• 한국진공학회지
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• 제16권6호
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• pp.483-488
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• 2007

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 전류전송계 (Current Feeder System)는 4.5 K의 저온에서 운전되는 초전도자석과 300 K의 실온에서 운전되는 전원장치 (Magnet Power Supply)를 전기적으로 연결하는 장치이다. 전류전송계는 최대 35 kA의 DC 전류가 인가되는 TF 자석용 및 350초간 20$\sim$26 ㎄의펄스 전류가 인가되는 PF 자석용으로 분리되어 있으며 리드박스 내부는 전류인입선, 초전도버스라인, 열차폐체 및 냉각라인 등이 설치되어 있다. 리드박스와 초전도버스라인 진공덕트는 KSTAR 주장치와는 별도로 진공배기 시스템이 구축되어있으며, 전체적으로 아령 형상을 하고 있는 진공공간을 효율적으로 진공배기하기 위하여 버스라인 덕트와 주장치 저온용기 사이에 진공 분리막 (Vacuum Separator)이 설치되어 있다. 진공배기를 위한 초벌배기계는 로터리펌프 및 부스터펌프 (Mechanical Booster Pump)로 구축되었으며 고진공 배기계는 4대의 크라이오펌프 (Cryo-pump)로 구축되었다. 진공장치 운전을 위해 PLC 기반의 로컬 제어시스템을 구축하였고 장치 안전을 위한 자체 인터록과 중앙인터록 시스템 및 중앙제어연계시스템이 함께 구축되어 있다. 전류전송계 설치완료 후 진공배기 시운전을 통해 배기시스템의 자가진단 및 리드박스 내부에 설치되어 있는 헬륨배관의 진공누설검사를 완료하였으며, 액체질소를 사용하여 전류인입선 냉각시험을 완료하였다.

• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.22-26
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• 2011

As new one of superconducting power supplies, we proposed an HTS flux pump utilized a solar energy system. As an eternal electric energy can be converted by the solar system, the solar energy system is promisingly applied as an energy source in the power applications. Especially, since the solar energy system played a role in conventional utility power, total power consumption of the flux pump system are provided by solar energy. That means its operating efficiency is remarkably improved compared with developed flux pumps. A solar energy system is comprised of solar panel, photo-voltaic (PV) controller, converter and battery. The HTS flux pump consists of an electromagnet, two thermal heaters and a Bi-2223 magnet. In this paper, we describe the possibility the fusion technology between superconducting power supply and solar energy system. As a fundamental step, the fabrication, structure and experimental results are explained.

• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제19권4호
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• pp.31-39
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• 2017

European R&D on designing their version of a DEMO fusion tokamak has recently resulted in the testing of a prototype $Nb_3Sn$ Cable-in-Conduit Conductor (CICC) for the DEMO TF coil. The characteristics and reported results of low temperature performance tests with the prototype CICC sample are compared with those from CICC samples incorporating other recent $Nb_3Sn$ cable designs. The EU-DEMO TF CICC prototype shows performance characteristics similar to that of the ITER CS CICC with short twist pitch. This is a first for a CICC sample that does not have a circular cross section. Assessment of its internal magnetostatic self-field suggests that a reduction in the internal self-field due to the rectangular geometry of the EU-DEMO TF CICC prototype compared to one with a circular geometry may have contributed to the performance characteristics showing current sharing temperature ($T_{cs}$) initially increase then stabilize with repeated electromagnetic loading, similarly to ITER CS CICC results. However, constraints on the internal self-field are not a sufficient condition for this $T_{cs}$ characteristic to occur.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2012년도 추계학술대회 논문집
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• pp.243-244
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• 2012

ITER 초전도자석 전원공급장치에서 고장의 종류는 단락, 단락 외 컨버터 내부고장 그리고 여러 외부요인에 의한 고장 크게 세 가지로 구분된다. 여기서 단락 외 컨버터 내부고장과 외부요인에 의한 고장은 보호시스템 및 장치의 동작으로 인해 피해가 축소된다. 하지만 단락시에는 보호시스템이 동작하더라도 단락전류가 매우 커 큰 피해를 줄 수 있다. 또한 ITER 초전도자석 전원공급장치는 운전 중 발생 가능한 부하의 단락으로부터 초전도자석 및 다른 장치 등을 보호하기 위하여 ITER에서 요구하고 있는 FSC(Fault Suppression Capability: 고장 억제 능력) 조건을 만족해야 한다. FSC 조건에서 전원공급장치는 출력에서 300 kA의 단락전류가 흐를 경우에도 80 ms(50 Hz, 4주기)동안 전기적 고장 없이 견뎌야 한다. 본 논문에서는 전원공급장치에서 발생될 수 있는 주요 단락 항목을 소개하고, 최악의 조건에서 단락전류에 의한 전원공급장치의 고장해석을 통해 FSC 요건을 만족하는 소자 선정 및 구조설계의 적합성을 검증한다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2012년도 추계학술대회 논문집
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• pp.245-246
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• 2012

