Browsing by Author "Bielecki, Jakub"
Results Per Page
Sort Options
Item Assumptions for the design of a neutron pinhole camera dedicated to the PF-24 device(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2014) Scholz, Marek; Bielecki, Jakub; Wójcik-Gargula, Anna; Wiącek, Urszula; Drozdowicz, Krzysztof; Igielski, Andrzej; Kulińska, Agnieszka; Tracz, Grzegorz; Woźnicka, UrszulaThe report presents main assumptions on the design of the neutron pinhole camera dedicated to the PF-24 (Plasma Focus) device. The pinhole camera will be used for the investigation of the spatial and temporal distributions of DD neutrons from the PF-24 source. It makes use of principles of the optical geometry adopted for neutron imaging. In the report the evaluation of pinhole geometrical layout has been made on the basis of principles of the geometrical optics. A further optimization of the pinhole geometry has been carried out by means of neutron transport calculations (the MCNP code). The main aim of this report is to provide information on technical solutions for the neutron pinhole.Item Badanie wpływu domieszek wolframu na dynamikę elektronów w plazmie termojądrowej uwięzionej w tokamaku(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2024) Walkowiak, Jędrzej; Bielecki, Jakub; Jardin, Axel; Chomiczewska, Agata; Pawelec, Ewa; Sienkiewicz, JózefWraz z decyzją o zabezpieczeniu wewnętrznej ściany komory próżniowej ITERa za pomocą warstwy wolframu, oddziaływanie elektronów nadtermicznych z domieszkami tego pierwiastka stało się ważną kwestią w modelowaniu plazmy. Mikrofalowe systemy ogrzewania plazmy i generowania w niej prądu, zwłaszcza za pomocą niższej częstotliwości hybrydowej (ang. Lower-Hybrid Current Drive - LHCD), mogą powodować powstawanie znaczącej populacji elektronów nadtermicznych. Ponadto, w przypadku niekontrolowanie rozpędzonych elektronów (ang. runaway electrons - RE) i zapobiegania im poprzez wtrysk dużej ilości gazów do plazmy, zderzenia z domieszkami mogą mieć znaczący wpływ na hamowanie elektronów. Szczegółowy opis zderzeń szybkich elektronów z nie w pełni zjonizowanymi domieszkami wymaga wyznaczenia dwóch parametrów: atomowego współczynnika kształtu dla zderzeń sprężystych i średniej energii wzbudzenia (ang. Mean Excitation Energy - MEE) dla zderzeń niesprężystych. Można to zrobić za pomocą metod ab initio, które pozwalają uzyskać dokładne wyniki, jednak ich praktyczne zastosowanie wiąże się z czasochłonnymi obliczeniami. W przypadku MEE, czas obliczeń dla pierwiastków o dużej liczbie atomowej Z jest zaporowy. W niniejszej pracy porównałem istniejące przybliżenia atomowego współczynników kształtu, oparte na modelach Thomasa-Fermiego oraz Pratta-Tsenga. Obliczenia ab initio za pomocą teorii funkcjonału gęstości (ang. Density Functional Theory - DFT) są wykorzystywane jako metoda referencyjna do określenia dokładności porównywanych modeli. Na podstawie tej analizy zaproponowałem pewne modyfikacje istniejących modeli, zoptymalizowane za pomocą metod numerycznych, które zapewniają wyższą dokładność przy zachowaniu krótkiego czasu obliczeń. Modyfikacje te obejmują zastosowanie kilku członów eksponencjalnych modelu Pratta-Tsenga i dopasowanie parametrów równania współczynnika kształtu do wyników opartych na DFT. Przedstawiono zastosowania prezentowanych modeli do obliczania częstotliwości zderzeń sprężystych i niesprężystych dla równania Fokkera-Plancka, wykazując dobrą zgodność między wynikami uzyskanymi metodą DFT a proponowanymi modelami. Prezentowana praca dostarcza wartości MEE dla atomów i ich jonów o liczbach atomowych 1 ≤ Z ≤ 86. Aby wypełnić luki w dostępnych danych, zaproponowałem przybliżony model dla jonów pierwiastków o dużej liczbie atomowej Z, który wykorzystuje półempiryczny wzór oparty na tzw. lokalnym przybliżeniu plazmy (ang. Local Plasma Approximation - LPA). Pomimo, że LPA w swojej oryginalnej postaci nie przewiduje dokładnie wartości MEE dla silnie zjonizowanych atomów, stosunkowo prosta modyfikacja pozwoliła znacznie poprawić otrzymywane wyniki. W pracy oszacowałem także wpływ efektów relatywistycznych na wyznaczone