Project director:

Teddy Craciunescu (INFLPR)

email: teddy.craciunescu@inflpr.ro

Partners:

·         National Institute for Lasers, Plasma and Radiation Physics INFLPR Magurele, Romania

·         National Research And Development Institute For Cryogenic And Isotopic Technologies, ICSI, Ramnicu Valcea, Romania

 

Team:

INFLPR: Teddy Craciunescu, Iulian Gabriel Miron, Dragoș Iustin Palade, Ligia Maria Pomârjanschi

ICSI: Sorin Soare, Marian Cururia

 

External Partners:

• CCFE, Culham Science Center, UK
• Consorzio RFX (CNR, ENEA, INFN, Universita’ di Padova, Acciaierie Venete SpA), Padova, Italia
• Universitaty of Rome Tor Vergata, Italiy
• CIEMAT, Madrid, Spain

The Work Package Tokamak Exploitation (WPTE) is mainly dedicated to the operation of the EUROfusion supported tokamaks (ASDEX Upgrade, MAST-U, TCV, WEST) in an integrated scheme in view of preparing for ITER exploitation and guiding the DEMO design.

The main objective of WPTE is to provide the physics basis for ITER and DEMO operational scenarios in a Europe-wide unique integrated approach utilizing machines of different capabilities, sizes and parameters. As no single facility has the possibility to completely test ITER or DEMO scenarios, each EUROfusion facility will address, in a coordinated manner, different aspects of the operating scenarios within a specific operational range. The integration of the accumulated knowledge for prediction towards ITER and DEMO is ensured via outstanding theory and simulation. WPTE’s priorities are directly related to the ITER research plan (https://wiki.euro-fusion.org/images/a/a0/Iter_rp.pdf) and the EUROfusion document defining the scientific gaps in view of DEMO: “Key DEMO Physics Uncertainties and Related Investigation Needs” (https://wiki.euro-fusion.org/images/a/ad/Demo_priorities.pdf). In Horizon Europe framework, WPTE activities are focused on the objectives of Mission 1 (Plasma Regimes of Operation) and Mission 2 (Heat Exhaust System).

As outlined in the European Fusion Roadmap, JT-60SA is a crucial facility in support of ITER and DEMO. JT-60SA will be jointly operated and enhanced by the EU and Japan. Fusion for Energy (F4E) and EUROfusion agreed together on the need to rationalize and coordinate the future exploitation of the JT-60SA device for the next funding phase, BA phase II. At the level of institutional responsibilities within Europe, F4E will maintain its focus on design, integration, construction and future enhancements, while EUROfusion will dedicate its efforts towards the joint definition and execution of the scientific programme, the contribution to the plasma operations and the exploitation of diagnostics, and the provision of scientific support to the machine and sub-systems.  Among the priorities for the exploitation of JT-60SA, the avoidance and mitigation of disruptions and runaways and the design, integration, construction and future enhancements play a central role.

Project objectives:

Image-based methods for plasma diagnostic and disruption prediction

The aim of the project is to contribute to the development of image-based tools for plasma diagnostic. Image-based methods for disruption prediction will be developed considering that many disruptions are preceded by anomalies in the radiation patterns, particularly in ITER-relevant scenarios. Following the successful development and application in JET and AUG of a bolometry reconstruction method, able to provide also an evaluation of the reconstruction uncertainties, this method will be applied to the analysis of the experiments in AUG.

A new modes localization technique and its ensuing usability at AUG

An alternate method to the present experimental localization techniques is provided to be used when the latter are unavailable or unreliable. Our method is tested and planned to be validated at AUG in order to trustfully use it. An accurate mode location is a precondition for a good mode amplitude derivation therefore the calculated vs experimental amplitude match will be finally checked to validate the model. Subsequently, the corresponding error field mode amplitude will be also delivered using an upgraded theoretical model.

Modelling and numerical simulations of turbulent transport in WPTE tokamak devices

Another central aim of this project is related to the characterization of turbulent transport via test-particle numerical methods. Building on top of previous research (D.I. Palade 2023 Nucl. Fusion 63 046007, D.I. Palade – in preparation) we aim at developing code, regression models, performing numerical simulations and experimental validation for bespoke WPTE tokamak configurations. In this way, we will contribute to the understanding of the physical processes behind transport and their relation with the plasma parameters in regimes of interest.

Support of the installation of the JT-60 TS and VUV diagnostic systems

During 2024-2025 the scientific team from ICSI will participate at the testing, integration, installation and commissioning of the TS and VUV diagnostic systems for JT-60SA for which it provided the mechanical design and integration of all systems linked to the mechanics and the manufacture of all designed system integrated with the optics and detection systems.

Also, the complementary research activities aim to accomplish a set of objectives:

Time series analysis for disruption prediction

The present project aims on the development of real-time disruption predictors able to provide accurate prediction, but also capable of operating with a minimum number of signals, because in the first campaigns of new devices typically only a very limited number of diagnostics is available.

New aspects of turbulent transport based on numerical simulations and neural networks

Another aim of this project is to develop new tools of transport evaluation in tokamak devices based on neural networks while also answering open questions related to the interaction between neoclassical and turbulent transport and the influence of the sheared rotation on turbulence and transport.

Modes localization and modes locking dynamics models validation at JET

A precise retrieval of the perturbations location for localized modes during JET dedicated campaigns based on a newly presented analysis is proposed, without the need for the charge exchange recombination data or the equilibrium reconstruction safety factor data. The locked modes behaviour is also to be found and checked against the experimental results by means of the mode amplitude in order to validate the model. It will be checked whether the locking is due to the associated error field through the resonant mode coupling mechanism or not.

Results:

2024-2025

• The Romanian participation at the WPTE comprises the diagnostic support for AUG experiments that are performed at ASDEX Upgrade tokamak.  The bolometry Maximum Likelihood code has been used for the experiments RT-01 “Core-Edge-SOL integrated H-mode scenario compatible with exhaust constraints in support of ITER” and RT-02: “Physics understanding of alternatives to Type-I ELM regime”. The ML method has been also used for the design of the bolometric diagnostics for the Divertor Tokamak Test Facility (DTT, Italy).

