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이정표 연구실
한양대학교 원자력공학과
이정표 교수
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이정표 연구실

한양대학교 원자력공학과 이정표 교수

이정표 연구실은 한양대학교 원자력공학과를 기반으로 토카막 핵융합 플라즈마의 고성능 운전, 난류 및 수송 물리, MHD 평형과 안정성, RF 가열·전류구동을 위한 Fokker-Planck 수치모델, 그리고 불순물 수송과 경계 플라즈마 해석을 중점적으로 연구하며, KSTAR·VEST 등 실험장치와 연계한 이론·시뮬레이션·검증 연구를 통해 미래 핵융합 에너지 실현에 필요한 핵심 플라즈마 물리를 탐구하고 있다.

대표 연구 분야
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토카막 핵융합 플라즈마의 고성능 운전과 가둠 향상 thumbnail
토카막 핵융합 플라즈마의 고성능 운전과 가둠 향상
연구 성과 추이
표시된 성과는 수집된 데이터 기준으로 산출되며, 일부 차이가 있을 수 있습니다.

5개년 연도별 논문 게재 수

24총합

5개년 연도별 피인용 수

173총합
주요 논문
3
논문 전체보기
1
article
|
인용수 0
·
2026
On FIRE mode in KSTAR
Yong-Su Na, Sangjin Park, Hyunsun Han, J D Lee, Chweeho ­Heo, Seulchan Hong, C. Sung, Donguk Kim, Jisung Kang, Youngho Lee, Jinil Chung, T. S. Hahm, B. Kim, J G Bak, R. Budny, Minsoo Cha, Gyungjin Choi, M. Choi, Jinwoo Gwak, S.H. Hahn, Juhyeok Jang, Kwan Chul Lee, Junghee Kim, S.K. Kim, Woong Chae Kim, Jinseok Ko, WonHa Ko, Chanyoung Lee, J. J. Lee, JongHa Lee, Jekil Lee, Jungpyo Lee, Kyu-Dong Lee, Jong-Kyu Park, Jin Myung Park, Y.S. Park, J Seo, SeongMoo Yang, Si-Woo Yoon, Kstar Team
Nuclear Fusion
Abstract We report on the status of Fast Ion Regulated Enhancement (FIRE) mode experiments in the Korea Superconducting Tokamak Advanced Research. This regime is being developed for high-performance, steady-state operation which features a stationary ion internal transport barrier, enabling a central ion temperature approaching 10 keV to be sustained for up to 50 s, without the need for delicate profile control and with no significant impurity accumulation. As its key novelty lies in the significant contribution of fast ions that stabilize core turbulence, the regime has been named FIRE mode. To achieve this regime, neutral beam injection is applied at moderate power levels near the L–H power threshold, while maintaining low plasma density to avoid the L–H transition. The scenario is typically established in diverted magnetic configurations. The core features of FIRE mode were investigated through power balance analysis and fluctuation measurements, revealing a clear transport bifurcation in the ion channel. At the plasma edge, FIRE mode occasionally exhibits I-mode characteristics, particularly in unfavorable magnetic null configurations with q 95 ∼ 4, including the presence of weakly coherent modes. In terms of MHD activity, sawtooth oscillations are observed but appear to be stabilized during the high-performance phase. Fast ion-driven Alfvénic eigenmodes (AEs), indicated by strong frequency chirping near 200 kHz, are also observed. Additionally, lower-frequency MHD activities, distinct from the fast ion-driven AEs, are present and have some influence on plasma performance. The enhancement of core confinement is primarily attributed to fast ion effects, which were evaluated with respect to dilution, alpha stabilization, and resonant interactions with turbulence using gyrokinetic analyses. Among these, the dilution effect was found to be the most dominant. The characteristics of FIRE mode were compared with those of other hot ion plasma scenarios, such as supershot and hot ion mode. While they share many similarities, FIRE mode is distinguished by the accessibility to conditions with T i ≈ T e , presence of I-mode edge features, and its long-duration sustainment. Predictive simulations of FIRE mode were performed using integrated transport modeling with TRIASSIC, employing the TGLF anomalous transport model. These simulations confirmed the critical role of fast ions in achieving this regime. The future prospect of FIRE mode for application in fusion reactors is discussed, with an emphasis on possibly extending the regime to higher density operation.
