핵융합로에서 핵융합 출력 파워 중 80%는 중성자로 플라즈마 밖으로 방출되므로 그 에너지를 열로 변환하여 발전에 사용하는 등 핵융합반응에 필요한 삼중수소(트리튬) 제조에 이용된다. 남은 20%는 알파 입자(헬륨 이온)로 자계에 포획되어 플라즈마 가열에 사용된다. 파워 증배율 Q를 핵융합 출력 파워 플라즈마 가열 입력 파워에 대한 비로 정의하면, ITER에서 실현 예정인 Q = 10은 핵융합반응에 의한 자기 가열파워가 외부 가열 파워의 배가 되어 자기 가열이 지배적인 새로운 물리 영역을 의미한다. 실용로를 실현하기 위해서는 Q = 30~50 정도를 정상적으로 유지해야 할 필요가 있다. 여기에서는 실용로를 위해 향후 필요한 토카막 노심 플라즈마의 물리 과제 중 가장 중요한 ‘고 베타화’ 및 ‘정상 운전’을 중심으로, 이를 실현하기 위해서 극복해야하는 물리적 · 공학적 과제를 함께 설명한다.
노심 플라즈마 과제
1. 고 베타화 토카막 방식에서는 <그림 1> ⒜와 같이, 트래스(Trass) 큰 원 방향의 토로이덜 자계를 따라 플라즈마 안에 전류(플라즈마 전류)를 흘린다.
이 전류가 만드는 트래스 작은 원 방향의 폴로이덜 자계로 자력선을 더 비틀리게 한다. 이 자력선을 따라 무한대로 진행하면 중공 트래스면(자기면)이 형성된다. 플라즈마는 전하를 가진 전자와 이온의 집합체로, 이런 하전입자(荷電굦子)는 로렌츠력(Lorentz Force)에 의해 자력선으로 감싸여 속박되어 있지만 자력선에 따라서는 자유롭게 이동할 수 있다. 자기면 위 임의의 2점은 자력선으로 묶여 있기 때문에 플라즈마 밀도나 온도 및 압력도 자기면 상에서는 일정하다. 플라즈마는 자기면을 횡단하는 방향으로는 움직이기 어렵기 때문에 수많은 자기면으로 플라즈마를 폐입할 수 있다. 이렇게 내측의 자기면에서는 온도 및 압력이 높고, 외측의 자기면에서는 온도 및 압력이 낮은 분포가 형성된다. 이 자기 구조의 역할은 양호한 열 절연을 확보하는 것과 플라즈마의 압력 팽창을 억누르는 것이다. 플라즈마 압력이 상승하면 각종 불안정성이 발생하여 자기면이 크게 파괴되며 열 및 입자가 외부에 흘러 버린다. 플라즈마가 한순간에 잃게 되는 현상은 ‘디스럽션(Disruption)’이라고 하는데, 이때 플라즈마 전류도 급격하게 차단된다. 그 결과 진공 용기 및 구조물에 과전류가 유기되어 거대한 전자력이 발생하기 때문에 이를 방지하는 것은 상당히 중요하다. 또 어느 경우에는 자기면의 큰 파괴는 없지만, 무수한 작은 구멍이 생기고 단열 성능이 저하되어 압력 상승을 멈춘다. 어느 경우에나 플라즈마 압력 상한치는 자계의 압력에 비례한다. 즉, 플라즈마 압력을 폐입 자계 압력에서 나눈 베타 값의 상한(베타한계)이 폐입 성능의 지표가 된다. 베타 한계가 높으면 같은 핵융합 출력을 얻기 위해 필요한 자계가 낮으므로 코스트 삭감에 크게 기여할 수 있다. 문제는 얼마나 베타 한계를 높이느냐다. 토카막의 단면 형상을 최적화함으로써 보다 안정성이 높은(베타 한계가 높다) 자계 배위를 실현할 수 있었다. 