TOFu (Time-Of-Flight upgrade) is a fully digital data acquisition system based on 1 GSPS, 12 bit digitisers for the TOFOR (Time-Of-Flight spectrometer Optimised for Rate) fusion neutron spectrometer at JET. The system has been assessed, developed and subsequently tested during experimental campaigns at JET. A detailed presentation is provided, describing the electronics setup, as well as solutions to challenges related to time-alignment and synchronisation of the signal lines and digitisers. The system enables kinematic discrimination of spectral background, based on associated time and energy measurements. This technique has been tested with synthetic data, evaluated, and compared to experimental results. The kinematic background discrimination method is shown to provide improvements in signal-to-background ratio of up to 500 % in certain spectral regions. TOFOR is optimised for spectrometry of deuterium-deuterium fusion neutron emission at JET. The primary purpose of TOFu is to enable TOFOR to retain these spectrometric capabilities in the presence of a strong background of high-energy deuterium-tritium fusion emission neutrons, in a forthcoming deuterium-tritium fusion plasma campaign at JET. However, the improvement in signal-to-background ratio also allows for detailed studies of low-intensity spectral components, such as the contribution due to neutrons scattering off the internal wall of the JET tokamak before impinging on the TOFOR sight line. Satisfying experimental results pertaining to this aspect of spectral analysis with TOFu data are shown. Finally, a conceptual backscattering time-of-flight spectrometer, based on deuterated scintillator detectors is presented. The backscattering time-of-flight technique is shown to be able to provide high-resolution spectrometric capabilities of deuterium-tritium fusion plasma neutron emission. Studies with synthetic data are used to demonstrate these capabilities and the effects of the developed background discrimination techniques on deuterium-tritium fusion neutron spectra obtained with the instrument.

Um injetor de pastilhas (pellets) de impurezas foi projetado, construído e instalado junto ao tokamak TCABR do Instituto de Física da Universidade de São Paulo - USP. O injetor é basicamente constituído por uma câmara com gás a alta pressão cuja vazão é controlada por uma bobina de acionamento rápido. Uma fonte de alta tensão (7kV) e alta corrente (6kA) foi construída para alimentar a bobina. Ao ser disparada, o gás propulsor (N2 ou He) acelera a pastilha para o interior do vaso do tokamak, sem que gás penetre no mesmo. Pastilhas de grafite cilíndricas com diâmetro de 0,4mm a 0,9mm, e comprimento de 0,5mm a 1mm, foram utilizadas para investigar a possibilidade de se mitigar os e*feitos de uma disrupção maior O processo de ablação da pastilha no TCABR foi investigado através de simulações que consideraram, de uma maneira simplificada, o resfriamento sofrido pelo plasma devido à propagação da pastilha no seu interior. O modelo, ao ser aplicado aos dados experimentais do tokamak T-10, por exemplo, apresentou resultados bastante encorajadores. Na maioria dos casos em que houve a injeção das pastilhas no TCABR, o plasma terminou devido ao surgimento de uma disrupção maior. Analisando a taxa de queda da corrente de plasma em dois instantes próximos ao fim da descarga, tanto para pulsos que sofreram uma disrupção natural quanto aos que sofreram um disrupção induzida (devido à injeção de pastilhas de grafite), constatou-se que a corrente de plasma decresce mais lentamente nos casos em que houve o disparo do injetor. Isto significa uma menor sobrecarga nos sistemas eletro-mecânicos do tokamak, em resultado à ocorrência da disrupção. A análise da atividade MHD foi realizada no entorno da disrupção causada pela injeção de pastilha. Observou-se, em conseqüência, uma redução da velocidade de rotação das ilhas magnéticas após o início da interação da pastilha com o plasma. Também constatou-se, em todos os disparos analisados, um aumento significativo da atividade MHD. Um outro resultado interessante foi a constatação de que a emissão de raios-X de altas energias decresce significativamente no final das descargas nas quais ocorre a injeção de pastilhas. / An impurity pellet injector has been projected, built and installed in the TCABR tokamak, at the Physics Institute of Physics of the University of São Paulo - USP. Basically, the injector is composed of a high pressure gas chamber, in which the gas flow (N2 or He) is controlled by a fast switch valve. An high voltage (7kA) and high electric current (6kA) power supply has been built to provide energy for the valve. When fired, the propellant gas move the pellet into the interior of the tokamak vessel. During this process, the gas is properly collected before reaching the tokamak vacuum chamber. For this work, cylindrical carbon pellets with 0,4mm to 0,9mm in diameter and 0,5mm to 1mm in length were chosen as to investigate how the hazardous effects of a major disruption could be mitigated. The pellet ablation process in TCABR was studied trough running simulations that take into account, in a simplified way, the cooling of the plasma by the propagating pellet. The model, when applied to the T-10 tokamak experimental data, for example, exhibited very encouraging results. For the TCABR tokamak, in most of the cases in which pellets were injected, the plasma was terminated because of the advent of a major disruption. By analyzing the plasma current decay rate in two time intervals - within the end of plasma discharges, with and without the injection of pellets, it was observed that the plasma current decays significantly slower when pellets are injected. Consequently the load on the tokamak\'s electromechanical systems is reduced. Fourier analysis has been carried out to investigate the MHD activity near the disruption time, caused by the pellet injection. It could be noticed a reduction on the magnetic island\'s velocity rotation, after the pellet-plasma interaction initiates. Also, for all discharges analyzed, the MHD activities increased in amplitude after the pellet-plasma interaction. Another interesting result refers to the fact that the hard X-ray emission was observed to decrease significantly within the end of discharges in which pellets were injected

