• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.297-297
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• 2010

KSTAR 토카막의 두번째 실험 캠페인 동안 고속파 전자가열 (FWEH)을 위한 ICRF 고주파입사 실험을 실시하였다. 토로이달 자기장은 2 T, 플라즈마 전류는 200-300 kA, 주반경은 1.8 m, 부반경은 0.5 m의 원형 플라즈마가 가열 대상이 되었으며, 네개의 ICRF 안테나 전류띠 가운데 중심부의 두개의 전류띠를 최대 300 kW로 구동하기 위한 운전 주파수는 44.2 MHz가 선택 되었다. 이 주파수는 플라즈마의 모든 영역에서 이온 사이클로트론 공명을 일으키지 않으므로 플라즈마에 흡수되는 대부분의 출력은 전자에게 전달될 것으로 기대되었다. 낮은 고주파-플라즈마 결합으로 인하여 전송선의 최대 고주파 전압이 허용치를 초과하기 때문에 비교적 낮은 최대 출력만이 허용 되었으나, ECE에 의해 관측된 전자의 온도는 국지적으로 최대 150 % 까지 증가하는 것을 확인 할 수 있었다. 낮은 고주파-플라즈마 결합의 첫번째 원인은 FWEH의 효율이 이온을 가열할 때 보다 상대적으로 낮기 때문이다. 플라즈마 내에 이온 사이클로트론 공명층이 형성되면 높은 효율로 고주파를 입사 할 수 있다는 것은 잘 알려진 사실이다. 또다른 원인은 D 형상의 플라즈마에 맞도록 만들어진 안테나와, 원형 플라즈마간의 부조화로 인하여 고속파 차단층이 (Fast Wave Cutt-off Layer) 평균적으로 넓게 형성되기 때문이다. 플라즈마 외곽에 반드시 존재하는 낮은 플라즈마 밀도의 고속파 차단층 내부에서, 중심부로 향하는 고주파의 진폭은 지수함수로 감쇠하므로 가능하면 플라즈마 밀도를 높여 차단층 자체의 폭을 줄이거나, 안테나 전류띠를 플라즈마에 바짝 접근시켜야만 한다. 고주파 진단 장치로는 송출기의 출력과 반사파 측정 장치, 공명루프의 전압 측정 장치가 있는데, 이것들을 이용하여 안테나에 전달되는 출력 및 고주파-플라즈마 결합 효율을 나타내는 플라즈마에 대한 고주파 부하 저항을 구할 수 있다. 측정 결과, 부하 저항의 최소값은 진공시 또는 ICRF만의 방전시의 값 0.25 Ohm 보다 큰 0.5 Ohm을 나타냈으며, 최대값은 플라즈마의 상태에 따라 1 Ohm에서 2 Ohm 사이에서 매우 빠르게 요동하는 것을 확인했다. Mm 파 반사계의 측정에 의하면 플라즈마 언저리의 위치가 약 3 cm 정도의 크기로 요동하는 것으로 나타났는데, 부하 저항과 언저리 위치의 파형이 정확하게 일치하지 않지만 유사한 경향성을 가진 것으로 보인다. 따라서 플라즈마 언저리 위치의 제어를 통하여 가열 효율을 높게 유지할 수 있음을 알 수 있다. 본 발표에서는 실험의 소개와 함께 부하 저항의 관점에서 가열 효율을 높일 방안을 토론하도록 한다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.08a
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• pp.319-319
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• 2011

KSTAR ICRF 안테나 장치에서 외곽 플라즈마 밀도분포는 고주파 출력이 내부로 전달되는 효율을 위해 중요하게 다루어 진다. 따라서 1.5T의 자기장에서 플라즈마에 간섭없이 0~$10^{14}/cm^3$의 외곽 플라즈마 밀도분포를 측정할 수 있는 Q-band 대역의 x-mode 반사계가 필요 하였다. 헬리콘 플라즈마는 $10^{13}/cm^3$ 이상의 높은 플라즈마 밀도를 수 kW 이내의 rf power와, 수 MHz 대역의 고주파원을 사용하여 높은 에너지 효율로 얻을 수 있다. 이때 높은 플라즈마 밀도는 외곽 플라즈마 밀도 와 비슷하여 제작한 반사계를 테스트 할 수 있다. 본 연구에서는 x-mode microwave 반사계를 제작하고, 1kW rf power와 10MHz 고주파원으로 헬리콘 플라즈마를 생성하여 정전 탐침으로 진단하였고, 반사계의 Q-band대역의 주파수를 가변 하여 반사되어 나오는 마이크로파의 beat 주파수를 통해 밀도 분포를 얻어서 정전탐침과 비교 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2015.08a
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• pp.141.2-141.2
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• 2015

