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연구분야

연구분야

  • 01. TF 초전도 도체 (Conductor) 조달
    완료

    총 조달금액(kIUA)215.01

    한국참여율20.18%

    한국조달금액(kIUA)43.39

  • 02. 진공용기 본체 (Vacuum Vessel) 조달
    완료

    총 조달금액(kIUA)117.09

    한국참여율21.50%

    한국조달금액(kIUA)25.20

  • 03. 진공용기 포트 (Port)

    총 조달금액(kIUA)72.66

    한국참여율72.82%

    한국조달금액(kIUA)52.91

  • 04. 블랑켓 차폐블록 (Shield Block)

    총 조달금액(kIUA)56.34

    한국참여율49.82%

    한국조달금액(kIUA)28.07

  • 05. 조립장비 (Assembly Tooling) 조달
    완료

    총 조달금액(kIUA)18.55

    한국참여율99.90%

    한국조달금액(kIUA)18.53

  • 06. 열차폐체 (Thermal Shield)

    총 조달금액(kIUA)26.56

    한국참여율100%

    한국조달금액(kIUA)26.56

  • 07. 삼중수소 저장·공급시스템

    총 조달금액(kIUA)12.50

    한국참여율94.25%

    한국조달금액(kIUA)11.79

  • 08. 전원공급장치 (AC/DC Converters)

    총 조달금액(kIUA)113.56

    한국참여율40.14%

    한국조달금액(kIUA)45.58

  • 09. 진단장치 (Diagnostics)

    총 조달금액(kIUA)204.89

    한국참여율1.93%

    한국조달금액(kIUA)3.96

ITER 화폐단위(kIUA : kilo ITER Unit of Account)
: 1 kIUA=1.69012MEuro ('16년 기준)

총 조달 금액255.98kIUA
  • TF 초전도 도체 (Conductor)

    역할

    • ITER 자석(플라즈마 밀폐 및 평형유지를 위한 자기장 생성)의 핵심 구성품

    제원 및 구성

    • 특수 316LN 재료(316LN-IG-HT)로 만들어진 튜브, 초전도 케이블로 구성
    • 초전도 케이블 : Nb3Sn 초전도선재(900가닥), 무산소동(522가닥), Central Spiral(1개)로 구성

      - 초전도 선재(150가닥), 무산소동 선재(87가닥)로 이루어진 6개의 Sub-cable을 Central Spiral 중심으로 집합연선

    우리나라 조달내역

    • 760m CICC 19개, 415m CICC 8개(TF 자석은 18개로 구성)

      - TF 자석 1개는 760m 길이의 CICC 5개, 415m 길이의 CICC 2개로 구성

    • 조달금액 : 43.39kIUA(총 조달금액 : 215.01kIUA)

      ※ 한국 20.18%, 중국 7.51%, EU 20.18%, 일본 14.99%, 러시아 19.32%, 미국 7.82%, EU-일본 10.00%

    TF 초전도 도체 (Conductor) 이미지

    세부설명

    ITER TF 초전도 도체의 형상은 그림에서 보는 바와 같이, 가운데의 초임계 헬륨의 압력강하를 줄이기 위한 Central Spiral을 150 가닥의 초전도 선재와 87 가닥의 무산소동 선재로 이루어진 6개의 Sub-cable과 함께 집합 연선하여, 총 900 가닥의 초전도 선재와 522 가닥의 무산소동 선재로 이루어진 초전도케이블이 특수 316LN 재료 (316LN-IG-HT)로 만들어진 튜브 속에 있는 형태입니다. ITER TF 자석 1 개는 768 m 길이의 CICC 5개, 428 m 길이의 CICC 2 개가 필요로 하며 한국에서 조달하기로 되 어 있는 CICC는 전체의 20%로서, 768 m 길이의 CICC 19 개와 428 m 길이의 CICC 8 개를 조달하는 것으로 되어 있습니다.

