초록 ▼

연구목적 및 내용
본 센터는 인류 에너지 문제를 궁극적으로 해결할 수 있는 지속가능한 에너지원으로 기대되는 핵융합에너지의 실현을 위해, 핵융합로의 실용적인 가동과 설계해석에 필수적인 노심, 경계플라즈마, 에너지 변환계통을 아우르는 핵융합로 시스템 통합의 핵심기반 기술을 선도적으로 개발하고, 관련 고급 연구 인력을 양성하며, 국제협력연구를 활성화 하고자 한다. 이를 통해 우리나라가 핵융합로 실현에 필요한 핵심기술을 선점하여 미래 그린 에너지에 대한 국제경쟁력을 강화하고 핵융합에너지 조기실용화에 주도적으로 기여할 수 있게 함을 목

연구목적 및 내용
본 센터는 인류 에너지 문제를 궁극적으로 해결할 수 있는 지속가능한 에너지원으로 기대되는 핵융합에너지의 실현을 위해, 핵융합로의 실용적인 가동과 설계해석에 필수적인 노심, 경계플라즈마, 에너지 변환계통을 아우르는 핵융합로 시스템 통합의 핵심기반 기술을 선도적으로 개발하고, 관련 고급 연구 인력을 양성하며, 국제협력연구를 활성화 하고자 한다. 이를 통해 우리나라가 핵융합로 실현에 필요한 핵심기술을 선점하여 미래 그린 에너지에 대한 국제경쟁력을 강화하고 핵융합에너지 조기실용화에 주도적으로 기여할 수 있게 함을 목적으로 한다.
● 핵융합로 시스템 통합 및 노심 제어 기반기술 연구: 토카막 노심 플라즈마 수송 및 불안정성 제어에 관한 핵심 기초기술과 연소 플라즈마의 알파입자의 수송특성을 확보하여, 장시간 가동을 지속할 수 있는 노심플라즈마 통합 제어기술을 개발하고, 핵융합로 전체 시스템의 통합해석 체제를 구축하여, 실현성 있는 다양한 핵융합로 시스템의 구성에 대한 기술적인 평가를 수행함.
● 플라즈마 대면재 상호작용 이해를 통한 디버터 및 대면재 기반 기술: 디버터의 열/입자속 제어 조건 도출 및 생성 불순물 거동 해석 기반 구축, 텅스텐 및 흑연 기반 대면부품의 제조기반 구축 및 열속/이온속 조사 시편 처리와 플라즈마 조사에 따른 대면부품의 물성 변화를 평가하여 세부과제 간의 긴밀한 연구를 통하여 핵융합로의 디버터 설계에 필요한 자료를 구축하여 디버터를 포함한 대면부품의 기반 기술을 확보함.
● 핵융합에너지 변환계통 선행기술 연구: 핵융합로에서 안전하고 지속적인 열생산 및 삼중수소 연료공급을 담당할 블랭킷과 높은 에너지 효율로 전기를 생산하는 동력변환계통의 개발에 필요한 선행기술 중 블랭킷 내에서의 중성자 거동, 열생성과 열제거, 삼중수소 증식과 이송, 재료의 조사손상 및 방사화, 초임계유체 이차냉각계통에 의한 동력생산 등과 관련된 해석기술을 개발하고, 블랭킷 열전달 및 삼중수소 누설 실험을 통해 설계에 필요한 기초 물리적 특성자료를 확보함.
● 핵융합플라즈마 파생 산업기술 연구: 핵융합로 개발에 따른 파생기술의 이용확대를 위하여, 전력생산 이외의 다른 분야에 이용 가능한 핵융합장치에 대한 연구와 플라즈마 처리 및 공정과 같은 산업적 응용 연구를 동시에 수행함.

