SoundScript - Supporting the acquisition of character writing by multisensory integration

This work is introducing a new movement sonification method called 'SoundScript' to support the acquisition of character writing by children. SoundScript creates 'sound traces' from the writing trace in real-time during the process of handwriting. The structural correlation of both - optic and acoustic - traces leads to an integrated audio-visual perception of writing with the expected stimulation of multisensory integration sites of the CNS. Data of a pilot study are introduced indicating that the writing kinematics is reproduced more adequately if additional sound traces are available during writing. In the future SoundScript shall be applied to verify if the establishment of internal character representations can be accelerated, if the conciseness of the specific shape of the particular characters can be made stronger and if thereby the efficiency of the handwriting learning process can be enhanced

Mitigation of plasma-wall interactions with low-Z powders in DIII-D high confinement plasmas

Experiments with low-Z powder injection in DIII-D high confinement discharges demonstrated increased divertor dissipation and detachment while maintaining good core energy confinement. Lithium (Li), boron (B), and boron nitride (BN) powders were injected in high-confinement mode plasmas ($I_p=$1 MA, $B_t=$2 T, $P_{NB}=$6 MW, $\langle n_e\rangle=3.6-5.0\cdot10^{19}$ m$^{-3}$) into the upper small-angle slot (SAS) divertor for 2-s intervals at constant rates of 3-204 mg/s. The multi-species BN powders at a rate of 54 mg/s showed the most substantial increase in divertor neutral compression by more than an order of magnitude and lasting detachment with minor degradation of the stored magnetic energy $W_{mhd}$ by 5%. Rates of 204 mg/s of boron nitride powder further reduce ELM-fluxes on the divertor but also cause a drop in confinement performance by 24% due to the onset of an $n=2$ tearing mode. The application of powders also showed a substantial improvement of wall conditions manifesting in reduced wall fueling source and intrinsic carbon and oxygen content in response to the cumulative injection of non-recycling materials. The results suggest that low-Z powder injection, including mixed element compounds, is a promising new core-edge compatible technique that simultaneously enables divertor detachment and improves wall conditions during high confinement operation

In-situ coating of silicon-rich films on tokamak plasma-facing components with real-time Si material injection

Experiments have been conducted in the DIII-D tokamak to explore the in-situ growth of silicon-rich layers as a potential technique for real-time replenishment of surface coatings on plasma-facing components (PFCs) during steady-state long-pulse reactor operation. Silicon (Si) pellets of 1 mm diameter were injected into low- and high-confinement (L-mode and H-mode) plasma discharges with densities ranging from $3.9-7.5\times10^{19}$ m$^{-3}$ and input powers ranging from 5.5-9 MW. The small Si pellets were delivered with the impurity granule injector (IGI) at frequencies ranging from 4-16 Hz corresponding to mass flow rates of 5-19 mg/s ($1-4.2\times10^{20}$ Si/s) at cumulative amounts of up to 34 mg of Si per five-second discharge. Graphite samples were exposed to the scrape-off layer and private flux region plasmas through the divertor material evaluation system (DiMES) to evaluate the Si deposition on the divertor targets. The Si II emission at the sample correlates with silicon injection and suggests net surface Si-deposition in measurable amounts. Post-mortem analysis showed Si-rich coatings of varying morphology mainly containing silicon oxides, with SiO$_2$ being the dominant component. No evidence of SiC was found, which is attributed to low divertor surface temperatures. The Si-rich coating growth rates were found to be at least $0.4-0.7$ nm/s, and the erosion rate was $0.1-0.3$ nm/s. The technique is estimated to coat a surface area of at least 0.94 m$^2$ on the outer divertor. These results demonstrate the potential of using real-time material injection to grow silicon-rich layers on divertor PFCs during reactor operation

Mitigation of plasma-wall interactions with low-Z powders in DIII-D high confinement plasmas

