• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.08a
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• pp.249-249
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• 2010

핵융합로에서는 디버터의 열부하에 대한 안전성을 고려하기 위해 열전도도 및 열 저항성이 높은 텅스텐이 대면 물질로 고려되고 있으며, 경제적인 측면과 실용성 측면에서 텅스텐블록을 직접 제작하여 사용하는 것보다 텅스텐코팅이 효과적이라는 의견이 지배적이다. 또한 ASDEX Upgrade 에서는 탄소블럭에 텅스텐을 코팅하여 챔버 외벽 및 디버터 영역까지 구성하여 캠페인을 진행하였고, 재료적인 측면에서 안정성을 확인 하였다. 따라서 본 연구에서는 디버터 및 챔버외벽 등에 대한 대면물질을 구성하기 위해 상압 열플라즈마 제트를 이용하여 고온에서의 용융 및 냉각을 통해 모재에 텅스텐 피막을 적층하는 과정을 수행하고 있다. 기존의 연구를 통해 일부 공정 변수에 대해서는 이미 적정한 범위의 공정조건을 확보하였고, 기공도와 산화도 및 부착력 등의 물성치에 대한 추가적인 향상을 위해 주요 공정 변수에 집중하여 최적의 조건을 탐색하는 과정이 진행 중이다. 이를 위해 출력증가실험의 일환으로서 기존 36kW급 플라즈마 토치 전력을 한 단계 끌어 올려 48kW급 전력까지 단계적으로 상승시킴으로써 이에 따른 물성치 변화를 검증하고 있다. 현재 44kW 급까지 실험이 수행되었으며, 이를 통해 공극률 감소 및 미세구조 변화에 대한 결과를 얻었다. 실제로 토치의 출력을 증가시킴으로서 텅스텐 피막의 물성치가 변화하는 메커니즘은 플라즈마 제트의 중심부 온도 및 축방향 속도에 의해 결정된다. 중심부 온도가 상승하게 될수록 코팅을 위해 분사되는 분말의 용융률은 증가하지만 분말 외벽에 산화텅스텐이 형성될 가능성은 증가하게 되며, 플라즈마 제트의 모재를 향상 축방향 속도가 증가할수록 용융 된 분말이 모재에 증착 시 형성하는 형태가 원형에 가깝게 되므로 기공이 감소하는 효과가 발생한다. 특히 용융된 분말의 증착 형태는 모재의 온도 및 분말의 입사속도에 결정적이 영향을 받게 되며, 결국 모재와 분말사이의 습윤성에 의한 분말 분산속도가 분말의 입사속도에 버금갈 경우 분말은 모재 위에서 효과적으로 원형으로 전이하며 적층하게 된다. 이러한 전이 현상은 앞에서 언급한 모재의 온도 등에 의해 결정적으로 영향을 받게 되며, 모재의 온도가 전이온도 이하일 경우 폭파형태에서 원형으로 분말의 증착 형태가 전이하게 된다. 이외에 추가적으로 진행하고 있는 연구는 코팅 전처리에 해당하는 분말 효과이며, 특히 탄화텅스텐 분말을 통한 재료적 auto-shroud 효과와 미세분말을 이용한 분말 표면열속의 증가에 따른 용융률 증가효과를 연구에 포함할 계획이다. 이러한 연구는 열적, 그리고 재료적 해석을 바탕으로 해석적 접근을 통해 이루어진다.

• 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.

• The Korean Journal of Applied Statistics
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• v.12 no.2
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• pp.335-345
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• 1999

시뮬레이션 실행 시간이 매우 오래 걸려서 보통 이용하는 비선형최고제곱법으로는 시뮬레이션의 입력 파라메터(또는 절대 상수)를 추정하기 힘든 경우의 추정 문제를 통계적인 메타모델을 이용하여 해결하는 방법에 대하여 기술하였다. 미리 답을 알고 있는 장난감 모형을 이용하여 절대 상수를 추정하기 위해 사용되는 세가지 통계적 메타모델들(전통적 희귀모형, 공간적 선형모형 그리고 projection pursuit 희귀모형)의 성능을 비교하였다. 그 결과 일양 크리깅(universal Kriging)에 의한 공간적 모형이 가장 우수하였고, 이를 실제 핵융합 시뮬레이션 자료에 적용하여 절대 상수를 추정하였다.

