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Studio dell’interazione tra un fascio di particelle energetiche e il plasma di DTT tramite modelli semplificati
No full textLa tesi affronta l'argomento dell'iniezione di un fascio di particelle neutre (NBI - Neutral Beam Injection) per un tokamak e della sua interazione con un plasma fusionisico. Dopo una prima parte dedicata alla descrizione di un sistema NBI e della fisica alla base dell'interazione con il plasma, vengono riassunti i principali modelli e tecniche numeriche utilizzati per la descrizione dei fenomeni considerati. Viene poi descritto brevemente il codice METIS, che, nell'ultima parte della tesi, è utilizzato per effettuare una scansione parametrica dell'energia di iniezione. L'effetto di queste variazioni sui principali parametri di plasma viene presentato per il tokamak DTT, attualmente in fase di costruzione al centro ENEA di Frascati.
This work deals with the topic of Neutral Beam Injection (NBI) for a tokamak and with the interaction between neutral beam and fusion plasmas. After a first part, dedicated to the description of a NBI system and the physics behind its interaction with the plasma, some of the models and numerical techniques involved in the beam description are listed. The METIS code is then briefly described and used to perform a parametric scan in injection energy, to simulate the behavior of the main plasma parameters of the DTT tokamak under construction at the ENEA Frascati center.ope
Metal releases from Ni irradiated and unirradiated SS316L(N)-IG samples exposed to boric acid solution
No full textreservedLa seguente tesi verte sull’esperienza svolta durante il tirocinio curricolare presso il Consorzio RFX, laboratorio di ricerca situato a Padova, che si occupa di fusione termonucleare controllata. Il consorzio RFX è uno dei partecipanti al progetto DTT (Divertor Tokamak Test), macchina che verrà costruita a Frascati (Roma) e che si inserisce nel più ampio programma di EuroFUSION per la costruzione di DEMO, un reattore a fusione nucleare pilota che ha lo scopo di dimostrare la fattibilità della produzione di energia da fusione su larga scala. Il DTT è un reattore nucleare di tipo Tokamak con lo scopo di testare diversi tipi di divertori, verificare la loro capacità di far fronte ad ingenti carichi termici e migliorare le conoscenze già acquisite riguardo i flussi termici di scarico. La camera a vuoto (Vacuum Vessel, VV) del DTT, ambiente toroidale che garantisce condizioni di vuoto e temperatura controllate, è dotata di un circuito di raffreddamento atto al controllo della temperatura e alla schermatura dei superconducting coils dai neutroni, che viene attuata usando H2O come fluido di processo con l’aggiunta di acido borico.
In merito a ciò, durante il lavoro sperimentale svolto, sono stati studiati la chimica dell’acqua additivata con acido borico del circuito di raffreddamento ed il comportamento di provini di acciaio 316LN-IG a contatto con la soluzione, effettuando test di rilascio. Alcuni provini analizzati erano stati precedentemente irradiati con ioni Ni, dunque è stato possibile confrontare il loro comportamento con quello di provini non irradiati; i risultati ottenuti sono stati poi comparati con quelli ricavati attraverso test di rilascio effettuati su altri provini che presentavano microstruttura differente e/o a contatto con soluzioni contenenti differenti concentrazioni di acido borico. Infine, è stato utilizzato un programma di simulazione di interazione tra materia e ioni (SRIM/TRIM) per indagare il comportamento dell’acciaio sottoposto a radiazioni.
Dunque, si è cercato di indagare quale dei seguenti fattori - chimica dell’acqua, microstruttura dell’acciaio, danni da radiazioni - fosse preponderante nel rilascio degli acciai, nelle condizioni operative rilevanti per il DTT VV: temperature di 60-80 °C, pressione 4 bar e chimica dell’acqua contenente 8000 ppm B
Action plan for training new Housekeeping Employee : case: Hotel Indigo Helsinki
No full textIn the hotel industry, housekeeping is a significant department of any accommodation establishment. A qualified housekeeper plays an essential role in maintaining the hotel standards of cleanliness and surrounding appearance. This thesis aims to build a training program for new housekeepers working in the commissioner Hotel Indigo Helsinki, Boulevard. The training program involves the working knowledge and skills required by a hotel housekeeper to perform in the housekeeping function appropriately. From the managers’ perspective, what aspects they expect the new housekeeping workers to perform well after the training, is investigated in this thesis.
