• Journal of the Korean Vacuum Society
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• v.18 no.4
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• pp.318-330
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• 2009

A high heat flux test facility using a graphite heating panel was constructed and is presently in operation at Korea Atomic Energy Research Institute, which is called KoHLT-1. Its major purpose is to carry out a thermal cycle test to verify the integrity of a HIP (hot isostatic pressing) bonded Be mockups which were fabricated for developing HIP joining technology to bond different metals, i.e., Be-to-CuCrZr and CuCrZr-to-SS316L, for the ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) first wall. The KoHLT-1 consists of a graphite heating panel, a box-type test chamber with water-cooling jackets, an electrical DC power supply, a water-cooling system, an evacuation system, an He gas system, and some diagnostics, which are equipped in an authorized laboratory with a special ventilation system for the Be treatment. The graphite heater is placed between two mockups, and the gap distance between the heater and the mockup is adjusted to $2{\sim}3\;mm$. We designed and fabricated several graphite heating panels to have various heating areas depending on the tested mockups, and to have the electrical resistances of $0.2{\sim}0.5$ ohms during high temperature operation. The heater is connected to an electrical DC power supply of 100 V/400 A. The heat flux is easily controlled by the pre-programmed control system which consists of a personal computer and a multi function module. The heat fluxes on the two mockups are deduced from the flow rate and the coolant inlet/out temperatures by a calorimetric method. We have carried out the thermal cycle tests of various Be mockups, and the reliability of the KoHLT-1 for long time operation at a high heat flux was verified, and its broad applicability is promising.

• Nuclear industry
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• v.29 no.2
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• pp.32-36
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• 2009

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2009.02a
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• pp.190.1-190.1
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• 2009

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2009.02a
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• pp.193.1-193.1
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• 2009

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2014.02a
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• pp.468-468
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• 2014

우리나라는 미국, EU, 러시아, 중국, 인도 등 다국간 협력 사업인 국제핵융합실험로(ITER) 사업에 참여하고 있으며, 블랑켓 일차벽 및 시험용 블랑켓 모듈(Test Blanket Module, TBM) 제작기술 개발에 필요한 고열부하 검증시험을 국내에서 자체적으로 실시하기 위한 고열부하시험 시설을 구축하였다. 한국원자력연구원에 설치된 고열부하시험 시설의 주요 사양은 다음과 같다. 열원으로는 전자빔을 사용하며, 빔출력은 최대 300 kW이고, 최대 출력밀도는 $10GW/m^2$이다. 전자빔의 최대 가속전압은 60 kV이고, 최대 조사 면적은 설계상 $70cm{\times}50cm$이다. 고열부하 장비는 핵융합환경과 유사한 고열부하를 시험대상물에 인가하여 접합 및 냉각 성능을 평가하는 장비이며, ITER 블랑켓 및 TBM 일차벽의 경우 약 $0.5MW/m^2$, 가속실험 혹은 사고 시 순간 시나리오 해석을 위해서 $5MW/m^2$까지 고려되기도 한다. ITER 블랑켓 일차벽 제작기술 개발 및 검증(2004~2011)에서는 외국장비(러시아 TSEFEY, 일본 JEBIS, 독일 JUDITH)를 활용하였으나, 고비용 문제와 장비 이용 시간의 제한에 따라 사용이 어려워, 국내에서는 KoHLT-1, 2 장비를 자체 구축하여 활용하여 왔다. 현재는 높은 열부하 인가조건, 약 $5MW/m^2$을 달성하기 위해서 전자빔을 이용한 고열부하시험 장치를 마련하였으며, ITER 블랑켓 일차벽 Semi-Prototype 검증시험, TBM, KSTAR 디버터 실험 등 핵융합로 일차벽 개발에 활용하고 있다. 전자빔, 전원 및 진공 chamber 등 전체 고열부하 시험장치를 구축하여 ITER 장치를 포함해서 토카막 디버터 등 핵융합 플라즈마 대면부품 (Plasma Facing Components, PFC) 재료 개발과 국방, 항공우주 분야의 열유속 게이지 측정법 향상 연구, 로켓 추진 엔진 연소실의 열유속 모니터링 연구, 항공기 프로펠러 연구 등에 활용할 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2014.02a
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• pp.465-465
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• 2014