베타 한계를 결정하는 불안전성에 대한 이해와 제어가 열쇠가 된다. 그 중에서도 노심 플라즈마의 거시적 평형 및 안정성, 특히 강력한 플라즈마 회전에 의한 영향 및 핵융합반응 생성물과 같은 고 에너지입자에 의해 불안정화된 모드의 영향을 밝혀야 한다. 자계 배위가 정해지면 그 배위에서의 베타 한계가 정해지는데, 같은 자계 배위에서도 베타 한계를 개선할 수 있다. 그 때문에 베타가 높아지면 발생하는 불안정선을 억제할 필요가 있다. 예를 들어 티어링 모드라는 불안정성은 부트스트랩(Bootstrap) 전류가 흐르지 않는 영역이 생기는 것에 기인하기 때문에, 그 영역에 국재한 전류를 흘려 억제할 수 있다. 저항성 벽 모드라는 불안정성은 벽이 없는 경우 베타 한계가 넘는 영역에서 중요해진다. 플라즈마 표면 가까이에 도체 벽이 있을 때 플라즈마가 변형되려고 하면 벽에 과전류가 유기되어 변형을 억제하는 작용이 있다. 이것을 이용하면 베타 한계를 실질적으로 개선할 수 있다. 플라즈마 압력 기울기가 구동하는 벌루닝 모드는 플라즈마 중심에서 멀어질수록 자계가 약해지는 영역에서 성장한다. <그림 1> ⒜와 같이 트래스의 외측에서는 불안정하고 트래스의 내측에서는 안정적이기 때문에, 자력선이 트래스 외측을 통과하는 거리를 줄이고 트래스 내측을 통과하는 거리를 늘리면 안정화할 수 있다. 이것은 <그림 1> ⒝와 같이 플라즈마 단면을 크게 하면 심을 빼거나 사과 같은 모양으로 했을 때 실현 가능하다. 이 모양에서 이러한 배위를 ‘구상 토카막(ST)’이라고 한다. 실제 ST에서는 토카막으로 달성된 최고 베타(13%)를 대폭 상회하는 40%라는 값을 이미 여러 대의 장치로 실하고 있다. 또 플라즈마 압력이 증가하면 반자성 효과에 의해 자기압은 감소하기 때문에, 초고 베타 에서는 플라즈마 속 자계가 약해지고 플라즈마 주위에 자기압 벽이 생겨 벌루닝 모드가 성장할 수 없다. 이러한 상태의 실험적 검증도 향후 과제다. ST에는 고 베타에서의 안정성이 우수하다는 이점이 있는 반면, 토로이덜 자계를 발생하는 중심 도체를 초전도화하기에는 두꺼운 중성자 차폐체가 필요해 결과적으로 본체 사이즈가 커진다. 그래서는 저코스트화를 위해 고 베타로 한 의미가 없다. 어디에 최적의 해답이 있는지가 노 설계상 큰 과제다.
2. 정상 운전 고 베타 연소 플라즈마의 정상화 및 그 제어법 확립은 노심 플라즈마의 최대 과제다. 이것을 실현하기에는 많은 조건을 동시에 만족시킬 필요가 있다. 먼저 플라즈마 착화에서 연소 상태로의 효율적인 상승 시나리오의 확립이 필요하다. 특히 중심 솔레노이드(CS)를 사용하지 않고 플라즈마를 상승하여 연소 플라즈마를 정상적으로 유지, 제어할 수 있으면 CS를 구비할 필요가 없어져 장치의 대폭적인 경량화를 실현할 수 있다. 토카막 플라즈마를 유지하기 위해서는 플라즈마 전류를 유지할 필요가 있고, 보통은 이를 위해 외부에서 전력을 공급해야 한다. 전류 구동 효율을 높일 수 있다면 순환 전력의 저하 즉, 발전 단가 저하에 직결된다.
