• 전력전자학회논문지
• /
• 제8권1호
• /
• pp.24-29
• /
• 2003

현재 120kV/70A 고압 스위치가 KSTAR의 NBI 시스템에 사용되기 위하여 대전의 원자력 연구소에 설치되어 있다. NBI 시스템은 아크 발생시 이온 소스를 보호하기 위하여 전압의 빠른 차단 및 빔 전류의 유시를 위하여 전압의 빠른 턴온이 요구된다. 따라서 고압 스위치와 아크 검출회로는 NBI 시스템에서 중요한 부분을 차지하고 있다. 고압의 반도체 스위치는 NBI 시스템 뿐만 아니라 산업전반에서 요구되고 있다. NBI 시스템에 적용된 120kV/70A 고압 스위치는 100개의 MOSFET 소자를 직렬연결하였으며 본 논문에서 제안한 바이어스 전원이 없는 간단한 구동회고를 사용하였다. 실험식에서의 시험 및 현장에서 100kW의 모의 저항부하와 NBI 이온 소스에 적용한 실험결과를 제시하였다. 본 논문은 120kV/70A 고압 MOSFET 스위치와 간단한 게이트 구동회로의 설계를 제시하였으며, 제작 및 시험기간 동안의 문제점 및 해결방안에 대해서도 제시하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 2013년도 제44회 동계 정기학술대회 초록집
• /
• pp.550-551
• /
• 2013

Large-area RF-driven ion source is being developed at Germany for the heating and current drive of ITER plasmas. Negative hydrogen (deuterium) ion sources are major components of neutral beam injection systems in future large-scale fusion experiments such as ITER and DEMO. RF ion sources for the production of positive hydrogen ions have been successfully developed at IPP (Max-Planck- Institute for Plasma Physics, Garching) for ASDEX-U and W7-AS neutral beam injection (NBI) systems. In recent, the first NBI system (NBI-1) has been developed successfully for the KSTAR. The first and second long-pulse ion sources (LPIS-1 and LPIS-2) of NBI-1 system consist of a magnetic bucket plasma generator with multi-pole cusp fields, filament heating structure, and a set of tetrode accelerators with circular apertures. There is a development plan of large-area RF ion source at KAERI to extract the positive ions, which can be used for the second NBI (NBI-2) system of KSTAR, and to extract the negative ions for future fusion devices such as ITER and K-DEMO. The large-area RF ion source consists of a driver region, including a helical antenna (6-turn copper tube with an outer diameter of 6 mm) and a discharge chamber (ceramic and/or quartz tubes with an inner diameter of 200 mm, a height of 150 mm, and a thickness of 8 mm), and an expansion region (magnetic bucket of prototype LPIS in the KAERI). RF power can be transferred up to 10 kW with a fixed frequency of 2 MHz through a matching circuit (auto- and manual-matching apparatus). Argon gas is commonly injected to the initial ignition of RF plasma discharge, and then hydrogen gas instead of argon gas is finally injected for the RF plasma sustainment. The uniformities of plasma density and electron temperature at the lowest area of expansion region (a distance of 300 mm from the driver region) are measured by using two electrostatic probes in the directions of short- and long-dimension of expansion region.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
• /
• pp.512-512
• /
• 2001

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 대한방사선방어학회 2011년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
• /
• pp.148-149
• /
• 2011

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 2013년도 제45회 하계 정기학술대회 초록집
• /
• pp.179.2-179.2
• /
• 2013

A large-area RF-driven ion source is being developed at Germany for the heating and current drive of ITER device. Negative hydrogen ion sources are major components of neutral beam injection (NBI) systems in future large-scale fusion experiments such as ITER and DEMO. The RF sources for the production of positive hydrogen ions have been successfully developed at IPP (Max-Planck-Institute for Plasma Physics), Garching, for the ASDEX-U and W7-AS neutral beam heating systems. Ion sources of the first NBI system (NBI-1) for the KSTAR tokamak have been developed successfully with a bucket plasma generator based on the filament arc discharge, which have contributed to achieve a good plasma performance such as 15 sec H-mode operation with an injection of 3.5 MW NB power. There is a development plan of RF ion source at the KAERI to extract the positive ions, which can be used for the second NBI system (NBI-2) of the KSTAR and to extract the negative ions for future fusion devices such as Fusion Neutron Source and Korea-DEMO. The development progresses of RF ion source at the KAERI are described in this presentation.

