用過核廢料深層地下處置設計之研究

以作者查詢圖書館館藏

、以作者查詢臺灣博碩士

、以作者查詢全國書目

、勘誤回報

、線上人數：228

、訪客IP：18.220.116.34

姓名

陳朝旭(Chao-Hsu Chen) 查詢紙本館藏

畢業系所

土木工程學系

論文名稱

用過核廢料深層地下處置設計之研究
(Design Study on the Deep Underground Disposal of Nuclear Waste)

相關論文

★ 高強度鋼筋加勁之超高性能纖維混凝土懸臂梁於反覆載重作用下之撓曲行為	★ 耦合結構牆受近斷層地震作用之行為
★ 高爐石高韌性纖維混凝土（ECC）之開發與自癒合研究	★ 混凝土修補試體之有限元素分析
★ 黏土層中併行潛盾隧道互制現象之有限元素分析	★ 降水引致單樁基礎行為之有限元素分析
★ 斷裂式有限元素法之網格策略與向量化/平行化加速運算	★ 潛盾隧道開挖沉陷之有限元素分析
★ 降水引致單椿基礎負摩擦力行為之有限元素分析	★ 緩衝材料熱傳導性質與放射性廢料處置場溫度效應
★ 黏土層中潛盾隧道開挖沉陷之有限元素分析	★ 柔性鋪面之績效評估與非均佈荷重效應
★ 潛盾隧道開挖沉陷與襯砌行為之有限元素分析	★ 核廢料地下處置之熱傳導及初步熱應變分析
★ 柔性鋪面承載之非線性分析	★ 鋪面材料回彈行為於車轍與疲勞破壞之影響評估

檔案

[Endnote RIS 格式]

[Bibtex 格式]

[相關文章]

[文章引用]

[完整記錄]

[館藏目錄]

[檢視]

[下載]

本電子論文使用權限為同意立即開放。
已達開放權限電子全文僅授權使用者為學術研究之目的，進行個人非營利性質之檢索、閱讀、列印。
請遵守中華民國著作權法之相關規定，切勿任意重製、散佈、改作、轉貼、播送，以免觸法。

摘要(中)

用過核燃料中因放射性核種衰變產生的衰變熱，是影響處置設施安全的一項重要因素。深層地下處置法利用廢料包件、緩衝材料、回填材料、以及處置母岩所形成的多重障壁來達到阻隔及延緩核種向外遷移之目的，使得核種到達地面時，其放射性已衰變至對人體無害的程度。
研究內容針對核研所（2002）深層地質處置概念的初步設計尺寸進行模擬。利用ABAQUS分析在多孔處置場的空間配置之下，預期可獲得處置概念設計下溫度場隨時間及空間的變化情形，並且預估處置設施之最高溫及其發生時間。此模擬結果可確保處置設計概念之穩定性及安全性。
分析中針對原本設計間距尺寸面積6*40（短向*長向）M ，進行變動長向、短向間距尺寸，並與SKB溫度設計基準比較，藉以觀察多孔處置場中的內部處置孔間距的影響。結果顯示：以長向間距比較而言，6*60M 約略可符合要求；而以短向間距比較而言，8*40M 可以符合要求；若限定膨潤土內側低於水沸點100 C，則6*40M 即可符合要求。

摘要(英)

Decay heat generated by the decay of radionuclides in spent nuclear fuels is one of the major consideration influencing the design and safety of a potential disposal facility. Deep geologic disposal achieves the isolation and retardation of nuclide migrating by multiple barrier (made up of waste package, buffer material, backfill material and host rock). In this way, before nuclide reaches ground, the decayed radioactivity will have no harm to human body.
This study is performed according to the preliminary size design of INER (Institute of Nuclear Energy Research), 2002. It is aimed to obtain the distribution of temperature field with respect to space and time in a repository space environment by using the code ABAQUS. Also estimated is the highest temperature and its timing in the disposal environment. The result can be used to assess the stability and safety of facility design based on the disposal concept.
The analytical results show the space influence of deposition hole inside the multiple deposition holes environment. By considering the original space design area 6*40(short direction* long direction)M² as a standard , we change long direction’s space and short direction’s space and compare their differences with SKB design criteria. For long direction’s space comparison, the area 6*60M² approximately can confirm the criteria. For short direction’s space comparison, the area 8*40M² can confirm the criteria. If we adopt the criteria of canister’s surface temperature lower than 100°C, then the area 6*40 M² can confirm the criteria.

