用過核子燃料最終處置場之母岩破裂帶影響效應分析及現地實驗數值模擬

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姓名

張道盛(Tao-Sheng Chang) 查詢紙本館藏

畢業系所

土木工程學系

論文名稱

用過核子燃料最終處置場之母岩破裂帶影響效應分析及現地實驗數值模擬

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摘要(中)

用過核子燃料具有高衰變熱以及高放射性的特性，對於其之有效安全處理方法，國際間經多年的研究認為，深層地質處置是較為恰當的最終處置方法。
為了確保處置場的安全性，事前的分析極為關鍵。衰變熱產生的高溫可能使處置孔內部材料產生質變，致使材料無法發揮隔離功效，此外，當緩衝材料達到完全飽和後，用過核子燃料與地下水接觸時，導致放射性核種從處置罐中釋出。本研究主要圍繞在處置場的溫度及再飽和時間等問題進行深入探討，全文使用有限元素軟體ABAQUS分析模擬。
首先，處置場中破裂帶的存在，致使地下水可藉由破裂帶於處置場中快速流動，而加速緩衝材料再飽和的時間，本研究參考瑞典核子燃料與廢棄物管理公司(SKB)分析多組案例，且與SKB進行溫度及再飽和時間平行驗證，確認本研究之可靠度，進一步針對熱對流邊界及近場母岩排水進行分析。其次，SKB模擬現地實驗之相關參數，對其數值分析結果進行溫度及再飽和過程平行驗證。在SKB的現地實驗中，使用自由控制的人工加熱器與濾水器來模擬用過核子燃料及周邊地下水的影響，故可藉由其來考驗數值模擬的驗證技術。最後，參考國際合作計畫DECOVALEX文獻的BMT1B工作任務，模擬處置場近場的性能，且與各國團隊的溫度及再飽和時間進行平行驗證，同時，對處置隧道靜置通風冷卻效應進一步的探討。

摘要(英)

Spent nuclear fuel is high temperature as well as highly radioactive and requires remote handling and shielding. The international consensus is that deep geological repository in a stable host rock deep underground is the most reliable method.
In order to ensure the safety of repository, prior analysis is extremely critical. The high temperature generated by the decay heat may deteriorate the material inside the disposal hole, resulting in the material not being able to isolate radionuclides. In addition, when the buffer is fully saturated, Spent Nuclear Fuel in contact with the groundwater causes radionuclides to be released from the canister. This study mainly discusses the time of resaturation and peak temperature of the repository. Each analysis is modelled by the finite element software ABAQUS.
First, the existence of fractures in the repository, causing groundwater to flow rapidly through the cracks, accelerating the time of resaturation. In this study, rock fracture has been modelled with different cases. All cases refer to Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company (SKB). Results of temperature and resaturation time have been compared with SKB.
Secondly, in the in-situ experiment, artificial heater and filters were used to simulate the effects of spent nuclear fuel and groundwater. The experiment has been modelled temperature and saturation history by SKB. In this study, the model has established the same conditions as SKB for parallel verification.
Finally, near field of the repository has been modelled by different research teams in the BMT1B of DECOVALEX III project. In this study, results of this study will be compared with the temperature and the time of resaturation of each team.

關鍵字(中)

★ 用過核子燃料
★ 深層地質處置場
★ 膨潤土
★ 破裂帶

關鍵字(英)

