• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1996년도 하계학술대회 논문집 A
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• pp.37-40
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• 1996

Cable-In-Conduit Conductor(CICC) is widely accepted as an advanced superconductor configuration for large scale applications such as tokamak fusion reactors, MAGLEV (MAGnetic LEVitation), and SMES (Superconducting Magnetic Energy Storage). The stability of CICC cooled with supercritical helium can be very high if it is operated below a certain limiting current. This limiting current can be determined by Stekly type heat balance equation. The stability characteristic of CICC for AC operation is more complicated than that of DC because there are additional instability sources which are associated with local flux change. Ramp-rate limitation is a phenomenon discovered during US-DPC (United States-Demonstration Poloidal Coil) program, which showed apparent quench current degradation associated with high dB/dt. This paper describes recent experimental investigation results on the ramp-rate limitation and discusses current imbalance, induced current, current redistribution due to local quench of the strand in the cable.

• 제어로봇시스템학회논문지
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• 제2권4호
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• pp.297-305
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• 1996

In this paper a novel robust adaptive fuzzy controller for the nonlinear system with state-dependent uncertainty is proposed. The conventional adaptive fuzzy controller determines the function of state variable bounding the state-dependent uncertain term in the system dynamics on the local state space by off-line calculation. Whereas the proposed method determines that function by the fuzzy inference so that it guarantees the stability of the closed loop system globally on the whole state space. In addition, the method is applicable to the multi-input system. We applied the proposed method to the Burn Control of the Tokamak fusion reactor whose dynamics contains the state-dependent uncertainty and proved the effectiveness of the scheme by using the simulation results.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2000년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.14-17
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• 2000

KSTAR 핵융합 장치에 초전도 코일을 사용하는 경우 코일의 저항이 제로에 가까우므로 낮은 전압으로 20kA 이상의 전류를 흘릴 수 있어 많은 전력을 필요로 하지 않는 장점이 있다 그러나 초전도 코일 내부의 한 부분에서 온도가 상승하여 저항이 증가하는 치 현상이 자주 일어날 수 있으며 이 경우 코일이 손상된다 이를 막기 위한 회로가 치 보호회로이며 대전류 차단기와 에너지를 소비시킬 저항으로 구성되어 있다 초전도 코일에 적용 되는 전원장치의 용량은 20kA에서 35kA에 이르며 치 보호를 위해 직류 대전류 차단기를 필요로 한다. 그러나 현재 상업적으로 생산되고 있는 기계적 차단기는 교류에서만 동작하며 직류 차단이 가능한 차단기들은 용량이 위의 값에 미치지 못하며 크기와 가격 및 반복성에 있어서 제약을 가지고 있다. 따라서 기계적 스위치의 장점과 반도체 싸이리스터 스위치의 장접을 결합한 직류 대전류 차단기를 개발함으로써 시스템의 크기와 가격을 낮추어 경제적으로 더 나은 효과를 가져오며 신뢰성 및 반복성을 높인 회로를 개발하여 KSTAR 토카막 초전도 코일 치 보호시스템에 적용하고자 한다.일 치 보호시스템에 적용하고자 한다.하고자 한다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2013년도 제44회 동계 정기학술대회 초록집
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• pp.670-670
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• 2013

The concept of a fusion-driven transmutation reactor based on LAR (Low Aspect Ratio) tokamak as a neutron source is studied based on ITER physics and technology. The radial build of transmutation reactor components are self-consistently determined by coupling the systems analysis with radiation transport analysis and an optimal configuration of a transmutation reactor for aspect ratio, A in the range of 1.5 to 2.0 is found. The performance of a transmutation reactor is investigated and shows that a transmutation reactor with a neutron source producing fusion power less than 150 MW can destroy the transuranic actinides contained in the spent fuels produced from more than two 1 GWe PWRs with production of the fission power being greater than 2 GW.

• 한국진공학회지
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• 제8권4B호
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• pp.548-555
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• 1999

The NBI (Neutral BGeam Injection) System for the Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) is composed of ion sources, neutralizers, bending magnets, ion dumps, and calorimeter. The vacuum chamber, in which all of the beam line components are enclosed, is composed of differential pumping system for the effective transfer of the neutral beams. The needed pumping speeds of each of the divided vacuum chamber and the optimized gas flow rate ot the neutralizer were calculated with the help of the particle balance equations. The minimum gas flow rate to the ion sources for producing needed beam current (120kV, 65A, 78MW), the pressure distributions in the vacuum chamber for minimizing re-ionization loss, and the beam loss rate on the beam line components were used as the input in the calculation. Also the scenario for short pulse operation was determined by analysing the time dependent equations. It showed that beam extraction during less than 0.5 sec could be made only with TMP.

