초록 ▼

□ 연구의 목적 및 내용
핵융합로 내 SOL-내벽 경계에서 대면재 표면과 플라즈마와 반응 현상에 대한 연구로서, 재료 표면에서 생성되는 불순물과 재 방출되는 중수소 가스의 생성 기작을 이해하여 불순물 유입량 모델을 개발하고, 불순물에 의한 경계플라즈마의 변동 특성을 해석한다. 불순물 유입량 모델은 본 센터의 불순물 수송 전산해석 코드의 불순물 유입에 대한 경계조건 자료로 제공되어 불순물의 거동 및 중심 플라즈마에 미치는 영향의 포괄적인 이해 기반을 제공함으로서 핵융합로에서 난제인 불순물 축적 제어 문제의 해결에 기여할 수 있다

□ 연구의 목적 및 내용
핵융합로 내 SOL-내벽 경계에서 대면재 표면과 플라즈마와 반응 현상에 대한 연구로서, 재료 표면에서 생성되는 불순물과 재 방출되는 중수소 가스의 생성 기작을 이해하여 불순물 유입량 모델을 개발하고, 불순물에 의한 경계플라즈마의 변동 특성을 해석한다. 불순물 유입량 모델은 본 센터의 불순물 수송 전산해석 코드의 불순물 유입에 대한 경계조건 자료로 제공되어 불순물의 거동 및 중심 플라즈마에 미치는 영향의 포괄적인 이해 기반을 제공함으로서 핵융합로에서 난제인 불순물 축적 제어 문제의 해결에 기여할 수 있다.

□ 연구 개발 성과
1) 핵융합 조건 모사 연료가스(D2)와 반응 가스(He: impurity)혼합 이온 조건에서 자화 쉬스 모델 기반의 주입 이온 입자속 모델 개발
(Γ^out_D(n_D/n_imp, ＜ φ_ion(E_sh × B(θ_B))
- 불순물 생성과 연료가스 유입에 의한 이종 플라즈마 이온 조건에 의한 불순물 유입 제한 인자인 불순물 밀도비(n_D/n_imp)에 따른 이온 유입 속도(Bohm speed) 변화 관찰
- KSTAR 자화 이온의 대면 입사각 ＜ φ_ion ~ f(E_sh × B(θ_B) 모델의 KSTAR의 고자화 조건 적용 결과 대면재로의 이온의 거동 및 입사각 지배 현상 관찰
- 자화 쉬스 영역에서 이온의 collisionality 영향 해석
2) 흑연 및 텅스텐 내벽 표면의 형상 변형에 따른 불순물 유입량 함수 (Γⁱⁿ_Wall(Y(φ_ion(θ_B, E × B, shape)))) 도출
- 흑연재 표면 형상(shape)변형에 따라 조사 중수소 이온의 후방산란 심화를 고려한 중수소-흑연 스퍼터링(Y)의 예측 모델 개선
- 자화 중수소 플라즈마에서 이온 입사각을 고려한 KSTAR 흑연재 스퍼터링(Y_C) 예측 모델 검증
- 텅스텐 내벽재료에 중수소에 의한 블리스터 형성(shape변화)과 자화 이온 거동에 따른 블리스터 언저리 파괴 기전 해석
- 블리스터 파괴에 따른 텅스텐 스퍼터링률 증가와 방출 티끌 입자 크기 분포 특성 관찰
- D 이온과 He(ash), Ar(puffing gas) 이온 동시 유입에 따른 내벽 표면 손상 기전과 텅스텐 불순물 방출 특성 해석
- 자기장에 의해 비스듬히 입사되는 D 이온에 의한 블리스터 형성과 티끌입자 형성 기전 해석
3) 중수소 이온 및 카본 불순물 혼합 이온 조사 조건에서 중수소 재방출 유입량 (Γⁱⁿ_D-W(E^OS_des, E^C-D_des)) 예측 모델 도출
- 열탈착분광법(TDS) 해석을 통한 재방출 활성화 에너지 인자(E_des)도출
- 저에너지 중수소 이온 입사에 의한 Oversaturation 현상 관찰과 재방출 활성화 에너지 인자 도출
- KSTAR 내벽 유래 흑연 불순물이온 입사 조건에서 C-D 결합에 의한 텅스텐 내벽의 중수소 재방출 활성화 에너지 인자 도출
- 자가 이온 조사(중성자 조사 모사)환경에서 생성된 cluster defect에서 발생되는 흡착 중수소 재방출 유입량 모델 도출
- D 이온과 He(ash), Ar(puffing gas) 이온 동시 조사 조건에서 순수 D 조사 대비 중수소 흡착량 감소 특성 분측
- 경사각을 갖는 자기장 조건에서 D 조사에서 수직 조사 대비 중수소 재방출량 감소 특성 분석

□ 연구 개발 성과의 활용 계획(기대 효과)
SOL 플라즈마로부터 벽면으로 방출되는 중수소 이온의 입사 거동 (입사각과 자기장 관계)해석과 분순물 이온이 포함된 조건에서의 이온 방출량 해석 모델과 중수소 조사 조건에 따라 재 방출되는 중수소의 변화를 예상하는 모델은 타 세부에서의 불순물/플라즈마 수송 해석의 경계 조건 값으로 이용될 수 있음. 핵융합 대면 재료 선정, 부품 설계 및 불순물 축적의 제어 운전 기술 개발과 디버터의 최대 열속 완화 운전 기술의 개발에 기여할 것으로 기대됨.

