博碩士論文 92322016 詳細資訊




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姓名 林志信(CHIH-HSIN LIN)  查詢紙本館藏   畢業系所 土木工程學系
論文名稱 台灣地下處置場之熱傳導及熱應變之影響參數分析
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摘要(中) 摘要
核廢料的處理,一直是各核能國家關切的問題。各國核廢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。
研究中採用台灣核能研究所,所規範的台灣核廢料地下掩埋處置場模型,以有限元素分析法,並配合對稱、體積單元等概念化簡模型。本研究主要針對處置場的兩個參數進行比較,一種是改變初始溫度之地溫梯度,研究不同地溫梯度下處置場的最高溫度情形。另一種研究則是岩石之熱傳導係數,以改變熱傳導係觀察不同位置上之溫度。使用二維模型模擬處置孔進行分析,並與三維模型比較。
熱應力分析方面採用依序耦合熱應力分析(Sequentially coupled thermal-stress analysis),模擬台灣處置場完全封閉後,以緩衝材及回填材填滿,研究應力、位移及塑性區並進行討論。
摘要(英) ABSTRACT
Decay heat of the nuclear waste material will cause influence on our environment. Most of the countries tend to handle the nuclear waste material by the way of the deep geological disposal, which is the final treatment facilities with deep geology. This investigate is analyzed under this concept.
In this thesis, the concept from the Nuclear Energy Research Institute of Taiwan is adopted. Meanwhile, by using the finite element method and the concept of symmetry, and the represent volume unit is proposed to simplify the complicated structure. The change of initial temperature of geothermic gradient is in order to investigate the maximum temperature in the module. The thermal conductivity of the rock has been varied in order to investigate the influence of the temperature on different positions. It was analyzed by deposition hole of two-dimensional model and compared with three-dimensional model.
The coupled thermo-mechanical effect of the Taiwan disposal field was calculated. The stress, displacement fields and plastic zone, including presence of buffer material and backfill material, were investigated.
關鍵字(中) ★ 緩衝材料
★ 深層地質處置
★ 衰變熱
★ 處置孔
關鍵字(英) ★ deep geological disposal
★ deposition hole
★ buffer material
★ decay heat
論文目次 目錄
中 文 摘 要 I
英 文 摘 要 ….. Ⅱ
誌謝 ….. Ⅲ
目 錄 Ⅳ
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 3
1.3研究主題與方法 4
1.4論文內容 5
第二章文獻回顧 9
2.1高放射性廢棄物的處理方式 9
2.2放射性廢棄物處置安全性之相關研究 10
2.3近場內之工程障壁之相關研究及其功用 12
2.4現階段我國處置場設施配置概念 15
2.5處置場的熱傳分析 16
2.6核廢料處置場熱傳導相關參數 17
2.7處置場分析相關文獻 18
第三章 熱傳分析理論與數值模擬方法及驗證 23
3.1前言 23
3.2熱力學分析理論 23
3.2.1熱傳導 23
3.2.2熱對流 26
3.3數值分析理論 27
3.3.1有限元素法 27
3.3.2代表體積單元 30
3.4 分析工具 31
第四章 熱傳分析結果與討論 39
4.1前言 39
4.2模型幾合及材料性質 41
4.3初始溫度之地溫梯度變更 41
4.4 改變原型之母岩熱傳導係數 42
第五章 二維模型分析之研究及結果討論 53
5.1前言 53
5.2二維模型幾合及材料性質 53
5.3無限域之邊界模擬 53
5.4單處置孔分析 54
5.5多處置孔分析 55
第六章 熱應力分析模式介紹及結果討論 62
6.1前言 62
6.2 熱應力分析模式 62
6.2.1分析方法 62
6.2.2 材料組成模式 63
6.2.3 模型邊界束制 66
6.3 熱應力分析結果討論 67
6.3.1應力分析 67
6.3.1.1 主水平應力討論 67
6.3.1.2 副水平應力討論 68
6.3.1.3 垂直應力討論 69
6.3.1.4 最大主應力討論 69
6.3.1.5剪應力討論 69
6.3.2位移分析 70
6.3.3塑性區分佈 70
6.4長期分析 71
第七章 結論與建議 82
7.1結論 82
7.2建議 83
參考文獻 85
參考文獻 參考文獻
【1】ABAQUS User’s Manual Vol. I, Version 6.4.1
【2】Beziat, A., Dardaine, M. and Gabis, V.,“Effect of compaction pressure and water content on the thermal conductivity of some natural clays”Clays & Clays Minerals 36 (5), 1988.
【3】Borgesson L., Fredrikson A., and Johannesson L.E., “Heat conductivity of buffer materials ” Clay Technology AB, Lund, Sweden, 1994.
【4】Cameron D. J., “Fuel isolation research for the Canadian nuclear fuel waste management program,” Atomic energy of Canada limited report AECL, 1982.
【5】Elsevier Science“Thermal-mechanical FE-analysis of residual stresses and stress redistribution in butt welding of a copper canister for spent nuclear fuel”,ISSN:0029-5493.
【6】Hakami, E. and Olofsson, S., “Thermo–mechanical effects from a KBS-3 type repository performance of pillars between repository tunnels”, SKB Report, Itasca geomekanik AB, 2000.
【7】JNC,H12-Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Japan Nuclear Cycle Development Institute, April 2000.
【8】Kahr, G., and Muller-von Moos, m., "Warmeleitfahigkeit von Bentonit Mx80 und von Montigel nach der Heizdrahtmethode,” NAGRA Technischer Bericht 82-06, 1982.
