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물리학과 첨단기술 March 2008 21
차세대 초전도 핵융합 연구장치 KSTAR
오영국 ․김진용
저자약력
오영국 박사는 서울대학교 원자핵공학과(박사, 1999)를 졸업하였으며, 한
국기초과학연구원에서 연구원으로서 한빛 플라즈마 장치의 연구(1993-
2000)를 시작으로 KSTAR 장치의 초전도자석의 극저온 성능시험(2001- 2005) 등을 수행하였다. 2006년부터는 국가핵융합연구소의 책임연구원
으로 KSTAR 장치의 운영책임을 맡고 있다. ([email protected])
김진용 박사는 한국과학기술원 물리학과(박사, 1989)를 졸업하였으며, 미국 텍사스대 부설 핵융합연구소, 일본 원자력연구소 등에서 핵융합 플라
즈마 물리 관련 연구를 수행해 오다 1996년부터 한국기초과학연구원에
입소하여 KSTAR 개념설계 연구에 참여하였다. 이후 한빛 장치를 이용한 플라즈마 물리연구를 수행하였고 2005년부터 KSTAR 운영 단계에 대비
한 운전시나리오 개발 및 실험연구 계획 수립 등을 진행해 오고 있다.
그림 1. KSTAR와 ITER 장치의 개념도. 장치의 크기 면에서는 30배 정
도의 차이가 있지만 핵심기술에 있어서는 많은 유사점이 있음.
구 분 KSTAR ITER
주반경
부반경
플라즈마 전류
플라즈마 형상*
플라즈마 지속시간
플라즈마 연료
자기장 강도
1.8 m
0.5 m
2.0 MA
SN, DN (κ=2.0)
300 sec
H, D-D
3.5 Tesla
6.2 m
2.0 m
15 MA
SN (κ=1.7)
400 sec
H, D-T
5.3 Tesla
초전도선재
주장치 외형크기
저온헬륨설비용량
가열장치 증설용량
Nb3Sn, NbTi
8.6m(H) 8.8m(D)
9 kW
31 MW
Nb3Sn, NbTi
24m(H) 28m(D)
72 kW
110 MW
표 1. KSTAR와 ITER 장치의 주요 파라미터 비교.
* SN (Single null), DN (Double null), κ(elongation)
21세기에 들어서서 새롭게 두되고 있는 국제 안으로는
지구온난화로 변할 수 있는 환경문제와 지속 으로 상승하
고 있는 국제유가를 들 수 있다. 특히 부분의 에 지를 수
입에 의존하고 있는 우리나라의 경우 체에 지에 한 철
한 계획과 비가 없다면 향후 세계와의 무한경쟁에서 상
당한 어려움이 상된다.세계는 다각 인 체에 지 개발에 연구를 집 하고 있으
며 특히 원료공 의 무한성, 운 의 친환경성, 렴한 발 단
가의 보장 국가경쟁력 등을 고려할 때 핵융합에 지를 가
장 유망한 에 지원의 하나로 고려하고 있다. 아직까지 상용
화가 되지 않았고 기존의 에 지원보다 불확실성이 높지만
세계 핵융합계가 그동안의 연구결과를 토 로 미래핵융합 도
약을 하여 국제핵융합실험로(ITER) 건설을 추진시켰다는
은 우리에게 시사하는 바가 크다.ITER에 참여한 7개국 가운데서 핵융합 역사가 가장 짧은
우리나라는 40여 년 이상의 선진핵융합 핵심기술을 단기간에
따라잡고 미래 핵융합 연구를 선도하기 한 략으로서 차
세 형 도 핵융합연구장치인 KSTAR 장치의 건설에 착수
하 다. 지난 2007년 9월에는 KSTAR의 완공을 통해서 세계
수 의 최첨단 도 핵융합연구장치 건설의 성공 인
달성을 공식 으로 선언하 으며, 이는 향후보다 더 진보된
개념의 상용핵융합로 건설에 필요한 핵심기술 개발을 추구할
수 있는 연구 심장치를 확보하 음을 의미한다.세계 핵융합 연구를 선도해 갈 수 있는 잠재력을 가진 장치로
서의 KSTAR 장치건설에 담겨있는 핵심기술과 향후 KSTAR 장치의 운 과 연구방향에 해 간단히 소개하고자 한다.