  • 진공용기 본체 (Vacuum Vessel)

    역할

    • 핵융합 반응을 위한 연소 플라즈마 (Burning Plasma) 발생 및 저장
    • 플라즈마 생성 및 유지에 필요한 초고진공 환경 제공
    • 진공용기 내 삼중 수소 등 방사성 물질에 대한 1차 방호벽 역할
    • 초전도 자석 보호를 위한 방사열 차폐 및 저온용기 내부 구조물 방사화 감소를 위한 중성자 차폐
    • 진공용기 내부 구조물의 감쇄 열 제거
    • 블랑켓, 디버터 등 진공용기 내벽에 설치되는 구조물 지지

    제원 및 구성

    진공용기 본체 (Vacuum Vessel) 제원 및 기능의 크기, 내부 면적 및 체적, 전체 무게 : 5,124 톤 에 관한 테이블 입니다.
    크기 내부 면적 및 체적 전체 무게 : 5,124 톤
    토러스 외경 : 19.4 m 면적 : 850 ㎡ 본체 : 1,611 톤
    토러스 높이 : 11.3 m 체적 : 1,600 ㎥ 내벽 차폐체 : 1,733 톤
    이중벽 두께 : 0.34~0.75 m 포트 구조물 : 1,780 톤

    우리나라 조달내역

    • 조달금액 : 25.20kIUA(총 조달금액 : 117.09kIUA)

      ※ 참여율 : 한국 21.50%, EU 73.61%, IO 4.89%

    TF 초전도 도체 (Conductor) 이미지 진공용기 전체 조립형상 TF 초전도 도체 (Conductor) 이미지 진공용기 섹터 형상

    세부설명

    ITER 진공용기는 플라즈마 밀폐를 위한 초고진공용기로서 내부 Blanket을 포함한 In-vessel Components 들이 부착되며 이중벽 사이에는 중성자 차폐를 위한 Shield Block이 설치되고 냉각수가 흐르게 됩니다. ITER 진공용기 본체는 그림과 같은 SS 316L(N)-IG 재료를 사용한 이중벽 구조의 40도 섹터 단위로 제작되며 Site에서 9개의 섹터가 최종조립되는 구조입니다. 토카막 운전시 이 격벽 사이에는 100℃의 냉각수를 순환시키고 중성자 차폐를 위하여 SS 304B4와 SS 430 재질의 Shield Block을 설치합니다. 진공용기 본체의 전체 외경은 19.5 m에 달하며 높이는 11.3 m 이고, Site에서 최종조립이 완료된 진공용기 전체 무게는 약 5,000톤입니다. 진공용기 내벽은 Blanket 부착 및 냉각을 위한 구조로 설계되어있습니다.

  • 진공용기 포트 (Port)

    역할

    • 진공용기 일부를 구성하며 진공용기 본체와 저온용기 사이를 연결하는 구조물

    제원 및 구성

    진공용기 포트 (Port) 제원 및 기능 표 입니다.
    구분 내용
    상부 포트 Upper Port (18개)
    중앙부 포트 Regular Port (14개)
    Heating Neutral Beam Port (3개)
    Neutral Beam Duct Liner (3개)
    Vacuum Sealing Flange
    하부포트 Remote Handling/Diagnositc Port (4개)
    Cryopump Port (5개)
    Local Penetration Ports
    Vacuum Vessel Support (9개)

    우리나라 조달내역

    • 중앙부 포트 및 하부포트 (상부 포트 조달 : 러시아)
    • 조달금액 : 조달금액 : 55.31kIUA(총 조달금액 : 72.66kIUA)

      ※ 참여율 : 한국 72.82%, 러시아 27.18%

    진공용기 포트 (Port) 이미지

    세부설명

    ITER 진공용기 포트는 In-vessel Components의 설치, 이용, 유지보수, 진단, 가열, 진공배기 등의 목적으로 진공용기 본체와 저온용기 사이에 설치됨. 이중쉘 또는 단일쉘 구조를 가지며 일반적으로 진공용기 본체와 결합되는 Port Stub, Stub Extension, Port Extension 및 Connecting Duct 로 구성됨.

