• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제11권3호
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• pp.1-5
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• 2009

It is important to predict AC loss in $Nb_3Sn$ and NbTi cable-in-conduit-conductor (CICC) reliably for the design and operation of large superconducting coils. The hysteresis loss in the superconducting filaments and coupling loss within strands and among strands in a cable or composite are dominant ac losses in superconducting magnets. The coupling loss in a superconductor can be characterized by identifying the coupling constant time $n{\tau}$. To reduce the coupling loss, all the strands (superconductor and Cu) in KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advance Research) are chromium plated with thickness of $l{\pm}0.5{\mu}m$. The ac losses of PF1, PF5 and PF6 coils has been measured by calorimetric method while applying trapezoidal current pulses with various ramp rate from 0.5 kA/s to 2 kA/s. The coupling time constants for $Nb_3Sn$ coils are $25{\sim}55$ ms and the values are not co-related with the coil size, the time constants for NbTi coil is 30 ms.

• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제11권3호
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• pp.26-30
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• 2009

Korea Superconducting Tokamak Advanced Research(KSTAR) device is composed of 30 superconducting magnets, magnet structure, vacuum vessel, cryostat, current feeder system, and etc. KSTAR device is operated in the cryogenic temperature and high magnetic field. We install about 800 sensors - temperature sensors, stain gages, displacement gages, hall sensors - to monitor the thermal, mechanical, electrical status of KSTAR during operation. As a tremendous numbers of sensors should be installed for monitoring the KSTAR device, the method of effective installation was developed. The sensor test was successfully carried out to check its reliability and its reproduction in the cryogenic temperature. The sensor signal is processed by PXI-based DAQ system and communicated with central control system via machine network and is shown by Operator Interface(OPI) display in the main control room. In order to safely operate the device, any violations of mechanical & superconductive characteristic of the device components were informed to its operation system & operator. If the monitored values exceed the pre-set values, the protective action should be taken against the possible damage. In this paper, the system composition, operation criteria, operation result were presented.

• 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.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2012년도 제43회 하계 정기 학술대회 초록집
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• pp.205-205
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• 2012

Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) 장치는 국내 유일의 초전도 자석을 이용한 핵융합 연구 장치로서 초고온의 플라즈마를 생성하여 차세대 에너지원인 핵융합 에너지를 획득하는 것을 목표로 두고 있다. 플라즈마를 생성부터 유지하기 위해서는 수소 동위원소를 토카막 내부로 공급해 주어야 하는데 이러한 수소동위원소를 "연료"라 부르며, 이 연료를 토카막 내부로 공급해 주는 시스템을 연료주입 시스템(Fueling System)이라고 한다. KSTAR에서는 토카막 내부로 고속의 연료 주입이 필요하고 정밀한 양의 연료를 공급하는 밸브를 사용하여야 하며, 이러한 밸브를 제어 할 수 있는 제어기를 필요로 한다. 위의 사항에 적합한 피에조 밸브(Piezoelectric Valve)는 2 msec 이내의 개폐시간과 500 Torr ${\ell}$/s 이상의 유량을 흘려줄 수 있는 피에조 밸브로 압전소자에 가해지는 전압(0~250 V)에 따라 변위의 양에 비례하여 연료가 진공용기 내로 유입된다. 압전소자의 변위는 최대 140 ${\mu}m$로 최적화되어 있어야 하며, 정전용량(Capacitance)는 30~40 nF이어야 한다. 또한 소자에 힘(Force)를 가해 최대 7 N으로 136 ${\mu}m$의 변위를 가진 소자를 사용해야 한다. 피에조 밸브의 특성으로는 아날로그 신호로 작동이 되어야 하며, 유량신호를 피드백하여 밸브의 구동 전압을 정밀하게 제어 되어야 한다. 피드백 제어를 위해 압력센서는 XCS-190 Series를 사용하여 낮은 유량에서도 민감하게 반응하도록 제작하였으며, 고전압이 유기 되었을 때 제어기를 보호하기 위한 정션박스를 설치하였다. 밸브 제어기는 피에조 밸브의 개방 속도를 높이기 위해 밸브 구동 전압을 순간적으로 높이는 POP 전압을 생성하는 기능과 유량 신호를 피드백해서 밸브 구동 전압을 정밀 제어 하는 기능을 가지고 있다. 제어장치는 아날로그 및 디지털 제어회로의 전원용 +15 V DC와 밸브 구동용 +250 V DC 출력용의 전원 공급 장치(Power supply unit), 펄스 및 트리거 신호를 생성하는 Master Programmer unit), Pop 전압과 피드백의 중요한 기능을 수행하는 Valve controller unit로 제작 되었다. 피에조 밸브와 제어기는 상호 작용하여 동작을 원활히 할 수 있도록 특성 실험을 진행하여야 하며, 진공상태에서 Lack의 유무를 확인하여야 한다. 현재 개발 제작된 밸브의 진공누설시험 및 특성실험을 진행하고 있으며, KSTAR 5차 캠페인에 적용할 계획이다.

