The Conundrum of Order: The Concept of Governance from an Interdisciplinary Perspective

The term governance has made an impressive career in a number of disciplines concerned with regulation, order and law. This chapter draws on insights from legal studies, sociology, political science, anthropology, history and geography to paint a multifaceted picture of existing, competing and complementing approaches to the concept of governance. For reasons of space, the chapter can but point to the different variations on a theme, as governance occupies an ambivalent place in past and present discourses on political (or, legal or economic) order and society. It is argued that beyond pointing to crucial phases of methodological and theoretical transformation within different disciplines such as the often perceived transition ‘from government to governance’, governance is itself a deeply interdisciplinary concept

Progress from ASDEX Upgrade experiments in preparing the physics basis of ITER operation and DEMO scenario development

An overview of recent results obtained at the tokamak ASDEX Upgrade (AUG) is given. A work flow for predictive profile modelling of AUG discharges was established which is able to reproduce experimental H-mode plasma profiles based on engineering parameters only. In the plasma center, theoretical predictions on plasma current redistribution by a dynamo effect were confirmed experimentally. For core transport, the stabilizing effect of fast ion distributions on turbulent transport is shown to be important to explain the core isotope effect and improves the description of hollow low-Z impurity profiles. The L-H power threshold of hydrogen plasmas is not affected by small helium admixtures and it increases continuously from the deuterium to the hydrogen level when the hydrogen concentration is raised from 0 to 100%. One focus of recent campaigns was the search for a fusion relevant integrated plasma scenario without large edge localised modes (ELMs). Results from six different ELM-free confinement regimes are compared with respect to reactor relevance: ELM suppression by magnetic perturbation coils could be attributed to toroidally asymmetric turbulent fluctuations in the vicinity of the separatrix. Stable improved confinement mode plasma phases with a detached inner divertor were obtained using a feedback control of the plasma β. The enhanced D α H-mode regime was extended to higher heating power by feedback controlled radiative cooling with argon. The quasi-coherent exhaust regime was developed into an integrated scenario at high heating power and energy confinement, with a detached divertor and without large ELMs. Small ELMs close to the separatrix lead to peeling-ballooning stability and quasi continuous power exhaust. Helium beam density fluctuation measurements confirm that transport close to the separatrix is important to achieve the different ELM-free regimes. Based on separatrix plasma parameters and interchange-drift-Alfvén turbulence, an analytic model was derived that reproduces the experimentally found important operational boundaries of the density limit and between L- and H-mode confinement. Feedback control for the X-point radiator (XPR) position was established as an important element for divertor detachment control. Stable and detached ELM-free phases with H-mode confinement quality were obtained when the XPR was moved 10 cm above the X-point. Investigations of the plasma in the future flexible snow-flake divertor of AUG by means of first SOLPS-ITER simulations with drifts activated predict beneficial detachment properties and the activation of an additional strike point by the drifts

The CMS Phase-1 pixel detector upgrade

The CMS detector at the CERN LHC features a silicon pixel detector as its innermost subdetector. The original CMS pixel detector has been replaced with an upgraded pixel system (CMS Phase-1 pixel detector) in the extended year-end technical stop of the LHC in 2016/2017. The upgraded CMS pixel detector is designed to cope with the higher instantaneous luminosities that have been achieved by the LHC after the upgrades to the accelerator during the first long shutdown in 2013–2014. Compared to the original pixel detector, the upgraded detector has a better tracking performance and lower mass with four barrel layers and three endcap disks on each side to provide hit coverage up to an absolute value of pseudorapidity of 2.5. This paper describes the design and construction of the CMS Phase-1 pixel detector as well as its performance from commissioning to early operation in collision data-taking.Peer reviewe