  • 블랑켓 차폐블록 (Shield Block)

    역할

    • 진공용기, 초전도자석 등 주요 주장치를 보호하기 위한 중성자 (차폐 구조물)

    제원 및 구성

    • 블랑켓 차폐블록은 설치 및 유지 보수 등을 고려하여 모듈식으로 제작되며, 폴로이달 방향(수직방향)으로 18개, 토로이달 방향(원주방향)으로 18~36개로 나뉘어져 있음.
    • 일차벽과는 Key, Bolt, Hydraulic Connector, 진공용기와는 Key, Flexible Support로 체결되며, 전기연결부(Electrical Connector)및 냉각관 연결부(Hydraulic Connector)등이 부착되어야 함.
    블랑켓 차폐블록 (Shield Block) 제원 및 기능 표 입니다.
    구분 내용
    재질 316L(N)-IG
    총 수량 440모듈
    모듈별 중량 제한 (일차벽 포함) 4.5톤/모듈
    진공용기 포트 (Port) 이미지 아국 조달 모듈
    진공용기 포트 (Port) 이미지 블랑켓 시스템의 구성
    진공용기 포트 (Port) 이미지 Inboard 블랑켓 차폐블록의 전형적 형상

    우리나라 조달내역

    • 우리나라는 SB 1, 2, 6, 7, 8, 12, 13, 15, 16번 모듈 (총 220개)의 차폐블록을 제작 및 납품해야 함.
    • 조달금액 : 28.07kIUA(총 조달금액 : 56.34kIUA)

      ※ 참여율 : 한국 49.82%, 중국 50.18%

    세부설명

    • 블랑켓은 고온 및 고속 중성자의 매우 극한 환경 하에서 운전되므로, 이에 대한 설계 및 해석, 제작기술 등 핵융합 상용로 건설을 위한 핵심기술의 확보를 가능케 함.
    • 블랑켓 차폐블록 관련 설계 및 해석 기술
      • 중성자 해석
      • 전자기력 계산
      • 열수력 및 구조 해석

    제작기술

    • 블랑켓 차폐블록 제작은 단조재를 이용한 가공 및 용접(Conventional Method), Powder HIP(Hot Isostatic Pressing), 주조 (Casting) 등이 고려되고 있으며, 이중 아국은 Conventional Method의 제작기술을 채택할 예정임.
    블랑켓 차폐블록 (Shield Block) 이미지 블랑켓 차폐블록 설계를 위한 각종 해석 기술 블랑켓 차폐블록 제작방안 이미지 블랑켓 차폐블록 제작방안
  • 조립장비 (Assembly Tooling)

    역할

    • ITER 주장치를 구성하는 진공용기(Vacuum Vessel), 초전도자석(TF, PF, CC, CS 초전도자석), 열차폐체(Thermal Shield)등을 조립하는데 사용하는 전용 조립장비
      ※ 일반측정 및 표준장비는 제외됨

    제원 및 구성

    • ITER 주장치는 조립절차를 기준으로 Lower Cryostat Activities, Sector Sub Assembly, Sector Assembly, Ex-Vessel Activities, In-Vessel Activities 조립장비로 분류
      • 주 조립 대상물인 진공용기, TF 자석, 열차폐체로 구성된 40° Sector는 무게 약 1,200톤, 높이 약 17m×폭 9m×깊이 7m이며, 조립 정도는 수직, 수평방향으로 각각 약 ±3mm임

    우리나라 조달내역

    • ITER 주장치 전용 조립장비의 설계, 제작, 시험, 운송, 현지 설치 및 시운전 지원 등 조달관련 업무 수행
    • 조달금액 : 18.53kIUA(총 조달금액 : 18.55kIUA)

      ※ 참여율 : 한국 99.90%, IO 0.10%

    조립장비 (Assembly Tooling) 이미지

    세부설명

    ITER 주장치를 구성하는 진공용기(Vacuum Vessel), 초전도자석(TF, PF, CS 초전도자석), 열차폐체(Thermal Shield)등을 조립하는 데 사용하는 전용 조립장비로 측정 및 공동장비를 제외한 아래의 주장치 자체 조립을 위한 Tool 및 지그류를 포함합니다.