Bolometry analysis for the AUG pulse #43046 and radiated profiles

• Innovative algorithms that enhance the accuracy of the bolometry inversio processes, thereby ensuring reliable results for physics understanding, modelling, and plasma control has been developed. This work introduces new methodologies based on Physics-Informed Neural Networks (PINNs) to perform time-resolved emission tomography from bolometer data. The algorithm has been applied to reconstruct specific radiative anomalies, such as Multifaceted Asymmetric Radiation from the Edge (MARFE), core radiation, and radiative rings, at the Joint European Torus (JET). The study demonstrates that PINNs not only enhance the overall accuracy of tomographic inversions but also offer advanced capabilities like super-resolution, data projection, and self-modelling. In the same time it represents a valuable tool for the development of image-based disruption prediction methods.
• A physics-informed autoencoder (PIC-AE) is introduced to impose physical or mathematical constraints on the latent representation, allowing the discovery of fundamental dynamics and model parameters. It has been applied to edge-localized modes (ELMs) in nuclear fusion plasmas to test if ELMs follow a Lotka-Volterra model and the results indicate the need for alternative models.  For causality detection, a novel autoencoder-based method has been developed to overcome limitations of traditional techniques. This new approach accurately identifies causal relationships while providing a probabilistic measure of their strength. Applied to nuclear fusion data, it has confirmed the causal influence of ion cyclotron resonance heating (ICRH) on sawtooth crashes, aligning with previous findings obtained through different methodologies and extending the analysis to the spatio-temporal domain.
• In this stage, the project team focused also on developing regression models for ion turbulent transport in WPTE devices. These models will later be tested and compared with experimental and gyrokinetic data. The present work aimed to establish the methodology for building such tools before a validation campaign. As a preparatory step, additional tests, corrections, and programming improvements were made to the in-house code T3ST, which evaluates transport coefficients in tokamak axisymmetric equilibria using synthetically generated random fields as surrogates for electrostatic turbulence. Two representative discharges, TCV (#81500) and WEST (#54178), were selected. G-EQDSK equilibrium files were extracted from the LAC and Cephelee servers and pre-processed using Wolfram Mathematica scripts developed in earlier project stages. Due to limited experimental data, turbulence in these cases was modeled with the standard ITG/TEM drift-like spectrum of T3ST, allowing the parameters , and  to vary independently. Two simulation sets were performed. In the first, individual turbulence parameters were varied across relevant ranges, showing that Padé (2,2) approximants accurately capture single-parameter dependencies and reproduce known analytical trends. The second, larger series (1000 runs) explored the full 5D space () to fit a Padé (3,3) regression model for the transport coefficients. The model achieved global errors below 20%, with higher accuracy for diffusion than for convection. The WEST case performed better overall, likely due to its less elongated and less triangular magnetic geometry.

Fig. : (Left) Poloidal plane projection of the distribution of gyrocenter test-particles achieved asymptotically. Black line indicates LCFS while orange line the local flux-tube. (TCV #81500). (Right) . Regression plot comparing diffusions (left) and convections (right) obtained with the T3ST code (x axis) and the regression model (y axis) for the learning database (red) and the validation set (blue). The validity of the regression’s predictions can be assessed following the line (black) and the  limits (green). The data is obtained for the case of WEST #54718 discharge at t=1.s and mid radius dominated by ITG turbulence.

• The importance of the unit safety factor profile derivation is associated with the central 1/1 perturbation developing either as a reconnection process triggered by a less than unity magnetic axis safety factor or as a 1/1 interchange perturbation when the safety factor near the magnetic axis is slightly above 1, both flattening the central temperature and driving a restored sawtooth preventing safety factor profile afterwards. A theoretical model has been proposed in order to describe the 1/1 mode and to further derive the magnetic axis safety factor dynamic profile as an indicator of the sawtooth activity or of the onset of the magnetic flux pumping mechanism. The 1/1 corresponding error field amplitude is provided to check its influence on the central perturbation dynamics that could affect its subsequent phenomena related to the central stability of the plasma. For this aim, no matter the mode location is available or not, we being able to theoretically derive it.

AUG 36663 1/1 mode (a) experimental vs calculated mode amplitude and corresponding error field amplitude, (b) experimental vs calculated mode frequency and (c) calculated location.

• The JT-60SA Thomson scattering system (TS) is required to measure electron temperature Te and density ne profiles and is standard diagnostic in tokamak experiments. Since YAG lasers can operate with high power and high repetition rate, a Thomson scattering system using a YAG laser (YAG Thomson system) can measure temporal evolution of Te and ne profiles during the entire discharge. The YAG Thomson system has been used in JT-60U and will also be re-employed in JT-60SA. Later it was decided to procure a new laser. Two Thomson scattering diagnostics are planned to be installed on JT60SA to measure electron temperature and density profiles across a plasma in the equatorial plane: one dedicated to the core region of the plasma (P2), another to the edge region (P1). P1 samples the edge profile with 50 spatial positions, P2 the core profile with 46 positions, corresponding to 96 fibres optic bundles and 96 polychromators. Some of the P1 channels will be used for the core measurements. This project addresses the P1 (edge region) system only. The results obtained during 2025 refer to TS & VUV spectrometer manufacturing.

The VUV system coupled to the VacChamber was packed and shipped to ENEA (arrival at ENEA, Roma on 18^th of Sept. 2025).

The main results obtained in the framework of the complementary research are the followings: 

• Disruptions are a potential showstopper on the route to developing a tomakak fusion reactor. Since their consequences can be more severe the larger the devices, in the next generation of machines they will have to be carefully managed from the beginning of operation. On the other hand, in new devices coming on line, the diagnostic coverage is typically limited and there will be no opportunity to collect many examples for the training of traditional machine learning classifiers. It is therefore important to develop predictors that can ideally operate satisfactorily without training and with minimal diagnostic information. A technique capable of satisfying these requirements is described in the present work. It is based on converting the time series of macroscopic basic signals, such as the plasma current or the locked mode amplitude, into a string of symbols, before quantifying the complexity of the resulting sequences with permutation entropy. The application to a large dataset of discharges of JET with a metallic wall has provided very interesting results. In addition to good statistical performances, the warning times are sufficient not only for mitigation but also for the prevention of most disruptive events. The transfer of the technique to JET with a carbon wall has also been quite encouraging and therefore it is proposed to deploy the approach in new machines such as JT-60SA and DTT.

Time evolution of the raw signals in black and the corresponding permutation entropy H in blue for some representative discharges. First two rows:  plasma current I. Last two rows: locked mode amplitude ML. The vertical red line indicates the beginning of the current quench.

Overview statistics of the results obtained for the disruptive discharges of JET database with the metallic wall using the locked mode amplitude signal. 