Overview of physics studies on ASDEX Upgrade

The ASDEX Upgrade (AUG) programme, jointly run with the EUROfusion MST1 task force, continues to significantly enhance the physics base of ITER and DEMO. Here, the full tungsten wall is a key asset for extrapolating to future devices. The high overall heating power, flexible heating mix and comprehensive diagnostic set allows studies ranging from mimicking the scrape-off-layer and divertor conditions of ITER and DEMO at high density to fully non-inductive operation (q 95 = 5.5, ) at low density. Higher installed electron cyclotron resonance heating power 6 MW, new diagnostics and improved analysis techniques have further enhanced the capabilities of AUG. Stable high-density H-modes with MW m-1 with fully detached strike-points have been demonstrated. The ballooning instability close to the separatrix has been identified as a potential cause leading to the H-mode density limit and is also found to play an important role for the access to small edge-localized modes (ELMs). Density limit disruptions have been successfully avoided using a path-oriented approach to disruption handling and progress has been made in understanding the dissipation and avoidance of runaway electron beams. ELM suppression with resonant magnetic perturbations is now routinely achieved reaching transiently . This gives new insight into the field penetration physics, in particular with respect to plasma flows. Modelling agrees well with plasma response measurements and a helically localised ballooning structure observed prior to the ELM is evidence for the changed edge stability due to the magnetic perturbations. The impact of 3D perturbations on heat load patterns and fast-ion losses have been further elaborated. Progress has also been made in understanding the ELM cycle itself. Here, new fast measurements of and E r allow for inter ELM transport analysis confirming that E r is dominated by the diamagnetic term even for fast timescales. New analysis techniques allow detailed comparison of the ELM crash and are in good agreement with nonlinear MHD modelling. The observation of accelerated ions during the ELM crash can be seen as evidence for the reconnection during the ELM. As type-I ELMs (even mitigated) are likely not a viable operational regime in DEMO studies of 'natural' no ELM regimes have been extended. Stable I-modes up to have been characterised using -feedback. Core physics has been advanced by more detailed characterisation of the turbulence with new measurements such as the eddy tilt angle - measured for the first time - or the cross-phase angle of and fluctuations. These new data put strong constraints on gyro-kinetic turbulence modelling. In addition, carefully executed studies in different main species (H, D and He) and with different heating mixes highlight the importance of the collisional energy exchange for interpreting energy confinement. A new regime with a hollow profile now gives access to regimes mimicking aspects of burning plasma conditions and lead to nonlinear interactions of energetic particle modes despite the sub-Alfvénic beam energy. This will help to validate the fast-ion codes for predicting ITER and DEMO

Quantification of Neutral Beam Driven Current and the effect of radial fast ion transport in ASDEX Upgrade