세계적 수준의 핵융합 연구장치 건설
KSTAR 장치는 핵융합로 상용화에 있어서 확보되어야 할
기술인 고성능 라즈마 운 기술과 장시간 안정 제어기술
개발을 선도하기 해서 그림 1과 표 1과 같이 설계되었다. KSTAR 장치는 재까지 건설되어진 장치 에서 ITER 장치
와 기술면에서 가장 유사한 특징을 지니고 있다.KSTAR 장치는 라즈마 심까지의 반경(주반경)이 1.8
m로서 6.2 m에 해당하는 ITER와 같은 형장치에 비해 작
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그림 2. KSTAR 장치의 설치현황. 장치 주변에는 초기 플라즈마 발생에
필요한 진공배기 시스템, 헬륨 분배장치를 비롯하여 플라즈마 초기 가
열 및 진단장치가 설치되었다.
그림 3. KSTAR 진공용기 내부 사진. 중심의 벨트형 구조물은 고온의
플라즈마가 진공용기에 직접적으로 부딪치지 않도록 하기 위한 리미터
(limiter)이다.
그림 4. KSTAR 플라즈마를 장시간 가두기 위해 총 30개의 초전도자석
이 설치되었다. 초전도자석을 영하 269도로 냉각하여 유지하기 위해서
극저온 헬륨이 각각의 코일 내부로 순환하게 된다.
지만 실험연구의 유연성이 높아서 핵심운 기술 확보에 효율
인 장치이다. KSTAR 장치는 기존 세계 유수의 핵융합 연
구장치와는 달리 체가 고성능 도자석으로 제작된 세계
최 의 핵융합연구장치로서 본체의 규모는 직경 10 m, 높이
10 m, 하 269도의 극 온으로 냉각된 도자석에 의해
수억 도의 고온 라즈마를 수백 동안 연속 운 할 수
있는 극한기술의 집합체이다.KSTAR 건설은 범국가 인 사업으로 진행되어 왔으며 국내
산학연이 공동 참여하여 건설을 수행하 다. 장치 건설은 크
게 세 단계로 수행되었는데, 1997년까지의 진행된 1단계에서
는 장치의 개념설계 제작을 한 기반기술 R&D를 수행하
으며, 2001년까지의 2단계에서는 도자석 제작기술의
자체 개발과 토카막 구조물 등의 공학설계를 성공 으로 수
행하 다. 마지막으로 2007년까지의 3단계에서는 장치의 본
격 인 제작 조립설치가 진행되어 기 가동에 필요한 장
치의 건설을 달성하 다. 그림 2는 KSTAR 장치의 설치 황
을 보여 다.KSTAR 장치의 표 인 구조물은 라즈마를 발생하는 공
간인 진공용기와 라즈마를 가두기 한 도자석이다. KSTAR 진공용기는 그림 3과 같이 3 m 정도의 높이를 갖는
내부공간에 라즈마를 발생시키며, 둘 의 크고 작은 포트
72개를 통해 라즈마를 가열하고 측정하는 연구를 수행한
다. 도자석은 크게 토러스형의 고정자장을 발생하여 라
즈마를 진공용기 내부에 가두기 한 토로이달 자장 발생 자
석(TF 자석)과 라즈마 내에 류를 발생시키고 라즈마
의 형상을 제어하기 한 펄스코일인 폴로이달 자장 발생 자
석(PF 자석)으로 구분된다. 지 까지의 토카막형 핵융합장치
는 자석으로서 구리를 사용하거나 부분 으로 TF 자석만을
도자석을 사용하 지만, KSTAR 장치에서는 그림 4와 같
이 30개의 자석 체를 도자석으로 제작함으로써 타
장치와 차별화 되었다. 도자석은 극 온에서 기 항이
사라지게 되므로 기존의 구리 자석에 비해 력 소모가 을
뿐 아니라 장시간 류 운 시에도 온도상승이 거의 없기
에 장시간 운 이 필수 인 ITER 장치를 비롯한 향후 핵융합
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그림 5. KSTAR 장치를 원격으로 운전 및 제어를 위한 주제어실 전경.
다양한 종류의 제어기를 통합하기 위해 EPICS를 기반으로 구성하였다.
그림 6. KSTAR 플라즈마를 가열하기 위한 RF 고주파 가열장치의 안테
나 사진(좌)과 플라즈마에서 발생되는 빛을 측정하여 분석하기 위한 광
진단장치 부착사진(우).