    블랑켓 차폐블록 (Shield Block) 제원 및 기능 표 입니다.
    구분 내용
    Sector Sub-Assembly Tools 진공용기, TF 자석, 열차폐체로 구성된 40°Sector를 조립하는 장비
    Sector Assembly Tools 40° Sector 9개로 360° Torus 구조를 조립하는 장비
    Cryostat Thermal Shield Assembly Tools 저온용기 열차폐체·조립용 장비
    PF Coil Assembly Tools PF Coils 조립용 장비
    Central Solenoid Assembly Tools Central Solenoids 조립용 장비
    Correction Coil &Feeder Assembly Tools Correction Coils 및 Feeder 조립용 장비
    In-Vessel Component Assembly Tools 진공용기 내부 Components 조립용 장비
  • 열차폐체 (Thermal Shield)

    역할

    • 실온의 구조물로부터 초전도자석으로 전달되는 열을 최소화하는 역할
      • 유입 온도가 80 K인 가압 헬륨 가스에 의한 강제냉각 방식으로 열차폐체의 온도를 유지하며, 정상 운전 상태에서 냉각용 헬륨의 온도를 80~100 K로 유지한다.

    제원 및 구성

    • SS 304LN을 모재로 제작되며 열차폐체의 양면에 두께 5μm이상의 은도금을 하여 , 표면 열 방사율이 0.05 이하가 되도록 한다.
    • 진공용기 열차폐체 (VVTS) : Inboard Section, Outboard Section로 구성
      • Outboard section : 20 mm 두께의 panel로 구성
      • Inboard section : 20 mm 두께의 panel로 구성

        ※ 열차폐체의 설계는 양면이 은코팅된 SS 304LN 패널을 기준으로 함

    • 저온용기 열차폐체 (CTS) : Upper CTS, Lower CTS, Equatorial CTS로 구성
      • Upper CTS : Upper CTS Lid 및 Cylinder, 5개의 Shroud로 구성
      • Lower CTS : Lower CTS Floor와 Cylinder로 구성
      • Equatorial CTS : VVTS와 함께 중앙부 열차폐체 구조물을 형성

    우리나라 조달내역

    • 조달금액 : 26.56kIUA(총 26.56kIUA, 한국 참여율 100%)
    열차폐체 (Thermal Shield) 이미지

    세부설명

    ITER 열차폐체(Thermal Shield)는 80 K의 극저온에서 운전되는 구조물로서, 초전도자석으로의 복사, 전도 등의 열전달을 최소화하기 위한 시스템이다. 모든 부위의 열차폐체는 SS 304LN을 모재로 제작되며 양면에 두께 5μm 이상의 은도금을 하여, 표면 열 방사율(emissivity)이 0.05 이하의 값을 갖도록 한다. 냉각은 Inlet 온도가 80K인 가압 헬륨 가스에 의한 강제냉각 방식을 취하고 있으며 정상 운전 상태에서 냉각용 헬륨의 온도가 80∼100K가 유지되도록 운전한다. ITER 열차폐체는 먼저 VVTS(진공용기 열차폐체)와 CTS(저온용기 열차폐체)로 구분되며, 세부적으로 5개 부분으로 나눌 수 있다. VVTS는 Inboard Section과 Outboard Section으로 구분되며, CTS는 Upper CTS, Lower CTS, Equatorial CTS로 구성된다. ITER 열차폐체는 한국이 100% 책임을 가지고 조달하는 품목이다. ITER 열차폐체의 제작을 위해서는 대형구조물을 정밀하게 가공, 용접, 조립할 수 있는 기술과 낮은 열방사율을 위한 은도금 기술이 필요하다.