International audienceExperiments with low-Z powder injection in DIII-D high confinement discharges demonstrated increased divertor dissipation and detachment while maintaining good core energy confinement. Lithium (Li), boron (B), and boron nitride (BN) powders were injected in high-confinement mode plasmas ($I_p=$1 MA, $B_t=$2 T, $P_{NB}=$6 MW, $\langle n_e\rangle=3.6-5.0\cdot10^{19}$ m$^{-3}$) into the upper small-angle slot (SAS) divertor for 2-s intervals at constant rates of 3-204 mg/s. The multi-species BN powders at a rate of 54 mg/s showed the most substantial increase in divertor neutral compression by more than an order of magnitude and lasting detachment with minor degradation of the stored magnetic energy $W_{mhd}$ by 5%. Rates of 204 mg/s of boron nitride powder further reduce ELM-fluxes on the divertor but also cause a drop in confinement performance by 24% due to the onset of an $n=2$ tearing mode. The application of powders also showed a substantial improvement of wall conditions manifesting in reduced wall fueling source and intrinsic carbon and oxygen content in response to the cumulative injection of non-recycling materials. The results suggest that low-Z powder injection, including mixed element compounds, is a promising new core-edge compatible technique that simultaneously enables divertor detachment and improves wall conditions during high confinement operation

