AbstractCarbon (graphite) is the most popular material in use for today's Tokamak first wall components. However, there are real concerns as to its ability to sustain reactor grade conditions, and alternative concepts are envisaged for future fusion reactors. One is the use of a liquid metal surface, which offers several attractive advantages: direct removal of the heat, high pumping capability, insensibility to neutron irradiation, self repairing in case of over-heating, etc. A preliminary study of a liquid lithium limiter has been carried out for Tore Supra, the only Tokamak that has been equipped from its first day of operation with actively cooled first wall elements (with carbon and CFC surfaces). This study is for a relatively small limiter module, with the aim of characterising the interaction of a high performance plasma with a liquid surface in fusion relevant conditions. Up to 5 l/s of liquid lithium flows over a 0.5 m2 surface, during 20–100 s. The heat removal capability of such a module could reach 1 MW steady state, with a maximum heat flux of 6 MW/m.
カーボン（黒鉛）は、今日のトカマク第一壁構成要素に使用される最も一般的な材料である。しかしながら、炉心等級条件に耐えるその能力については真の懸念があり、将来の核融合炉に向けた代替コンセプトが構想されている。その一つが液体金属表面の利用であり、これにはいくつかの直接的な利点がある：熱の直接除去能力、高いポンプ作用、中性子照射に対する非感受性、過熱時の自己修復性などである。液体リチウムリミターの予備的研究が、運転初日から能動冷却された第一壁構成要素（カーボンおよびCFC表面を備えた）を装備した唯一のトカマクであるTore Supraのために実施された。この研究は比較的小型のリミターモジュールに関するものであり、核融合関連条件下での高性能プラズマと液体表面との相互作用を特徴付けることを目的としている。最大5 l/sの液体リチウムが0.5 m²の表面を流れ、持続時間は20〜100秒である。このようなモジュールの熱除去能力は、最大熱流束6 MW/m²で定常状態1 MWに達し得る。