Дисертації з теми "Thermonuclear fusion by magnetic confinement"
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Geulin, Eléonore. "Contribution to the modeling of pellet injection : from the injector to ablation in the plasma." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2023. http://www.theses.fr/2023AIXM0066.
Анотація:
La méthode privilégiée d'alimentation des machines à fusion est l'utilisation de glaçons de D et/ou T injectés dans le plasma. Ils sont utilisés actuellement, mais les résultats ne sont pas extrapolables aux futures machines de plus grande taille où le design du système d'injection et la construction de scenarii seront surtout basés sur les simulations. II est donc important de combler les vides dans les modèles existants allant de la fabrication des glaçons au dépôt de matière dans le plasma. Deux manques apparaissent : la modélisation du transport du glaçon dans le tuyau d'injection et la validation du processus d'ablation. Ce travail vise à combler ces vides et comporte 3 parties.- Décrire la physique du dépôt de matière, puis l'état de l'art des principaux résultats et enfin la description des systèmes d'injection de glaçons prévus pour les prochaines machines.- Modéliser le transport du glaçon dans le tuyau d'injection. Les effets pris en compte dans le modèle sont la fragilisation de la glace lors des rebonds, l'augmentation de sa température et son érosion. Le modèle donne notamment le ralentissement et la perte de masse du glaçon au cours du trajet, ainsi que l'énergie élastique stockée lié à son intégrité au sortir du tube.- Contribuer à la validation du code d'ablation HPI2, en comparant ses prédictions aux données mesurées dans les nuages d'ablation. La méthode utilisée est un calcul de jeu de données synthétiques à partir des simulations et en les comparant aux mesures. Cette méthode a permis de valider les hypothèses et approximations du modèle d'ablation susmentionnéThe preferred method of fueling fusion device is the use of D and/or T pellets injected into the plasma. They are currently used, but the results cannot be extrapolated to future larger reactors where the design of the injection system and the construction of scenarios will be mainly based on simulations. It is therefore important to fill in the gaps in the existing models from the manufacture of pellets to the deposition of material in the plasma. Two lacks of knowledge appear: the modeling of the pellet transport in the injection pipe and the validation of the ablation process. This work aims to fill these gaps and consists of 3 parts.- Describe the physics of material deposition, then the state of the art of the main results and finally the description of the pellet injection systems planned for the next machines.- Model the transport of the pellet in the injection pipe. The effects taken into account in the model are the weakening of the ice during rebounds, the increase in its temperature and its erosion. The model gives in particular the slowing down and the loss of mass of the pellet during the journey, as well as the stored elastic energy linked to its integrity on leaving the tube.- Contribute to the validation of the HPI2 ablation code, by comparing its predictions to data measured in ablation clouds. The method used is a calculation of synthetic data sets from simulations and comparing them to measurements. This method made it possible to validate the assumptions and approximations of the ablation model
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Louzguiti, Alexandre. "Magnetic screening currents and coupling losses induced in superconducting magnets for thermonuclear fusion." Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0574.
Анотація:
Les tokamaks visent à produire de l'énergie par fusion thermonucléaire en chauffant un plasma d'hydrogène jusqu'à 150 millions K et en le confinant à l’aide d’un champ magnétique intense créé par des aimants transportant d’importants courants. La supraconductivité est un atout précieux ici car permettant de réduire la taille des aimants et leur consommation énergétique en contrepartie d’un refroidissement cryogénique. Cependant, dans les tokamaks, des variations de champ magnétique apparaissent (ex : décharge du solénoïde central) et génèrent des pertes par induction dans les aimants. Si leur température augmente trop, ils peuvent perdre leur état supraconducteur lors d’une transition brutale appelée "quench": afin de les protéger, ils sont déchargés de leur courant entraînant ainsi la perte du plasma. Nous avons concentré notre travail sur la modélisation de ces pertes car leur connaissance est cruciale pour le bon dimensionnement du refroidissement des aimants et la prédiction des limites opérationnelles du tokamak. Afin d'améliorer la compréhension physique de ce phénomène complexe et de proposer des solutions simples mais réalistes, facilement intégrables dans des plateformes multiphysiques déjà fortement sollicitées par la modélisation d'autres effets, nous avons choisi d'adopter une approche analytique. Les câbles présents dans les tokamaks ayant une architecture assez complexe (centaines de brins torsadés ensemble), nous avons mené des études analytiques et expérimentales aux différentes échelles du câble; nous comparons ensuite les résultats de notre approche à ceux d'autres modèles existants (ex : numériques) et, lorsque cela est possible, à l'expérienceTokamaks aim at producing energy by thermonuclear fusion heating a hydrogen plasma up to 150 million K and confining it with an intense magnetic field created by magnets carrying important currents. Superconductivity is a very valuable asset in this field since it allows to reduce the size of the magnets and their energy consumption in exchange for cooling them down to cryogenic temperatures. However, in tokamaks, magnetic field variations occur (e.g. due to the central solenoid discharge) and generate induction losses in the magnets. If their temperature increases too much, they lose their superconducting properties in a brutal transition called "quench": to protect their integrity, they are then discharged and the magnetic confinement of the plasma is lost. We have therefore focused on the modeling of these losses - more precisely on the “coupling losses” - since their knowledge is crucial to safely adapt the cryogenic cooling of the magnets and predict the operating limits of the tokamak. In order to both enhance the physical understanding of this complex phenomenon and provide simple but realistic solutions that can easily be integrated in multiphysics platforms already heavily solicited by the modeling of other effects, we have chosen to adopt an analytical approach on this problem. The cables commonly considered for tokamaks presenting a rather complex architecture (several hundreds of strands twisted together in specific patterns), we have carried out analytical and experimental studies at the different scales of the cable; we then compare the results of our approach to other existing ones (e.g. numerical models) and, when possible, to the experiment
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Louzguiti, Alexandre. "Magnetic screening currents and coupling losses induced in superconducting magnets for thermonuclear fusion." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0574.
Анотація:
Les tokamaks visent à produire de l'énergie par fusion thermonucléaire en chauffant un plasma d'hydrogène jusqu'à 150 millions K et en le confinant à l’aide d’un champ magnétique intense créé par des aimants transportant d’importants courants. La supraconductivité est un atout précieux ici car permettant de réduire la taille des aimants et leur consommation énergétique en contrepartie d’un refroidissement cryogénique. Cependant, dans les tokamaks, des variations de champ magnétique apparaissent (ex : décharge du solénoïde central) et génèrent des pertes par induction dans les aimants. Si leur température augmente trop, ils peuvent perdre leur état supraconducteur lors d’une transition brutale appelée "quench": afin de les protéger, ils sont déchargés de leur courant entraînant ainsi la perte du plasma. Nous avons concentré notre travail sur la modélisation de ces pertes car leur connaissance est cruciale pour le bon dimensionnement du refroidissement des aimants et la prédiction des limites opérationnelles du tokamak. Afin d'améliorer la compréhension physique de ce phénomène complexe et de proposer des solutions simples mais réalistes, facilement intégrables dans des plateformes multiphysiques déjà fortement sollicitées par la modélisation d'autres effets, nous avons choisi d'adopter une approche analytique. Les câbles présents dans les tokamaks ayant une architecture assez complexe (centaines de brins torsadés ensemble), nous avons mené des études analytiques et expérimentales aux différentes échelles du câble; nous comparons ensuite les résultats de notre approche à ceux d'autres modèles existants (ex : numériques) et, lorsque cela est possible, à l'expérienceTokamaks aim at producing energy by thermonuclear fusion heating a hydrogen plasma up to 150 million K and confining it with an intense magnetic field created by magnets carrying important currents. Superconductivity is a very valuable asset in this field since it allows to reduce the size of the magnets and their energy consumption in exchange for cooling them down to cryogenic temperatures. However, in tokamaks, magnetic field variations occur (e.g. due to the central solenoid discharge) and generate induction losses in the magnets. If their temperature increases too much, they lose their superconducting properties in a brutal transition called "quench": to protect their integrity, they are then discharged and the magnetic confinement of the plasma is lost. We have therefore focused on the modeling of these losses - more precisely on the “coupling losses” - since their knowledge is crucial to safely adapt the cryogenic cooling of the magnets and predict the operating limits of the tokamak. In order to both enhance the physical understanding of this complex phenomenon and provide simple but realistic solutions that can easily be integrated in multiphysics platforms already heavily solicited by the modeling of other effects, we have chosen to adopt an analytical approach on this problem. The cables commonly considered for tokamaks presenting a rather complex architecture (several hundreds of strands twisted together in specific patterns), we have carried out analytical and experimental studies at the different scales of the cable; we then compare the results of our approach to other existing ones (e.g. numerical models) and, when possible, to the experiment
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Knutsson, Adam. "Modelling magnetic confinement of plasma in toroidal fusion devices." Thesis, KTH, Skolan för elektro- och systemteknik (EES), 2013. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-199337.
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Alessi, Edoardo. "Measurement and transmission of electrical and magnetic quantities in magnetic confinement fusion devices." Doctoral thesis, Università degli studi di Padova, 2009. http://hdl.handle.net/11577/3426452.
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McCollam, Karsten James. "Investigation of magnetic relaxation in coaxial helicity injection /." Thesis, Connect to this title online; UW restricted, 2000. http://hdl.handle.net/1773/9741.
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Barnard, Harold Salvadore. "External proton beam analysis of plasma facing materials for magnetic confinement fusion applications." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 2009. http://hdl.handle.net/1721.1/58385.
Анотація:
Thesis (S.M.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Science and Engineering, 2009.Cataloged from PDF version of thesis.
Includes bibliographical references (p. 135-137).
A 1.7MV tandem accelerator was reconstructed and refurbished for this thesis and for surface science applications at the Cambridge laboratory for accelerator study of surfaces (CLASS). At CLASS, an external proton beam set-up was designed and constructed to perform in-air ion beam analysis on plasma facing divertor tiles from the Alcator C-Mod tokamak. A Particle Induced Gamma Emission (PIGE) technique was developed for boron depth profiling. In addition, Particle Induced X-ray Emission (PIXE) was implemented and used for a comprehensive study of poloidal tungsten migration in the C-Mod divertor. A novel PIGE technique was developed for measuring depth profiles of boron deposition on C-Mod tile surfaces. Boron (B) is regularly deposited on C-Mod tiles to improve plasma performance. This technique is therefore useful for studying the interaction of B with plasma facing components (PFC) to develop a better understanding of the effects of B in Alcator C-Mod. The technique involves taking multiple PIGE yield measurements of a single sample while changing the beams path-length through the air to vary the energy of the beam incident on the sample. A numerical code was written to deconvolve boron depth profiles from these gamma yields by exploiting the sharply peaked cross section of the '0B(p, ay)7Be resonance reaction. Simulations demonstrate that this code converges to the expected results. Preliminary measurements of C-Mod tiles were performed using the external proton beam to induce 429keV gamma emission from the 10B(p, ay)7Be reaction which was measured, using a Sodium Iodide (Nal) scintillation detector.
(cont.) These preliminary results verified the feasibility of this technique. An external PIXE ion beam analysis study was conducted to measure campaign integrated, poloidal tungsten (W) migration patterns in the C-Mod divertor. Eroded W from a toroidally continuous row of W tiles near the outer divertor strike point was used as a tracer to map W erosion and redeposition onto a set of Mo and W tiles that covered the poloidal extent of the C-Mod lower divertor which were removed following the 2008 experimental campaign. These tiles were examined for W using external Particle Induced X-ray emission (X-PIXE) analysis; a highly W sensitive ion beam analysis (IBA) technique in which a characteristic x-ray emission is induced from a material surface as it is exposed to an external proton beam, produced by the electrostatic tandem accelerator. With a set of systematic high spacial resolution measurements (~ 3mm resolution), complete poloidal profiles of W redeposition have been constructed. These profiles indicate W transport and redeposition of up to 1.5 x 102 atoms/m 2 (14nm of equivalent W thickness) in several regions including the outer divertor, the inner divertor, and inside the private flux region. In addition to the W results, PIXE allowed for indirect measurements of spatially resolved boron profiles and direct measurements of titanium, chromium, and iron. A comprehensive description and explanation these PIGE and PIXE studies and their results are presented.
by Harold Salvadore Barnard.