wartości MEE dla silnie zjonizowanych atomów i porównałem proponowany wzór z innymi przybliżeniami dostępnymi dla pierwiastków o dużej liczbie atomowej Z. Opracowane modele i uzyskane dane zostały wykorzystane do rozszerzenia możliwości kodu numerycznego służącego do analizy zaburzeń plazmy i niekontrolowanie rozpędzonych elektronów, poprzez uwzględnienie domieszek wolframu w plazmie. Zbadano zależność prądu RE od następujących parametrów plazmy: stężenia wolframu, wielkości zaburzeń pola magnetycznego, modeli populacji elektronów użytych do obliczeń, czasu stygnięcia plazmy oraz geometrii sznura plazmowego – wzorowanej na konfiguracji ITER-a lub ASDEX-a. Przeprowadzona analiza pokazuje, że stężenie wolframu poniżej 10-3 nie powoduje znaczącej samoistnej generacji RE. Jednak przy wyższych stężeniach domieszek W możliwe jest osiągnięcie bardzo wysokiego prądu RE. Z dwóch testowanych modeli elektronów w plazmie: płynowego i izotropowego (kinetycznego), wyniki z modelu płynowego są bardziej konserwatywne, co jest przydatne w kontekście analizy bezpieczeństwa. Wyniki te są jednak przeszacowane względem modelu izotropowego, który opiera się na bardziej wiarygodnych założeniach. Wyniki pokazują również, że mechanizm generowania RE z nadtermicznego ogona (ang. Hot-tail) rozkładu prędkości jest dominującym źródłem RE w zakłóceniach wywołanych wolframem, zwykle zapewniając o rząd wielkości wyższe liczby pierwotnych RE niż mechanizm Dreicera. W przedstawionej pracy zbadano różne podejścia do symulacji plazmy o wysokim stężeniu wolframu i przygotowano na tej podstawie rekomendacje dla przyszłych prac obliczeniowych. Zbadano zależność limitów bezpieczeństwa od zastosowanych modeli oraz ich parametrów i określono największe problemy obecnych technik symulacji. Przeprowadzone prace torują drogę do szerszej analizy wpływu wolframu na dynamikę plazmy, w tym technik zapobiegania RE w ITER w przypadku silnego zanieczyszczenia plazmy wolframem. The selection of tungsten as a plasma-facing material for the ITER tokamak has raised the importance of suprathermal electron interactions with partially ionized impurities in plasma modeling. Heating and current drive methods, particularly electron cyclotron and lower hybrid current drive, can produce a substantial population of such electrons in the plasma. Additionally, during runaway electron generation and mitigation through massive injection of gas, the electron drag force can be significantly affected by collisions with impurity ions. A detailed description of fast electrons collisions with non-fully ionized impurities requires calculation of two parameters: the atomic form factor for elastic collisions and the Mean Excitation Energy (MEE) for inelastic collisions. The ab initio models that can be used for this purpose are accurate, but very time consuming in practice. In the case of MEE, the computational time for high-Z elements is prohibitive. In this thesis, I evaluate existing approximations of the atomic form factor derived from the Pratt–Tseng and Thomas–Fermi models. I consider ab initio density functional theory (DFT) calculations as a reference to assess the accuracy of these models. I then propose several changes to the Pratt–Tseng model, optimized with numerical parameter adjustments, which enhance accuracy while keeping computation time short. These modifications involve incorporating several exponents in the Pratt–Tseng model and fitting the parameters of the atomic form factor expression to the results obtained from DFT. I also present applications of the revised models for calculating the elastic and inelastic collision frequencies for the Fokker–Planck solver, demonstrating strong agreement between the proposed models and the DFT approach. In a second part, I determine values of MEE for each atom and its ions, with the atomic number ranging from 1 to 86. To address gaps in the existing data, I introduce an approximation for ions with high atomic number, employing a semi-empirical formula based on the Local Plasma Approximation (LPA). Although the original LPA is not able to predict MEE accurately