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TI  - Experimental results with an optimized magnetic field configuration for JET breakdown
JF  - NUCLEAR FUSION
J2  - NUCL FUSION
VL  - 52
PY  - 2012
IS  - 12
PG  - 8
SN  - 0029-5515
DO  - 10.1088/0029-5515/52/12/123010
UR  - https://m2.mtmt.hu/api/publication/2211222
ID  - 2211222
N1  - CA JET EFDA Contributors
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LA  - English
DB  - MTMT
ER  - 

TY  - JOUR
AU  - Maviglia, F
AU  - Albanese, R
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TI  - Electromagnetic analysis of breakdown conditions in JET
JF  - FUSION ENGINEERING AND DESIGN
J2  - FUSION ENG DES
VL  - 86
PY  - 2011
IS  - 6-8
SP  - 675
EP  - 679
PG  - 5
SN  - 0920-3796
DO  - 10.1016/j.fusengdes.2010.12.042
UR  - https://m2.mtmt.hu/api/publication/1847524
ID  - 1847524
N1  - CA: JET EFDA Contributors
26th Symposium on Fusion Technology (SOFT) SEP 27-OCT 01, 2010 
Porto, PORTUGAL
AB  - This paper presents the breakdown studies carried out in the framework of JET Enhancement Projects for Plasma Control Upgrade (PCU) and Enhanced Radial Field Amplifier (ERFA), to obtain plasma formation with different sets of coil turns in the radial field circuit. The electromagnetic conditions to reach the plasma breakdown in the JET machine are strongly dependent on the properties of JET iron core and the effects of the eddy currents driven by the transient electric field on the present passive structures. The study has been carried out by using a linearized dynamic model of JET provided by 2D axisymmetric finite element code CREATE-L [R. Albanese, et al., Nucl. Fusion 38 (1998) 723-738]. The dynamic simulations have been compared with the experimental data. A new fast visible camera has been installed and has been used for the first time at JET for studies of plasma breakdown. The images show, coherently with the model, that the avalanche evolves dynamically towards a region where the stray field is perpendicular to the first wall. (C) 2010 EURATOM. Published by Elsevier B.V. All rights reserved.
LA  - English
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TI  - Experimental studies of ITER demonstration discharges
JF  - NUCLEAR FUSION
J2  - NUCL FUSION
VL  - 49
PY  - 2009
IS  - 8
PG  - 11
SN  - 0029-5515
DO  - 10.1088/0029-5515/49/8/085015
UR  - https://m2.mtmt.hu/api/publication/1451487
ID  - 1451487
AB  - Key parts of the ITER scenarios are determined by the capability of the proposed poloidal field (PF) coil set. They include the plasma breakdown at low loop voltage, the current rise phase, the performance during the flat top (FT) phase and a ramp down of the plasma. The ITER discharge evolution has been verified in dedicated experiments. New data are obtained from C-Mod, ASDEX Upgrade, DIII-D, JT-60U and JET. Results show that breakdown for E-axis < 0.23-0.33 V m(-1) is possible unassisted (ohmic) for large devices like JET and attainable in devices with a capability of using ECRH assist. For the current ramp up, good control of the plasma inductance is obtained using a full bore plasma shape with early X-point formation. This allows optimization of the flux usage from the PF set. Additional heating keeps l(i)(3) < 0.85 during the ramp up to q(95) = 3. A rise phase with an H-mode transition is capable of achieving l(i)(3) < 0.7 at the start of the FT. Operation of the H-mode reference scenario at q(95) similar to 3 and the hybrid scenario at q(95) = 4-4.5 during the FT phase is documented, providing data for the l(i) (3) evolution after the H-mode transition and the li (3) evolution after a back-transition to L-mode. During the ITER ramp down it is important to remain diverted and to reduce the elongation. The inductance could be kept <= 1.2 during the first half of the current decay, using a slow I-p ramp down, but still consuming flux from the transformer. Alternatively, the discharges can be kept in H-mode during most of the ramp down, requiring significant amounts of additional heating.
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