S.M.
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Samulski, Camille Clement. "Deceleration Stage Rayleigh-Taylor Instability Growth in Inertial Confinement Fusion Relevant Configurations." Thesis, Virginia Tech, 2021. http://hdl.handle.net/10919/103703.
Анотація:
Experimental results and simulations of imploding fusion concepts have identified the Rayleigh-Taylor (RT) instability as one of the largest inhibitors to achieving fusion. Understanding the origin and development of the RT instability will allow for the development of mitigating measures to dampen the instability growth, thus improving the chance that fusion concepts such as inertial confinement fusion (ICF) are successful. A study of 1D and 2D simulations are presented for investigating RT instability growth in deceleration stage of imploding geometries. Two cases of laser-driven implosion geometry, Cartesian and cylindrical, are used to study late stage deceleration-phase RT instability development on the interior surface of imploding targets. FLASH's hydrodynamic (HD) and magnetohydrodynamic (MHD) modeling capabilities are used for different laser and target parameters in order to study the RT instability and the impact of externally applied magnetic fields on their evolution. Several simulation regimes have been identified that provide novel insight into the impact that a seeded magnetic field can have on RT instability growth and the conditions under which magnetic field stabilization of the RT instability is observable. Finally, future work and recommendations are made.Master of Science
The direction for the future of renewable energy is uncertain at this time; however, it is known that the future of human energy consumption must be green in order to be sustainable. Fusion energy presents an opportunity for an unlimited clean renewable energy source that has yet to be realized. Fusion is achieved only by overcoming the earthly limitations presented by trying to replicate conditions at the interior of stellar structures. The pressures, temperature, and densities seen in the interior of stars are not easily reproduced, and thus human technology must be developed to reach these difficult stellar conditions in order to harvest fusion energy. There are two main branches of developmental technology geared towards achieving the difficult conditions controlled nuclear fusion presents, magnetic confinement fusion (MCF) and inertial confinement fusion (ICF)[17]. Yet in both approaches barriers exist which have thwarted the efforts toward reaching fusion ignition which must be addressed through scientific discovery. Successfully reaching ignition is only the first step in the ultimate pursuit of a self sustaining fusion reactor. This work will focus on the experimental ICF configuration, and on one such inhibitor toward achieving ignition, the Rayleigh-Taylor (RT) instability. The RT instability develops on the surfaces of the fusion fuel capsules, targets, and causes nonuniform compression of the target. This nonuniform compression of the target leads to lower pressures and densities through the material mixing of fusion fuel and the capsule shell, which ultimately leads to challenges with reaching fusion ignition. The work presented here was performed utilizing the University of Chicago's FLASH code, which is a state-of-the-art open source radiation magneto-hydrodynamic (MHD) code used for plasma and astrophysics computational modeling [11]. Simulations of the RT instability are performed using FLASH in planar and cylindrical geometries to explore fundamental Rayleigh-Taylor instability evolution for these two different geometries. These geometries provide easier access for experimental diagnostics to probe RT dynamics. Additionally, the impact of externally applied magnetic fields are explored in an effort to examine if and how the detrimental instability can be controlled.
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Riquier, Raphaël. "Magnetic field in laser plasmas : non-local electron transport and reconnection." Thesis, Université Paris-Saclay (ComUE), 2016. http://www.theses.fr/2016SACLX004/document.
Анотація:
Dans le cadre de la fusion par confinement inertiel, une capsule contenant le combustible de deutérium-tritium est implosée soit par irradiation laser (attaque directe, interaction laser – cible de numéro atomique faible), soit par un rayonnement de corps noir émis par une cavité convertissant le rayonnement laser (attaque indirecte, interaction laser – cible de numéro atomique élevé).Dans les deux cas, une modélisation correcte du transport électronique est cruciale pour avoir des simulations hydro-radiatives prédictives. Cependant, il a été montré très tôt que les hypothèses d'un mécanisme de transport linéaire ne sont pas applicables dans le cadre de l'irradiation d'une cible solide par un laser de puissance (I~10^14 W/cm²). Cela est dû d'une part à des gradients de température très importants (effets cinétiques dits « non-locaux ») ainsi qu'à la présence d'un champ magnétique auto-généré par effet thermo-électrique. Enfin, le flux de chaleur et le champ magnétique sont fortement couplés au travers de deux mécanismes : le transport du champ magnétique par le flux de chaleur (effet Nernst) et la rotation et inhibition du flux de chaleur par la magnétisation du plasma (effet Righi-Leduc).Dans le présent manuscrit, nous commencerons par exposer les différents modèles de transport électronique, et en particulier le modèle non-local avec champ magnétique, implémenté dans le code hydro-radiatif FCI2. Par la suite, nous chercherons à valider ce modèle par des comparaisons avec un code cinétique, puis avec une expérience lors de laquelle le champ magnétique a été mesuré par radiographie proton. Cela fait, nous utiliserons le code FCI2 pour expliquer la source et le transport du champ, ainsi que son effet sur l'interaction.Enfin, nous étudierons la reconnexion du champ magnétique, lors de l'irradiation d'une cible par deux faisceaux lasersIn the framework of the inertial confinement fusion, a pellet filled with the deuterium-tritium fuel is imploded, either through laser irradiation (direct drive, laser – low atomic number target interaction) or by the black body radiation from a cavity converting the laser radiation (indirect drive, laser – high atomic number target interaction).In both cases, a correct modeling of the electron transport is of first importance in order to have predictive hydro-radiative simulations. Nonetheless, it has been shown early on that the hypothesis of the linear transport are not valid in the framework of a solid target irradiated by a high power laser (I~1014 W/cm²). This is due in part to very steep temperature gradients (kinetic effects, so-called « non-local ») and because of a magnetic field self-generated through the thermo-electric effect. Finally, the heat flux and the magnetic field are strongly coupled through two mecanisms: the advection of the field with the heat flux (Nernst effect) and the rotation and inhibition of the heat flux by the plasma's magnetization (Righi-Leduc effect).In this manuscript, we will first present the various electron transport models, particularly the non-local with magnetic field model included in the hydro-radiative code FCI2. Following, in order to validate this model, we will compare it first against a kinetic code, and then with an experiment during which the magnetic field has been probed through proton radiography. Once the model validated, we will use FCI2 simulations to explain the source and transport of the field, as well as its effect on the interaction.Finally, the reconnection of the magnetic field, during the irradiation of a solid target by two laser beams, will be studied
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Meireni, Mutia. "Spectroscopic diagnostic of magnetic fusion plasmas : application to ITER." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019AIXM0218.
Анотація:
Cette thèse porte sur la modélisation du rayonnement de raies émis par les plasmas de fusion magnétique pour faire des applications au diagnostic. Une attention particulière est apportée aux électrons découplés (« runaway »), qui sont attendus avec une proportion significative dans ITER. Dans le premier chapitre, nous donnons une introduction générale sur la fusion magnétique et sur les machines tokamak, ainsi que sur les disruptions ; ces dernières sont engendrées par des instabilités et elles peuvent conduire à la formation de faisceaux d’électrons runaway très énergétiques. Dans le deuxième chapitre, le formalisme utilisé dans les modèles d'élargissement de raies spectrales est présenté, à partir d’outils de mécanique quantique et de physique statistique. Des calculs numériques de raies de Balmer sont également effectués dans le cadre d’une application aux diagnostics synthétiques. Dans le troisième chapitre, nous discutons de la physique relative aux ondes de Langmuir, notamment, l’amortissement Landau et son processus inverse, l’instabilité faisceau-plasma. Ce processus engendre un champ électrique oscillant, dont l’amplitude peut être évaluée à l’aide de la théorie quasi-linéaire. Nous présentons cette théorie ainsi qu’une généralisation aux régimes fortement non linéaires dans lesquels les ondes de Langmuir sont couplées aux ondes sonores et électromagnétiques. Enfin, dans le quatrième chapitre, nous appliquons le formalisme pour différentes densités de faisceau dans des conditions de plasma de bord de tokamak et nous examinons la faisabilité d’un diagnostic spectroscopique des électrons runawayThis thesis focuses on the modeling of the atomic line radiation emitted by magnetic fusion plasmas for diagnostic purposes. An improvement of the accuracy of diagnostics is proposed, in order to have a better characterization of runaway electrons in the context of ITER preparation. In the first chapter, we discuss about fusion reaction, about how it is produced in tokamak machines, and we discuss about the disruptions, which are a consequence of instabilities. They are one cause of runaway electrons. In the second chapter, the formalism used in spectral line broadening models is introduced based on quantum mechanics and statistical physics. Numerical calculations are also presented. They are done for applications to synthetic diagnostics in tokamak divertor plasma conditions. Hydrogen Balmer lines with a moderate principal quantum number are considered. In the third chapter, we discuss the physics underlying Langmuir waves. This includes the Landau damping process and its inverse counterpart, the plasma-beam instability mechanism. It is possible to calculate the magnitude of the electric field which is created by a beam of electrons using the quasilinear theory. We present this theory and we present a generalization to strongly nonlinear regimes for which the Langmuir waves are coupled with the ion sound and electromagnetic waves. Finally, we discuss this model and, next, apply the formalism for different beam densities in tokamak edge plasmas and we examine the possibility for making a diagnostic of runaway electrons based on atomic spectroscopy in the fourth chapter
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Sheeba, Roshin Raj. "Synthetic diagnostics for plasma spectroscopy of magnetic fusion devices." Thesis, Aix-Marseille, 2019. http://theses.univ-amu.fr.lama.univ-amu.fr/201217_SHEEBA_753c513mttwj498soje466ehx_TH.pdf.
Анотація:
Dans cette thèse, un outil numérique a été élaboré en combinant un code d’élargissement Stark avec un code développé pour le calcul du continuum de recombinaison (transitions libre-lié et libre-libre). L’outil permet de modéliser des spectres d’émission complet de la série Balmer de l’hydrogène/deutérium pour des plasmas de divertors de tokamaks en particulier les plasmas recombinants (détachés). En plus d’élargir les raies, l’environnement plasma abaisse le potentiel d’ionisation des atomes induisant un avancement du continuum. Ces effets statistiques du plasma sont pris en compte avec l’approche du facteur de dissolution des raies dans le continuum. Dans cette approche, au delà d’un niveau critique dépendant des paramètres plasma, les niveaux liés sont considérés comme des états libres. Cette approche a été implémentée en étendant le continuum au-delà de la limite théorique de la série et en transformant des états liés en états libres. Pour simplifier, au-delà de la limite d’Inglis-Teller, les profils des raies Balmer sont extrapolés de celui de la dernière raie résolue. Pour les faibles densités électroniques, un modèle collisionnel-radiatif a été utilisé pour le calcul des intensités. L’outil a été testé via la comparaison avec un spectre expérimental et a été utilisé pour prédire des spectres synthétiques pour WEST en utilisant des distributions spatiales de la densité de neutres et des paramètres plasma simulés par le code de transport SOLEDGE2D-EIRENE le long des lignes de visée. Cette approche des diagnostics synthétiques de la spectroscopie des plasmas peut être facilement élargie pour des prédictions efficaces des futures machines comme ITER et DEMOIn this thesis, a numerical tool is elaborated by combining a Stark lineshape code with another code developed for the calculation of the recombination continuum due to bound-free and free-free transitions. The tool is intended to model whole Balmer spectra emitted by hydrogen or deuterium atoms for tokamak divertor plasma conditions with a focus on recombining plasmas (detachment regime). In addition to Stark line broadening, the plasma environment affects hydrogen atoms by lowering the ionization potential leading to the advance of the continuum. For hydrogen emission, these statistical plasma effects are retained using the dissolution factor approach which allows the modeling of the gradual line merging into the continuum. In this approach, bound levels are considered as free levels beyond a critical level depending on the plasma parameters. The approach is implemented by extending the continuum beyond the theoretical series limit and transforming bound levels to free ones. For simplicity, beyonf the Inglis-Teller limit, the profiles of the Balmer lines are extrapolated from that of the last resolved line. For low electron densities, the line intensities are calculated using a collisional-radiative model. The numerical tool was checked by comparison with an experimental spectrum from literature. The numerical tool was applied to predict synthetic spectra for WEST using spatial distributions of the hydrogen density and of the plasma parameters simulated along viewing chords by the transport code SOLEDGE2D-EIRENE. This approach of synthetic diagnostics of plasma spectroscopy, can easily be extended for efficient predictions for future fusion devices like ITER and DEMO
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Morales, Mena Jorge. "Confined magnetohydrodynamics applied to magnetic fusion plasmas." Phd thesis, Ecole Centrale de Lyon, 2013. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00995867.