    • 진공용기 열차폐체 (VVTS)
      VVTS outboard section과 inboard section은 20mm 두께의 panel로 구성된다. 열차폐체의 설계는 양면이 은코팅된 SS 304LN 패널을 기준으로 하였으며, 원형의 헬륨 냉각튜브가 패널에 부착된다.
    • 저온용기 열차폐체 (CTS)
      Upper CTS는 Cryostat Lid에 지지되며, Upper CTS Lid, Upper CTS cylinder 그리고 초자석 Feederline을 위한 5개의 shroud로 이루어져 있다. Lower CTS는 Lower CTS Floor와 Lower CTS Cylinder로 이루어져 있다. Equatorial CTS는 구조적으로 VVTS에 부착되어 있으며 VVTS와 함께 중앙부 열차폐체 구조물을 형성한다.
  • 삼중수소 저장 및 공급시스템 (Tritium SDS)

    역할

    • ITER 핵융합 반응의 연료가 되는 수소동위원소를 저장·공급하며 대량의 삼중수소를 단기 또는 장기 저장하는데 필요한 인프라 제공
      • 수소동위원소(삼중수소, 중수소) 및 다양한 주입목적에 따른 순수가스 공급
      • 토카막(Tokamak) 핵융합로 운전 시나리오에 따른 삼중수소 저장 및 공급 공정 구현
      • 삼중수소의 안전한 저장과 재고량 측정 및 정밀한 Tracking
      • 금속 수소화물을 이용한 삼중수소 저장용 베드의 적용 및 운전
      • 삼중수소 운반용기의 입고, 검수 및 보관

    제원 및 구성

    • 삼중수소 저장 및 공급시스템(SDS, Storage and Delivery System) 과 삼중수소 로딩 스테이션(TLS, Tritium Loading Station) 으로 구성
    • 삼중수소 총용량은 최대 4kg이며, 삼중수소 저장용 베드는 70g 의 용량을 가짐.
    • 삼중수소의 안전한 관리를 위해 삼중수소의 방사능 붕괴열을 열량계를 이용하여 재고량을 측정하며, 삼중수소 이송을 정밀하게 추적 및 제어해야 함.
    • 삼중수소의 장단기 저장에 안전 확보를 위해 금속수소화물의 형태로 삼중수소 및 중수소를 베드에 저장하며, SDS와 TLS에서 대부분의 설비와 공정은 글러브 박스 내부에 설치 및 운영됨.
    • 버퍼탱크, 가스 계통, 밸브 및 펌프 등은 삼중수소 적용가능(Tritium Compatible) 해야 함.

    우리나라 조달내역

    • 조달금액 : 11.79kIUA(총 조달금액 : 12.50kIUA)

