AbstractExperimental results of complex studies of lithium capillary-pore systems (CPS) for application as a plasma facing structure in divertor and on the first wall of a fusion reactor are reported. The ability of CPS to accept and to remove high heat fluxes (up to 30 MW m−2) in steady-state conditions (tens of minutes) has been evaluated on target plate imitator mock-ups supplied with cooling and lithium feed systems under electron beam power load in a linear plasma facility. Experimental study of lithium flow up to 2.5 m s−1 in CPS made of material with final conductivity for various mesh sizes and of the effect of cross magnetic field up to 1.6 T on its parameters has been made. The results of successful experiments on the T-11M tokamak helium and hydrogen plasma interaction with a CPS-based lithium limiter and lithium puff influence on the plasma performances are presented and analysed.
リチウムキャピラリーポアシステム（CPS）を核融合炉のダイバータおよび第一壁におけるプラズマ対向構造として応用するための複合的研究結果について報告する。CPSが定常状態（数十分間）において最大30 MW m⁻²の高熱流束を受け入れ、除去する能力が、リチウム供給システムと冷却システムを備えたターゲット模擬体を用いて、リニアプラズマ装置における電子ビーム負荷条件下で評価された。種々のメッシュサイズを有する材料で作製されたCPSにおけるリチウム流動（最大2.5 m s⁻¹）と、そのパラメータに対する最大1.6 Tの横断磁場の影響に関する実験的研究が実施された。さらに、T-11Mトカマクにおけるヘリウムおよび水素プラズマとCPSベースのリチウムリミターとの相互作用、ならびにリチウム入射がプラズマ性能に及ぼす影響に関する実験結果を提示し、分析する。