• 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.

• Korean Journal of Metals and Materials
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• v.49 no.8
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• pp.589-595
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• 2011

Laminated glass fiber-reinforced plastic (GFRP) composites were applied to an insulating structure of a magnet system for a nuclear fusion device. Decreased inter-laminar strength by a strong repulsive force between coils which is induced a problem of structural integrity in laminated GFRPs. Therefore, it is important to investigate the inter-laminar characteristics of laminated GFRP composites in order to assure more reliable design and better structural integrity. Three types of the laminated GFRP composites using a high voltage insulating materials were fabricated according to each molding process. To evaluate the grade of the fabricated composites, mechanical tests, such as hardness, tensile and compressive tests,were carried out. The autoclave molding composites satisfied almost of the mechanical properties reguested at the G10 class standard, but the vacuum impregnation (VPI) and Prepreg composites did not.

• Korean Journal of Metals and Materials
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• v.49 no.10
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• pp.754-759
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• 2011

In this study, the interlaminar fracture behaviors of laminated GFRP composites were investigated, and the results could be used for damage tolerance design based on fracture mechanics. Three types of laminated GFRP composites that can be used as high voltage insulating materials in magnet systems were fabricated in order to study the interlaminar fracture behavior according to the molding process. The values of interlaminar fracture toughness for the VPI, prepreg, and HPL laminate were $1.9MPa{\cdot}^{1/2}$, $1.7MPa{\cdot}^{1/2}$, and $2.2MPa{\cdot}^{1/2}$, respectively. HPL laminate showed the best fracture resistance. The failure modes of HPL and VPI were similar to that of an adhesive joint, and prepreg laminates showed partial cohesive failure mode due to internal voids.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.56 no.2
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• pp.169-175
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• 2018

This study deals with a process for the recovery of hydrogen isotopes from methane ($CQ_4$) and water ($Q_2O$) containing tritium in the nuclear fusion exhaust gas (Q is Hydrogen, Deuterium, Tritium). Steam Methane Reforming and Water Gas Shift reactions are used to convert $CQ_4$ and $Q_2O$ to $Q_2$ and the produced $Q_2$ is recovered by the subsequent Pd membrane. In this study, one circulation loop consisting of catalytic reactor, Pd membrane, and circulation pump was applied to recover H components from $CH_4$ and $H_2O$, one of $CQ_4$ and $Q_2O$. The conversion of $CH_4$ and $H_2O$ was measured by varying the catalytic reaction temperature and the circulating flow rate. $CH_4$ conversion was 99% or more at the catalytic reaction temperature of $650^{\circ}C$ and the circulating flow rate of 2.0 L/min. $H_2O$ conversion was 96% or more at the catalytic reaction temperature of $375^{\circ}C$ and the circulating flow rate of 1.8 L/min. In addition, the amount of $CQ_4$ generated by Korean Demonstration Fusion Power Plant (K-DEMO) in the future was predicted. Then, the treatment process for the $CQ_4$ was proposed and HAZOP (hazard and operability) analysis was conducted to identify the risk factors and operation problems of the process.

• 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.

• Journal of Welding and Joining
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• v.30 no.1
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• pp.51-58
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• 2012

To assess hydraulic connections between sub-components of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) diagnostic port plug, the laser welding and ablation cutting process were investigated in order to be applied the remote handling maintenance. In this study, laser ablation cutting, which vaporizes a small amount of solid material directly into gas by focusing a laser beam of high density energy, is adopted in order to overcome the limitation of the normal laser cutting technology that the head should be placed as close to the work piece as possible to blow out melt metal at a distance. Complete cutting of a work piece is obtained by repetitive multi-passes of the laser beam. The welding and cutting process were tested on the sample work pieces and finally on a prototype of a hydraulic connection module for remote handling. The results showed that this process can be a promising candidate for hydraulic connections by remote handling.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.28 no.10
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• pp.1558-1565
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• 2004

It is important to determine supporting locations for structural stability when a structure is loaded with non-uniform load or supporting locations as well as the number of the supporting structures are restricted by the problem of space. Moreover, the supporting location optimization of complex structure in real world is frequently faced with discontinuous design space. Therefore, the traditional optimization methods based on derivative are not suitable Whereas, Genetic Algorithm (CA) based on stochastic search technique is a very robust and general method. The KSTAR in-vessel control coil installed in vacuum vessel is loaded with non- uniform electro-magnetic load and supporting locations are restricted by the problem of space. This paper shows the supporting location optimization for structural stability of the in-vessel control coil. Optimization has been performed by means of a developed program. It consists of a Finite Element Analysis interfaced with a Genetic Algorithm. In addition, this paper presents an algorithm to find an optimum solution in discontinuous space using continuous design variables.