Para cumprir um dos principais planos de pesquisa do Experimento Tokamak Esférico - ETE, que é o de investigar a região de borda da coluna de plasma em dispositivos de baixa razão de aspecto, desenvolveu-se um sistema de diagnóstico baseado em um Feixe de Lítio Neutro e Rápido - FLNR. Nos diagnósticos de feixes atômicos, como é o caso do FLNR, os perfis da densidade de elétrons são obtidos pela medida da emissão do feixe neutro de lítio. Quando átomos de lítio são injetados em um plasma eles emitem fótons devido a processo de excitação por impacto com elétrons. A taxa local de emissão de fótons, referente à linha de ressonância do lítio, no comprimento de onda l = 670,8 nm, é proporcional à densidade do plasma. Na região sondada pelo FLNR no ETE, a atenuação sofrida pelo feixe pode ser desprezada e a densidade é obtida por meio de processo de calibração da emissão do feixe feita em gás neutro. O feixe produzido neste diagnóstico, após um exaustivo esforço para otimizar suas características de emissão, tem densidade de corrente inicial de 1mA/cm2, energia de 10 keV, diâmetro de cerca de 2 cm, sendo neutralizado com eficiência de aproximadamente 80%. O sistema de detecção ótica instalado permite coletar a luz proveniente dos átomos de lítio em uma única posição radial no ETE, 7 cm afastado do limitador, com resolução espacial de cerca de 1 cm e resolução temporal menor que 1 ms. Em sondagem feita no gás neutro com o FLNR obtiveram-se medidas da rápida variação da pressão no interior da câmara de vácuo do ETE após injeção de gás por válvula puff. Também se determinou a densidade da descarga glow de He, usada em processo de condicionamento do vácuo no ETE. Por fim, o diagnóstico do FLNR permitiu a determinação da evolução temporal da densidade eletrônica na borda do plasma produzido na descarga do ETE, com excelente resolução espacial e temporal. O resultado alcançado foi confrontado com os valores obtidos por diagnósticos de sonda eletrostática e por espalhamento Thomson; a boa concordância dos pontos experimentais valida o diagnóstico do FLNR como poderosa ferramenta para sondar o plasma de borda no tokamak ETE. Já está em andamento a ampliação do sistema de detecção ótica que irá permitir a obtenção do perfil radial da densidade na borda da coluna de plasma, em um único disparo no ETE.