關鍵字(中)

★ 用過核燃料
★ 衰變熱
★ 緩衝材料
★ 處置場設計

關鍵字(英)

★ spent fuel
★ decay heat
★ buffer material
★ deposition design

論文目次

中文摘要 I
英文摘要 Ⅱ
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 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 10
2.1放射性廢料處置安全性之相關研究 10
2.2工程障壁之相關研究 11
2.3現階段我國處置場設施配置概念 15
2.4處置場的熱傳分析研究 16
第三章熱傳分析理論與數值模擬方法及驗證 22
3.1前言 22
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利用軸對稱方法進行數值模擬 30
3.4 MSC/Patran之簡介 31
3.5 BMT元素網格的建立以及驗證 32
3.5.1 BMT的幾何與材料特性組成 32
3.5.2 BMT的數值驗證 32
第四章熱傳分析結果與討論 46
4.1前言 46
4.2 網格及時間間隔之驗證 47
4.2.1網格收斂之確認 47
4.2.2時間間隔之確認 48
4.3三維多孔處置場分析 49
4.3.1模擬無限域網格 49
4.3.2單孔處置場分析 51
4.3.3 多孔處置場的模擬方法與分析 51
4.4 多處置孔間距尺寸的影響 53
4.4.1 衰變熱的分析方法 54
4.4.2網格與初始溫的度變更 54
4.4.3長期分析的時間間隔討論 56
4.4.4 間距尺寸效應分析 56
4.5 邊界處置孔分析 57
第五章結論與建議 77
5.1結論 77
5.2建議 78
參考文獻 80

參考文獻

【1】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.
【2】Borgesson L., Fredrikson A., and Johannesson L.E., “Heat conductivity of buffer materials ” Clay Technology AB, Lund, Sweden, 1994.
【3】Cameron D. J., “Fuel isolation research for the Canadian nuclear fuel waste management program,” Atomic energy of Canada limited report AECL, 1982.
【4】Farouki, O.T., “Thermal Properties of Soils,” Trans Tech Publications, 1986.
【5】JNC,H12-Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Japan Nuclear Cycle Development Institute, April 2000.
【6】Kahr, G., and Muller-von Moos, m., "Warmeleitfahigkeit von Bentonit Mx80 und von Montigel nach der Heizdrahtmethode,” NAGRA Technischer Bericht 82-06, 1982.
【7】KBS, “Final Storage of Spent Nuclear Fuel – KBS-3, vol.Ⅰ: General ; vol.Ⅱ: Geology ; vol.Ⅲ: Barriers; vol.Ⅳ: Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS, Stockholm , Sweden, May 1983.
【8】KBS, “Deep Repository for Spent Nuclear Fuel: SR 97- Post-Closure Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS , Stockholm , Sweden , November 1999.
【9】Knutsson, S., “On the thermal conductivity and thermal diffusivity of highly compacted bentonite ” SKB Technical Report 83-72, 1983.
【10】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.
【11】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.
【12】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.
【13】SKB,“ Final Disposal of spent Nuclear Fuel ,Important of the Bedrock for Safety”, SKB Technical Report 92-20 , Sweden, 1991.
【14】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.
【15】物管局，放射性廢料辭彙，物管局，1996。
【16】台電公司，全程工作規劃書（2000年版），台電公司，2000。
【17】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。
【18】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。
【19】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。
【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】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。
【22】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。
【23】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。
【24】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。
【25】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。
【26】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。
【27】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。

指導教授

張瑞宏(Jui-Hung Chang)

審核日期

2002-7-5

推文