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핵융합로부품 시험을 위한 고열부하 시험시설 KoHLT-1 구축
Development of a High Heat Load Test Facility KoHLT-1 for a Testing of Nuclear Fusion Reactor Components 원문보기

韓國眞空學會誌 = Journal of the Korean Vacuum Society, v.18 no.4, 2009년, pp.318 - 330  

배영덕 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ,  김석권 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ,  이동원 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ,  신희윤 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ,  홍봉근 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부)

초록
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본 한국원자력연구원에서는 국제열핵융합실험로(ITER)의 일차벽을 개발하기 위해 그라파이트 히터를 이용한 고열부하 시험시설 KoHLT-1(Korea Heat Load Test facility-1)을 구축하였으며, 현재 정상적으로 가동되고 있다. KoHLT-1의 주목적은 Be-CuCrZr-SS의 이종 금속이 HIP 방법에 의해 접합된 ITER 일차벽 mockup의 접합 건전성을 확인하는데 있다. KoHLT-1은 판형 그라파이트 히터, 냉각 jacket이 부착된 상자형 시험용기, 직류 전원, 냉각계통, He 기체 공급계통과 각종 진단계통으로 구성되어 있으며, 이 모든 시설은 Be 처리가 가능한 특수 정화계통이 설치된 실험실에 설치되었다. 그라파이트 히터는 두개의 시험 대상물 사이에 설치되며, 시험대상물과의 거리는 $2{\sim}3\;mm$이다. 시험 대상물의 크기와 요구되는 열유속에 따라 여러 가지의 그라파이트 히터를 설계, 제작하였으며, 전기 저항은 고온 운전 중에 $0.2{\sim}0.5{\Omega}$이 되도록 하였다. 히터는 100V/400 A의 직류전원에 연결되어 있으며, PC와 multi function module로 구성된 전류 조정계통에 의해 미리 프로그램되어 있는 패턴으로 전류를 자동 조절하게 된다. 두 시험대상물에 인가되는 열유속은 calorimetry법에 의해 냉각수의 입, 출구 온도와 유량을 측정하여 얻게 된다. 여러 가지 형태의 ITER 일차벽 Be mockups에 대해 고열부하 시험을 수행하였으며, 시험을 통하여 KoHLT-1 고열부하 시험 시설의 성능이 확인되었고, 24시간 이상의 연속 운전에 있어서도 그 신뢰성이 입증되었다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

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 m...