使用 EMC3-EIRENE 对 Wendelstein 7-X 启动等离子体中的热传输进行 3-D 建模

International audienceThe magnetic edge topology of the Wendelstein 7-X limiter startup field configuration features separated magnetic flux tubes of three different target-to-target connection lengths L C. Simulations are performed with the 3-D plasma edge fluid and kinetic neutral transport Monte Carlo Code EMC3-EIRENE to provide a systematic assessment of the governing mechanisms of the 3-D plasma edge heat transport and its relation to the magnetic topology. The standard limiter configuration is compared with a configuration of increased rotational transform (ι edge = 0.87 → 0.91). It is shown that the configuration with higher ι egde features a redistribution of L C in the boundary. This change in the magnetic topology causes changes in the plasma profiles and the local limiter heat loads. The levels of parallel heat fluxes q ∥ slightly differ dependent on L C , and two different decay regimes are found in the near and far scrape-off layer (SOL). The characteristic power e-folding length is found in the near SOL to be λ q ∥ ≈1.1-1.6 cm and λ q ∥ ≈1.8-3 cm in the far SOL assuming densities of n LCF S ≈ 5.5 • 10 18 m −3 and heating of P ECRH =1-3 MW for the two rotational transforms considered. First comparisons with IR camera data show a good qualitative agreement with the predicted distributions of the limiter heat loads for both configurations.La topología de borde magnético de la configuración de campo de inicio del limitador Wendelstein 7-X presenta tubos de flujo magnético separados de tres longitudes de conexión de objetivo a objetivo diferentes L C. Las simulaciones se realizan con el código de Monte Carlo de transporte neutro cinético y fluido de borde de plasma 3-D EMC3-EIRENE para proporcionar una evaluación sistemática de los mecanismos de gobierno del transporte de calor del borde del plasma 3-D y su relación con la topología magnética. La configuración del limitador estándar se compara con una configuración de transformación rotacional aumentada (flanco ι = 0,87 → 0,91). Se muestra que la configuración con mayor ι egde presenta una redistribución de L C en el límite. Este cambio en la topología magnética provoca cambios en los perfiles de plasma y las cargas de calor del limitador local. Los niveles de flujos de calor paralelos q ∥ difieren ligeramente dependiendo de L C , y se encuentran dos regímenes de descomposición diferentes en la capa de raspado (SOL) cercana y lejana. Se encuentra que la longitud característica del plegado eléctrico en el SOL cercano es λ q ∥ ≈1.1-1.6 cm y λ q ∥ ≈1.8-3 cm en el SOL lejano asumiendo densidades de n LCF S ≈ 5.5 • 10 18 m −3 y calentamiento de P ECRH = 1-3 MW para las dos transformadas rotacionales consideradas. Las primeras comparaciones con los datos de la cámara IR muestran un buen acuerdo cualitativo con las distribuciones previstas de las cargas de calor del limitador para ambas configuraciones.La topologie de bord magnétique de la configuration de champ de démarrage du limiteur Wendelstein 7-X comprend des tubes de flux magnétique séparés de trois longueurs de connexion cible à cible différentes L C. Des simulations sont effectuées avec le fluide de bord de plasma 3-D et le transport neutre cinétique Monte Carlo Code EMC3-EIRENE pour fournir une évaluation systématique des mécanismes régissant le transport de chaleur par les bords du plasma 3D et sa relation avec la topologie magnétique. La configuration limiteur standard est comparée à une configuration de transformée rotationnelle augmentée (ι front = 0,87 → 0,91). Il est montré que la configuration avec ι egde plus élevé présente une redistribution de L C dans la frontière. Cette modification de la topologie magnétique entraîne des modifications des profils de plasma et des charges thermiques locales du limiteur. Les niveaux de flux de chaleur parallèles q ∥ diffèrent légèrement en fonction de L C , et deux régimes de décroissance différents sont trouvés dans la couche de grattage proche et lointaine (SOL). La longueur de repliement de puissance caractéristique dans le SOL proche est λ q ∥ ≈1,1-1,6 cm et λ q ∥ ≈1,8-3 cm dans le SOL lointain en supposant des densités de n LCF S ≈ 5,5 • 10 18 m −3 et chauffage de P ECRH = 1-3 MW pour les deux transformées rotationnelles considérées. Les premières comparaisons avec les données des caméras IR montrent un bon accord qualitatif avec les distributions prévues des charges thermiques du limiteur pour les deux configurations.Wendelstein 7-X 限制器启动场配置的磁边缘拓扑具有三个不同的目标到目标连接长度 L C 的分离磁通量管。使用 3-D 等离子体边缘流体和动力学中性传输蒙特卡罗代码执行模拟EMC3-EIRENE 对 3-D 等离子体边缘热传输的控制机制及其与磁拓扑的关系进行系统评估。将标准限制器配置与增加旋转变​​换的配置（ι 边缘 = 0.87 → 0.91）进行比较。结果表明，具有较高 ι egde 的配置以 L C 在边界中的重新分布为特征。磁拓扑的这种变化导致等离子体分布和局部限制器热负荷的变化。平行热通量 q || 的水平取决于 L C 略有不同，并且在近和远刮除层 (SOL) 中发现了两种不同的衰减状态。假设 n LCF S ≈ 5.5 • 10 18 m -3 的密度，在近 SOL 中发现特征功率 e 折叠长度为 λ q ∥ ≈1.1-1.6 cm，在远 SOL 中 λ q ∥ ≈1.8-3 cm对于所考虑的两个旋转变换，P ECRH = 1-3 MW 的加热。与红外热像仪数据的第一次比较表明，两种配置的限制器热负荷的预测分布具有良好的定性一致性