The theoretical background reviews literature that supports the author in investigating the relevant subjects and building the thesis outcome. It consists of the theories regarding four areas. They are housekeeper recruitment, housekeeper training, employer’s obligations to a good working environment and housekeeping cleaning supplies. These literature subjects are researched, viewed and interpreted properly for the purpose of gaining deep understanding of the thesis topic.
The qualitative research methods, including in-depth interview and participant observation, were used in this thesis. In-depth interviews were implemented with two potential participants that are the case hotel’s General Manager and Housekeeping Manager. Participant observation method was conducted during the author’s internship in the Housekeeping Department at the case hotel. As a result, valuable data and findings from the research implementations enabled the author to answer the research questions and build the thesis outcome.
The outcome of this study is an action plan for implementing the training program for new workers in the case hotel’s Housekeeping Department. The training program is designed with three main stages and the scheduled implementation. On this basis, the new worker is estimated to be qualified in carrying out the housekeeping function within two weeks. The training protocol, after adjusting, may be used in other accommodating businesses that have similar contexts to the case hotel.
Keywords: Hotel housekeeping, housekeeper knowledge, housekeeper skills, training progra
A compact steering launcher for the Electron Cyclotron Heating system of DTT
No full textDOTTORATONel contesto della ricerca sulla fusione nucleare, la European Roadmap for Fusion Electricity ha previsto la realizzazione di una macchina sperimentale per lo studio del problema dell'estrazione della potenza e delle particelle, in condizioni di plasma rilevanti per le future centrali a fusione. Tale macchina sarà il Divertor Tokamak Test (DTT), situato presso il centro di ricerca ENEA di Frascati (RM). Per ottenere le prestazioni di plasma richieste, DTT ospiterà uno dei più potenti sistemi di Electron Cyclotron Heating (ECH) al mondo — con una potenza totale installata di 32 MW — e, di gran lunga, quello con la più elevata densità di potenza. Il metodo ECH consiste nel depositare energia in modo localizzato nel plasma tramite fasci focalizzati di microonde ad alta potenza. Ciascuno dei 32 fasci gestiti dall’impianto ECH di DTT depositerà circa 1 MW di potenza in una regione del plasma con un diametro di pochi centimetri, per svolgere diverse funzioni critiche, dal riscaldamento del plasma alla stabilizzazione magneto-idrodinamica. Il punto di deposizione può essere spostato in tempo reale grazie a sottosistemi chiamati lanciatori, che comprendono specchi orientabili e i relativi meccanismi di attuazione.
