The lithium vapor box divertor is a proposed divertor design that will minimize contamination of the upstream plasma in a fusion device, while also ensuring protection of the target. In this design lithium is evaporated near the target by high temperature lithium surfaces, dissipating the plasma heat flux. The lithium vapor box has been predicted via the fluid-kinetic code scrape off layer plasma simulator (SOLPS-ITER) to achieve low (/0.05) upstream concentrations of lithium and low target heat fluxes. Here we compare two choices of deuterium gas puff location using SOLPS-ITER, the private flux region (PFR) and the common flux region (CFR), and find significant differences in the contamination level required to reach an acceptable target heat flux (defined here as q10 MW m−2). Deuterium gas puffing from the PFR is seen to better reduce upstream lithium contamination. The difference in puffing location is seen to cause changes in the upstream flow of lithium ions. The PFR puff, having better access to the separatrix, can better reduce the upstream-directed flow of lithium near the separatrix which is the primary source of contamination due to a large thermal force in this region. Puffing from the CFR, partially due to inefficacy at reducing separatrix lithium flow, has higher lithium concentration within the plasma. Solutions that reduce the heat flux to below 10 MW m−2 have a range of lithium concentrations between /0.01–0.12 depending on puff intensity, location, evaporator temperature and recycling at the various plasma facing components. The efficacy of the puffs is tested for sensitivity to deuterium recycling coefficient at the target, evaporators, and main chamber walls. A CFR located puff is found to be more dependent on the recycling coefficients used than a PFR located puff. regardless of the set of recycling coefficients chosen, PFR puffing achieves lower lithium contamination than CFR puffing for a given heat flux.
リチウム蒸気ボックスダイバータは、核融合装置における上流プラズマの汚染を最小限に抑えつつ、ターゲットの保護も確保するために提案されたダイバータ設計である。この設計では、高温のリチウム表面によってリチウムがターゲット近傍で蒸発し、プラズマ熱流束を散逸させる。リチウム蒸気ボックスは、流体・運動論コードであるスクレイプオフ層プラズマシミュレータ（SOLPS-ITER）により、低い上流リチウム濃度（/0.05）と低いターゲット熱流束を達成すると予測されている。ここでは、SOLPS-ITERを用いて、重水素ガスパフ位置の2つの選択肢、すなわち私有磁束領域（PFR）と共通磁束領域（CFR）を比較し、許容可能なターゲット熱流束（ここではq10 MW m−2と定義）に到達するために必要な汚染レベルに有意な差があることを見いだした。PFRからの重水素ガスパフは、上流のリチウム汚染をより良く低減することが観察される。パフ位置の違いは、リチウムイオンの上流方向流れに変化を引き起こすことが見られる。セパラトリックスへのアクセスがより良いPFRパフは、この領域の大きな熱力により汚染の主源となる、セパラトリックス近傍のリチウムの上流方向流れをより効果的に低減できる。CFRからのパフは、一部にはセパラトリックス・リチウム流れの低減効果が不十分なため、プラズマ内のリチウム濃度がより高くなる。熱流束を10 MW m−2未満に低減する解は、パフ強度、位置、蒸発器温度、および様々なプラズマ対向機器でのリサイクリングに依存して、リチウム濃度の範囲は/0.01–0.12である。パフの有効性は、ターゲット、蒸発器、および主室壁での重水素リサイクリング係数に対する感度が試験された。CFRに配置されたパフは、PFRに配置されたパフよりも、使用されるリサイクリング係数に依存することが見いだされた。選択されるリサイクリング係数のセットにかかわらず、PFRパフは、所与の熱流束に対してCFRパフよりも低いリチウム汚染を達成する。