• 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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• 1999.07a
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• pp.46-46
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• 1999

터보분자펌프(turbomolecular pump, TMP)는 각종 연구장비, 반도체 제조장치, 가속기, 핵융합 실험 장치 등 여러 분야에서 가장 널리 쓰이는 고진공 펌프로서 자리잡고 있다. 이런 TMP의 광범위한 사용에도 불구하고 성능평가에 관한 통일된 규격이 마련되어 있지 않다. 국제 규격협회(ISO)의 터보분자펌프 성능평가방법 시안을 토대로 제정중인 KS 규격은 아직 실험적인 근거를 자체적으로 가지고 있지 못하므로 앞으로 각 항목들에 대한 많은 실험이 수행되어야 한다. TMP의 성능을 나타내 주는 항목들 중 배기속도(pumping speed)와 압축비(compression ratio)는 가장 중요한 것들로서 다른 고진공 펌프 및 TMP 상호간의 성능을 비교할 수 있는 기본 항목이라 할 수 있다. 본 실험에서는 종래의 단순 TMP와 큰 기체유량에서도 안정된 배기속도를 유지하는 복합터보분자펌프(compound molecular pump, CMP)의 배기속도와 압축비 및 임계배압(critical backing pressure)을 KS 규격안대로 시험 평가하여 안의 평가방법과 기준의 타당성을 검토하고, 두 가지 다른 방식의 펌프에 적용할 수 있는지를 검토하였다. TMP 및 CMP 흡기구에 표준용기를 부착하고 수소 및 질소 기체를 사용하여 흡기구 압력을 변화시키면서 배기속도 및 압축비를 측정하고 배기구 압력을 변호시키면서 최대압축비 및 임계배압을 측정하였다. 흡기구의 압력측정에는 인출형 전리진공계(EG)를 사용하였고, 배기구의 압력측정은 전기용량의 격막진공계(CDG)와 피라니 진공계로 측정하였다. 진공계는 모두 회전식 점성진공계(SRG)로 교정한 후 사용하였다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.11a
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• pp.1262-1267
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• 2003

TF magnet structures are the main structural components in the KSTAR magnet systems to protect the superconducting coils from mechanical, electrical, and thermal loads. TF coil structure supports CS and PF coil system. The inter-coil structure contains adjustable shear keys and conical bolts to provide pre-loading in toroidal direction and to resist against in-plane and out-of-plane forces that are the most critical loads on the TF magnet system. The conical bolts and shear keys are specially designed to assemble easily and to provide a convenient accommodation for a good alignment. The connection plate that is one of the prototype fabrications had been manufactured to study adjustability of conical bolts and shear keys for assembly of TF coil structure. We could measure the misalignments at the keyways and conical holes with the misalignment measuring instrument.

• KSBB Journal
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• v.5 no.3
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• pp.255-261
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• 1990

Cell fusion between complementary mutants isolated from astaxanthin-producing yeast, Phaffia rhodozyma, was carried out to obtain astaxanthin-overproducing strains by protoplast fusion technique. The frequency of protoplast fusion was ranged from 2.3$\times$10-5 to 6.0$\times$10-5, and nuclear fusion in the cells of hybrids was demonstrated by several techniques such as isolation of recombinants after mitotic segregation of parental genetic markers, estimation of DNA content, direct observation of nuclei with nuclear staining, and comparison of survival rate to UV exposure. One of several hybrids, Fl, showed approximately 3-fold increase in astaxanthin content when compared with wild parent.

• Journal of the Korean Vacuum Society
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• v.16 no.4
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• pp.235-243
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• 2007

Nowadays, in our country, large vacuum chambers for huge experimental facilities such as the tokamak fusion device, high power neural beam test stand, and space simulator have been constructed. In such a vacuum chamber of very large size, it is quite complicate to check on leakage quantitatively, while the probability of a leak is relatively high. To investigate the feasibility of applying reliably a helium leak detection to the huge vacuum chambers, and to find a reasonable methodology of choosing an optimum set-up for leak detection, several virtual constructions of the leak detection system have been analyzed by calculating the pressure distribution in the system and the helium level in the sensor part.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.511-511
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• 2012

핵 융합로는 고밀도, 고에너지 플라즈마에 지속적으로 노출되며 고열부하 및 중성자, 플라즈마 이온에 의한 물성변화에 대한 다양한 핵 융합로 구축 재질의 실험데이터가 요구된다. 특히 핵 융합 반응의 핵심연료인 삼중수소의 재질별 누설거동 특성은 삼중수소의 블랑켓에서의 증식율, 열 교환기 및 공급과 회수과정에서의 손실율, 저장, 취급 및 차폐 등의 계산에 활용되므로 핵 융합로의 안전성과 경제성 확보 측면에서 매우 중요하다. 따라서 핵 융합로 구축 재질 선정시 삼중수소의 누설거동 특성은 반드시 고려되어야 한다. 본 연구는 삼중수소 누설거동 특성 해석을 위한 기초실험으로, 수소동위원소를 사용하는 누설거동실험 장치를 설계 제작하여 누설 거동실험을 수행하였다. 누설 가스로는 수소를 사용하였고, 시편은 스테인레스 스틸(SUS-304)을 사용하였으며, 시편의 가열온도는 500, 600, 700, $800^{\circ}C$에서 각각 수소누설거동 실험을 실시하였다. 수소에 대한 SUS-304 재질의 permeability, diffusivity, solubility에 대한 실험 결과를 발표하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.539-539
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• 2012