• 전력전자학회논문지
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• 제7권4호
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• pp.332-338
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• 2002

토카막 장치의 초전도 코일에 사용되는 전원 공급장치는 초대형급(20kA) 직류 전원 공급기로서 빠른 전류제어 응답성과 매우 작은 정상상태 리플이 필수적이다. 특히 역전류 공급이 가능한 회생형 컨버터의 운전중 전류 방향이 바뀌는 순간에도 전류기준값을 잘 추종하는 것이 중요하다. 이러한 조건들을 만족시키기 위하여 입력측에 2중 출력($\Delta$, Y)를 갖는 변압기와 출력단에 상간변압기(interphase transformer, IPT)를 이용한 12펄스 싸이리스터 듀얼 컨버터를 설계, 제작하였다. 각 컨버터에서 출력되는 전류의 합이 부하전류 지령치를 따르도록 제어하는 동시에 차 전류의 평균값이 영이 되도록 함으로써 각 컨버터의 부하 분담율을 일정하게 하여 상간 변압기의 포화를 방지한다. 대전류 코일 전류 공급장치의 양방향 전류 제어 성능을 높이기 위하여 위상각 검출 및 게이팅 지연각 구현을 디지털화하고 컨버터 전류방향 정역절환시 초기 응답특성을 개선하는 방법을 제안하였다. 또한 시뮬레이션과 실부하 전류실험을 통해 제안된 제어기의 동작성능을 확인하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제58권4호
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• pp.596-603
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• 2020

본 연구에서는 화학공정 최적화에 사용되는 생산계획최적기법을 도입하여 핵융합 공정에서의 삼중수소 재고량을 최소로 유지하는 수학적 모델을 구축하여 최적 운전 시나리오를 도출하였다. 핵융합 발전을 위한 공정 중 연료주기 공정(fuel cycle)은 반응연료인 중수소와 삼중수소를 저장 하고 공급하는 시스템과 핵융합 반응 배가스로부터 이를 회수 및 분리하는 세부 공정들로 구성되어 있다. 이들 공정들은 삼중수소가 방사성 물질이라는 것을 제외하면 대부분 촉매반응과 분리공정으로 이루어져 화공플랜트에 적용된 기술과 유사한 특성이 많아 화학공정에 사용되는 스케줄링 기법을 통해 최적 운전 시나리오를 도출 가능하다. 본 연구에서는 핵융합로의 다양한 장치의 특성을 반영해서, 펌프내부의 삼중수소량을 최소로 하는 최적 재생주기를 구하고, 구해진 최적 재생주기 결과를 반영하여 후단의 트리튬 플랜트에서의 최적 운전 시나리오를 확인해 보았다. 구축된 모델은 실제 토카막 시나리오에 적용되어 ITER 연료주기 내 공정의 연료흐름 및 밸런스 분석에 활용되었다.