for high ionization states, a straightforward modification using a fitting function can correct this limitation. I evaluate the significance of relativistic effects on the MEE for highly ionized atoms and compare the proposed formula with other available approximations for high-Z elements. The obtained models and data were used to extend the disruption and runaway electron analysis model code DREAM, allowing to include tungsten impurities in disruption simulations, with the aim of studying runaway electron (RE) generation. In this work, I examine the sensitivity of runaway electron (RE) current to various plasma parameters and modeling choices, including magnetic perturbation strength, tungsten concentration, electron modeling approach (fluid vs. kinetic), thermal quench time and tokamak geometry - specifically ITER-like and ASDEX-like configurations. The study reveals that tungsten concentrations below 10−3 do not alone cause significant RE generation. Nevertheless, very high RE currents can be achieved at higher tungsten concentrations. Among the two tested models of electrons in plasma - fluid and isotropic (kinetic) - the fluid model yields more conservative results, which is useful for safety assessments. Nonetheless, these findings are more pessimistic than the isotropic model, which relies upon a more reliable approach. The results also indicate that the mechanism of hot-tail RE generation is the dominant source of RE during tungsten-induced disruptions, typically providing a RE seed larger by orders of magnitude with respect to Dreicer generation. I assess best practices for simulating plasma disruption in the presence of tungsten impurities. I discuss how the calculated safety limits depend on modeling choices, and emphasize key shortcomings of current simulation approaches. The findings lay the groundwork for a more comprehensive analysis of tungsten impact on the dynamics of disruptions, including potential mitigation strategies for ITER in cases of significant tungsten influx into the plasma.Item From Classical to Plasma Tomography(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2018) Bielecki, JakubThis monograph is an attempt at a comprehensive treatment of tomographic reconstruction methods with the special emphasis on the application in fusion research. Therefore, the main volume of the book is devoted to tomographic inversion methods that are either commonly used in the fusion research or they have just been developed and published by me or other researchers. However, detailed explanation and discussion of plasma tomography principles would not have been possible without giving an introduction to classical tomographic reconstruction methods. By these classical methods, I mean here analytical and algebraic methods commonly applied not only in medicine but also in many different fields such as geophysics, bioscience or material science. Inversion methods applied in plasma tomography significantly differ from classical ones. This is mostly due to the nature of the data collected in tomographic experiments carried out with fusion devices. The algebraic reconstruction method, shortly described in Chapter 5, can be considered as a link between classical tomographic methods described in the preceding part of the book and reconstruction methods that are specific to fusion research. In fact, most of the reconstruction methods used in fusion science belong indeed to the class of algebraic methods. However, due to the fact that measured data sets are sparse and the reconstruction problem is strongly ill-posed, specific methods that include a regularisation are required. This is shown and discussed in Chapter 6. My main motivation in publishing this work was a desire to share, with the widest possible readership, a comprehensive monograph on plasma tomography. I would expect the target audience to be primarily academics, with a special emphasis on graduate and PhD students from plasma physics and fusion research community. I hope that this book can serve as a self-contained resource for PhD students wishing to extend their