      ※ 참여율 : 한국 94.25%, IO 5.75%

    삼중수소 저장 및 공급시스템 (Tritium SDS) 이미지

    세부설명

    • 삼중수소 저장 및 공급시스템은 ITER 핵융합 연료주기의 일부로서, 삼중수소 플랜트(Tritium Plant)에 설치되어 운전에 필요한 여러 종류의 기체를 저장하고 공급하며, 특히 다량의 삼중수소를 안전하게 단기 또는 장기간 저장하는 인프라를 제공한다.
    • SDS(Storage and Delivery System)
      • 삼중수소/중수소 저장용 금속수소화물 베드 (ZrCo에서 DU로 변경) : 삼중수소 저장용 금속수소화물 베드는 DU를 이용하여 수소동위원소를 저장하며, 수소동위원소의 흡탈장 기능과 삼중수소 제고량 측정의 기능을 갖춘다. 흡탈장 제어를 위한 히터, 삼중수소 붕괴열 측정을 위해 He 가스 유로를 이용한 내장형 열량계(In-bed Calorimetry) 등이 설치된다.
      • 글러브 박스 : 삼중수소의 안전한 보관 및 운용을 위해 SDS의 대부분의 장비 및 요소들은 글러브박스 안에 보관되어 삼중수소의 최소 이중 격벽을 구성한다.
      • 버퍼탱크, 펌프, 밸브, 가스계통, 계장 : 연료주기상의 Fuelling System으로의 공급을 위해 삼중수소를 저장하는 버퍼탱크를 설치하며, 이송을 위한 펌프, 가스계통, 계장, 밸브 등을 구성한다. 각 요소들은 삼중수소 적용가능(Tritium Compatible) 해야 한다.
      • 삼중수소를 제외한 가스 공급 계통 : 수소 동위원소 외에 헬륨 등의 순수가스를 공급하는 계통을 설치한다.
    • TLS(Tritium Loading Station)
      • 열량계 : 삼중수소 운반용기의 삼중수소량을 측정한다.
      • 글러브 박스 : 삼중수소의 안전한 보관 및 운용을 위해 TLS의 대부분의 장비 및 요소들은 글러브박스 안에 보관되어 삼중수소의 최소 이중 격벽을 구성한다.
      • Off-loading Furnace : 운반용기로부터 삼중수소를 탈장시켜 SDS로 이송시키기 위해 운반용기를 가열한다.
      • 삼중수소 이송용 가스 계통
  • 전원공급 장치 (AC/DC Converters)

    역할

    • TF(18), CS(6), PF(6), CC(18) 등 총 48개의 ITER 초전도코일에 전류를 공급해 주는 전력변환장치임
    • 적절한 전류제어를 통하여 플라즈마를 발생 및 가열시키고, 플라즈마의 위치와 형상 등을 제어하고, 자기장의 오차를 교정해 주고 최종적으로 안전하게 소멸시킴

    제원 및 구성

    • 컨버터별 최대 능력이 각각 78 MVA, 1,350 V, 68 kA인 대전력, 고전압, 대전류 전력변환장치로 총 설비용량이 2 GVA급임
    • 컨버터용 변압기, 12펄스 싸이리스터 스택 및 DC 리액터로 구성된 TF(1), CS(12), VS1(6), CC(9), PF(16) 등 총 44대의 AC/DC 컨버터가 Disconnector 및 버스바를 통해 초전도코일에 직·병렬로 연결됨
    전원공급 장치 (AC/DC Converters) 이미지 ITER 초전도코일 전원공급장치의 주요구성

    우리나라 조달내역

    • 조달금액 : 45.58kIUA(총 조달금액 : 113.56kIUA)

      ※ 참여율 : 한국 40.14%, 중국 58.68%, IO 1.19%

    전원공급 장치 (AC/DC Converters) 이미지 ITER 초전도코일 전원공급장치의 주요구성
    전원공급 장치 (AC/DC Converters) 우리나라 조달내역 표 입니다.
    Item Q'ty Ratings
    AC/DC Converter TF 1 68 kA, ±900 V
    CS 12 ±45 kA, ±1,350 V
    VS1 6 ±22.5 kA, ±1,350 V
    CC / CCU/L 6 ±10 kA, ±90 V
    CCS 3 ±10 kA, ±450 V
    PF 16 ±55 kA, ±1,350 V
    RPC & HF 3 750 Mvar, 66 kV
    Dummy Load 2 6.73 mH, 7.75 kA

