The ITER project development has shown that considerable difficulties are encountered when already known engineering solutions and materials are used for divertor and divertor plates for tokamaks of such a scale. We offer to use a Li capillary-pore system (CPS) as a plasma facing material for tokamak divertor. Evaporated Li serves as a gas target and redistributes thermal load. The heat flux from the plasma is transported to the first wall by Li radiation in the plasma periphery. This allows the divertor plate to reduce the heat flux. A solid CPS filled with liquid lithium has a high resistance to surface damage in the stationary mode and during plasma transitions (disruptions, ELMs, VDEs, runaways) to assure normal operation of the divertor target plates. These materials are not the sources of impurities giving rise to Zeff and they will not be collected as dust in the divertor area and in ducts.Experiments with lithium CPS in a steady-state mode (up to 25 MW m-2) and in plasma disruption simulation conditions (~5 MJ m-2, ~0.5 ms) have been performed. High stability of these systems have been shown. Li limiter tests on T-11M tokamak have revealed the lithium CPS compatibility with the edge plasma for energy loads of up to 10 MW m-2. In a stable discharge mode at lithium limiter temperature of 20-600°C, no Li abnormal erosion and injection to plasma have been detected. A high sorption of D+ and H+ ions on the vessel walls was the main substantial result of the replacement of a graphite limiter by lithium one. He and D sorption was terminated by wall heating up to 50-100°C and above 350°C, respectively. T-11 tests on helium discharge allowed to reduce limiter heat load by a factor of two due to lithium radiation.All the experimental results have shown considerable progress in the development of lithium divertor.
ITERプロジェクトの開発により、この規模のトカマク用ダイバータおよびダイバータ板に既存の工学的解決策と材料を適用する際に、かなりの困難が生じることが示されている。我々は、この規模のトカマク用ダイバータのプラズマ対向材料として、リチウム毛細管多孔質システム（CPS）の使用を提案する。蒸発したLiはガスターダーゲットとして機能し、熱負荷を再分配する。プラズマからの熱流束は、周辺プラズマにおけるLi放射によって第一壁へ輸送される。これにより、ダイバータ板の熱流束を低減することができる。液体リチウムで満たされた固体CPSは、定常運転時およびプラズマ遷移時（ディスラプション、ELM、VDE、ランナウェイ）において高い表面損傷耐性を有し、ダイバータ標的板の正常な動作を保証する。これらの材料は、Zeffを増大させる不純物の源とはならず、ダイバータ領域やダクト内にダストとして堆積することもない。リチウムCPSを用いた実験は、定常モード（最大25 MW/m²）およびプラズマディスラプション模擬条件（約5 MJ/m²、約0.5 ms）において実施された。これらのシステムの高い安定性が実証された。T-11Mトカマクにおけるリチウムリミター試験により、最大10 MW/m²のエネルギー負荷に対するリチウムCPSと周辺プラズマの適合性が明らかにされた。安定した放電モードにおいて、リチウムリミター温度20〜600°Cの範囲で、Liの異常な侵食およびプラズマへの放出は検出されなかった。グラファイトリミターをリチウムリミターに交換した主な成果として、容器壁におけるD⁺およびH⁺イオンの高い吸着が挙げられる。HeおよびDの吸着は、壁を50〜100°C以上に加熱することにより終了した。T-11におけるヘリウム放電試験により、リチウム放射によってリミターの熱負荷を2分の1に低減できることが示された。すべての実験結果は、リチウムダイバータの開発における顕著な進展を示している。