knowledge on plasma tomography. I tried to present as many practical applications as possible, focusing mostly on the recent advances made with tokamak devices. I assume the Reader is familiar with the basic concepts of plasma physics and thermonuclear fusion, as well as with basic mathematical apparatus such as linear algebra. The introductory chapters and proofs of presented theorems should help the Reader to immerse into the ideas presented through the book. For the sake of clarity, some detailed information and additional proofs are postponed to the appendices.Item Ill-posed inverse problems in the controlled nuclear fusion neutron measurements(The Henryk Niewodniczański Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2023) Mikszuta-Michalik, Katarzyna; Bielecki, Jakub; Łaszyńska, Ewa; Moskal, Paweł; Pawelec, Ewa; Słabkowska, KatarzynaFuzja termojądrowa to obiecująca reakcja jądrowa dla bezpiecznej i przyjaznej dla środowiska produkcji energii. Zrozumienie fizyki plazmy jest kluczowe dla opracowania reaktora termojądrowego, który zostanie wykorzystany do budowy komercyjnej elektrowni. Głównymi produktami fuzji jądrowej są neutrony, które wydostają się z plazmy bez interakcji dzięki czemu niosą niezaburzoną informację na temat swojego źródła. Celem pracy jest interpretacja rozkładu przestrzennego oraz energetycznego emisji neutronów. Rozkłady te są wynikiem rozwiązania źle postawionych problemów odwrotnych, które pozwalają na zrozumienie zjawisk zachodzących w plazmie. W rozprawie przedstawiono opracowane procedury matematyczne użyte do rozwiązywania problemów odwrotnych związanych z pomiarem diagnostykami neutronowymi na urządzeniach fuzyjnych. Algorytmy oparte na różnych metodach zostały wykorzystane do rekonstrukcji przestrzennego rozkładu emisyjności oraz widma energetycznego neutronów. Podstawowym przedmiotem rozprawy jest rekonstrukcja rozkładu emisyjności neutronów użyta jako narzędzie do badania temperatury i gęstości plazmy lub oddziaływań oraz transportu jonów podczas pracy tokamaka. Autorka rozprawy zaimplementowała kod komputerowy oparty na regularyzacji poprzez minimalizację Informacji Fishera (MFR) do tomografii neutronowej, która w rozprawie definiowana jest jako rekonstrukcja dwu wymiarowego rozkładu wielkości fizycznej. Opracowana metoda została wykorzystana do analizy danych syntetycznych w przypadku tokamaka ITER oraz eksperymentalnych dla tokamaka JET. Rekonstrukcja tomograficzna profili emisji neutronów umożliwia badanie temperatury jonów paliwa i kontrolę stabilności plazmy. Algorytm MFR został wykorzystany do optymalizacji architektury i wyboru rodzaju detektorów Radialnej Kamery Neutronowej (RNC – ang. Radial Neutron Camera) projektowanej dla tokamaka ITER. Analiza wyników otrzymanych z symulacji przy różnych trybach pracy tokamaka wykazała, że zmiana w architekturze kamery nie spowoduje znaczących zmian w jakości rekonstrukcji emisyjności neutronów w plazmie. Zastosowanie dodatkowego ograniczenia w postaci całkowitej emisji neutronów zmierzonej za pomocą niezależnego monitora neutronów znacząco poprawia wyniki tomografii. Dodatkowo zbadano wpływ zaburzeń w danych wejściowych, które mogą pojawić się podczas eksperymentu, na wyniki obliczeń. Opracowana metoda została wykorzystana również do analizy danych eksperymentalnych z kamery neutronowej na tokamaku JET, uzyskanych podczas kampanii deuterowo-trytowej w 2021 roku. Badanie zaburzeń w rozkładzie emisyjności neutronów dostarcza informacji niezbędnych do optymalizacji parametrów pracy pozwalających na wydłużenie czasu wyładowania plazmy. Zinterpretowano wyniki rekonstrukcji rozkładu emisyjności neutronów w przypadku dwóch scenariuszy pracy; bazowego i hybrydowego. Obliczenia tomograficzne dostarczają informacji o wpływie stosunku izotopów paliwa na stabilność plazmy oraz wpływie aktywności MHD na produkcję neutronów. W wyładowaniach zawierających małe ilości trytu zaobserwowano wiele odstępstw od standardowych rozkładów symetrycznych z maksymalną emisyjnością neutronów w centrum. W przypadku zaburzeń magnetohydrodynamicznych przeprowadzona analiza nie