그림 7. KSTAR 최초 플라즈마 발생을 위한 조건으로서의 자기장 분포
시뮬레이션 결과.
장치에는 필수 인 구성품이다. KSTAR 장치에 사용된
도자석은 도 선재 외에는 모든 제작공정을 국산화하 다. 도자석 자체 뿐만 아니라 극 온의 도자석에 35 kA
류를 공 하기 한 인터페이스로서 류인입장치, 도자석을 하 269도의 극 온으로 냉각하고 유지하기
한 단열기술 등 한 KSTAR 건설을 통해 확보되었다.KSTAR 장치에서 라즈마를 발생하여 실험하기 해서는
주장치 외에도 많은 부 장치가 동시에 운 되어야 한다. 표 인 부 장치로는 진공배기장치, 온헬륨설비, 고자장 발
생을 한 원공 장치, 통합제어장치, 가열장치 (RF 가열장
치와 성입사 가열장치), 진단장치 등이 있다.진공배기 장치는 진공용기 내부를 고진공으로 유지하여
라즈마로의 불순물 유입을 막는 기능을 하기 한 진공용기
배기장치와 극 온의 도자석의 단열을 유지하기 한
온용기 배기장치가 있다. 총 19 의 진공펌 가 연결되어 있
으며 당 약 8만 리터의 배기능력을 갖추었다. 온헬륨설비
는 도자석을 극 온으로 냉각하기 한 극 온냉매를 공
하기 한 설비로서 크게 헬륨기체를 고압으로 압축시키는
압축기, 고압의 헬륨기체를 단열팽창시켜 온도를 낮추는 냉동
기, 생산된 헬륨을 도자석에 분기 순환시키기 한 분배
기로 구성되어 있으며 총 열용량은 9 kW 이다. 이는 동양
에서 두 번째로 큰 규모이다. 원공 장치는 TF 도자석
에 35 kA 의 류를 장시간 공 하기 한 원장치와
라즈마 발생에 따라 고속으로 제어를 수행하는 PF 펄스 원
장치가 있다. 한 각각의 원장치에는 도자석의 이상상
태인 퀜치 발생 시에 도자석에 장되어 있는 에 지를
속히 외부에 방출하기 한 퀜치보호장치가 있다. KSTAR 제어계는 다양한 종류의 장치제어계통 하드웨어를 통합하여
운 하기 해서 EPICS를 기반으로 구성하 다. 특히 고속의
라즈마 발생시험을 해서 운 동기화용 타이 시스템을
개발하 으며, 고속 라즈마 제어장치를 한미공동으로 개발
하 다. 그림 5는 KSTAR 주제어실 경이며, 12개의 화면에
유동 으로 제어화면을 리할 수 있다.라즈마 온도를 상승시키기 한 가열장치는 크게 성입
자빔(NBI) 가열장치와 RF고주 와 마이크로 를 사용한 가열
장치로 구분된다. 그림 2와 6(좌)는 RF 가열장치의 송라
인과 진공용기 내에 설치된 안테나의 모습이다. 기 라즈
마 단계에는 라즈마 발생효율을 높이기 한 자공명가열
장치를 가동할 계획이다. 라즈마 온도 등의 물성 측정을
한 진단장치로는 진공용기 내외부에 설치된 자기진단계와
학진단계 등이 있다. 그림 6(우)는 진공용기 포트에 설치된
학진단계의 일부사진이다. 이와 같이 기 라즈마 운 에
필요한 주장치 부 장치의 설치를 2007년 8월에 완료하
다.
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그림 8. PF 초전도자석 전원장치의 개별 제어특성 시험결과. 플라즈마
제어장치를 사용하여 원격 제어를 수행하였으며 전류파형은 최초 플라
즈마 발생 시나리오와 유사한 형태이다.
그림 9. KSTAR 진공용기의 진공배기 시험결과.
