• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.719-720
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• 2004

A multi-megawatt long pulse ion source (LPIS) of neutral beam injector was developed for the KSTAR. Beam extraction experiments of the LPIS were carried out at the neutral beam test stand (NBTS). Design requirements for the ion source were 120 kV/65 A deuterium beam and a 300 s pulse length. A maximum ion density of $9.1310^{11}$ $cm^{-3}$ was measured by using electric probes, and an optimum arc efficiency of 0.46 A/kW was estimated with ion saturation current of the probes, arc power, and total beam area. An arcing problem, caused by the structural defect of decelerating grid supporter, in the third gap was solved by the blocking of backstream ion particles, originated from the plasma in the neutralizer duct, through the unnecessary spaces on the side of grid supporter. A maximum drain power of 1.5 MW (i.e. 70 kV/21 A) with hydrogen was measured for a pulse duration of 0.5 s. Optimum beam perveance was ranged from 0.75 to 0.85. An improved design of accelerator for the effective control of beam particle trajectory should provide higher beam perveance.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3342-3351
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• 2023

High-density polyethylene (HDPE) pipelines in nuclear power plants (NPPs) have to meet high requirements for seismic performance. HDPE pipes have been proved to have good seismic performance, but joints are the weak links in the pipelines, and pipeline failures usually initiate from the defects inside the joints. Limited data are available on the seismic performance of butt-fusion joints of HDPE pipelines in NPPs, especially in terms of defects changes inside the joints after earthquakes. In this paper, full-scale shaking table tests were performed on a test section of suspended HDPE pipelines in an NPP, which included straight pipes, elbows, and 10 butt-fusion joints. During the tests, the seismic load-induced strain of the joints was analyzed by strain gauges, and it was much smaller than the internal pressure and self-weight-induced strain. Before and after the shaking table tests, phased array ultrasonic testing (PA-UT) was conducted to detect defects inside the joints. The locations, numbers, and dimensions of the defects were analyzed. It was found that defects were more likely to occur in elbows joints. No new defect was observed after the shaking table tests, and the defects showed no significant growth, indicating the satisfactory seismic performance of the butt-fusion joints.

• 한국진공학회지
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• 제16권5호
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• pp.388-396
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• 2007

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 전류인입선(CL; Current Lead)은 4.5 K의 저온에서 운전되는 초전도 버스라인과 300 K의 실온에서 운전되는 MPS (Magnet Power Supply)를 전기적으로 연결하는 장치이다. 초기 플라즈마 발생시험을 위하여 TF (Toroidal Field) 및 PF (Poloidal Field) 리드박스에 전류인입선이 설치된다. TF 자석용 CL은 17.5 kA급 4 개의 CL에 최대 35 kA의 DC 전류가 인가되며, PF 자석용은 13 kA급 14 개의 CL에 350초간 $20\;{\sim}\;26\;kA$의 펄스 전류가 인가된다. 각각의 전류인입선은 TF 및 PF 자석에 전류를 인가하기 위한 버스라인이 연결되어 있으며, 전류인입선을 통해 초전도 버스라인으로 전달되는 전도열 및 전류인가시 발생되는 주울(Joule) 열을 차단하기 위한 헬륨냉매 제어시스템이 KSTAR 주장치와는 별도로 설치되어 있다. 리드박스 내 외부의 배관 및 제어시스템 설치완료 후 고진공 배기, 헬륨 누설검사, 전류인입선 유량 검사 및 액체질소 냉각시험을 실시하여 장치의 성능검증을 완료하였다.

• 전력전자학회논문지
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• 제27권5호
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• pp.397-401
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• 2022

The construction of the ITER tokamak machine is ongoing at a 77% process rate to achieve the first plasma in 2025. The 18 sets of power supply systems comprising 400 MVA thyristor AC/DC converters for the superconducting magnets supplied by Korea (KO) are being installed with other systems, such as PF converters (China), DC busbars (Russia), and cooling water systems (India), in two buildings (Europe). The system interfaces have been defined during the design stage, and the systems have been manufactured. However, during the on-site installation work, several installation and integration issues emerged due to the manufacturing tolerance and design mistakes. To continue the installation and testing, the engineers of each system resolved the interface issues, planned the commissioning, and integrated the test plan. This paper describes the on-site installation status and issues and the commissioning plan of KO AC/DC converters.

