Development of a High Heat Load Test Facility KoHLT-1 for a Testing of Nuclear Fusion Reactor Components

핵융합로부품 시험을 위한 고열부하 시험시설 KoHLT-1 구축

  • 배영덕 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ;
  • 김석권 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ;
  • 이동원 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ;
  • 신희윤 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부) ;
  • 홍봉근 (한국원자력연구원 핵융합공학기술개발부)
  • Published : 2009.07.30


A high heat flux test facility using a graphite heating panel was constructed and is presently in operation at Korea Atomic Energy Research Institute, which is called KoHLT-1. Its major purpose is to carry out a thermal cycle test to verify the integrity of a HIP (hot isostatic pressing) bonded Be mockups which were fabricated for developing HIP joining technology to bond different metals, i.e., Be-to-CuCrZr and CuCrZr-to-SS316L, for the ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) first wall. The KoHLT-1 consists of a graphite heating panel, a box-type test chamber with water-cooling jackets, an electrical DC power supply, a water-cooling system, an evacuation system, an He gas system, and some diagnostics, which are equipped in an authorized laboratory with a special ventilation system for the Be treatment. The graphite heater is placed between two mockups, and the gap distance between the heater and the mockup is adjusted to $2{\sim}3\;mm$. We designed and fabricated several graphite heating panels to have various heating areas depending on the tested mockups, and to have the electrical resistances of $0.2{\sim}0.5$ ohms during high temperature operation. The heater is connected to an electrical DC power supply of 100 V/400 A. The heat flux is easily controlled by the pre-programmed control system which consists of a personal computer and a multi function module. The heat fluxes on the two mockups are deduced from the flow rate and the coolant inlet/out temperatures by a calorimetric method. We have carried out the thermal cycle tests of various Be mockups, and the reliability of the KoHLT-1 for long time operation at a high heat flux was verified, and its broad applicability is promising.

본 한국원자력연구원에서는 국제열핵융합실험로(ITER)의 일차벽을 개발하기 위해 그라파이트 히터를 이용한 고열부하 시험시설 KoHLT-1(Korea Heat Load Test facility-1)을 구축하였으며, 현재 정상적으로 가동되고 있다. KoHLT-1의 주목적은 Be-CuCrZr-SS의 이종 금속이 HIP 방법에 의해 접합된 ITER 일차벽 mockup의 접합 건전성을 확인하는데 있다. KoHLT-1은 판형 그라파이트 히터, 냉각 jacket이 부착된 상자형 시험용기, 직류 전원, 냉각계통, He 기체 공급계통과 각종 진단계통으로 구성되어 있으며, 이 모든 시설은 Be 처리가 가능한 특수 정화계통이 설치된 실험실에 설치되었다. 그라파이트 히터는 두개의 시험 대상물 사이에 설치되며, 시험대상물과의 거리는 $2{\sim}3\;mm$이다. 시험 대상물의 크기와 요구되는 열유속에 따라 여러 가지의 그라파이트 히터를 설계, 제작하였으며, 전기 저항은 고온 운전 중에 $0.2{\sim}0.5{\Omega}$이 되도록 하였다. 히터는 100V/400 A의 직류전원에 연결되어 있으며, PC와 multi function module로 구성된 전류 조정계통에 의해 미리 프로그램되어 있는 패턴으로 전류를 자동 조절하게 된다. 두 시험대상물에 인가되는 열유속은 calorimetry법에 의해 냉각수의 입, 출구 온도와 유량을 측정하여 얻게 된다. 여러 가지 형태의 ITER 일차벽 Be mockups에 대해 고열부하 시험을 수행하였으며, 시험을 통하여 KoHLT-1 고열부하 시험 시설의 성능이 확인되었고, 24시간 이상의 연속 운전에 있어서도 그 신뢰성이 입증되었다.



  2. T. Hirai, K. Ezato, and P. Majerus, ITER Relevant High Heat Flux Testing on Plasma Facing Surfaces, Material Transactions 46 (2005) pp. 412-424
  3. M. Ulrickson, Plasma Facing Components, FESAC Development Path Meeting, January 13-14, 2003, San Diego, CA
  4. V. Barabash and P. Chappuis, "Specification for Manufacturing of First Wall Qualification Mockups," ID: ITER_D_24KTBS v2.0, 2008
  5. O. Zlamal, "Testing Status-EU: BESTH Device," ITER Blanket Progress Meeting, Prague, 03-06 June, 2008
  6. P. Majerus, R. Duwe, T. Hirai, W. Kuhnlein, J. Linke, and M. Rodig, The New Electron Beam Test Facility JUDITHⅡ for High Heat Flux Experiments on Plasma Facing Components, Fusion Engineering and Design 75-79 (2005) pp. 365-369
  7. J. M. McDonald, T. J. Lutz, D. L. Youchison, F. J. Bauer, K. P. Troncosa, and R. E. Nygren, The Sandia Plasma Materials Test Facility in 2007, Fusion Engineering and Design 83 (2008) pp. 1087-1091
  8. 이동원 외 7명, ITER 블랑켓 일차벽 접합법 검증을 위한 50×50 Be/Cu mockup의 고열부하 시험, KAERI/TR-3600/2008. 2008. 8
  9. 이동원 외 7명, ITER 블랑켓 일차벽 접합법 검증을 위한 80×80×1 Be/Cu/SS mockup의 고열부하 시험, KAERI/TR-3606/2008. 2008. 11
  10. 이동원 외 7명, ITER 블랑켓 일차벽 접합법 검증을 위한 80×80×3 Be/Cu/SS mockup의 고열부하 시험, KAERI/TR-3735/2009. 2009. 2
  11. K. Togawa, A. Higashiya, and T. Shintake, Graphite Heater Optimized for a Low-Emittance CeB6 Cathode, Proceedings of PAC07, Albuquerque, USA, pp. 1013-1015, 2007
  12. F. Zang and P. Chappuis, "Specification Heat Flux Test of First Wall Qualification Mockups," ID: ITER_D_28322A v1.2, 2008
  13. J. P. Holman, Heat Transfer, McGraw-Hill Company, 1986, p. 402
  14. 배영덕 외 4명, 핵융합로부품 시험을 위한 고열부하 시험시설 KoHLT-1 개발, KAERI/TR-3744/2009. 2009. 04
  15. D. L. Youchison, S. H. Goods, J. D. Puskar, W. A. DeLong, T. T. Martin, M. Narula, A. Ying, M. A. Ulrickson, T. J. Lutz, and J. M. McDonald, Thermal Fatigue Cycling of Be/Cu Joining Mockups, Fusion Engineering and Design 84 (2009) pp. 2008-2014
  16. Private communication with Wolfgang Lenarz in SGL Carbon Group, January 13, 2009
  17. 인상렬, 대형 진공용기의 헬륨 누설검사 방법에 대한고찰, 한국진공학회지 제16권 4호, 2007년 7월, pp.235-243

Cited by

  1. Development of a High Heat Load Test Facility KoHLT-1 for a Testing of Nuclear Fusion Reactor Components vol.18, pp.4, 2009,
  2. Manufacturing and Examination for ITER Blanket First Wall Small-Scale Mockups With KoHLT-EB in Korea vol.42, pp.5, 2014,
  3. Current Status of Korea Heat Load Test Facility KoHLT-EB for Fusion Reactor Materials vol.45, pp.7, 2017,