단계 주요목표 세부항목
상온
진공배기
요구진공도(mbar)
진공용기 < 5x10-7
저온용기 < 1x10-4
전류인입계 진공배기
진공배기계 자체 시험
진공용기 배기
저온용기 배기
토카막 전체 배기
진공용기 베이킹
극저온
냉각
초전도자석 < 5 K
열차폐체 < 100 K
냉각온도차 < 50 K
헬륨설비 냉동기 개별냉각
헬륨설비 분배장치 개별냉각
토카막 초전도계 세정
냉각 1단계 (상온 ~80 K)
냉각 2단계 (80 ~ 20 K)
냉각 3단계 (20 ~ 4.5 K)
초전도자석
전류인가
TF코일 > 15 kA
PF코일 > 3 kA
전원장치 더미부하시험
전원장치 원격제어 시험
TF/PF 초전도자석 전류시험
TF/PF 시나리오 운전
최초 플라
즈마 발생
플라즈마 > 100 kA
유지시간 > 100 ms
ECH 전이온화
방전세정
진공용기 연료주입 제어
ECH 가열장치 가동
초기진단장치 가동
플라즈마 발생
표 2. KSTAR 초기운전단계인 종합시운전 계획.
종합 시운전 및 최초 플라즈마 발생 계획
KSTAR 장치의 최 라즈마 발생은 공학 으로는 건설된
장치의 종합시운 의 완성단계로서 각 세부장치의 기본성능
에 한 최종검증이며, 물리 으로는 라즈마 발생 메카니즘
조건을 규명함으로서 본격 인 핵융합연구의 착수를 의미
한다. 최 라즈마는 형 등 램 를 켜는 과정과 같이 진공
용기 내에 토로이달 방향으로 일주 압을 발생시켜 라즈마
방 을 시키는 단계이다. 최 라즈마 목표치는 정격 류인
2 MA의 5% 규모인 100 kA의 라즈마 류를 100 ms 동안 유지시키는데 있다. 최 라즈마 발생을 한 조건들로
는 아래와 같다.
․TF 자장의 안정 유지 (약 1.5 tesla)
․PF 자장 조합을 통한 field null 형성 (10 가우스 이내) ․원주방향 가속 압 형성 유지
․압력제어 불순물 제거
․ECH 가열장치를 사용한 기 이온화율 증가 등
앞의 세 조건은 도자석의 운 제어를 통해 달성할 수
있으며, 라즈마 방 조건에 합한 자기장 분포가 요구된
다. 그림 7은 최 라즈마 발생에 요구되는 자장분포를 계
산한 결과이다. 심부근의 field null은 자장이 격히 변화
하는 기 수십 ms 동안에도 계속 유지해 주기 한 조건의
최 화가 이 지게 된다. 그림 8은 라즈마 방 에 요구되는
PF 원장치의 제어특성 시험결과로서 한미 공동으로 개발한
라즈마제어장치를 사용하여 제어한 결과이다.라즈마를 안정 으로 발생하기 해서는 라즈마 주
벽의 조건이 요하다. 일차 으로 외부로부터의 설에 의한
공기불순물이 없어야 하며, 기본 운 진공도를 달성해야 한
다. 그림 9는 진공용기의 조립 후 진공도 검사 결과이며
1.6×10-7 mbar로서 요구진공도를 달성하 으며 상온에서의
설 한 허용값 이내이다. 추가 으로 진공용기 표면에서
방출되는 수분의 양을 이기 해 장기가 고온 베이킹 처리
공정과 운 실험 도 방 세정 공정을 반복 으로 해 주게
된다.
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그림 10. DEMO 관련 KSTAR 장치의 주요 목표 성능 및 EAST(중국),
JT-60SA(일본) 등 다른 토카막 장치들과 비교.
그밖에도 도자석에 의한 방 조건을 효과 으로 하기
해서 ECH 가열장치를 사용한 이온화를 시킬 경우, 보다
더 안정 으로 라즈마 방 을 달성할 수 있게 된다. 최 라즈마 발생 목표달성을 한 단계별 종합시운
내용은 표 2와 같이 크게 4개의 단계로 구분된다. 첫 번째
단계인 진공배기단계에서는 설확인 고진공 달성단계이
며, 두 번째는 도자석계통의 극 온 냉각단계로서 300여
톤 규모의 극 온 도구조물이 균일하게 냉각되어야만 구
조 인 결함발생을 막을 수 있다. 극 온 냉각에는 한 달여
기간이 소요된다. 세 번째 단계는 도자석과 원장치의
연동운 단계이며, 마지막 네 번째는 가열장치, 진단장치 등
이 통합 으로 운 모니터링되어야 하는 단계이다. 재
KSTAR 기 라즈마를 한 이온화 장치로 사용 정인
500 kW, 84 GHz ECH 장치는 1.5 Tesla 자장에서는 2차고조 로 운 되며, 이와 같이 2차 고조 를 사용한 이온화
기술은 ITER의 기운 에도 용될 수 있는 기술이다.