La fase di progettazione concettuale del sistema ECH di DTT si sta attualmente avviando alla conclusione. In questo contesto, è stata sviluppata la progettazione di un lanciatore innovativo. Sebbene l’alta densità di potenza del sistema ECH richieda un lanciatore compatto, è necessario garantire ampi intervalli di rotazione e un’elevata precisione di posizionamento per svolgere efficacemente le diverse funzioni dell’impianto. Per ottenere questa combinazione di caratteristiche particolarmente ambiziosa, è stata adottata la scelta radicale di un sistema di attuazione interno alla camera da vuoto, consentendo una notevole riduzione di peso e volume del meccanismo rispetto ai tradizionali sistemi ad attuazione esterna. Tra i principi di attuazione disponibili, sono stati selezionati walking drive piezoelettrici compatibili con ultra-alto vuoto. Oltre a garantire un’elevata compattezza e tempi di risposta ridotti, questi attuatori migliorano la precisione di posizionamento grazie alla loro capacità di movimento a passi micrometrici. Il principale svantaggio dei walking drive è la forza di azionamento limitata dall’aderenza. Questo aspetto diventa particolarmente critico considerando i carichi elettromagnetici (EM) che agiscono sullo specchio orientabile sia durante il normale funzionamento sia in caso di eventi di disruzione. A tale riguardo, sono state considerate diverse strategie per mitigare i carichi EM, tra cui la soluzione innovativa di uno specchio con substrato dielettrico rivestito in tungsteno e raffreddato attivamente. Gli elementi flessibili costituiscono il terzo pilastro del sistema. Meccanismi deformabili evitano i problemi legati all’amplificazione dell'attrito nel vuoto, ai giochi e all’usura, mentre tubi flessibili impediscono perdite d’acqua che potrebbero contaminare il plasma causandone lo spegnimento. In particolare, per il supporto dello specchio è stato proposto un innovativo giunto flessibile a centro di rotazione remoto, per rispettare le stringenti limitazioni di spazio. Per compensare la resistenza elastica introdotta dai componenti flessibili ed evitare qualsiasi effetto negativo degli stessi sulle prestazioni dinamiche, è stato sviluppato un dispositivo di bilanciamento statico basato su elementi a rigidezza equivalente negativa, e sono state proposte diverse strategie per la sua integrazione nell’assieme.
L’adozione di queste soluzioni progettuali restituisce un meccanismo compatto, leggero, preciso e robusto, che rappresenta una prospettiva promettente per la realizzazione di un impianto ECH ad alta densità di potenza in DTT. Dopo un esame della letteratura, questo manoscritto raccoglie ed integra descrizioni dettagliate delle attività analitiche, numeriche e sperimentali associate alla progettazione di ciascun componente del sistema. Infine, fornisce una prospettiva sulla rilevanza delle soluzioni adottate per altre macchine a fusione presenti e future.In the context of nuclear fusion research, the European Roadmap for Fusion Electricity has envisioned the realization of an experimental machine for studies about the power and particle exhaust problem, under plasma conditions that are relevant to future power plants. Such machine will be a Divertor Tokamak Test (DTT) located at the ENEA research center in Frascati, Italy. In order to achieve the required plasma performance, DTT will host one of the most powerful Electron Cyclotron Heating (ECH) systems in the world — with a total installed power of 32 MW — and by far the most power-dense. ECH produces localized power deposition in the plasma by means of focused, high-power microwave beams. Each of the 32 beams handled by the DTT ECH plant will deposit approximately 1 MW of heat in a plasma region of just a few cm in diameter, to fulfill various critical tasks, from bulk heating to magneto-hydrodynamic stabilization. The deposition spot can be moved in real time by means of sub-systems called launchers, which include steerable mirrors and the associated actuation mechanisms.
The conceptual design phase of the DTT ECH system is currently approaching its finalization. In this context, the design of an innovative steering launcher has been carried out. While the high power density of the ECH system requires a compact launcher design, wide steering ranges and high positioning accuracy must be ensured to effectively fulfill the different tasks of the plant. In order to attain this challenging mix of characteristics, the radical design choice of an in-vessel actuation system was made, enabling considerable reduction in mechanism weight and volume compared to traditional ex-vessel systems. Among the available actuation principles, ultra-high-vacuum-compatible piezoelectric walking drives were selected. In addition to ensuring high compactness and low response times, these actuators enhance steering precision due to their micrometric stepping capability. The main drawback of walking drives is the adherence-limited driving force. This becomes particularly critical when considering the electromagnetic (EM) loads acting on the steering mirror both during normal operation and in case of disruption events. In this regard, different EM loads mitigation strategies are considered, including the innovative solution of an actively cooled, Tungsten-coated dielectric substrate for the steering mirror. Flexible elements constitute the third building block of the system. Compliant mechanisms avoid the problems of vacuum-enhanced friction, backlash and wear, while flexible pipes prevent water leakages that would result in plasma contamination and shutdown. In particular, an innovative Remote Center of Motion flexure pivot is proposed as mirror support, to cope with the stringent size limitations of the launcher assembly. In order to offset the elastic resistance introduced by flexible components and avoid any negative influence of flexures on dynamic performance, a static balancing device based on negative equivalent stiffness elements has been developed, and different strategies for integration in the assembly have been proposed.