연구결과
● 핵융합로 주요 요소들의 포괄적 시스템 해석을 위한 중성자 수송해석 코드 ANISN, BISON-C 등을 결합한 세계최초의 통합 시스템해석코드의 개발 및 이를 이용한 고온 초전도체 기반의 ST 핵융합로 개념 및 핵융합/핵분열 복합원자로 개념 도출과 특성 연구
● 세계수준의 구형토러스 장치인 VEST의 국내 최초 제작 및 플라즈마 발생을 통한 핵융합 실험 연구 기반 확립.
● VEST를 이용, 자장가둠 구조를 이용한 효율적인 플라즈마 시동 방법 개발의 세계 최초 개발 및 플라즈마 건을 이용한 비유도성 시동 방법 연구 등을 통해 double plasma merging 및 tokamak Injection 시나리오 구현 및 운전 가능성 확보
● 핵융합로 노심 연소 플라즈마 운전 시나리오를 대상으로 통합된 전류구동 장치들을 고려한 전류 공간분포 반응 모델 도출과 제어기 설계를 통해 핵융합 플라즈마 공간 분포 및 NTM 통합 제어기 개발하고 통합 제어 방법론을 세계 최초로 제시
● 디버터 영역 경계 플라즈마를 모사하는 전산모사 코드인 KTRAN을 개선하고 플라즈마 해석 모듈의 업그레이드를 통해, 세계적 수준의 플라즈마와 대면재사이의 상호작용을 전산모사 할 수 있는 기반 확립
● 국제 상위 수준의 물성 강화가 가능한 상압 플라즈마 용사법을 활용한 텅스텐 피막 미세구조 조절 및 물성 강화 후처리 방법을 세계최초로 개발
● 텅스텐 코팅형 대면재 설계조건의 국내업체 적용 및 적합 공정을 도출하여 KSTAR 타일 크기 기준의 대면적 모재에 대한 고열속 디버터용 텅스텐 Mock-up을 제작하여 성능 평가를 통해 설계 기반 확보
● 상압 플라즈마 용사 기법 및 텅스텐 카바이드 분말 적층법을 통한 핵융합로 대면재용 고순도 텅스텐 피막 제조 기법 확립을 통해 국외 주요 제조사의 제품과 대등한 수준의 국내 자체적인 대면재 제작 원천 기술 확보
● 세계적 수준의 McCARD/CAD 몬테칼로 코드, FEDONA 각분할 수송해석 코드, VASP/RASG/LAMMPS/ PAVIO 조사손상해석 코드, BOTANIC 삼중수소 거동해석코드, COMSOL 다물리 해석코드 등을 포함한 블랭킷 물리특성 종합해석 코드체계를 구축하여 세계적 수준의 블랭킷 핵특성 및 조사손상 해석 종합 해석 체계 구축
● 구형토카막을 환형 원통형 핵분열노심 내부에 장착하는 형태의 핵변환용 핵융합/핵분열 복합원자로 개념 설계안 도출
● 세계적 수준의 국내 유일의 수소 동위원소 누설거동 실험 설비를 구축, 수소 동위원소 누설 자료 확보 및 실험을 통한 수소 및 중수소 누설거동 자료 DB 구축 및 발표

기대효과(응용분야 및 활용범위 포함)
● 원자력기술과 핵융합기술의 다학제적 접목을 통한 핵융합로공학연구 국제경쟁력 강화
● 핵융합로 개발을 위한 핵심요소기술 도출로 KSTAR, ITER의 향후 연구방향 제시
● 핵융합 연구개발 선도인력 양성을 통해 KSTAR, ITER 연구와 핵융합로 실용화에 필요한 고급 전문 연구인력 공급
● 핵융합로 안전성 평가 기초 데이터 제공
● ITER 참여기업에 대한 기술지원 및 기술인력 교육
● 플라즈마 및 핵융합로 공학 파생기술의 산업적 활용 체계 구축

(출처 : 연구결과_한글요약문 2~3p)

Abstract ▼

Purpose
This research center is to pursue advance development of essential basic technologies that are instrumental for continuous operation and design analysis of fusion power reactors, which would serve as the ultimate means to resolve the mankind's energy problem in a sustainable way. During t

Purpose
This research center is to pursue advance development of essential basic technologies that are instrumental for continuous operation and design analysis of fusion power reactors, which would serve as the ultimate means to resolve the mankind's energy problem in a sustainable way. During the course of such development, highly qualified research personnel will be cultivated and active international collaboration will be accompanied. These activities aim at strengthening Korea's international competitiveness in fusion technology and contributing to an earlier realization of the practical use of fusion energy by advance acquisition of the core technologies.
● Study on integration of fusion reactor system and core plasma control: By securing the fundamental technology on tokamak core plasma transport and control of plasma instability and properties of alpha particle transport in burning plasmas, integrated control of core plasma enables a long pulse operation. The he construction of integrated interpretation of overall fusion plasma become possible so that technological evaluation of a various realistic fusion reactor systems is conducted.
● Study on diverter and plasma facing component by understanding the interaction of plasma and its facing component: Through the study on a control criteria of diverter heat and particle flux and basis of its impurity transport interpretation, foundation of manufacture process of tungsten and graphite based facing component, heat/ion flux specimen study and evaluation of physical property of plasma facing component and cooperation of each project establishes required data for diverter design of fusion reactor and foundation of plasma facing components including diverter is secured.
● Study on preceding technology on fusion energy conversion: Among the preceding technology for the development of blanket which will play a significant role by continuous heat production and tritium breeding and energy conversion system to produce electricity in high efficiency, analysis technology on behavior of neutron in the blanket, heat production and removal, tritium breeding and transfer, radiation damage and radio-activation of material, power production by secondary supercritical fluid is developed and basic physical properties required to design a blanket becomes possible through blanket heat transfer and tritium permeation experiment
● Study of a secondary industrial technology of fusion plasma: To extend the utilization of secondary industrial technology from the development of fusion reactor, study on fusion device which can be applied to different fields other than production of electricity and industrial application such as plasma process is conducted at the same time.