KSTAR 운영 및 연구 계획
KSTAR 장치에 한 장기 운 연구 계획 수립은
KSTAR 건설 기 단계부터 일부 진행되어 왔으나 보다 구체
인 작업은 최근 KSTAR 장치 완공을 후로 해서 본격 으
로 수행되었다. 특히 우리나라의 ITER 사업 참여와 2030년 핵융합발 실증로(DEMO) 건설을 한 장기 국가핵융합
에 지개발 기본계획 등이 수립되어 이들과 연계된 KSTAR 장치의 역할 활용 방안에 한 보다 체계 인 검토가 집
으로 수행되었다. 여기서는 이러한 일련의 기획 과정을
통해 지 까지 수립된 KSTAR 장치의 장기 운 연구
계획을 간단히 소개한다. 먼 KSTAR 주요 운 연구 목
표를 간단히 소개하고 이를 실 하기 한 주요 운 실
험 계획을 단계별로 기술한다.
1. 주요 운영 및 연구 목표
이미 서론에서 기술한 바와 같이 KSTAR 장치의 운
연구의 최종 목표는 보다 진보된 개념의 상용핵융합로 건설
을 한 핵심 원천기술을 개발하는 것이다. 특히 최근 건설에
착수한 ITER 장치의 운 기술을 최 화하고, ITER 다음 단
계의 장치인 DEMO 건설을 한 핵심 요소기술인 고성능 장
시간 AT 운 기술을 확보하는 것이 주요 목표라 할 수 있다. 여기서 이러한 KSTAR 주요 연구목표의 배경과 의의를 좀 더
자세히 기술하면 다음과 같다. 먼 ITER 운 기술 최 화 연구는 KSTAR가 ITER와 같
은 종류의 도 선재(Nb3Sn)로 제작된 세계 유일의 도
토카막 장치이며, 따라서 기존 토카막 장치들에서는 어려웠던
여러 가지 물리 , 기술 이슈들을 시험하고 해결하기 한
장치로 매우 유용하게 활용될 수 있다는 에 기 한다. 특히
2008년부터 운 에 착수하는 KSTAR는 2016년으로 정된
ITER 운 개시 까지 ITER 련 운 모드나 도 자석
등의 성능 시험을 수행하기에 당한 ‘Time Window’를 보유
하고 있다. KSTAR를 활용한 이러한 ITER 운 기술 시험
최 화 연구를 통해 우리나라는 ITER 후발 참여국으로서
ITER 운 성공 가능성을 증 시키는데 기여할 수 있을 뿐만
아니라 향후 ITER 운 단계에서 주도 역할을 수행하기
한 기반을 확보할 수 있을 것으로 기 된다.한편, 고성능 장시간 AT 운 기술은 핵융합 라즈마의 성
능 향상을 통해 보다 고출력의 핵융합에 지를 발생시키고
이를 장시간 안정 으로 운 하기 한 기술로 경제성 있는
핵융합로 건설을 해서는 반드시 확보해야 할 핵심기술이라
할 수 있다. 한 로 만일 ITER 장치의 라즈마 성능을
재 기 치보다 약 2배 정도 향상시킬 수 있으면 ITER에서
발생할 핵융합 출력은 재 목표치인 500 MW보다 약 4배
정도 증가한 2 GW에 이르게 된다. 이것은 막 한 건설비용
증 를 수반하는 추가 인 장치크기 증가 없이 재의 ITER 정도 크기에서 약 1 GW 정도의 기 생산이 가능한 핵융합
로 건설이 가능하다는 것을 의미한다.이러한 고성능 정상상태 운 기술을 개발하기 한 연구는
AT 토카막 개념이 처음으로 발견된 1990년 반부터 기존
의 장치들을 심으로 시작되었다. 하지만 기존 장치들은
부분 AT 토카막 개념이 발견되기 이 인 1980년 에 설계․
제작된 장치들이고 한 상 도 자석으로 이루어졌기 때문에
장시간 운 가능한 고성능 AT 운 기술 개발 연구에는 근본
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주요 목표 주요 운전 및 실험 연구 내용
종합시운전 완료 및 최초 플라즈마
달성
◦초전도 코일 냉각 시험 ◦초전도 코일 전류인가 시험 ◦ECH 전이온화 및 방전세정 시험
◦약 100 kA 최초 플라즈마 발생
토카막 기본 모드 운전 재현 및
검증
◦1 MA급 Ohmic 플라즈마 구현 및 특성 연구
◦L 모드 플라즈마 구현 및 측성 연구 ◦D-형상 H 모드 구현 및 특성 연구 ◦L-H 운전모드 전이 현상 상세 연구
◦약 1MA급 H 모드 20초 운전
플라즈마 기본 진단, 가열 및
제어 기술 확보
◦In-Vessel 코일을 이용한 D-형상 플라즈마 위치 및 모양 제어 ◦In-vessel 코일을 이용한 Field error 교정 및
ELM(Edge Localized Mode) 불안정성 제어 ◦기본 진단 및 데이터 처리기술 개발 ◦기본 가열기술 개발 (NBI, ICRH, ECH)
표 4. 운영 1단계 주요 운전 및 실험 계획.