Sistemas de confinamentos magnéticos de plasmas quentes, têm há muito despontado como uma das melhores alternativas para estudar plasmas de fusão. Dentre estes sistemas os tokamaks apresentam-se como os mais viáveis. Entretanto, a compreensão dos mecanismos físicos que regem a dinâmica e o equilibro da coluna de plasma no interior destas máquinas ainda tem diversos tópicos em aberto. A equação básica que descreve o equilíbrio Magneto Hidrodinâmico (MHD) neste tipo de sistema é a equação de Grad-Shafranov, uma equação auto consistente que depende do perfil de densidade de corrente toroidal da coluna de plasma. Condições de equilíbrio MHD quando um perfil de densidade de corrente toroidal com inversão é aplicado à equação de Grad-Shafranov têm sido foco de estudos recentes. Esse tipo de perfil de densidade de corrente está relacionado ao modo alternado de operação dos tokamaks. Este modo de operação por sua vez está relacionado ao aparecimento de barreiras de transporte e de correntes de retroalimentação do plasma, chamadas correntes "Bootstrap". Mesmo sob condições de equilíbrio, esse tipo de configuração de densidade de corrente toroidal tem apresentado a formação de ilhas magnéticas. A análise desse tipo de equilíbrio tem sido feita na literatura usando métodos numéricos, dada a complexidade e não linearidade da equação envolvida. Há alguns modelos analíticos que abordam perfis de corrente toroidal simplificados. Neste trabalho desenvolvemos um tratamento analítico para tratar o equilíbrio MHD com perfil de corrente invertida, através do método das aproximações sucessivas, determinando o fluxo poloidal magnético para esse equilíbrio aplicado às configurações do tokamak TCABR do Instituto de Física da Universidade de São Paulo. Foi possível caracterizar a formação de ilhas magnéticas através da determinação do fator de segurança desse novo equilíbrio além do cálculo do número e da largura das ilhas encontradas.

Este trabalho de Mestrado, em Engenharia Eletrônica, compreende basicamente o desenvolvimento de vários sistemas elétricos dedicados ao Experimento Tokamak Esférico (ETE), em especial dos circuitos dos bancos de capacitores para a formação e aquecimento ôhmico do plasma (bobinas solenoidais), dos circuitos dos bancos de capacitores para a produção dos campos magnéticos de confinamento e equilíbrio do plasma (bobinas toroidais e verticais), e, também, do sistema de controle, baseado em um computador do tipo PC com comunicação digital através do barramento CAMAC IEEE-583, e do sistema de segurança, baseado em componentes pneumáticos. O tokamak esférico ETE é uma máquina destinada ao estudo experimental de plasmas com parâmetros relevantes à fusão termonuclear controlada, e que apresenta como principal característica o fato de possuir uma geometria toroidal de baixa razão de aspecto, A=R/a~1,5, onde R e a são respectivamente, o raio maior e o raio menor da coluna toroidal de plasma. Esta máquina está sendo construída no Laboratório Associado de Plasma (LAP) do Instituto Nacional de Pesquisas Espaciais (INPE) em São José dos Campos - SP.

Esta tese de Doutorado em engenharia trata do desenvolvimento de um sistema de controle inteligente do tipo neural, capaz de atuar em tempo real no controle do deslocamento do plasma no Experimento Tokamak Esférico (ETE). A máquina ETE encontra-se em operação desde novembro de 2000, no Laboratório Associado de Plasma (LAP) do Instituto Nacional de Pesquisas Espaciais (INPE) na cidade de São José dos Campos, SP, Brasil. O experimento é dedicado ao estudo do confinamento magnético do plasma de fusão, em uma configuração propícia à construção de futuros reatores. A fusão nuclear é uma fonte de energia renovável e de baixo impacto ambiental, que visa utilizar a energia contida nos átomos com fins pacíficos, para o desenvolvimento sustentável da humanidade. Uma das questões relevantes para a consecução dos reatores de fusão está relacionada com a estabilidade do plasma e o controle de sua posição durante a operação. Assim, o desenvolvimento de sistemas de controle do plasma em tokamaks constitui um avanço tecnológico necessário para a viabilização da fusão nuclear. A pesquisa realizada nesta tese, em particular, diz respeito à proposição de um sistema para controlar o deslocamento vertical do plasma no tokamak ETE, procurando tornar os disparos nesta máquina mais estáveis. Como parte deste trabalho foi desenvolvido um sistema de Levitação Magnética (MagLev), permitindo estudar-se o comportamento não-linear deste dispositivo que, sob o aspecto do controle de posição, é similar (análogo) ao do plasma no tokamak ETE. O sistema de levitação magnética foi projetado, construído e modelado computacionalmente para testar os controladores dos tipos clássico e inteligente. Os resultados obtidos nesta comparação mostraram-se muito promissores para a aplicação dos controladores inteligentes, tanto no tokamak ETE como em outras aplicações de controle.