• 한국진공학회지
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• 제8권4B호
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• pp.556-564
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• 1999

The analysis on heat fluxed on and transmission efficiencies by the collimators of neutral beam injection lines in KSTAR tokamak device has been carried out. And a mathematical model describing non-Gaussian beam distribution profile has been established. A neutral beam injection device is composed of 3 separate ion sources and corresponding beam transport lines, which deal with 7.8 MW of beam power, respectively. The divergence angles of ion beam are $1.2^{\circ}$and $0.5^{\circ}$, in vertical and horizontal directions, respectively. The maximum normal heat load on source exit scraper is 9.1 kW/$\textrm{cm}^2$ and net beam transmission efficiency is ~28%. The effect of misalignment of ion source and scrapers on the scraper heat load and beam transmission also has been analyzed.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제16권2호
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• pp.227-234
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• 2002

Large superconducting magnets such as ITER (International Thermonuclear Experimental Research) or KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Advanced Research) magnet system adopted a cable-in-conduit conductor (CICC) using a forced-flow cooling system. Main optimization criteria for the conductor design of superconducting magnet system are stability margin and CICC cooling requirements. A zero-dimensional method is applied for the calculation of stability and the conductor optimization. In order to increase conductor performance, three different strands, ITER HP-I and HP-II, and KSTAR HP-Ⅲ, are tested. The strand characteristics of KSTAR HP-Ⅲ are measured in the Samsung's PPMS and Jc measurement system, and applied for this study. Also, the strand diameters, 0.81 mm and 0.78 mm are considered for this study, due to design change. Based on this result, the proposed configuration of CICC has been fabricated.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.929-934
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• 1998

KT(KAERI Tokamak) 장치의 언저리 영역에서 삼중정전탐침을 이용하여 플라즈마밀도, 전자온도 및 부유(floating)전압을 측정하였다. 토카막 방전조건에 따라 고정된 위치에서의 측정값들은 시간에 대한 변화를 보였다. 특히 플라즈마 밀도 값 <η$_{e}$>은 약 두 배까지의 시간에 따른 변화 폭을 보였다. 반면에 밀도 섭동량(fluctuation) $\delta$η$_{e}$/<η$_{e}$>은 다른 섭동량과 마찬가지로 거의 일정한 값을 나타냈다. z 방향에 대해 측정한 proafile 결과는 모두 z/a에 따라 감소하였으며, 반면에 섭동량은 증가하는 경향을 나타냈다. 부유전압 및 압력구매에 의하여 발생되는 poloidal 방향의 drift속도를 profile 결과로부터 얻었으며, 언저리 영역에서 섭동량은 이온 diamagnetic 방향으로 최대 + 2 $\times$$10^{5}$ cm/sec의 속도로 이동함을 예상할 수 있었다 섭동량 자체에 의해 유기되는 전기장 \ulcorner(equation omitted) 로부터, 반경방향으로 이동되는 속도는 측정한 부유전압의 섭동량에 대한 z 방향 profile로부터 언저리 영역에서 $\upsilon$$_{r}$가 최대 + 1.2 $\times$ $10^{5}$ cm/sec가 됨을 알 수 있었다. 언저리 영역에서 섭동량이 장치 벽쪽으로 이동하는 정도를 진행 속도 값으로부터 예상할 수 있었다.있었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2010년도 제39회 하계학술대회 초록집
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• pp.135-135
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• 2010

Kstar (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research, 국가핵융합연구장치) ICRF(Ion Cyclotron Range of Frequency) 가열장치를 이용한 이온가열을 추가 gas puffing 과 함께 수행할 예정이다. 안테나와 separatrix사이 간격이 좁혀질수록 안테나의 고주파 부하저항은 올라가는 것으로 알려져 있지만, 안테나에서의 sputtering을 통한 불순물 증가의 원인이 될 수 있으며, 이는 전체 플라즈마 에너지의 손실을 초래할 수 있다. 이를 보완하기 위해 고주파 입사시 플라즈마 외곽, 안테나 전면에 추가적인 연료 가스를 공급하게 되면, 안테나 주위의 플라즈마는 냉각되어 sputtering에 의한 불순물 방출을 줄일 수 있고, 안테나 전면의 플라즈마 밀도는 증가될 것이다. 이를 통한 고주파 부하저항의 증가에 의하여 동일한 고주파 최고전압의 한계 내에서 기존보다 더 큰 출력을 플라즈마에 전달할 수 있을 것이다. 본 발표에서는 단순한 외곽 플라즈마 모델에서의 고속파 전파에 따른 고주파 부하저항의 거동을 살펴봄으로써 예상할 수 있는 추가 gas puffing 효과와 출력 증대량을 설명하고, 구체적인 실험 방법을 토론하도록 하겠다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권3호
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• pp.226-233
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• 2003

The discharge characteristics of a prototype ion source was investigated, which was developed and upgraded for the NBI (Neutral Beam Injection) heating system of KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research). The ion source was designed for the arc discharge of magnetic bucket chamber with multi-pole cusp fields. The ion source was discharged by the emission-limited mode with the control of filament heating voltage. The maximum ion density was 4 times larger than the previous discharge controlled by a space-charge-limited mode with fully heated filament. The plasma (ion) density and arc current were proportional to the filament voltage, but the discharge efficiency was inversely proportional to the operating pressure of hydrogen gas. The maximum ion density and arc current were obtained with constant arc voltage ($80{\sim}100V$), as $8{\times}10^{11}cm^{-3}$ and 1200 A, respectively. The estimated maximum beam current was about 35 A, extracted by the accelerating voltage of 80kV.