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 1999년도 제17회 학술발표회 논문개요집
• /
• pp.224-224
• /
• 1999

KSTAR 토카막의 플라즈마 가열을 위한 NBI 장치의 대전류 이온원 방전 특성을 수소와 헬륨 개스를 사용하여 조사하였다. NBI 이온원은 빔 방향과 반대로 가속되는 전자들을 저지하는 전자덤프(electron dump), 병렬로 연결된 32개의 텅스텐 필라멘트(직경 1.5nn0, 영구자석(Nd-Fe)에 의해 만들어지는 강한 cusp 자장으로 둘러싸인 플라즈마 방전실 및 120kV의 에너지를 인가하는 가속부로 이루어지는데, 최대 빔 전류 65A에서 300초의 장시간 운전을 목표로 하고 있다. 수소와 헬륨 개스 분위기에서 안정된 플라즈마를 얻을 수 있는 필라멘트 전류의 파형을 각각 구하고, 기체압력(0.01~0.4 mbar) 및 아크 전류(100~1200A에)에 따른 플라즈마 파라메타 값들을 직경 1mm의 Langmuir probe를 이용하여 측정하였다. 또한 이온원 운전에 중요한 파라메타인 방전실 내의 플라즈마 밀도 분포와 장시간 운전 가능성에 대한 조사도 수행하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 2001년도 창립10주년 제20회 학술발표회
• /
• pp.159-159
• /
• 2001

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 1999년도 제16회 학술발표회 논문개요집
• /
• pp.28-28
• /
• 1999

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 2012년도 제43회 하계 정기 학술대회 초록집
• /
• pp.263-263
• /
• 2012

핵융합 플라즈마에서의 고속이온은 NBI 및 ICRF에 의한 이온 가열과 핵융합 반응에 의하여 발생하며, 핵융합 반응률을 크게 하고 일차적으로 그 에너지를 전자에게 전달하는 특성을 갖는다. 따라서 핵융합을 지향하는 플라즈마에서는 그 성능을 나타내는 지표이기도 하면서, 맥스웰 분포를 갖는 열화 플라즈마의 수송특성을 크게 변화 시킨다. 또한 알펜파 등의 파동 또는 불안정성을 유발시키며 이로 인한 플라즈마 손실은 국지적인 일차벽의 가열을 유발할 수 있는 것으로 여겨진다. 본 연구에서는 일반적인 기하학적 구조를 갖는 토카막에서의 NBI 가열에 의한 고속이온 발생과 위상공간에서의 수송 및 손실을 시간 의존적인 Fokker-Planck 방정식을 수치적으로 풀어서, 위치에 따른 고속이온 분포의 변화를 계산한다. NBI 입사의 기하학적 모델에서는 각 계산 위치에서의 피치각 변화와 stagnation point의 변화에 의한 영향을 고려하며, 일반적인 고속이온의 각종 모멘트 뿐 아니라 즉발 이온 손실률을 계산에 포함한다. 해석된 고속이온 분포는 중성입자 검출기에서 측정한 KSTAR 플라즈마의 고속이온 에너지 분포와 비교한다. 차후에는 본 연구에서 사용한 Fokker-Planck 출동연산자에 고주파 가열에 의한 고속이온발생 항을 추가하여 ICRF 가열에 의한 효과를 예측할 수 있도록 할 것이다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국진공학회 1999년도 제17회 학술발표회 논문개요집
• /
• pp.35-35
• /
• 1999

KSTAR NBI 장치의 진공용기와 Grid에 대하여 열 및 구조해석을 ANSYS 코드를 이용하여 수행하였다. 진공용기의 경우 진공용기 지지구조물을 최적화할 수 있는 구조형상에 관하여 연구하였고, Grid의 경우 Grid 형상 및 재료 특성에 중점을 두어 연구하였다. 또한 Electron Dump의 냉각수로의 위치 및 형상, 크기를 최적화시켰다. 이번 각 구조물의 최적화 연구에서 특히 중점을 둔 사항은 재료와 관련된 경제성이다. 진공용기에서 가장 문제가 되는 것은 용기의 크기에 따른 변형도이다. 진공용기의 Cryo-sorption 패널 배기속도는 30000 I/sec 이상이고, 진공 용기의 운전시 진공도는 5$\times$10-7Torr 이하이다. 구조해석의 결과로부터 폭 3m$\times$높이 4,m$\times$길이 5m, 두께 2cm인 진공용기는 대기압 하에서 7cm의 변형도를 갖는다. 변형을 최소화하기 위해 T형 보강구조물을 부착시켰을 때 변형도가 1cm 이하로 감소함을 볼 수 있었다. [그림1] 장시간 운전시 Grid에 미치는 열부하에 의한 영향을 연구하였다. 열해석 결과와 경제성, 가공성을 동시에 고려할 때 Grid의 재질로 무산소동이 적합함을 알 수 있었다. 한편, NBI 장치에서 열부하가 최대인 곳은 이온원의 Electron Dump 부분으로 중심부분에서 20MW/m2이다. 열부하를 효과적으로 소산시키기 위해 Electron dump 의 중심부분 모양을 깔대기 모양으로 만들어 Dump 뒷부분의 자석에 미치는 영향을 최소화 시켰다. 이 때 냉각수록의 냉각수 흐름속도 4.5m/sec이고, 자석의 최대 온도는 15$0^{\circ}C$로써 자석의 기본성질을 일어버리지 않는 허용범위 내에 들어옴을 알 수 있었다. 자석의 온도는 10초 동안 급격히 상승하였고, 100초 이후에 포항상태에 도달하였다 [그림2]