Анотація:
La description magnétohydrodynamique est utilisée pour étudier les plasmas de fusion par confinement magnétique dans deux configurations: tokamak et reversed field pinch. Une méthode de Fourier pseudo-spectrale et une technique de pénalisation en volume sont employées pour résoudre les équations. La méthode de pénalisation permet d'introduire des conditions aux limites de Dirichlet et donc de faire varier facilement la géométrie considérée. Les simulations dans des géométries toroïdales de type tokamak montrent l'apparition spontanée de vitesses. Une importante composante toroïdale se développe si le système est peu dissipatif. Il est aussi montré que la brisure de symétrie dans la forme de la section du tore fait apparaitre un moment angulaire toroïdal. Pour le Reversed Field Pinch on montre l'émergence de structures hélicoïdales. La forme de ces structures varie en fonction des coefficients de transport ainsi que du paramètre de pincement du champ magnétique imposé. Pour compléter l'étude on compare les résultats du tore aux calculs dans un cylindre périodique. Les différences dans la dynamique des deux cas sont mises en avant. Finalement les simulations sont confrontées à des expériences et un meilleur accord est observé entre simulation et expérience pour la géométrie toroïdale que pour la géométrie cylindrique.
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Kumar, Neeraj. "Analysis of turbulent transport in the central part of high-confinement tokamak plasmas." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0038.
Анотація:
Le transport turbulent dans la région centrale est exploré dans un plasma à haut β en mode H hybride du tokamak JET au moyen de simulations linéaires et non-linéaires effectuées avec le code gyrocinétique GKW dans la limite locale. Par rapport aux travaux précédents, l'analyse est étendue à la région ρ > 0.3 et révèle que les Kinetic Ballooning Modes (KBM) y sont linéairement instables, contrairement à la région ρ > 0.3 où les modes Ion Temperature Gradient dominent. Des simulations spécifiques à ρ=0.15 ont permis d'identifier le faible cisaillement magnétique et la haute pression normalisée du plasma, β, comme étant les deux principaux paramètres clefs permettant la déstabilisation des KBM par le relativement faible gradient de pression des ions principaux. Les ions rapides ont un effet légèrement stabilisant lorsqu'ils sont inclus dans les simulations. L'étude est ensuite étendue au régime non-linéaire. La turbulence induite par les KBM génère un flux significatif d'énergie thermique ionique et électronique. De manière inattendue, des modes de micro-déchirement (MTM) linéairement stables sont excités non-linéairement et génèrent un flux non-négligeable d'énergie thermique électronique lié aux fluctuations du champ magnétique. Des modèles quasi-linéaires standards sont ensuite comparés aux résultats non-linéaires. Ces modèles reproduisent raisonnablement bien les flux E x B, mais mésestiment le flux d'énergie thermique électronique résultant de l'excitation non-linéaire des MTMs. Une extension des modèles quasi-linéaire est proposée qui permet de mieux reproduire le flux d'énergie lié aux fluctuations du champ magnétiqueTurbulent transport is investigated in the central region of the high-β JET hybrid H-mode discharge 75225 by means of linear and non-linear gyro-kinetic (GK) simulations using the GK code GKW in the local approximation limit. Compared to previous work, the analysis is extended towards the magnetic axis, ρ > 0.3, where the turbulence characteristics remain an open question. In contrast to the region ρ > 0.3 where Ion Temperature Gradient modes are the most unstable modes, the linear stability analysis indicates that Kinetic Ballooning Modes (KBM) dominate in the central region. A dedicated analysis performed at ρ=0.15 reveals that the main parameters responsible for the destabilisation of KBMs in these hybrid H-modes are the high β and low magnetic shear values. The KBMs are driven by the main ion pressure gradient with little influence of the electron temperature gradient. Including fast-ions as a kinetic species in the simulations has a slight stabilising effect. The study is then extended to the non-linear regime. It is found that the turbulence induced by these KBMs drives a significant ion and electron heat flux. Interestingly, linearly stable micro-tearing-modes (MTM) are excited non-linearly and drive a sizeable magnetic flutter electron heat flux. Standard quasi-linear models are compared to the non-linear results. The standard reduced quasi-linear models work reasonably well for the E x B fluxes, but fail to capture magnetic flutter contribution to the electron heat flux induced by the non-linear excitation of the MTMs. An extension of the quasi-linear models is proposed allowing to better capturing the magnetic flutter flux
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Bailly-Grandvaux, Mathieu. "Laser-driven strong magnetic fields and high discharge currents : measurements and applications to charged particle transport." Thesis, Bordeaux, 2017. http://www.theses.fr/2017BORD0557/document.
Анотація:
La problématique de génération de champs magnétiques quasi-statiques intenses constitue un défi pour la physique de l’interaction laser-plasma. Proposé il y a 30 ans, l’utilisation de cibles "boucles" irradiées par laser se distinguent par leur design compact ne nécessitant aucune génération de courant pulsé en plus de la puissance laser et ont dévoilé récemment leur grand potentiel.Ce travail de thèse s’attache à la caractérisation des phénomènes physiques et au développement de cette technique. On a ainsi montré la génération de forts champs magnétiques quasi-statiques par interaction laser-matière (500 J, durée laser de 1 ns et intensité ~10^17 W/cm^2) atteignant une amplitude de plusieurs centaines de Teslas pendant 2 à 3 ns. L'évolution temporelle et la distribution spatiale des champs magnétiques ont été mesurés par trois diagnostics indépendants : sondes B-dot, rotation de Faraday et défléctométrie de protons. La caractérisation des mécanismes physiques sous-jacents ont aussi fait appel à des diagnostics de rayonnements X de la région irradiée par laser ainsi qu’à des mesures d’ombroscopie optique du fil de la boucle en expansion.Une application de ces champs au guidage magnétique d’électrons relativistes dans la matière dense a permis d'ouvrir de nouvelles perspectives au transport de hautes densités d’énergies dans la matière. En effet, en laissant suffisamment de temps pour que le champ magnétique pénètre dans la cible dense, une amélioration d’un facteur 5 de la densité d’énergie portée par les électrons après 50 µm de propagation a été mise en évidence.En outre, des décharges de courants intenses consécutives à l'irradiation par impulsion laser courtes (50 J, durée laser < 1 ps et intensité ~10^19 W/cm^2) ont été observées. Une imagerie protonique de la décharge a permis de mesurer la propagation d’une onde électromagnétique à des vitesses proches de la vitesse de la lumière. Cette onde d’une durée de ~ 40 ps a été utilisée comme lentille électromagnétique pour focaliser et sélectionner sur une bande étroite d'énergie un faisceau de protons de plusieurs MeV (jusqu’à 12 MeV) passant dans la boucle.Les résultats de ces différentes mesures et applications expérimentales ont été par ailleurs confrontées à des simulations et à des modèles analytiques.Les applications de cette thèse se déploient sur des aspects comme :- la fusion par confinement inertiel, en guidant des faisceaux d'électrons relativistes jusqu'au cœur de la capsule de combustible, tout en confinant les particules qui y déposent leur énergie ainsi que celles créées par les réactions de fusion nucléaire;- l'astrophysique et la planétologie de laboratoire, en générant des sources secondaires de particules énergétiques ou de rayonnement afin de porter la matière dense a de très hautes températures (matière tiède et dense), ou en magnétisant des plasmas pour reproduire des phénomènes astrophysiques à plus petite échelle au laboratoire;- et enfin le contrôle de faisceaux de particules chargées dans le vide pour le développement de sources laser dans le cadre d'applications s'effectuant à distance de la source notamment en science, dans l'industrie, ou même en médecineThe problem of strong quasi-static magnetic field generation is a challenge in laser-plasma interaction physics. Proposed 30 years ago, the use of the laser-driven capacitor-coil scheme, which stands out for its compact design while not needing any additional pulsed power source besides the laser power, only recently demonstrated its potential.This thesis work aims at characterizing the underlying physics and at developing this scheme. We demonstrated the generation of strong quasi-static magnetic fields by laser (500 J, 1 ns-duration and ~10^17 W/cm^2 intensity) of several hundreds of Teslas and duration of 2-3 ns. The B-field space- and time-evolutions were characterized using three independent diagnostics: B-dot probes, Faraday rotation and proton-deflectometry). The characterization of the underlying physical processes involved also X-ray diagnostics of the laser-irradiated zone and optical shadowgraphy of the coil rod expansion.A novel application of externally applied magnetic fields to guide relativistic electron beam in dense matter has been carried out and the obtained results set the ground for improved high-energy-density transport in matter. Indeed, allowing sufficient time for the dense target magnetization, a factor 5 improvement of the electron energy-density flux at 50µm-depth was evidenced.Besides, the generation of high discharge currents consecutive to short laser pulse irradiation (50 J, <1 ps-duration and ~10^19 W/cm^2 intensity) was also pointed out. Proton imaging of the discharge permitted to measure the propagation of an electromagnetic wave at a velocity close to the speed of light. This wave, of ~40ps-duration, was used as an electromagnetic lens to focalize and energy-select a narrow energy range within a multi-MeV proton beam (up to 12 MeV) passing through the coil.All-above experimental measurements and application results were thoroughly compared to both computer simulations and analytic modeling.The applications of this thesis work in a near future will concern:- inertial confinement fusion, by guiding relativistic electron beams up to the dense core nuclear fuel, and by confining particles depositing their energy in it, or even those resulting from the fusion reactions;- laboratory planetology and astrophysics, by generating secondary sources of energetic particles and radiation to reach the warm-dense-matter state or by magnetizing plasmas to reproduce astrophysical phenomena in scaled experiments;- and finally, the control of charged particle beams in vacuum, useful in particular for the development of laser-driven sources for distant applications in science, industry or even medecine
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Sommariva, Cristian. "Test particles dynamics in 3D non-linear magnetohydrodynamics simulations and application to runaway electron formation in tokamak disruptions." Thesis, Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0512/document.
Анотація:
La thèse étudie la dynamique des Electrons Découplés (DE) dans une disruption plasma déclenchée par injection massive de gaz dans le tokamak JET et simulée par le code JOREK. Cette investigation est permise par l’implémentation d’un module de suivi des particules tests relativistes dans JOREK. L’étude montre que les électrons peuvent ‘survivre’dans le chaos magnétique caractérisant la phase dite de ‘Disjonction Thermique’ (DT) de cette disruption (simulée) grâce à la reformation des surfaces magnétiques fermées. Deuxièmement, l’accélération des électrons causée par les champs électriques dus aux fluctuations magnétohydrodynamiques (MHD) pendant la DT est analysée. Cela montre que les électrons peuvent être accélérés par ces champs et devenir DE, après reconfinement, pendant la phase dite de ‘Disjonction de Courant’. Une étude préliminaire sur les dépendances entre le courant des DE et l’activité MHD dans les expériences de disruption du tokamak ASDEX Upgrade est également reportéeIn view of better understanding Runaway Electron (RE) generation processes during tokamak disruptions, this work investigates test electron dynamics during a JET disruption simulated with the JOREK code. For this purpose, a JOREK module computing relativistic test particle orbits in the simulated fields has been developed and tested. The study shows that a significant fraction of pre-disruption thermal electrons remain confined in spite of the magnetic chaos characterizing the Thermal Quench (TQ) phase. This finding, which is related to the prompt reformation of closed flux surfaces after the TQ, supports the possibility of the so-called “hot tail” RE generation mechanism. In addition, it is found that electrons may be significantly accelerated during the TQ due to the presence of strong local electric field (E) fluctuations related to magnetohydrodynamic (MHD) activity. This phenomenon, which has virtually been ignored so far, may play an important role in RE generation. In connection to this modelling work, an experimental study on ASDEX Upgrade disruptions has been performed, suggesting that strong MHD activity reduces RE production
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Gallo, Alberto. "Impact of the plasma geometry on the divertor power exhaust in a magnetic fusion reactor." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0001.