• Proceedings of the KWS Conference
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• 2008.05a
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• pp.13-13
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• 2008

• 전기의세계
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• v.34 no.8
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• pp.470-475
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• 1985

우주물질의 대부분이 플라즈마 상태에 있지마는 지구상에서는 천둥이 칠 때 생기는 방전이나 극지방에서 볼 수 있는 오로라와 같이 극히 일부분이 자연상태의 프라즈마로 존재한다. 지금까지 플라즈마의 이용은 그것이 내는 밝은 빛을 이용한 조명이나, 높은 열을 이용한 용접이나 절단이 고작이었으나, 최근에 들어 초고온, 고밀도 플라즈마를 이용한 핵융합 에너지 연구나 Free Electron Laser나 Gyrotron과 같이 새로운 Radiation Source로써 종래의 Source가 만들지 못하던 주파수 영역이나 Glow Discharge에서 생기는 저온 Plasma를 이용한 Plasma Etching PECVD(Plasma Enhanced CHemical Vapor Deposition), Plasma Ashing, Sputtering등은 VLSI의 제조에 필요불가결한 공정의 일부분이 되고 있다. 앞으로 수회에 걸쳐 본 기술해설란을 통하여 이들 Plasma의 이용 기술을 소개하고자 하며 본회에서는 그중에서 Plasma Etching에 대해서 그 원리와 기술상의 특징을 살펴보고자 한다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2006.05a
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• pp.438-443
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• 2006

• Nuclear industry
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• v.26 no.9 s.283
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• pp.70-78
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• 2006

이 보고서는 국제원자력기구(IAEA, International Atomic Energy Agency) 회원국의 요청에 의해 매2년마다 발간되는 “원자력 기술 분석(Nuclear Technology Review)을 요약한 것이며, 2005년 말을 기준으로 발간된 것이다. 원 보고서에 포함된 내용은 원자력 발전, 핵융합, 핵연료, 방사성 동위원소 및 방사선, 관련 연구 개발 등에 대한 오늘과 향후 발전상을 검토한 것이나 여기서는 원자력 발전을 중심으로 요약했다. 보다 궁금한 사항은 IAEA 연례보고서인 2006년 Annual Report에서도 볼 수 있으며 홈페이지인 WWW.iaea.org을 방문하여 영어로 된 보고서를 접할 수 있다. 이 보고서를 요약한 것은 IAEA에서 보는 각국 및 세계 원자력의 현황과 전망을 소개함으로써 국내의 많은 원자력 가족 및 원자력산업에 조금이라도 도움이 되었으면 하는 데 있다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.211-212
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• 2011