고 베타 플라즈마에서는 플라즈마의 밀도 기울기 및 압력 기울기에 의해 플라즈마 속에 자발적으로 전류가 흐른다. 이것을 ‘부트스트랩(BS) 전류’라고 한다. <그림 2> ⒜과 같이 플라즈마 속 임의의 점 A를 통과하는 자력선을 벡터로 한다. 플라즈마 전류는 왼쪽에서 오른쪽으로 흐른다. 토카막 배위에서는 그림과 같이 왕복 운동을 하는 입자(보충 입자)가 존재한다. <그림 2> ⒝는 트래스 단면에의 입자궤도 사영을 표시한 것이다. 점 A를 통해 전력선을 따라 좌측으로 진행하는 전자는 도중에 원래 상태로 되돌아가는 플라즈마로부터 내측을 통해 돌아간다. 그에 반해 우측으로 진행하는 전자는 도중에 반전하여 플라즈마에서 외측을 통해 돌아가지만, 전자 쪽이 수가 많다. 보충 입자는 왕복 운동을 하고 있기 때문에 실질적인 전류는 떠맡지는 않지만, 보충되지 않고 한 방향만으로 진행하는 전자(주회전자)와의 충돌에 의해 실질적으로 좌측을 향한 운동량을 부여하기 때문에 우측의 전류가 흐른다. 플라즈마 전류의 대부분을 이 부트스트랩 전류로 보충 할 수 있으면 외부에서 제공하는 전류 구동을 위한 전력을 크게 삭감할 수 있다. 부트스트랩 전류 비율을 어느 정도 높일 수 있는지는 자계 배위에 의존한다. 연소 플라즈마 조건을 만족하여 부트스트랩 전류 비율을 100% 가깝게 하기란 쉽지 않지만, ST배위에서는 보다 실현하기가 쉽다. 플라즈마 가열이 플라즈마 자체를 생성하는 핵융합 출력으로 공급되고 플라즈마 전류가 플라즈마 자체를 구동하는 부트스트랩 전류로 공급되는 형태는 좋지만, 반면 이러한 자율성이 높은 플라즈마는 외부에서의 제어가 극히 어렵다. 그 원인은 자기 가열 및 자기 전류 구동에 영향을 주기 때문에 외부에서 큰 전력 공급이 필요하고 그와 동시에 연소 플라즈마는 플라즈마 압력 분포 및 전류 분포가 서로 영향을 미치는 복잡한 계가 되는 것에 의한다. <그림3>에 고(高) 자발 전류 플라즈마의 자율적 사이클 예를 나타냈다.
가열에 의해 자발적으로 난류가 억제된 내부 수송 장벽(ITB)이 생성되어 급준한 압력 기울기가 생긴다.(<그림 3> ⒞ 참조) 압력 기울기가 급해지면 부트 스트랩 전류(BS)가 흘러 중심부에 플라즈마 전류가 흐르지 않는 ‘전류 홀(CH)’영역이 생긴다.(<그림3> ⒜ 참조) 전류 분포의 변화에 의해 안전계수의 기울기가 부인 ‘부(負)자기 시어(RS)’영역이 생긴다.(<그림 3> ⒝ 참조) RS 영역에서는 난류가 억제되어 열 확산 계수가 크게 저감된 내부 수송 장벽(ITB)이 성장하고(<그림 3> ⒟ 참조), 이 영역에서는 급준한 압력 기울기가 생긴다.(<그림 3> ⒞ 참조)주변부의 수송 장벽(ETB)은 전단류(剪斷流)에 의해 생성되는 수송 장벽이 있고 ETB를 가진 플라즈마 상태를 ‘H 모드’라고 한다. CH, ITB, ETB의 형성은 모두 불안정성을 유인하는 원인이 되기 때문에 고 자율계 플라즈마의 정상 유지는 간단하지 않지만 ITB, ETB는 플라즈마의 자발적 고속 회전에 의해서 만들어지므로 그 고속 회전이 불안전성을 억제할 가능성도 있다. 이러한 고 자율계 플라즈마는 ITER에서 최초로 실현되어 DEMO로 및 실용로에서는 그 경향이 더욱 강하게 나타나므로 이런 제어 확립이 중요하다. 또 연소 플라즈마의 핵융합 출력 제어에는 지금까지와 같이 외부에서의 플라즈마 가열에 의존할 수 없기 때문에 연료 입자 공급 및 핵융합반응에 의해 발생하는 헬륨재의 제거가 중요해진다. 자율성이 높은 연소 플라즈마에서는 압력 분포와 전류 분포가 서로 영향을 미치기 때문에 압력 분포만 또는 전류 분포만을 제어하는 것이 아니라 쌍방을 동시에 제어하는 방법도 개발할 필요가 있다. ‘H 모드’에서 압력 기울기가 너무 증대하면 불안정한 상태가 되어 플라즈마 입자 및 에너지가 간헐적으로 외부에 방출된다. 이 불안전성은 ‘주변 국재 모드(ELM)’라고 하는데, 간헐적으로 다이버터로의 입자 및 열 부하가 증대된다.