구분1단계
(2008-2012)2단계
(2013-2017)3단계
(2018-2022)4단계
(2023-2025)
주요 목표
초전도 토카막기본 운전기술 확보
기존 토카막 운전모드 재현 및 검증
장시간 운전기술개발
ITER Pilot Device 역할 수행
고성능 운전기술개발
ITER SatelliteDevice 역할 수행
고성능 장시간운전기술 완성
DEMO 선행기술 시험
표 3. KSTAR 단계별 주요 목표.
인 한계를 가지는 것으로 나타났다. 한편, 1990년 반
부터 건설이 시작된 KSTAR는 당시 막 두되기 시작한 AT 토카막 개념을 기반으로 장치를 설계하 고, 따라서 KSTAR는 고성능 장시간 AT 운 기술 개발을 목표로 설계․제작된
세계 최 의 도 토카막 장치라 할 수 있다. 사실 그림
10에 시된 바와 같이 라즈마 성능 운 시간 면에서
KSTAR를 통해 달성하려고 하는 주요 기술 목표는 기존 장
치 타 도 핵융합 장치와 비교할 때 재 경제
DEMO 장치 건설을 해 필요한 조건에 가장 근 한 것으로
평가되고 있다. 여기서 한 가지 주목할 은 에서 기술한 ITER
DEMO 련한 주요 목표들을 달성하기 해서는 무엇보다
핵융합 라즈마에 한 보다 더 체계 이고 략 인 연구
가 요구된다는 이다. 사실 미국, 유럽, 일본, 러시아 등 핵
융합 선진국들을 심으로 지난 반세기에 걸친 집 인 연
구에도 불구하고 핵융합 라즈마 물리 분야에는 아직도 해
결해야 할 많은 난제들이 남아 있다. 특히 라즈마의 이상
난류수송, MHD 불안정성, 경계 역 상 등은 아직도 그 물
리 기구가 불명확한 상태로 고성능, 고효율의 상용 핵융합
로 개발을 해서는 이들에 한 보다 완벽한 이해 정
제어기술 개발이 요구되고 있다. 기본 으로 장시간 운 이
가능하며 한 첨단의 진단, 가열 장치들을 구비하게 될
KSTAR는 기존 장치들에서 보다 훨씬 정 한 라즈마 실험
연구를 가능 함으로써 이러한 난제 해결을 한 새로운 기
회를 제공할 수 있을 것으로 기 된다.
2. 주요 운전 및 실험 계획
앞 에서 기술한 주요 운 연구 목표들을 달성하기
해 KSTAR는 재 2008년도부터 시작하여 2025년까지 약
20년간 4단계에 걸쳐 운 될 계획이다 [표 3 참조]. 각 단계
별 주요 목표를 간략히 소개하면 먼 운 1단계(2008- 2012)는 부족한 국내 핵융합 연구역량을 고려하여 기존 토카
막 운 모드 재 검증을 통한 기본 인 도 토카막
운 기술 확보에 주력할 정이다. 그리고 이를 기 로 운
2단계(2013-2017)에 ITER 기 모드인 H 모드를 심으로
한 장시간 운 기술 개발 ITER 운 기술 최 화 연구를
수행할 계획이다. 그리고 최종 으로 운 3단계(2018-2022)와 4단계(2023-2025)에 걸쳐 고성능 장시간 AT 운 기술 개
발을 집 으로 수행하여 2020년 후반에 상되는
DEMO 장치 건설 착수를 한 기반을 확보할 정이다. 다음에선 이러한 목표들을 달성하기 한 각 단계별 주요
운 실험 계획을 좀 더 상세히 기술한다.