pozwoliła powiązać niestabilności emisji neutronów z badanymi zjawiskami. Ograniczenie w postaci całkowitej emisyjności neutronów nie poprawia bezwzględnych wartości rozkładu emisyjności neutronów dla tokamaka JET. Problemem są różne energie progowe dla detektorów kamer neutronowych i monitorów neutronów. Kolejnym przykładem źle postawionego problemu odwrotnego w pomiarach neutronów na urządzeniach fuzyjnych jest rekonstrukcja widma energetycznego z wykorzystaniem metody aktywacyjnej. Autorka rozprawy przygotowała kody komputerowe oparte na regularyzacji Tichonowa, minimalizacji informacji Fishera, zasadzie maksymalnej entropii i zasadzie maksymalnego prawdopodobieństwa. Nowatorskie podejście dotyczy łączenia różnych technik poprzez obliczanie średniego widma energetycznego ze wszystkich otrzymanych rezultatów. Opracowana metoda zastosowana została do analizy widm energetycznych neutronów emitowanych przez dwa rodzaje przenośnych generatorów neutronów 14 MeV opartych na reakcji deuter-tryt. Analiza widma energetycznego emitowanego przez plazmowy generator neutronów została wykonana z użyciem folii dozymetrycznych Al, Zn, Fe, Ni, Zr, oraz Au. Obliczenia pokazały, że reakcje deuter-deuter i tryt-tryt mogące zachodzić w urządzeniu mają pomijalnie mały wpływ na rozkład energii neutronów emitowanych w tym urządzeniu. Ze względu na dużą niepewność pomiarową aktywności folii dozymetrycznych najniższy błąd rekonstrukcji wynosił 18% dla widma otrzymanego z uśredniania po wszystkich metodach. Pomiar aktywności próbek Al, Fe, Ni, Zr, Au, Mg i Nb naświetlonych neutronami z generatora opartego na reakcji wiązka tarcza został wykonany za pomocą innego spektrometru z większą dokładnością. Pozwoliło to na zrekonstruowanie energetycznego widma neutronów dla którego otrzymano zgodność aktywności symulowanej i eksperymentalnej na poziomie 10%. Ustawienie próbek w odległości 21 cm od generatora spowodowało, że zarejestrowano wiele neutronów rozproszonych, które uniemożliwiają rozstrzygniecie czy w generatorze występują reakcje związane z adsorpcja jonów wiązki na tarczy. Opracowane metody zostaną w przyszłości zastosowane w analizie energetycznych widm neutronów na tokamakach. The thesis presents mathematical methods' potential to solve inverse problems related to the measurement by neutron diagnostics on fusion devices. Similar algorithms can be used to reconstruct the neutron emissivity spatial distribution and neutron energy spectrum. The main subject of this thesis is the tomography reconstruction of the neutron emissivity as the tool for studying plasma temperature and density or interactions and transport of the ions during the tokamak operation. An algorithm based on the Minimum Fisher Information Regularisation (MFR) has been implemented to analyse the data obtained by neutron cameras on ITER and JET tokamaks. The MFR algorithm was applied to optimise the Radial Neutron Camera for ITER architecture and detectors type during its design. Investigation of various operation regimes and issues that can appear during the experiment allows for preparing the efficient tool for thermal plasma analysis during ITER operation. The total neutron yield was applied to the MFR algorithm as the additional constraint and improved the tomography reconstruction precision. The developed method was used to analyse the experimental data from the neutron camera on JET tokamak collected during the deuterium tritium campaign in 2021. The interpretation of the neutron emissivity for two scenarios, baseline and hybrid, considered for ITER is described. The tomography calculations provide information about fuel isotopes ratio influence on the plasma stability and MHD activity impact on neutron production. The total neutron yield constraint does not improve the absolute values of the neutron emissivity distribution for JET tokamak. The problem is the different threshold energies for neutron camera detectors and neutron rate monitors. The combination of Tikhonov Regularization, Minimum Fisher Information, Maximum Entropy, and Maximum Likelihood methods was applied to analyse the energy