• Proceedings of the Korea Committee for Ocean Resources and Engineering Conference
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• 2003.10a
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• pp.146-151
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• 2003

Reduced Activation Ferritic/Martenstic (RAFs) are leading candidates for structural materials of D-T fusion reactor. One of The RAFs, JLF-1 (9Cr-2W-V, Ta) has been developed and proved to have good resistance against high-fluency neutrino irradiation and good phase stability. Recently, in order to clarify the strengthening mechanical at high temperature, a new scheme to improve high temperature mechanical properties is desired. Therefore, the creep properties and creep life prediction by Larson-Miller Parameter method for JLF-1 to be used for fusion reactor materials or other high temperature components were presented at the elevated temperatures of $500^{\circ}C$, $550^{\circ}C$, $600^{\circ}C$, $650^{\circ}C$ and $704^{\circ}C$. It was confirmed experimentally and quantitatively that a creep life predictive e벼ation at such various high temperatures was well derived by LMP.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.03a
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• pp.217-217
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• 2003

W-Cu 합금은 우수한 전기적, 열적 특성으로 인하여 열소산재료(Heat sink)로 많이 응용되고 있다. 첨단 전자부품 이외에도 핵융합로의 Diverter가 그 예로서, 내부는 고강도와 고융점의 특성을 요구하는 반면, 외부는 높은 열전도성을 필요로 한다. 그래서 동일한 조성의 일반적인 W-Cu 합금보다 W과 Cu의 조성이 점차적으로 변화하는 경사기능재료(Functionally Graded Materials)가 냉각효율이 클 것으로 기대된다. 현재, W-Cu FGM에 대한 많은 연구가 진행되고 있지만, 그 조성이 연속적으로 변화하는 W-Cu FGM에 대한 연구는 전무한 실정이다 본 연구에서는 방전플라즈마 소결장치(Spark Plasma Sintering System)와 용침고정을 이용하여 연속적인 조성변화를 갖는 W-Cu FGM을 제조하고 그 특성에 관해 분석하고자 하였다. 소결체가 밀도 변화를 갖게 되도록 제작한 특수 경사기능 몰드에 W분말을 장입한 후, 15㎬의 압력하에서 SPS를 이용하여 W소결체를 제조하였다. 제조된 W소결체는 수평관상로에서 수소분위기 하에 Cu 용침을 실시하여 W-Cu FGM을 제조하였다 SEM을 이용한 각 위치별 조직관찰과 Image Analyzer를 이용한 W과 Cu의 면적비, 그리고 비커스경도계에 의한 경도 측정을 실시하였다. 또 열기계적 분석기를 이용하여 측정된 선팽창률로부터 열팽창계수를 구하였다. 80$0^{\circ}C$에서 ？칭하는 반복적인 싸이클을 통해 열충격시험을 실시하였고, Laser flash method로 열확산계수를 측정하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.04a
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• pp.355-358
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• 2003

본 연구에서는 차세대 초전도 핵융합장치(KSTAR)의 가열장치인 중성입자입사장치(NBI : Neutral Beam Injection) 시스템 중 휨 전자석(Bending magnet)의 중요한 파라메타인 전류에 따른 온도상승값과 B-field의 측정을 행하고 그 결과를 나타내었다. 휨 전자석(Bending magnet)은 중성입자입사장치(NBI) 시스템 중 중성화장치(Neutralizer) 후단에 설치되어, 미처 중성화되지 못한 이온들의 케도를 변경시켜 중성입자와 분리되도록 한 후 이온덤프에서 이들 이온들의 에너지가 흡수될 수 있도록 하는 역할을 한다. 사용전원은 15[V], 1200[A]의 가변전원을 사용하였고 전류값 변화에따른 온도상승값은 thermo couple 신호선을 이용하여 측정하였으며, B-field는 3차원 Gaussmeter를 이용하여 측정을 행하였다. 측정된 결과들은 설계시의 값과 비교분석을 행하여 오차를 줄여나가고자 하였고 향후 NBI 주 진공용기에 장착하여 중성입자입사장치의 개발 수행을 행하게 될 것이다.