FusionPapers
図版検索トレンドwiki日本の研究
© 2026 FUSIONPAPERS
About法務情報
トップに戻る

Particle control in steady state magnetic fusion reactors by solid and liquid lithium plasma-facing components

Y. Hirooka, H. Ohgaki, S. Hosaka, M. Nishikawa, H. Zushi2006年被引用 19Nuclear FusionIF 3出版社

Hydrogen and helium recycling behaviour from solid and liquid lithium has been observed with optical spectroscopy focused on Hα and He I in a newly built facility: VEHICLE-1 (the Vertical and Horizontal positions Interchangeable test stand for Components and Liquids for fusion Experiments). The plasma density and electron temperature in VEHICLE-1 are of the order of 1010 cm−3 and around 4 eV, respectively. The ion bombarding energy is varied from the floating potential to 100 V, applying negative dc bias voltages on lithium targets. The lithium temperature range is from 30 to 300 °C. It has been found that hydrogen recycling from standing liquid lithium is significantly reduced, compared with that from solid lithium, presumably due to the formation of lithium hydride particulates that can be transported beyond the implantation depth. In contrast, despite its chemical inertness, helium recycling from both moving and standing solid lithium at room temperature has been found to be noticeably reduced, relative to that from liquid lithium. Lattice imperfections in solid lithium appear to play an important role in reducing steady state helium recycling.

日本語訳

水素およびヘリウムのリサイクリング挙動を、固体および液体リチウムから、新設の施設VEHICLE-1(核融合実験用の構成要素および液体のための垂直・水平位置交換可能試験台)において、HαおよびHe Iに着目した光学分光法により観測した。VEHICLE-1におけるプラズマ密度および電子温度は、それぞれ約10¹⁰ cm⁻³および約4 eVのオーダーである。イオン衝撃エネルギーは、リチウムターゲットに負の直流バイアス電圧を印加することにより、フローティング電位から100 Vまで変化させる。リチウム温度範囲は30〜300 °Cである。静止した液体リチウムからの水素リサイクリングは、固体リチウムからのそれと比較して有意に低減されることが見出された。これはおそらく、注入深さを超えて輸送され得る水素化リチウム微粒子の形成によるものと考えられる。対照的に、その化学的不活性性にもかかわらず、室温における移動中および静止中の固体リチウムの両方からのヘリウムリサイクリングは、液体リチウムからのそれと比較して顕著に低減されることが見出された。固体リチウム中の格子欠陥は、定常状態のヘリウムリサイクリングの低減に重要な役割を果たしているように思われる。

wiki

LithiumPlasma-facing componentSteady stateLiquid lithium
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

First lithium experiments in HIDRA and evidence of helium retention during quasi-steady-state stellarator plasma operations

2022Plasma Physics and Controlled Fusion

Plasma interaction with liquid lithium: Measurements of retention and erosion

2002Fusion Engineering and Design

Fusion applications for lithium: wall conditioning in magnetic confinement devices

2019Plasma Physics and Controlled Fusion

Hydrogen and helium recycling from stirred liquid lithium under steady state plasma bombardment

2014Fusion Engineering and Design

Recent liquid lithium limiter experiments in CDX-U

2005Nuclear Fusion

A study on hydrogen absorption and dissolution in liquid lithium

2019Nuclear Fusion

VUV/XUV measurements of impurity emission in plasmas with liquid lithium surfaces on LTX

2014Plasma Physics and Controlled Fusion

First results of lithium coating experiments in the SUNIST-2 spherical tokamak

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

Linear microstability analysis of a low-Z impurity doped tokamak plasma

2011Nuclear Fusion

First results of the use of a continuously flowing lithium limiter in high performance discharges in the EAST device

2016Nuclear Fusion