• 광학세계
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• 통권100호
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• pp.34-36
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• 2005

레이저 핵융합 반응을 이용하여 중성자를 발생시키는 기술은 레이저 핵융합 발전로의 개발을 위한 중간단계 기술로 알려지고 있으며 선진국들은 이미 거쳐 간 단계라고 할 수 있다. 그러나 국내에서는 아직 레이저 핵융합에 대한 본격적인 연구가 이루어지지 않고 있던 상황에서 최근 한국원자력연구소의 고속 중성자 발생 실험 연구성과는 시사하다 바가 매우 크다고 할 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.42-45
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• 1997

핵융합로 제1벽이 사용수명 동안에 받는 조사량은 300dpa 이상인데, 연구용 원자로에서 이와같은 조사량으로 조사시키기 위해서는 상당히 장기간이 요구된다. 그러므로 핵융합로 제1벽 재료의 연구에서는 중성자 조사 대신에 단시간에 높은 조사량으로 조사시킬 수 있는 싸이클로트론 등 입자가속기를 이용한 이온조사 시험이 활용되고 있다. 따라서 조사 손상에 미치는 이온조사와 중성자조사의 상관성은 대단히 중요하므로 본 연구에서는 이의 상관성에 대해 검토 분석하였는데, 이온조사시 경화가 일정하게 일어나는 plateau, 영역에서는 중성자 조사와 선형 관계가 있으나 경화가 크게 일어나는 peak 영역에서는 중성자 조사에 비해 경화가 크게 일어났다.

• 핵융합뉴스레터
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• 통권46호
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• pp.6-9
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• 2010

2008년 7월 최초 발생 성공 이후 지난 해 본격 가동에 들어서며 기대 이상의 운영성과를 냈던 한국의 태양 KSTAR가 3번째 실험에 들어간다. 금년 실험은 지난해보다 가열장치, 진공용기 내부 장치 등 향상된 장치 성능을 바탕으로 1천만도 이상의 초고온 플라즈마 발생 및 핵융합 반응을 통한 중성자 검출 등을 목표로 한다. 특히 오는 10월 대전에서 열리는 IAEA 국제핵융합에너지 컨퍼런스(FEC)에서 이번 KSTAR의 실험 성과를 발표할 예정으로 어느 때보다 세계 핵융합연구자들의 시선이 KSTAR로 몰리게 될 것으로 기대하고 있다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.118-119
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• 2011

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2012년도 제43회 하계 정기 학술대회 초록집
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• pp.203-203
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• 2012

국제핵융합실험로(ITER)는 2020년경에 제작 설치가 완료될 예정이다. 이 장치에 한국도 시험블랑켓 모듈(Test Blanket Module: TBM)을 장착할 예정이다. 한국은 ITER 참여국 중 유일하게 지름 1 mm의 흑연 페블에 SiC를 코팅한 중성자 반사 재료를 채택한 것이 특징이다. 중성자 반사재료를 이용하게 되면 독성이 강한 중성자 증배재인 Be의 양을 줄일 수 있다. SiC 코팅은 여러 가지 방법이 알려져 있지만, 지름 1 mm 내외의 흑연 페블에 SiC를 골고루 코팅하기 위해서는 여러 가지 기술이 가미되어야 한다. 본 연구에서는 CVD 및 CVR법을 이용해 SiC를 코팅했으며, CVD의 경우 전구체 물질로 $CH_3SiCl_3$가 사용되었으며, 캐리어 가스로는 $H_2$를 사용했다. 그리고 CVR에서는 평균입도 10 ${\mu}m$의 $SiO_2$를 사용했으며, $1,750^{\circ}C$에서 2시간 노출시켰다. 이렇게 얻어진 SiC 코팅은 XRD, EDS, FE-SEM 등을 활용한 여러 가지 분석으로 확인할 수 있었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2016년도 제50회 동계 정기학술대회 초록집
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• pp.425.1-425.1
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• 2016