• 전력전자학회논문지
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• 제8권1호
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• pp.24-29
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• 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
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• 한국진공학회 1999년도 제17회 학술발표회 논문개요집
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• pp.38-38
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• 1999

KSTAR(Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 핵융합 실험 장치의 진공용기 및 진공용기 내부의 플라즈마 대향 부품들은 초고진공 (5$\times$10-9 Torr)의 달성을 위해 진공용기 내부의 이물질(H2, H2O, CO, CO2, CH4 등) 제거를 목적으로 SS316LN인 진공용기는 25$0^{\circ}C$, 탄소 물질인 플라즈마 대향부품은 35$0^{\circ}C$ 정도까지 가열(이하 베이킹)할 필요성이 있다. 이 가열방법으로 고온 질소가스를 진공용기 이중벽 사이로 흘려주는 방식과 코일에 저주파 교류전류를 흘려 진공용기를 유도가열하는 방식이 고려되고 있는데, 유도가열방식은 최대 유도 전력이 70kW 정도로 실제 베이킹에 필요한 열량을 공급하는데 있어 적잖이 부족하며 또 국부적인 가열 특성으로 인하여 KSTSR의 베이킹 방식은 전자의 가열방식을 우선적으로 채택하고 있다. 본 논문에서는 0-차원 해석을 통하여 진공용기와 플라즈마 대향 부품들에 대한 베이킹 계획을 결정하고 이를 만족시키기 위해 투입해야 할 열량을 직선적으로 증가하는 온도 곡선에서 각 부분의 온도 상승률을 다르게 설정한 세 경우와 F-자 형태로 변화하는 온도 곡선의 경우에 대해 각각 적용하여 시간에 따른 필요열량을 비교.검토하였으며, 이를 근거로 안정적인 베이킹 계획을 선정하였고 이 베이킹 계획의 실현을 위해 투입해야 할 고온 질소가스의 유량과 온도 도달시간까지 매 시간에서의 가스온도를 산출하였다. 토러스 형상의 토카막 진공용기와 플라즈마 대향 부품 및 다층단열재에 대한 해석 모델은 길이가 유한한 0-차원 실린더 모델로 가정하였고, 이에 대한 기하학적 성질 및 열역학적 성질은 유효계수를 고려하여 산출하였다. 진공용기 이중 벽 내부로 흐르는 질소가스의 유량과 온도의 계산은 진공용기 내벽과 외벽을 각각 독립적인 열전달 요소로 가정하여 구성한 모델을 이용하였다. 전체 해석에서 각 열전달 요소의 비열 값은 온도에 따라 변화하는 비열의 특성을 반영하였으며. 진공용기와 플라즈마 대향 부품의 방사율(emissivity)은 앞서 가정했던 각 온도 상승 곡선에 대해서 각각 0.1, 0.2, 1.3의 경우를 가정하여 계산하였다. 직선적으로 증가하는 온도 상승 곡선중 2$0^{\circ}C$/hr의 온도상승율을 갖는 경우가 다른 베이킹 시나리오 모델에 비해 효과적이라 생각되며 초대 필요 공급열량은 200kW 정도로 산출되었다. 실질적인 수치를 얻기 위해 보다 고차원 모델로의 해석이 필요하리라 생각된다. 끝으로 장기적인 관점에서 KSTAR 장치의 베이킹 계획도 살펴본다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 1999년도 제17회 학술발표회 논문개요집
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• pp.37-37
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• 1999