	Correct predictions %	Missed disruptions %	Early Alarms %	Tardy Alarms %
				False Alarms %
Symbolic dynamics	97.64	0.0	2.14	0.22
				7.27
Chaos onset	96.2	2.34	1.4	0.06
				6.30
Concept drift	98.6	1.17	1.4	0.20

• During 2025 the interplay between neoclassical and turbulent transport in tokamak plasmas has been studied, using the newly developed T3ST code (a Lagrangian test-particle framework), and focusing on how collisions and turbulence jointly influence particle fluxes. A central motivation of the work is to challenge two long-standing assumptions in fusion transport theory: P1: total fluxes can be obtained as the sum of independently computed neoclassical and turbulent contributions; P2: that neoclassical fluxes vanish in the absence of collisions. To analyse these propositions, we introduced a novel decomposition of the particle flux into neoclassical and turbulent subcomponents, each associated with partial transport coefficients derived from Lagrangian trajectories. Our analytical and numerical results show that P1 is formally incorrect: when both collisions and turbulence are present, a synergistic diffusion appears, approximately proportional to the product of the separate neoclassical and turbulent diffusion coefficients. This synergy enhances turbulent fluxes, while neoclassical fluxes remain largely unaffected by turbulence. In contrast, P2 holds true: the neoclassical component of transport indeed vanishes when turbulence is present but collisions are absent. Finally, we explored how magnetic equilibrium parameters such as the safety factor, magnetic shear, and major/minor radius affect turbulent transport. We found that these dependencies naturally arise from the structure of neoclassical trajectories within the Lagrangian propagator. Overall, our results reveal couplings between collisions, turbulence, and magnetic geometry, providing new physical insight and guidance for more accurate transport modelling in fusion plasmas.

Exact (red) synergic diffusions D^((syn)) and their interpolating approximation (blue as functions of Φ and ν^⋆ (a). Histogram of the ratio between the exact and approximate values over the 2D grid (b).

• A new method for localizing the perturbations at JET, based on knowledge of their amplitude is briefly presented. Relying on the successful testing of the perturbations model (Miron (JET Contributors) 2021 Nucl. Fusion 61 106016) against the experimental results at JET, its reversed implementation is applied to derive the location of the modes. The experimental mode amplitude plays, this time, the role of the input data with the aim of conversely obtaining the perturbations location. The calculated location accuracy is conditioned by a good theoretical retrieval of the experimental mode amplitude and frequency. Based on the chosen initial conditions, the desired location is the one associated with the best possible mentioned retrieval. Our model reliability basically ensures the derivation of the suitable location. No safety factor and plasma rotational velocity data profiles are used. The method has been extensively tested and checked in order to become a valid alternative to the usual localization techniques.

JET 100815 discharge experimental vs. calculated 2/1 mode (a) amplitude, (b) frequency and (c) location. The grey modelled location error bars are due to the HRTS data errors input. The pink experimental location error bars are the differences between the two consecutive ECE channels positions that bound the phase jump at the resonant surface.

 

Publications:

 

Papers

• Craciunescu, T., Murari, A., Rossi, R., Vega, J., Gelfusa, M., Symbolic dynamics for disruption prediction in case of data scarcity and diagnostic limitations (2025) Plasma Physics and Controlled Fusion, 67 (8), art. no. 085009DOI: 10.1088/1361-6587/adf463
• G. Miron et al, A theoretical method for mode localization, Nuclear Fusion 65 (2025) 056031, https://doi.org/10.1088/1741-4326/adcc42

• D.I. Palade and L.M. Pomârjanschi, Effects of neoclassical dynamics and equilibrium on turbulent transport in tokamaks, submitted to Physics of Plasmas.
• D.I. Palade and L.M. Pomârjanschi, “T3ST code: turbulent transport in tokamaks via stochastic trajectories”, 2025 Nucl. Fusion 65 086007.

• Rossi, R., Murari, A., Craciunescu, T., Wyss, I., Mazon, D., Pau, A., Costantini, A., Gelfusa, M., Time-resolved, physics-informed neural networks for tokamak total emission reconstruction and modelling (2025) Nuclear Fusion, 65 (3), art. no. 036030 DOI: 10.1088/1741-4326/adb3bc
• Rutigliano, N., Rossi, R., Murari, A., Gelfusa, M., Craciunescu, T., Mazon, D., Gaudio, P., Physics-informed neural networks for the modelling of interferometer-polarimetry in tokamak multi-diagnostic equilibrium reconstructions (2025) Plasma Physics and Controlled Fusion, 67 (6), art. no. 065029 DOI: 10.1088/1361-6587/addde6
• Peluso, E., Craciunescu, T., Apruzzese, G.M., Belpane, A., Palomba, S., Senni, L., D’Agostino, V., Gelfusa, M., Gaudio, P., Boncagni, L., Maximum likelihood bolometric tomography for DTT diagnostic design
  (2025) Fusion Engineering and Design, 215, art. no. 114947 DOI: 10.1016/j.fusengdes.2025.114947
• Peluso, E., Apruzzese, G.M., Belpane, A., Palomba, S., Senni, L., Giovannozzi, E., D’Agostino, V., Craciunescu, T., Gelfusa, M., Gaudio, P., Boncagni, L., Initial design of a real-time and an intershot bolometric data exploitation strategy for DTT, (2025) Journal of Instrumentation, 20 (5), art. no. C05001 DOI: 10.1088/1748-0221/20/05/C05001
• R.Rossi, A.Murari, T.Craciunescu, N.Rutigliano, I.Wyss, J.Vega, P.Gaudio, M.Gelfusa, On the Use of Autoencoders to Study the Dynamics and the Causality Relations of Complex Systems with Applications to Nuclear Fusion, Computer Physics Communications, in review.
• Marcer, G., Dal Molin, A., Nocente, M., Rebai, M., Rigamonti, D., Angelone, M., Bracco, A., Camera, F., Cazzaniga, C., Craciunescu, T., Croci, G., Dalla Rosa, M., Fugazza, S.L., Giacomelli, L., Gorini, G., Kazakov, Y., Khilkevitch, E., Muraro, A., Panontin, E., Perelli Cippo, E., Pillon, M., Putignano, O., Scionti, J., Shevelev, A., Tardocchi, M., Absolute measurement of the deuterium-tritium reaction gamma-ray emission in magnetic confinement fusion plasmas, (2025) Nuclear Fusion, 65 (8), art. no. 086036 DOI: 10.1088/1741-4326/adeea7
• F.A. D’Isa, S. Soare, A. Fassina, N. Hajnal, A. Kornev, A. Makarov, Y. Ohtani, M. Akimitsu, J. Ayllon-Guerola, M. Cavinato, L. Giudicotti, G. Phillips, V. Raimondi, C. Sozzi, R. Pasqualotto, JT-60SA edge Thomson scattering procurement and tests, Fusion Engineering and Design, Volume 220, 2025,  115300, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2025.115300.