    세부설명

    • TF 컨버터 : 최대 68 kA의 직류전류를 수 주에서 수 개월까지 연속공급 가능하며, 정상운전 종료 시에는 코일에 저장된 40 GJ의 에너지를 AC 전원계통에 되돌려줄 수 있음
    • CS 컨버터, PF 컨버터, VS1 컨버터 : CS, PF1, PF6는 초기 플라즈마 발생과 주울가열에 필요한 루프전압을 제공하며 PF2-5 및 VS1은 플라즈마 수직 안정성을 유지해 주기 위해 고속 가변 전류 운전을 함
    • CC 컨버터 : 총 6대의 CCU 및 CCL 컨버터는 자장오차를 보상해 주며, 총 3대의 CCS 컨버터는 저항성 벽 불안정성(RWM)에 대한 안정성 제어를 위해 사용함
    • RPC&HF : 총 3대의 RPC&HF(Reactive Power Compensation & Harmonic Filter)는 대용량 무효전력보상장치(RPC)와 고조파필터(HF)로써, 전력변환장치의 운전에서 기인된 무효전력 및 고조파를 저감하여 AC 전원계통을 안정화시켜 줌
  • 진단장치 (Diagnostics)

    역할

    • 핵융합 고온 플라즈마의 물리변수(밀도, 온도, 자기장 등)를 측정하기 위한 부대장치로서, 측정 데이터는 핵융합 연소 플라즈마 물리현상 이해, 플라즈마 제어, 일차벽 손상 여부 판별에 활용함

    제원 및 구성

    • 약 40여종의 독립적인 측정시스템들로 구성되며, 자기장, 중성자, 분광, 레이저, 마이크로파, 입자 진단 등의 기법 활용
    • 센서, 거울(Mirror), 도파관(Waveguide) 등의 측정 부품들은 플라즈마를 직접 관측하기 위해 진공용기 상부(12), 중간(6), 하부(6) 포트에 플러그 구조물을 사용하여 설치되고, 계측기기는 포트플러그 바깥에 설치됨.

    우리나라 조달내역

    • 상부 포트플러그 구조물 1개, VUV (Vacuum Ultra Violet) 분광기 및 중성자방사화시스템 등 진단장치 2개
    • 조달금액 : 4.10kIUA(총 조달금액 : 204.89kIUA)

      ※ 참여율 : 한국 1.93%, 중국 1.68%, EU 14.71%, 인도 1.73%, 일본 9.29%, 러시아 8.72%, 미국 6.54%, IO 55.40%

    진단장치 (Diagnostics) 이미지 한국 조달 ITER 진단장치

    세부설명

    핵융합 장치에서 고온 플라즈마를 발생시키고 오랫동안 유지하기 위해서는 운전 중 지속적으로 다양한 종류의 물리량(온도, 밀도, 자기장 등)을 측정하여 핵융합 반응의 성능을 분석하고, 플라즈마가 불안정해지지 않게 잘 유지되도록 능동적으로 플라즈마를 제어하여야 한다. 진단장치는 이러한 플라즈마 제어와 성능 분석에 필요한 다양한 물리량을 측정하는 시스템이다. 또한 진단장치는 핵융합 플라즈마의 고에너지 입자뿐만 아니라 고속 중성자에 의해 손상될 수 있는 플라즈마 대면 부품인 일차벽 및 디버터의 표면을 관측하여 손상 여부를 판별하여 장치의 안전운전을 하고자 하는 기능도 있다.

    ITER 진단장치는 이러한 목적으로 약 45개의 물리량들을 측정하며, 40여종의 독립적인 시스템으로 구성되어 있다. 각 측정시스템들은 자기장, 중성자, 분광, 레이저, 마이크로파, 입자 진단 등의 기법을 활용하여 플라즈마를 관측한다. 진단 장치들은 플라즈마를 직접 관측하는 센서, 반사경 등 신호 수신 장치, 신호 계측 장치, 데이터 분석처리 장치 등 으로 구성되어 있다. 이들 장치들은 진공용기 내부에서부터 진단 장치실에 이르기까지 토카막 건물 전체에 걸쳐 설치된다. 특히 플라즈마를 관측하는 신호 수신 장치는 진공용기 주변에 뚫려있는 포트를 통해 설치된다. 이 때 진단장치들의 많은 센서, 거울, 도파관(Waveguide) 등의 측정 부품들은 포트 플러그라는 구조물을 이용하여 진공 포트의 안쪽에 설치된다. 진단장치 (Diagnostics) 이미지 ITER 진단장치 설치 개념도
    우리나라가 조달하는 진단장치는 다음과 같다.