(1) 운 1단계(2008-2012) KSTAR 운 1단계의 주요 목표는 기존 토카막 운 모드
재 검증 실험을 통해 도 토카막에 한 기본 운
기술을 확보하고 아울러 국내의 핵융합 연구역량을 가능한
조속히 선진국 수 으로 끌어 올리는 것이다. 이를 해 우
선 2008년도는 KSTAR 장치의 종합시운 최 라즈
마 발생 실험의 성공 인 완수에 집 할 정이다. 그리고
2009년부터 가열, 진단 등 기본 인 장치 성능향상과 함께
라즈마 류, 온도, 도 등을 증가시켜 가며 Ohmic, L, H 모드 등 기존 토카막 장치에서 발견된 기본 운 모드들을
재 하고 검증하는 실험을 수행해 나갈 계획이다. 특히
2012년까지 ITER 기 모드인 D형상의 H 모드에 한 20 운 을 달성함으로써 2단계에서의 본격 인 장시간 운
ITER 련 최 화 연구 수행을 한 기반을 확보할 계획
이다. 아울러 운 기 단계인 1단계에는 부족한 국내 연구
역량을 고려하여 핵융합 선진국들과의 국제 력을 극 추진
함으로써 선진기술 조기습득과 함께 진단, 가열 등 부 장치
성능향상 비용 감을 도모할 계획이다. 아래 표 4는 운 1단계에 수행할 주요 운 실험 연구 계획을 좀 더 상세히
보여 다.
물리학과 첨단기술 March 2008 27
주요 목표 주요 운전 및 실험 연구 내용
기본모드
장시간 운전기술
개발
◦ NBI 등을 이용한 비유도성 장시간 전류구동 ◦ 약 16MW 가열파워 수준에서 디버터 장시간 운전
◦ 장시간 운전조건에서 플라즈마 입자 및 불순물 제어 ◦ ECH/ECCD 장치를 이용한 NTM 불안정성 제어 ◦ Disruption 제어 및 완화 기술 개발
◦ 장시간 운전조건을 활용한 플라즈마 정밀 연구
ITER Pilot 역할 수행
◦ ITER용 초전도 선재의 AC loss 등 운전특성 시험 ◦ ECH, LHCD 등 ITER용 가열장치 특성 시험 ◦ ITER와 유사한 GRID 기반의 원격 실험 제어
고성능 AT 운전모드
개발 착수
◦ 저출력(16MW 수준)에서 고성능 AT 모드 개발 착수 ◦ LHCD를 이용한 Reverse-shear 전류분포 생성
◦ 플라즈마 유동에 의한 RWM 불안정성 제어
표 5. 운영 2단계 주요 운전 및 실험 계획.
주요 목표 주요 운전 및 실험 연구 내용
저출력에서고성능
장시간 AT 운전기술
확보
◦ In-vessel 코일을 이용한 RWM 불안정성 제어 ◦ 여러 MHD 불안정성들 실시간 통합 제어
◦ 플라즈마 전류 및 압력 분포 실시간 제어 ◦ 플라즈마 난류수송 능동적 제어 ◦ 최적화된 플라즈마 분포 장시간 유지
◦ 고성능 조건에서 장시간 Disruption-free 운전
ITER 위성장치 역할 수행
◦ ITER Steady-state 모드 운전 특성 연구 ◦ 저유동, Ti∼Te 플라즈마 수송 특성 연구 ◦ 고밀도 플라즈마 가열 및 전류구동 특성 시험
고출력에서 AT 모드 개발
착수
◦ 고출력(31MW 수준)에서 고성능 AT 모드 개발 착수 ◦ 고밀도 조건에서 LHCD 전류구동 특성 연구
◦ 고출력 운전에 의한 Bootstrap 전류비 증대 연구
표 6. 운영 3단계 주요 운전 및 실험 계획.