<그림 4>로 영국 MAST 구상 토카막으로 얻은 플라즈마 표면이 크게 변형되어 10~20개 정도 필라멘트 모양의 구조가 생기는 것을 알 수 있다. 이런 필라멘트는 <그림 1> ⒝의 자력선에 따라 운동하는 입자가 발광하고 있는 영역이다. ELM은 플라즈마의 축적 에너지가 큰 ITER 및 DEMO로에서는 특히 심각한 문제가 된다. 그래서 보다 민감하게 작은 ELM을 발생시키거나 온순한 불안전성을 일으켜 입자 및 에너지의 배출을 연속적으로 일으키는 등과 같은 방책으로 열 부하의 피크 값을 저감하는 연구가 진행되고 있다. 플라즈마 폐입 영역과 벽 사이(SOL)는 연료 입자 공급 및 불순물 발생의 관점에서 중요하다. 여기서는 온도는 낮기 때문에 중성 입자(원자 및 분자)가 존재하고 다이버터판 및 제1벽으로 플라즈마와의 상호 작용에 의해 불순물이 발생하는 등 매우 거동이 복잡하다. SOL 플라즈마는 노심 플라즈마의 경계 조건을 결정하고 노심 플라즈마의 성능에도 큰 영향을 주기 때문에 이런 효과를 고려할 필요가 있다.
과제 대처 방안
상기 과제에 대해 각각의 요소를 최적화하는 것만으로는 충분하지 않으므로, 모든 것을 동시에 만족시켜야 한다. 예를 들어 벽에서의 열 부하를 저감하거나, 높은 플라즈마 폐입 성능을 유지하는 것, 효율 좋은 전류 구동을 행하는 것 등은 상반되는 조건하에서 최적화된다. 각각의 요소에 대해서는 최적 조건이 만족되지 않기 때문에 각 요소의 통합이 점점 더 중요해진다. 특히 이론에 기초한 수치 시뮬레이션을 활용하여 실험 결과를 이해하고 미로 영역에서의 움직임을 정밀하게 예측할 수 있도록 하는 것이 매우 중요하다. ITER에서는 연소 플라즈마 조건 하에서 물리 탐구가 행해졌다. 일본에서 DEMO로는 실용로로의 일정한 경제성을 조망하는 것으로 정의되고 있다. 따라서 ITER만의 실적으로 DEMO로를 건설하는 것이 아니라, ITER을 어떻게 개선하면 좋은지 지침을 부여할 필요가 있다. 이 사명을 담당하는 것이 JT-60SA이다.(<그림 5> 참조)
JT-60SA는 일본과 유럽이 국제 협력하여 추진하는 핵융합로 실현을 위한 ‘폭넓은 접근’계획부터 ITER의 ‘새틀라이트(Satellite) 토카막’역할 외에도 일본 토카막 연구의 일본 내 중점화 장치의 역할도 담당한다. JT-60SA의 임무는 ITER에 직접적으로 공헌하고 DEMO로를 향한 개발 연구를 행하는 것으로, 특히 고 베타 플라즈마의 정상화를 목표로 하고 있다. 일본의 대학에서는 핵융합과학연구소의 쌍방향형 공동 연구에 지원된 전 일본 ST 연구 계획으로, 기동성이 높은 ST 장치를 활용한 독창적인 연구가 정력적으로 진행되고 있다. 