Neste trabalho, são apresentados os resultados experimentais de medições de densidade eletrônica no tokamak TBR-l, obtidas por meio de rotação de Faraday num feixe de micro-ondas. O feixe (65 GHz, 500 m W) é gerado por uma klystron e atravessa o plasma no plano médio horizontal. Os valores obtidos para a densidade concordam bem com as medições feitas com um interferômetro de micro-onda o; convencional. A partir das simulações numéricas e das medições, conclui-se ser recomendável o uso de comprimentos de onda menores, para minimizar a refração do feixe no plasma, Os resultados obtidos demonstram a viabilidade do método de medição de densidade por rotação de Faraday. em experiência feita pela primeira vez em tokamak, para a geometria considerada. / In this work, the experimental results of electronic density measurements in the TBR-l tokamak, obtained by Faraday rotation of a microwave beam, are presented. The beam (65 GHz, 500 mW) is generated by a klystron and crosses the plasma in the horizontal plane. The density values obtained are in agreement with the measurements of a conventional microwave interferometer. As a result of numerical simulations and measurements, it can be concluded that it would be advisable the use of lower wavelengths, to minimize the beam refraction when it crosses the plasma. The results show the feasability of the Faraday rotation method for density measurement, in the first experiment performed in a tokamak for the geometry considered.

L’étude systématique de la turbulence plasma dans les tokamaks, via une méthode de paramétrisation des spectres de fréquence extraits de la base de données de réflectométrie de Tore Supra a été effectuée. Cette base de données est constituée de 350 000 acquisitions obtenues à partir de 6 000 chocs incluant différents scénarios de chauffage. La paramétrisation consiste en une décomposition de chaque spectre en quatre composantes : la composante dite continue, les fluctuations de basse fréquence (BF), la turbulence à large bande en fréquence (BB) et le niveau de bruit où chaque composante a été approchée par une fonction prédéfinie. Pour la composante de turbulence BB, trois fonctions différentes ont été testées et comparées. La fonction gaussienne généralisée et la fonction de Taylor ont montré d’excellentes performances dans la plupart des cas. Dans les plasmas ohmiques, EBB dans le régime de confinement ohmique saturé est systématiquement plus élevé que dans le régime de confinement ohmique linéaire. Dans les plasmas en mode bas confinement L, EBB dans les plasmas chauffés par une onde à la résonance. / To systematically study the plasma turbulence in tokamaks, a parametrization method of frequency spectra from the Tore Supra reflectometry database has been developed. The database includes 350,000 acquisitions obtained from 6,000 discharges with different heating scenarios. In the parametrization, each spectrum has been decomposed into four component: the direct current component, the low-frequency (LF) fluctuations, the broadband (BB) turbulence and the noise level, and each component has been fitted by a function. Specifically for the BB turbulence component, three different functions have been tested and compared. The generalized Gaussian function and the Taylor function have shown excellent fitting performance. In Ohmic plasmas, EBB in the saturated Ohmic confinement regime is observed to be systematically higher than in the linear Ohmic confinement regime. In L-mode plasmas, EBB in the ion cyclotron resonance heating plasmas is globally much higher than in the lower hybrid heating plasmas. The collisional effects on the modifications of the spectra have also been studied. With the previous kinetic simulation results, a change of the dominating micro-instabilities, i.e., between the trapped electron modes and the ion temperature gradients modes, has been proposed to explain the behaviors of EBB, supported by database analysis of the density peaking and the LF component.

L'objectif de cette thèse est le développement de nouvelles méthodes d'analyse et de commande pour une classe d'équations aux dérivées partielles couplées permettant de modéliser le transport combiné du flux magnétique et de la pression (produit de la densité et de la température) dans les plasmas tokamak. Le système couplé est représenté par deux équations 1D de diffusion résistive. Dans cette thèse, on a obtenu deux types de modèles: le premier repose sur des principes physiques et le second exploite les données obtenues en utilisant des techniques d'identification des systèmes. La conception de commande est basée sur l'etude en dimension infinie en utilisant l'analyse de Lyapunov. Le contrôle composite est synthétisé en utilisant la théorie des perturbations singulières pour isoler la composante rapide de la composante lente. Tout le travail théorique est implémenté et testé dans des simulations basées sur la physique avancée en utilisant le simulateur de plasma pour les tokamaks DIII-D, ITER et TCV. / The objective of this thesis is to propose new methods for analysis and control of partial differential equations that describe the coupling between the transport models of the electron pressure (density multiplied by the temperature) and the magnetic flux in the tokamak plasma. The coupled system is presented by two1D resistive diffusion equations. In this thesis two kinds of control models are obtained. The first is a first-principle driven model and the second one is the data-driven model obtained using system identification techniques. The control design is based on an infinite dimensional setting using Lyapunov analysis. Composite control is designed using singular perturbation theory to divide the fast from the slow component. All the theoretical work is implemented and benchmarked in advanced physics based on simulations using plasma simulator dor DIII-D, ITER and TCV tokamaks.

