• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.362.1-362
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권2호
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• pp.89-96
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• 1984

현재 서울대학교 원자핵공학과에서 제작중인 SNUT-79 토카막 장치에서의 고온 플라즈마의 구속을 위해서 순인장력 D형 곡선을 가진 토로이달 자장 코일을 수치 해석적 방법으로 설계하였다. 16개의 D형 토로이달 코일 뭉치는 플라즈마가 없는 경우 자장의 세기가 3T가 되도록 설계하였다. 토로이달 리플은 플라즈마영역에서 평균 토로이달 자장의 4%이하이다. 6개로 된 평형 코일의 위치와 전류 값을 Fredholm 제1종 적분 방정식을 선형 방정식으로 변환하여 얻었다. 평형 자장의 곡률도는 플라즈마 루프의 수직 수평 방향의 변위에 대한 안정화 조건을 만족시켰다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2009년도 제40회 하계학술대회
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• pp.85_86
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• 2009

핵융합반응은 초고온의 플라즈마 상태에서 가벼운 원자핵들이 융합하여 무거운 원자핵으로 바뀌는 현상으로, 이 과정에서 감소된 질량이 막대한 에너지로 변환되는데 이를 핵융합에너지라고 한다. 핵융합에너지는 인류의 에너지 위기를 극복할 수 있는 최적의 대체에너지이며, 무한, 청정, 고효율에너지이다. 이에 국가핵융합연구소(NFRI)는 Green Energy 의 개발과 핵융합에너지 상용화 기술을 개발하기 위해 핵융합연구장치인 KSTAR(Korea Superconducting Tokamak Adavanced Research)를 제작하여 장치의 운전연구 및 기술 확보에 힘을 쏟고 있다. 또한 핵융합 관련 파생기술을 활용한 첨단 신사업 창출에 기여하고 있다. 본 논문에서는 KSTAR 1st Plasma 실험 시 KSTAR 장치에 전력을 공급하기 위한 전력설비 현황, 전력품질분석, 전력사용량 분석을 통해 향후 KSTAR 장치 운전을 위해 필요한 수전설비 증설, 무효전력보상장치 증설 등과 같은 전력계통의 효율화와 안정화를 위한 개선사항에 대해 기술하였다.

• 한국초전도저온공학회:학술대회논문집
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• 한국초전도저온공학회 2001년도 학술대회 논문집
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• pp.45-47
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• 2001

The function of the thermal shield(TS) is to eliminate the thermal radiation from the room temperature side to the coil temperature(4.5K) region so as to reduce the thermal load on the He refrigerator. The TS is composed of multilayer insulation(MLI) which is coated very thin aluminum on the insulating material, cryopanel which is cooled by cold gaseous He, and supports which stand the cryopanel and MLI on the room temperature part. The thermal shield for the TF coils and PF coils has been located between the coils and vacuum vessel. The thermal shielding cryopanel is cooled under 80 K by a forced flow of helium gas using cooling pipes on the cryopanel.

• 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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• 제15권4호
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• pp.6-9
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• 2013

Korea Superconducting Tokamak Advanced Research (KSTAR) has a helium refrigeration system (HRS) with the cooling capacity of 9 kW at 4.5 K. Main cold components are composed of 300 tons of superconducting (SC) magnets, main cryostat thermal shields, and SC current feeder system. The HRS comprises six gas storage tanks, a liquid nitrogen tank, the room temperature compression sector, the cold box (C/B), the 1st stage helium distribution box (DB#1), the PLC base local control system interconnected to central control tower and so on. Between HRS and cold components, there's another distribution box (DB#2) nearby the KSTAR device. The entire KSTAR device was constructed in 2007 and has been operated since 2008. This paper will present the maintenance result of the KSTAR HRS during the campaign and discuss the operation record and maintenance history of the KSTAR HRS.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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• pp.1322-1327
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• 2003

It is important to determine supporting locations for structural stability of a structure under non-uniform load in space interfered by other parts. In this case, There are many local optima with discontinuous design space. Therefore, The traditional optimization methods based on derivative are not suitable. Whereas, Genetic algorithm(GA) based on stochastic search technique is a very robust and general method. This paper has been presented to determine supporting locations of the vertical supports for reducing stress of the KSTAR(Korea super Superconducting Tokamak Advanced Research) IVCC(In-vessel control coil) under non-uniform electromagnetic load and space interfered by other parts using genetic algorithm. For this study, we develop a program combining finite element analysis with a genetic algorithm to perform structural analysis of IVCC. In addition, this paper presents a technique to perform optimization with FEM when design variables are trapped in an incongruent design space.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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• pp.296-301
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• 2003

