Previous measurements on the National Spherical Torus Experiment (NSTX) demonstrated peak, perpendicular heat fluxes, qdep,pk⩽15 MW m−2 with an inter-edge localized mode integral heat flux width, during high performance, high power operation (plasma current, Ip = 1.2 MA and injected neutral beam power, PNBI = 6 MW) when magnetically mapped to the outer midplane. Analysis indicates that scales approximately as . The extrapolation of the divertor heat flux and λq for NSTX-U are predicted to be upwards of 24 MW m−2 and 3 mm, respectively assuming a high magnetic flux expansion, fexp ∼ 30, PNBI = 10 MW, balanced double null operation and boronized wall conditioning. While the divertor heat flux has been shown to be mitigated through increased magnetic flux expansion, impurity gas puffing, and innovative divertor configurations on NSTX, the application of evaporative lithium coatings in NSTX has shown reduced peak heat flux from 5 to 2 MW m−2 during similar operation with 150 and 300 mg of pre-discharge lithium evaporation respectively. Measurement of divertor surface temperatures in lithiated NSTX discharges is achieved with a unique dual-band IR thermography system to mitigate the variable surface emissivity introduced by evaporative lithium coatings. This results in a relative increase in divertor radiation as measured by divertor bolometry. While the measured divertor heat flux is reduced with strong lithium evaporation, λq contracts to 3–6 mm at low Ip but remains nearly constant as Ip is increased to 1.2 MA yielding λq's comparable to no lithium discharges at high Ip.
以前のナショナル・スフェリカル・トーラス実験（NSTX）における測定では、高性能・高電力運転時（プラズマ電流、Ip = 1.2 MA、中性粒子ビーム入射電力、PNBI = 6 MW）に、磁気マッピングにより外側中平面へ換算した場合、ピーク垂直熱流束 qdepk⩽15 MW m⁻² と、周辺局在モード間の積分熱流束幅 が実証された。解析により、 はおおよそ に比例してスケーリングすることが示されている。NSTX-U におけるダイバータ熱流束と λq の外挿予測値は、高磁束拡大（fexp ∼ 30）、PNBI = 10 MW、バランスド・ダブルヌル運転、ボロン化壁コンディショニングを仮定した場合、それぞれ最大 24 MW m⁻² および 3 mm 以上と予測される。NSTX においてダイバータ熱流束は、磁束拡大の増加、不純物ガス入射、および革新的なダイバータ配位によって緩和されることが実証されている一方で、リチウム蒸発コーティングの適用により、同様の運転条件下でピーク熱流束は 5 MW m⁻² から 2 MW m⁻² へ低減することが示された。なお、これはそれぞれ 150 mg および 300 mg の放電前リチウム蒸発量に対応する。リチウム化された NSTX 放電におけるダイバータ表面温度の測定は、リチウム蒸発コーティングによって導入される可変表面放射率を補正する独自の二波長帯赤外線サーモグラフィシステムによって達成された。この結果、ダイバータボロメトリによる放射測定値は相対的に増加する。強いリチウム蒸発時には測定ダイバータ熱流束が低減される一方、λq は低プラズマ電流（Ip）時に 3〜6 mm へと収縮するが、Ip を 1.2 MA まで増加させると λq はほぼ一定に保たれ、高 Ip 時にはリチウムなしの放電と同等の λq が得られる。