Le projet expérimental international ITER vise à tester la faisabilité de la fusion nucléaire en tant que source d'énergie. Le banc d'essai sera un tokamak où le deutérium et le tritium seront fusionnés et des ions d'hélium et des neutrons énergétiques seront produits. Une partie de l'énergie produite sera déposée dans la zone divertor. Afin de préserver le divertor en tungstène d'ITER, il est envisagé d‘injecter de l'azote au niveau du divertor afin de rayonner plus uniformément la charge d'énergie. Ce mode opérationnel soulève plusieurs questions. Tout d'abord, comment la rétention du combustible de fusion (deutérium et tritium) dans les premières parois de tokamak sera-t-elle affectée? En particulier, est-ce que l'azote implanté agira comme une barrière à la désorption pour le tritium? Deuxièmement, à quelle production d'ammoniac peut-on s‘attendre due aux processus réactifs sur les matériaux des premières parois? Cette thèse présente une étude approfondie de l'interaction du tungstène avec le deutérium et l'azote, avec l‘examen de plusieurs facteurs clés: la rétention de l'azote et du deutérium en fonction de la fluence; l'évolution dynamique de la rétention d‘atomes de deutérium après l'implantation; l'influence de l'azote pré-implanté sur la rétention de deutérium; et la détermination quantitative de l‘ammoniac produit après une implantation séquentielle d‘azote et de deutérium dans le tungstène. Une attention particulière est donnée à l'identification précise des mécanismes de piégeage pour chacune des deux espèces de gaz (azote et deutérium) dans le tungstène. / The international experimental project ITER aims to test the feasibility of nuclear fusion as an energy source. The test bed will be a tokamak reactor where deuterium and tritium will be fused and energetic helium ions and neutrons will be released. A part of the produced energy will be exhausted in the divertor area of the tokamak. In order to preserve the tungsten divertor of ITER, it is envisioned to use nitrogen injection above the divertor in order to radiate more evenly the incident power loads. This operational plan raises several issues. Firstly, how the retention of fusion fuel (deuterium and tritium) in the tokamak first walls will be affected? In particular, does the implanted nitrogen act as a desorption barrier for tritium? Secondly, how much production of ammonia can be expected from reactive processes on the first wall materials? This thesis presents an extensive study of the interaction of tungsten with deuterium and nitrogen, with several key factors being investigated: the nitrogen and deuterium retention as a function of fluence; the dynamic evolution of retained deuterium atoms after implantation; the influence of the pre-implanted nitrogen on deuterium retention; and the amounts of ammonia that are produced on tungsten after sequential implantation of nitrogen and deuterium. A special focus is directed towards identifying the exact trapping mechanisms for each of the two gas species (nitrogen and deuterium) in tungsten.

