The recent invention of a continuously flowing liquid lithium system, called 24/7-FLiLi, opens the opportunity to design a plasma pumping divertor which can significantly suppress plasma edge cooling by recycling.The paper describes the expected performance of deuterium–tritium burning plasma with low recycling using a tokamak of JET size, magnetic field and plasma current as an example.So far, only the technological aspects of flowing lithium have been tested on the HT-7 and EAST tokamaks (ASIPP, Hefei, China) with no attempts to create the low recycling regime. The compatibility of 24/7-FLiLi with tokamak plasma was confirmed and some mistakes in the design were revealed, thus, requiring another fabrication approach. Now, with the proper design of the Li system, recycling as low as 0.5 seems to be achievable.The suppression of plasma cooling by recycling in combination with neutral beam injection (NBI) for core plasma fueling by energetic particles automatically leads to 'the best possible confinement regime', uniquely compatible with burning plasma. This paper outlines the conceptual details of the 24/7-FLiLi divertor for a JET size tokamak. The main focus is in regard to the physics of the low recycling regime as well as to the expected performance of the burning plasma. In comparison with the results of 1994 on TFTR and 1997 on JET, the projected performance is astonishing: fusion power –26 MW, fusion efficiency , tritium burn up 7.8%–8.7% with modest NBI power MW, and energy keV. This new regime could resolve the outstanding plasma physics issues related to burning plasma that are unsolvable with the currently dominant approach.
最近開発された連続流動液体リチウムシステム「24/7-FLiLi」は、プラズマポンプダイバータの設計を可能にし、リサイクリングによるプラズマ端部冷却を大幅に抑制できる可能性を開く。本論文では、JET規模のトカマク、磁場、プラズマ電流を例として、低リサイクリング条件下での重水素–トリチウム燃焼プラズマの期待性能を記述する。これまで、流動液体リチウムの技術的側面は、ASIPP（中国・合肥）のHT-7およびEASTトカマクにおいて試験されてきたが、低リサイクリング状態の実現には至っていない。24/7-FLiLiとトカマクプラズマの適合性が確認され、設計上のいくつかの問題点が明らかになったため、別の製作アプローチが必要となった。現在、適切なLiシステム設計により、リサイクリング率0.5以下が達成可能と思われる。リサイクリングによるプラズマ冷却の抑制と、高エネルギー粒子によるコアプラズマ燃料供給のための中性粒子ビーム入射（NBI）を組み合わせることで、「最良の閉じ込め状態」が自動的に実現され、燃焼プラズマと独自に両立可能となる。本論文は、JET規模トカマク用24/7-FLiLiダイバータの概念設計の詳細を概説する。主な焦点は、低リサイクリング状態の物理と、燃焼プラズマの期待性能である。1994年のTFTRおよび1997年のJETの結果と比較すると、予測性能は驚異的である：核融合出力 –26 MW、核融合効率 、トリチウム燃焼率7.8%–8.7%（適度なNBI出力 MW、エネルギー keV）。この新たな状態は、現在主流のアプローチでは解決不可能な燃焼プラズマに関連する未解決のプラズマ物理問題を解決できる可能性がある。