Archivio Istituzionale della RicercaDivertor Tokamak Test (DTT) under construction at ENEA Frascati research centre, Italy. High field superconducting (SC) tokamak (6T) carrying 5.5 MA plasma current (~ 50 s plasma pulses) with major radius R0 = 2.19 m are involved.Thermal shield (TS) needed to minimize the thermal loads on the SC magnets
Design of the thermal shield for the DTT facility / 68) Bonifetto, R; Barone, G; Belardi, V; Dalla Palma, M; De Bastiani, M; Bonomi, D; Del Nero, S; Fanelli, P; Micheletti, M; Ventura, G; Zavarise, G.. - ELETTRONICO. - (2024). (Intervento presentato al convegno 33th Symposium on Fusion Technology tenutosi a Dublin nel 23 - 27 settembre 2024).
Design of the thermal shield for the DTT facility
Barone G;De Bastiani M;Ventura G;Zavarise G.
2024
Abstract
Divertor Tokamak Test (DTT) under construction at ENEA Frascati research centre, Italy. High field superconducting (SC) tokamak (6T) carrying 5.5 MA plasma current (~ 50 s plasma pulses) with major radius R0 = 2.19 m are involved.Thermal shield (TS) needed to minimize the thermal loads on the SC magnets
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https://hdl.handle.net/11583/2999478