Liquid metal plasma-facing components (PFCs) have been proposed as a means of solving several problems facing the creation of economically viable fusion power reactors. Liquid metals face critical issues in three key areas: free-surface stability, material migration and demonstration of integrated scenarios. To date, few demonstrations exist of this approach in a diverted tokamak and we here provide an overview of such work on the National Spherical Torus Experiment (NSTX). The liquid lithium divertor (LLD) was installed and operated for the 2010 run campaign using evaporated coatings as the filling method. Despite a nominal liquid level exceeding the capillary structure and peak current densities into the PFCs exceeding 100 kA m−2, no macroscopic ejection events were observed. The stability can be understood from a Rayleigh–Taylor instability analysis. Capillary restraint and thermal-hydraulic considerations lead to a proposed liquid-metal PFCs scheme of actively-supplied, capillary-restrained systems. Even with state-of-the-art cooling techniques, design studies indicate that the surface temperature with divertor-relevant heat fluxes will still reach temperatures above 700 °C. At this point, one would expect significant vapor production from a liquid leading to a continuously vapor-shielded regime. Such high-temperature liquid lithium PFCs may be possible on the basis of momentum-balance arguments.
液体金属プラズマ対向機器（PFC）は、経済的に実現可能な核融合発電炉の創設に際して直面するいくつかの課題を解決する手段として提案されてきた。液体金属は、自由表面の安定性、材料の移行、および統合シナリオの実証という3つの主要な領域において重大な課題に直面している。現在までに、ダイバータ配置を有するトカマクにおけるこのアプローチの実証例はほとんどなく、本稿では、ナショナル・スフェリカル・トーラス実験（NSTX）におけるこのような研究の概要を提供する。液体リチウムダイバータ（LLD）は、蒸着コーティングを充填方法として用いて2010年の運転キャンペーン用に設置され、運用された。公称液体レベルがキャピラリー構造を超え、PFCへのピーク電流密度が100 kA m⁻²を超えたにもかかわらず、巨視的な噴出事象は観測されなかった。この安定性は、レイリー・テイラー不安定性解析によって理解することができる。キャピラリー拘束と熱流体力学的考察から、能動供給型・キャピラリー拘束型の液体金属PFC方式が提案されている。最新の冷却技術を用いても、設計検討によれば、ダイバータ相当の熱流束条件下での表面温度は700 °Cを超えるに達する。この時点で、液体からの有意な蒸気生成が予想され、連続的な蒸気シールド領域へと移行する。このような高温液体リチウムPFCは、運動量バランスの議論に基づいて実現可能である可能性がある。