Анотація:
Une compréhension profonde du transport du plasma au bord d'un réacteur à fusion par confinement magnétique est obligatoire pour gérer l'extraction de puissance. Dans les dispositifs de fusion de nouvelle génération, des limites technologiques contraignent le flux de chaleur maximal au divertor. Pour une puissance d'échappement donnée le flux de chaleur maximal est déterminé par l'amplitude de l'empreinte du plasma au mur. Les profils de flux de chaleur au divertor peuvent être paramétrés par deux échelles de longueur du transport. Nous remettons en question l'interprétation actuelle de ces deux échelles de longueur en étudiant l'impact de la géométrie du divertor sur l'échappement. En particulier, un élargissement des profils de flux de chaleur avec la longueur de la jambe du divertor externe est diagnostiqué. Des efforts de modélisation ont montré que les simulations diffusives reproduisent les profils expérimentaux de flux de chaleur pour les plasmas à jambes courtes. Inversement, l'étalement du flux de chaleur pour une longe jambe du divertor est reproduit par un modèle turbulent, soulignant l'importance de la turbulence aussi dans le divertor. Ces résultats remettent en question l'interprétation de la largeur du flux de chaleur comme grandeur liée a la main SOL uniquement. Les configurations magnétiques avec une longe jambe du divertor mettent en évidence l'importance du transport asymétrique dans le divertor. Nous concluons que le transport dans la main SOL et celui dans le divertor ne sont pas à découpler et nous soulignons l'importance de la géométrie magnétique sur le transport turbulent avec l'avantage potentiel d'un inattendu étalement du dépôt de puissanceA deep understanding of plasma transport at the edge of a magnetically confined fusion device is mandatory for a sustainable and controlled handling of the power exhaust. In the next-generation fusion device ITER, technological limits constrain the peak heat flux on the divertor. For a given exhaust power the peak heat flux is determined by the extent of the plasma footprint on the wall. Heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two length scales for the transport of heat in SOL. In this work, we challenge the current interpretation of these two length scales by studying the impact of divertor geometry modifications on the heat exhaust. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg. Modelling efforts showed that diffusive simulations well reproduce the experimental heat flux profiles for short-legged plasmas. Conversely, the broadening of the heat flux for a long divertor leg is reproduced by a turbulent model, highlighting the importance of turbulent transport not only in the main SOL but also in the divertor. These results question the current interpretation of the heat flux width as a purely main SOL transport length scale. In fact, long divertor leg magnetic configurations highlighted the importance of asymmetric divertor transport. We therefore conclude that main SOL and divertor SOL transport cannot be arbitrarily disentangled and we underline the importance of the divertor magnetic geometry in enhancing asymmetric turbulent transport with the potential benefit of an unexpected power spreading
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Sommariva, Cristian. "Test particles dynamics in 3D non-linear magnetohydrodynamics simulations and application to runaway electron formation in tokamak disruptions." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2017. http://www.theses.fr/2017AIXM0512.
Анотація:
La thèse étudie la dynamique des Electrons Découplés (DE) dans une disruption plasma déclenchée par injection massive de gaz dans le tokamak JET et simulée par le code JOREK. Cette investigation est permise par l’implémentation d’un module de suivi des particules tests relativistes dans JOREK. L’étude montre que les électrons peuvent ‘survivre’dans le chaos magnétique caractérisant la phase dite de ‘Disjonction Thermique’ (DT) de cette disruption (simulée) grâce à la reformation des surfaces magnétiques fermées. Deuxièmement, l’accélération des électrons causée par les champs électriques dus aux fluctuations magnétohydrodynamiques (MHD) pendant la DT est analysée. Cela montre que les électrons peuvent être accélérés par ces champs et devenir DE, après reconfinement, pendant la phase dite de ‘Disjonction de Courant’. Une étude préliminaire sur les dépendances entre le courant des DE et l’activité MHD dans les expériences de disruption du tokamak ASDEX Upgrade est également reportéeIn view of better understanding Runaway Electron (RE) generation processes during tokamak disruptions, this work investigates test electron dynamics during a JET disruption simulated with the JOREK code. For this purpose, a JOREK module computing relativistic test particle orbits in the simulated fields has been developed and tested. The study shows that a significant fraction of pre-disruption thermal electrons remain confined in spite of the magnetic chaos characterizing the Thermal Quench (TQ) phase. This finding, which is related to the prompt reformation of closed flux surfaces after the TQ, supports the possibility of the so-called “hot tail” RE generation mechanism. In addition, it is found that electrons may be significantly accelerated during the TQ due to the presence of strong local electric field (E) fluctuations related to magnetohydrodynamic (MHD) activity. This phenomenon, which has virtually been ignored so far, may play an important role in RE generation. In connection to this modelling work, an experimental study on ASDEX Upgrade disruptions has been performed, suggesting that strong MHD activity reduces RE production
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Ivanova, Darya. "Plasma-Facing Components in Tokamaks : Material Modification and Fuel Retention." Doctoral thesis, KTH, Fusionsplasmafysik, 2012. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-105099.
Анотація:
Fuel inventory and generation of carbon and metal dust in a tokamak are perceived to be serious safety and economy issues for the steady-state operation of a fusion reactor, e.g. ITER. These topics have been explored in this thesis in order to contribute to a better understanding and the development of methods for controlling and curtailing fuel accumulation and dust formation in controlled fusion devices. The work was carried out with material facing fusion plasmas in three tokamaks: TEXTOR in Forschungszentrum Jülich (Germany), Tore Supra in the Nuclear Research Center Cadarache (France) and JET in Culham Centre for Fusion Energy (United Kingdom). Following issues were addressed: (a) properties of material migration products, i.e. co-deposited layers and dust particles; (b) impact of fuel removal methods on dust generation and on modification of plasma-facing components; (c) efficiency of fuel and deposit removal techniques; (d) degradation mechanism of diagnostic components - mirrors - and methods of their regeneration.QC 20121116
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Gallo, Alberto. "Impact of the plasma geometry on the divertor power exhaust in a magnetic fusion reactor." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0001/document.
Анотація:
Une compréhension profonde du transport du plasma au bord d'un réacteur à fusion par confinement magnétique est obligatoire pour gérer l'extraction de puissance. Dans les dispositifs de fusion de nouvelle génération, des limites technologiques contraignent le flux de chaleur maximal au divertor. Pour une puissance d'échappement donnée le flux de chaleur maximal est déterminé par l'amplitude de l'empreinte du plasma au mur. Les profils de flux de chaleur au divertor peuvent être paramétrés par deux échelles de longueur du transport. Nous remettons en question l'interprétation actuelle de ces deux échelles de longueur en étudiant l'impact de la géométrie du divertor sur l'échappement. En particulier, un élargissement des profils de flux de chaleur avec la longueur de la jambe du divertor externe est diagnostiqué. Des efforts de modélisation ont montré que les simulations diffusives reproduisent les profils expérimentaux de flux de chaleur pour les plasmas à jambes courtes. Inversement, l'étalement du flux de chaleur pour une longe jambe du divertor est reproduit par un modèle turbulent, soulignant l'importance de la turbulence aussi dans le divertor. Ces résultats remettent en question l'interprétation de la largeur du flux de chaleur comme grandeur liée a la main SOL uniquement. Les configurations magnétiques avec une longe jambe du divertor mettent en évidence l'importance du transport asymétrique dans le divertor. Nous concluons que le transport dans la main SOL et celui dans le divertor ne sont pas à découpler et nous soulignons l'importance de la géométrie magnétique sur le transport turbulent avec l'avantage potentiel d'un inattendu étalement du dépôt de puissanceA deep understanding of plasma transport at the edge of a magnetically confined fusion device is mandatory for a sustainable and controlled handling of the power exhaust. In the next-generation fusion device ITER, technological limits constrain the peak heat flux on the divertor. For a given exhaust power the peak heat flux is determined by the extent of the plasma footprint on the wall. Heat flux profiles at the divertor targets of X-point configurations can be parametrized by using two length scales for the transport of heat in SOL. In this work, we challenge the current interpretation of these two length scales by studying the impact of divertor geometry modifications on the heat exhaust. In particular, a significant broadening of the heat flux profiles at the outer divertor target is diagnosed while increasing the length of the outer divertor leg. Modelling efforts showed that diffusive simulations well reproduce the experimental heat flux profiles for short-legged plasmas. Conversely, the broadening of the heat flux for a long divertor leg is reproduced by a turbulent model, highlighting the importance of turbulent transport not only in the main SOL but also in the divertor. These results question the current interpretation of the heat flux width as a purely main SOL transport length scale. In fact, long divertor leg magnetic configurations highlighted the importance of asymmetric divertor transport. We therefore conclude that main SOL and divertor SOL transport cannot be arbitrarily disentangled and we underline the importance of the divertor magnetic geometry in enhancing asymmetric turbulent transport with the potential benefit of an unexpected power spreading
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Rosenberg, Michael Jonathan. "Studies of ion kinetic effects in shock-driven inertial confinement fusion implosions at OMEGA and the NIF and magnetic reconnection using laser-produced plasmas at OMEGA." Thesis, Massachusetts Institute of Technology, 2014. http://hdl.handle.net/1721.1/95853.
Анотація:
Thesis: Ph. D., Massachusetts Institute of Technology, Department of Physics, 2014.Cataloged from PDF version of thesis.
Includes bibliographical references.
Studies of ion kinetic effects during the shock-convergence phase of inertial confinement fusion (ICF) implosions and magnetic reconnection in strongly-driven, laser-produced plasmas have been facilitated by the use of shock-driven ICF implosions and diagnosed using both mature and newly-developed nuclear diagnostics. Ion kinetic effects that are likely to be significant early in ICF implosions, as strong shocks create a high-temperature, moderate-density plasma with an ion mean free path approximately the size of the fuel region, have, for the first time, been explored in a comprehensive experimental campaign. These experiments at the OMEGA laser facility, in which the ion mean free path was systematically varied in a series of shock-driven implosions, have demonstrated that measured fusion yields are increasingly discrepant relative to the predictions of hydrodynamic codes with increasing ion mean free path. The enhanced transport of fuel ions out of the hot plasma region and the reduction in fusion reactivity due to the depletion of high-energy tail ions are responsible. These effects have also been inferred in shock-driven implosions at the National Ignition Facility. The universal plasma phenomenon of magnetic reconnection has been explored in strongly-driven, high-[beta] laser-produced plasmas, driving reconnection in a regime relevant to astrophysical environments, such as the Earth's magneto-pause. Using shock-driven ICF implosions as a proton source to probe magnetic fields, the first systematic laboratory experiments to study asymmetric magnetic reconnection have been conducted. These experiments have shown that the rate of reconnection in this strongly flow-driven system is dictated by the flow velocity and is largely insensitive to initial asymmetries in density, ram pressure, and geometry. Related experiments have probed the collision of parallel magnetic fields to assess the effect of strong flows on magnetic fields in the absence of reconnection. Experiments using high-resolution proton radiography have revealed small-scale electron jets that demonstrate the importance of two-fluid effects in permitting a fast reconnection even when reconnection is driven by strong plasma flows. This work has improved understanding and spurred further experimental and theoretical inquiry into kinetic ion behavior in ICF implosions and magnetic reconnection in regimes rarely accessed in the laboratory.
by Michael Jonathan Rosenberg.
Ph. D.
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Bykov, Igor. "Experimental studies of materials migration in magnetic confinement fusion devices : Novel methods for measurement of macro particle migration, transport of atomic impurities and characterization of exposed surfaces." Doctoral thesis, KTH, Fusionsplasmafysik, 2014. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-145045.