Conferences

• A. Murari, R. Rossi, T. Craciunescu, J. Vega, M. Gelfusa, When Explainable AI is not enough: Informed Machine Learning to Combine Fidelity and Interpretability, Sixth IAEA Technical Meeting on Fusion Data Processing, Validation and Analysis9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• T. Craciunescu, A. Murari, R. Rossi,M. Gelfusa, Prediction of Fusion Plasma Disruption Prediction based on Time Series Complexity Changes Detection, 8th CHAOS 2025 International Conference will take place in Athens, Greece, 17 – 20 June, 2025 (oral)
• T. Craciunescu, A. Murari, R. Rossi,M. Gelfusa, Nuclear Fusion Plasma Disruptions Forecasting by Time Series Analysis, 11th International conference on Time Series and Forecasting,  ITISE 2025, July-16th-18th, 2025, Gran Canaria, Spain (poster)
• T. Craciunescu, A. Murari, R. Rossi, J. Vega, M. Gelfusa, Time series methods for fusion plasma disruption prediction, Sixth IAEA Technical Meeting on Fusion Data Processing, Validation and Analysis9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• L.M. Pomârjanschi, D.I. Palade, Neoclassical Effects on Turbulent Transport in Tokamak Devices, 51st EPS Conference on Plasma Physics, 7 – 11 July 2025, Vilnius, Lithuania (poster);
• L.M. Pomârjanschi, D.I. Palade, Collisional Effects on Turbulent Transport in Tokamak Devices, International Conference on Plasma Physics and Applications (CPPA), 3 – 5 Sept. 2025, Bucharest, Romania (poster).
• M. Gelfusa, R. Rossi, T. Craciunescu, J. Vega,, A. Murari, A Comprehensive Strategy of Disruption Prediction to Avoid the Collapse of the Configuration in the Next Generation of Tokamak Devices, , Sixth IAEA Technical Meeting on Fusion Data Processing, Validation and Analysis9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• I. Wyss, A. Murari, T. Craciunescu, R. Rossi, M. Gelfusa, Latest Developments of the Maximum Likelihood Approach to Tomography for both Offline and Real Time Investigation of the Total Emission of Radiation, Validation and Analysis9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• R. Rossi M. Gelfusa, T. Crraciunescu, J. Vega, A. Murari, Avoiding the Collapse of the Tokamak Configuration: an AI based Control Strategy for Reactor Grade Devices, International Conference on Diagnostics For Fusion Reactors: the Burning Plasma Era (ICFRD2025), 1–5 Sept 2025 Varenna, Villa Monastero (oral)
• G. Miron et al, Testing the modes coupling effect on flux pumping in plasmas, P4.194, 51st EPS Conference on Plasma Physics, 7-11 July 2025, Vilnius, Lithuania.
• D.I. Palade, “T3ST code: Turbulent Transport in Tokamaks via Stochastic Trajectories”, 51st EPS Conference on Plasma Physics, 7 – 11 July 2025, Vilnius, Lithuania; (poster)
• D.I. Palade, “Non-linear transport coefficients in inhomogeneous magnetized plasmas”, International Conference on Plasma Physics and Applications (CPPA), 3 – 5 Sept. 2025, Bucharest, Romania (oral)

Participarea Romaniei la EUROfusion WPTE-SA si cercetari complementare

Director de proiect:

Teddy Craciunescu (INFLPR)

email:teddy.craciunescu@inflpr.ro

Partneri:

• Institutul Natuonal pentru Fizica Laserlor, Plasmei si Radiatiei, Magurele, Romania
• Institutul National de Cercetare-Dezvoltare pentru Tehnologii Criogenice si Izotopice, ICSI, Ramnicu Valcea, Romania

Echipa de cercetare:

INFLPR: Teddy Craciunescu, Iulian Gabriel Miron, Dragoș Iustin Palade, Ligia Maria Pomârjanschi

ICSI: Sorin Soare, Marian Cururia

Parteneri externi:

• CCFE, Culham Science Center, UK
• Consorzio RFX (CNR, ENEA, INFN, Universita’ di Padova, Acciaierie Venete SpA), Padova, Italia
• Universitaty of Rome Tor Vergata, Italiy
• CIEMAT, Madrid, Spain

Pachetul de lucru pentru exploatarea Tokamak-urilor (WPTE) este dedicat în principal operarii tokamak-urilor susținute de EUROfusion (ASDEX Upgrade, MAST-U, TCV, WEST) într-o schemă integrată, în vederea pregătirii pentru exploatarea ITER și a ghidării proiectării DEMO.

Obiectivul principal al WPTE este de aeoferi baza fizică pentru scenariile operaționale ITER și DEMO într-o abordare integrată unică la nivel european, utilizând mașini cu capacități, dimensiuni și parametri diferiți. Întrucât nicio instalație nu are posibilitatea de a testa complet scenariile ITER sau DEMO, fiecare instalație EUROfusion va aborda, într-un mod coordonat, diferite aspecte ale scenariilor operaționale într-un anumit interval operațional. Integrarea cunoștințelor acumulate pentru predicție în vederea ITER și DEMO este asigurată prin intermediul unor teorii și simulări remarcabile. Prioritățile WPTE sunt direct legate de planul de cercetare ITER (https://wiki.euro-fusion.org/images/a/a0/Iter_rp.pdf) și de documentul EUROfusion care definește lacunele științifice în vederea DEMO: „Incertitudinea cheie a fizicii DEMO și nevoile de investigare aferente” (https://wiki.euro-fusion.org/images/a/ad/Demo_priorities.pdf). În cadrul Orizont Europe activitățile WPTE se concentrează pe obiectivele Misiunii 1 (Regimuri de operare cu plasmă) și Misiunii 2 (Sistem de evacuare a căldurii).  

Așa cum este subliniat în Foaia de parcurs europeană pentru fuziune, JT-60SA este o instalație crucială în sprijinul ITER și DEMO. JT-60SA va fi operat și îmbunătățit în comun de UE și Japonia. Fusion for Energy (F4E) și EUROfusion au convenit împreună asupra necesității de a raționaliza și coordona exploatarea viitoare a dispozitivului JT-60SA pentru următoarea fază de finanțare, BA faza II. La nivelul responsabilităților instituționale din Europa, F4E își va menține concentrarea pe proiectare, integrare, construcție și îmbunătățiri viitoare, în timp ce EUROfusion își va dedica eforturile definirii și executării comune a programului științific, contribuției la operațiunile cu plasmă și exploatării diagnosticelor, precum și furnizării de sprijin științific pentru mașină și subsisteme. Printre prioritățile pentru exploatarea JT-60SA, evitarea și atenuarea perturbărilor și a derapajelor nucleare, precum și proiectarea, integrarea, construcția și îmbunătățirile viitoare joacă un rol central.