【9】KBS, “Final Storage of Spent Nuclear Fuel – KBS-3, vol.Ⅰ: GENERAL ; VOL.Ⅱ: GEOGLOGY ; vol.Ⅲ: BARRIERS; vol.Ⅳ: Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS, Stockholm , Sweden, May 1983.
【10】KBS, “Deep Repository for Spent Nuclear Fuel: SR 97- Post-Closure Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS , Stockholm , Sweden , November 1999.
【11】Knutsson, S., “On the thermal conductivity and thermal diffusivity of highly compacted bentonite ” SKB Technical Report 83-72, 1983.
【12】Lopez, R. S., Cheung, S. C. H, and Dixon, D. A., “The Canadian program for sealing underground nuclear fuel waste vaults,” Canadian Geotechnical Journal, Vol.21, pp.593-596, 1984.
【13】Nguyen, T.,S. ,“Coupled thermal-mechanical behaviour of sparsely fractured rock:implication for nuclear fuel waste disposal”,ISSN:0148-9062.
【14】Physique, C.,R.,“Swedish containers for disaposal of spent nuclear
radioactive waste”,SKB,PO , Box5864,Stockholm,Sweden,2002.
【15】Radhakrishna, H. S., Chan, H. T., Crawford, A. M., and Lau, K. C., “Thermal and Physical Properties of Candidate Buffer-Backfill Material for a Nuclear Fuel Waste Disposal Vault ” Canadian Geotechnical Journal, Vol.26, pp.629-639, 1989.
【16】Rutqvist, J.,“A modeling approach for analysis of coupled multiphase heat transfer,and deformation in fracturedporous rock.”Earth Sciences Division,Lawrence Berkely Nation Laboratory,MS 90-1116,Berkely,CA947 20,USA,2002 .
【17】Selvadurai, A.P.S., and Nguyen, T.S., “Scoping analyses of the coupled thermal-hydrological-mechanical behavior of the rock mass around a nuclear fuel waste repository,” Engineering Geology, Vol.47, pp.379-400, 1996.
【18】SKB,“ Final Disposal of spent Nuclear Fuel ,Important of the Bedrock for Safety”, SKB Technical Report 92-20 , Sweden, 1991.
【19】Thunvik , R. and Braester , C. ,“ Heat propagation from a radioactive waste repository – Complementary calculations for the SKB 91 reference canister”, SKB Working Report TR 91-17, Sweden , 1991.
【20】蔡世欽,「深層地質處置概念熱效應與處置坑到配置之分析(期中報告初稿)」,我國用過核燃料長程處置潛在母岩特性調查於評估階段發展初步功能/安全評估模式(第一年計畫),2001。
【21】紀立民等,「工業污染防治-土壤及地下水污染整治-用過河燃料深層地質處置概念之研究與發展」,經濟部工業局,VOL.21 NO.4,2002。
【22】物管局,放射性廢料辭彙,物管局,1996。
【23】台電公司,全程工作規劃書(2000年版),台電公司,2000。
【24】邱太銘,「國外用過核燃料/高放射性廢料最終處置現況」,行
政院原子能委員會核能研究所化工組,1999。
【25】清蔚園,「放射性核廢料」。http://vm.nthu.edu.tw/np
【26】陳文泉、黃偉慶,「深地層處置緩衝材料熱-水力機械-化學耦合作用探討」,核研季刊第42期,第38-48頁,2002。
【27】賴成銑,「熱傳校應對用過核燃料處置之影響」,INER-T2675,原子能委員會核能研究所,2000。
【28】劉尚志、張璞、焦自強,「高放射性廢料深層地質處置」,原子
能委員會核能彙刊,第二十四卷,第五期,第2-33頁,1988。
【29】劉尚志、林鴻旭、焦自強、張璞,「高放射性廢料終極處置- 工程障壁之探討」,原子能委員會核能彙刊,第二十五卷,第四期,第42-51頁,1988。
【30】鄔德傳,「緩衝材料熱傳導性質與放射性廢料處置場效應」,國
立中央大學土木工程研究所碩士論文,中壢,2001。
【31】陳朝旭,「用過核廢料地下處置設計之研究」,國立中央大學土木工程研究所碩士論文,中壢,2002。
【32】工研院能資所,「我國用過核燃料長程處置計畫潛在母岩特性
調查與評估階段前二年計畫『期末報告』」SNFD-ERL-90-122,
1999。
【33】陳文泉,參加專題報告「高放射性廢料最終處置緩衝材料之介
紹」,中央大學土木所材料組,2001。
【34】核能研究所,參加討論會「我國用過核燃料深層地質處置概念
討論會」,行政院員子能委員會核能研究所,2002。
【35】周齊生,「我國用過核燃料長程處置計畫第一階段工作 – 處
置場設計概念研究子項報告 – 熱分析及臨界分析」,原子能
委員會核能研究所,1988。
【36】潘以文等,「極深覆岩隧道周圍嚴盤之溫度與熱應力場」,2000岩盤工程研討會,pp.233-242,Nov.16-17,2000。
【37】謝馨輝,「核廢料地下處置之熱傳導及初步熱應變分析」,國立中央大學土木工程研究所碩士論文,中壢,2003。
【38】吳育弘,「台灣核廢料地下處置場之熱傳導及熱應變分析」,國立中央大學土木工程研究所碩士論文,中壢,2004。
【39】陳文泉,「高放射性廢棄物深層地質處置緩衝材料之回脹行為研究」,國立中央大學土木工程研究所博士論文,中壢,2004。
指導教授 張瑞宏(Chang, J.H.) 審核日期 2005-7-16
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