For the development of a plasma scenario for a Tokamak fusion power plant a valid quantitative neutral beam current drive (NBCD) model is necessary. Also for multiple scenarios of the Tokamak ITER (the Latin word for “The Way"), the next, large, international fusion experiment, which is in the construction phase, a large NBCD fraction is foreseen. Therefore, experiments and quantitative comparisons with the common NBCD model are made. The experimental environment for this thesis, ASDEX Upgrade, is a medium size Tokamak with a very similar shape as ITER and approx. 1/4 of its size. ASDEX Upgrade with its versatile neutral beam injection system and large diagnostic capability is well suited for studies of the NBCD. The neutral beam driven current, like the other intrinsic and driven current contributions to the total plasma current, is not directly measurable. Therefore, two strategies are used to investigate neutral beam current drive. First, for quantitative investigations of the total neutral beam driven current the measured total plasma current is compared with the sum of the calculated contributions. Second, changes in the measured plasma current profile due to changes in the neutral beam injection are examined. An issue for the quantitative approach is the large uncertainty in the reconstruction of the inductive current. This hampers quantitative conclusions on the current composition. Therefore, quantitative investigations of the non-inductive contributions were done in discharges with maximized neutral beam driven and bootstrap current fraction, leading to an almost vanishing inductive current. A pressure-measurement based correction of the fast ion content, confirmed independently by fast-ion Dα measurements, together with the improved bootstrap current formula of Hager et al. leads to a quantitative decomposition of the plasma current that is consistent with the estimates of the small inductive contribution. The investigation of the reaction of the total plasma current profile to switching between on- and off-axis neutral beams aimed at revisiting a contradiction that had been found earlier: while the radial profiles of the fast neutral beam ions seemed to behave neoclassically, the current profile appeared to deviate from the neoclassical expectations. In the new discharges the radial fast ion distribution and the radial current profile were measured simultaneously. After improvements to the diagnostics, especially to the Motional Stark Polarimetry, and TRANSP modeling, both diagnostics are now in agreement with each other and a small deviation from the neoclassical theory is present. This deviation could be explained either by a fishbone redistribution of fast ions or radial transport due to microturbulence. Furthermore, reexamination of the old experiments yields results consistent with the new experiments.Für die Entwicklung eines Plasma Szenarios für ein Tokamak-Fusionskraftwerk bedarf es eines validierten quantitativen Neutralteilchen-Stromtrieb Modells. Dasselbe gilt für viele der Szenarien für den Tokamak ITER (lateinisch für „Der Weg“), das nächste große internationale Fusionsexperiment, welches sich in der Konstruktionsphase befindet, die ebenfalls einen großen Neutralteilchen-Stromtriebs Anteil haben. Aus diesem Grund wurden Experimente und quantitative Vergleiche mit dem gebräuchlichen Neutralteilchen-Stromtrieb Modell gemacht. Die experimentelle Umgebung der Dissertation war der mittel große Tokamak ASDEX Upgrade, der ITER in seiner künftigen Form sehr ähnlich ist und ungefähr 1/4 von dessen Größe hat. ASDEX Upgrade ist durch sein vielseitiges Neutralteilchen-Injektionssystem in Kombination mit großen diagnostischen Kapazitäten sehr gut für Untersuchungen des Neutralteilchen-Stromtriebs geeignet. Der Neutralteilchen-Stromtrieb ist nicht direkt messbar, wie auch die anderen intrinsischen und getriebenen Anteile des Plasmastroms. Aus diesem Grund wurden zwei Strategien zur Untersuchung des Neutralteilchen-Stromtriebs verfolgt. Zum einen wird, für die quantitative Untersuchung des integralen Neutralteilchen getriebenen Stroms, der gemessene Plasmastrom mit der Summe seiner berechneten Stromanteile verglichen. Zum anderen werden Änderungen des Stromprofils durch eine veränderte Neutralteilchen-Injektionsgeometrie hervorgerufen und untersucht. Die Herausforderung für die quantitative Untersuchung des Neutralteilchen-Stromtriebs ist die große Unsicherheit in der Rekonstruktion des induktiven Stromanteils. Um diese Unsicherheit in der Untersuchung der nicht induktiven Anteile zu verringern, wurden Entladungen mit einem maximierten Neutralteilchen-Stromtrieb und Bootstrap-Strom Anteil designt, was zu einem nahezu verschwinden des induktiven Anteils führt. Eine Korrektur des Schnelle-Ionen-Inhalts des Plasmas, basierend auf Messungen des Plasmadrucks, und eine unabhängige Überprüfung von diesem mit der schnelle-Ionen-D-alpha-Spektroskopie, in Kombination mit einer verbesserten Beschreibung des Bootstrapstroms durch eine Formel von Hager et al. führte zu einer quantitativen Vorhersage der Zusammensetzung des Plasmastroms, welche innerhalb aller diagnostischen Möglichkeiten konsistent mit der Erwartung eines kleinen induktiven Reststromanteils ist. Die Untersuchung der Reaktion des Plasma Stromprofils auf das Umschalten zwischen Achsnaher- und Achsferner-Neutralteilchen-Injektion geht auf einen Wiederspruch zurück welcher in früheren Untersuchungen gefunden worden ist: Während sich das radiale Profil der durch Neutralteilchen-Injektion erzeugten schnellen Ionen neoklassisch zu verhalten scheint, weicht das von diesen schnellen Ionen getriebene Stromprofil scheinbar von der neoklassischen Erwartung ab. In neuen Entladungen wurde die radiale Verteilung der schnellen Ionen und das radiale Stromprofil simultan gemessen. Nach einer Verbesserung der Diagnostiken, insbesondere der Motional Stark Effekt Polarimetrie, und der TRANSP Modellierung, wurde übereinstimmend in den beiden Hauptdiagnostiken eine kleine Abweichung von der neoklassischen Erwartung gefunden. Diese Abweichung konnte entweder durch eine radiale Umverteilung schneller Ionen durch die Fischgräten Instabilität oder den radialen Transport schneller Ionen durch Mikroturbulencen erklärt werden. Darüber hinaus liefert eine Nachüberprüfung der alten Experimente ein konsistentes Ergebnis zu den neuen Experimenten