Neste trabalho estudamos analiticamente e numericamente a topologia do campo magnético em tokamaks, nos focando, basicamente, no tokamak ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) em construção na França. Para as análises numéricas utilizamos como ferramenta o conjunto integrado de códigos CRONOS, que realiza simulações de descargas em tokamaks, e acopla uma série de códigos computacionais, tais como o módulo ';Helena';, usado para o estudo do equilíbrio MHD, entre outros. Já a parte analítica foi realizada pela simulação de superfícies magnéticas através de equações diferenciais ordinárias. Simulações numéricas e analíticas são apresentadas para densidades de corrente toroidal com buraco (oca), relatando também o aparecimento de cadeias de ilhas próximas ao eixo magnético, causadas pela inversão de corrente. Simulações das superfícies magnéticas do tokamak ITER, através de campos magnéticos gerados por fios, também são analisadas, assim como alterações na topologia das superfícies causadas pela adição de um ruído que simula colisões de partículas dentro da coluna de plasma. Identificamos neste último modelo estruturas que aprisionam linhas de campo magnético por muitas voltas toroidais, alterando os padrões de escape para as placas do divertor através do efeito stickiness.

Les réacteurs à fusion thermonucléaire sont une des solutions à moyen - long terme pour transiter vers un monde dominé par des énergies décarbonées. Les réactions de fusion requièrent des températures si extrêmes que le plasma d'isotopes d'hydrogène doit être confiné magnétiquement dans une forme torique. Le maintien d'un tel niveau élevé de confinement des particules et de l'énergie reste un problème clé. Les réacteurs devraient opérer dans un régime de confinement avancé, le mode H, dans lequel le transport turbulent est réduit par la présence d'une barrière de transport dans le plasma de bord. Ce régime est observé dans toutes les machines actuelles mais demeure en partie incompris. Dans cette thèse, plusieurs mécanismes impliqués dans la transition vers le mode H sont étudiés. Pour cela, plusieurs outils de simulation numériques sont utilisés avec une complexité croissante. Des mécanismes de base, supposés jouer un rôle dans le développement des barrières de transport et impacter la turbulence, sont détaillés et analysés avec des modèles simples. En allant vers des modèles plus complexes, la pertinence de cette physique pour le mode H est discutée au regard des observations expérimentales. La géométrie magnétique et notamment le cisaillement magnétique sont en particulier désignés comme étant des acteurs clés. / Thermonuclear fusion reactors are one of the mid to long term solutions to transit towards a world dominated by carbon-free energy. Extreme temperatures are required for fusion reactions and the plasma of hydrogen isotopes must be magnetically confined in a torus shape. Sustaining such high level of particle and energy confinements is a key issue. Reactors are expected to operate in a high confinement regime - the H-mode - in which turbulent transport is reduced by the presence of a transport barrier in the edge plasma. This regime is observed in all current devices but remains largely miss-understood. In this thesis, we investigate several mechanisms involved in the transition towards H-mode. For that purpose, we use a range of numerical simulation tools of increasing complexity. Using simple models, we first highlight and analyze basic mechanisms likely to play a role in the on-set of transport barriers and in their impact on turbulence. Moving progressively to more complex models, we discuss the relevance of these physics in explaining experimental observations. The magnetic geometry and especially the magnetic shear are pointed out as key players.