A study on the engineering design and numerical thermo-hydraulic analysis for KSTAR TF coil structure cooling system has been conducted. The numerical analyses have been done to verify the engineering design of cooling using the commercial code, FLUENT and in-house code for calculating helium properties which varies with cooling tube's heat transfer. Through the engineering design process based on the steady heat balance concepts, the circular stainless steel tube with inner diameter of 4 mm for TF coil has been selected as cooling tube. From normal operation mode analysis results, total 28 cooling tubes were finally chosen. Also, three dimensional cool down analysis for TF coil with designed cooling tube was satisfied with next three design criteria. First is cooling work termination within a month, second is maximum temperature difference within 50 K in TF coil structure and third is exit helium pressure above 2 bar. Consequently, these cool down scenario results can afford to adopt as operating scenario data when KSTAR facilities operate.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2006년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.435-437
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• 2006

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 장치는 Tokamak 개념의 핵융합 연구 장치로서 플라즈마를 가두기 위한 자장을 발생하는 토로이달 자장(Toroidal Field, TF) 코일과 플라즈마 발생 및 형상 조정을 위한 폴로이달 자장 (Poloidal Filed, PF) 코일로 구성되며, 초전도 코일을 이용한다. TF코일의 전원장치로는 40 kA급의 안정된 직류 전원장치가 필요하며, PF 코일의 전원장치로는 빠른 전류상승 및 피드백 기능을 갖춘 정밀 대전류 전원을 필요로 한다. 또한 초전도 코일의 ??????치현상 발생 시 코일과 전원장치 보호를 위한 대전류 직류 차단시스템을 필요로 한다. KSTAR 장치의 설계에 의하면 상하 7쌍의 초전도 PF 코일에 약 1MA/sec급의 고속 전류구동을 운전 시나리오에 따라 인가하여 핵융합 연구를 위한 플라즈마를 생성한다. 본 논문은 TF 및 PF 코일에 대전류를 인가하기 위해서 개발된 전원장치 (Power Supply, PS)에 관한 연구이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.246-252
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• 1988

KAERIT 토카막 장치의 플라즈마 생성을 위한 수소기차 방전실험에 관해 기술하였다. 이 실험에서는 일주전압, 토로이달 자장, 충전기체 압력, 오차자장 및 예비전리 등이 방전시작에 미치는 영향이 연구되었다. 오차자장은 방전에 가장 큰 영향을 미치는 인자로서 방전전압이 최소가 되는 것은 결국 오차자장 성분을 가장 잘 상쇄시켰을 때였다. 예비전리의 효과는 전반적으로 두드러지지는 않았지만 밀폐 성능이 나쁠수록 상대적으로 크게 나타났다. 실험적으로 구해진 방전시작조건은 이론적인 모델의 계산결과와 비교하였다. 실험에서의 방전영역이 이론적인 계산결과에 비해 줄어드는 경향을 보이고 있는 것은 고려되지 않은 다른 인자에 기인하는 것으로 판단되지만 토카막의 방전시작단계를 다루기에는 이 모델로도 충분하다.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2006년도 하계학술발표대회 논문집
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• pp.596-601
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• 2006

Because of insufficiency of energy resources and pollution of environment, it is necessary to develop alternative energy sources. Nuclear fission energy is used widely for source of electric Power but being restricted due to radioactivity problem. Nuclear fission is highlighted as the new generation of nuclear energy and researched worldwide because of low risk of radiation effect. The representatives of fusion research is China's EAST, KSTAR of Korea and ITER of world. Korea Superconducting Tokamak Advanced Research(KSTAR) project is on progress for the completion in August, 2007. In this study, the research of utility system for KSTAR be carried out. The utility system of KSTAR is consist of water cooling & heating system, $N_2$ gas system, DI water system, service water system and instrument air & auto control system. The progress of KSTAR utility system is under commissioning state after construction completion. The optimal operation scenario will be verified during commissioning and adopted to the KSTAR operation.