Quantification of Neutral Beam Driven Current and the effect of radial fast ion transport in ASDEX Upgrade

For the development of a plasma scenario for a Tokamak fusion power plant a valid quantitative neutral beam current drive (NBCD) model is necessary. Also for multiple scenarios of the Tokamak ITER (the Latin word for “The Way"), the next, large, international fusion experiment, which is in the construction phase, a large NBCD fraction is foreseen. Therefore, experiments and quantitative comparisons with the common NBCD model are made. The experimental environment for this thesis, ASDEX Upgrade, is a medium size Tokamak with a very similar shape as ITER and approx. 1/4 of its size. ASDEX Upgrade with its versatile neutral beam injection system and large diagnostic capability is well suited for studies of the NBCD. The neutral beam driven current, like the other intrinsic and driven current contributions to the total plasma current, is not directly measurable. Therefore, two strategies are used to investigate neutral beam current drive. First, for quantitative investigations of the total neutral beam driven current the measured total plasma current is compared with the sum of the calculated contributions. Second, changes in the measured plasma current profile due to changes in the neutral beam injection are examined. An issue for the quantitative approach is the large uncertainty in the reconstruction of the inductive current. This hampers quantitative conclusions on the current composition. Therefore, quantitative investigations of the non-inductive contributions were done in discharges with maximized neutral beam driven and bootstrap current fraction, leading to an almost vanishing inductive current. A pressure-measurement based correction of the fast ion content, confirmed independently by fast-ion Dα measurements, together with the improved bootstrap current formula of Hager et al. leads to a quantitative decomposition of the plasma current that is consistent with the estimates of the small inductive contribution. The investigation of the reaction of the total plasma current profile to switching between on- and off-axis neutral beams aimed at revisiting a contradiction that had been found earlier: while the radial profiles of the fast neutral beam ions seemed to behave neoclassically, the current profile appeared to deviate from the neoclassical expectations. In the new discharges the radial fast ion distribution and the radial current profile were measured simultaneously. After improvements to the diagnostics, especially to the Motional Stark Polarimetry, and TRANSP modeling, both diagnostics are now in agreement with each other and a small deviation from the neoclassical theory is present. This deviation could be explained either by a fishbone redistribution of fast ions or radial transport due to microturbulence. Furthermore, reexamination of the old experiments yields results consistent with the new experiments.Für die Entwicklung eines Plasma Szenarios für ein Tokamak-Fusionskraftwerk bedarf es eines validierten quantitativen Neutralteilchen-Stromtrieb Modells. Dasselbe gilt für viele der Szenarien für den Tokamak ITER (lateinisch für „Der Weg“), das nächste große internationale