주제어

AI 본문요약
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제안 방법

  • 이로서 총 14개의 mockup에 대해 고열부하 시험을 수행하였으며, 총 test number는 254, 총 cycle수는 31,263 cycle mockup이다. 2개의 FWQM의 경우, ITER 일차벽 mockup에 대한 시험 조건인 0.625 MW/m2이상의 열유속에서 12,690/12,020 cycles 시험을수행하였으며, 총 시험시간은 1,029시간이다. 이와 같은 시험 결과 2개의 FWQM 모두 Be-tile의 접합 건전성이 입증되었다.
  • 이러한 시험 결과를 바탕으로 Be-to-CuCrZr의 HIP 접합을 위한 interlayer에 대한 귀중한 자료를 제공할 수 있었다. 6개의 P333 mockup에 대해서는 1.5 MW/m2의 열유속에서 1,100 cycle을 목표로 시험을 수행하여, 4개는 목표 cycle 수를 견뎠으며, 다른 1개는 862 cycle까지 시험하였다. 나머지 1개는 예비 시험 단계에서 Be-tile이 이탈되었다.
  • 에서의 Be mockup에 대한 고열부하 시험은 열피로에 대한 Be-toCu alloy간의 접합 건전성을 확인하는데 있다. KoHLT-1를 구축한 후, dummy mockup을 이용한 첫 고열부하 시험을 수행하였으며, 약 3개월간 성능 시험 및 장치 보완과정을 거친 후 Be이 포함된 mockup인 FWQM에 대해 본격적인 고열부하 시험을 개시하였다. 본격적인 시험 개시 후 약 7개월 동안 ITER 일차벽 검증용 mockup (FWQM) 2개, S881 mockup 6개, P333 mockup 6개에 대해 고열부하 시험을 수행하였다.
  • KoHLT-1의 냉각계통은 독립된 3개의 라인으로 구성되어 있으며, 냉각수는 순환식이 아니라 수돗물에서 냉각수를 공급받는 one-way식으로 구성하였다. 3개의 냉각계통은 두 개의 시험대상물과 시험용기를 냉각하도록 되어 있다.
  • 고열부하 시험중 시험대상물의 온도를 측정하기 위해 K-type 열전대를 이용하며, ITER 검증용 mockup의 경우 각각 3개씩을 장착하였다. 열전대에 의한 mockup의 온도 측정을 정확히 하기 위해서는 열전대와 mockup과의 접촉을 확실히 하는 것이 극히 중요하다.
  • KoHLT-1의 경우, ITER 일차벽과 같이 독성이 있는 Be으로 구성되어 있는 시편을 시험할 수 있도록 구축되었으며, 이를 위해 Be 취급이 가능한 실험실에 설치되었다. 구축된 KoHLT-1을 이용하여 세 가지 다른 형태의 mockup 14개에 대해 고열부하 시험을 수행하였다. 80×80×10 mm3크기의 Be-tile이 3개 접합되어 있는 검증용 mockup(FWQM) 2개, FWQM과 같은 크기의 Be-tile이 1개 접합되어 있는 mockup(S881) 6개, 35.
  • 이러한 모든 시설은 Be 취급이 가능하도록 공식적으로 허가된 실험실에 설치되어 있으며, 본 실험실은 Be 분진 등의 처리가 가능한 특수 환기계통 및 관련 시설이 구비되어 있다. 두 개의 시험대상물에서 열을 제거하는 냉각계통에는 열유량계 계통이 장착되어 있어 흡수된 총 열량을 측정할 수 있도록 하였다. 또한 시험용기 내벽에 흡수되는 열을 제거하기 위한 냉각계통이 있으며, 시험용기 외벽에 부착된 water jacket 을 통해 열을 제거하게 된다.
  • 본 연구를 통하여 핵융합로에서의 플라즈마 대향 부품, 로켓의 엔진, 고온원자로 등 고열부하가 가해지는 부품에 대해 내열 특성을 검증할 수 있는 고열부하 시험시설 KoHLT-1을 구축하였으며, 다양한 형태의 ITER 일차벽 mockup에 대한 고열부하 시험을 성공적으로 수행하였다. KoHLT-1에서 열원으로는 판형 그라파이트를 사용하였으며, 시험 대상물에 따라 그 크기와 저항 값을 다르게 설계, 제작하였다.
  • KoHLT-1를 구축한 후, dummy mockup을 이용한 첫 고열부하 시험을 수행하였으며, 약 3개월간 성능 시험 및 장치 보완과정을 거친 후 Be이 포함된 mockup인 FWQM에 대해 본격적인 고열부하 시험을 개시하였다. 본격적인 시험 개시 후 약 7개월 동안 ITER 일차벽 검증용 mockup (FWQM) 2개, S881 mockup 6개, P333 mockup 6개에 대해 고열부하 시험을 수행하였다. 이로서 총 14개의 mockup에 대해 고열부하 시험을 수행하였으며, 총 test number는 254, 총 cycle수는 31,263 cycle mockup이다.
  • 냉각수의 입 출구의 온도 차이와 유량으로부터 (7)식을 이용하여 흡수되는 열량을 측정할 수 있다. 시험용기의 열을 제거하기 위한 냉각계통에는 유량조절 밸브와 유량계가 설치되어 있으며, 추가로 유량스위치를 장착하여 사고나 단수로 인한 냉각수 공급 중단시 그라파이트 히터에 전류 공급을 중단하도록 하는 interlock 계통을 구동하도록 하였다. 2개의 시험 대상물을 위한 냉각수 유량은 각각 8~9 kg/min이며, 시험용기용 냉각수 유량은 4~5 kg/min이다.
  • 열부하원으로는 판형 그라파이트를 사용하였으며, 시험하고자 하는 mockup의 크기에 따라 유효 발열 면적이 다른 히터를 설계 제작하여 사용하였다. 그라파이트를 발열체로 선택한 이유는 그라파이트 재질의 녹는 온도가 3600 ℃정도로 매우 높고, 고온에서의 화학적, 기계적 특성이 우수하고, 판형 등 원하는 형상으로 제작이 용이하기 때문이다.
  • 외국 시설을 이용할 경우, 시험을 위한 소요 기간이 길고, 막대한 비용이 요구되어 지극히 비효율적이다. 이에 본 연구원에서는 가용한 기존의 시설과 장비를 최대한 활용하여 최대 열부하 1.8 MW/m2까지 시험할 수 있는 고열부하 시험 시설을 구축하였으며, 그 명칭은 KoHLT-1(Korea Heat Load Test facility-1)이다. KoHLT-1의 경우, ITER 일차벽과 같이 독성이 있는 Be으로 구성되어 있는 시편을 시험할 수 있도록 구축되었으며, 이를 위해 Be 취급이 가능한 실험실에 설치되었다.
  • 일차벽 검증용 mockup(FWQM)을 시험하기 위해, 유효 발열 면적이 FWQM의 Be-tile쪽 표면적과 같은 244×80 mm2인 그라파이트 히터를 Fig. 5와 같이 설계하였다.
  • 3과 같은 전류 조정 패턴을 적용하였다. 전류 값이 구간에 따라 다르므로 (1)식의 해를 구하기 위해서는 전류의 변화 패턴에 따라 각 구간별로 나누어 계산하였다. Fig.

