• Nuclear industry
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• v.14 no.12 s.142
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• pp.36-56
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• 1994

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2013.02a
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• pp.559-559
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• 2013

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 장치는 차세대 에너지원 중의 하나인 핵융합로를 위한 과학기술 기반을 마련하기 위해 개발된 중형급 토카막 실험장치로서 토카막 운전 영역의 확장과 안정성 확보, 정상상태 운전 도달을 위한 방법 연구, 최적화된 플라즈마 상태와 연속 운전 실현 등을 주요 목표로 하고 있다. 이를 위해 핵융합 반응에 의한 점화조건과 가까운 상태로 플라즈마를 가열해주어야 하며, 토카막 장치의 저항가열 이외에도 외부에서 추가 가열이 반드시 필요하다. 중성 입자빔 입사 장치는 현재 토카막에서 사용되고 있는 가열장치 중 가장 신뢰성있는 추가 가열 장치라 할 수 있으며 한국 원자력연구원에서는 1997년부터 KSTAR 토카막 실험 장치에 사용될 중성 입자빔 입사 장치를 개발해왔었다. 중성빔 입사 장치는 크게 이온원, 진공함, 열량계, 진공 펌프, 중성화 장치, 이온덤프와 전자석으로 이루어져 있으며, 이중 이온원은 중성빔의 성능을 좌우하는 핵심적인 장치라 할 수 있다. 최근 한국원자력연구원에서는 2 MW 중성 입자빔 입사장치용 이온원 개발을 완료하여 KSTAR 토카막 장치에 설치하였으며, 2013년 현재 KSTAR에는 총 두 개의 이온원이 장착되어 최대 약 3 MW 이상의 중수소 중성 입자빔을 입사하여 KSTAR 토카막 실험의 H-mode 달성과 운전 시나리오 연구에 많은 기여를 하고 있다. 한국원자력연구원에서 최초로 개발된 이온원은 미국 TFTR 장치에서 사용되었던 US LPIS (Long Pulse Ion Source)를 기본으로 하여 국내 개발을 수행하였다. 이 온원은 크게 플라즈마를 발생시키는 플라즈마 발생부와 발생된 이온을 인출 및 가속시키는 가속부로 구성되는데, 개발과정에서 가장 먼저 KSTAR의 장주기 운전에 적합하도록 플라즈마 방전부와 가속부의 냉각회로를 요구되는 열부하에 맞게 설계 수정하였다. 그 후 플라즈마 방전부는 방전 시간과 안정성, 플라즈마 밀도의 균일도, 정격 운전, 방전 효율 등을 고려하여 수정 보완하며 개발을 진행하여왔다. 가속부의 경우 국내 제작기술의 한계를 극복하기 위해 빔 인출그리드를 TFTR의 US LPIS 모델의 슬릿형 그리드 타입에서 원형 인출구 타입으로 변경하였으며, 이후 가속 전극의 고전압 내전력 문제, 빔 인출 전류와 전력, 인출 빔의 광학적 질(quality), 빔 인출 시간 동안의 안정성 등을 위해 그리드의 크기와 간격, 모양 등을 변경하여 개발을 수 행하여 왔다. 이 논문은 한국원자력연구원에서 개발이 진행되어 왔던 이온원들을 시간적으로 되짚어 보면서 현재까지의 성과와 문제점, 그리고 앞으로의 개발 방향에 대해 논의하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 1999.07a
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• pp.41-41
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• 1999

핵융합 장치의 플라즈마 운행동안 토카막 내벽에 도달하는 온도는 최저 $600^{\circ}C$ 이상이다. 또한 플라즈마 자체와 사용자(User)들의 시료로부터 방출되는 입자들에 의한 내벽 충격(damage)은 장기간의 안정적인 운행 및 연구에 심각한 영향을 미친다. 이러한 이유로 토카막 제작시 내벽 보호재의 선정은 매우 높은 비중을 차지한다. Graphite는 높은 융점과 가공의 용이성으로 토카막 내벽의 보호재로 선호되는 물질이다. 그러나 토카막 용기(vessel)에 사용되는 스테인레스 스틸(AISI 316LN)보다 약 50배 이상의 기체 방출율(outgassing rate)을 가진다. 그러므로 장착 이전의 초기 청정화 과정이 매우 중요하며, 특히 400m2의 약 2톤(2000kg)의 graphite가 사용되므로 대량 처리를 할 수 있는 방법의 선정도 함께 개발되어야 한다. 본 연구팀에서는 처음 10개 회사의 시제품을 검토한 후, 최종 2개 회사의 4가지 종류의 시료를 선정하였다. 선정된 시료는 Union Carbide의 ATJ와 Toyo Tanso의 IG-110, IG-43, Ig-430이다. 시료는 비절삭유(oil-free) 가공에 의해 80$\times$2$\times$3 (mm)의 크기로 제작되었고 에탄올과 메탄올 용액에서 초음파 세척되었다. 건조된 시료는 TDS(Thermal Desorption Spectroscopy) 장치에 장착되어 세 단계의 실험을 하였다. 처음은 승온(상온 ~100$0^{\circ}C$)에 의한 방출 기체의 성분 분석, 두 번째는 장기간 (2주) 대기 노출 후 주요 방출 기체의 온도에 따른 변화, 마지막으로는 특정 기체에서의 장기간 보관후, 주요 방출 기체의 온도에 따른 변화를 조사하였다. 다음 그림 1은 본 연구에서 사용된 TDS 장치의 개략도이고 그림 2는 TDS 장치에 장착 직 후와 대기 중 노출된 시료들의 온도증가에 따른 총 압력의 변화이다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.296-296
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• 2010