전북대학교 고온플라즈마 응용연구센터는 교육과학기술부 기초연구사업 중 고가연구장비 구축사업의 일환으로, 고 엔탈피, 초음속 유동 환경을 모사하여, 항공우주, 군사기기, 핵융합 분야 등의 고온 재료 개발을 위한 기초 연구 장치로써, 0.4MW급 플라즈마 풍동 장치를 구축하고 있다. 0.4MW 플라즈마 풍동 장치의 플라즈마 발생부는 DC 전원 공급장치와 디스크 형태의 양극과 음극 사이에 동일 형태의 간극을 삽입한 0.4MW급 분절형 아크 플라즈마 토치로 구성되었으며, 토치에서 발생된 아크 플라즈마는 노즐을 통과하며 마하 2~4의 초음속을 나타내도록 설계 제작되었다. 시험 챔버는 노즐에서 나온 초음속 플라즈마의 특성 및 재료 시험을 위한 3차원 이송식 기판이 장착되어 있으며, 고 엔탈피 유동을 관측하기 위한 광학창을 구비하였다. 시험 챔버 하류에는 유동 안정을 위한 디퓨저(diffuser)가 설치되어 있으며, 디퓨저(diffuser)로부터 배출되는 고온가스는 열교환기를 통해 냉각된 후 진공펌프를 통해 대기로 배출되게 된다. 장치의 압력조절을 위하여 $1,000m^3/min$의 용량의 진공펌프 시스템이 설치될 예정이며 가스공급장치, 냉각수 공급장치, 디퓨져, 열교환기는 1MW급 용량으로 설계 제작되었다. 본 장치는 400kW의 전원 공급, 15 g/s의 공기유량 주입 시 약 13 MJ/kg의 고엔탈피를 가진, mach 2~4의 초음속 유동을 나타내는 것을 특징으로 한다.

• Journal of Ocean Engineering and Technology
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• v.18 no.2
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• pp.58-63
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• 2004

Reduced Activation Ferritic/Martensitic Steels (RAFs) are leading candidntes for structural materials of a D-T fusion reactor. One of the RAFs, JLF-l (9Cr-2W-V, Ta) has been developed and has shown to have good resistance against high-fluency neutrino irradiation and good phase stability. Recently, in order to clarify the strengthening mechanisms at high temperatures, a new scheme to improve high temperature mechanical properties is desired. Therefore, the test technique development of high temperature creep behaviors for this material is very important. In this paper, the creep properties and creep life prediction, using the Larson-Miler parameter method for JLF-l to be used for fusion reactor materials or other high temperature components, are presented at the elevated temperatures of 50$0^{\circ}C$, 55$0^{\circ}C$, $600^{\circ}C$, $650^{\circ}C$ and 704$^{\circ}C$. It was confirmed, experimentally and quantitatively, that a creep life predictive equation, at such various high temperatures, is well derived mr the LMP method.

• Transactions of the Korean hydrogen and new energy society
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• v.27 no.1
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• pp.22-28
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• 2016

It is necessary to store and supply hydrogen isotopes for Tokamak operation. A storage and delivery system (SDS) is used for storing hydrogen isotopes as a metal hydride form. We designed and fabricated a depleted uranium (DU) bed to store hydrogen isotopes. The rapid storage of hydrogen isotopes is very important not only for safety reasons but also for the economic design and operation of the SDS. The delivery rate at the desorption temperatures without the operation of a dry pump was analyzed in comparison with that with the operation of the dry pump. The effect of the initial desorption temperatures on the dehydriding of the DU without the operation of the dry pump was measured. The effect of the initial desorption temperatures on the dehydriding of DU with the operation of the dry pump was also measured and analyzed. The primary pressure on the desorption temperatures without the operation of the dry pump was analyzed in comparison with that with the operation of the dry pump. The temperature gradient of the coil heater and the primary vessel was also analyzed. Our results will be used to develop pilot scale hydrogen isotope processes. It was confirmed that dehydriding of a medium-scale DU bed has enabled without the operation of the dry pump.

• The Transactions of the Korean Institute of Power Electronics
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• v.14 no.5
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• pp.379-386
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• 2009

This paper investigates the operation of ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor) Vertical Stabilization(VS) converter with circulating current. The VS converter has two subunits in parallel. The subunit is composed two back-to-back 12 pulse thyristor converter in series. The circulating current free technique can not always maintain the closed path for the load current because of a dead time zone of the converter operation at the region of the load current inversion. The complex circulation current technique for the load current inversion with VS converter can achieve the fast response and always maintain the closed path for the load curret. The paper proposes the new circulating current algorithm for the load current inversion of ITER VS converter and proves the performance of the circulating current technique with PSIM simulation study.