ITER 초전도자석 전원공급장치의 예비설계가 실제 크기 6펄스 R&D 컨버터의 제작 및 시험결과를 기반으로 수행되었다. ITER 컨버터는 자체적으로 지지되는 알루미늄 버스바 구조로 제작되며, 이 버스바에 양면 클램핑 방식으로 조립되는 Thyristor 스위치는 4인치 규격으로써 컨버터의 종류에 따라 한 개의 암 당 8 - 16 개의 소자가 병렬로 구성된다. ITER 컨버터 예비설계는 알루미늄 버스바 구조설계, 컨버터 냉각설계, 컨버터 전기회로 설계, 컨버터 고장해석 및 보호설계, 시험절차 및 요건 등을 포함하며, 본 논문에서 그 설계결과를 기술한다. ITER 컨버터는 예비설계 결과를 기반으로 상세설계 및 제작설계를 거친 후 제작된다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2012년도 추계학술대회 논문집
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• pp.251-252
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• 2012

ITER(국제핵융합실험로) 제어시스템은 중앙제어와 Plant System으로 구성되며 CODAC, Central Interlock, Central Safety System으로 구분된다. 초전도자석에 전류를 공급하는 AC/DC 컨버터 시스템은 2상한, 4상한 구조의 전원 장치, 초기 플라즈마 발생에 필요한 Switching Network Unit, 코일에 저장된 에너지의 급속 방전을 위한 Fast Discharge Unit 및 무효 전력 보상장치로 구성된다. 4상한 전원장치는 1, 2, 4, 6대의 전원 장치가 직렬 접속되어 무효전력 발생이 최소로 하도록 제어된다. 대용량의 무효전력이 급격히 변화는 환경에서 계통 전압을 유지하기위해 무효전력보상장치는 각 전원 장치가 예측한 무효전력 값을 이용하여 제어한다. 본 논문은 ITER 전원 장치를 운전하기 위한 제어시스템의 개요와 예비설계 결과이다.

• Journal of Electrical Engineering and Technology
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• 제1권3호
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• pp.359-365
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• 2006

Since the start of the KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) project, Instrumentation and Control (I&C) of the Neutral Beam Test Facility (NB-TF) has been striving to answer diverse requests arising from various facets during the project's development and construction phases. Hard-wired electrical circuits have been designed, tested, fabricated, and finally installed to the relevant parts of the system. In relation to the vacuum system I&C, controlling functions for the rotary pumps, a Roots pump, two turbomolecular pumps, and four cryosorption pumps have been constructed. I&C for the ion source operation are the temperature and flow rate signal monitoring, Langmuir probe signal measurements, gradient grid current measurements, and arc detector circuit. For the huge power system to be monitored or safely operated, many temperature measurement functions have also been implemented for the beam line components like the neutralizer, bending magnet, ion dump, and calorimeter. Nearly all of the control and probe signals between the NB test stand and the control room were made to be transmitted through the optical cables. Failures of coolant flow or beam line vacuum pressure were made to be safely blocked from influencing the system by an appropriate interlock circuit that will shut down the extraction voltage application to the system or prevent damages to the vacuum components. Preliminary estimation of the beam power through the calorimetric measurement shows that 87.9% of the total power of the 60kV/18A beam with 200 seconds duration is absorbed by the calorimeter surface. Most of these I&C results would be highly appropriate for the construction of the main NBI facility for the KSTAR national fusion research project.

• 한국초전도저온공학회:학술대회논문집
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• 한국초전도저온공학회 2002년도 학술대회 논문집
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• pp.259-262
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• 2002

Cable-in-Conduit Conductors (CICC) have been used for fabrication of nuclear fusion magnets. Bending process is included in fabrication of superconducting magnet such as termination of conductors. Because of plastic deformation by bending process, there can be a large residual stress and change of shape in bent conductors. Void volume fraction in conductors is also changed by bending process. In this study, Commercial code was used to analyze the bending process at various bending curvature radius. The calculated residual stress of conductors bent at less than about 40cm curvature radius exceeded the allowable stress.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.240-240
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• 2011

The first neutral beam injector (NBI-1) has been developed for the Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) tokamak. A first long pulse ion source (LPIS-1) has been installed on the NBI-1 for an auxiliary heating and current drive of KSTAR core plasmas. Performance of ion and neutral beam extractions in the LPIS-1 was investigated initially on the KSTAR NBI-1 system, prior to the neutral beam injection into the main plasmas. The ion source consists of a JAEA magnetic bucket plasma generator with multi-pole cusp fields and a set of KAERI prototype-III tetrode accelerators with circular apertures. The inner volume of plasma generator and accelerator column in the LPIS-1 is approximately 123 liters. Final design requirements for the ion source were a 120 kV/ 65 A deuterium beam and a 300 s pulse length. The extraction of ion beams was initiated by the formation of arc plasmas in the LPIS-1, called as an arc-beam extraction method. A stable ion beam extraction of LPIS-1 has been achieved up to an 100 kV/42 A for a 4 s pulse length and an 80 kV/25 A for a 14 s pulse length. Optimum beam perveance of 1.21 microperv has been found at an accelerating voltage of 80 kV. Neutralization efficiency has been measured by using a water flow calorimetry (WFC) method of calorimeter and an operation of bending magnet. The full-energy species of ion beams have been detected by using the diagnostic method of optical multichannel analyzer (OMA). An arc efficiency of the LPIS was 0.6~1.1 A/kW depending on the operating conditions of arc discharge.