The adoption of these design solutions results in a compact, lightweight, accurate and robust steering mechanism, which constitutes a promising perspective for the feasibility of a power-dense ECH plant in DTT. After reviewing the literature, this manuscript collects and integrates detailed descriptions of the analytical, numerical and experimental design activities associated with each system component. Finally, it provides perspective about the relevance of the adopted solutions for other present and future fusion machines.DIPARTIMENTO DI MECCANICAAdvanced Materials and Smart Structures36MONNO, MICHELEBERNASCONI, ANDRE
Predictive simulation of DTT plasma Negative Triangularity scenarios
No full textLAUREA MAGISTRALEIn un contesto moderno, dove la richiesta di energia mondiale è destinata ad una crescita continua e il surriscaldamento globale è diventato uno dei problemi più urgenti da risolvere, la ricerca di fonti energetiche pulite alternative ai combustibili fossili è una questione di primaria importanza.
In questo ambito, la fusione termonucleare controllata rappresenta un’alternativa di grande rilevanza in quanto fonte energetica priva di emissioni di CO2 e dei rischi legati alla radioattività dei rifiuti a lungo decadimento prodotti dai reattori a fissione. La configurazione più promettente per ottenere produzione di energia tramite fusione è il tokamak (camera toroidale con avvoglimenti magnetici), una macchina di forma toroidale che sfrutta intensi campi magnetici per confinare il combustibile nucleare, che si trova nello stato di plasma. Tra i numerosi centri di ricerca nel mondo dedicati allo studio della fusione nucleare, questo lavoro di tesi è incentrato sul progetto DTT (Divertor Tokamak Test Facility), in costruzione presso Frascati (Roma); il principale scopo di questo dispositivo sarà quello di studiare lo scarico controllato di energia e particelle in condizioni simili a quelle del reattore pilota DEMO, testando nuove configurazioni per convogliare i flussi in una particolare struttura chiamata divertore senza danneggiare gli altri componenti esposti al calore del plasma.
Attualmente la conformazione tokamak più utilizzata è quella chiamata a triangolarità positiva, che prevede una sezione toroidale a forma di D; questa scelta migliora le proprietà di stabilità dell’equilibrio magnetico e permette di sfruttare le potenzialità del modo H (regime ad alto confinamento), caratterizzato da una regione al bordo chiamata piedistallo che presenta gradienti di pressione elevati. Il modo H è raggiungibile sopra una certa soglia di potenza ausiliaria, mentre al di sotto di essa il plasma si trova in un regime di basso confinamento (modo L).
Anche se valori dei parametri fisici caratterizzanti il modo H sono ritenuti necessari per il successo del progetto DEMO, esso presenta alcuni problemi non semplici da risolvere; il principale di questi è dato dalla comparsa di instabilità localizzate al bordo, chiamate ELMs (Edge Localized Modes), le quali possono causare un crollo del piedistallo, rilasciando elevate quantità di energia e particelle che potrebbero danneggiare la parete più interna della macchina.
Per questo motivo è in atto la ricerca di conformazioni magnetiche alternative tra cui spicca la configurazione a triangolarità negativa (forma di D invertita); essa permette di mantenere il plasma in modo L, evitando la formazione degli ELMs, grazie ad una soglia L-H più elevata, ma compensa la mancanza del piedistallo con un migliore confinamento nella regione esterna del plasma.
