• 한국가스학회지
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• 제23권6호
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• pp.81-89
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• 2019

본 연구는 핵융합 배기가스에서 수소동위원소를 회수하기 위한 공정에 관한 것이다. 이 공정은 불순물을 제거하고 수소동위원소만을 최대로 회수하는 것이 목표이다. 수소와 중수소를 이용한 실험을 통해 수소동위원소의 회수가능성을 확인하고자 하였다. 수소가 포함된 배기가스는 주로 분리막 공정에서 불순물을 제거하여 순수한 수소만을 회수하고, 헬륨-글로우 방전 세척 공정의 배기가스는 초저온 흡착 공정을 이용해서 수소를 회수하였다. 또한 정성적 위험성 평가를 위해 HAZOP 분석을 실시하였다. 시나리오 분석을 위해서 피해 예측 ALOHA 프로그램을 사용하여 영향 범위를 산출하고, 안전성 방안을 모색하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2010년도 제39회 하계학술대회 초록집
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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.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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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.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제26권5호
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• pp.402-408
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• 2015

In D-T fusion reaction, $D_2$ (duterium) and $T_2$(tritium) are used as fuel gas. The exhaust gas of nuclear fusion includes hydrogen isotopes $Q_2$ (Q means H, D or T), tritiated components ($CQ_4$ and $Q_2O$), CO, $CO_2$, etc. All of hydrogen isotopes should be recovered before released to the atmosphere. This study focused on the recovery of hydrogen isotopes from $CQ_4$ and $Q_2O$. Two kinds of experiments were conducted to investigate the catalytic reaction characteristics of SMR (Steam Methane Reforming) and WGS (Water Gas Shift) reactions using Pt catalyst. First test was performed to convert $CH_4$ into $H_2$ using 6% $CH_4$, 6% CO/Ar feed gas. In the other test, 100% CO gas was used to convert $H_2O$ into $H_2$ at various reaction conditions (reaction temperature, S/C ratio, GHSV). As a result of the first test, $CH_4$ and CO conversion were 41.6%, 57.8% respectively at $600^{\circ}C$, S/C ratio 3, GHSV $2000hr^{-1}$. And CO conversion was 72% at $400^{\circ}C$, S/C ratio 0.95, GHSV $333hr^{-1}$ in the second test.

• 반도체디스플레이기술학회지
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• 제21권4호
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• pp.53-58
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• 2022

Shape changes of hard mask play a key role in the aspect ratio dependent etch (ARDE). For etch process using high density and energy ions, deformation of hard mask shape becomes more severe, and high aspect ratio (HAR) etch profile is distorted. In this study, polygonal geometric model for shape-deformation of amorphous carbon layered hard mask is suggested to control etch profile during the process. Mask shape is modeled with polygonal geometry consisting of trapezoids and rectangles, and it provides dynamic information about angles of facets and etched width and height of remained mask shape, providing important features for real-time HAR etch profiling.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2004년도 하계학술대회 논문집 C
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• pp.1823-1825
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• 2004

Spherically convergent beam fusion device accelerate ions, which are generated between outer anode and inner grid cathode, toward the spherical center. The collision of opposite direction ions give rise to fusion reactions. Spherically convergent beam fusion device is very simple and compact, therefore the device has a potential that is applied to a portable neutron source. An experimental device consist of a 20cm-diameter spherical mesh-type anode and 7cm-diameter open spherical grid cathode and was maintained at a constant pressure of about 1333 Pa by feeding argon gas.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2011년도 추계학술대회
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• pp.253-254
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• 2011

ITER AC/DC 컨버터는 ITER(국제핵융합실험로) 초전도자석에 최대 68 kA의 전류를 공급하는 전원장치이다. ITER AC/DC 컨버터 구조물의 재질선정, 구조설계, 구조 및 전자기력 해석 등을 통하여 컨버터 단위모듈의 실제크기 시제품을 제작하여 정격전류(22.5 kA) 및 단락전류(250 kA) 시험을 성공적으로 완료하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.222-222
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• 2004

가압 중수로형 원자력발전소에서는 중수 중의 중수소와 중성자의 반응에 의하여 수소동위원소인 삼중수소(트리튬)가 불가피하게 생성되는데 발전소의 가동 년수가 증가함에 따라 계통내 중수중의 삼중수소 농도도 증가하게 된다. 따라서 계통내 삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 분리하여, 중수는 원자로로 순환하고 분리된 삼중수소는 별도로 저장할 필요가 있다. 이 과정에서 분리$\cdot$농축된 삼중수소는 방사성 물질일 뿐만 아니라 앞으로 핵융합 연구에 매우 중요하게 이용되어야 할 자원이기 때문에 이를 안전하게 저장하기 위한 기술(저장기술)과 경우에 따라 지정된 장소로 운반하기 위한 기술(운반기술)이 필요하다.(중략)

• 한국해양공학회지
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• 제15권3호
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• pp.58-62
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• 2001

The objective of research is to clarify the interaction between dislocations and precipitates during high temperature creep deformation behaviors of high n austenitic steels. After measuring the internal stress in minimum creep rate state under applied stress of 236MPa at 873K, a transmission electron microscope (TEM) observation was performed to investigate the interaction between dislocations and precipitates during high temperature creep deformation. The band widths and values of internal stress increased when the nitride precipitates distribute more densely. Fine nitrides disturbed the dislocation movement with pinning the dislocations and perfect dislocations were separated into Shockley partial dislocations by fine nitrides. Coarse nitrides disturbed the dislocation movement with climb mechanism.

• Journal of Welding and Joining
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• 제21권1호
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• pp.87-92
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• 2003

JLF-1 steel (Fe-9Cr-2W-V-Ta), reduced activation ferritic steel, is one of the promising candidate materials for fusion reactor applications. Tensile properties of JLF-1 base metal and its TIG weldments has been investigated at the room temperature, $400^{\circ}C$ and $600^{\circ}C$. The tensile strength of base metal (JLF-1) showed the level between those of weld metal and the Heat Affected Zone (HAZ). When the test temperature was increased from room temperature to high temperature ($400^{\circ}C$ and $600^{\circ}C$), both strength and ductility decreased or base metal, weld metal and the HAZ. The longitudinal specimens of base metal represented similar strength and ductility at room temperature and high temperature, compared to those of transverse specimens. Little anisotropy for the rolling direction was observed in the base metal of JLF-1 steel.