The lithium tokamak experiment (LTX) (R0 = 0.4 m, a = 0.26 m) is designed to explore the low-recycling, lithium wall operating regime for magnetically confined plasmas. A set of shell quadrants internal to the vacuum vessel and conformal to the plasma last closed flux surface is designed to be coated with lithium to produce the lithium plasma-facing surface. The shell quadrants are highly conductive in order to maintain an even thermal distribution, but this conductivity also permits eddy currents to flow that can be larger in magnitude than the plasma current. Due to this effect, plasma start-up is greatly complicated as is the development of an applicable equilibrium solver code. A suitable code, LTX LRDFIT, has been developed and benchmarked and has now been used to compare plasma flux surface reconstructions for discharges before and after initial lithium wall conditioning. Dramatic improvements in plasma performance and shaping have been noted with the introduction of lithium.
リチウムトカマク実験装置（LTX）（R0 = 0.4 m、a = 0.26 m）は、磁場閉じ込めプラズマにおける低リサイクリング・リチウム壁運転領域を探求するために設計されている。真空容器内部にあり、プラズマ最外殻磁気面に適合する一連のシェル象限は、リチウムプラズマ対向面を生成するためにリチウムで被覆されるように設計されている。シェル象限は、均一な熱分布を維持するために高い導電性を有するが、この導電性により、プラズマ電流よりも大きな大きさの渦電流が流れることも可能になる。この効果により、プラズマ立ち上げは大幅に複雑化し、適用可能な平衡ソルバーコードの開発も同様に複雑化する。適切なコードであるLTX LRDFITが開発され、ベンチマーク検証が行われ、現在では初期リチウム壁コンディショニングの前後における放電のプラズマ磁気面再構成を比較するために使用されている。リチウムの導入により、プラズマ性能と形状の劇的な改善が確認されている。