Questo lavoro di tesi si pone lo scopo di riprodurre, attraverso simulazioni predittive, l’evoluzione temporale di una scarica di plasma DTT in triangolarità negativa, utilizzando il codice di modellazione integrata ASTRA e il modello quasi lineare TGLF per il trasporto turbolento nel plasma. Basandosi sull’evoluzione temporale del bordo del plasma fornita da codici elettromagnetici esterni, ASTRA risolve le equazioni del trasporto per la densità, la temperatura elettronica e ionica e la densità di corrente utilizzando profili predefiniti per le impurezze e la rotazione di plasma, e con un evoluzione autoconsistente dell’equilibrio magnetico.
Inizialmente lo scenario di partenza è stato simulato attraverso uno stato stazionario; questo passaggio è stato fondamentale poichè i profili ottenuti sono poi stati utilizzati come condizione iniziale per la simulazione dipendente dal tempo.
In seguito, attraverso un altro stato stazionario, è stato simulato lo scenario di flat top, in cui tutti i sistemi di riscaldamento sono attivi. I risultati sono poi stati confrontati con i profili relativi allo scenario di flat top in triangolarità positiva, mostrando che la diminuzione della pressione termica a causa dell’assenza del piedistallo non viene totalmente recuperata dal migliore confinamento garantito dalla triangolarità negativa. Ciò implica che optare per una configurazione DTT a triangolarità negativa per evitare gli ELMs comporterà l’accettazione di un moderato peggioramento delle prestazioni del plasma. Infine è stata eseguita una simulazione dell’evoluzione temporale della scarica di plasma. Considerando l’evoluzione dei profili principali sono stati ottenuti risultati promettenti nella fase di aumento della corrente di plasma in presenza di riscaldamento a frequenza ciclotronica elettronica, fino al raggiungimento del valore massimo di corrente; per la successiva fase caratterizzata da un rapido aumento dei livelli di riscaldamento da fascio di particelle neutre e a frequenza ciclotronica elettronica e ionica sono stati riscontrati alcuni problemi che richiederanno un’ottimizzazione della modalità di salita del riscaldamento esterno fino al valore massimo.Nowadays, because the world energy demand is continuously increasing and the global warming has become one of the most important problems, the research about green energy sources alternative to fossil fuels is a fundamental topic.
In this context, the controlled thermonuclear fusion is a significant possibility because of the null CO2 emissions and of the absence of the long decay radioactive waste production associated to a nuclear fission power plant. The most promising candidate for the fusion energy production is the tokamak (toroidal chamber with magnetic coils), a toroidal machine that employs large magnetic fields to confine the nuclear fuel, which is in the plasma state.
Amongst the many research centers devoted to nuclear fusion studies spread around the world, this thesis work is focused on the DTT (Divertor Tokamak Test) project, under construction in Frascati (Rome); its main goal will be the study of the particle and heat exhaust problem in an environment relevant for the DEMO pilot project, testing alternative configurations to carry out the fluxes in a particular structure called divertor, without damaging other plasma facing components.
Currently most of the tokamaks in the world employ the so-called positive triangularity design, that makes use of a D shaped toroidal cross section; this choice allows to improve the magnetic stability and to take advantage of the H mode (High confinement regime), featuring an edge pedestal with high pressure gradients. This is achieved above an auxiliary power threshold, whilst below it the plasma is in Low confinement regime.
Even if an H mode level of confinement is believed to be necessary for a viable DEMO reactor, there are some problems associated to this operational regime; the main one is the onset of localized edge instabilities, known as ELMs (Edge Localized Modes), causing a pedestal crash and release of energy and particle bursts that can damage the machine first wall.
For this reason, a current line of research is focused on the study of alternative magnetic configurations. One of the most promising is the negative triangularity design (reversed D cross sectional shape), which maintains the plasma in L-mode without ELMs due to a higher L-H threshold, but compensates the lack of pedestal with an improved confinement in the plasma external region.