주요 목표 주요 운전 및 실험 연구 내용
고출력에서 고성능
장시간 AT 운전기술 확보
◦ Bootstrap 전류 분포 및 크기 최적화 ◦ 고출력 장시간 운전조건에서 디버터 열속 제어
◦ 고출력 조건에서 고성능 Pedestal 유지 및 제어 ◦ 고출력 AT 모드에 대한 고에너지 입자 영향 분석
DEMO 선행기술 시험
◦ 고열속 조건에서 실증로용 PFC 재료 특성 시험◦ 액체형 블랑켓 플라즈마-wall 상호작용 특성 연구◦ 고출력, 장시간 운전 조건에서 가열, 진단기술 연구
표 7. 운영 4단계 주요 운전 및 실험 계획.(2) 운 2단계(2013-2017)KSTAR 운 2단계의 주요 목표는 ITER 기본 운 모드인
H 모드와 Hybrid 모드를 심으로 한 실험연구를 통해 장시
간 운 기술을 개발하고 아울러 ITER Pilot 장치로서 ITER 운 기술 최 화 연구를 수행하는 것이다. 이를 해 우선 운
1단계에 구 한 H 모드의 지속 시간을 증가시켜 가며 비
유도성 류구동 기술, MHD 불안정성 실시간 제어기술, 디버터 장시간 운 기술 등을 순차 으로 개발해 나갈 정이
다. 그리고 ITER와 동일한 사양의 도 자석 ECH, LHCD와 같은 가열장치에 한 성능시험 연구도 병행할 계획
이다. 나아가 다음 3단계의 고성능 AT 운 기술 개발을 한
기 연구도 운 2단계 후반에 본격 착수할 계획으로 있다. 이러한 운 2단계의 반 인 운 실험 연구 계획은 표
5에 주어진다. 참고로 운 2단계의 주요 기술 목표치는
재 약 10 MW 정도의 가열 워와 B=1.5-2 T 자기장 조건
에서 략 βN∼3, 유지시간 100 이상을 달성하는 것으로
설정되어 있다.
(3) 운 3단계(2018-2022)KSTAR 운 3단계의 주요 목표는 상 으로 낮은 가열
워와 자기장 조건에서 고성능 장시간 AT 운 기술을 1차으로 완성하는 것이다. 좀 더 구체 으로 약 16 MW 수 의
가열 워와 B=1.5 - 2 T 자기장 조건에서 략 βN∼4 정도
의 라즈마 성능과 이의 300 운 달성을 목표로 하고 있
다. 이를 해서 먼 2단계 후반에 착수된 Reverse-shear 모드의 실험을 계속하며 라즈마 류 압력 분포에 한
실시간 제어와 함께 RWM(Resistive Wall Mode) 불안정성에
한 능동 제어기술을 개발해 가며 라즈마 베타값을 증
가시키는 연구를 집 으로 수행할 계획이다. 아울러 KSTAR
를 ITER의 성장치로 활용하며 steady-state 모드와 같은
ITER 고 운 모드 실험 핵융합로와 유사한 환경(낮은
라즈마 유동 속도, Te ~ Ti 등)에서의 라즈마 수송 감
특성 연구를 수행할 정이다. 그리고 후반기에는 약 28 MW 정도로 가열 워를 증가시켜가며 고출력, 고 도 조건
에서의 고성능 AT 운 기술 개발 연구를 진행할 계획이다.
(4) 운 4단계(2023-2025)KSTAR 운 마지막 단계인 4단계의 주요 목표는 고출력
가열 워와 고자기장 조건에서 고성능 장시간 AT 운 기술을
최종 으로 완성하는 것이다. 좀 더 구체 으로 약 31 MW 가열 워와 B = 3.0-3.5 T 조건에서 략 βN∼5의 라즈마
성능과 이의 300 운 달성을 목표로 하고 있다. 이를
해서 특히 Bootstrap 류 분포와 크기를 최 화하고 고열
속 조건에서 디버터의 장시간 운 경계 역 pedestal의
안정 유지 기술을 집 개발해 나갈 정이다. 아울러
KSTAR를 DEMO의 선행기술 시험 장치로 활용하며 고출력, 고 도의 실증로 조건에서 디버터, 블랑켓 등의 운 특성 시
험 최 화 연구를 수행할 계획이다.