★ Spent Nuclear Fuel
★ Deep Geological Repository
★ bentonite
★ fracture

論文目次

摘要.............................i
ABSTRACT........................ii
致謝.............................iv
目錄.............................v
圖目錄...........................x
表目錄...........................xiv
第一章緒論.......................1
1.1 前言.........................1
1.2 研究動機與目的................1
1.3 研究主題與方法................2
1.4 論文內容......................3
第二章文獻回顧...................4
2.1 用過核子燃料最終處置概念.......4
2.2 我國最終處置計畫之現況.........7
2.3 國際間最終處置之相關研究.......9
2.3.1 瑞典.......................9
2.3.2 日本.......................11
2.4 深層地質處置場THM相關研究......13
2.4.1 熱傳導分析..................14
2.4.2 水-力學分析.................16
2.5 國外文獻研析..................17
2.5.1 破裂帶之相關文獻.............17
2.5.2 現地實驗之相關文獻研析........19
2.5.3 深層地質處置場安全評估........22
第三章理論與數值分析方法...........27
3.1 前言..........................27
3.2 熱傳導........................27
3.3 熱對流........................30
3.4 力學理論......................31
3.4.1 有效應力理論.................31
3.4.2 廣義虎克定律.................33
3.4.3 孔隙水流理論.................33
3.5 代表體積單元...................35
3.6 完全耦合熱-水-力學分析流程......38
第四章岩石破裂帶分布影響之驗證技術發展..41
4.1 前言..............................41
4.2 模型幾何設置.......................41
4.3 材料參數介紹.......................44
4.3.1 熱傳分析之材料參數................44
4.3.2 水-力分析之材料參數...............45
4.4 初始條件及邊界條件..................48
4.4.1 熱傳導分析之初始條件及邊界條件.....48
4.4.2 水-力分析之初始條件及邊界條件......50
4.5 案例介紹...........................52
4.6 熱傳導分析之平行驗證................52
4.6.1 小結............................58
4.7 水-力分析之平行驗證................59
4.7.1 小結...........................61
4.8 熱對流邊界之影響效應...............62
4.8.1 案例介紹........................62
4.8.2 結果分析........................63
4.9 近場母岩排水影響分析...............66
4.9.1 案例介紹........................66
4.9.2 結果分析........................66
第五章 SKB現地實驗結果之數值模擬平行驗證.69
5.1 前言..............................69
5.1.1 現地實驗介紹.....................69
5.2 溫度場之平行驗證...................72
5.2.1 模型幾何設置.....................72
5.2.2 熱傳之材料參數介紹................74
5.2.3 初始條件與邊界條件................75
5.2.4 溫度場分析結果驗證................77
5.3 飽和度之平行驗證....................83
5.3.1 材料參數介紹......................83
5.3.2 初始條件與邊界條件................86
5.3.3 飽和度分析結果驗證................88
5.3.4 飽和度之完全耦合與依序耦合比較.....93
5.3.4.1 結果分析.......................93
5.4 邊界溫度之影響分析..................95
5.4.1 案例介紹.........................95
5.4.2 結果分析.........................95
5.5 水力傳導係數之參數分析..............98
5.5.1 案例介紹.........................98
5.5.2 結果分析.........................99
第六章 BMT1B之近場數值模擬分析..........102
6.1 前言..............................102
6.2 模型幾何配置.......................102
6.3 材料參數介紹.......................104
6.3.1 熱傳分析之材料參數...............104
6.3.2 水-力分析之材料參數..............105
6.4 初始條件及邊界條件.................107
6.4.1 熱傳導分析之初始條件及邊界條件....107
6.4.2 水-力分析之初始條件及邊界條件.....110
6.5 熱傳導分析之平行驗證...............111
6.6 水-力分析之平行驗證................113
6.7 隧道靜置通風冷卻效應...............114
6.7.1 案例介紹........................114
6.7.2 結果分析........................114
第七章結論與建議.....................118
7.1 結論.............................118
7.2 建議.............................121
參考文獻..............................122
附錄1 分析流程批次檔..................125
附錄2 完全耦合之副程式................128
附錄3 完全耦合之飽和度副程式之樣板.....131
附錄4 提取溫度分析之溫度值.............132
附錄5 提取水力分析之飽和度值...........134
附錄6 讀取初始熱傳分析結果之程式碼......137
附錄7 收斂性判斷程式...................139

參考文獻

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指導教授

張瑞宏

審核日期

2019-7-29

推文