用過核燃料地下處置場之熱應力與地下水影響分析

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范振峰(Zhen-Feng Fan) 查詢紙本館藏

畢業系所

土木工程學系

論文名稱

用過核燃料地下處置場之熱應力與地下水影響分析

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摘要(中)

由於用過核燃料所產生之長期衰變熱會對我們的環境造成影響，各國未來對於用過核燃料的處理方式傾向以深層地質處置(deep geological disposal)法作為最終處置設施，本研究即在此概念下進行分析。
本研究採用有限元素法，進行熱-水-力學之效應分析，首先針對用過核燃料產生之衰變熱進行處置場熱傳分析，觀察溫度場隨時間變化之情形。
熱應力分析方面採用依序耦合熱應力分析(Sequentially coupled thermal-stress analysis)，使用有效應力理論，以區分孔隙水與母岩實際受力狀態。根據分析結果得知，孔隙水壓主要受溫度、材料之熱膨脹係數與滲透係數等性質影響較大。在有效應力分析方面，結果顯示母岩之部份區域將承受張力作用，忽略母岩抗拉強度則表示此處產生破壞，易造成不良影響；處置場之位移主要為垂直位移，而垂直位移之方向與處置場深度平行。此外，若考慮母岩為彈塑性材料時，處置2000年後，處置區中心處將開始產生塑性區。

摘要(英)

The concept of the deep geological disposal for storage of nuclear high-level fuel waste, currently proposed by Atomic Energy of Canada Ltd. (AECL) involves the deep burial of the wastes at 1000m depth. Due to the longevity of the radioactivity, deep geological disposal system is required to provide protection to human health and environment from the hazards of contaminant release which could last for ten of thousands of years.
Based upon the concept of deep geological disposal, this research is performed to assess the influence of decay heat on the performance of the host rock around a nuclear fuel waste repository. The finite element code ABAQUS was used for the preliminary analysis of the coupling thermal and hydro-mechanical behavior. The calculations indicate that the decay heat generated by the wastes perturb the groundwater and stress in the host rock. As a result, the heat-induced pore pressure increases around the repository. This results in significant changes of effective stresses. The largest displacement of the rock is observed in the middle of the repository. At 5333 years after deposition, the most extensive volumes of yielded zones are produced around the repository.

關鍵字(中)

★ 孔隙水壓
★ 衰變熱
★ 有限元素法
★ 有效應力

關鍵字(英)

★ pore pressure
★ decay heat
★ finite element method
★ effective stress

論文目次

中文摘要 I
英文摘要 II
目錄 IVI
表目錄 VI
圖目錄 VII
第一章緒論 1
1.1 前言 1
1.2 研究動機與目的 2
1.3 研究主題與方法 4
1.4 論文內容 5
第二章文獻回顧 8
2.1 高放射性廢棄物處置方式 8
2.2 放射性廢棄物處置安全性之相關研究 9
2.3 工程障壁之相關研究及其功用 11
2.4 現階段我國處置場設施配置概念 15
2.5 用過核燃料處置場相關分析之參數 16
2.5.1 用過核燃料處置場熱傳導分析相關參數 16
2.5.2 用過核燃料處置場水力、力學分析相關參數 17
2.6 THMC相關之研究 18
2.6.1 熱傳分析 18
2.6.2 水力分析 19
2.6.3 力學分析 20
2.6.4 化學傳輸分析 20
第三章熱傳與水、力學分析理論與數值模擬方法 31
3.1 前言 31
3.2 熱力學分析理論 31
3.2.1 熱傳導 31
3.2.2 熱對流 34
3.3 水與力學分析理論 35
3.3.1 力學理論 35
3.3.2 孔隙水流理論 38
3.4 數值分析理論 39
3.4.1 有限元素法 39
3.4.2 對稱方法進行平面應變簡化模擬 42
3.5 分析工具 43
第四章熱傳分析結果與討論 49
4.1 前言 49
4.2 模型幾何及材料性質 49
4.3 熱傳分析結果與討論 50
第五章地下水與熱應力分析模式介紹與結果討論 56
5.1 前言 56
5.2 熱應力與水力分析模式 56
5.2.1 分析方法 56
5.2.2 材料組成模式 57
5.2.3 模型邊界束制條件 61
5.3 熱應力與孔隙水流分析結果討論 61
5.3.1 孔隙壓力討論 62
5.3.2 應力分析與討論 64
5.3.2.1 主水平應力討論 64
5.3.2.2 副水平應力討論 65
5.3.2.3 垂直應力討論 65
5.3.2.4 最大主應力討論 66
5.3.2.5 剪應力討論 67
5.3.3 位移分析 67
5.3.4 材料性質之修正分析 68
第六章結論與建議 84
6.1 結論 84
6.2 建議 85
參考文獻 87

參考文獻

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指導教授

張瑞宏(Jui-Hung Chang)

審核日期

2006-7-20

推文