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The Structural Design of ITER Tokamak In-pit Assembly Tools
임기학,김덕회,Gyeongtaeg Lee,Hyungtaek Lee,Jae Hyuk Lee,KeeSeok Lim,Kyunghoon Oh,Minsung Ban 한국물리학회 2006 THE JOURNAL OF THE KOREAN PHYSICAL SOCIETY Vol.49 No.III
ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) tokamak assembly mainly comprises sub-assembly and in-pit assembly. The tools for in-pit assembly procedure consist of the tools for Toroidal Field (TF) magnet gravity support assembly, TF magnet inner support, TF coil bracing, and TF coil, vacuum vessel, and thermal shield assembly, among which the design of TF magnet inner support and TF coil bracing tools with sector lifting tool, one of the sub-assembly tool, is described herein. The basic structures for these tools have been developed. The structural stabilities have been studied by using ANSYS code, against the seismic loads of SL-2 level for the two candidate ITER sites, Cadarache in France and Rokkasho in Japan, respectively1. Dynamic analyses using FRS (Floor Response Spectrum) have been performed for the TF magnet inner support and TF coil bracing tools, while an equivalent static analysis was done for the sector lifting tool. The sector lifting tool turned out safe against the seismic loads. The dynamic analyses for the TF support and bracing tool, however, showed a relatively large displacement of 30 mm, which can lead to contact between components. Design improvement for this tool is on-going.
The Structural Design of ITER Tokamak Sub-assembly Tools
임기학,김덕회,Gyeongtaeg Lee,Hyungtaek Lee,Jae Hyuk Lee,KeeSeok Lim,Kyunghoon Oh,Minsung Ban 한국물리학회 2006 THE JOURNAL OF THE KOREAN PHYSICAL SOCIETY Vol.49 No.III
ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) tokamak assembly mainly comprises sub-assembly and in-pit assembly. The tools for sub-assembly procedure consist of the tools for upending, sector lifting, vacuum vessel support and bracing, and sector sub-assembly, among which the design of three tools, excluding sector lifting, is described herein. The basic structures for these tools have been developed. The structural stabilities have been studied by using ANSYS code, against the seismic loads of SL-2 level for the two candidate ITER sites, Cadarache in France and Rokkasho in Japan, respectively1. Dynamic analyses using FRS (Floor Response Spectrum) have been performed. The upending and sub-assembly tool turned out safe against the seismic loads, while vacuum vessel support and bracing one gave large toroidal bending of 68 mm and the resultant high stress of 856 MPa at the lower region of vacuum vessel. Design improvement for this tool is on-going.?
임기학(K. H. Im),김진춘(J. Kim),권경훈(K. H. Kwon),조승연(S. Y. Cho) 한국진공학회(ASCT) 1999 Applied Science and Convergence Technology Vol.8 No.4(2)
KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 토카막 핵융합 실험 장치의 플라즈마 가열을 위한 수소 중성입자빔 수송라인 내에 설치되는 빔 스크레이퍼에 가해지는 열속 및 플라즈마에 전달되는 빔의 통과율을 해석하였다. 43 ㎝×12 ㎝ 크기의 이온원으로부터 방출되는 이온빔의 공간적 분산(수직 방향으로 1.2°, 수평 방향으로 0.5°)은 이온 가속 전장의 공간적 불균일로 인해 가우스 분산에서 다소 벗어나는 형태를 띠게 되는데, 이러한 비가우스 분산의 영향을 고려할 수 있는 수학적 모델을 정립하였다. 비가우스 분산을 기정할 경우, 이온원에 가장 근접하여 설치되는 스크레이퍼에 가해지는 수직성분의 열속은 9.1 ㎾/㎠였으며, 빔통과율은 28% 정도로 기우스 분산의 경우(약 33%)보다 훨씬 낮은 값을 보였다. 설치상의 오차에 의한 영향도 고려되었는데, 이온원이 1° 기울어졌을 때 스크레이퍼에 가해지는 최대 열속 벚 빔통과율은 약 15 ㎾/㎠, 16.6% 정도로 나타나 매우 심각한 결과를 초래함을 알 수 있었다. 이에 비해 스크레이퍼 설치상의 오차의 영향은 이보다 훨씬 작아 5 ㎜ 오차가 발생했을 경우에도 최대 열속은 12 ㎾/㎠였으나, 빔 통과율의 변화는 거의 없었다. The analysis on heat fluxes on and transmission efficiencies by the collimators of neutral beam injection lines in KSTAR tokamak device has been carried out. And a mathematical model describing non-Gaussian beam distribution profile has been established. A neutral beam injection device is composed of 3 separate ion sources and corresponding beam transport lines, which deal with 7.8 MW of beam power, respectively. The divergence angles of ion beam are 1.2° and 0.5°, in vertical and horizontal directions, respectively. The maximum normal heat load on source exit scraper is 9.1 ㎾/㎠ and net beam transmission efficiency is ~28%. The effect of misalignment of ion source and scrapers on the scraper heat load and beam transmission also has been analyzed.