(출처 : 국문 요약문 4p)

Abstract ▼

Purpose & Contents
This research focuses on the development of impurity influx model and analysis of characteristic variation of SOL(Scrape-off-layer) plasma by impurity influx. The impurity influx model is based on the PSI(plasma-surface interaction) physics with considering morphological change

Purpose & Contents
This research focuses on the development of impurity influx model and analysis of characteristic variation of SOL(Scrape-off-layer) plasma by impurity influx. The impurity influx model is based on the PSI(plasma-surface interaction) physics with considering morphological changes and recycling deuterium gas on the surface of carbon and tungsten wall in nuclear fusion reactor. Developed model is provided as the boundary condition for analytic simulation of impurity transport in SOL plasma. The results of this research will contribute to the solution for impurity accumulation problem in nuclear fusion engineering.

Results
1) Investigation of the ion outflux(Γ^out_D model in magnetic sheath between SOL plasma and plasma facing surface in impurity influx condition
- Estimation of sheath heat transmission factor(γ) in condition with impurity and recycling gas influx
- Analysis on variation of Bohm speed at sheath boundary with impurity ratio
- Analysis of ion incident angle on oblique magnetic field angle to surface in weak and high(KSTAR) B field condition
- Analysis of ion collisionality effect in the magnetic sheath region.
2) Investigation of function for impurity influx(Γⁱⁿ_wall with governing factor considering morphological changes on surface of carbon and tungsten wall
- Establishment of carbon sputtering yield(Y) model considering back-scattered ion in surface shape change
- Establishment of carbon sputtering yield(Y) model on KSTAR carbon wall considering ion incident angle analysis in magnetic sheath
- Analysis on destruction of blister with sputtering effect on edge shape of blister
- Analysis of size distribution of dust particle released by blister destruction
- Analysis of inner wall surface damage mechanism and release of tungsten impurity due to simultaneous irradiation of D and He (ash) or D and Ar (puffing gas) ions
- Analysis of blister formation and dust particle formation by D ions obliquely irradiated by magnetic field
3) Establishment of influx(Γⁱⁿ_D-W model for recycling gas in variation condition on deuterium ion and impurity ion outflux
- Establishment of basic function for recycling gas influx with desorption threshold energy factor(E_des)
- Establishment of model for recycling gas influx with oversaturation mechanism of trapped deuterium gas in condition of low energy deuterium ion
- Establishment of model for recycling gas influx with C-D chemical bond effect in condition of carbon impurity ion outflux on KSTAR wall
- Analysis of deuterium adsorption reduction characteristics under simultaneous irradiation of D ion, He (ash) and Ar (puffing gas) ions compared to pure D irradiation
- Analysis of reduction of deuterium release rate compared to vertical irradiation in D irradiation under magnetic field conditions with inclined angle

Expected Contribution
The achievements of this research contribute to solution for impurity accumulation and reduction of divertor heat flux problem in nuclear fusion engineering by improvement of understanding on impurity and recycling gas transport in SOL plasma region

(출처 : SUMMARY 5p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 국문 요약문 ... 4
• SUMMARY ... 5
• 목차 ... 6
• Contents ... 7
• 1. 연구 개발 과제의 개요 ... 8
• 2. 국내외 기술 개발 현황 ... 10
• 3. 연구 수행 내용 및 결과 ... 12
• 3-1. 내벽 표면 SOL 플라즈마 이온 입사 특성 해석 (IoutD, φion) ... 12
• 3-2. 흑연 내벽 표면 불순물 유입량 (IinC(YC(φion,shape)) 해석 ... 24
• 3-3. 텅스텐 내벽 표면 불순물 방출량 (IinW(YW(φion,shape))) 해석 ... 29
• 3-4. 내벽 표면 연료 가스 방출량 (IinD=f(Edes;W,OS,C-D)) 해석 ... 43
• 4. 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 57
• 4-1. 연구개발목표의 달성도 ... 57
• 4-2. 관련 분야 기여도 ... 62
• 5. 연구 결과의 활용 계획 ... 64
• 5-1. 연구개발결과의 활용방안 ... 64
• 5-2. 기대성과 ... 64
• 6. 연구 과정에서 수집한 해외 과학 기술 정보 ... 66
• 7. 연구 개발 결과의 보안 등급 ... 66
• 8. 국가과학기술종합정보시스템에 등록한 연구 시설·장비 현황 ... 66
• 9. 연구 개발 과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 67
• 1. 연구실 안전 점검 체계 및 실시 ... 67
• 9-2. 환경안전교육 이수 ... 67
• 9-3. 연구실 자체 안전 점검 및 실천 사항 ... 68
• 10. 연구 개발 과제의 대표적 연구 실적 ... 70
• 11. 기타 사항 ... 70
• 12. 참고 문헌 ... 71
• 끝페이지 ... 72