Efficient management of extreme heat fluxes in the divertor region to extend the lifetime of the components remains a critical challenge for the realization of nuclear fusion-based power plants. Among the alternative concepts explored for the divertor region, the use of liquid metals, particularly lithium, is of interest due its ability to dissipate the incoming plasma heat flux through the vapour shielding effect (VS). In this work, we experimentally investigated a ‘closed’ configuration of a dedicated Vapour Box Module (VBM) in the linear plasma device Magnum-PSI. The goal of the experiments is to simulate the vapour box divertor environment conditions and assess its performance in terms of power mitigation and redistribution and lithium confinement. Initial testing without Li demonstrated the efficacy of a closed VBM structure in inducing detachment via neutral gas accumulation. Apertures which enabled non-condensing gas to be effectively pumped while ensuring lithium condensed on the inner surfaces were therefore added. With a lithium capillary porous structure target used, lithium is directly vaporized by the plasma, forming a dense lithium vapour cloud that interacts with the incoming plasma. This resulted in a significant reduction of the target temperature of at least 48%, together with a temperature locking effect, a phenomenon typically observed in the VS regime. Lithium vapour confinement within the VBM was strongly correlated with the wall temperature. Relatively cold walls promoted Li re-condensation and therefore improved Li confinement, although with the expected trade-off of increased hydrogenic retention on lithium-wetted surfaces. As the wall temperature increased, the confinement efficiency decreased, consistent with reduced Li re-condensation and thermally activated Li–H chemistry and remobilization at the walls. Diagnostic measurements through embedded thermocouples and calorimetry revealed that lithium vaporization and re-condensation processes also playedsignificant roles in plasma power dissipation. The results advance the case for a closed divertor chamber with direct lithium evaporation from the strike-points as a viable method to manage divertor heat fluxes in future fusion reactors.
ダイバータ領域における極端な熱流束の効率的な管理による構成部品の寿命延長は、核融合発電所の実現に向けた依然として重要な課題である。ダイバータ領域に関して探求されている代替概念の中でも、液体金属、特にリチウムの使用は、蒸気遮蔽効果（VS）を通じて入射するプラズマ熱流束を散逸させる能力があるため、注目に値する。本研究では、線形プラズマ装置Magnum-PSIにおいて、専用の蒸気ボックスモジュール（VBM）の「閉鎖型」構成を実験的に調査した。実験の目的は、蒸気ボックスダイバータ環境条件を模擬し、出力低減と再分配、ならびにリチウム閉じ込めの観点からその性能を評価することである。Liを用いない初期試験では、閉鎖型VBM構造が中性ガス蓄積を介してデタッチメントを誘発する有効性が実証された。そのため、非凝縮性ガスを効果的に排気しつつ、リチウムが内面に凝縮することを確保する開口部が追加された。リチウム毛細管多孔質構造ターゲットを使用した場合、リチウムはプラズマによって直接蒸発し、入射プラズマと相互作用する高密度のリチウム蒸気雲を形成する。これにより、ターゲット温度が少なくとも48%大幅に低下し、さらにVS領域で典型的に観察される温度ロッキング効果が生じた。VBM内のリチウム蒸気閉じ込めは、壁温度と強く相関していた。比較的低温の壁はLiの再凝縮を促進し、したがってLi閉じ込めを改善したが、リチウムで濡れた表面上での水素同位体保持の増加という予想されるトレードオフを伴った。壁温度が上昇するにつれて、閉じ込め効率は低下し、これはLi再凝縮の減少および壁での熱活性化されたLi–H化学反応と再動員と一致した。埋め込み熱電対と熱量測定による診断測定により、リチウムの蒸発と再凝縮のプロセスもプラズマ出力散逸に重要な役割を果たすことが明らかになった。これらの結果は、将来の核融合炉におけるダイバータ熱流束を管理する実行可能な方法として、ストライク点からの直接リチウム蒸発を伴う閉鎖型ダイバータチャンバーの可能性を前進させるものである。