La fusion par confinement magnétique est actuellement la voie la plus avancée pour produire de l’énergie grâce à la réaction de fusion. L’un des défis à relever concerne la contamination du plasma par le Tungstène (W), un matériau capable de résister aux hauts flux de chaleur. A cause de son grand nombre atomique, le W rayonne dans les plasmas de tokamak. S’il s’accumule au cœur du tokamak, il refroidit le plasma. Il est donc crucial de comprendre les mécanismes du transport du W et d’identifier les paramètres favorisant son accumulation. Le W interagit de façon non-linéaire avec les différents paramètres du plasma. La simulation intégrée est le seul outil permettant à tous ces paramètres d’être simulés de façon auto-consistante durant plusieurs temps de confinement. Pour la première fois, l’outil de simulation intégrée est couplé à des codes de transport premiers principes modélisant de façon auto-consistante les transports turbulent et collisionnel du W, les profils de densité, température, rotation, radiation, et l’évolution du chauffage. Pour des raisons numériques, certains phénomènes ne sont pas modélisés et l'interaction plasma/paroi interne est simplifiée. A chaque pas de temps, cette simulation reproduit avec succès les signaux expérimentaux et le comportement du W. De plus, des acteurs responsables de l’accumulation du W (la rotation et la source centrale de particules) sont identifiés. Enfin, la simulation intégrée a permis de mettre en lumière l’effet stabilisant du W sur la turbulence. Le travail accompli montre que la simulation intégrée premiers principes permet désormais d'optimiser à l'avance les scénarios de plasma afin d'y limiter l'accumulation de W. / Magnetic confinement fusion is currently the most advanced way to produce energy thanks to Deuterium/Tritium reaction. One of the challenges is the limitation of the reaction contamination because of Tungsten (W), a material capable of resisting high heat fluxes. W large atomic number causes W to radiate inside tokamak plasmas. If W accumulates in the central part, it cools down the plasma. It is therefore crucial to understand the mechanisms of W transport and identify the actuators of the accumulation process. W transport is involved in complex interplays with the plasma parameters (density, temperature, rotation). Therefore the use of integrated modeling is mandatory in order to evolve self-consistently all those parameters for several confinement times. For the first time, an integrated modeling tool is coupled to first-principle transport codes to self-consistently simulate the time evolution of the W behavior, as well as the evolution of density, temperature, rotation profiles, radiation and external heating. For numerical reasons, several phenomena are not modeled, and the physics of the interaction with the inner wall is simplified. At each time step, this simulation successfully reproduces experimental profiles and the W central accumulation. Moreover, actuators of the central W accumulation (rotation and central particle fueling) were identified. Finally, integrated modeling simulation allowed bringing out a very interesting non-linear mechanism: the stabilizing effect of W on turbulence. This work demonstrates that first-principles integrated modeling now allows to design and optimize in advance plasma scenarios with limited W central accumulation.

Efeitos da polarização eletrostática de eletrodos na periferia de tokamaks têm sido investigados em pequenos tokamaks e mesmo em alguns tokamaks de grande porte. Em geral as experiências são realizadas em condições em que bifurcação do campo elétrico radial é obtida, processo este identificado como modo H de polarização. No Tokamak TCABR, as experiências indicam que o confinamento aumenta para tensões aplicadas até +300 volts, atingindo um máximo de duas vezes o tempo de confinamento do modo L, mas sem bifurcação. Indícios de bifurcação foram notados com +400 V de polarização, mas a descarga termina devido à excitação da atividade MHD, ainda sob investigação. No presente trabalho, a pesquisa é aprofundada com a utilização de uma sonda de Langmuir com 18 pinos dispostos em duas fileiras sob a forma de um ancinho (rake probe) o que permite a medição da temperatura, densidade e flutuação de potencial ao longo do raio menor na periferia do Tokamak. A resolução temporal desse sistema é de cerca de 0,5 ms, para a temperatura, e 5 microssegundos para densidade e potencial flutuante do plasma. Outra sonda eletrostática com 5-pinos na mesma posição radial, mas em diferentes posições poloidal e toroidal foi usada para medições de turbulência e transporte de partículas. Os efeitos da polarização foram investigados e indicam que os níveis de turbulência e transporte começam a diminuir entre +150 e +200 V e para +300 V chegam a atingir uma quase supressão. Nesse mesmo intervalo de tensão a densidade começa a aumentar e para +300 V chega a ser um fator de aproximadamente 2. Quanto ao perfil de temperatura a variação é pouco significativa, mas as incertezas das medidas são maiores. Esses dados são compatíveis com a criação de uma barreira de transporte na região entre o eletrodo em r = 17 cm e o limitador em a = 18 cm. Além disso, o campo elétrico radial mostra forte cisalhamento nessa região. Tomando o início da subida do potencial flutuante como origem de uma escala de tempo, o atraso temporal do início da subida da densidade de elétrons e o atraso do início do decréscimo do transporte de partículas foram medidos. Os resultados são 50 microssegundos para a densidade de elétrons e 60 microssegundos para o transporte de partículas. A questão dos limiares de potência é discutida no texto. Os dados desta experiência indicam que o campo elétrico radial desempenha o papel principal para a melhoria do confinamento. / Electrode biasing effects