Experimental test of the system of vertical and longitudinal lithium limiters on T-11M tokamak as a prototype of plasma facing components of a steady-state fusion neutron source

Abstract

A new functional model of the prototype of closed Li circuit for protection of the chamber wall was tested in T-11M tokamak by simultaneous use of the vertical Li limiter as an emitter of Li and a new longitudinal Li limiter as its collector. Such technological scheme can be suggested for the steady-state fusion neutron source on the tokamak basis. During plasma shots the cryogenic target of T-11M collected Li flow emitted by the vertical capillary Li limiter almost completely (up to 80%). These Li and hydrogen isotopes were captured and extracted outside the tokamak vacuum chamber without venting of the vessel which is a key requirement for the use of Li in the steady-state tokamak reactor.

Elastic backscattering as a method for the measurement of the integral lithium content in thin films on fusion-relevant substrates

“…It has been demonstrated, that the deposition of thin lithium films on plasma-facing components (PFCs) can improve the plasma performance by reducing the power threshold for access to high confinement modes (H-modes) [1][2][3][4]. Lithium has been also successfully used as plasma-facing material (PFM) in liquid limiters [5][6][7][8] and is considered to be used as liquid divertor material [9][10][11]. It has good compatibility with fusion plasmas due to its low nuclear charge, gettering of oxygen and carbon impurities, and it can improve the confinement and lowers hydrogen recycling resulting in low plasma edge densities in low recycling plasma regimes.…”

The Dependence of Lithium Emissivity From Temperature in Vacuum

“…Применение жидколитиевых элементов в токамаках [3,8,9] требует создания новых и адаптации существующих диагностик. Одним из способов наблюдения в процессе разряда за состоянием литиевой поверхности является использование высокоскоростных камер в инфракрасном диапазоне [10][11][12][13].…”

The Concept of a Hybrid Fusion-Fission Reactor Based on Tokamak Using a Blanket With Depleted Uranium

“…Высокое значение КИУМ, необходимое для энергетического реактора, планируется обеспечить путём защиты его первой стенки литием от эрозионного воздействия горячей плазмы. Согласно результатам экспериментов на токамаке Т-11М (АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», комплекс установки ТСП) циркулирующий вблизи стенки поток ионов лития может смягчить взаимодействие плазма-стенка [12] путём преобразования тепловой энергии бомбардирующих стенку частиц в более «мягкое» ультрафиолетовое излучение и в пределе обеспечить стационарную циркуляцию топлива и продуктов эрозии стенок ТИН. Учитывая это, авторы посчитали целесообразным рассмотреть возможность создания стационарного (квазистационарного) гибридного реактора, обеспечивающего решение следующих задач (по мере их важности):…”