전선희,임기학 대한산부인과학회 1994 Obstetrics & Gynecology Science Vol.37 No.4
각 임신기별 태반에서 adhesion molecule인 a1 integrin subunit의 존재를 알아보기 위하여 임신초기, 중반기 및 만삭임신의 태반으로부터 분리, 배양된 세포영양막세포를 이용하여 면역세포화학법과 Reverse transcriptase-Polymerase chain reaction를 실시하였다. 본 in vitro 실험결과, a1 integrin subunit의 단백질과 유전자가 영양모세포에서 각각 표현됨을 보여 정상임신의 전기간동안 태반의 영양모세포에 a1-integrin subunit의 존재를 확인할 수 있었다. 이러한 a1-integrin subunit의 확인은 영양모세포의 자궁침투의 기전을 연구하는데 도움이 될 것으로 사료된다. In normal human pregnancy, invasion of uterus and of its arterial system by trophoblase (cytotrophoblast) is prerequisites for fetal well-being. Investigation showed that trophoblast invasion is accompained by marked change in the expression of cell adhesion molecules by invasive trophoblast and regulated expression of a1 b1 intergrin was confirmed in invasive trophoblast in vivo and in vitro by immunocytochemistry. But the presence of gene expression (mRNA) for a1 integrin subunit have not been shown. So, in this study, identification of m-RNA for a1 integrin subunit was performed by use of reverse transcriptase polymerase chain reaction with oligonucleotide primers (forward primer: 5-GCCCTATACAAGAA between 491-504 base, reverse primer: 5-TCTTCGGTGGAAGAA between 687-701 base), which amplified 211 base pair fragment of I-domain of a1 C-DNA. As a result, present study confirmed the presence of m-RNA and protein for a1 integrin subunit in cytotrophoblast cells isolated from placenta of first, 2nd trimester and term pregnant women by use of the technique of reverse transcriptase-polymerase chain reaction and by indirect immunofluorescent staining respectively.
K-DEMO 핵융합실증로의 증식블랑켓 방사화 특성 평가 및 붕괴열 처리 설계
김범석(Beom Seok Kim),임기학(Kihak Im),김홍택(Hong-Tack Kim),권성진(Sungjin Kwon),박종성(Jong Sung Park) 대한기계학회 2019 대한기계학회 논문집. Transactions of the KSME. C, 산업기술과 혁신 Vol.7 No.1
국내외적으로 최근 이슈가 되고 있는 에너지 문제의 궁극적인 해결책으로서 핵융합발전기술이 대두되고 있다. 현재 국내에서는 향후 추진될 상용발전설비의 건설 및 운용에 앞서, 핵융합기술과 설비의 과학적, 공학적 실증을 위한 한국형 핵융합실증로(K-DEMO) 선행개념연구가 진행되고 있다. K-DEMO에서는 연료로 사용 될 삼중수소의 증식과 연속적인 핵융합 반응을 위한 중성자 증배를 위하여 증식블랑켓이 필수적으로 적용되어야 한다. 하지만 토카막의 운용과정에서 발생되는 중성자로 인하여, 증식블랑켓은 필연적으로 방사화가 진행되고 붕괴열을 발생하게 된다. 플라즈마 운전 직후 증식블랑켓의 구성 재질인 저방사화합금 및 텅스텐에서 발생되는 붕괴열량은 수십 kW 에 달한다. 이에 본 연구에서는 중성자로 인한 증식블랑켓의 방사화 특성을 살펴보고, 이로 인한 붕괴열 특성을 평가해 보도록 한다. Fusion technology is attracting attention as the ultimate new source of energy based on the abundance of its fuels and the social and environmental acceptability. The Korean fusion demonstration tokamak reactor (K-DEMO), a facility for the demonstration of scientific and engineering feasibility, is currently in the pre-conceptual design phase. A breeding blanket, which is essential in K-DEMO tokamak, is an important mechanical and functional component for both tritium breeding and neutron multiplying. However it must be radio-activated due to the neutron irradiation, and thus accompany decay heat generation during their maintenance. A component of reduced activation ferritic martensitic (RAFM) steel layer and tungsten first wall accompanies significant decay heats by tens of kilowatts after the plasma shutdown. We evaluate their radio-activated characteristics under the fusion neutron irradiation and demonstrate that thermal managements should be taken into account in the light of heat transfer aspects of cooling.
KSTAR 진공용기 및 플라즈마 대향 부품에 대한 베이킹 해석
이강희(K. H. Lee),임기학(K. H. Im),허남일(N. I. Her),인상렬(S. R. In),조승연(S. Y. Cho) 한국진공학회(ASCT) 1999 Applied Science and Convergence Technology Vol.8 No.4(1)
KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 토카막 핵융합 실험장치의 진공용기는 불순물이 적은 깨끗한 플라즈마 발생을 위해 기저압력이 초고진공(10^6~10^(-7)Pa)이어야 하며 이의 실현을 위해 진공용기 내부의 불순물을 제거할 목적으로 진공용기는 250℃, 각종 플라즈마 대향 부품들은 350℃까지 베이킹 될 필요성이 있다. 본 논문에서는 계획된 베이킹 시나리오에 준하여 필요 입열율을 산출해보고 이를 근거로 적절한 베이킹 계획을 정한 후 KSTAR 질소가스 유동 베이킹 시스템에 필요한 가스의 시간에 따른 온도와 유량을 산출하였다. The base pressure of the vacuum vessel of KSTAR tokamak is to be a ultra high vacuum, 10^6~10^(-7)Pa, to produce a clean plasma with low impurity concentrations. For this purpose, vessel and plasma facing components need to be baked up to 250℃, 350℃ respectively to remove impurities from the plasma-material interaction surfaces. Here the required heating power to be supplied for baking has been calculated according to pre-assumed different temperature profiles (baking scenario) and proper baking plan for KSTAR tokamak has been proposed. Mass flow rate and temperature of nitrogen gas for baking has also been calculated.