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ENEA-IRIS Open Archive è l’archivio della produzione scientifica dell'ENEA, realizzato con l'obiettivo di raccogliere, catalogare e rendere facilmente accessibili in rete i risultati della ricerca. Gli autori dell’ENEA provvedono a depositare le proprie pubblicazioni (articoli su rivista, presentazioni a congressi, report, ecc.). In particolare, quelle finanziate dalla Commissione Europea nell’ambito del programma H2020 (che prevede il deposito obbligatorio in un Repository), una volta caricate, vengono automaticamente importate dal portale europeo OpenAIRE. È possibile inserire, o importare direttamente dalle banche dati previste, le informazioni descrittive del documento e anche allegare, ove consentito dalla normativa sul diritto d'autore, il testo completo della pubblicazione.
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Construction of the JT-60SA tokamak was completed on schedule in March 2020. Manufacture and assembly of all the main tokamak components satisfied technical requirements, including dimensional accuracy and functional performances. Development of the plasma heating systems and diagnostics have also progressed, including the demonstration of the favourable electron cyclotron range of frequency (ECRF) transmission at multiple frequencies and the achievement of long sustainment of a high-energy intense negative ion beam. Development of all the tokamak operation control systems has been completed, together with an improved plasma equilibrium control scheme suitable for superconducting tokamaks including ITER. For preparation of the tokamak operation, plasma discharge scenarios have been established using this advanced equilibrium controller. Individual commissioning of the cryogenic system and the power supply system confirmed that these systems satisfy design requirements including operational schemes contributing directly to ITER, such as active control of heat load fluctuation of the cryoplant, which is essential for dynamic operation in superconducting tokamaks. The integrated commissioning (IC) is started by vacuum pumping of the vacuum vessel and cryostat, and then moved to cool-down of the tokamak and coil excitation tests. Transition to the super-conducting state was confirmed for all the TF, EF and CS coils. The TF coil current successfully reached 25.7 kA, which is the nominal operating current of the TF coil. For this nominal toroidal field of 2.25 T, ECRF was applied and an ECRF plasma was created. The IC was, however, suspended by an incident of over current of one of the superconducting equilibrium field coil and He leakage caused by insufficient voltage holding capability at a terminal joint of the coil. The unique importance of JT-60SA for H-mode and high-β steady-state plasma research has been confirmed using advanced integrated modellings. These experiences of assembly, IC and plasma operation of JT-60SA contribute to ITER risk mitigation and efficient implementation of ITER operation.
Completion of JT-60SA construction and contribution to ITER
Construction of the JT-60SA tokamak was completed on schedule in March 2020. Manufacture and assembly of all the main tokamak components satisfied technical requirements, including dimensional accuracy and functional performances. Development of the plasma heating systems and diagnostics have also progressed, including the demonstration of the favourable electron cyclotron range of frequency (ECRF) transmission at multiple frequencies and the achievement of long sustainment of a high-energy intense negative ion beam. Development of all the tokamak operation control systems has been completed, together with an improved plasma equilibrium control scheme suitable for superconducting tokamaks including ITER. For preparation of the tokamak operation, plasma discharge scenarios have been established using this advanced equilibrium controller. Individual commissioning of the cryogenic system and the power supply system confirmed that these systems satisfy design requirements including operational schemes contributing directly to ITER, such as active control of heat load fluctuation of the cryoplant, which is essential for dynamic operation in superconducting tokamaks. The integrated commissioning (IC) is started by vacuum pumping of the vacuum vessel and cryostat, and then moved to cool-down of the tokamak and coil excitation tests. Transition to the super-conducting state was confirmed for all the TF, EF and CS coils. The TF coil current successfully reached 25.7 kA, which is the nominal operating current of the TF coil. For this nominal toroidal field of 2.25 T, ECRF was applied and an ECRF plasma was created. The IC was, however, suspended by an incident of over current of one of the superconducting equilibrium field coil and He leakage caused by insufficient voltage holding capability at a terminal joint of the coil. The unique importance of JT-60SA for H-mode and high-β steady-state plasma research has been confirmed using advanced integrated modellings. These experiences of assembly, IC and plasma operation of JT-60SA contribute to ITER risk mitigation and efficient implementation of ITER operation.
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: https://hdl.handle.net/20.500.12079/72007
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simulazione ASN
Il report seguente simula gli indicatori relativi alla propria produzione scientifica in relazione alle soglie ASN 2023-2025 del proprio SC/SSD. Si ricorda che il superamento dei valori soglia (almeno 2 su 3) è requisito necessario ma non sufficiente al conseguimento dell'abilitazione. La simulazione si basa sui dati IRIS e sugli indicatori bibliometrici alla data indicata e non tiene conto di eventuali periodi di congedo obbligatorio, che in sede di domanda ASN danno diritto a incrementi percentuali dei valori. La simulazione può differire dall'esito di un’eventuale domanda ASN sia per errori di catalogazione e/o dati mancanti in IRIS, sia per la variabilità dei dati bibliometrici nel tempo. Si consideri che Anvur calcola i valori degli indicatori all'ultima data utile per la presentazione delle domande.
La presente simulazione è stata realizzata sulla base delle specifiche raccolte sul tavolo ER del Focus Group IRIS coordinato dall’Università di Modena e Reggio Emilia e delle regole riportate nel DM 589/2018 e allegata Tabella A. Cineca, l’Università di Modena e Reggio Emilia e il Focus Group IRIS non si assumono alcuna responsabilità in merito all’uso che il diretto interessato o terzi faranno della simulazione. Si specifica inoltre che la simulazione contiene calcoli effettuati con dati e algoritmi di pubblico dominio e deve quindi essere considerata come un mero ausilio al calcolo svolgibile manualmente o con strumenti equivalenti.
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