Obiectivele proiectului

Metode imagistice pentru predictia diagnostica plasmei si predictia disruptiilor

Scopul proiectului este de a contribui la dezvoltarea de instrumente imagistice pentru diagnosticarea plasmei. Metodele bazate pe procesarea imaginilor pentru predicția perturbărilor vor fi dezvoltate, având în vedere că multe disruptii sunt precedate de anomalii în radiative, în special în scenariile relevante pentru ITER. În urma dezvoltării și aplicării cu succes în JET și AUG a unei metode de reconstrucție bolometrică, capabilă să ofere și o evaluare a incertitudinilor de reconstrucție, această metodă va fi aplicată analizei experimentelor din AUG.

O noua tehnica de localizare a perturbatiilor si utilizarea acesteia in cazul instalatiei tokamak AUG 

A fost livrata o metoda alternativa la tehnicile actuale experimentale de localizare a perturbatiilor, atunci cand acestea din urma sunt inaccesibile sau nesigure. Metoda noastra e testata si pregatita sa fie validata la AUG pentru a fi folosita cu incredere. Determinarea unei locatii precise a perturbatiei reprezinta o preconditie pentru aflarea exacta a amplitudinii acesteia, prin urmare, finalmente, va fi verificata potrivirea cu acuratete a amplitudinii teoretice si experimentale care, practic, valideaza modelul teoretic folosit. Ulterior, va fi aflata amplitudinea campului magnetic-eroare asociat perturbatiei, uzand de un model teoretic imbunatatit care acopera si dinamica acestei marimi fizice.

Modelare și simulări numerice ale transportului turbulent în dispozitive tokamak în cadrul WPTE

Un alt obiectiv central al acestui proiect este legat de caracterizarea transportului turbulent prin metode numerice cu particule test. Pornind de la cercetări anterioare (D.I. Palade 2023 Nucl. Fusion 63 046007, D.I. Palade – în pregătire), ne propunem să dezvoltăm cod, modele de regresie, să realizăm simulări numerice și validare experimentală pentru configurații tokamak WPTE personalizate. În acest mod, vom contribui la înțelegerea proceselor fizice care stau la baza transportului și a relației acestora cu parametrii plasmei în regimuri de interes.

Suport pentru instalarea sistemelor de diagnostica Thomson Scattering si Vacuum Ultraviolet Spectrometer la instalatia tokamak JT-60

In perioada 2024-2026, echipa științifică de la ICSI va participa la testarea, integrarea, instalarea și punerea în funcțiune a sistemelor de diagnosticare TS și VUV pentru JT-60SA, pentru care a asigurat proiectarea mecanică și integrarea tuturor sistemelor legate de mecanică, precum și fabricarea tuturor sistemelor proiectate integrate cu optica și sistemele de detecție.

De asemenea, activitatile de cercetare complementare vizeaza atingerea unui set de obiective:

Metode de analiza a serrilor temporale pentru predictia disrptiilor in plasma

Prezentul proiect vizează dezvoltarea unor predictori de perturbări în timp real, capabili să ofere o predicție precisă, dar și să funcționeze cu un număr minim de semnale, deoarece în primele campanii de dispozitive noi este de obicei disponibil doar un număr foarte limitat de diagnostice.

Aspecte noi ale transportului turbulent bazate pe simulări numerice și rețele neuronale

Un alt obiectiv al acestui proiect este dezvoltarea unor noi instrumente de evaluare a transportului în dispozitive tokamak, bazate pe rețele neuronale, precum și abordarea unor întrebări deschise legate de interacțiunea dintre transportul neoclasic și cel turbulent și de influența rotației forfecate asupra turbulenței și transportului.

Validatarea la instalatia tokamak JET a modelelor de localizare a perturbatiilor si de descriere a dinamicii perturbatiilor blocate

A fost propusa o metoda de regasire precisa a locatiei perturbatiilor MHD ale plasmei instalatiei tokamak JET, in campanii de descarcari dedicate, bazata pe noua noastra metoda teoretica ce nu mai necesita folosirea de date diagnostice asociate recombinarii schimbului de sarcini sau reconstructiei de echilibru a factorului de siguranta al plasmei. Comportamentul dinamic al asa-numitor instabilitati blocate din plasma (in rezonanta stransa cu perturbatii externe plasmei, in mod obisnuit) va fi determinat si comparat cu rezultatele experimentale via dinamica amplitudinii instabilitatilor, astfel incat modelul teoretic folosit sa fie validat si la JET. Se va verifica daca blocajul se datoreaza cuplajului resonant al perturbatiei cu campului magnetic-eroare asociat sau nu.

Results:

2024-2025

• Participarea românească la WPTE cuprinde suportul de diagnosticare pentru experimentele AUG efectuate la tokamak-ul ASDEX Upgrade. Codul bolometric de Maximă Probabilitate a fost utilizat pentru experimentele RT-01 „ Core-Edge-SOL integrated H- mode scenario compatible with exhaust constraints in support of ITER ” și RT-02: „ Physics understanding of alternatives to Type-I ELM regime”. Metoda ML a fost, de asemenea, utilizată pentru proiectarea diagnosticării bolometrice pentru Facilitatea de Testare a Tokamak-ului Divertor (DTT, Italia).