핵융합로에서 플라즈마 대항부품(Plasma facing components) 내부에 흡착되는 수소에 대한 조절은 삼중수소의 흡착으로 인한 운전시간 제한뿐만 아니라 원활한 토카막 방전유지를 위하여 매우 중요한 문제이다. 특히 고주파 가열에서는 수소를 소수종으로 사용하는 경우 수소 농도에 대한 수 % 이내의 정밀한 조절이 필요하므로 플라즈마 대항부품 내부의 수소 함유량에 대한 조절이 매우 중요하다. 2009 KSTAR 실험에서는 인보드와 아웃보드에 흑연재질의 플라즈마 대항부품을 사용하였다. 이들은 설치후 진공배기 이전까지 장시간 공기에 노출되었으므로 상당량의 수소와 물이 흡착되었으리라고 예상되었다. 본 발표에서는 잔류가스분석기 및 분광법을 이용하여 토카막 방전중의 수소와 중수소의 비율을 측정하였고 이들을 토카막 방전유지시간, 방전세정과정 등을 매개변수로 분석하였다. 한달여의 토카막 실험을 통하여 플라즈마 대항부품에 대한 활발한 세정활동이 이루어졌음에도 불구하고 중수소에 대한 수소의 농도는 50 % 근방의 값을 유지하였다. 2010년도 실험에서는 신규 설치되는 디버터도 흑연을 사용할 계획이므로 플라즈마 대항부품의 수소흡착량은 더욱 증가할 것이다. 따라서 2010년도에 KSTAR 플라즈마에서 효과적인 고주파 가열을 달성하기 위하여는 강력한 세정 활동을 포함한 수소의 농도 제거활동이 선행되어야한다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.08a
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• pp.323-323
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• 2010

핵융합 플라즈마에서 연료 주입과 불순물 제거는 매우 중요한 과제로서 이를 해결하기 위한 방법으로 Glow Discharge Cleaning, ICRF Wall Conditioning과 같은 방법들을 이용한다. 최근 중국의 EAST 토카막 등에서 이러한 방법보다 보다 간소하고 효과적인 방법의 일환으로 수십에서 수백 kHZ의 HF 대역의 교류전원을 이용하여 플라즈마를 발생하고 이를 토카막 벽면의 Wall Conditioning에 적용하는 방법을 시도했다. 본 연구는 이러한 HF 플라즈마를 KSTAR 토카막 Wall Conditioning에 걱용하기 위한 예비 실험으로 선형 플라즈마 발생장치에 30kHZ 2kW급의 HF 파워를 이용하여 플라즈마를 발생하였다. 운전 압력에 따라 전압과 전류 특성을 파악하고 Langmuir probe를 이용하여 플라즈마 밀도와 온도들의 parameter를 측정하였다. 본 발표에서는 구체적인 플라즈마 발생장치를 소개하고 플라즈마 방전 특성과 parameter들을 보고할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2016.02a
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• pp.414.2-414.2
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• 2016

The optimal configuration of a transmutation reactor based on a low aspect ratio tokamak is determined using coupled analysis of tokamak systems and neutron transport. The inboard radial build of the reactor components is obtained from plasma physics and engineering constraints, while outboard radial builds are mainly determined by constraints on a neutron multiplication, a tritium-breeding ratio, and a power density. It is shown that a breeding blanket model has an impact on the radial build of a transmutation blanket. A burn cycle has to be determined to limit a fast neutron fluence of a plasma facing material below a radiation damage limit.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.1041-1046
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• 1995

KT-2 토카막 플라즈마 귀환제어계를 개념설계 하였다. 본 연구에서는 최적의 자장탐침계구성방법, 수직위치 불안정성에 대한 대책, 플라즈마 파라메타들의 실시간 계산 알고리즘 및 VXI 모듈화된 플라즈마 제어계에 대해 논의한다. KT-2 플라즈마 제어계를 VXI 모듈화된 디지탈방식으로 구성함으로서 빠르고 정확한 제어기능과 동시에 자장탐침 데이타들의 저장 및 다양한 확장성(flexibitities) 등의 기능들을 가질 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.571-576
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• 1997

비원형 토카막 플라즈마의 위치, 형상 및 평형상수들을 신경망 해석법을 이용하여 계산하고 그 결과를 평가하였다. KT-2 토카막에서 가능한 245개의 평형계산 결과에 의해 학습된 신경망은 32개의 자장탐침과 15개의 자속 루프(flux loop)데서의 자장 값들이 입력으로 주어지면, 그에 따른 플라즈마 위치, 형상 및 평형관련 상수들의 값들을 즉시 구해낼 수 있다. 계산결과의 정확성과 앞으로의 연구 방향 등에 대하여 논의한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.577-582
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• 1997

KSTAR 토카막$^1$플라즈마의 전류구동을 위한 RF 안테나 설계시 최적 조건을 2차원 파동 코드와 안테나 모듀울(module)을 이용하여 연구하였다 최적 조건을 얻기 위해 플라즈마와 안테나 매개변수 각각에 대한 부하와 전압정재파비(VSWR)의 관계를 살펴보았다. 계산결과로부터, 송전선의 특성저항 $R_{c}$=50$\Omega$, 안테나 폴로이달(poloidal) 길이 $A_{pl}$ =1.0m, 안테나 사이의 간격 $w_{d}$=4$^{0}$ 근처에서 최적의 안테나 조건을 갖음을 알 수 있었다.

• 핵융합뉴스레터
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• s.47
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• pp.12-13
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• 2010