spectra emitted by two kinds of the 14 MeV portable neutron generators based on deuterium-tritium reaction. The activities induced in the Al, Zn, Fe, Ni, Zr, Au by Gradel Fusion NSD 35 2-DT-C-W gas-plasma target neutron generator were measured by the BrilLanCe 380 scintillator with the lowest uncertainty equal to 10%. The reconstruction results show the domination of the 14 MeV neutrons in the energy spectrum. The impact of the deuterium-deuterium and tritium-tritium reactions is not demonstrated. The lowest energy spectrum reconstruction uncertainty, equal to 18%, was obtained by calculating the mean spectrum from all the considered methods. The neutron emission from the sealed tube neutron generator Genie 16C manufactured by Sodern was monitored by Al, Fe, Ni, Zr, Au, Mg, and Nb foils. The HPGe spectrometer measured their activity with a precision of better than 12%. The best spectrum reconstruction uncertainty was obtained for mean energy spectra and varied from 11% to 15%. A significant impact from the scattered neutrons on the measured neutron intensity makes it impossible to distinguish the presence of the deuterium-deuterium reaction. It is planned to implement the developed methodology on fusion devices like tokamaks.Item Linia eksperymentalna do napromieniania pojedynczych żywych komórek przy stanowisku mikrowiązki rentgenowskiej w IFJ PAN. Opis techniczny(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2011) Bożek, Sebastian; Bielecki, Jakub; Stachura, Zbigniew; Lekki, Janusz; Sienkiewicz, Michał; Świerblewski, Jacek; Pieprzyca, Tomasz; Szklarz, Zbigniew; Dutkiewicz, Erazm; Hrynkiewicz, Andrzej; Kwiatek, Wojciech M.X-ray experimental microbeam line for single live cells irradiation has been constructed at the Institute of Nuclear Physics PAN. The facility is based on an open type X-ray tube with microfocusing (the X-ray emission spot size is about 2 micrometers in diameter) and anode exchange ability. In the microdosimetry experiment a Titanium anode with the 4.5 keV energy of Ka characteristic radiation line is used. The X-ray radiation, emitted from the spot into a cone of 120 degrees angle, is focused on the sample using the X-ray focusing multilayer mirrors in the Montel geometry. The focusing distance is 32 mm, and the focal spot is about 20 micrometers in diameter. The beam image can be observed using the X-ray sensitive CCD camera, as well as with the use of an optical microscope and the P43 scintillator screen. Cells are seeded on a thin mylar foil, which is mounted on a drilled opening in the bottom of the Petri dish. After visual selection of cells dedicated to irradiate, and setting of experimental parameters, the irradiation process is carried out automatically, and cells are irradiated with a controlled X-ray dose.Item Metoda mikrotomografii komputerowej dla układu mikrowiązki promieniowania X w zastosowaniu do wyznaczania porowatości i powierzchni właściwej skał(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2009) Bielecki, Jakub; Bożek, Sebastian; Lekki, Janusz; Stachura, Zbigniew; Jarzyna, Jadwiga; Kwiatek, Wojciech M.Celem pracy było opracowanie metodyki pomiarów wybranych własności fizycznych próbek geologicznych metodą mikrotomografii komputerowej. Badania zostały wykonane w Instytucie Fizyki Jądrowej PAN z wykorzystaniem układu mikrowiązki promieniowania X przy współpracy z Katedrą Geofizyki WGGiOŚ Akademii Górniczo-Hutniczej w Krakowie. Przedstawione zostały wstępne wyniki pomiarów porowatości i powierzchni właściwej przestrzeni porowych dla próbki skały piaskowca wydobytego z otworu CG5 na głębokości 2680 m. Omówiona została metoda segmentacji obrazów tomograficznych oraz algorytmy cyfrowej analizy danych tomograficznych. Praca przedstawia możliwości zastosowania metody mikrotomogarfii komputerowej o wysokiej przestrzennej zdolności rozdzielczej w połączeniu z metodami cyfrowej analizy danych do badania materiałów porowatych.Item Multipurpose X-ray microprobe in the IFJ PAN. Technical