in the periphery of tokamaks have been investigated in small tokamaks and in a few large tokamaks. Usually the experiments are performed in conditions were bifurcation of the radial electric field is achieved, identified as biased H mode. In the tokamak TCABR, the biasing experiments indicate that the confinement increases for applied voltages up to +300 Volts, reaching a maximum of twice the confinement time of the L mode, but without bifurcation. Indications of bifurcation were detected with +400 V biasing, but the discharge terminates due to excitation of MHD activity, still under investigation. In the present work, the research is improved with the use of a rake shaped 18-pins Langmuir probe, allowing the measurement of electron temperature, density and potential fluctuations along the minor radius near the edge of the tokamak with time resolution of about 0.5 ms, for the temperature and 5 microseconds for density and floating potential. Another electrostatic probe with 5-pins all in the same radial position, but in different poloidal and toroidal position was used for turbulence and particle transport measurements. The effects of biasing indicate that the levels of turbulence and transport begin to decrease between +150 and +200 V and for +300 V reaches an almost suppression. In that same voltage interval the density, begin to increase and for 300 V reach a factor of about 2. The temperature profile does not change significantly but the uncertainty of the measurements is larger. These data are compatible with the creation of a barrier between the position of the electrode at r = 17 cm and the limiter of the tokamak at a = 18 cm. In addition, the radial electric field data show strong shear in this region. Taking the start of the increasing of the fluctuation potential as the origin of a time scale, the temporal delay of the start of the edge electron density increase and transport decrease were measured. The results are 50 microseconds for the electron density and 60 microseconds for the particle transport. The power threshold for the confinement improvement is discussed in the text. The data obtained in this experiment confirm that the shear of the electric field has the stronger role for the confinement improvement with biasing in TCABR tokamak.

Neste trabalho foram estudadas instabilidades magnetohidrodinâmicas (MHD) utilizando um novo sistema bolométrico que foi instalado no tokamak TCABR para medidas da evolução temporal da potência irradiada. Este novo sistema conta com 24 cordas verticais, capazes de mapear toda uma secção poloidal da coluna de plasma com resolução espacial de aproximadamente 2 cm e uma resolução temporal de 20 µs. Como se sabe, as instabilidades MHD degradam o connamento do plasma e modicam a topologia das superfícies magnéticas, causando a perda da energia do plasma. Por conta disso, compreender essas instabilidades é fundamental para o sucesso dos futuros reatores de fusão nuclear. As perturbações (oscilações) causadas pelas instabilidades MHD modulam diversos parâmetros macroscópicos do plasma como a densidade, a temperatura e a potência irradiada. Então, utilizando o diagnóstico bolométrico, é possível medir as oscilações no perl de potência irradiada e, a partir deles, extrair informações importantes para determinar a origem e as características de tais instabilidades. No tokamak TCABR, as instabilidades foram caracterizadas através da análise espectral dos 24 sinais provenientes do novo sistema bolométrico. Para auxiliar a caracterização das instabilidades, um programa foi desenvolvido em Matlab para simular as medidas das perturbações no perl de potência irradiada. Através do mesmo procedimento de análise espectral, os resultados simulados foram comparados aos experimentais de forma que os parâmetros simulados, como largura e posição das ilhas magnéticas, fossem ajustados aos experimentais. Através dessa metodologia de análise, que combina simulação e experimento, foi possível caracterizar diversas instabilidades como o precursor dos dentes de serra e ilhas magnéticas de modos m = 2 e m = 3. / In this dissertation, magnetohydrodynamic (MHD) instabilities were investigated using a new bolometric system that was installed in the TCABR tokamak for radiation power measurements. This diagnostic is composed by 24 vertical chords that provide a full view of the poloidal cross section of the plasma column and provides spatial and temporal proles with approximately 2 cm space and 20 µs time resolution. As it is well known, the MHD instabilities degrade the plasma connement and modify the magnetic topology, leading to energy loss from the plasma. Therefore, the understanding of these instabilities is essential for the success of the controlled thermonuclear fusion reactors. The MHD instabilities also cause perturbations (oscillations) in various macroscopic parameters, such as plasma density, temperature, and radiated power. Therefore, the oscillations in the radiated power prole measured by the bolometric diagnostic system provide a possibility to investigate the origin and features of the instabilities. In the TCABR tokamak, the instabilities were characterized by spectral analysis of the 24 vertical chords of the bolometric signals. In addition, a Matlab program was developed to simulate the integral characteristic of the oscillations in the radiated power measured by the bolometric system. The spectral analysis of the simulated signals is then compared with the spectral analysis of the bolometric signals. The simulated parameters, island width and radial position, were then adjusted to t the experimental spectrum results. Using this method of analysis, which combines experiment and simulation, it was possible to characterize various instabilities, such as sawtooth precursor and m = 2 and m = 3 magnetic islands.