Анотація:
During several decades of research and development in the field of Magnetically Confined Fusion (MCF) the preferred selection of materials for Plasma Facing Components (PFC) has changed repeatedly. Without doubt, endurance of the first wall will decide research availability and lifespan of the first International Thermonuclear Research Reactor (ITER). Materials erosion, redeposition and mixing in the reactor are the critical processes responsible for modification of materials properties under plasma impact. This thesis presents several diagnostic techniques and their applications for studies of materials transport in fusion devices. The measurements were made at the EXTRAP T2R Reversed Field Pinch operated in Alfvén laboratory at KTH (Sweden), the TEXTOR tokamak, recently shut down at Forschungszentrum Jülich (Germany) and in the JET tokamak at CCFE (UK). The main outcomes of the work are: Development and application of a method for non-destructive capture and characterization of fast dust particles moving in the edge plasma of fusion devices, as well as particles generated upon laser-assisted cleaning of plasma exposed surfaces. Advancement of conventional broad beam and micro ion beam techniques to include measurement of tritium in the surfaces exposed in future D-T experiments. Adaption of the micro ion beam method for precision mapping of non uniform elements concentrations on irregular surfaces. Implementation of an isotopic marker to study the large scale materials migration in a tokamak and development of a method for fast non destructive sampling of the marker on surfaces of PFCs.QC 20140508
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Levy, Yoann. "Etude numérique et modélisation des instabilités hydrodynamiques dans le cadre de la fusion par confinement inertiel en présence de champs magnétiques auto-générés." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00742130.
Анотація:
Dans le cadre de la fusion par confinement inertiel, nous présentons une analyse des effets du champ magnétique sur le développement linéaire des instabilités de Richtmyer-Meshkov, en magnétohydrodynamique idéale d'une part, et de Rayleigh-Taylor au front d'ablation, dans les phases d'accélération et de décélération d'autre part.A l'aide d'un code linéaire de perturbation, nos simulations mono mode nous permettent de confirmer, pour l'instabilité de Richtmyer-Meshkov, la stabilisation apportée par la composante du champ magnétique parallèle au vecteur d'onde des perturbations de l'interface, dont l'amplitude oscille au cours du temps. Nous montrons que la prise en compte de la compressibilité n'apporte pas de changements significatifs par rapport au modèle impulsionnel incompressible existant dans la littérature. Dans nos simulations numériques bidimensionnelles, en géométrie plane, de l'instabilité de Rayleigh-Taylor dans la phase d'accélération, nous prenons en compte le phénomène d'auto-génération de champ magnétique induite par cette instabilité. Nous montrons qu'il est possible d'atteindre des valeurs de champ de l'ordre de quelques teslas et que la croissance de l'amplitude des perturbations transite plus rapidement vers un régime de croissance non-linéaire avec, notamment, un développement accru de la troisième harmonique. Nous proposons également une adaptation d'un modèle existant, étudiant l'effet d'anisotropie de conductivité thermique sur le taux de croissance de l'instabilité de Rayleigh-Taylor au front d'ablation, pour tenter de prendre en compte les effets des champs magnétiques auto-générés sur le taux de croissance de l'instabilité de Rayleigh-Taylor. Enfin, dans une étude numérique à deux dimensions, en géométrie cylindrique, nous analysons les effets des champs magnétiques auto-générés par l'instabilité de Rayleigh-Taylor dans la phase de décélération. Cette dernière étude révèle l'apparition de champs magnétiques pouvant atteindre plusieurs milliers de teslas sans pour autant affecter le comportement de l'instabilité de Rayleigh-Taylor.
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Olofsson, K. Erik J. "Nonaxisymmetric experimental modal analysis and control of resistive wall MHD in RFPs : System identification and feedback control for the reversed-field pinch." Doctoral thesis, KTH, Fusionsplasmafysik, 2012. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-94096.
Анотація:
The reversed-field pinch (RFP) is a device for magnetic confinement of fusion plasmas. The main objective of fusion plasma research is to realise cost-effective thermonuclear fusion power plants. The RFP is highly unstable as can be explained by the theory of magnetohydrodynamics (MHD). Feed-back control technology appears to enable a robustly stable RFP operation. Experimental control and identification of nonaxisymmetric multimode MHD is pursued in this thesis. It is shown that nonparametric multivariate identification methods can be utilised to estimate MHD spectral characteristics from plant-friendly closed-loop operational input-output data. It is also shown that accurate tracking of the radial magnetic field boundary condition is experimentally possible in the RFP. These results appear generically useful as tools in both control and physics research in magnetic confinement fusion.QC 20120508
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Floyd, John-Patrick. "Evolution of edge pedestal transport between ELMs in DIII-D." Diss., Georgia Institute of Technology, 2014. http://hdl.handle.net/1853/53079.
Анотація:
Evolution of measured profiles of densities, temperatures and velocities in the edge pedestal region between successive ELM (edge-localized mode) events are analyzed and interpreted in terms of the constraints imposed by particle, momentum and energy balance in order to gain insights regarding the underlying evolution of transport processes in the edge pedestal between ELMs in a series of DIII-D discharges. The data from successive inter-ELM periods during an otherwise steady-state phase of the discharges were combined into a composite inter-ELM period for the purpose of increasing the number of data points in the analysis. These composite periods were partitioned into sequential intervals to examine inter-ELM transport evolution. The GTEDGE integrated modeling code was used to calculate and interpret plasma transport and properties during each interval using particle, momentum, and energy balance. Variation of diffusive and non-diffusive (pinch) particle, momentum, and energy transport over the inter-ELM period are examined for discharges with plasma currents from 0.5 to 1.5 MA and inter-ELM periods from 50 to 220 ms. Diffusive transport is dominant for ρ< 0.925, while non-diffusive and diffusive transport are very large and nearly balancing in the sharp gradient region 0.925 <ρ <1.0. Transport effects of ion orbit loss are significant for ρ > 0.95, and are taken into account. During the inter-ELM period, diffusive transport increases slightly more than non-diffusive transport, increasing total outward transport. Both diffusive and non-diffusive transport have a strong inverse correlation with plasma current. Weakening the electromagnetic pinch may increase outward particle transport, and enable control over the rebuilding of the edge pedestal between ELMs.
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Fridström, Richard. "Tearing mode dynamics in the presence of resonant magnetic perturbations." Licentiate thesis, KTH, Fusionsplasmafysik, 2016. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:kth:diva-180058.
Анотація:
Magnetically confined fusion (MCF) plasmas are typically subject to several unstable modes. The growth of one mode can limit the plasma energy confinement and might cause a termination of the plasma. Externally applied resonant magnetic perturbations (RMPs) are used to control and to mitigate some of the unstable modes. Examples are, mitigation of edge localized modes and steering of neoclassical tearing mode position for stabilization by electron cyclotron current drive. Consequently, use of RMPs are considered necessary in planned future fusion machines. There are however negative consequences, the RMP interaction with a tearing mode (TM) of the same resonance can cause deceleration of the TM and possibly wall-locking. If a TM is non-rotating relative the machine-wall, it can grow and degrade fusion plasma performance and lead to a plasma disruption. Thus, all fusion confinement machines want to avoid wall-locked modes. Resonant magnetic fields can also be present in the form of machine-error-fields, which can produce the same effects. Clearly, it is of importance to understand the TM-RMP interaction. Typically, the modes with long wavelength are described by magnetohydrodynamic (MHD) theory. Considering the finite plasma resistivity, MHD predicts a mode that tears and reconnects magnetic field lines, called a tearing mode (TM). TMs occur at surfaces where the magnetic field lines close on themselves after a number of (m) toroidal and (n)poloidal turns. These surfaces are resonant in the sense that magnetic field and helical current perturbation has the same helicity, which minimize stabilizing effect of magnetic field line bending. In this thesis, the mechanisms of TM locking and unlocking due to external resonant magnetic perturbations (RMPs) are experimentally studied. The studies are conducted in two MCF machines of the type reversed-field pinch (RFP): EXTRAP T2R and Madison Symmetric Torus (MST). The studied machines exhibit multiple rotating TMs under normal operation. In EXTRAP T2R TM locking and unlocking are studied by application of a single harmonic RMP. Observations show that after the TM is locked, RMP amplitude has to be reduced significantly in order to unlock the TM. In similar studies in MST unlocking is not observed at all after turn-off of the RMP. Hence, in both machines, there is hysteresis in the locking and subsequent unlocking of a tearing mode. Results show qualitative agreement with a theoretical model of the TM evolution when subjected to an RMP. It is shown that the RMP cause a reduction of TM and plasma rotation at the resonant surface. The velocity reduction is opposed by a viscous torque from surrounding plasma. After TM locking, relaxation of the whole plasma rotation is observed, due to the transfer of velocity reduction via viscosity. This results in a reduced viscous resorting torque, which explains the observed hysteresis. The hysteresis is further deepened by the increase in amplitude of a locked mode.QC 20160111
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Beaucourt-Jacquet, Céline. "Étude expérimentale du guidage du faisceau d’électrons dans le cadre de l’allumage rapide de cibles de fusion." Thesis, Bordeaux 1, 2012. http://www.theses.fr/2012BOR14741/document.
Анотація:
Les travaux de cette thèse s’inscrivent dans le cadre de l’allumage rapide pour la fusion par confinement inertiel (FCI), pour la production d’énergie. Dans ce schéma les phases de compression et d’allumage sont découplées. Au cours de la seconde phase, le faisceau d’électrons doit parcourir une distance de 300 µm dans le combustible dense avantde déposer son énergie au coeur de la cible et d’initier les réactions de fusion. Le principal défaut de ce schéma réside dans la divergence du faisceau d’électrons au cours de son transport dans la matière dense. Parmi plusieurs schémas proposés pour réduire cette divergence, nous considérons ici, les schémas sans cône basés sur la collimation des électrons dans un champ magnétique. En particulier, A.P.L. Robinson et ses collaborateurs [Phys. Rev. Lett. 100, 025002, 2008] ont proposé une méthode simple à mettre en place pour contrôler la divergence du faisceau d’électrons :utiliser une séquence de deux impulsions laser. La première impulsion permet de créer un environnement magnétique favorable au confinement du faisceau d’électrons engendré par la seconde interaction. La validation de cette proposition est le sujet de cette thèse. Nous présenterons les résultats expérimentaux et les modélisations théoriques motivées par cette proposition. L’expérience du guidage d’un faisceau d’électrons avec deux impulsions laser a été réalisée sur l’installation laser petawatt Vulcan au Rutherford Appleton Laboratory (RAL) à Didcot en Angleterre. Elle est basée sur la proposition d’un groupe international dans le cadre du projet FCI HiPER. Cette expérience nous a permis d’obtenir les conditions de guidage en fonction du rapport des intensités et du délai entre les deux impulsions. Les résultats de l’expérience ont été modélisés par le code hydrodynamique CHIC couplé au module de transport de particules chargées M1. L’interprétation des résultats expérimentaux nous a permis d’expliquer la base de la physique du guidage du faisceau d'électrons et d'en définir les conditions magnétiques favorablesThe work presented in this thesis is realised in the framework of the fast ignition of inertial confinement fusion for energy production. In this scheme the compression and the ignition phases are decoupled. During the second phase, the electron beam must cross over 300 µm in the dense fuel to deposit its energy in the dense core and ignite the fusion reactions.The major problem of the scheme is related to the divergence of the electron beam while it crosses the dense matter. Among the different propositions to inhibit the electron divergence we consider here the schemes without cone that are based on the effect of magnetic collimation. In particular, A.P.L. Robinson and his co-authors [Phys. Rev. Lett. 100, 025002, 2008] suggested a simple way to control the electron beam divergence by using a sequence of two laser pulses. The first one creates a magnetic background favourable for the confinement of the second electron beam resulting from the second interaction. The validation of this scheme is the major goal of this thesis.We present the results of experimental sudies and numerical modeling of the electron beam guiding with help of two consequent laser pulses. The experiment was performed on the Vulcan facility at the Rutherford Appleton Laboratory at Didcot in UK, based on the proposal submitted by an international group of scientists in the framework of the European project for inertial fusion energy HiPER. This experiment allowed us to define a combination of laser and target parameters where the electron beam guiding takes place. The analysis of experimental data and numerical modelling is realised with the hydrodynamic code CHIC coupled to the charged particules transport module M1. The interpretation of the experimental results allowed us to explain the experimental data and the physical basis of guiding and to define the magnetic conditionflavourable to the electron beam guidance
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Mao, Rui. "Simulation de l’extraction de puissance dans un tokamak à configuration divertor alternative avec le code SOLEDG2D." Electronic Thesis or Diss., Ecole centrale de Marseille, 2019. http://www.theses.fr/2019ECDM0011.
