Steady-state fusion power plant designs present major divertor technology challenges, including high divertor heat flux both in steady-state and during transients. In addition to these concerns, there are the unresolved technology issues of long term dust accumulation and associated tritium inventory and safety issues. It has been suggested that radiation-based liquid lithium (LL) divertor concepts with a modest lithium-loop could provide a possible solution for these outstanding fusion reactor technology issues, while potentially improving reactor plasma performance. The application of lithium (Li) in NSTX resulted in improved H-mode confinement, H-mode power threshold reduction, and reduction in the divertor peak heat flux while maintaining essentially Li-free core plasma operation even during H-modes. These promising results in NSTX and related modeling calculations motivated the radiative liquid lithium divertor concept and its variant, the active liquid lithium divertor concept, taking advantage of the enhanced or non-coronal Li radiation in relatively poorly confined divertor plasmas. To maintain the LL purity in a 1 GW-electric class fusion power plant, a closed LL loop system with a modest circulating capacity of ~1 l s−1 is envisioned. We examined two key technology issues: (1) dust or solid particle removal and (2) real time recovery of tritium from LL while keeping the tritium inventory level to an acceptable level. By running the LL-loop continuously, it can carry the dust particles and impurities generated in the vacuum vessel to the outside where the dust/impurities can be removed by relatively simple dust filter, cold trap and/or centrifugal separation systems. With ~1 l s−1 LL flow, even a small 0.1% dust content by weight (or 0.5 g s−1) suggests that the LL-loop could carry away nearly 16 tons of dust per year. In a 1 GW-electric (or ~3 GW fusion power) fusion power plant, about 0.5 g s−1 of tritium is needed to maintain the fusion fuel cycle assuming ~1% fusion burn efficiency. It appears feasible to recover tritium (T) in real time from LL while maintaining an acceptable T inventory level. Laboratory tests are being conducted to investigate T recovery feasibility with the surface cold trap concept.
定常運転核融合発電所の設計は、定常状態および過渡状態の両方における高いダイバータ熱流束を含む、主要なダイバータ技術の課題を提示している。これらの懸念に加えて、長期的なダスト蓄積と、それに伴うトリチウムインベントリおよび安全性の問題という未解決の技術課題が存在する。放射ベースの液体リチウム（LL）ダイバータ概念は、適度なリチウムループを備えることで、これらの未解決の核融合炉技術課題に対する可能な解決策を提供し、同時に炉のプラズマ性能を向上させる可能性があることが示唆されている。NSTXにおけるリチウム（Li）の適用は、Hモード閉じ込めの改善、Hモード出力閾値の低減、およびHモード運転中であってもコアプラズマを実質的にLiフリーに維持しながらのダイバータピーク熱流束の低減をもたらした。NSTXにおけるこれらの有望な結果と関連するモデリング計算は、比較的閉じ込めの弱いダイバータプラズマにおける増強された、または非コロナ状態のLi放射を活用する、放射液体リチウムダイバータ概念と、その変種である能動液体リチウムダイバータ概念の動機となった。1 GW級電気出力の核融合発電所においてLL純度を維持するため、約1 l s−1の適度な循環容量を備えた閉ループLLシステムが構想されている。我々は2つの主要な技術課題を検討した：（1）ダストまたは固体粒子の除去、および（2）トリチウムインベントリレベルを許容可能な水準に維持しながらのLLからのトリチウムのリアルタイム回収である。LLループを連続運転することにより、真空容器内で生成されたダスト粒子および不純物を外部へ輸送でき、そこでダスト/不純物は比較的単純なダストフィルター、冷凍トラップ、および/または遠心分離システムによって除去され得る。約1 l s−1のLL流量では、重量比でわずか0.1%のダスト含有量（すなわち0.5 g s−1）であっても、LLループは年間約16トンのダストを輸送できることが示唆される。1 GW級電気出力（または約3 GWの核融合出力）の核融合発電所では、約1%の核融合燃焼効率を仮定すると、核融合燃料サイクルを維持するために約0.5 g s−1のトリチウムが必要である。許容可能なTインベントリレベルを維持しながらLLからトリチウム（T）をリアルタイムで回収することは実現可能であると思われる。表面冷凍トラップ概念によるT回収の実現可能性を調査するため、実験室試験が実施されている。