Redes neurais artificias, tipo \"feedforward\", de duas camadas, foram utilizadas neste trabalho para fazer previsões das instabilidades de disruptura que surgem nas descargas de plasma do tokamak TEXT (E.U.A.), obtendo-se resultados bastante encorajadores. Verificou-se que uma arquitetura de rede, do tipo m:2m:m:1, onde m é dimensão de imersão do atrator do sistema dinâmico em estudo, costuma ser um bom chute inicial para a escolha da arquitetura ideal de trabalho, que costuma ser livre e, não raro, trabalhosa. Utilizando-se, em sinais de raios-X, uma rede neural artificial com arquitetura 15:30:15:1, por exemplo, conseguiu-se fazer previsões com uma antecipação de até 4 ms das instabilidades de disruptura, tempo quatro vezes maior do que o obtido utilizaudo-se sinais magnéticos das bobinas de Mirnov. Tal antecipação é bastante significativa e abre a possibilidade de, no futuro, utilizarem­se mecanismos de defesa da máquina, tais como injeção de partículas neutras (ou\"pellets\"), aplicação de campos magnéticos externos, etc, no sentido de se tentar evitar a ocorrência destas instabilidades, ou, pelo menos, minimizar os seus efeitos nocivos. Isto certamente contribuirá significativamente para a viabilização dos futuros reatores de fusão à plasma. Finalmente, o sistema de diagnóstico de raios-X de baixas energias do tokamak TCABR, que foi projetado e já se encontra em fase de instalação para fornecer sinais que servirão para alimentar a rede neural, também possibilitará a reconstrução tomográfica das regiões de mesma emissividade da coluna de plasma. A análise tomográfica, utilizando-se os sinais de dois conjuntos de detectores de raios-X moles, também será muito útil na investigação dos mecanismos físicos que dão surgimento às instabilidades de disruptura, além de permitir, ainda, a medida da temperatura eletrônica do plasma, através do método dos absorvedores. / Two-layer feedforward neural network has been used in this work to forecast the disruptive instabilities that occur in the TEXT tokamak plasma discharges. For this task, soft X-ray experimental signals were used with very promising results. It was verified that a neural net with an architecture of the type m:2m:m:1, where m is the embedding dimension of the atractor of dynamical system in focus, is usually a good initial guess in the searching process of finding the ideal architecture. A neural network with architecture 15:30:15:1 was capable, for example, to forecast the disruptive instabilities up to 4 ms in advance. This period of time is four time larger than the one obtained when magnetic signals from Mirnov coils were used. This forecasting time is quite significative and opens up the possibility of using defensive mechanisms, such as the injection of neutral particles (or pellets), the application of external magnetic fields, etc, with the objective of avoiding the occurrence of the disruptions or, at least, to minimize their harmful effects. This achievement certainly would be an important contribution to the development of the next generation fusion devices. Finally, the soft X-ray diagnostic system for the TCABR was projected and it is already being installed. This system will provide experimental signals that will be analyzed by neural networks and will be also used to identify, through tomografic image reconstructions, the regions of the plasma that have the same soft X-ray emissivity. The tomography analysis of the plasma, that will be carried out by using the signals of two soft X-ray detectors arrays, will be also very usefull for investigating the triggering mechanism of disruptions and will also allow the determination of the plasma electron temperature through the two foil absorbing method.