Анотація:
L’extraction de puissance est l’une des questions cruciales pour l’élaboration d’un réacteur de fusion à confinement magnétique. Le confinement magnétique est responsable de l’impact extrêmement localisé du plasma sur les composants faisant face au plasma, nécessitant une forte dissipation de la puissance dans un volume de plasma dédié appelé divertor. La stratégie du réacteur expérimental ITER qui entrera en fonction à Cadarache dans les prochaines années repose sur une géométrie standard de divertor fermé conçue à partir d'expériences et de simulations plasma à plus petite échelle. En attendant les résultats des expériences sur ITER, les tendances expérimentales actuelles suggèrent toutefois que ce concept de divertor doit être amélioré pour tenir compte des contraintes d’extraction de puissance imposées par un réacteur plus important comme DEMO qui prendra la suite d’ITER. Ce projet de thèse avait pour objectif d'étudier les avantages potentiels des configurations de diverteurs autres que celle d'ITER, comme celle du tokamak WEST en opération au CEA Cadarache ou celle du tokamak chinois HL-2M en construction au laboratoire SWIP en Chine. Un intérêt particulier a été consacré aux configurations dites à « flocon de neige » prévues sur HL-2M et caractérisées par deux points X voisins dans le champ magnétique du divertor. Pour la premier fois le transport du plasma dans ces géométries magnétiques complexes a été simulé grâce à l’utilisation du code SOLEDGE2D-EIRENE développé par l’IRFM CEA et ses partenaires académiques, notamment les laboratoires M2P2 et PIIM d’Aix-Marseille Université. Dans une approche par étapes, les simulations SOLEDG2D ont d'abord été appliquées à la géométrie plus conventionnelle du divertor du tokamak WEST, dans le but d'une comparaison directe avec les résultats expérimentaux. Un ensemble de diagnostics synthétiques a été développé à partir de simulations SOLEDGE pour imiter un large éventail de diagnostics expérimentaux. Des rampes de densité pendant une décharge plasma ont été simulées, mettant en évidence le détachement du plasma des plaques du divertor en accord qualitatif avec des observations expérimentales. Ensuite, les géométries de flocon de neige de HL-2M ont été étudiées. Le détachement du plasma de la plaque du divertor « externe » est étudié dans ces configurations lors de rampes de densité de plasma, à puissance d'entrée constante et à coefficients de transport radial constants. Certaines caractéristiques typiques du détachement, telles que le seuil, la profondeur et la fenêtre en amont du détachement sont examinées. Dans les trois géométries, le début du détachement et l'évolution de la densité du plasma en amont sont caractérisés par le déplacement progressif d'un front de rayonnement de la cible externe au point X principal, comme observé dans les expériences. On constate que, quel que soit le détachement en termes de dissipation de particules, de quantité de mouvement ou de puissance, le seuil de détachement est principalement dominé par la structure géométrique de la plaque de divertor et ne dépend pas de la configuration magnétique du volume de plasma dans le divertor. En particulier, la longueur de connexion de la ligne magnétique dans le divertor n’affecte pas le seuil de détachement, contrairement aux attentes du modèle réduit souvent utilisé pour l’analyse du transport dans le plasma de bord et appelé « modèle à 2 points », mais en accord avec les résultats expérimentaux. Ces résultats de simulation constituent un premier pas vers l'objectif ambitieux de prédire l’impact d'une configuration magnétique « alternative » pour le divertor d’un tokamak de prochaine génération comme DEMO. Tout cela montre bien l’importance de traiter ce problème complexe avec une approche globale associant des tests expérimentaux sur les tokamaks actuels avec le développement de modèles théoriques réduits ainsi que l’analyse des résultats de simulations obtenues à partir d’outils numériques avancésPower exhaust is one of the critical issue toward the elaboration of a magnetic confinement fusion reactor. Magnetic confinement is responsible for an extremely localized plasma bombardment on plasma facing components, requiring strong volume dissipation in a dedicated plasma volume called divertor. ITER exhaust strategy relies on a standard closed divertor geometry designed from smaller scale experiments and plasma simulations. Until conclusions from ITER results, current experimental trends however suggest that such divertor concept has to be improved for dealing with power exhaust constraints imposed by a larger reactor like DEMO. This PhD project aimed at studying the potential benefit of divertor configurations alternative to the one of ITER, as targeted in the new Chinese tokamak HL-2M. A particular interest was devoted to so-called snowflake configurations, consisting in two neighbor X-points on the divertor magnetic field. For the first time, these geometries have been fully simulated with the SOLEDGE2D-EREINE code, consisting in a fluid solver for the plasma particle, momentum and energy conservation, coupled to a Monte Carlo solver for neutral dynamics. In a staged approach, SOLEDG2D simulations were first applied to the more conventional divertor geometry of the WEST tokamak, aiming for a direct comparison with experimental results. A set of synthetic diagnostics have been developed from SOLEDGE simulations to mimic a broad set of experimental diagnostics. Density ramps were simulated, featuring divertor detachment in qualitative agreement with experimental observations. Then, snowflake geometries of HL2M were addressed. First, magnetic geometries were constructed with a magnetic equilibrium solver, optimizing current distribution in poloidal field coils. Mesh were generated on these magnetic maps for the SOLEDGE plasma solver. To tackle the large number of mesh elements required by the snowflake geometry, a coarse-graining convergence technique was developed, providing a speed up of the convergence time of SOLEDGE simulations by a factor of about 10. Three configurations have been generated: standard single null (SN), snowflake plus (SF+), snowflake minus (SF-). Detachment of the outer target is studied in these configurations during plasma density ramps, at constant input power and constant radial transport coefficients. Some typical characteristics of detachment, like threshold, depth and upstream window of detachment are investigated. In the three geometries, detachment onset and evolution with upstream plasma density is characterized by the gradual displacement of a radiation front from the outer target to the main X-point, as observed in experiments. It is found that, whatever the detachment in terms of particle, momentum or power dissipation, the detachment threshold is dominated primarily by the geometrical structure of divertor plate and it does not exhibit dependence on the magnetic configuration of the diverted plasma volume. In particular, the parallel connection length in the divertor is not found to affect the detachment threshold, in contrast with expectations from the 2-point model, but in agreement with experimental findings. These simulation results are a first step necessary toward the ambitious objective of predicting the benefit of alternative configuration for DEMO size conditions. It rather evidences the necessity of addressing this complex issue with a global approach coupling experimental tests, reduced model development and simulations results from complex numerical tools
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Crosatti, Lorenzo. "Experimental and numerical investigation of the thermal performance of gas-cooled divertor modules." Diss., Atlanta, Ga. : Georgia Institute of Technology, 2008. http://hdl.handle.net/1853/24717.
Анотація:
Thesis (Ph.D.)--Mechanical Engineering, Georgia Institute of Technology, 2008.Committee Co-Chair: Minami Yoda, Co-Advisor; Committee Co-Chair: Said I. Abdel-Khalik; Committee Member: Donald R. Webster; Committee Member: Narayanan M. Komerath; Committee Member: S. Mostafa Ghiaasiaan; Committee Member: Yogendra Joshi
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Vauzour, Benjamin. "Étude expérimentale du transport d'électrons rapides dans le cadre de l'allumage rapide pour la fusion inertielle." Thesis, Bordeaux 1, 2012. http://www.theses.fr/2012BOR14496/document.
Анотація:
Cette thèse s'inscrit dans le cadre de la recherche sur la fusion nucléaire par confinement inertiel, et vise notamment à contribuer à la validation du schéma d'allumage rapide. Elle consiste en une étude expérimentale des différents processus impliqués dans la propagation d'un faisceau d'électrons relativistes, produit par une impulsion laser ultra-intense (10^{19} W.cm-2), au sein de la matière dense qu'elle soit solide ou comprimée. Dans ce travail de recherche nous présentons les résultats de trois expériences réalisées sur des installations laser distinctes afin de générer des faisceaux d'électrons dans diverses conditions et d'étudier leur propagation dans différents états de la matière, du solide froid au plasma dense et tiède.La première expérience a été réalisée à très haut contraste temporel sur l'installation laser UHI100 du CEA de Saclay. L'étude du dépôt d'énergie par le faisceau d'électrons dans l'aluminium solide a mis en évidence un important chauffage à faible profondeur, où les effets collectifs sont prédominants, générant ainsi un gradient important de température entre les faces avant (300eV) et arrière (20eV) sur 20µm d'épaisseur. Une modélisation numérique de l'expérience montre que ce gradient induit la formation d'une onde de choc débouchant en face arrière, donnant alors lieu à une augmentation de l'émission thermique. La chronométrie expérimentale du débouché du choc permet de valider le modèle de transport collectif des électrons.Deux autres expériences ont porté sur l'étude de la propagation de faisceaux d'électrons rapides au sein de cibles comprimées. Lors de la première expérience sur LULI2000 (LULI), la géométrie de compression plane a permis de dissocier de manière précise les pertes d'énergie liées aux effets résistifs de celles liées aux effets collisionnels. En comparant nos résultats expérimentaux à des simulations, nous avons mis en évidence l'augmentation significative des pertes d'énergie du faisceau d'électrons avec la compression et le chauffage de la cible à des température proches de la température de Fermi, et ce, pour les deux mécanismes. La seconde expérience, réalisée en géométrie cylindrique sur Vulcan (RAL), a permis de mettre en évidence un phénomène de guidage du faisceau d'électrons rapides sous l'effet d'un intense champ magnétique, auto-généré en présence d'importants gradients radiaux de résistivité. Par ailleurs, dans les conditions de température et de densité atteintes, l'augmentation des pertes d'énergie collisionnelles avec la densité s'avère être compensée par une diminution des pertes résistives du fait du passage de la conductivité du milieu dans le régime des hautes températures de SpitzerThe framework of this PhD thesis is the validation of the fast ignition scheme for the nuclear fusion by inertial confinement. It consists in the experimental study of the various processes involved in fast electron beams propagation, produced by intense laser pulses (10^{19} W.cm-2), through dense matter either solid or compressed. In this work we present the results of three experiments carried out on different laser facilities in order to generate fast electron beams in various conditions and study their propagation in different states of matter, from the cold solid to the warm and dense plasma.The first experiment was performed with a high intensity contrast on the UHI100 laser facility (CEA Saclay). The study of fast electron energy deposition inside thin aluminium targets highlights a strong target heating at shallow depths, where the collectivs effects are predominant, thus producing a steep temperature profile between front (300eV) and rear (20eV) sides over 20µm thickness. A numerical simulation of the experiment shows that this temperature gradient induces the formation of a shock wave, breaking through the rear side of the target and thus leading to increase the thermal emission. The experimental chronometry of the shock breakthrough allowed validating the model of the collective transport of electrons.Two other experiments were dedicated to the study of fast electron beam propagation inside compressed targets. In the first experiment on the LULI2000 laser facility, the plane compression geometry allowed to precisely dissociate the energy losses due to resistive effects from those due to the collisional ones. By comparing our experimental results with simulations, we observed a significative increase of the fast electron beam energy losses with the compression and the target heating to temperatures close to the Fermi temperature. The second experiment, performed in a cylindrical geometry, demonstrated a fast electron beam guiding phenomenon due to self-generated magnetic fields in presence of sharp radial resistivity gradients. Furthermore, in the temperature and density conditions achieved here, the increase of collisional energy losses with density is compensated by the decreasing resistive energy losses due to the transition of the conductivity into the high-temperatures Spitzer regime
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Addab, Younes. "Formation, caractérisation et bombardements ioniques de films minces de WO3 d'intérêt pour la fusion magnétique." Thesis, Aix-Marseille, 2016. http://www.theses.fr/2016AIXM4765/document.