https://doi.org/10.1088/1741-4326/ae332f
KSTAR
Sawtooth wave
Plasma
Magnetohydrodynamics
Tokamak
Ion
Neutral beam injection
Power Balance
2
article
|
인용수 0
·
2025
Feasibility of main thermal ion heating by ICRF waves using a top launcher in a tokamak with deuterium–tritium plasmas
Jungpyo Lee, N. Bertelli, J. C. Wright, S. Shiraiwa, R. Bilato, P. T. Bonoli
Nuclear Fusion
Abstract A scenario of ion cyclotron range of frequency (ICRF) wave injection from a top launcher is proposed as an efficient and direct heating method for thermal deuterium ions in deuterium–tritium tokamak plasmas. Positioned between the tritium cyclotron layer and ion–ion hybrid layer, the top launcher allows effective wave penetration to the ion–ion hybrid layer and enables significant power transfer to thermal deuterium. This is achieved through favorable wave polarization for fundamental cyclotron damping. There is a Doppler broadening around the cyclotron resonance and this overlaps with the ion–ion hybrid layer. Low toroidal mode numbers and ion temperature in the range of 5–20 keV are favorable for enhancing the main ion damping relative to electron damping. In contrast to the neutral beam injection, which penetration strongly depends on machine size and plasma density, the proposed ICRF-based direct ion heating scenario is shown to be scalable and applicable to both larger and smaller tokamak devices within practical constraints.
https://doi.org/10.1088/1741-4326/adf569
Cyclotron
Tokamak
Ion
Neutral beam injection
Atomic physics
Plasma
Deuterium
Materials science
Electron cyclotron resonance
Lower hybrid oscillation
3
article
|
green
·
인용수 113
·
2022
A sustained high-temperature fusion plasma regime facilitated by fast ions
Hyunsun Han, Sangjin Park, C. Sung, Jisung Kang, Y. H. Lee, Jae Hoon Chung, T.S. Hahm, B. Kim, Jong-Kyu Park, J.G. Bak, M. S. Cha, G. J. Choi, M. Choi, J. Gwak, S.H. Hahn, Juhyeok Jang, K. C. Lee, Junghee Kim, S.K. Kim, W. C. Kim, J. Ko, W.H. Ko, Chanyoung Lee, Jongha Lee, Jongha Lee, J. K. Lee, Jungpyo Lee, K. D. Lee, Y.S. Park, Jaemin Seo, S.M. Yang, S.W. Yoon, Yong-Su Na
IF 64.8 (2022)
Nature
https://doi.org/10.1038/s41586-022-05008-1
Plasma
Tokamak
Fusion power
Nuclear fusion
Fusion
Nuclear engineering
Ion
Magnetic confinement fusion
Atomic physics
Physics
최신 정부 과제
16
과제 전체보기
1
2024년 3월-2026년 12월
|500,000,000
VEST 공동 첨단 연구 체계 구축
본 연구과제의 최종 목표는 서울대학교에 위치한 VEST 핵융합 실험 장치의 첨단화와 공동 활용 체계 구축을 통해 핵융합 분야 교육 및 연구의 발전을 도모하는 것이다. 이를 실현하기 위한 세부 목표로 4가지 항목을 둔다. 첫번째, 공동 활용 체계 및 인프라를 구축하고, 이를 기반으로한 연합 교육 프로그램을 개발한다. 두번째, 공동 활용을 위해 VEST 장치를...
핵융합
구형토러스실험장치
공동활용체계
연합교육
인공지능
2
2024년 3월-2026년 12월
|450,000,000
VEST 공동 첨단 연구 체계 구축
본 연구과제의 최종 목표는 서울대학교에 위치한 VEST 핵융합 실험 장치의 첨단화와 공동 활용 체계 구축을 통해 핵융합 분야 교육 및 연구의 발전을 도모하는 것이다. 이를 실현하기 위한 세부 목표로 4가지 항목을 둔다. 첫번째, 공동 활용 체계 및 인프라를 구축하고, 이를 기반으로한 연합 교육 프로그램을 개발한다. 두번째, 공동 활용을 위해 VEST 장치를...
핵융합
구형토러스실험장치
공동활용체계
연합교육
인공지능
3
2024년 3월-2026년 12월
|300,000,000
VEST 공동 첨단 연구 체계 구축
본 연구과제의 최종 목표는 서울대학교에 위치한 VEST 핵융합 실험 장치의 첨단화와 공동 활용 체계 구축을 통해 핵융합 분야 교육 및 연구의 발전을 도모하는 것이다. 이를 실현하기 위한 세부 목표로 4가지 항목을 둔다. 첫번째, 공동 활용 체계 및 인프라를 구축하고, 이를 기반으로한 연합 교육 프로그램을 개발한다. 두번째, 공동 활용을 위해 VEST 장치를...
핵융합
구형토러스실험장치
공동활용체계
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