여기에서는 ‘고 베타화’와 ‘정상 운전’에 초점을 두고 혁신적 접근에 의한 초고 베타 플라즈마 생성, 플라즈마벽 상호 작용 시간 스케일을 대폭 상회하는 진정한 정상 운전을 두 가지 기둥으로 하여, CS 없이 시동하여 비유도 전류구동, 선진적 입자 보급법 등의 개발을 진행하고 있다. 이런 연구 과제는 토카막형 핵융합로의 경제성 향상에 크게 공헌한다. 현재 미국 및 영국에서는 중형 토카막에 필적하는 규모의 ST 장치가 가동되고 있는 데 반해, 일본에서는 이에 상당하는 규모의 장치가 존재하지 않기때문에 이런 장치를 이용한 공동 연구는 중요하다. 2008년에 발족한 신규 ST 연구 분야의 국제 협정(국제에너지를 초월하는 기관 실시 협정)에 의해, 국제 협력을 적극적으로 활용할 예정이다.
ITER에서 DEMO로(炉)에 이르기까지
ITER의 실험 결과만으로는 최적의 DEMO로를 설계할 수 없다. JT-60SA 및 ST에 의한 플라즈마 성능 개선 실험, IFMIF 등에 의한 중성자 재료 조사 실험 및 이론·시뮬레이션 등 수많은 노력이 필요하다. 현재 미국에서 ITER 시대의 유력한 연구계획으로 의논되고 있는 것이 핵 기기 개발, 내구 실험용 핵융합 중성자원(CTF)이다. EU에서도 최근 그 필요성을 인식하기 시작했다. CTF에서는 ITER에서 DEMO로로 이행되기까지의 최대 과제인 정상 운전 및 연소 플라즈마 제어를 실증한다. 이를 위해서는 벽에서의 열 부하, 입자제어, 디스럽션 등의 과제를 극복해야만 한다. CTF에는 전력 발생이 요구되지 않기 때문에 콤팩트한 상전도(常電導) ST 방식에 의해 실현 가능할 것으로 생각된다. 핵융합 연료인 트리튬의 공급량은 전세계에서 25㎏ 정도밖에 안 되기 때문에 DEMO로와 같은 대형 장치에서는 트리튬 증식이 확실한 블랭킷을 사용해야 한다. CTF는 트리튬 소비량이 적기 때문에 수년간 증식률이 1이라도 넘는 것이 개발되면 그걸로 충분하다. ITER과 병행하여 CTF를 이용하고 발전 및 트리튬 증식을 최적화하는 블랭킷을 개발하여 핵연료 환경 하에서의 건전성도 실증하면, DEMO로를 건설한 후 곧바로 발전 실증할 수 있는 가능성이 대단히 높아질 것이다.
마무리
여기에서는 지금부터 ITER, ITER에서 DEMO로로 그리고 실용로를 위한 노심 플라즈마 과제에 대해 고 베타화와 정상 운전을 중심으로, 이를 달성하는 데 필요한 과제도 함께 설명했다. 일본에 있어 ITER로 연소 플라즈마의 물리에 관한 과제와 JT-60SA에서 DEMO로를 향한 토카막 개선 연구 그리고 향후 이를 연구 개발할 세계적 리더 육성은 대학의 ST 장치로 독창적, 혁신적인 아이디어를 시도하는 실천적 연구 교육에 의해 이루어지고 있다.
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