description(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2009) Bielecki, Jakub; Bożek, Sebastian; Banaś, Agnieszka; Baszak, Jarosław; Doruch, Henryk; Hajduk, Roman; Kowalska, Joanna; Pieprzyca, Tomasz; Szklarz, Zbigniew; Lekki, Janusz; Stachura, Zbigniew; Kwiatek, Wojciech M.Item Opracowanie algorytmów do analizy zdjęć z mikroskopii fluorescencyjnej(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2017-02) Tkocz, Konrad; Bożek, Sebastian; Bielecki, Jakub; Lekki, Janusz; Kwiatek, Wojciech M.The fluorescence microscopy is one of the fastest techniques of DNA damage visualisation induced by physical or chemical factors. For this reason, the area of algorithms for images analysis from fluorescence microscopy continually develops. This report contains presentation of algorithms elaborated for the assessment of relative amount of DNA damage, visualised with the fluorescent dyes Alexa Fluor 488 and DAPI. Methods of the determination of the noise level and signal to noise ratio in the images, as well as methods of noise reduction and image quality optimization have been presented.Item Study of the mutual dependence between Lower Hybrid current drive and heavy impurity transport in tokamak plasmas. Part 1. Preparatory work and theoretical background(Institute of Nuclear Physics Polish Academy of Sciences, 2020) Jardin, Axel; Bielecki, Jakub; Król, Krzysztof; Peysson, Y.; Mazon, D.; Dworak, Dominik; Scholz, MarekThis document reports the activities performed during the year 2019-2020 in the framework of the HARMONIA 10 project entitled “Study of the mutual dependence between Lower Hybrid current drive and heavy impurity transport in tokamak plasmas” as well as the preliminary results obtained during the first year of project execution. The project is founded by the Polish National Science Centre (NCN) and carried out in a close collaboration with the foreign partner - Institute for Magnetic Fusion Research (IRFM) of the French Alternative Energies and Atomic Energy Commission (CEA).Item Using X-ray measurements to assess uncertainties in plasma temperature and impurity profiles in tokamaks(49th European Physical Society (EPS) Conference on Plasma Physics, 2023-07) Jardin, Axel; Krzysztof, Król; Mazon, Didier; Bielecki, Jakub; Dworak, Dominik; Guibert, Denis; Peysson, Yves; Scholz, Marek; Walkowiak, JędrzejIn tokamaks, the local X-ray plasma emissivity is a complex quantity resulting from the contribution of several plasma parameters, i.e. electron temperature, density and concentration of impurities in multiple ionization states. In particular, the impurity core concentration can be estimated from the emissivity in the soft X-ray (SXR) range 0.1 – 20 keV, while information about the superthermal electron population can be obtained in the hard X-ray (HXR) range 20 keV – 200 keV. The estimation of the tungsten concentration profile is subject to many uncertainties, in particular it requires accurate knowledge of plasma temperature, magnetic equilibrium, atomic processes leading to its cooling factor and the spectral response of the diagnostic. A global W concentration can, for example, be inferred with integrated simulation codes in order to match the total radiated power. When all other plasma parameters are well-known, the impurity density profile can be reconstructed in the core with the help of SXR tomographic tools. Nevertheless, in the case of a significant fraction of superthermal electrons e.g. due to RF heating, accurate estimation of electron temperature from ECE measurements can become a challenging task. Therefore, the goal of this contribution is to establish a methodology to assess the uncertainty in the core electron temperature and impurity concentration profiles based on X-ray measurements. The proposed strategy is to define a grid of candidates (Te, cW) scenarios and identify the ones having the highest consistency with respect to multiple line-integrated measurements. In order to determine the capabilities and limitations of such an approach, the method is first tested on well-known synthetic profiles in an arbitrary tokamak geometry. In a second step, first experimental tests are presented for some selected WEST discharges.