교류임피던스 측정기법을 이용하여 전기화학적으로 외부환경에서 소재 금속까지 물질 및 전하이동에 관한 임피던스 측정이 가능하며 도막의 부식 및 노화정도 및 내식성의 평가가 가능하여 산업체에서 널리 이용되고 있다. RPCS(Remote Plasma Cleaning Source)는 패널 및 반도체 제조공정에서 CVD 증착공정 후 챔버 내부에 입혀지는 Si(실리콘)을 화학적으로 세정하기 위한 F(불소) Radical을 공급하는 원격 고밀도 플라즈마를 발생시키는 제품이다. RPCS의 바디는 알루미늄을 사용하고 절연 및 플라즈마에 대한 내구성을 확보하기 위해 아노다이징 코팅을 한다. 반응기 내벽의 표면이 공정 플라즈마에 노출될 때 소재는 화학적으로 매우 활성이 높은 라디칼과의 반응뿐만 아니라 이온의 충격을 동시에 받게 되며 이 과정에서 다량의 불소 (Fluorine) 라디칼과 전계에 반응한 이온의 운동에 노출되면서 아노다이징 코팅이 손상되는데 이는 기기의 수명 단축 및 파티클을 발생시키며, Arc의 원인이 되기도 한다. 실제 사용 환경에서는 기기의 분해 없이 아노다이징의 상태를 주기적으로 모니터링 하기가 대단히 어려워, 정기적으로 교체하고 있는 실정이다. 본 연구에서는 RPCS내 발생된 플라즈마 현상을 컨덕터로 활용하여 고주파 리액턴스를 임피던스로 환산하여 아노다이징 코팅의 손상 정도를 진단 및 모니터링하였다. 아노다이징이 손상된 내부 블럭과 정상상태인 내부 블럭의 임피던스를 비교하였고, 아노다이징 두께별 임피던스를 측정하였다. 그 결과 아노다이징 절연막이 손상된 블록의 임피던스가 정상 블록에 비해 낮았으며 두께별 임피던스도 비례함을 알 수 있었다. 향후에는 장기간 현장에서 축척되어진 시험데이터를 바탕으로 아노다이징 코팅의 수명예측진단 시스템을 구축하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.08a
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• pp.1-1
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• 2010

핵융합에너지는 1930년대 한스 베테에 의해 태양과 별 에너지의 근원임이 밝혀진 후 소핵 폭탄실험 성공으로 그 위력적인 에너지를 인공적으로 만들 수 있음을 세상에 드러내게 된다. 그 뒤 이 에너지의 평화적인 이용 노력이 시작되었고 1958년 스위스에서 핵융합에너지의 평화적 이용에 대한 첫 국제회의가 열리게 되면서 에너지원으로서의 연구를 통해 냉전시대의 경쟁 대상의 과학기술의 하나로 부각되면서 눈부신 성능 향상을 보여주게 되었다. 아직 여러 어려운 관문이 남아있지만 기후변화와 에너지원 고갈에 의한 새로운 에너지원에 대한 강력한 필요성이 제기되면서 ITER와 같은 대형 국제공동연구시설 건설이 시작되었고 2030년대에는 최초의 핵융합발전소를 건설하려는 꿈도 그려가고 있다. 핵융합에너지를 얻는 방식에는 여러 방법이 시도되었는데 현재는 자기장을 이용해 플라즈마를 핵융합반응이 일어나기에 충분한 시간동안 가두는 자기핵융합방식과 관성으로 플라즈마를 가두는 관성핵융합방식으로 크게 구분할 수 있다. 자기핵융합방식의 경우 플라즈마를 만들고 가열하여 핵융합반응 확률이 높은 고온으로 가열하고 그 조건을 오래 지속시키는 기술들이 필요한데 이 기술들은 오늘날의 거의 모든 극한기술들이 망라되어 적용되는데 초전도, 고주파/ 초고주파, 대전력 공급, 대형 시설 실시간 제어기술, 대규모 신호처리기술, 고온 플라즈마 진단 기술, 대규모 시스템 시뮬레이션 기술 등이 그것이다. 여기에 또한 중요한 기술의 하나로 초고진공 기술이 필요하다. 이러한 기술이 집약되고 서로 통합되어 하나의 목적을 위해 쓰여지도록 고안되고 만들어진 장치가 자기핵융합 장치이며 따라서 현대의 자기핵융합장치들은 굉장히 복잡하며 대형 시설로 지어질 수밖에 없다. 우리나라는 1970년대 말부터 소형의 플라즈마 연구시설을 시작으로 자기핵융합 연구를 시작하면서 인력 양성을 시작하였으며 가속기 등 대형 연구시설이 본격적으로 지어지던 1990년대에 세계적으로 유래가 없는 초전도 자기핵융합장치인 KSTAR장치 건설 프로젝트를 시작하게 되었다. 총 11년이 넘는 건설기간 동안 여러 학교와 연구기관, 그리고 산업체가 참여하여 성공적으로 시운전을 실시하였으며 당당히 세계적인 장치를 통한 핵융합연구 대열에 동참하게 되었다. 이를 통한 기술 개발의 결과로 국제적 공동연구장치 ITER의 건설사업에 참여하게 되었고 KSTAR와 ITER를 통해 핵융합 에너지 상용화 기술 개발을 국가적인 기술개발의 목표로 결정하고 연구개발계획을 전략적으로 세워 진행하고 있다. 이번 논문에서는 자기핵융합의 특징과 연구 동향을 통해 우리나라의 기술 수준을 조망하고 특히 진공 기술 분야와의 상호 의존적 영향 분석을 통해 공동의 발전 방향을 모색해 보려고 한다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2014.11a
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• pp.26-26
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• 2014

