Recent experiments in the Current Drive Experiment-Upgrade (CDX-U) provide a first-ever test of large area liquid lithium surfaces as a tokamak first wall to gain engineering experience with a liquid metal first wall and to investigate whether very low recycling plasma regimes can be accessed with lithium walls. The CDX-U is a compact (R = 34 cm, a = 22 cm, Btoroidal = 2 kG, IP = 100 kA, Te(0)∼ 100 eV, ne(0) ∼ 5 × 1019 m−3) spherical torus at the Princeton Plasma Physics Laboratory. A toroidal liquid lithium pool limiter with an area of 2000 cm2 (half the total plasma limiting surface) has been installed in CDX-U. Tokamak discharges which used the liquid lithium pool limiter required a fourfold lower loop voltage to sustain the plasma current, and a factor of 5–8 increase in gas fuelling to achieve a comparable density, indicating that recycling is strongly reduced. Modelling of the discharges demonstrated that the lithium limited discharges are consistent with Zeffective < 1.2 (compared with 2.4 for the pre-lithium discharges), a broadened current channel and a 25% increase in the core electron temperature. Spectroscopic measurements indicate that edge oxygen and carbon radiation are strongly reduced.
Current Drive Experiment-Upgrade (CDX-U) における最近の実験は、液体金属第一壁に関する工学的経験を得るため、またリチウム壁によって極低リサイクリングプラズマ領域に到達できるかどうかを調査するために、トカマク第一壁としての大面積液体リチウム表面の初の試験を提供する。CDX-U は、プリンストン・プラズマ物理研究所にあるコンパクトな（R = 34 cm、a = 22 cm、Bトロイダル = 2 kG、IP = 100 kA、Te(0)∼ 100 eV、ne(0) ∼ 5 × 1019 m−3）球状トーラスである。面積2000 cm2（全プラズマ制限表面の半分）のトロイダル液体リチウムプールリミッターがCDX-Uに設置された。液体リチウムプールリミッターを使用したトカマク放電では、プラズマ電流を維持するために4分の1のループ電圧しか必要とせず、同等の密度を達成するには5〜8倍のガス入射の増加が必要であり、リサイクリングが大幅に低減されていることを示している。放電のモデリングにより、リチウム制限放電はZeff < 1.2（リチウム前の放電では2.4）と一致し、電流チャネルの広がりと中心電子温度の25%の上昇と一致することが実証された。分光測定により、周辺部の酸素と炭素の放射が大幅に低減されることが示された。