Neste trabalho foi feito um estudo do perfil tomográfico da emissão da linha do átomo de hidrogênio, H-alfa (?=656,28 nm) no plasma do TCABR, um tokamak de porte médio em operação no Laboratório de Física de Plasmas do Instituto de Física da Universidade de São Paulo. Nosso trabalho centrou-se no estudo dos efeitos da introdução de um eletrodo polarizado na borda do plasma no tokamak TCABR. O eletrodo pode ser introduzido até 1,5 cm para dentro da coluna do plasma, sem causar disrupturas para polarização positiva de 0 até +350V, e situado no plano equatorial do tokamak. Perfis tomográficos de H-alfa com e sem polarização foram medidos. A comparação dos perfis mostra um aumento da densidade de linha na posição central, quando a emissividade H-alfa diminui. A análise dos perfis tomográficos de H-alfa, tempo de confinamento das partículas e também do estudo de reciclagem das partículas neutras, indica que o plasma entra no regime de alto confinamento (modo-H). Cálculos de turbulência e de transporte na borda do plasma (SOL), feitos medindo o potencial flutuante e a corrente de saturação de íons, mostram uma diminuição forte no espectro de potência e de transporte. Também foram feitos estudos do novo regime de descargas com elétrons fugitivos (\"runaway electron\"), descoberto no tokamak TCABR. As características distintivas deste regime são um plasma de baixa temperatura fracamente ionizado, destacado do limitador devido a processos de recombinação, e instabilidade de relaxação com fortes picos de emissão H-alfa correlacionados com instabilidade dente de serra da densidade eletrônica de linha. No presente trabalho fazemos a descrição das condições experimentais para a geração destas descargas. A produção dos elétrons fugitivos é analisada; mostrando que a geração de elétrons fugitivos somente pode ser explicada pelo mecanismo de avalanche. A confirmação de baixa temperatura do plasma é obtida de uma análise do perfil tomográfico da emissão H-alfa. Esta emissão não pode ser explicada por excitação de elétrons no plasma. A recombinação, de outro lado, dá uma explicação plausível para a dependência temporal da emissão, em particular para alta densidade de partículas neutras. / A study of the tomography profile of the emission of the line of Hydrogen, atomic H-alpha line (?=656.28 nm), was carried out in TCABR, a medium-size tokamak in operation at the Laboratory of Plasma Physics of the Institute of Physics of the University of São Paulo. Our work focuses on the study of the effects of due to the introduction of a biased electrode in the plasma edge of the TCABR tokamak. The electrode could be introduced up to 1.5 cm inside the plasma, without plasma disruptions for positive voltages from 0 to +350V, and was located on the equatorial plane of the plasma column. Tomography profiles of H-alpha with and without bias were measured. Comparison of the profiles shows an increase of the central line-averaged density, while the emissivity of the line H-alpha decreases. The analysis of the tomography profiles of H-alpha, time of confinement of particles and also the study of recycling of the neutral particles, indicate that the confined plasma enters the H-mode regime. Calculations of turbulence and transport at the Scrape-Off-Layer, using measured floating potentials and ion saturation currents, show a strong decrease in the power spectra and transport. The H-alpha tomography was also employed to study the new regime of runaway discharges that has been discovered in the TCABR tokamak. The distinctive features of this regime are weakly ionized low-temperature plasma detached from the limiter due to the recombination process, and a relaxation instability with strong spikes of H-alpha emission correlated with sawtooth relaxation of the line density. In the present thesis we report experimental data on conditions for generation of these discharges. The runaway electron production is analyzed; show that generation of runaway electrons can only be explained by the runaway avalanche mechanism. The confirmation of low plasma temperature is a obtained from an analysis of the tomography profile of H-alpha emission. This emission cannot be explained by excitation by plasma electrons. Recombination, on the other hand, gives a rather plausible explanation for the time dependency of the emission, in particular at high neutral densities.

L'évolution de la configuration magnétique et de la position du plasma dans un Tokamak peut être modélisée a l'aide d'un système d'équations dérivées partielles dérive de la m.h.d. Le probleme du contrôle de l'évolution, par des courants ou tensions dans les circuits du champ poloidal, est un probleme de contrôle optimal résolu par une technique de lagrangien. Les algorithmes de resolution sont mis en uvre dans le code numérique proteus