Bolometry analysis for the AUG pulse #43046 and radiated profiles

• Au fost dezvoltați algoritmi inovatori care sporesc precizia proceselor de inversie bolometrică, asigurând astfel rezultate fiabile pentru înțelegerea fizicii, modelare și controlul plasmei. Această lucrare introduce noi metodologii bazate pe retele neuronale de tip PINN (Physics-Informed Neural Networks) pentru a efectua reconstructii tomografice cu emisie rezolvată în timp din datele bolometrice. Algoritmul a fost aplicat pentru a reconstrui anomalii radiative specifice, cum ar fi instabilitatile de tip MARFE, și inelele radiative, la JET. Studiul demonstrează că PINN-urile nu numai că îmbunătățesc precizia generală a reconstructiilor tomografice, dar oferă și capabilități avansate precum super-rezoluția, proiecția datelor și automodelare. In același timp, reprezintă un instrument valoros pentru dezvoltarea metodelor de predicție a perturbărilor bazate pe imagini.
• O retea neuronala de tip PIC-AE (physics-informed autoencoder) este introdus pentru a impune constrângeri fizice sau matematice asupra reprezentării latente, permițând descoperirea dinamicii fundamentale și a parametrilor modelului. Acesta a fost aplicat modurilor localizate la margini (ELM) în plasmele de fuziune nucleară pentru a testa dacă ELM-urile urmează un model Lotka-Volterra, iar rezultatele indică necesitatea unor modele alternative. Pentru detectarea cauzalității, a fost dezvoltată o nouă metodă bazată pe autoencoder pentru a depăși limitele tehnicilor tradiționale. Această nouă abordare identifică cu precizie relațiile cauzale, oferind în același timp o măsură probabilistică a intensității acestora. Aplicată datelor de fuziune nucleară, aceasta a confirmat influența cauzală a încălzirii prin rezonanță ciclotronică ionică (ICRH) asupra accidentelor dinți de fierăstrău, aliniindu-se cu descoperirile anterioare obținute prin diferite metodologii și extinzând analiza la domeniul spatio-temporal.
• In această etapă, echipa proiectului s-a concentrat, de asemenea, pe dezvoltarea unor modele de regresie pentru transportul turbulent ionic în dispozitivele WPTE. Aceste modele vor fi ulterior testate și comparate cu date experimentale și rezultate girocinetice. Lucrarea de față a avut ca scop stabilirea metodologiei pentru construirea unor astfel de instrumente înaintea unei campanii de validare. Ca etapă pregătitoare, au fost realizate teste suplimentare, corecții și îmbunătățiri de programare ale codului propriu T3ST, care evaluează coeficienții de transport în echilibre axisimetrice de tokamak utilizând câmpuri aleatoare generate sintetic ca substitut pentru turbulența electrostatică.Au fost selectate două descărcări reprezentative, TCV (#81500) și WEST (#54178). Fișierele de echilibru G-EQDSK au fost extrase de pe serverele LAC și Cephelee și preprocesate folosind scripturi Wolfram Mathematica dezvoltate în etapele anterioare ale proiectului. Din cauza datelor experimentale limitate, turbulența în aceste cazuri a fost modelată folosind spectrul standard de tip drift ITG/TEM al T3ST, permițând variația independentă a parametrilor 𝛷, 𝜆ₓ, 𝜆𝑦, 𝜆𝑧, 𝜏𝑐, 𝑘₀ și 𝐿𝑛.
• Au fost efectuate două seturi de simulări. În primul, parametrii individuali ai turbulenței au fost variați pe intervale relevante, arătând că aproximațiile Padé (2,2) descriu cu acuratețe dependențele de un singur parametru și reproduc tendințele analitice cunoscute. Al doilea set, mai extins (1000 de rulări), a explorat întregul spațiu 5D (𝛷, 𝜆ₓ, 𝜆𝑦, 𝑘₀, 𝐿𝑛) pentru a ajusta un model de regresie Padé (3,3) pentru coeficienții de transport. Modelul a atins erori globale sub 20%, cu o acuratețe mai mare pentru difuzie decât pentru convecție. Cazul WEST a prezentat performanțe generale mai bune, probabil datorită geometriei magnetice mai puțin alungite și mai puțin triunghiulare.

(Stânga) Proiecția în plan poloidal a distribuției particulelor test de tip gyrocentru obținută în regim asimptotic. Linia neagră indică LCFS, iar linia portocalie tubul de flux local (TCV #81500). (Dreapta) Grafic de regresie care compară difuziile (stânga) și convecțiile (dreapta) obținute cu codul T3ST (axa x) și modelul de regresie (axa y) pentru baza de date de antrenare (roșu) și setul de validare (albastru). Validitatea predicțiilor regresiei poate fi evaluată urmărind linia 𝑦 = 𝑥 (negru) și limitele 𝑦 = (100 ± 20%)𝑥 (verde). Datele sunt obținute pentru cazul descărcării WEST #54718 la t = 1 s și la rază mediană, dominată de turbulență de tip ITG.

• Importanta determinarii profilului factorului de siguranta 1 este legata de perturbatia centrala de tip 1/1, care se dezvolta fie ca un fenomen de reconectare declansat de un factor de siguranta in axa magnetica subunitar, fie ca o perturbatie 1/1 de tip de inter-schimb, atunci când factorul de siguranta în apropierea axei magnetice este usor supraunitar; ambele fenomene determina o aplatizare a temperaturii centrale si conduc ulterior la restabilirea unui profil al factorului de siguranta care previne aparitia unui profil de tip „dinte de fierestrau” (sawtooth). A fost propus un model teoretic pentru a descrie modul 1/1 si pentru a afla în continuare profilul dinamic al factorului de siguranta in axa magnetica, ca indicator al activitatii de tip sawtooth sau al declansarii mecanismului de pompare a fluxului magnetic. Amplitudinea câmpului magnetic-eroare corespunzator modului 1/1 este furnizata pentru a verifica influenta acestuia asupra dinamicii perturbatiei centrale, care ar putea afecta fenomenele ulterioare legate de stabilitatea centrala a plasmei. În acest scop, indiferent daca localizarea modului este disponibila sau nu, suntem capabili sa o determinam teoretic.

Descarcarea AUG nr. 36663: (a) amplitudinea experimentala vs teoretica a perturbatiei 1/1 si a campului magnetic-eroare asociat, (b) frecventa perturbatiei 1/1 experimentala vs teoretica si  (c) locatia calculata a modului 1/1.

Sistemul de împrăștiere Thomson (TS) al JT-60SA este necesar pentru a măsura profilele temperaturii electronilor (Te) și densității electronilor (ne) și reprezintă un diagnostic standard în experimentele de tip tokamak. Deoarece laserele YAG pot funcționa la putere ridicată și cu o rată mare de repetiție, un sistem de împrăștiere Thomson utilizând un laser YAG (sistem Thomson YAG) poate măsura evoluția temporală a profilelor Te și ne pe întreaga durată a descărcării. Sistemul Thomson YAG a fost utilizat în JT-60U și va fi reutilizat și în JT-60SA. Ulterior, s-a decis achiziționarea unui nou laser.

Două diagnostice de împrăștiere Thomson sunt planificate să fie instalate pe JT-60SA pentru a măsura profilele temperaturii și densității electronilor în plasma, în planul ecuatorial: unul dedicat regiunii centrale a plasmei (P2), iar celălalt regiunii de margine (P1). P1 eșantionează profilul de margine cu 50 de poziții spațiale, iar P2 profilul central cu 46 de poziții, corespunzând unui număr de 96 de fascicule de fibre optice și 96 de policromatoare. Unele dintre canalele P1 vor fi utilizate pentru măsurători în regiunea centrală.

Acest proiect abordează exclusiv sistemul P1 (regiunea de margine). Rezultatele obținute în cursul anului 2025 se referă la fabricarea sistemului TS și a spectrometrului VUV.

Sistemul VUV cuplat la camera de vid a fost ambalat și expediat către ENEA (sosire la ENEA, Roma, la 18 septembrie 2025).