식품포장재용 SiNx 박막을 합성하였다. SiNx 박막은 박막이 투명하고 낮은 투습도를 가지고 있어 식품포장재뿐 아니라 유기소자디스플레이에서도 활발히 연구되고 있다. 이 연구에서는 SiNx 박막을 PECVD를 통한 저온 공정으로 PET 기판 위에 합성하여 높은 투과도를 가지며 낮은 투습도를 갖는 박막을 합성하였다. 박막 합성 중의 플라즈마 특성을 알아보기 위해 Optical Emission Spectroscopy (OES)를 통한 플라즈마 진단을 하였으며, 박막의 특성을 알아보기 위해 FT-IR, UV-visible, MOCON 테스트 등을 하였으며, $7.6{\times}10^{-3}g/m^2/day$의 투습도를 갖는 것을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.200-200
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• 2011

Although the cut-off probe, a precise measurement method for the electron density, is widely used in the industry, the physics on the wave spectrum of the cut-off is not understood yet, only cut-off point frequency containing the information of electron density has been analyzed well. This paper analyzes the microwave frequency spectrum of the cut-off probe to see the physics behind using both microwave field simulation (CST Microwave Studio) and simplified circuit simulation. The result shows that the circuit model well reproduces the cut-off wave spectrum especially in the low frequency regime where the wavelength of the driving frequency is larger than the characteristic length and reveals the physics of transmission characteristics with frequency as resonances between vacuum, plasma and sheath. Furthermore, by controlling the time domain in solver of the microwave simulator, the cut-off like transmission peaks above the cut-off frequency which has been believed as cavity effect is verified as chamber geometry effect. The result of this paper can be used as the basis for the improvement of cut-off probe.

• Journal of Technology Innovation
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• v.22 no.4
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• pp.145-164
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• 2014

Nuclear fusion is one of the most promising options for generating large amounts of carbon-free energy in the future. Major countries such as China, EU, and Japan have established a national plan for DEMO construction and they are implementing it. Korea has started a nuclear fusion research and development by the KSTAR project started in 1995. There are matured needs for a full-scale research and development initiatives to ensure competition with the major countries for DEMO as well as achieve the final goal to commercialize fusion energy. In this paper, we apply the TRL and AHP methods in order to identify the key technologies to conduct DEMO R&D. We propose the priorities of future R&D on DEMO by deriving a core technology in the field. At first, we review the scientific theory of fusion and trend of progress of DEMO activities in major countries. For previous studies, we review TRL and AHP methods to examine the technology classification system of DEMO and identify key technologies. We apply TRL method to identify readiness level of DEMO technologies and AHP to compensate shortcoming of TRL. The key technologies of DEMO to be secured from a synthesis result of the TRL and AHP are burning plasma, plasma facing material, structural material, high frequency heating, neutral particle beam, safety, plasma diagnostic, and simulation technologies.