대상 데이터

  • KoHLT-1의 주요 구성은 Figs. 1, 18에서 보는 바와 같이 상자형 시험용기, 냉각 계통, 직류전원장치 등으로 구성되어 있다. 상자형 시험용기는 내부 공간의 크기가 0.
  • 80×80×10 mm3크기의 Be-tile이 3개 접합되어 있는 검증용 mockup(FWQM) 2개, FWQM과 같은 크기의 Be-tile이 1개 접합되어 있는 mockup(S881) 6개, 35.5×35.5×10mm3 크기의 Be-tile이 3개 접합되어 있는 mockup(P333) 6개가 그것이다.
  • 즉, 도체의 경우 온도가 증가함에 따라 비저항은 증가하고, 반도체의 경우 온도가 증가함에 따라 비저항은 감소하게 되지만 그라파이트는 온도가 증가함에 따라 어느 온도까지는 감소하다가 그 이후에는 다시 증가하는 특성을 보인다. KoHLT-1 시험시설에서는 독일 SGL Carbon Group (www.sglcarbon.com)사의 R8710 그라파이트를 사용하였는데, 비저항은 Fig. 2와 같다. 상온에서는 ρ=13.
  • 을 구축하였으며, 다양한 형태의 ITER 일차벽 mockup에 대한 고열부하 시험을 성공적으로 수행하였다. KoHLT-1에서 열원으로는 판형 그라파이트를 사용하였으며, 시험 대상물에 따라 그 크기와 저항 값을 다르게 설계, 제작하였다. 그라파이트 히터는 마주보고 있는 2개의 시험 대상물 사이에 위치하며, 최대 400 A의 전류를 공급 받도록 하였다.
  • 자료수집계통은 USB data acquisition module을 이용하여 구축하였으며, 온도의 경우 16 channels, 전압신호의 경우 24 channels에 대한 자료수집이 가능하다. 두 개의 FWQM을 시험하는 경우, mockup의 온도 6개, 냉각수 온도 4개, 전원의 전압, 전류, 유량 2개의 신호를 처리하여 총 14개의 자료를 수집하게 된다.
  • 본격적인 시험 개시 후 약 7개월 동안 ITER 일차벽 검증용 mockup (FWQM) 2개, S881 mockup 6개, P333 mockup 6개에 대해 고열부하 시험을 수행하였다. 이로서 총 14개의 mockup에 대해 고열부하 시험을 수행하였으며, 총 test number는 254, 총 cycle수는 31,263 cycle mockup이다. 2개의 FWQM의 경우, ITER 일차벽 mockup에 대한 시험 조건인 0.
  • 8 MW/m2의 열유속을 인가할 수 있었다. 지금까지 KoHLT1에서 총 14개의 Be mockup에 대해 고열부하 시험을 수행하였으며, 총 test number는 254, 총 cycle수는 31,263 cycle mockup이다. 이로서 KoHLT-1의 장시간 운전 가능성 및 시설의 신뢰성이 입증되었으며, 핵융합로 부품을 비롯하여 여타 고열부하 부품의 시험에 활용이 가능함을 확인하였다.