Sistemul de diaganoza TS livrat la QST, Naka, Japonia, 2025

The main results obtained in the framework of the complementary research are the followings:

Disruptiile reprezintă un potențial obstacol în calea dezvoltării unui reactor de fuziune tomakak. Deoarece consecințele lor pot fi cu atât mai severe cu cât dispozitivele sunt mai mari, în următoarea generație de mașini acestea vor trebui gestionate cu atenție de la începutul funcționării. Pe de altă parte, în cazul noilor dispozitive care intră în funcțiune, acoperirea diagnostică este de obicei limitată și nu va exista nicio oportunitate de a colecta multe exemple pentru antrenarea clasificatorilor tradiționali de învățare automată. Prin urmare, este important să se dezvolte predictori care pot funcționa în mod ideal satisfăcător fără antrenament și cu informații de diagnostic minime. O tehnică capabilă să satisfacă aceste cerințe este descrisă în lucrarea de față. Aceasta se bazează pe convertirea seriei temporale de semnale macroscopice de bază, cum ar fi curentul plasmatic sau amplitudinea modului blocat, într-un șir de simboluri, înainte de cuantificarea complexității secvențelor rezultate cu entropia de permutare. Aplicarea la un set mare de date de descărcări de JET cu un perete metalic a oferit rezultate foarte interesante. Pe lângă performanțele statistice bune, timpii de avertizare sunt suficienți nu numai pentru atenuare, ci și pentru prevenirea majorității evenimentelor perturbatoare. Transferul tehnicii la JET cu un perete de carbon a fost, de asemenea, destul de încurajator și, prin urmare, se propune implementarea abordării în mașini noi, cum ar fi JT-60SA și DTT.

Evoluția în timp a semnalelor brute cu negru și entropia de permutare corespunzătoare H cu albastru pentru unele descărcări reprezentative. Primele două rânduri: curentul plasmatic I. Ultimele două rânduri: amplitudinea modului blocat ML. Linia roșie verticală indică începutul stingerii curentului.

.

Statistici generale ale rezultatelor obținute pentru descărcările disruptive ale bazei de date JET cu peretele metalic utilizând semnalul de amplitudine în mod blocat.

	Correct predictions %	Missed disruptions %	Early Alarms %	Tardy Alarms %
				False Alarms %
Dinamica simbolica	97.64	0.0	2.14	0.22
				7.27
Amorsarea regimului haotic	96.2	2.34	1.4	0.06
				6.30
Schimbare de paradigma	98.6	1.17	1.4	0.20

• În cursul anului 2025 a fost studiată interacțiunea dintre transportul neoclasic și cel turbulent în plasmele de tokamak, utilizând codul T3ST recent dezvoltat (un cod lagrangian cu particule test) și concentrându-se asupra modului în care coliziunile și turbulența influențează împreună fluxurile de particule. O motivație centrală a lucrării este testarea a două ipoteze folosite in teoria transportului turbulent în fuziune: P1: fluxurile de particule totale sunt egale cu suma contribuțiilor neoclasice și turbulente calculate independent; P2: fluxurile neoclasice dispar în absența coliziunilor. Pentru a analiza aceste ipoteze, am introdus o nouă descompunere a fluxului de particule în subcomponente neoclasice și turbulente, fiecare asociată cu coeficienți de transport parțiali derivați din traiectorii lagrangiene. Rezultatele noastre analitice și numerice arată că P1 este formal incorectă: atunci când sunt prezente atât coliziuni, cât și turbulență, apare o difuzie sinergică, aproximativ proporțională cu produsul coeficienților de difuzie neoclasici și turbulenți calculați separat. Această sinergie amplifică fluxurile turbulente, în timp ce fluxurile neoclasice rămân în mare parte neafectate de turbulență. În schimb, P2 este validă: componenta neoclasică a transportului dispare într-adevăr atunci când turbulența este prezentă, dar coliziunile lipsesc. În final, am investigat modul în care parametrii echilibrului magnetic, precum factorul de siguranță, forfecarea magnetică și razele majoră și minoră, influențează transportul turbulent. Am constatat că aceste dependențe apar în mod natural din structura traiectoriilor neoclasice în cadrul propagatorului lagrangian.

Difuzia sinergica exactă(roșu) și aproximația sa de interpolare (albastru) ca funcții de  și (a). Histograma raportului dintre valorile exacte și cele aproximative pe grila 2D (b).

• •    E prezentata, pe scurt, o noua metoda de localizare a perturbatiilor din instalatia tokamak JET, bazata pe cunoasterea amplitudinii acestora. Pornind de la testarea cu succes a modelului perturbatiilor MHD (Miron (JET Contributors) 2021 Nucl. Fusion 61 106016) în raport cu rezultatele experimentale de la JET, modelul e implementat inversat pentru a determina localizarea modurilor. Amplitudinea modului experimental joaca, de data aceasta, rolul datelor de intrare, cu scopul de a obtine, în mod invers, locatia perturbatiilor. Precizia locatiei calculate este conditionata de o buna regasire teoretica a amplitudinii si frecventei experimentale a modului. Pe baza conditiilor initiale alese, locatia de determinat este cea asociata cu cea mai buna regasire posibila mentionata. Fiabilitatea modelului nostru asigura, în esenta, determinarea locatiei adecvate. Nu se utilizeaza profiluri de date privind factorul de siguranta si viteza de rotatie a plasmei. Metoda a fost testata si verificata intensiv pentru a deveni o alternativa valida la tehnicile obisnuite de localizare a perturbatiilor.

Descarcarea JET nr. 100815: Valorile experimentala vs. calculata ale (a) amplitudinii, (b) frecventei si (c) locatiei perturbatiei 2/1. Barele de eroare gri se datoreaza erorilor datelor de intrare HRTS (furnizoare de date ale temperaturii ionice si vitezei de rotatie toroidala a plasmei). Barele de eroare roz reprezinta diferentele dintre pozitiile a doua canale consecutive ECE (de masurare experimentala a locatiei) ce corespund unei diferenta de faza  a frecventei la suprafata de rezonanta a perturbatiei 2/1.