KSTAR(Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 핵융합 토카막 실험 장치의 플라즈마 가열을 위한 수소 중성입자빔 수송라인 내에 설치되는 collimator에 가해지는 열속 및 플라즈마에 전달되는 빔의 통과율을 해석하였다. 43cm$\times$12cm 크기의 이온원으로부터 방출되는 이온빔의 공간적 분산은 기본적으로는 Gaussian 분산(수직바향으로 1.2$^{\circ}$, 수평방향으로 0.5$^{\circ}$)의 형태를 가지지만 이온 가속 전장의 공간적 불균일로 인해 Gaussian 분산에서 다소 벗어나는 형태를 띠게 되는데, 이의 영향을 고려할 수 있는 수학적 모델을 정립하였다. 해석에 고려된 요소들은 다음과 같다. 이온원을 수많은 점원의 집합으로 가정하여 각각의 점원으로부터 주어진 공간적 분산을 가지는 이온들이 방출되는 것으로 가정하였으며, 방출된 이온은 중성화 과정을 거쳐 40%의 이온만이 중성입자화되며, 중성화되지 않은 60%의 이온들은 bending magnet에서 ion dump로 유도되어 사라지며, 나머지 중성입자들은 직진 운동을 하게 된다. 빔 진행 도중 빔 중앙에서 크게 벗어나는 일부 중성입자들은 여러 겹으로 존재하는 빔 collimator에 의해 단계적으로 제거되며, 일부 중성입자들은 잔류 수소기체에 의한 재이온화 과정을 거치기도 한다. 여기서는 정립된 수학적 모델을 이용하여 이들 collimator에서 제거되는 양 및 재이온화 손실들을 고려하여 최종적으로 플라즈마에 입사되는 중성입자 빔을 계산하였다. 한편, 빔 수송라인 설치시에 발생할 수 있는 설치 오차를 이온원 설치시의 오차와 빔 collimator 설치상의 오차로 구분하여 이들의 의한 영향도 계산하였다. Gaussian 분산을 가정하였을 경우, 이온원에 가장 근접하여 설치되는 collimator에 가해지는 수직성분의 열속은 9.7kW/cm2로 계산되었다. 이 열속을 제어 가능한 수준으로 낮추기 위해서 collimator는 빔 라인과 거의 나란하게 설치될 것이다. 빔의 통과율은 약 33%로서 하나의 이온원에서 방출된 7.8MW 중 2.5 MW만이 플라즈마에 전달되는 것을 알 수 있었다. Non-Gaussian 분산의 경우, 최대 열속은 9.1kW/cm2로 다소 낮아졌으나, 빔통과율은 28%정도로 더욱 낮아졌다. 설치상의 오차에 의한 영향을 살펴보면, 이온원이 1$^{\circ}$ 정도 기울어지게 설치된다면 collimaor에 가해지는 최대 열속 및 빔통과율은 약 15kW/cm2, 16.6% 정도로 나타나 매우 심각한 결과를 초래함을 알 수 있었다. 이에 비해 collimator 설치상의 오차의 영향은 이보다 훨씬 작아 5mm 오차가 발생했을 경우에도 최대 열속은 12kW/cm2까지 증가했으나, 빔 통과율의 변화는 거의 없었다.

• 대한전자공학회논문지TC
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• 제49권1호
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• pp.73-77
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• 2012

본 논문에서는 차세대 초전도 핵융합 연구장치의 상태 진단 및 점검을 위한 마이크로파 진단 시스템에 적용하기 위한 광대역 대역 통과 여파기를 설계하였다. 광대역 특성 및 낮은 손실과 높은 스컷 특성을 위해 메타 전자파 구조를 적용하였다. 제안된 광대역 대역 통과 여파기는 한국형 핵융합 원자로의 마이크로파 진단 시스템 내에서 전압제어 발진기의 출력 단에 적용되어 전압제어 발진기에서 발생되는 고조파 성분들을 제거하여 시스템의 선형성을 개선하는 역학을 한다. 광대역 대역 통과 여파기는 18-28 GHz의 대역을 통과 시키고 그 외 대역에서 .20 dB 이하의 저지 특성을 갖도록 설계하였다. 메타 전자파 구조 특성 확인을 위해 위상의 분산도를 확인하였으며 통과 대역의 하측 대역에서 LH 특성을 갖으며 그 외 대역에서는 RH 특성을 보이도록 설계하였다. 제안된 광대역 대역 통과 여파기의 군지연 (Group Delay)의 경우 0.5 nS 이하로 매우 우수한 특성을 보였다.