Developing a reactor-compatible divertor has been identified as a particularly challenging technology problem for magnetic confinement fusion. Application of lithium (Li) in NSTX resulted in improved H-mode confinement, H-mode power threshold reduction, and other plasma performance benefits. During the 2010 NSTX campaign, application of a relatively modest amount of Li (300 mg prior to the discharge) resulted in a ∼50% reduction in heat load on the liquid lithium divertor (LLD) attributable to enhanced divertor bolometric radiation. These promising Li results in NSTX and related modelling calculations motivated the radiative LLD concept proposed here. Li is evaporated from the liquid lithium (LL) coated divertor strike-point surface due to the intense heat flux. The evaporated Li is readily ionized by the plasma due to its low ionization energy, and the poor Li particle confinement near the divertor plate enables ionized Li ions to radiate strongly, resulting in a significant reduction in the divertor heat flux. This radiative process has the desired effect of spreading the localized divertor heat load to the rest of the divertor chamber wall surfaces, facilitating the divertor heat removal. The LL coating of divertor surfaces can also provide a 'sacrificial' protective layer to protect the substrate solid material from transient high heat flux such as the ones caused by the edge localized modes. By operating at lower temperature than the first wall, the LL covered large divertor chamber wall surfaces can serve as an effective particle pump for the entire reactor chamber, as impurities generally migrate towards lower temperature LL divertor surfaces. To maintain the LL purity, a closed LL loop system with a modest circulating capacity (e.g., ∼1 l s−1 for ∼1% level 'impurities') is envisioned for a steady-state 1 GW-electric class fusion power plant.
炉適合性のあるダイバータの開発は、磁場閉じ込め核融合にとって特に困難な技術課題として認識されている。NSTXにおけるリチウム(Li)の適用は、Hモード閉じ込めの改善、Hモード電力閾値の低減、およびその他のプラズマ性能上の利点をもたらした。2010年のNSTXキャンペーン中、比較的少量のLi(放電前に300 mg)の適用により、液体リチウムダイバータ(LLD)への熱負荷が約50%低減したが、これは増強されたダイバータのボロメトリック放射に起因する。NSTXにおけるこれらの有望なLi結果と関連するモデリング計算は、ここで提案する放射型LLD概念の動機となった。Liは、液体リチウム(LL)で被覆されたダイバータのストライク点表面から、強い熱流束によって蒸発する。蒸発したLiは、その低いイオン化エネルギーによりプラズマによって容易にイオン化され、ダイバータ板近傍でのLi粒子閉じ込めが不十分なことにより、イオン化したLiイオンは強く放射することが可能となり、その結果ダイバータ熱流束が大幅に低減する。この放射プロセスは、局所的なダイバータ熱負荷をダイバータチャンバーの残りの壁面全体に分散させるという望ましい効果をもたらし、ダイバータの熱除去を容易にする。ダイバータ表面のLL被覆はまた、エッジ局在モードによって引き起こされるような過渡的な高熱流束から基板の固体材料を保護する「犠牲的」保護層を提供することができる。第一壁よりも低い温度で動作することにより、LLで被覆された広いダイバータチャンバー壁面は、炉全体のチャンバーに対する効果的な粒子ポンプとして機能することができる。これは、不純物が一般に低温のLLダイバータ表面に向かって移動するためである。LLの純度を維持するために、定常運転の1 GW電気級核融合発電所に対して、適度な循環容量(例えば、約1%レベルの「不純物」に対して約1 l s−1)を備えた閉ループLLシステムが想定されている。