Publicatii:

Articole stiintifice

• Craciunescu, T., Murari, A., Rossi, R., Vega, J., Gelfusa, M., Symbolic dynamics for disruption prediction in case of data scarcity and diagnostic limitations (2025) Plasma Physics and Controlled Fusion, 67 (8), art. no. 085009DOI: 10.1088/1361-6587/adf463
• G. Miron et al, A theoretical method for mode localization, Nuclear Fusion 65 (2025) 056031, https://doi.org/10.1088/1741-4326/adcc42
• D.I. Palade and L.M. Pomârjanschi, Effects of neoclassical dynamics and equilibrium on turbulent transport in tokamaks, submitted to Physics of Plasmas.
• D.I. Palade and L.M. Pomârjanschi, “T3ST code: turbulent transport in tokamaks via stochastic trajectories”, 2025 Nucl. Fusion 65 086007.
• Rossi, R., Murari, A., Craciunescu, T., Wyss, I., Mazon, D., Pau, A., Costantini, A., Gelfusa, M., Time-resolved, physics-informed neural networks for tokamak total emission reconstruction and modelling (2025) Nuclear Fusion, 65 (3), art. no. 036030 DOI: 10.1088/1741-4326/adb3bc
• Rutigliano, N., Rossi, R., Murari, A., Gelfusa, M., Craciunescu, T., Mazon, D., Gaudio, P., Physics- informed neural networks for the modelling of interferometer-polarimetry in tokamak multi- diagnostic equilibrium reconstructions (2025) Plasma Physics and Controlled Fusion, 67 (6), art. no. 065029 DOI: 10.1088/1361-6587/addde6
• Peluso, E., Craciunescu, T., Apruzzese, G.M., Belpane, A., Palomba, S., Senni, L., D’Agostino, V., Gelfusa, M., Gaudio, P., Boncagni, L., Maximum likelihood bolometric tomography for DTT diagnostic  design(2025) Fusion Engineering and Design, 215, art. no. 114947 DOI: 10.1016/j.fusengdes.2025.114947
• Peluso, E., Apruzzese, G.M., Belpane, A., Palomba, S., Senni, L., Giovannozzi, E., D’Agostino, V., Craciunescu, T., Gelfusa, M., Gaudio, P., Boncagni, L., Initial design of a real-time and an intershot bolometric data exploitation strategy for DTT, (2025) Journal of Instrumentation, 20 (5), art. no. C05001 DOI: 10.1088/1748-0221/20/05/C05001
• R.Rossi, A.Murari, T.Craciunescu, N.Rutigliano, I.Wyss, J.Vega, P.Gaudio, M.Gelfusa, On the Use of Autoencoders to Study the Dynamics and the Causality Relations of Complex Systems with Applications to Nuclear Fusion, Computer Physics Communications, in review.
• Marcer, G., Dal Molin, A., Nocente, M., Rebai, M., Rigamonti, D., Angelone, M., Bracco, A., Camera, F., Cazzaniga, C., Craciunescu, T., Croci, G., Dalla Rosa, M., Fugazza, S.L., Giacomelli, L., Gorini, G., Kazakov, Y., Khilkevitch, E., Muraro, A., Panontin, E., Perelli Cippo, E., Pillon, M., Putignano, O., Scionti, J., Shevelev, A., Tardocchi, M., Absolute measurement of the deuterium- tritium reaction gamma-ray emission in magnetic confinement fusion plasmas, (2025) Nuclear Fusion, 65 (8), art. no. 086036 DOI: 10.1088/1741-4326/adeea7
• F.A. D’Isa, S. Soare, A. Fassina, N. Hajnal, A. Kornev, A. Makarov, Y. Ohtani, M. Akimitsu, J. Ayllon-Guerola, M. Cavinato, L. Giudicotti, G. Phillips, V. Raimondi, C. Sozzi, R. Pasqualotto, JT- 60SA edge Thomson scattering procurement and tests, Fusion Engineering and Design, Volume 220, 2025, 115300, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2025.115300.

Participari la conferinte internationale

• A. Murari, R. Rossi, T. Craciunescu, J. Vega, M. Gelfusa, When Explainable AI is not enough: Informed Machine Learning to Combine Fidelity and Interpretability, Sixth IAEA Technical Meeting on Fusion Data Processing, Validation and Analysis9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• T. Craciunescu, A. Murari, R. Rossi,M. Gelfusa, Prediction of Fusion Plasma Disruption Prediction based on Time Series Complexity Changes Detection, 8th CHAOS 2025 International Conference will take place in Athens, Greece, 17 – 20 June, 2025 (oral)
• – T. Craciunescu, A. Murari, R. Rossi,M. Gelfusa, Nuclear Fusion Plasma Disruptions Forecasting by Time Series Analysis, 11th International conference on Time Series and Forecasting, ITISE 2025, July-16th-18th, 2025, Gran Canaria, Spain (poster)
• T. Craciunescu, A. Murari, R. Rossi, J. Vega, M. Gelfusa, Time series methods for fusion plasma disruption prediction, Sixth IAEA Technical Meeting on Fusion Data Processing, Validation and Analysis 9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• L.M. Pomârjanschi, D.I. Palade, Neoclassical Effects on Turbulent Transport in Tokamak Devices, 51st EPS Conference on Plasma Physics, 7 – 11 July 2025, Vilnius, Lithuania (poster);
• L.M. Pomârjanschi, D.I. Palade, Collisional Effects on Turbulent Transport in Tokamak Devices, International Conference on Plasma Physics and Applications (CPPA), 3 – 5 Sept. 2025, Bucharest, Romania (poster).
• M. Gelfusa, R. Rossi, T. Craciunescu, J. Vega,, A. Murari, A Comprehensive Strategy of Disruption Prediction to Avoid the Collapse of the Configuration in the Next Generation of Tokamak Devices, Sixth IAEA Technical Meeting on Fusion Data Processing, Validation and Analysis9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• I. Wyss, A. Murari, T. Craciunescu, R. Rossi, M. Gelfusa, Latest Developments of the Maximum Likelihood Approach to Tomography for both Offline and Real Time Investigation of the Total Emission of Radiation, Validation and Analysis9–12 Sept 2025, Fudan University, Shanghai, China (oral)
• R. Rossi M. Gelfusa, T. Crraciunescu, J. Vega, A. Murari, Avoiding the Collapse of the Tokamak Configuration: an AI based Control Strategy for Reactor Grade Devices, International Conference on Diagnostics For Fusion Reactors: the Burning Plasma Era (ICFRD2025), 1–5 Sept 2025 Varenna, Villa Monastero (oral)
• G. Miron et al, Testing the modes coupling effect on flux pumping in plasmas, P4.194, 51st EPS Conference on Plasma Physics, 7-11 July 2025, Vilnius, Lithuania.
• D.I. Palade, “T3ST code: Turbulent Transport in Tokamaks via Stochastic Trajectories”, 51st EPS Conference on Plasma Physics, 7 – 11 July 2025, Vilnius, Lithuania; (poster)
• D.I. Palade, “Non-linear transport coefficients in inhomogeneous magnetized plasmas”, International Conference on Plasma Physics and Applications (CPPA), 3 – 5 Sept. 2025, Bucharest, Romania (oral)