고온의 플라즈마를 긴 펄스 및 장시간 연속운전 유지기술 개발 및 연구를 위해서는 플라즈마는 더욱 가열되어야 하고, 고온 고밀도의 플즈마 상태를 유지시켜야 한다. 이러한 고성능 플라즈마 개발은 향후 핵융합 에너지의 상용화를 위한 절대필수적 기반기술이다. 현재 KSTAR 토카막에서는 플라즈마를 가열하기 위한 장치들 중 하나로서, 출력 6 MW 급의 중성입자빔을 입사하는 NBI (Neutral Beam Injection) 가열장치가 설치 운영 중에 있다. 이 NBI 가열장치는 진공환경에서 고온, 고압, 고전압 방전 및 수냉 등이 작동 및 운전되고 있기 때문에, 구성 부품 들의 미세한 구조적 결함에도 장치의 치명적 failed로 이어질 수 있다. 이번 연구에서는 NBI 가열장치의 특성상 극한 운전 환경에 있는 진공용기 부품 중 하나 인 빔인출을 위한 가속 그리드 (accelerating grid)의 구조적 손상및 결함 여부를 고속중성자 이미지 기법을 적용하여 내부를 투시 진단하였다. 가속 그리드는 copper로 제작되었고, 빔인출을 위한 원형의 구멍과 냉각관을 가진 평면판 형태로 되었다. 본 연구에서 내부투시 및 진단할 수 있는 고속중성자 이미징 기법의 적용으로 진공용기 부품 및 장치의 구조적 결함 및 손상 여부를 판단 가능하다는 연구 결과를 얻었다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2005년도 제36회 하계학술대회 논문집 C
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• pp.2160-2162
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• 2005

중성자 발생을 위한 구형 집속빔 핵융합 장치 방전의 실험적 결과들이 제시되었다. 실험 장치는 직경 22cm, 높이 20cm의 진공용기 안에 동심원적으로 위치한 구형 양극과 grid 음극으로 구성된다. 진공용기에 아르곤 기체를 주입하고, grid 음극에 펄스 전압을 인가하여 방전을 발생시켰다. 다양한 grid 음극에 대한 방전의 실험적 결과들이 전자적, 광학적으로 측정되었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2015년도 제49회 하계 정기학술대회 초록집
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• pp.255-255
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• 2015

국제핵융합실험로(ITER)의 3대 목표 중 하나는 핵융합로 개발을 위한 삼중수소증식블랑켓 개념을 시험하고 검증하는 것이며, 이를 위해 시험증식블랑켓(TBM, Test Blanket Module) 프로그램을 마련, 각국이 참여할 수 있도록 하고 있다. 한국도 2012년 국가핵융합위원회 결정에 따라, EU, 일본, 중국, 인도와 함께 TBM 프로그램에 참여하고 있으며, 2021년 설치를 목표로 헬륨냉각 고체증식재 개념의 HCCR (Helilum Cooled Ceramic Reflector) TBM을 설계, 개발하고 있다. 한국형 TBM은 총 4개의 서브모듈과 하나의 후벽(Back Manifold, BM) 으로 구성되며, 각 서브모듈은 플라즈마와 대면하는 일차벽(First Wall, FW), 증식재와 증배재, 반사재를 담고 있는 증식영역(Breeding Zong, BZ), 냉각재 매니폴드 및 구조물 역할을 하는 측벽(Side Wall, SW) 등의 기능부품으로 구성되어 있다. 냉각재는 8 MPa, $300-500^{\circ}C$의 고온고압헬륨을 사용하고, Li2SiO4 혹은 Li2TiO4 형태의 Li 세라믹 증식재를 사용하며, 중성자 증배를 위해 Be 증배재 및 흑연 반사재를 사용한다 [1-3]. 2015년 2월 개념설계검토(CDR, Conceptual Design Review)를 위해, TBM-shield를 포함한 TBM-set 설계가 완료되었으며, 열수력, 구조, 지진, 전자기, 복합하중에 대한 평가가 진행되었다. 본 논문에서는 이 중 H/He-phase에 시험될 EM-TBM과 D-T phase에 시험될 INT-TBM에 대한 열수력 성능 결과를 소개하였다[5]. 각각의 열부하 조건은 0.17과 $0.3MW/m^2$이며, 중성자 조사는 D-T phase 에서만 고려되었다. 구조재 및 사용된 기능소재별 온도 요건을 정의하고, 성능해석 결과와 비교하였으며, 이를 통해 모든 온도 요건을 만족함을 최종 확인하였다. 이러한 온도 분포는 열응력 평가를 위해 구조해석 입력자료로 활용되었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2012년도 제42회 동계 정기 학술대회 초록집
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• pp.231-231
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• 2012