• 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.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권4호
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• pp.1399-1404
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• 2010

국내 건설산업이 새로운 도약을 이루기 위해서는 해외 시장에서의 경쟁력 확보와 새로운 시장의 창출이 필요하다. 국제적인 기술경쟁력을 가진 건설 분야와 IT 분야의 융합기술 개발을 통한 국제 경쟁력 확보와 새로운 시장창출은 성공가능성이 매우 높게 평가된다. 그렇지만, 구체적인 실현에 있어서 기술적 장벽뿐만 아니라, 융합개발의 명확한 모델이 정립되어 있지 않기 때문에, 건설 산업 관점에서 융합기술의 가능영역과 적절한 개발모델의 제시가 요구되고 있다. 건설 분야의 IT 융합기술은 생산성 향상과 노동력 절감 및 유지관리 구조물의 생애주기 비용절감을 통한 경쟁력 강화 분야와 u-city와 같은 수요창출형 신상품의 개발로 구분될 수 있다. 특히, IT 융합기술 개발 단계에서 건설사 관점에서 철저한 수요중심의 접근과 빠른 IT 기술발전에 대응하는 전략이 요구되며, 융합개발의 주도그룹을 선두로 선순환적인 순환모델을 적용하는 전략이 효과적일 것이다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2009년도 정기총회 및 추계학술대회 논문집
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• pp.296-298
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• 2009

Ac-dc 싸이리스터 컨버터에서 전류기준값의 부호가 변화할 경우에 적분항 초기값을 통해 전류제어 과도특성을 개선하는 연구가 있었다. 이 논문에서는 전류기준값의 기울기에 변화가 있을 때 그 변화를 일으키기 위한 전압을 계산하고 그 값을 점호각 $\alpha$로 환산하여 시스템에 적용시켜 변곡점 부근에서의 전류제어 특성을 개선하는 방법을 제시하였다. 또한 전류기준값에 노이즈가 포함된 경우 LPF 유/무에 따른 특성변화와 노이즈가 포함되지 않은 경우 LPF 유/무에 따른 특성변화를 관찰하였다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2014년도 추계학술대회 논문집
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• pp.179-180
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• 2014

본 연구에서는 회로 시뮬레이션을 통하여 얻은 ITER 전원 장치의 단락 전자기력의 방향과 크기 성분을 유한요소모델에 맵핑(mapping)한 뒤, 구조해석을 수행함으로써, 단락 시의 전자기력이 직접적으로 구조에 미치는 영향을 고찰하였다. 연구결과는 향후 전기적 구조물에 가해지는 다양한 악조건의 복합적 작용 시에 대한 고려에 있어 기초적인 데이터로 이용할 수 있으리라 사료된다.

• 품질경영학회지
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• 제19권2호
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• pp.96-107
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• 1991

At the design stage of a plant, the plausible causes and pathways of release of hazardous materials are not clearly known. Thus there exist large amount of uncertainties on the consequences resulting from the operation of a fusion plant. In order to better handle such uncertain circumstances, we utilize the Probabilistic Risk Assessment(PRA) for the safety analyses on fusion power plant. In this paper, we concentrate on the tritium release accident. We develop a simple model that describes the process and flow of tritium, by which we figure out the locations of tritium inventory and their vulnerability. We construct event tree models that lead to various levels of tritium release from abnormal initiating events. Branch parameters on the event tree are assessed from the fault tree analysis. Based on the event tree models we construct influence diagram models which are more useful for the parameter updating and analysis. We briefly discuss the parameter updating scheme, and finally develop the methodology to obtain the predictive distribution of consequences resulting from the operating a fusion power plant. We also discuss the way to utilize the results of testing on sub-systems to reduce the uncertain ties on over all system.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2010년도 추계학술대회
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• pp.369-370
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• 2010

토카막(Tokamak)형 핵융합실험장치의 초전도전자석 전원공급장치는 수 kV, 수십 kA의 대전력 직류전원를 얻기 위한 ac-dc 컨버터가 필요하다. 이와 같은 고전압, 대전류 사양을 얻기 위하여 일반적으로 thyristor ac-dc 컨버터를 사용하며, 필요한 전류사양을 충족하기 위하여 다수의 대전류용 thyristor 소자를 병렬로 연결하여 각 암(arm)의 스위치를 구성한다. 이와 같이 다수의 반도체 스위치 소자를 병렬로 연결하여 사용하는 경우에는 각 단위 소자별 전압강하, 직렬회로 임피던스 및 전류 경로 차이 등의 이유로 균등한 전류 배분을 얻기가 쉽지 않다. 본 논문에서는 각 암(arm)마다 8개씩의 대전류 thyristor 를 병렬로 연결 구성하여 제작한 시작품 단상 컨버터에 대한 전류배분 실험을 실시하고 그 결과를 분석 및 정리한다.