CNPA 시스템 설계 제작 및 이를 응용한 Ion Beam 적용 연구

Abstract

최근 21세기 들어서서 새롭게 대두되고 있는 국제현안으로는 지구온난화로 대 변할 수 있는 환경문제와 지속적으로 상승하고 있는 국제유가를 들 수 있다. 특 히 대부분의 에너지를 수입에 의존하고 있는 우리나라의 경우 대체에너지에 대 한 철저한 계획과 준비가 없다면 향후 세계와의 무한경쟁에서 상당한 어려움이 예상된다. 세계는 다각적인 대체에너지 개발에 연구를 집중하고 있으며 특히 원 료공급의 무한성, 운전의 안전성, 저렴한 발전단가의 보장 및 국가경쟁력 등을 고려할 때 핵융합에너지를 가장 유망한 에너지원의 하나로 고려하고 있다. 핵융합에너지의 원리는 쉽게 말하면 수소 같은 가벼운 원소 2개의 원자핵이 융합하여 하나의 원자핵으로 되는 반응이며, 원소의 종류와 반응에 따라 다른 에 너지가 발생하게 되고 이때 발생하는 에너지를 사용하는 것이다. 현재, 우리나라는 차세대형 초전도 핵융합 연구 장치인 KSTAR(Korea Superconducting Tokamak Advanced Research)를 건설하였다. 간단히, 핵융 합을 이루기 위해서는 1억도 이상의 온도로 Tokamak 내부의 plasma를 가열하 여야 하는데, 이를 위해 Tokamak에 구속된 plasma에 Ohm heating으로 plasma 자체를 가열하고 구속력을 높이기 위한 자기장(Poloidal magnetic field) 을 발생시킨다. 하지만 2천도 이상 가열되었을 plasma 저항이 급속히 떨어져 더 이상 가열 할 수 없게 된다. 따라서 plasma온도를 핵융합 반응까지 올리기 위해 서는 다른 방식의 보조가열장치가 필요하다. 현재 전 세계적으로 세 가지 형태의 보조가열장치를 사용하고 있는데, 하나는 RF전자파를 이용하는 가열장치 ICRF (Ion Cyclotron Resonance Heating), 중성입자를 이용하는 가열장치 NBI (Neutral Beam Injection), 마이크로파를 이용하는 LHCD(Lower Hybrid Current Drive)가 사용된다. 여기서 ICRF에 의해 가열된 고 에너지 이온(fast ion)들을 측정하는 것은 핵융합 plasma에서 중요한 과제 중 하나이다. ICRF를 이용한 D(H) plasma의 H minority의 가열은 H의 분율에 따라 가열의 정도가 달라지고 이 결과는 fast ion 측정을 통해서 확인할 수 있으므로 정확한 fast ion 의 진단은 매우 중요하다. 현재 고온 plasma를 진단하기 위한 방법으로 비교적 정확한 이온온도 측정방 법인 중성입자 검출기:NPA(Neutral Particle Analyzer)를 이용한 방법이 사용 되고 있으며, 에너지 분포나 H와 He 원자나 동위원소들의 flux 절대 강도를 측 정하기 위하여 여러 형태의 NPA가 개발되어 지고 있다. NPA는 핵융합 plasma 로부터 방출되는 중성입자들의 전하교환 분포를 직접적으로 측정할 수 있는 장 점이 있다. 주로 "E-parallel-to-B" 타입의 NPA는 stripping cell을 이용하여 중성입자들을 재 이온화 시키고 전장과 자장을 이용하여 입자들을 편향시킨다. 편향된 중성입자들은 에너지에 따라 micro-channel plate detector에서 검출된 다. 그러나 크기와 장비 제작비용의 문제로 인하여 위와 같은 다채널 검출기 제 작이 힘들어지고 있어 최근에는 Silicon diode나 천연 다이아몬드 검출기 등과 같은 소형 반도체 검출기를 사용하는 대안이 제시되고 있다. 위와 같은 소형 반도체를 이용한 CNPA(Compact Neutral Particle Analyzer) 는 중성입자들이 반도체 검출기에 도달하면 전자-전공 쌍의 pulse신호를 생성 한다. 이 신호들이 pre-amplifier를 통해 전압 pulse 신호로 변환되고 amplifier 를 통해 전압 pulse 신호들이 증폭된다. 최종 전압 pulse 신호들의 높이는 입사 된 중성입자들의 에너지에 대한 선형적 값을 나타내게 되고, 디지털 pulse 신호 분석을 통해 탈출된 중성입자들의 에너지 스펙트럼을 얻을 수 있다. 기존의 NPA는 정확한 입사 중성입자 에너지와 질량을 측정할 수 있지만, 부피와 무게 가 크고 고비용이라는 단점을 가지고 있는 반면, CNPA는 사실상 Tokamak 장 치 가까이 어디에나 설치 가능하며 이동과 교체가 용이하고 다른 장치와도 같이 응용 가능하며 저비용이라는 장점을 가지고 있어 차세대 진단장치로 각광받고 있다. 본 논문에서는 KSTAR에 CNPA의 실제 적용 가능성 여부를 판단할 수 있는 silicon diode detection system을 제작하고 고 에너지 중성입자 대신 Ion beam 을 이용하여 교정하는 것을 최종 목표로 하였다. 전체적인 system의 구성은 저 에너지 영역의 교정을 위해 gamma-ray source를 이용한 교정 실험과 ion beam acceleration system을 제작하고 100 keV까지 가속시킨 ion beam을 detection 하는 실험으로 나누어 진다. 첫째, Am-241 선원과 Ba-133 선원을 이용하여 detector를 교정하였고, 둘째로 Ion beam의 효과적인 detecting을 위 한 적절한 ion beam 전류를 측정하였다. 마지막으로 가속기를 제작이용하여 ion beam을 100 keV까지 가속시킨 후 ion beam energy 특성을 분석 하였다.