Fusionsexperiment, welches sich in der Konstruktionsphase befindet, die ebenfalls einen großen Neutralteilchen-Stromtriebs Anteil haben. Aus diesem Grund wurden Experimente und quantitative Vergleiche mit dem gebräuchlichen Neutralteilchen-Stromtrieb Modell gemacht. Die experimentelle Umgebung der Dissertation war der mittel große Tokamak ASDEX Upgrade, der ITER in seiner künftigen Form sehr ähnlich ist und ungefähr 1/4 von dessen Größe hat. ASDEX Upgrade ist durch sein vielseitiges Neutralteilchen-Injektionssystem in Kombination mit großen diagnostischen Kapazitäten sehr gut für Untersuchungen des Neutralteilchen-Stromtriebs geeignet. Der Neutralteilchen-Stromtrieb ist nicht direkt messbar, wie auch die anderen intrinsischen und getriebenen Anteile des Plasmastroms. Aus diesem Grund wurden zwei Strategien zur Untersuchung des Neutralteilchen-Stromtriebs verfolgt. Zum einen wird, für die quantitative Untersuchung des integralen Neutralteilchen getriebenen Stroms, der gemessene Plasmastrom mit der Summe seiner berechneten Stromanteile verglichen. Zum anderen werden Änderungen des Stromprofils durch eine veränderte Neutralteilchen-Injektionsgeometrie hervorgerufen und untersucht. Die Herausforderung für die quantitative Untersuchung des Neutralteilchen-Stromtriebs ist die große Unsicherheit in der Rekonstruktion des induktiven Stromanteils. Um diese Unsicherheit in der Untersuchung der nicht induktiven Anteile zu verringern, wurden Entladungen mit einem maximierten Neutralteilchen-Stromtrieb und Bootstrap-Strom Anteil designt, was zu einem nahezu verschwinden des induktiven Anteils führt. Eine Korrektur des Schnelle-Ionen-Inhalts des Plasmas, basierend auf Messungen des Plasmadrucks, und eine unabhängige Überprüfung von diesem mit der schnelle-Ionen-D-alpha-Spektroskopie, in Kombination mit einer verbesserten Beschreibung des Bootstrapstroms durch eine Formel von Hager et al. führte zu einer quantitativen Vorhersage der Zusammensetzung des Plasmastroms, welche innerhalb aller diagnostischen Möglichkeiten konsistent mit der Erwartung eines kleinen induktiven Reststromanteils ist. Die Untersuchung der Reaktion des Plasma Stromprofils auf das Umschalten zwischen Achsnaher- und Achsferner-Neutralteilchen-Injektion geht auf einen Wiederspruch zurück welcher in früheren Untersuchungen gefunden worden ist: Während sich das radiale Profil der durch Neutralteilchen-Injektion erzeugten schnellen Ionen neoklassisch zu verhalten scheint, weicht das von diesen schnellen Ionen getriebene Stromprofil scheinbar von der neoklassischen Erwartung ab. In neuen Entladungen wurde die radiale Verteilung der schnellen Ionen und das radiale Stromprofil simultan gemessen. Nach einer Verbesserung der Diagnostiken, insbesondere der Motional Stark Effekt Polarimetrie, und der TRANSP Modellierung, wurde übereinstimmend in den beiden Hauptdiagnostiken eine kleine Abweichung von der neoklassischen Erwartung gefunden. Diese Abweichung konnte entweder durch eine radiale Umverteilung schneller Ionen durch die Fischgräten Instabilität oder den radialen Transport schneller Ionen durch Mikroturbulencen erklärt werden. Darüber hinaus liefert eine Nachüberprüfung der alten Experimente ein konsistentes Ergebnis zu den neuen Experimenten