The aim of this thesis work is to perform predictive simulations of the time evolution of a DTT negative triangularity plasma discharge, using the state-of-art integrated modelling code ASTRA and the first principle quasi-linear model TGLF for the plasma turbulent transport. Starting from the plasma boundary time evolution designed by external electromagnetic codes, ASTRA solves the transport equations for density, electron and ion temperatures, and current density with prescribed profiles of impurities and plasma rotation and self-consistently evolved magnetic equilibrium.
First of all, the starting point scenario has been simulated by means of a stationary state run; this has been a very important step, because the so obtained profiles have been subsequently used as initial conditions for the time dependent simulation.
After that a stationary state simulation of the flat top scenario, when all the heating systems have been switched on, has been carried out. The resulting profiles have been compared with the positive triangularity flat top scenario, showing that the decrease of the thermal pressure caused by pedestal loss is not totally recovered by the confinement improvement due to the negative triangularity. This implies that choosing for DTT the operation in negative triangularity to avoid ELMs will require accepting a moderate degradation of the plasma performance.
Finally the time dependent simulation of a negative triangularity plasma discharge has been performed. Promising results have been obtained regarding the main profiles evolution during the Electron Cyclotron Heating assisted plasma current ramp-up, until the plasma current flat-top, whilst for the subsequent phase of fast ramp-up of the Neutral Beam and Ion and Electron Cyclotron Heating issues have been met which will require an optimization of the way the heating is ramped up to its maximum value
Measuring the information society 2013
No full textThe Measuring the Information Society (MIS) report, which has been published annually since 2009, features two benchmarking tools to measure the information society: the ICT Development Index (IDI) and the ICT Price Basket (IPB).
The 2012 IDI captures the level of ICT developments in 157 economies worldwide and compares progress made during the last year. The 2012 IPB combines the consumer prices for (fixed and mobile) telephone and Internet broadband services for 161 economies into one measure and compares these across countries, and over time.
This 5th edition of the ITU Measuring the Information Society report was launched on 7 October 2013, at ITU headquarters, Geneva, Switzerland
Predictive simulations of deuterium fuelling in DTT plasma
No full textLAUREA MAGISTRALEAl giorno d’oggi, la ricerca sulla fusione termonucleare controllata gioca un ruolo cruciale nella transizione energetica verso le fonti rinnovabili. In questo contesto si colloca DTT (Divertor Tokamak Test facility), un reattore sperimentale pensato per studiare lo scarico controllato di energia e particelle convogliandoli in una particolare struttura chiamata divertore.
Per raggiungere buone prestazioni di plasma, sarà necessario bilanciare la perdita continua di particelle con sistemi di fuelling esterni, al fine di mantenere costanti i livelli di densità. In particolare, dato che DTT non è stato pensato per operare la fusione tra deuterio (D) e trizio (T), l’iniezione di particelle dall’esterno coinvolgerà solamente il primo isotopo.
Al fine di studiare e ottimizzare i 2 principali metodi di fuelling previsti per DTT, gas puff e iniezione di pellets, è necessario un lavoro di simulazioni predittive riguardanti sia queste sorgenti di particelle che la risposta del plasma ad esse. Questa tesi si inserisce in questo specifico ambito di ricerca.
La prima parte del lavoro ha avuto lo scopo di stabilire il livello nominale di gas puff da applicare per sostenere la densità di plasma desiderata, al fine di valutare se questo supera i limiti di fattibilità del sistema di pompaggio e anche i livelli oltre i quali si avrebbe un degradamento del bordo del plasma. I risultati hanno messo in luce dei valori molto vicini o anche superiori a quelli critici, a seconda della scelta dei parametri di bordo del plasma.