가 크고 고비용이라는 단점을 가지고 있는 반면, CNPA는 사실상 Tokamak 장 치 가까이 어디에나 설치 가능하며 이동과 교체가 용이하고 다른 장치와도 같이 응용 가능하며 저비용이라는 장점을 가지고 있어 차세대 진단장치로 각광받고 있다. 본 논문에서는 KSTAR에 CNPA의 실제 적용 가능성 여부를 판단할 수 있는 silicon diode detection system을 제작하고 고 에너지 중성입자 대신 Ion beam 을 이용하여 교정하는 것을 최종 목표로 하였다. 전체적인 system의 구성은 저 에너지 영역의 교정을 위해 gamma-ray source를 이용한 교정 실험과 ion beam acceleration system을 제작하고 100 keV까지 가속시킨 ion beam을 detection 하는 실험으로 나누어 진다. 첫째, Am-241 선원과 Ba-133 선원을 이용하여 detector를 교정하였고, 둘째로 Ion beam의 효과적인 detecting을 위 한 적절한 ion beam 전류를 측정하였다. 마지막으로 가속기를 제작이용하여 ion beam을 100 keV까지 가속시킨 후 ion beam energy 특성을 분석 하였다. As a result, silicon detector is calibrated by Am-241 and Ba-133 gamma-ray sources. The calibration was performed by the peaks of 31 – 79 keV. To calibrate the CNPA for higher energy range, ion beam system was prepared. Cold hollow cathode ion source was used. Optimum ion beam current is measured because of the protection of silicon diode. The highest ion beam current of 3.4 μA was obtained at the gas flow rate of 2 sccm and plasma bias voltage of 650V. And appropriate extraction gap distance of 1 mm is optimum for the high ion beam current. Ion beam acceleration energy cannot be measured by reversed discharge in ion source. But the accelerated ion beam will be detected by appropriate modified experiment and will be accelerated up to 200 keV. Accordingly, CNPA system can be applied to the measurement of the neutrals from the Tokamak by this experimetal results. Also, It is possible to apply it to the general plasma and radiation diagnostics.