Os resultados de uma extensa campanha experimental, realizada no tokamak TCABR, para se investigar a física das ondas de Alfvén e suas aplicações para o aquecimento de plasmas em tokamaks são apresentados. Ao longo das investigações, foram testados dois tipos de antena, tendo sido observado aquecimento considerável do plasma com ambas, mesmo com valor moderado da potência RF injetada no plasma. Diversas configurações de excitação e diversas condições do plasma foram investigadas, e foi verificado que a escolha correta da helicidade da onda excitada PE crucial para se reduzir o acoplamento parasítico com o plasma periférico. Também foi verificada a importância de uma limpeza periódica da superfície das antenas, realizada durante as descargas de limpeza do tokamak, para melhorar o desempenho dos experimentos com aquecimento por ondas de Alfvén. Com a antena original, que produz um espectro poloidal bastante selecionado, a tensão de polarização dinâmica induzida nas antenas observada durante os experimentos era alta, aumentando a taxa de sputtering em seus elementos e podendo, inclusive, levar à disruptura do plasma em potêncis RF mais elevadas. Com o novo tipo de antena, projetado com dimensões poloidais reduzidas, a tensão de polarização induzida caiu pela metade. No entanto, o acoplamento parasítico com a borda do plasma aumentou, como foi indicado por maiores perturbações observadas nos potenciais do SOL, nesse caso. Ademais, a taxa de injeção/ionização de impurezas parece ser maior do que a observada com a antena original em condições semelhantes, como foi indicado pór um aumento maior no sinal do bolômetro durante o pulso RF e por medidas de espectroscopia. Esses fatos sugerem que o espectro excitado pela antena nova é menos seletivo quanto à componente poloidal M, e os modos eletrostáticos devem estar sendo excitados com amplitude considerável. As modificações causadas pela absorção das ondas de Alfvén no perfil radial da temperatura eletrônica do plasma puderam ser estudadas com um radiômetro heteródino de varredura ECE. Esses estudos nos permitiram determinar experimentalmente os perfis radiais de deposição de potência RF no plasma, que estão em surpreendente concordância com os perfis de deposição de potência RF no plasma, que estão surpreendente concordância com os perfis de deposição teóricos, calculados com um código cinético-toroidal para as condições típicas do TCABR. Esses resultados são inéditos em pesquisas com ondas de Alfvén, e reforçam a sua utilização para aquecimento localizado de plasmas e controle de fluxos cizalhados em tokamaks. / The results of na extensive experimental campaign performed in the TCABR tokamak to investigate the Physics of the Alfvén wave and its application to tokamak plasma heating are presented. In the course of the experiments, Téo types of Alfvén Wave antennae were studied, and considerable plasma heating was observed in both cases, even with rather small amount of RF Power injected in the plasma. Many antennae configurations and plasma conditions were tried out, and it was verified that the correct choice of the helicity of the excited wave is crucial to reduce the parasitic coupling with the edge plasma. It was also noticed that periodic conditioning of the antenna surface, performed together with the daily tokamak cleaning discharges, also contributes to improve the performance of the heating experiments. With the first antenna type, which produced a rather well defined poloidal spectrum, the dynamic polarication voltage induced in the antennae during the RF experiments was high, causing increased sputtering of its elements and, for higher RF powr input, even plasma disruptions. With the new antenna type, designed with smaller poloidal dimensions, the dynamic polarization voltage of the antenna was reduced twice. However the parasitic coupling with the plasma hás increased, as indicated by stronger perturbations of the electrostatic potentials in the scrape-off layer observed in this case. In addition, the impurity injection/ionization rate also seems to have increased with respect to the previous antenna type in approximately the same conditions, as indicated by a stronger rise in the bolometer signal observed during the RF pulse, and by spectroscopic measurements. These facts suggest that, with the new antenna type, the excited wave spectrum is rather broad with respect to the poloidal wave number M, and electrostatic modes must be excited with quite high amplitude. The change in the radial profiles of the electron temperature due to the Alfvén wave absorption could be studied with a heterodyne sweping ECE radiometer. These sutidies allowed us to determine experimentally the RF Power deposition profiles inside the plasma, which were in surprisingly good agreement with the theoretical deposition profiles, calculated with a kinetic-toroidal code for the TCABR plasma conditions. These results are unprecedented in experimental Alfvén wave research, and strengthen the use of these waves for localized plasma heating and shear flow control in tokamaks.

