AbstractThe current drive experiment-upgrade (CDX-U) device at the Princeton Plasma Physics Laboratory (PPPL) is a spherical torus (ST) dedicated to the exploration of liquid lithium as a potential solution to reactor first-wall problems such as heat load and erosion, neutron damage and activation, and tritium inventory and breeding. Initial lithium limiter experiments were conducted with a toroidally-local liquid lithium rail limiter (L3) from the University of California at San Diego (UCSD). Spectroscopic measurements showed a clear reduction of impurities in plasmas with the L3, compared to discharges with a boron carbide limiter. The evidence for a reduction in recycling was less apparent, however. This may be attributable to the relatively small area in contact with the plasma, and the presence of high-recycling surfaces elsewhere in the vacuum chamber. This conclusion was tested in subsequent experiments with a fully toroidal lithium limiter that was installed above the floor of the vacuum vessel. The new limiter covered over ten times the area of the L3 facing the plasma. Experiments with the toroidal lithium limiter have recently begun. This paper describes the conditioning required to prepare the lithium surface for plasma operations, and effect of the toroidal liquid lithium limiter on discharge performance.
要約現在、プリンストン・プラズマ物理研究所（PPPL）のCDX-U装置は、球形トーラス（ST）であり、熱負荷や侵食、中性子損傷と放射化、トリチウムインベントリと増殖といった炉の第一壁問題に対する潜在的な解決策としての液体リチウムの探求に特化している。初期のリチウムリミッター実験は、カリフォルニア大学サンディエゴ校（UCSD）のトロイダル方向に局在する液体リチウムレールリミッター（L3）を用いて実施された。分光測定により、L3を用いたプラズマでは、炭化ホウ素リミッターを用いた放電と比較して、不純物の明確な低減が示された。しかし、リサイクリング低減の証拠はあまり明瞭ではなかった。これは、プラズマと接触する面積が比較的小さいこと、および真空容器内の他の場所に高リサイクリング表面が存在することに起因する可能性がある。この結論は、真空容器の床の上方に設置された完全トロイダルリチウムリミッターを用いたその後の実験で検証された。新しいリミッターは、プラズマに面するL3の面積の10倍以上を覆っていた。トロイダルリチウムリミッターを用いた実験は最近開始された。本論文では、プラズマ運転のためにリチウム表面を準備するために必要なコンディショニングと、トロイダル液体リチウムリミッターが放電性能に及ぼす影響について述べる。