通过 3-D 建模分析 Wendelstein 7-X 启动情景的螺旋刮层中的热通量特性

International audienceA crucial topic for the stellarator W7-X is the power dissipation by impurities for future island divertor scenarios. The investigation of the related heat flux distribution and profiles including the radial power fall-off length λq in the 3D stellarator SOL is less straight forward as in toroidally symmetric tokamaks. Studies with the 3D plasma edge transport code EMC3-Eirene predicted a modulation of plasma parameters with LC and correlated heterogenous heat and particle loads onto the limiters during start-up operation. The relative simple start up geometry at W7-X allows for a detailed analysis of the heat fluxes in separate helical transport channels featuring different ∥ to ⊥ transport ratios. It is shown that the SOL has two characteristic fall off domains - a near SOL and a far SOL domain which both have different power decay lengths. An increase of λq with LC in the order of ~1-1.5cm in the near SOL and ~1.8-2.8cm in the far SOL for a power scan in the range of P=0.5-2MW at nLCFS=2×1018m−3 has been found. First comparisons with IR camera data will be discussed.Un sujet crucial pour le stellarator W7-X est la dissipation de puissance par les impuretés pour les futurs scénarios de divertor insulaire. L'étude de la distribution et des profils de flux de chaleur associés, y compris la longueur de chute de puissance radiale λq dans le SOL du stellarator 3D, est moins simple que dans les tokamaks à symétrie toroïdale. Des études avec le code de transport de bord de plasma 3D EMC3-Eirene ont prédit une modulation des paramètres du plasma avec LC et des charges de chaleur et de particules hétérogènes corrélées sur les limiteurs pendant le démarrage. La géométrie de démarrage relativement simple à W7-X permet une analyse détaillée des flux de chaleur dans des canaux de transport hélicoïdaux séparés présentant différents rapports de transport ∥ à ⊥. Il est montré que le SOL a deux domaines de décroissance caractéristiques - un domaine SOL proche et un domaine SOL lointain qui ont tous deux des longueurs de décroissance de puissance différentes. Une augmentation de λq avec LC de l'ordre de ~1-1,5 cm dans le SOL proche et de ~1,8-2,8 cm dans le SOL lointain pour un balayage de puissance dans la plage de P=0,5-2MW à nLCFS=2×1018m−3 a été trouvé. Les premières comparaisons avec les données des caméras IR seront discutées

通过 3-D 建模分析 Wendelstein 7-X 启动情景的螺旋刮层中的热通量特性

International audienceA crucial topic for the stellarator W7-X is the power dissipation by impurities for future island divertor scenarios. The investigation of the related heat flux distribution and profiles including the radial power fall-off length λq in the 3D stellarator SOL is less straight forward as in toroidally symmetric tokamaks. Studies with the 3D plasma edge transport code EMC3-Eirene predicted a modulation of plasma parameters with LC and correlated heterogenous heat and particle loads onto the limiters during start-up operation. The relative simple start up geometry at W7-X allows for a detailed analysis of the heat fluxes in separate helical transport channels featuring different ∥ to ⊥ transport ratios. It is shown that the SOL has two characteristic fall off domains - a near SOL and a far SOL domain which both have different power decay lengths. An increase of λq with LC in the order of ~1-1.5cm in the near SOL and ~1.8-2.8cm in the far SOL for a power scan in the range of P=0.5-2MW at nLCFS=2×1018m−3 has been found. First comparisons with IR camera data will be discussed.Un sujet crucial pour le stellarator W7-X est la dissipation de puissance par les impuretés pour les futurs scénarios de divertor insulaire. L'étude de la distribution et des profils de flux de chaleur associés, y compris la longueur de chute de puissance radiale λq dans le SOL du stellarator 3D, est moins simple que dans les tokamaks à symétrie toroïdale. Des études avec le code de transport de bord de plasma 3D EMC3-Eirene ont prédit une modulation des paramètres du plasma avec LC et des charges de chaleur et de particules hétérogènes corrélées sur les limiteurs pendant le démarrage. La géométrie de démarrage relativement simple à W7-X permet une analyse détaillée des flux de chaleur dans des canaux de transport hélicoïdaux séparés présentant différents rapports de transport ∥ à ⊥. Il est montré que le SOL a deux domaines de décroissance caractéristiques - un domaine SOL proche et un domaine SOL lointain qui ont tous deux des longueurs de décroissance de puissance différentes. Une augmentation de λq avec LC de l'ordre de ~1-1,5 cm dans le SOL proche et de ~1,8-2,8 cm dans le SOL lointain pour un balayage de puissance dans la plage de P=0,5-2MW à nLCFS=2×1018m−3 a été trouvé. Les premières comparaisons avec les données des caméras IR seront discutées