증식블랑켓모듈(TBM, Test Blanket Module)을 개발하여 왔다. 이 두 증식블랑켓모듈은 모두 헬륨냉각을 기반으로 개발 되어왔으며 이에 따라, 헬륨순환기, 헬륨히터 및 헬륨열교환기 등에 대한 기본적인 연구가 수행되었다. 이후 2012년 고체형 증식블랑켓모듈을 ITER TBM 개념으로 주도하기로 결정함에 따라, HCCR (Helium Cooled Ceramic Reflector) TBM의 보조계통인 하나인 헬륨냉각계통(HCS, Helium Cooling System)에 대한 개발이 본격적으로 이루어졌다. 한국원자력연구원에서는 HCCR TBM의 냉각성능을 만족하기 위하여 8 MPa, 1.5 kg/s 및 $300/500^{\circ}C$ (입구/출구 온도)의 운전조건을 갖는 헬륨냉각계통의 설계를 완료하였다. 설계된 헬륨냉각계통은 HCCR TBM에서 회수된 약 $450^{\circ}C$의 헬륨을 열회수기(recuperator)기와 냉각기를 통해 상온으로 냉각시킨 후, 필터를 통해 헬륨을 여과시킨다. 여과된 헬륨은 헬륨순환기에 의해 가압되어 열회수기를 다시 지나 $300^{\circ}C$ 이상으로 가열된다. 가열된 헬륨은 열회수기를 지나지 않는 상온의 헬륨과 혼합되어 최종적으로 HCCR TBM의 입구온도 조건인 $300^{\circ}C$로 맞추어 HCCR TBM에 공급된다. 이러한 열회수기 중심으로 '${\infty}$' 모양의 자가 교차로 설계된 헬륨냉각계통은 고온영역과 저온영역으로 냉각회로를 구분하여 순환기, 필터 및 각종 계측기의 운전온도 환경을 상온으로 유지시킬 수 있어 운전 및 유지보수 관점에서 이점이 있다. HCCR TBM의 헬륨냉각계통 설계 및 핵심 기기를 실증하고, 운전 경험을 쌓기 위하여 헬륨공급장치(HeSS, Helium Supply System)를 헬륨유량기준 1/3 규모(0.5 kg/s)로 구축하였으며, '14년까지 HeSS를 실증규모로 업그레이드 하기 위하여 80기압 환경에서 압축비 1.1, 유량 1.5 kg/s의 성능을 내는 헬륨순환기를 설치할 예정이다. 현재 구축된 1/3 규모 HeSS는 국내 구축된 전자빔 고열부하 시험 장비인 KoHLT-EB (Electron Beam)와 연계되어 HCCR TBM의 일차벽(플라즈마 대향부품)을 검증할 예정이며, 이를 통해 얻어진 열수력 DB는 현재 개발중인 핵융합로 안전해석코드인 GAMMA-FR 검증에 활용될 계획이다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.274-274
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• 2010

한국은 국제핵융합실험로 (ITER) 사업에 참여하고 있으며, 삼중수소 증식을 시험하기 위한 시험 모듈(TBM, Test Blanket Module)로서 HCML (Helium Cooled Molten Lithium) TBM을 설계, 개발하고 있다. 헬륨 및 액체 리튬을 냉각재와 증식재로 사용하는 개념으로, 구조재로서 Ferritic Martensitic (FM) 강이 사용될 예정이다. 특히, HCML TBM의 일차벽은 중성자 및 플라즈마로부터 입사되는 입자들을 차폐하기 위한 Be 차폐체와 FM강으로 구성되어 있으며, 일차벽 제작법 개발을 위해서는 Be과 FM강 간의 접합과 FM강 간의 접합 방법이 개발되어야 한다. FM강 간의 접합은 기존의 연구를 통해 접합 조건이 이미 도출되었고, 고열부하 시험을 통해 검증 완료한 상태이다. 그러나, Be과 FM강 간의 접합은 현재 개발단계에 있다. 본 논문에서는 고려 중인 구조재와 Be 차폐체 사이의 접합법 개발을 위해, 고온등방가압(HIP, Hot Isostatic Pressing) 조건을 도출하고, 운전조건과 유사 혹은 가혹한 조건에서 고열부하를 인가하여, 그 건전성을 평가하는 일련의 과정을 기술하였다. 본 연구에서는 Be과 FM강 간의 접합법 개발 및 검증을 위해 제작된 $80{\times}80{\times}1$ Be/FM강 mock-up을 국내에서 구축된 고열부하 시험 장비인 KoHLT를 활용하여 수행한 고열부하 시험에 대한 것이다. 본 mock-up은 $80{\times}80{\times}10mm(t)$의 Be tile 3개를 동일 크기에 두께가 각각 25mm와 50 mm인 FM강과 스테인레스강에 접합된 것으로, 고열부하 장비에 설치하여 고열부하 시험을 수행하였다. 냉각수의 온도 및 속도는 25 C, 0.15 kg/sec로 유지되었고, 열부하는 $0.5\;MW/m^2$로 유지하였다. 시험 조건에 대한 예비해석을 통해, 가열시의 온도 및 stress, strain 분포를 얻었고, 이를 통해, cycle to failure 값을 도출하였다. 1000 사이클의 가열 실험을 마친후 초음파를 활용한 접합 계면의 결함확인 및 파괴검사를 통한 접합 건전성을 확인하였다. 3가지 접합법 모두 일부 접합면이 이탈되었으며, 향후 보다 건전한 접합방법 개발이 진행되어야 할 것으로 보인다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.42 no.6
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• pp.662-669
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• 2010