Анотація:
Dans ce travail, nous étudions la stabilité thermique et les effets des irradiations par un plasma d'hélium ou de deutérium de films minces de WO3 d’intérêt pour la fusion magnétique (projet ITER). L’objectif est de comprendre comment une oxydation du divertor modifie les interactions plasma paroi. Pour cela, nous avons synthétisé des films de WO3 par oxydation thermique de substrats de W à 400°C et caractérisé les effets du type de substrat, de la pression d’oxygène et du temps d’oxydation sur la structure et sur l’épaisseur des oxydes formés. La structure (monoclinique nanocristalline), la morphologie et les défauts des échantillons ont été analysés avant et après traitement, à différentes échelles, en utilisant la microscopie électronique, la microscopie Raman, la diffraction de rayons X, et la microscopie à force atomique.Le chauffage sous vide (400 - 800°C) a conduit à la formation de WO2. Le bombardement aux ions D+ (11 eV) a mené à une diffusion profonde du deutérium à travers le film d’oxyde, engendrant un effet électrochimique, observé ici pour la première fois sous irradiation plasma. Cet effet, réversible, est associé à la formation de bronzes de tungstène (DxWO3) et à une transition de phase vers une structure hexagonale. Des bombardements aux ions He+ (20 eV) ont été réalisés afin de dissocier les effets physiques et chimiques. A température ambiante, le bombardement a causé peu de changements morphologiques et structuraux. Par contre, le autre bombardement à 400°C a causé une érosion du film d’oxyde accompagnée d’un changement de couleur, une amorphisation en surface et la formation de bulles à l’interface W / WO3As part of laboratory studies devoted to magnetic fusion we have investigated the thermal stability and the effects of helium and deuterium plasma irradiation on tungsten oxide thin films. The objective is to predict the consequences of the oxidation of the W plasma facing component (divertor) for plasma wall interactions.To this aim, we have synthesized WO3 films by thermal oxidation of W substrates at 400°C and we have characterized the effects of the W substrate, the oxygen pressure and the oxidation duration on the structure and the thickness of the oxide films. The sample crystalline structure (monoclinic nanocrystalline), defects and morphologies were characterized before and after treatment using scanning and transmission electron microscopies, Raman microscopy, X-Ray diffraction and atomic force microscopy. Heating under vacuum up to 800°C leads to changes in the film structure and composition which results in the formation of WO2. D+ bombardment (11 eV) leads to D+ diffusion throughout the oxide film and to an electrochromic effect, here observed for the first time under plasma irradiation. This effect - which turned out to be reversible - is related to the formation of W bronzes (DxWO3) and to a phase transition of the oxide toward a hexagonal structure. Helium bombardments (20 eV) have then been performed to unravel physical and chemical processes at play. He+ bombardment at room temperature causes slight structural and morphological changes. On the contrary, He+ bombardment at 400°C leads to a significant erosion of the oxide film, accompanied by a colour change, the surface amorphisation and the formation of bubbles at the W / WO3 interface
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Talami, Matteo. "Modeling of the Toroidal Field Insert coil for the ITER Project." Master's thesis, Alma Mater Studiorum - Università di Bologna, 2017. http://amslaurea.unibo.it/12916/.
Анотація:
Il contenuto della tesi riguarda le analisi numeriche e sperimentali effettuate su un campione di cavo superconduttivo del sistema magnetico del reattore sperimentale per la fusione nucleare “ITER”. In particolare, il campione di cavo denominato “Toroidal Field Insert” o “TFI”, appartiene al sistema magnetico toroidale della macchina e viene inserito in un solenoide esterno in modo da replicare le condizioni di campo magnetico tipiche del normale funzionamento di questo conduttore. Le analisi sperimentali effettuate sul campione sono mirate alla caratterizzazione del comportamento durante un ipotetico ciclo di vita del cavo. I parametri principalmente studiati risultano essere: la caratterizzazione dello stato superconduttivo prima e dopo le varie sollecitazioni imposte, l’efficacia idraulica del raffreddamento e la stabilità termica del magnete. In modo complementare alla analisi dei dati sperimentali, due modelli numerici a diverse scale sono stati sviluppati e testati: un primo modello, alla scala di sistema, si occupa dello studio termico e idraulico dell’intera porzione di cavo testata; il secondo, alla scala di componente, si occupa della simulazione elettromagnetica di un riscaldatore induttivo installato sul conduttore volto a misurarne la stabilità. Il confronto tra l’analisi numerica e quella sperimentale ha permesso la comprensione dei principali fenomeni in gioco e la caratterizzazione del conduttore testato.
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Laribi, Elias. "Modélisation numérique de l'impact de la géométrie magnétique sur le plasma de bord des tokamaks." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0298.
Анотація:
Ce travail de thèse a montré que, dans une configuration limiteur, l’élongation des surfaces magnétiques a un effet stabilisant vis-à-vis de la turbulence dans le plasma de bord, ce qui conduit à une diminution de la largeur du plasma de bord quand l’élongation augmente. En ce qui concerne la triangularité, cette thèse a montré que ses effets sur le plasma de bord étaient plus faibles que ceux de l’élongation. Un travail théorique sur un modèle simplifié d'interchange a permis de comprendre ces tendances. Ces travaux ont également mis en lumière l'importance de la variabilité spatiale du champ magnétique sur la taille poloïdale des structures turbulentes et donc sur les flux turbulents radiaux qui en découlent. Dans un second temps, l’étude d’une configuration divertor à un point X nous a permis de voir que la variabilité spatiale du champ magnétique était telle qu'elle pourrait être une des causes du renforcement du caractère ballonné côté faible champ de la turbulence en géométrie divertor. Toujours en géométrie divertor, cette thèse a également montré que davantage de chaleur était déposée sur le matériau interne par rapport au matériau externe lorsque le champ magnétique toroïdal est orienté dans le sens direct (= dérive magnétique des ions vers le point X). Cela peut s'expliquer par l'existence d'une circulation importante de plasma du côté faible champ vers le côté fort champ au niveau du point X que l’on a observée dans cette configuration. Enfin, on a pu confirmer qu’une manière d’améliorer cette répartition des flux de chaleur sur les parois consiste à faire coïncider parfaitement deux points X (= snowflake idéal proposée en 2007 par Ryutov et Soukhanovski)This phD work has shown that, in a limiter configuration, the elongation of magnetic surfaces has a stabilizing effect with respect to the edge plasma turbulence. This leads to a reduction of the edge plasma width when the elongation increases. Regarding triangularity, this phD work revealed that its effects on the edge plasma were weaker than those of elongation. A better understanding of these trends has been possible thanks to a theoretical work on a simplified interchange model. This work has also revealed the importance of the magnetic field spatial variability on the poloidal size of turbulent structures and therefore on the radial turbulent fluxes. In a second step, the study of a divertor configuration with one X point has shown that the the magnetic field spatial variability was so important that it could be one of the reasons that explain the enhancement of the low field side ballooned nature of edge plasma turbulence in a divertor geometry. Still concerning the divertor geometry, this phD also revealed that the internal material receives more heat compared to the external material when the toroidal magnetic field is oriented in the direct direction (= magnetic drift of the ions pointing towards the X point). A possible explanation of this observation is the existence of a significant plasma circulation from the low field side to the high field side at the X point that we observed in this configuration. Finally, we were able to confirm that one way to improve this heat flux distribution on the walls was to merge two X points perfectly (= ideal snowflake proposed in 2007 by Ryutov and Sukhanovsky)
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Grosjean, Alex. "Impact of geometry and shaping of the plasma facing components on hot spot generation in tokamak devices." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2020. http://www.theses.fr/2020AIXM0556.
Анотація:
Cette thèse s’inscrit en support du projet ITER, sur l’étude du comportement thermique de prototypes de CFP dans des tokamaks supraconducteurs : EAST et WEST. Ces prototypes correspondent à un enchaînement de monoblocs de tungstène le long d’un tube de refroidissement, séparés par des interstices (0.5 mm), qui permet d’extraire la chaleur de ces composants. L’introduction de ces interstices entre monoblocs (toroïdaux) ou entre barres de monoblocs (poloïdaux), implique que le bord poloïdal peut être exposé aux lignes de champ avec une incidence quasi-normale. Un échauffement local très important est attendu sur une fine bande latérale de la surface supérieure de chaque monobloc, qui peut être accentué dans le cas où les composants sont désalignés. Nous proposons dans ce travail d’étudier l’impact de deux géométries (arête vive et chanfrein) de ces composants ainsi que de leurs désalignements sur la génération de points chauds locaux, à l’aide de diagnostics embarqués (TC/FBG), et d’une caméra infrarouge très haute résolution (~0.1 mm/pixel), dont l’émissivité varie en fonction de la longueur d’onde, de la température, et de l’état de surface, qui évolue au contact du plasma, lors des différentes campagnes expérimentales. Les sondes de Langmuir permettront de mesurer la température du plasma, et par conséquent d’estimer les rayons de Larmor des ions, qui pourront jouer un rôle important dans la distribution locale du flux de chaleur autour des bords poloïdaux et toroïdaux. Les travaux menés ici, montrent la cohérence entre les calculs prédictifs et les résultats expérimentaux et appuient la décision d'ITER de biseauter les MBs pour protéger leurs bords d'attaqueThis PhD falls within ITER project support, aiming to study the thermal behavior of ITER-like PFC prototypes in two superconducting tokamaks: EAST (Hefei) and WEST (Cadarache). These prototypes correspond to castellated tungsten monoblocks placed along a cooling tube with small gaps (0.5 mm) between them, called plasma-facing units, to extract the heat from the components. The introduction of gaps between monoblocks (toroidal) and plasma-facing units (poloidal), to relieve the thermomechanical stresses in the divertor, implies that poloidal leading edges may be exposed to near-normal incidence angle. A local overheating is expected in a thin lateral band at the top of each monoblocks, which can be enhanced when the neighboring components are misaligned. In this work, we propose to study the impact of two geometries (sharp and chamfered LEs) of these components, as well as their misalignments on local hot spot generation, by means of embedded diagnostics (TC/FBG), and a submillimeter infrared system (~0.1 mm/pixel), whose emissivity varies with wavelength, and the temperature, but above all, the surface state of the component, which evolves under plasma exposure, during the experimental campaigns. The divertor Langmuir probes measure the plasma temperature, and thus estimate the ion Larmor radius that may play a role in the local heat flux distribution around poloidal and toroidal edges. The results presented in this thesis, confirming the modelling predictions by experimental measurements, support the final decision by ITER to include 0.5 mm toroidal beveling of monoblocks on the vertical divertor targets to protect poloidal leading edges from excessive heat flux
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Fil, Nicolas. "Caractérisation et modélisation des propriétés d’émission électronique sous champ magnétique pour des systèmes RF hautes puissances sujets à l’effet multipactor." Thesis, Toulouse, ISAE, 2017. http://www.theses.fr/2017ESAE0025/document.
