The National Spherical Torus Experiment (NSTX Ono et al2000 Nucl. Fusion40 557) is exploring the use of lithium as candidate plasma-facing material to handle the large power flux to the wall of fusion devices. This paper reports on the measurements of lithium concentration in the plasma core during the 2010 NSTX experimental campaign, during which 1.3 kg of lithium was evaporated into the NSTX vessel. It is shown that lithium does not accumulate in significant amounts inside the plasma, resulting in an upper bound for the measured lithium concentration that is well below 0.1% of the electron density for a broad range of experimental conditions. Carbon, which constitutes the primary material of the NSTX inner wall, remains the dominant plasma impurity even after large amounts of lithium, of the order of hundreds of milligrams, are evaporated into the vacuum vessel.
National Spherical Torus Experiment（NSTX Ono et al2000 Nucl. Fusion40 557）は、核融合装置の壁への大きな電力フラックスを処理するための候補となるプラズマ対向材料としてのリチウムの使用を調査している。本論文は、1.3 kgのリチウムがNSTX容器内に蒸発された2010年のNSTX実験キャンペーン中における、プラズマ中心部のリチウム濃度の測定について報告する。リチウムはプラズマ内部に有意な量で蓄積せず、その結果、広範囲の実験条件において、測定されたリチウム濃度の上限は電子密度の0.1%をはるかに下回ることが示される。NSTX内壁の主要材料を構成する炭素は、数百ミリグラムのオーダーの大量のリチウムが真空容器内に蒸発された後でも、主要なプラズマ不純物であり続ける。