To develop the manufacturing methods for the blanket first wall (FW) of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) and to verify the integrity of the joint, Be/Cu mockups were fabricated and tested at the KoHLT-1 (Korea Heat Load Test facility), a graphite heater facility located at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Since Be and Cu joining is the focus of the present study, the fabricated mockups had a CuCrZr heat sink joined with three Be tiles as an armor material, unlike the original ITER blanket FW, which has a stainless steel structure and coolant tubes. Hot isostatic pressing (HIP) was carried out at $580^{\circ}C$ and 100 MPa for 2 hours as the method for Be/Cu joining. Three interlayers, namely, $1{\mu}mCr/10{\mu}mCu$, $1{\mu}mTi/0.5{\mu}mCr/10{\mu}mCu$, and $5{\mu}mTi/10{\mu}mCu$ were applied as a coating to the Be tiles by a physical vapor deposition (PVD) method. A shear test was performed with the specimens, which were fabricated by the same methods as those used to fabricate the mockups. The average values were 125 MPa to 180 MPa, and the samples with the $1{\mu}mCr/10{\mu}mCu$ interlayer showed the lowest value. No defect or delamination was found in the joints of the mockups by the developed ultrasonic test using a flat-type probe with a 10 MHz frequency and a 0.25 inch diameter. High heat flux (HHF) tests were performed at $1.0\;MW/m^2$ heat flux for each mockup using the given conditions, and the results were analyzed by ANSYS-CFX code. For the test criteria, an expected fatigue lifetime about 1,000 cycles was obtained by analysis with ANSYS-mechanical code. Mockups using the interlayers of $1{\mu}mTi/0.5{\mu}mCr/10{\mu}mCu$ and $5{\mu}mTi/10{\mu}mCu$ survived up to 1,100 cycles over the required number of cycles. However, one of the Be tiles in the other two mockups using the $1{\mu}mCr/10{\mu}mCu$ interlayer was detached during the screening test, and others were detached by discharge after 862 cycles. The integrity of the joints using the proposed interlayers was proven by the HHF test, but the other interlayer requires more study before it can be used for the joining of Be to Cu. Moreover, it was confirmed that the measured temperatures agreed well with the analysis temperatures, which were used to estimate the lifetime and that the developed facility showed its capability of the long time operation.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.275-275
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• 2010

국제핵융합실험로 (ITER)의 블랑켓 일차벽 조달 자격 획득을 위한 검증시험을 수행하여 1단계를 2009년 완료하였고, 2단계는 2011년 예정으로 진행 중이다. 우리나라는 이미 1단계 검증시험에서 2 개의 일차벽 목업 (First Wall Qualification Mockup ; FWQM)을 제출하여 시험을 성공적으로 통과하였고, 2단계 검증 시험을 위해 semi-prototype 제작 기술 및 시험 기술을 개발 중이다. 블랑켓 일차벽 검증 시험 및 제작 기술을 확보하기 위한 고유접합법 개발을 위해서 표준 크기($80\;mm{\times}80\;mm$)의 목업을 제작하여 국내 고열부하 시험 시설에서 접합 방법의 타당성을 확인하였다. 표준목업은 HIP (Hot Isostatic Pressing) 접합법으로 stainless steel과 Cu 냉각부를 제작하고, 다시 $80\;mm{\times}80\;mm$ Be tile을 HIP 방법으로 냉각부에 접합하여 제작한다. 고유접합법 개발을 위해서 Be과 Cu 냉각부 계면에 Cr($1\;{\mu}m$)/Cu($10\;{\mu}m$), Ti($5\;{\mu}m$)/Cu($10\;{\mu}m$) 층을 코팅하여 Be 접합 성능을 개선하였으며, 기존의 접합 계면과 차별화된 기술을 확보하였다. 표준목업의 전체 크기는 $80\;mmW{\times}80\;mmL{\times}84\;mmH$ 이고, 1차로 총 6개, 2차로 4개를 제작하였으며 제작 과정 및 제작 전후에 파괴검사, 비파괴검사를 수행하여 접합의 건전성을 확인하였다. 제작 완료된 표준 목업은 냉각 관로를 장착하여 국내의 고열부하 시험시설인 KoHLT-1에 장착하여 성능 시험을 수행하였다. 고열부하 시험 시설의 냉각수 조건은, 온도 $25^{\circ}C$(실온), 유량 0.15 kg/sec이고, 고열 부하 조건에서는 0.5, 1.0, $1.5\;MW/m^2$의 screening 시험을 거친 후 1.5 MW/m2에서 cycle 시험을 진행하였다. 각 목업의 고열부하 시험을 마친 후 비파괴 검사의 일환으로 UT(Ultrasonic test) 시험을 수행하여 열부하 시험 전후의 목업 건전성을 확인하였다. 고유접합법을 이용하여 개발한 표준 목업의 고열부하 시험을 통해서 접합법의 타당성 및 건전성을 확인하였고, 향후 블랑켓일차벽 조달 검증 2단계 시험에서 semi-prototype 제작 및 고열부하 시험에 대비하고, ITER 관련 핵심 기술 개발 목표를 달성할 것이다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.273-273
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• 2010