Contents
● For the comprehensive system analysis of main component in fusion reactor, the first integrated system code by integrating the ANISN and BISON-C is developed. Using the code, concept of ST fusion reactor and Fusion/Fission hybrid reactor based on the high-temperature superconductor technology and its properties are studied.
● Manufacture of the first domestic world level spherical torus VEST and foundation of fusion experiment is established by generating the plasma.
● Using VEST, the development of the first start-up scenario using the trapped particle configuration and study of non-inductive current drive using plasma gun is conducted and possibility off double plasma merging and tokamak injection scenario and operation is secured.
● integrated controller of plasma profile and NTM is developed and the integrated control methodology is presented for the first time by designing the current profile response model of burning plasma scenario considering various current driving devices.
● KTRAN, simulating the edge plasma near the diverter is improved and by upgrading the plasma analysis module, foundation of simulating plasma and its interaction to facing component in world level is established.
● The tungsten film micro-structure control and reinforcement of physical property by post-processing is developed for the first time using the high level atmospheric pressure coating.
● By drawing the appropriate process of design criteria of tungsten coated facing component and its application to domestics company, Mock-up for high heat flux tungsten for diverter considering the size of KSTAR facing material is manufactured. This allows the foundation of designing the facing component by evaluating the performance.
● Establishment of high-purity tungsten film manufacture technique using atmospheric pressure coating method and tungsten carbide powder deposition method enables domestic manufacturing technology to be compatible to major foreign manufacturer.
● Establishing the comprehensive analysis code to analyze the physical properties of blanket by including McCARD/CAD Montecarlo code, FEDONA angle segmentation transport analysis code, VASP/RASG/LAMMPS/ PAVIO radiation damage analysis code, BOTANIC tritium behavior analysis code and COMSOL multiphysics analysis code.
● Design of fusion/fission hybrid reactor by installing the spherical torus to the core of ring shaped nuclear fission reactor.
● Construction of the first world level domestic hydrogen isotype permeation experiment facility, hydrogen and deuterium permeation data establishment and its presentation by the experiment.

Expected Contribution(응용분야 및 활용범위 포함)
● Reinforcement of international competitive power of nuclear engineering by disciplinary integration of nuclear fission and fusion technology.
● Presentation of KSTAR and ITER research direction by core-technology development for the development of fusion reactor
● By training the leading manpower for fusion research, production of professional manpower for the study of KSTAR, ITER and commercialization of nuclear fusion reactor.
● Provision of basics for the fusion reactor safety.
● Technological support and training of technical professionals for the ITER participating companies
● Establishment of secondary industrial application system of plasma and fusion reactor derived technology.

(출처 : 연구결과_영문요약문(SUMMARY) 4~5p)

목차 Contents

• 표지 ... 1연구결과_한글요약문 ... 2연구결과_영문요약문(SUMMARY) ... 4목차 ... 6Ⅰ. 연구센터 개요 ... 7 1. 센터 목표 ... 7 2. 센터 주요연혁 ... 12 3. 센터 사업개요 ... 15 4. 센터 조직 ... 30 5. 센터 인력현황 ... 32 6. 센터 사업비 현황 ... 50Ⅱ. 사업수행실적 ... 51 1. 사업수행실적 요약 ... 51 2. 사업수행 산출성과 ... 62 3. 기타 주요업적 ... 128Ⅲ. 사업관리 및 기반구축 ... 130 1. 사업관리 ... 130 2. 설치대학의 지원 실적 ... 134 3. 연구시설 기반구축 ... 136Ⅳ. 목표달성도 ... 142 1. 목표달성도 ... 142 2. 대표 연구업적 ... 149 3. 센터 향후 연구계획 ... 157선도연구센터 이공학분야(S/ERC) 최종보고서 부록 ... 158 1. 과제별 연구내용 ... 159 2. 대표적 연구성과 ... 238 3. 대표 논문 초록(10편) ... 243 4. 대표 특허 등록증(10건) ... 289끝페이지 ... 329