이론/모형

  • 수동 전류 조정 또한 가능하며, 시험 대상물 설치 후 낮은 전류에서 히터를 가열하여 히터와 mockup 표면의 이물질과 수분을 제거하는 진공 베이킹(baking)을 실시하거나 전류의 임의 조정이 필요할 때에 사용한다. 전원의 전류 제어는 Agilent사의 34970A Data Acquisition/Switch Unit를 통해 PC에서 이루어지며, 제어 프로그램은 VEE 기반으로 작성되었다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
국제핵융합실험로 프로젝트에서 우리나라는 어떤 책임을 지고있는가? 우리나라를 비롯하여 러시아, 미국, 유럽연합, 인도, 일본, 중국의 선진 7개국이 참여하는 국제핵융합실험로 (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor) 프로젝트 [1]는 차세대 에너지원인 핵융합에너지의 상용화를 위한 공학적 검증을 목표로 하는 사상 초유의 거대 국제협력 사업이다. 우리나라는 ITER 블랑켓 (blanket) 등 여러 부품에 대한 조달의 책임을 지고 있으며, 추후 상용 핵융합로를 위한 핵심 기술 중의 하나인 TBM(Test Blanket Module) 기술 개발에도 참여하고 있다. 블랑켓이나 TBM은 초고온의 플라즈마와 접하는 부품들로서 고열부하 환경에서 장시간 견디도록 설계, 제작되어야 한다.
국제핵융합실험로 프로젝트는 어떤 국가가 참여하는가? 우리나라를 비롯하여 러시아, 미국, 유럽연합, 인도, 일본, 중국의 선진 7개국이 참여하는 국제핵융합실험로 (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor) 프로젝트 [1]는 차세대 에너지원인 핵융합에너지의 상용화를 위한 공학적 검증을 목표로 하는 사상 초유의 거대 국제협력 사업이다. 우리나라는 ITER 블랑켓 (blanket) 등 여러 부품에 대한 조달의 책임을 지고 있으며, 추후 상용 핵융합로를 위한 핵심 기술 중의 하나인 TBM(Test Blanket Module) 기술 개발에도 참여하고 있다.
블랑켓이나 TBM의 설계, 제작 조건은 무엇인가? 우리나라는 ITER 블랑켓 (blanket) 등 여러 부품에 대한 조달의 책임을 지고 있으며, 추후 상용 핵융합로를 위한 핵심 기술 중의 하나인 TBM(Test Blanket Module) 기술 개발에도 참여하고 있다. 블랑켓이나 TBM은 초고온의 플라즈마와 접하는 부품들로서 고열부하 환경에서 장시간 견디도록 설계, 제작되어야 한다. 핵융합 관련 부품들이 받는 열부하 값은 플라즈마 붕괴(disruption)나 ELM(edge localized mode)이 발생하는 경우 아주 짧은 시간동안 GW/m2이상의 열부하를 받게 된다.
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참고문헌 (17)

  1. http://www.iter.org/. 

  2. T. Hirai, K. Ezato, and P. Majerus, ITER Relevant High Heat Flux Testing on Plasma Facing Surfaces, Material Transactions 46 (2005) pp. 412-424 

  3. M. Ulrickson, Plasma Facing Components, FESAC Development Path Meeting, January 13-14, 2003, San Diego, CA 

  4. V. Barabash and P. Chappuis, "Specification for Manufacturing of First Wall Qualification Mockups," ID: ITER_D_24KTBS v2.0, 2008 

  5. O. Zlamal, "Testing Status-EU: BESTH Device," ITER Blanket Progress Meeting, Prague, 03-06 June, 2008 

  6. P. Majerus, R. Duwe, T. Hirai, W. Kuhnlein, J. Linke, and M. Rodig, The New Electron Beam Test Facility JUDITHⅡ for High Heat Flux Experiments on Plasma Facing Components, Fusion Engineering and Design 75-79 (2005) pp. 365-369 

  7. J. M. McDonald, T. J. Lutz, D. L. Youchison, F. J. Bauer, K. P. Troncosa, and R. E. Nygren, The Sandia Plasma Materials Test Facility in 2007, Fusion Engineering and Design 83 (2008) pp. 1087-1091 

  8. 이동원 외 7명, ITER 블랑켓 일차벽 접합법 검증을 위한 50×50 Be/Cu mockup의 고열부하 시험, KAERI/TR-3600/2008. 2008. 8 

  9. 이동원 외 7명, ITER 블랑켓 일차벽 접합법 검증을 위한 80×80×1 Be/Cu/SS mockup의 고열부하 시험, 

  10. 이동원 외 7명, ITER 블랑켓 일차벽 접합법 검증을 위한 80×80×3 Be/Cu/SS mockup의 고열부하 시험, KAERI/TR-3735/2009. 2009. 2 

  11. K. Togawa, A. Higashiya, and T. Shintake, Graphite Heater Optimized for a Low-Emittance CeB6 Cathode, Proceedings of PAC07, Albuquerque, USA, pp. 1013-1015, 2007 

  12. F. Zang and P. Chappuis, "Specification Heat Flux Test of First Wall Qualification Mockups," ID: ITER_D_28322A v1.2, 2008 

  13. J. P. Holman, Heat Transfer, McGraw-Hill Company, 1986, p. 402 

  14. 배영덕 외 4명, 핵융합로부품 시험을 위한 고열부하 시험시설 KoHLT-1 개발, KAERI/TR-3744/2009. 

  15. D. L. Youchison, S. H. Goods, J. D. Puskar, W. A. DeLong, T. T. Martin, M. Narula, A. Ying, M. A. Ulrickson, T. J. Lutz, and J. M. McDonald, Thermal Fatigue Cycling of Be/Cu Joining Mockups, Fusion Engineering and Design 84 (2009) pp. 2008-2014 

  16. Private communication with Wolfgang Lenarz in SGL Carbon Group, January 13, 2009 

  17. 인상렬, 대형 진공용기의 헬륨 누설검사 방법에 대한고찰, 한국진공학회지 제16권 4호, 2007년 7월, pp.235-243 

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