고열부하 환경에 노출되는 핵융합로의 플라즈마 대향부품은 주로 낮은 원자번호 물질-열전도가 좋은 물질-구조체의 순으로 다층 구조를 이루고 있으며, 이들 간의 우수한 접합성은 부품의 성능을 좌우하는 핵심 요소이다. 이러한 플라즈마 대향부품의 건전성을 평가하기 위해서는 고열속의 열부하를 반복적으로 인가하는 시험이 요구되며, 이를 위해 본 연구원에서는 KoHLT-1, 2의 시험시설을 운용하고 있다. 본 시설에서는 열부하원으로서 그라파이터 히터를 사용하며, 히터는 두 개의 시험 대상부품 사이에 설치되고, 히터에 고전류를 인가하여 복사열에 의해 시험 부품에 열부하를 가하게 된다. 고열부하 환경에서 열피로 시험을 위해 히터에 인가되는 전류를 시간에 따라 일정한 패턴으로 반복적으로 ON-OFF 하게 된다. 본 논문에서는 이러한 고열부하시험을 수행함에 있어 고려해야 할 여러 가지 요소에 대해 논의하였다. 우선 인가하는 열유속(heat flux) 값은 일차적으로 시험시설의 최대 출력에 의해 좌우되며, 시험대상물의 운전조건 및 열부하 반복횟수에 의해 결정된다. 열부하 반복횟수는 주어진 열유속 값에 대해 total strain이 파단에 이르는 수준에 의해 결정된다. 열부하를 인가하는 시간은 히터에 전류를 인가했을 때 요구되는 온도로 상승하는 데 걸리는 시간과 시험대상물의 온도가 더 이상 증가하지 않는데 걸리는 시간에 의해 좌우된다. 냉각시간은 길수록 시험대상물의 온도가 냉각수의 온도에 접근하게 되나 너무 길어지면 시험시간이 급격히 증가하게 되므로, 온도 감소 곡선을 검토하여 적절한 시간을 정하게 된다. 열유속 측정은 냉각수의 온도 상승값과 유량으로부터 계산하게 되며, 정확한 측정을 위해서는 열부하를 인가하는 시간이 충분히 길어야 한다. 또한 시험대상 부품에서 열부하가 인가되는 면적을 정확히 정의해야 하며, 냉각관로에 열부하가 인가되어서는 않된다. 또한 시험대상부품을 지지하는 지지구조체를 통한 열손실을 최소화해야 정확한 열유속을 측정할 수 있다. 시험대상부품을 설치할 때 히터와의 간격 또한 결정해야 할 중요한 요소이며, 간격이 좁을수록 최대 열유속 값을 증가시킬 수 있으나, 너무 가까운 경우 히터의 열변형에 의한 접촉 및 아크 방전의 가능성이 있으며, 이 경우 히터와 시험대상부품의 손상을 가져오게 된다. 시험대상물이 국제열핵융합로(ITER)의 일차벽과 같이 베릴륨이 포함되어 있는 경우 방전에 의한 손상은 인체에 유해한 오염의 원인이 될 수 있다. 또한 순간적인 방전은 고가의 고전류전원의 고장을 유발할 수도 있다. 열부하 시험 중 시험대상물의 온도를 정확히 측정하는 것은 필수적이며, 온도 변화 곡선으로부터 시험대상물의 건전성 여부를 판단할 수 있다. 이를 위해 변화를 가장 잘 탐지 할 수 있는 위치에 온도 센서를 설치하는 것이 관건이며, 이는 사전 분석을 통해 알 수 있다.