Measurement of pressure drop at pressure 4000 bar

32 s., 13 s. příl. :obr., tab., grafy +CD ROMTato bakalářská práce se zabývá stanovením tlakové ztráty v jednotlivých součástech vysokotlakého rozvodu používaného při řezání vodním paprskem. V úvodu práce autor popisuje konstrukci vysokotlakých čerpadel. Dále autor popisuje teoretický model tlakových ztrát, následovaný experimentálním měřením. V závěru se autor věnuje praktickému výpočtu modelu ztrát z naměřené drsnosti vnitřního průměru vybraných součástí

Measurement of pressure drop at pressure 4000 bar

32 s., 13 s. příl. :obr., tab., grafy +CD ROMTato bakalářská práce se zabývá stanovením tlakové ztráty v jednotlivých součástech vysokotlakého rozvodu používaného při řezání vodním paprskem. V úvodu práce autor popisuje konstrukci vysokotlakých čerpadel. Dále autor popisuje teoretický model tlakových ztrát, následovaný experimentálním měřením. V závěru se autor věnuje praktickému výpočtu modelu ztrát z naměřené drsnosti vnitřního průměru vybraných součástí

Measurement of pressure drop at pressure 4000 bar

32 s., 13 s. příl. :obr., tab., grafy +CD ROMTato bakalářská práce se zabývá stanovením tlakové ztráty v jednotlivých součástech vysokotlakého rozvodu používaného při řezání vodním paprskem. V úvodu práce autor popisuje konstrukci vysokotlakých čerpadel. Dále autor popisuje teoretický model tlakových ztrát, následovaný experimentálním měřením. V závěru se autor věnuje praktickému výpočtu modelu ztrát z naměřené drsnosti vnitřního průměru vybraných součástí

Impact of COMPASS-U vacuum vessel and the first wall structures on signals of in-vessel magnetic diagnostic coils

The paper evaluates the impact of metallic structures of the COMPASS-U tokamak design on signals measured by in-vessel magnetic diagnostic coils. The eddy current shielding caused by the tokamak conductive structures of the vacuum vessel and plasma facing components is evaluated using finite element analysis performed by ANSYS Maxwell software. The simulation of the sudden shifts in the radial or vertical position of the plasma column returns 33–45% amplification of the tangential field component that from the most part would be analogous to a simple lumped circuit model approximation, despite the complex 3D shape of the nearby plasma facing com-ponents. The simulation of a rotating helical filament close to plasma edge (approximating a rotating magnetic island magnetohydrodynamic (MHD) structure) reveals an unexpected spatial modulation of the magnitude attenuation coefficient of up to 45% for the tangential field component across different positions relative to the PFC holders. Both results have led to the described conclusions for the sensor positioning design, specifically to the decision to install plasma position feedback sensors in between the robust holders of the PFC tiles, and the plasma MHD activity sensors strictly symmetrically with respect to these PFC structures

Development of the diagnostic tools for the COMPASS-U tokamak and plans for the first plasma

The COMPASS-U tokamak (R = 0.894 m, a = 0.27 m, Bt = 5 T, Ip = 2 MA) is a new medium-size device with fully metallic plasma facing components, currently under construction at the Institute of Plasma Physics of the Czech Academy of Sciences in Prague. It features a unique combination of parameters, such as a high temperature of the tokamak walls up to 500 ◦C allowing a high recycling regime, a high magnetic field connected with a high plasma density above 1020 m -3 and with a high heat flux (perpendicular to divertor targets) density at the outer strikepoint up to 90 MW/m2 in attached conditions. These parameters of the device pose strict constraints and requirements on the design of individual diagnostic systems. Strategy and present status of the development of the diagnostic systems for COMPASS-U are provided. Plans for a diagnostic set for the first plasma are reviewed. The review of the diagnostics systems involves the high-temperature compatible slow (up to 20 kHz) and fast (up to several MHz) inductive and non-inductive magnetic sensors (including Thick Printed Copper coils and Hall sensors), the sub-millimetre interferometer with an unambiguous channel, Electron Cyclotron Emission, the interlock and overview cameras, high resolution Thomson scattering, radiation diagnostics (neutron diagnostics, soft and hard X-ray diagnostics, bolometers, impurity monitors, effective ion charge), probe diagnostics (including rail probes) and manipulators

Preliminary design of the COMPASS upgrade tokamak

COMPASS Upgrade is a new medium size, high magnetic field tokamak (R = 0.9 m, Bt = 5 T, Ip = 2 MA) currently under design in the Czech Republic. It will provide unique capabilities for addressing some of the key challenges in plasma exhaust physics, advanced confinement modes and advanced plasma configurations as well as testing new plasma facing materials and liquid metal divertor concepts. This paper contains an overview of the preliminary engineering design of the main systems of the COMPASS Upgrade tokamak (vacuum vessel, central solenoid and poloidal field coils, toroidal field coils, support structure, cryostat, cryogenic system, power supply system and machine monitoring and protection system). The description of foreseen auxiliary plasma heating systems and plasma diagnostics is also provided as well as a summary of expected plasma performance and available plasma configurations