    • 진단 상부 포트플러그

      상부 진단 포트플러그는 고온 플라즈마와 고속 중성자로부터 진공용기 내부에 설치되는 진단장치(센서, 거울, 서터 등)를 보호하는 구조물로서 진단장치를 내부에 장착한 후에 진공용기 포트에 외팔보 형태로 설치된다. 포트플러그는 진단장치 지지 및 보호라는 고유 기능 이외에도 진공용기 내부의 주 진공을 유지하고 핵융합 반응에서 생성된 중성자를 차폐하여 초전도 자석을 보호하는 역할도 한다.
      ITER 장치는 진공용기의 상부 및 중간 위치에 각 18개의 포트가 뚫여 있으며, 이 중에서 상부 포트 12개와 중간 포트 6개가 진단장치 설치를 위해 사용한다. 한국은 상부포트 18번에 설치될 진단 포트플러그를 조달한다. 상부 포트 플러그는 길이 6m 높이 1m 폭 1m의 대형 구조물로서 내부에는 중성자 차폐와 진단장치 설치를 위해 진단모듈을 장착한다. 무게는 20톤 정도이다. 18번 상부포트플러그에 설치되는 진단장치는 VUV 분광기와 중성자방사화시스템으로 모두 한국이 조달하는 시스템들이다.

    진단장치 (Diagnostics) 이미지 ITER 진단장치 상부 포트플러그 18번
    • VUV Survey Spectrometer (Equatorial Port #11)

      VUV 분광장치는 ITER 운전 중 핵융합 플라즈마 내부에 들어있는 불순물들의 종류와 거동을 관측하고자 설치된다. Equatorial Port #11에 설치될 예정인 VUV Survey 분광기는 넓은 VUV 파장 대역(2.4~160 nm)에서도 높은 분해능을 확보할 수 있도록, 5 채널 분광시스템으로 구성되어 있다. 파장 영역 별로 나뉜 채널별로 분광계를 구성하였으며, 실시간으로 스펙트럼을 얻을 수 있도록 설계되었다.

    • VUV Imaging Spectrometer (Upper Port #18)

      Upper Port #18에 설치될 VUV Imaging 분광기는 Equatorial 포트에 설치될 분광기와는 달리, ITER 플라즈마 언저리(Edge) 부근의 불순물(Impurities)의 거동을 위치에 따라 실시간으로 관측하려는 진단 장치이다. 분광기의 분해능을 높이면서, 시공간 측정이 동시에 가능하도록 좁은 VUV 분광 대역에서 2차원 Image를 얻도록 하였다. ITER 플라즈마에 섞여 있는 주요 불순물들을 판별할 수 있는 분광선이 대부분 포함되는 영역인 좁은 파장 대역(17~34 nm)을 선택하여, 분광의 범위에서 약 500분해능을 실현하 도록 설계되었다.

    • 중성자방사화시스템 (Neutron Activation System)

      ITER 플라즈마의 연료인 중수소와 삼중수소가 핵융합 반응을 일으키면 14.1 MeV의 에너지를 가진 중성자가 방출된다. 중성자방사화시스템은 일차벽 부근에서 이러한 중성자를 측정함으로써 일차벽으로의 중성자 플루언스 및 총 핵융합 출력을 측정하는데 그 목적이 있다. 중성자를 측정하기 위해 본 진단장치는 중성자 조사를 받은 금속시편의 방사화도를 측정하는 방법을 사용하는데, 이 때 금속시편은 공압 방식에 의해 토카막 내부의 조사점과 방사화도 측정장치 사이를 왕복하게 된다.

    진단장치 (Diagnostics) 이미지 ITER Neutron Actication System Layout
담당부서 ITER국제협력팀
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