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

Investigation of Zeff and impurity behaviour in lithium coating experiments with full metallic first wall in HT-7 tokamak

Yingjie Chen, Zhenwei Wu, Xiaoju Liu, Dongsheng Wang, Yanmin Duan, Wei Gao, Ling Zhang, Juan Huang, Zhen Sun, Yinxian Jie2015年Plasma Physics and Controlled FusionIF 2.2出版社

The control of the impurity level in magnetically confined plasmas is a critical issue for future fusion devices. All the graphite tiles have been replaced by molybdenum tiles as limiter materials in the 2011 spring campaign in order to further reduce the recycling and hydrogen content of the plasma. A lithium coating technique has been applied as an important wall conditioning method to the HT-7 tokamak. The effective ion charge Zeff and impurity behavior with full metallic first walls of high-Z materials and lower hydrogen recycling have been investigated in a series of lithium coating experiments in this paper. Plasma performance and impurity behavior without wall coatings are studied in the early stage of the campaign. Comparison of Zeff with different plasma-facing components has been made. A typical lithium coating experiment has been analyzed in order to understand the effect of lithium coating. The evolution of main impurity line radiation, Zeff and the H/(H + D) ratio is analyzed in detail as lithium coating is repeated, indicating that lithium coating is a very effective tool to control impurity level and reduce hydrogen recycling. Furthermore, a boronization is conducted at the end of this campaign in order to make comparison with lithium coating. Experimental results show that lithium coating has much more advantages in edge recycling control, though it does not reduce impurity level as effectively as boronization.

日本語訳

磁場閉じ込めプラズマにおける不純物レベルの制御は、将来の核融合装置にとって重要な課題である。2011年春のキャンペーンでは、プラズマのリサイクリングと水素含有量をさらに低減するため、すべてのグラファイトタイルがリミター材料としてモリブデンタイルに交換された。HT-7トカマクにおいて、リチウムコーティング技術が重要な壁調整手法として適用された。本論文では、一連のリチウムコーティング実験において、高Z材料からなる全金属第一壁と低水素リサイクリング条件下での実効電荷数Zeffと不純物挙動が調査された。キャンペーン初期段階では、壁コーティングなしでのプラズマ性能と不純物挙動が研究された。異なるプラズマ対向コンポーネントにおけるZeffの比較が行われた。リチウムコーティングの効果を理解するため、典型的なリチウムコーティング実験が分析された。リチウムコーティングを繰り返すにつれて、主要不純物の線放射、Zeff、およびH/(H + D)比の時間発展が詳細に分析され、リチウムコーティングが不純物レベルを制御し水素リサイクリングを低減する非常に効果的な手法であることが示された。さらに、リチウムコーティングとの比較を行うため、このキャンペーンの終了時にボロナイゼーションが実施された。実験結果は、リチウムコーティングがボロナイゼーションほど効果的に不純物レベルを低減しないものの、周辺リサイクリング制御においてははるかに多くの利点を有することを示している。

wiki

ImpurityLithiumFirst wallHT-7
この論文にはまだAI要約がありません。

関連論文

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

2025Plasma Physics and Controlled Fusion

Effect of lithium coating on long pulse high performance plasma discharges in EAST

2020Plasma Physics and Controlled Fusion

Comparison of various wall conditionings on the reduction of H content and particle recycling in EAST

2012Plasma Physics and Controlled Fusion

Plasma response to lithium-coated plasma-facing components in the National Spherical Torus Experiment

2009Plasma Physics and Controlled Fusion

RFX-mod wall conditioning by lithium pellet injection

2012Nuclear Fusion

Fusion applications for lithium: wall conditioning in magnetic confinement devices

2019Plasma Physics and Controlled Fusion

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

2014Plasma Physics and Controlled Fusion

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

2006Nuclear Fusion

Effects of lithium coating of the chamber wall on the STOR-M tokamak discharges

2019Nuclear Fusion

Lithium wall conditioning techniques in ADITYA-U tokamak for impurity and fuel control

2022Nuclear Fusion