Quantification of Neutral Beam Driven Current and the effect of radial fast ion transport in ASDEX Upgrade

For the development of a plasma scenario for a Tokamak fusion power plant a valid quantitative neutral beam current drive (NBCD) model is necessary. Also for multiple scenarios of the Tokamak ITER (the Latin word for “The Way"), the next, large, international fusion experiment, which is in the construction phase, a large NBCD fraction is foreseen. Therefore, experiments and quantitative comparisons with the common NBCD model are made. The experimental environment for this thesis, ASDEX Upgrade, is a medium size Tokamak with a very similar shape as ITER and approx. 1/4 of its size. ASDEX Upgrade with its versatile neutral beam injection system and large diagnostic capability is well suited for studies of the NBCD. The neutral beam driven current, like the other intrinsic and driven current contributions to the total plasma current, is not directly measurable. Therefore, two strategies are used to investigate neutral beam current drive. First, for quantitative investigations of the total neutral beam driven current the measured total plasma current is compared with the sum of the calculated contributions. Second, changes in the measured plasma current profile due to changes in the neutral beam injection are examined. An issue for the quantitative approach is the large uncertainty in the reconstruction of the inductive current. This hampers quantitative conclusions on the current composition. Therefore, quantitative investigations of the non-inductive contributions were done in discharges with maximized neutral beam driven and bootstrap current fraction, leading to an almost vanishing inductive current. A pressure-measurement based correction of the fast ion content, confirmed independently by fast-ion Dα measurements, together with the improved bootstrap current formula of Hager et al. leads to a quantitative decomposition of the plasma current that is consistent with the estimates of the small inductive contribution. The investigation of the reaction of the total plasma current profile to switching between on- and off-axis neutral beams aimed at revisiting a contradiction that had been found earlier: while the radial profiles of the fast neutral beam ions seemed to behave neoclassically, the current profile appeared to deviate from the neoclassical expectations. In the new discharges the radial fast ion distribution and the radial current profile were measured simultaneously. After improvements to the diagnostics, especially to the Motional Stark Polarimetry, and TRANSP modeling, both diagnostics are now in agreement with each other and a small deviation from the neoclassical theory is present. This deviation could be explained either by a fishbone redistribution of fast ions or radial transport due to microturbulence. Furthermore, reexamination of the old experiments yields results consistent with the new experiments.Für die Entwicklung eines Plasma Szenarios für ein Tokamak-Fusionskraftwerk bedarf es eines validierten quantitativen Neutralteilchen-Stromtrieb Modells. Dasselbe gilt für viele der Szenarien für den Tokamak ITER (lateinisch für „Der Weg“), das nächste große internationale Fusionsexperiment, welches sich in der Konstruktionsphase befindet, die ebenfalls einen großen Neutralteilchen-Stromtriebs Anteil haben. Aus diesem Grund wurden Experimente und quantitative Vergleiche mit dem gebräuchlichen Neutralteilchen-Stromtrieb Modell gemacht. Die experimentelle Umgebung der Dissertation war der mittel große Tokamak ASDEX Upgrade, der ITER in seiner künftigen Form sehr ähnlich ist und ungefähr 1/4 von dessen Größe hat. ASDEX Upgrade ist durch sein vielseitiges Neutralteilchen-Injektionssystem in Kombination mit großen diagnostischen Kapazitäten sehr gut für Untersuchungen des Neutralteilchen-Stromtriebs geeignet. Der Neutralteilchen-Stromtrieb ist nicht direkt messbar, wie auch die anderen intrinsischen und getriebenen Anteile des Plasmastroms. Aus diesem Grund wurden zwei Strategien zur Untersuchung des Neutralteilchen-Stromtriebs verfolgt. Zum einen wird, für die quantitative Untersuchung des integralen Neutralteilchen getriebenen Stroms, der gemessene Plasmastrom mit der Summe seiner berechneten Stromanteile verglichen. Zum anderen werden Änderungen des Stromprofils durch eine veränderte Neutralteilchen-Injektionsgeometrie hervorgerufen und untersucht. Die Herausforderung für die quantitative Untersuchung des Neutralteilchen-Stromtriebs ist die große Unsicherheit in der Rekonstruktion des induktiven Stromanteils. Um diese Unsicherheit in der Untersuchung der nicht induktiven Anteile zu verringern, wurden Entladungen mit einem maximierten Neutralteilchen-Stromtrieb und Bootstrap-Strom Anteil designt, was zu einem nahezu verschwinden des induktiven Anteils führt. Eine Korrektur des Schnelle-Ionen-Inhalts des Plasmas, basierend auf Messungen des Plasmadrucks, und eine unabhängige Überprüfung von diesem mit der schnelle-Ionen-D-alpha-Spektroskopie, in Kombination mit einer verbesserten Beschreibung des Bootstrapstroms durch eine Formel von Hager et al. führte zu einer quantitativen Vorhersage der Zusammensetzung des Plasmastroms, welche innerhalb aller diagnostischen Möglichkeiten konsistent mit der Erwartung eines kleinen induktiven Reststromanteils ist. Die Untersuchung der Reaktion des Plasma Stromprofils auf das Umschalten zwischen Achsnaher- und Achsferner-Neutralteilchen-Injektion geht auf einen Wiederspruch zurück welcher in früheren Untersuchungen gefunden worden ist: Während sich das radiale Profil der durch Neutralteilchen-Injektion erzeugten schnellen Ionen neoklassisch zu verhalten scheint, weicht das von diesen schnellen Ionen getriebene Stromprofil scheinbar von der neoklassischen Erwartung ab. In neuen Entladungen wurde die radiale Verteilung der schnellen Ionen und das radiale Stromprofil simultan gemessen. Nach einer Verbesserung der Diagnostiken, insbesondere der Motional Stark Effekt Polarimetrie, und der TRANSP Modellierung, wurde übereinstimmend in den beiden Hauptdiagnostiken eine kleine Abweichung von der neoklassischen Erwartung gefunden. Diese Abweichung konnte entweder durch eine radiale Umverteilung schneller Ionen durch die Fischgräten Instabilität oder den radialen Transport schneller Ionen durch Mikroturbulencen erklärt werden. Darüber hinaus liefert eine Nachüberprüfung der alten Experimente ein konsistentes Ergebnis zu den neuen Experimenten