7개 나라가 참여해서 공동으로 제작하고 있는 국제핵융합실험로(ITER)는 2020년경에 제작 설치가 완료될 예정이다. ITER 장치에는 6개의 시험 블랑켓 모듈(Test Blanket Module : TBM)이 장착될 예정이며, 그 중에서 한국도 1개를 독자적으로 제작해서 설치할 예정이다. 한국형 헬륨 냉각 고체형 증식(Helium Cooled Solid Breeder : HCSB) TBM이며, 한국은 ITER 참여국 중 유일하게 중성자 반사 재료를 채택한 것이 특징이다. 중성자 반사재료로는 지름 1 mm 내외의 흑연 페블에 SiC를 코팅해서 사용할 예정이다. SiC는 고온저방사화 물질로 차세대 핵융합로의 구조 재료로도 개발되고 있는 물질로, 이렇게 하면 흑연의 단점인 기계적 특성 향상뿐만 아니라, 산화나 화재 등에 대한 사고의 부담도 크게 줄일 수 있는 장점이 있다. 흑연위에 SiC를 코팅하는 방법은 여러 가지가 있으며, 그 중에서 비교적 간단한 건식 방법은 RF Sputtering, PECVD 등이 있다. 건식은 코팅방법이 간단하고 비교적 쉬운 편이지만 페블표면에 양질의 SiC 박막을 얻기가 쉽지 않은 단점이 있다. 이들 방법보다 습식법은 코팅이 까다롭지만 양질의 코팅막을 비교적 쉽게 얻을 수 있는 장점이 있다. CVD의 경우 전구체 물질로 여러 가지 물질이 사용될 수 있으며 대표적으로 $SiH_4$, $Si(CH_3)_4$, $CH_3SiCl_3$ 등이 있으며, 캐리어 가스로는 $H_2$가 사용된다. 이렇게 얻어진 SiC 코팅페블은 흑연에 비해 파괴강도도 향상되고 마모 등에 강한 것을 확인할 수 있었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2016년도 제50회 동계 정기학술대회 초록집
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• pp.205.1-205.1
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• 2016

핵융합로에서 고온, 고에너지 플라즈마에 장기간 노출되는 플라즈마 대면재는 고속 입자와 중성자에 의한 열화 및 침식과 높은 열부하를 견뎌야 하므로 높은 수준의 재료기술과 표면 코팅기술의 개발이 필요하다. 텅스텐은 용융점이 높고, 스퍼터링(Sputtering) 현상이 적으며, Tritium 재침적 현상이 제한되는 우수한 특성 때문에 핵융합로 대면제에 적용하기 위한 다양한 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 VPS(vacuum plasma spray) 장비를 이용하여 5, 10, $25{\mu}m$ 크기의 텅스텐 분말을FM(ferritic-martenitic) steel 기판에 용사 코팅하였다. 입자 크기를 달리하여 제작한 3종의 시편은 시편 전후 두께 및 무게 변화, 현미경이미지, 비커스 경도, 3D 표면 형상, XRD를 이용하여 코팅층의 특성을 평가하였으며, $10{\mu}m$ 크기의 텅스텐 분말 시편이 가장 우수한 특성을 나타내는 것을 확인하였다.