플라즈마를 제어하기 위해서는 플라즈마의 온도, 밀도, 에너지 분포등과 같은 플라즈마의 특성을 정확히 측정할 수 있어야한다. 핵융합발전에서는 플라즈마를 발생하기 위하여 플라즈마의 온도, 밀도 등 각종 변수들을 시공간적으로 계측, 분석할 수 있는 진달설비를 사용하고 있으며, 정확한 플라즈마 제어와 측정을 위한 새로운 진단기술을 개발하고 있다. 그리고 중요한 변수중에 하나인 플라즈마 이온온도를 측정하기 위해 중성입자 검출법이 잘 알려져 있다. 이 실험은 수소 중성입자가 토카막 내부의 플라즈마 이온과 충돌하면서 생성된 고속 중성입자의 에너지를 분석하는 실험이다. 본 연구의 실험방법은 수소 중성입자를 이온빔 장치에서 이온화 시킨 후 자체 제작한 가속기를 통하여 가속시켜 에너지 특성을 분석을 하는 것이다. 본 연구의 실험장치로 에너지 교정용 100 keV 이온빔 소스를 제작 하였고 이온빔 장치 내부에 수소기체를 주입하고 기체방전을 일으켜 플라즈마를 발생시켰다. 이온빔 외부에는 팬을 설치하고 전도성이 강한 물 대신 전도성이 약한 오일을 사용하여 냉각 하였다. 이온빔 장치와 결합될 이온 가속장치는 지름 300 mm, 두께 2 mm의 원형 구리판을 여러층으로 쌓아 전극으로 제작하였고 전극과 전극 사이에서 코로나 방전과 스파크를 방지하기 위해 전극 둘레에 코로나링을 설치 하였다. 또한 전극 사이마다 1G${\Omega}$의 저항을 설치한 후 고전압을 생성하여 이온 가속 효율을 증대시켰다. 진공시스템으로는 Alcatel사의 CFF100 터보분자 펌프와 우성진공사의 MVP24 진공로타리펌프를 결합하여 사용하였으며, 진공도측정은 Alcatel사의 ACS1000 장치를 사용하였다. 고진공후 고속 중성입자의 이온화와 에너지 측정을 위한 전하교환기를 설치하였다. 전하교환기로는 진공시스템을 별도로 설치하고 비용이 비교적 많이 드는 기체형 전하교환기 대신 소형화가 가능하고 유지보수가 좋은 고체형 전하교환기 제작하여 실험 하였다. 전하교환기에서 이온화된 고속 중성입자가 전기장이나 자장에 영향을 받았을때 에너지분포를 디텍터를 통해 측정하였다. 즉, 이온화된 중성입자의 에너지가 실리콘 다이오드를 통해 전압 펄스 신호로 변환되고 이차 증폭기를 통해 전압 펄스 신호들이 증폭한다. 에너지 측정을 위한 디텍터는 소형화가 가능하고 비용이 비교적 적게 드는 실리콘 다이오드를 설치하였다. 본 연구결과 중성입자 에너지 분석 장치가 실제 핵융합 장치의 플라즈마 이온온도와 특성 측정에 적용할 수 있으며, 앞으로 개발될 여러 형태의 응용 플라즈마 발생장치의 플라즈마 진단에 이용될 것으로 기대한다.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.23 no.6
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• pp.81-89
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• 2019

This study deals with a process for recovering hydrogen isotopes from fusion exhaust gas. The goal of this process is to remove impurities, maximally recover only pure hydrogen isotopes. Experiments using hydrogen and deuterium were conducted to confirm the possibility of the recovery of hydrogen isotopes. In the exhaust gas containing H₂, impurities was removed in the membrane process, and only pure H₂ was recovered. And the H₂ in the exhaust gas of the He-GDC(Glow Discharge Cleaning) process was recovered using a cryogenic adsorption process. In addition, HAZOP analysis was performed for qualitative risk assessment. For scenario analysis, the damage prediction ALOHA program was used to calculate the range of influence. Finally measures were sought to improve safety.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.2
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• pp.141-153
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• 1992

Excess tritium analysis was peformed to verify whether or not cold fusion occurs during electrolysis of heavy water in the current density range of 83~600 mA/$\textrm{cm}^2$ for a period of 24 ~ 48 hours with use of palladium electrodes of seven different processing treatments and geometries. The extent of recombination of D$_2$ and $O_2$gases in the electrolytic cell was measured for the calculation of accurate enthaplpy values. The behavior and interaction of hydrogen atoms with defects in Pd electrodes were examined using the Sieverts gas charging and the positron annihilation(PA) method. Slight enrichment of tritium observed was attributed to electrolytic enrichment but not to the formation of a by-product of cold fusion. The extent of recombination of D$_2$and $O_2$gases was 32%. Hence the excess heat measured during the electrolysis was considered to be due to the exothermic reaction of recombination but not to nuclear fusion. Lifetime results from the PA measurements on the Pd electrodes indicated that hydrogen atoms could be trapped at dislocations and vacancies in the electrodes and that dislocations were slightly more preferred sites than vacancies. It was also inferred from R parameters that the formation of hydrides was accompanied by generation of mostly dislocations. Doppler broadening results of the Pd electrodes indicated that lattiec defect sites where positrons were trapped first increased and then decreased, and this cycle was repeated as electrolysis continued. It can be inferred from PA measurements on the cold-rolled Pd and the isochronally annealed Pd hydride specimens that microvoid-type defects existed in the hydrogen-charged electrode specimen.