Анотація:
La fusion nucléaire contrôlée par confinement magnétique avec les réacteurs de type Tokamaks et les applications spatiales ont en commun d’utiliser des composants Haute-Fréquence (HF) sous vide à forte puissance. Ces composants peuvent être sujets à l’effet multipactor qui augmente la densité électronique dans le vide au sein des systèmes, ce qui est susceptible d’induire une dégradation des performances des équipements et de détériorer les composants du système. Ces recherches consistent à améliorer la compréhension et la prédiction de ces phénomènes. Dans un premier temps nous avons réalisé une étude de sensibilité de l’effet multipactor au rendement d’émission électronique totale (noté TEEY). Cette étude a permis de montrer que l’effet multipactor est sensible à des variations d’énergies autour de la première énergie critique et dans la gamme d’énergies entre la première énergie critique et l’énergie du maximum. De plus, les composants HF utilisés dans les réacteurs Tokamak et dans le domaine du spatial peuvent être soumis à un champ magnétique continu. Nous avons donc développé un nouveau dispositif expérimental afin d’étudier ce phénomène. Le fonctionnement du dispositif et la méthode de mesure ont été analysées et optimisées à l’aide de modélisations numériques avec le logiciel PIC SPIS. Une fois que l’utilisation du dispositif a été optimisée et que le protocole de mesures a été validé, nous avons étudié l’influence d’un champ magnétique uniforme et continu sur le TEEY du cuivre. Nous avons démontré que le rendement d’émission électronique totale du cuivre est influencé par la présence d’un champ magnétique et par conséquent également l’effet multipactorSpace communication payload as well as magnetic confinement fusion devices, among other applications, are affected by multipactor effect. This undesirable phenomenon can appear inside high frequency (HF) components under vacuum and lead to increase the electron density in the vacuum within the system. Multipactor effect can thus disturb the wave signal and trigger local temperature increases or breakdowns. This PhD research aims to improve our understanding and the prediction of the multipactor effect. The multipactor phenomenon is a resonant process which can appear above a certain RF power threshold. To determine this power threshold, experimental tests or/and simulations are commonly used. We have made a study to evaluate the multipactor power threshold sensitivity to the TEEY. Two particular critical parameters have been found: first cross-over energy and the energies between the first cross-over and the maximum energies. In some situations, the HF components are submitted to DC magnetic fields which might affect the electron emission properties and hence the multipactor power threshold. Current multipactor simulation codes don’t take into account the effect of the magnetic field on the TEEY. A new experimental setup specially designed to investigate this effect was developed during this work. Our new experimental setup and the associated TEEY measurement technique were analysed and optimized thanks to measurements and SPIS simulations. We used the setup to study the influence of magnetic field perpendicular to the sample surface on the TEEY of copper. We have demonstrated that the magnetic field affects the copper TEEY, and hence multipactor power threshold
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Solminihac, Florence de. "Effets de perturbations magnétiques sur la dynamique de la barrière de transport dans un Tokamak : modélisation et simulations numériques." Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4743/document.
Анотація:
Dans cette thèse nous étudions l'impact de perturbations magnétiques résonnantes sur la dynamique de la barrière de transport dans un tokamak. Pour cela nous avons réalisé des simulations numériques tridimensionnelles de turbulence dans le plasma de bord du tokamak. Nos simulations numériques ont reproduit les résultats expérimentaux observés dans différents tokamaks. Dans le régime de confinement amélioré (mode H), la barrière de transport n'est pas stable : elle effectue des oscillations de relaxation, qui partagent des caractéristiques communes avec les "modes localisés au bord'' (Edge Localized Modes, ELMs). Ces ELMs ont à la fois des avantages et des inconvénients. D'un côté, ils permettent d'évacuer les impuretés présentes dans le coe ur du plasma. Mais d'un autre côté, la charge thermique induite sur la paroi pendant un ELM peut endommager les matériaux de première paroi. Pour cette raison, ils doivent être contrôlés. Cette thèse s'inscrit dans le contexte du projet ITER actuellement en construction en France. Sur ITER, le contrôle des ELMs sera indispensable en raison de la quantité d'énergie évacuée. Parmi les différentes façons de contrôler les ELMs, les perturbations magnétiques résonnantes (Resonant Magnetic Perturbations, RMPs) semblent prometteuses. Ces perturbations magnétiques résonnantes sont créées par des bobines externes. Nous nous plaçons dans le cas du tokamak TEXTOR et nous considérons deux configurations pour les bobines externes : dans un premier temps, une perturbation magnétique résonnante comprenant plusieurs harmoniques, qui permet d'avoir une zone stochastique au bord du plasma lorsque les chaînes d'îlots magnétiques se superposentIn this PhD thesis we study the impact of resonant magnetic perturbations on the transport barrier dynamics in a tokamak. In this goal we have performed turbulence tridimensional numerical simulations in the edge plasma of a tokamak, which reproduced the experimental results observed in different tokamaks. In the improved confinement regime (H mode), the transport barrier is not stable : it does relaxation oscillations, which share common features with the ``Edge Localized Modes'' (ELMs). These ELMs both have advantages and drawbacks. On the one hand, they enable to push away the impurities present in the plasma core. But on the other hand, the thermal load induced on the wall during an ELM can damage the first wall materials. For this reason, they must be controlled. This PhD thesis belongs to the frame of the ITER project, which is today in construction in France. On ITER the ELMs control will be compulsory due to the quantity of energy released. Among the different ways of controlling the ELMs, the resonant magnetic perturbations (RMPs) seem promising. These resonant magnetic perturbations are created by external coils. We consider the TEXTOR tokamak case and we consider two configurations for the external coils : first, a resonant magnetic perturbation with several harmonics, which enables to have a stochastic zone at the plasma edge when the magnetic island chains overlap ; then, a resonant magnetic perturbation with a single harmonic, which therefore creates a single magnetic island chain. In this PhD thesis, we focus on the non-axisymmetric equilibrium created in the plasma by the resonant magnetic perturbation
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Hägg, Linus. "Plasma diagnostics for particle confinement studies in magnetic fusion devices." Thesis, 2018. http://urn.kb.se/resolve?urn=urn:nbn:se:uu:diva-365739.
Анотація:
This thesis investigates the performance and improves a double color interferometer setup, absolutely calibrates a line radiation Balmer H-alpha measurement setup, and uses measurements from both setups to estimate the particle confinement time of a plasma. The double colour interferometer at the magnetic confinement plasma device EXTRAP T2R measures the line integrated electron density of the plasma. Electron density is an important parameter in fusion plasma diagnostics but the interferometer at EXTRAP T2R have had several problems. The interferometer setup was changed as follows: A piezo phase shifter was added, the beam expander was adjusted with the help of thermal image plates, and the electronics setup was rewired to remove interferences. The setup for Balmer H-alpha line radiation measurements was calibrated and characterized. The particle confinement time was estimated using Abel inversion to produce radial profiles of electron density, electron temperature and H-alpha irradiance. The interferometer upgrades did not solve all the problems, but the electron density measurements are now reliable up to around 10 – 20 ms. Since the interferometer only has one channel the electron density profile could not be determined reliably. However, the particle confinement time was estimated for two possible electron density profiles and the results agree with previous studies.Fusionsvetenskap strävar efter att producera en ny, effektiv energikälla. I och med den ökande energikonsumtionen får fusionsvetenskap en allt viktigare roll i samhället. Kärnfusion har stor potential som energikälla, men att utvinna dess energi kommer med lika stora tekniska utmaningar. I det här projektet tacklas en av dessa utmaningar; att mäta elektrontätheten och joniseringshastigheten i ett plasma. Detta utfördes på EXTRAP T2R, ett magnetiskt inneslutningssystem för plasma på Alfvén laboratoriet, Kungliga Tekniska högskolan, Stockholm. Projektet behandlar två olika mätinstrument: En interferometer som mäter elektrontätheten i plasmat och en H-alphaexperimentuppställning som mäter joniseringshastigheten i plasmat. Interferometern har uppgraderats och justerats för att ge mer tillförlitliga mätningar. Den behöver förbättras ytterligare men kan ger nu tillförlitliga täthetsmätningar i början av plasma-skott. H$\alpha$-experimentuppställningen har karakteriserats och kalibrerats. Genom att mäta elektrontätheten och joniseringshastigheten kan partikelinneslutningstiden uppskattas. Partikelinneslutningstiden är den genomsnittliga tiden innan en partikel lämnar plasmat via en av många processer. Denna uppskattning baserades på två möjliga täthetsprofiler i plasmat eftersom en fullständig mätning skulle kräva flera interferometrar. Trots detta så stämmer uppskattningen väl överens med tidigare studier.
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Hollis, Kendall J. "Diagnostic development and process correlation of the plasma spray process for magnetic confinement fusion applications." 1995. http://catalog.hathitrust.org/api/volumes/oclc/33329977.html.
Анотація:
Thesis (Ph. D.)--University of Wisconsin--Madison, 1995.Typescript. eContent provider-neutral record in process. Description based on print version record. Includes bibliographical references (leaves 234-244).
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Hayes, Paul Michael. "Use of a Press-Fit Grip Sleeve for Cable-In-Conduit Superconductor Integration: Effects of Tensile and Fatigue Loading." 2010. http://trace.tennessee.edu/utk_gradthes/806.
Анотація:
Presently, one of the most promising sources for a future of abundant, low-emission, and efficient energy comes in the form of nuclear fusion. However, in order for it to become a reality, fusion technology must overcome the obstacle of plasma confinement. Utilizing the tokomak based design for magnetic plasma confinement; ITER is currently developing a fusion reactor to prove its commercial viability.
The purpose of this research was to determine the feasibility of pulling toroidal field cable with a press-fit grip sleeve that utilizes friction to generate a gripping force. Such a design is being considered by ITER to integrate (join) 800 m long sections of superconducting cable and conduit for use in toroidal field plasma confinement coil construction. In order to see if friction alone had the potential to withstand the required pulling load, eight grip sleeve samples were subjected to monotonic tensile loading until failure (sleeve slippage) occurred. It was also important that the grip could withstand the variable loading that will likely occur during the pulling process due to friction between the cable and conduit. Therefore, a period of cyclic loading, prior to tensile loading, was incorporated into the testing regimen. Based on the results of each experiment, additional modifications were made until the sleeve’s gripping strength exceeded that of the weld joint used in the design, meaning the physical limitations of the grip sleeve had been reached. Once the design was optimized, additional samples were tested under identical conditions to establish repeatability. In addition, Finite Element Analysis was used to obtain better insight into the deformation behavior of the cable.
Based on the findings of this research, it was determined that a 300 mm long press-fit sleeve with a 25.4mm long reinforcement grip ring is capable of supporting a 116 kN (26,000 lbf) to 126.5 kN (28,500 lbf) tensile load, with little to no adverse effects from fatigue testing. Since this value exceeds the 8,000 lbf load used by a Japanese team to perform this same task, it can be concluded that the press-fit grip design is capable of performing the required cable pull with a generous safety factor.
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Nulty, Stuart. "Investigation of a Magnetically Enhanced Inductively Coupled Negative Ion Plasma Source." Phd thesis, 2018. http://hdl.handle.net/1885/148842.
Анотація:
Experiments and numerical models were used to investigate an inductively coupled plasma source (ICPS) operating with a magnetic filter field. The work shows that applying magnetic filters transversely to the plasma offers several new control parameters to help enhance the properties of a plasma source. The application of these new results using magnetic enhancement is discussed with respect to both industrial plasma fabrication processes and neutral beam injection for fusion power. Experimental measurements of the power transfer efficiency of the ICPS were undertaken comparing the effect of the magnetic field for both hydrogen and argon plasmas. The location and strength of the magnetic field was varied while measurements of the plasma resistance and power transfer efficiency were performed. The changes in forward power transfer were correlated with plasma density measurements and a numerical model of the electrical plasma circuit was used to guide the optimal choice for the power system components. The results demonstrate that the magnetic field increases the total efficiency of the plasma source and that the gains are strongly dependant on the choice of location for the magnetic field. Plasma properties were then investigated across the plasma source 1 cm intervals. Experimental measurements comparing the effect of the magnetic filter on the plasma properties include: electron densities using a hairpin probe, electron energy probability functions using a compensated Langmuir probe, negative ion densities by laser photo detachment and rotational gas temperatures by optical emission spectroscopy. These measurements revealed interesting new properties of the plasma when a magnetic filter is applied including: the formation of a high density cold particle trap, changes in particle transport and drift motions, increased gas temperatures, and a peak in negative ion density under the magnetic filter center. Pulsing the plasma can greatly affect the plasma dynamics, leading to electron cooling in the afterglow and increased negative ion production. A combination of a pulsed plasma with a magnetic filter was then investigated. Measurements of the negative ion and electron populations were performed in the plasma afterglow with the magnetic filter applied. The results reveal a complex and dynamic afterglow process including strong spatial dependencies measured for diffusive transport, ambipolar breakdown and ion-ion plasma formation. The applications for this work include offering new avenues for control over processing plasma chemistry as well as initial results toward the future viability of a caesium-free pulsed negative ion neutral beam source.