Para o aprimoramento do sistema de aquecimento do plasma por meio de ondas de Alfvén, denominado sistema AWES Alfvén Waves Excitment System, do tokamak TCABR foram construídos, caracterizados, instalados e colocados em operação os diagnósticos para determinação da potência de rádio-freqüência fornecida ao plasma pelo conjunto de antenas para excitação de ondas de Alfvén bem como o circuito processador de sinais para o conjunto de sondas magnéticas, já instaladas dentro da câmara do TCABR, que permitem determinar o espectro de rádio-freqüência gerado pelo conjunto de antenas no interior da câmara de vácuo deste tokamak. Cada conjunto do sistema de diagnóstico de potência é composto por três dispositivos, sendo eles, um sensor de corrente de rádio-freqüência, do tipo bobinas de Rogowski, um sensor de tensão de RF, composto de divisores de tensão acoplados a um circuito processador de sinais e por um circuito multiplicador de sinais capaz de multiplicar os sinais de corrente e tensão de RF e fornecer um sinal proporcional à potência efetivamente fornecida ao plasma. No total foram construídas dez bobinas de Rogowski cujas constantes de sensibilidade são da ordem de 18 mV/A, doze divisores de tensão capazes de reduzir a amplitude de um sinal de 10kV a aproximadamente 5V, seis circuitos processadores de sinais para determinação da tensão de RF e quatro multiplicadores de sinais. Além disso foi construído um circuito processador de sinais capaz de processar o sinal fornecido por quatro sondas magnéticas simultaneamente. Todos os dispositivos elaborados nesse trabalho são capazes de processar sinais de freqüências compreendidas na faixa de 3 a 6MHz e fornecer sinais de baixa freqüência tal que seja possível adquiri-los automaticamente pelo sistema de aquisição de dados do TCABR, denominado TCAqs. Para os procedimentos de calibração e testes de funcionamento dos equipamentos desenvolvidos neste trabalho, estabeleceu-se um Sistema de Calibração Automatizado (SCA) sendo uma de suas partes integrantes um software capaz de comunicar e controlar equipamentos de medição, tais como osciloscópios e geradores de sinais, através de portas de comunicação tipo RS-232 usando a linguagem de comunicação SCPI. Este programa, chamado de SCO, foi inteiramente desenvolvido em software livre e de código aberto para ser usado em sistemas operacionais Unix-Like, como os sistemas GNU/Linux. O código fonte do SCO foi liberado como software livre e com isso registrado sob a licença GNU/GPL. Os procedimentos de calibração uma vez operando sob esse sistema cuja principal característica é a funcionalidade de automação, permitiu a aquisição de uma quantidade de dados muito maior do que aquela que seria possível em procedimentos manuais, resultando assim, em curvas mais confiáveis do ponto de vista estatístico aumentando-se conseqüentemente, de forma considerável, a qualidade das medições. Após extensa caracterização e testes de funcionamento fora e no TCABR concluiu-se que estes dispositivos estão prontos para serem utilizados em campanhas experimentais. / In order to enhance the efficiency of the TCABR\'s Alfvén waves heating system, called AWES - Alfvén Waves Excitement System a diagnostics for determining the radio-frequency power applied to the plasma and a processing circuit for the magnetic coil system was built, characterized, installed and put into operation. The RF diagnostics system was designed to determine the total power that the set of AWES antennas applies to the plasma and, the magnetic coils system is designed to determine the RF spectrum excited by these antennas. Since the magnetic coils are already installed inside the TCABRs vacuum chamber only the signal processing circuit was built for it. The RF power diagnostics set is composed of three devices which are, one RF current sensing device, a set for determining the RF voltage and a multiplying system. A Rogowski coil is used for measuring the RF current. The RF voltage system may be split in two: a couple of voltage dividers and a processing circuit for the potential difference determination. Applying the RF current and voltage signals to the multiplier circuit it is possible to determine the RF power fed to the plasma. In this work a total of ten Rogowski coils, with 18mV/A sensibility constant, as well as twelve voltage dividers, capable of reducing a 10kV signal to approximately 5V signal, six voltage processing circuits and four signal multipliers, were built. Besides that, one demodulator circuit, capable of processing, simultaneously, the signals from four magnetic coils, was built too. All the devices constructed in this project were designed to be able to process signals with frequencies in the range of 3 to 6M Hz and produce a low frequency result signal that may be acquired automatically by the TCABR data acquisition system called TCAqs. For the calibration procedures and operational tests of the equipments developed in this work, it was established an Automated Calibration System (SCA) with a software application as one of its components that is capable of communicating and controlling test instruments, like oscilloscopes and function generators, through the communication port RS-232 and SCPI language. This software, called SCO, was fully developed using free and open source software in order to be used in Unix-Like operational systems like GNU/Linux. As a free software SCO was registered under the GNU/GPL license. The calibration procedures once operating with this system, whose principal characteristics is its automation functionality, allowed us to acquire a great quantity of data, that would have not been possible or practical to do manually. As a consequence, the resulting calibration curves may be considered more accurate, from an statistical point of view which enhanced considerably the quality of the results. After the characterization and detailed tests of all these devices off the TCABR and after the installation of the diagnostics in the TCABR, we may finally conclude they are ready to be used in experimental campaign.