Si è quindi reso necessario un lavoro di simulazioni predittive con lo scopo di studiare l’iniezione di pellets come metodo di fuelling alternativo. In particolare, si è esplorata la possibilità di rifornire il plasma utilizzando pellets di tre diverse dimensioni e velocità (1: r=0.7mm, v=617m/s;2: r=1mm, v=516m/s;3: r = 1.3mm, v=640m/s). I risultati ottenuti hanno mostrato che pellets di dimensioni contenute (r <=1mm) costituiscono un’ottima alternativa al gas puff, in quanto riescono a sostenere i livelli di densità desiderati senza produrre perturbazioni eccessive e con frequenze ottimizzate ben in linea con le capacità degli iniettori disponibili.Controlled thermonuclear fusion plays a crucial role in the energy transaction towards renewable sources. In this context is placed DTT (Divertor Tokamak Test facility), an experimental reactor designed to study the controlled exhaust of energy and particles by conveying them to a particular structure called divertor.
In order to keep constant the density levels and to obtain good plasma performance, it is necessary to balance the continuous particle losses with external fuelling systems. In particular, since DTT is not meant to operate the fusion between Deuterium (D) and Tritium (T), the supply of particles from outside will involve only the first isotope.
In order to study and optimize the two fuelling systems for DTT, gas puff and pellet injection, predictive simulations concerning both particle sources and the plasma response to them are required.
The first part of this thesis work consists of a series of simulations establishing the nominal level of gas puff which has to be applied to sustain the desired plasma density. This procedure is needed to evaluate if this value exceeds the feasibility limits of the pumping system and the levels beyond which plasma edge degradation would occur. The results shows values that are very close or even larger than the critical one, depending on the choice of the edge parameters.
As a result, predictive simulations were required to study pellet injection as an alternative fuelling method. In particular, in accordance with previous studies, we explored the possibility of fuelling the plasma using pellets of three different sizes and velocities (1: r=0.7mm, v=617m/s; 2: r=1mm, v=516m/s; 3: r=1.3mm, v=640m/s), evaluating the optimal injection frequency and the respect of the limits imposed on the post-injection density increase. The results obtained shows that pellets of small size (r<=1mm) are an excellent alternative to gas puff, as they are able to sustain the desired density levels without causing excessive disturbances and with optimized frequencies well in line with the available injector capacities
Studio dell’interazione tra un fascio di particelle energetiche e il plasma di DTT tramite modelli semplificati
No full textLa tesi affronta l'argomento dell'iniezione di un fascio di particelle neutre (NBI - Neutral Beam Injection) per un tokamak e della sua interazione con un plasma fusionisico. Dopo una prima parte dedicata alla descrizione di un sistema NBI e della fisica alla base dell'interazione con il plasma, vengono riassunti i principali modelli e tecniche numeriche utilizzati per la descrizione dei fenomeni considerati. Viene poi descritto brevemente il codice METIS, che, nell'ultima parte della tesi, è utilizzato per effettuare una scansione parametrica dell'energia di iniezione. L'effetto di queste variazioni sui principali parametri di plasma viene presentato per il tokamak DTT, attualmente in fase di costruzione al centro ENEA di Frascati.
This work deals with the topic of Neutral Beam Injection (NBI) for a tokamak and with the interaction between neutral beam and fusion plasmas. After a first part, dedicated to the description of a NBI system and the physics behind its interaction with the plasma, some of the models and numerical techniques involved in the beam description are listed. The METIS code is then briefly described and used to perform a parametric scan in injection energy, to simulate the behavior of the main plasma parameters of the DTT tokamak under construction at the ENEA Frascati center
Eriophorum brachyantherum (Cotton Grass) : Cotton Grass
No full textClass: Monocotyledoneae
Family: Cyperaceae
Genus: Eriophorum
Species: brachyantheru
Light curve analysis of beta Lyrae type binary star EM TrA
No full text32nd International Physics Congress of Turkish-Physical-Society (TPS) -- SEP 06-09, 2016 -- Bodrum, TURKEYAn analysis of photometric observations of the eclipsing binary system EM TrA (TYC 9258-211-1=CD-67 1660) is presented in this study. The V light curve of the system from All Sky Automated Survey (ASAS) was solved using the Wilson-Devinney code. The final solution describes EM TrA as a detached system. The absolute parameters of the components of the system were estimated.Turkish Phys So
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