therefore be attractive for future fusion devices. Recently, a continuously flowing liquid lithium (FLiLi) limiter has been successfully designed and tested in the EAST superconducting tokamak. A circulating lithium layer with a thickness of <0.1 mm and a flow rate ~2 cm3 s−1 was achieved. A novel in-vessel electro-magnetic pump, working with the toroidal magnetic field of the EAST device, was reliable to control the lithium flow speed. The flowing liquid limiter was found to be fully compatible with various plasma scenarios, including high confinement mode plasmas heated by lower hybrid waves or by neutral beam injection. It was also found that the controllable lithium emission from the limiter was beneficial for the reduction of recycling and impurities, for the reduction of divertor heat flux, and in certain cases, for the improvement of plasma stored energy, which bodes well application for the use of flowing liquid lithium PFCs in future fusion devices.
固体プラズマ対向機器（PFC）の代替選択肢として、流動液体リチウムはリミッタまたはダイバータPFCとして機能し、自己修復性表面、許容可能な熱除去、および良好な不純物制御を提供できる。このようなシステムはプラズマ性能を向上させる可能性があり、したがって将来の核融合装置にとって魅力的である。最近、連続的に流動する液体リチウム（FLiLi）リミッタがEAST超伝導トカマクにおいて設計され、試験に成功した。厚さ0.1 mm未満、流量約2 cm3 s−1の循環液体リチウム層が達成された。EAST装置のトロイダル磁場を利用した新型の容器内電磁ポンプは、液体リチウムの流速を制御する上で信頼性が高いことが実証された。流動液体リミッタは、低混成波加熱または中性粒子ビーム入射による高閉じ込めモードプラズマを含む、さまざまなプラズマシナリオと完全に適合することが見出された。また、リミッタからの制御可能なリチウム放出は、リサイクリングと不純物の低減、ダイバータ熱流束の低減、および特定のケースではプラズマ蓄積エネルギーの向上に有益であることも明らかになった。これらの結果は、将来の核融合装置における流動液体リチウムPFCの応用に有望な見通しを示すものである。