用過核子燃料最終處置場之間隙熱效應、KBS-3H熱傳導參數影響分析及處置罐焊接熱致應力參數影響分析

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陳丁豪(Ting-Hao Chen) 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間隙熱效應、KBS-3H熱傳導參數影響分析及處置罐焊接熱致應力參數影響分析

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摘要(中)

核能發電後所產生的用過核子燃料具有長半衰期、高放射性及高衰變熱等特性，國際間經過多年研究後認為，最有效的最終處置方案為深層地質處置法。
在建造深層地質處置場之前，為了確保其安全性，事前評估工作就顯得非常重要，必須進行一系列相關之數值模擬分析。本研究使用有限元素軟體ABAQUS進行相關之數值模擬分析，探討溫度場、飽和度場、應力場之物理場效應。
本研究之主題一參考文獻，了解空氣與含雜質間隙的產生是否會對處置部件產生熱行為之交互影響，並進一步模擬不同材料之間隙對於整個處置場域之溫度場影響分析。
主題二則是參考芬蘭POSIVA文獻，針對SKB和Posiva於2002年聯合探究之水平處置法KBS-3H進行相關之現地化之溫度場及飽和度場數值模擬，並針對緩衝材料之熱傳導係數進行參數影響分析。
最後，主題三研究最終處置法中的處置罐，在尚未放入用過核子燃料前執行環向焊接工序之相關數值平行驗證工作，並進行軸向焊接之溫度場以及應力場的相關參數分析。

摘要(英)

After many years of international research, it is widely recognized that the most effective final disposal method for spent nuclear fuel, which possesses long half-life, high radioactivity, and high decay heat, is deep geological disposal.
Before constructing a deep geological repository, it is crucial to conduct pre-assessment work to ensure its safety. This involves a series of numerical simulation analyses. In this study, the finite element software ABAQUS is used for relevant numerical simulations to investigate the thermal field, saturation field, and stress field.
The first theme of this study refers to the relevant research. It establishes the concept of air or impurity-filled gaps to understand whether the generation of gaps would have interactive effects on the thermal behavior of disposal components. Furthermore, it simulates the influence analysis of different material gaps on the temperature field in the entire disposal site.
The second theme refers to the Finnish literature on the KBS-3H horizontal disposal method, which was jointly explored by SKB and Posiva in 2002. It conducts numerical simulations of the temperature field and saturation field for on-site model and performs a parameter analysis on the thermal conductivity of the buffer material.

Lastly, the third theme focuses on the disposal canisters in the final disposal method. It carries out parallel verification work for the circumferential welding process before loading the spent nuclear fuel, and conducts parameter analysis of the temperature field and stress field for the axial welding.

關鍵字(中)

★ 用過核子燃料
★ 深層地質處置場
★ KBS-3H
★ 現地化模型
★ 處置罐焊接
★ 熱-水力耦合
★ 熱-力耦合

關鍵字(英)

★ spent nuclear fuel
★ deep geological repository
★ KBS-3H
★ on-site localization model
★ disposal canister welding
★ thermal-hydraulic coupled
★ thermal-stress coupled

論文目次

摘要 I
ABSTRACT II
致謝 IV
目錄 V
圖目錄 VIII
表目錄 XII
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 5
2.3 國際間最終處置之相關研究 7
2.3.1 瑞典 7
2.3.2芬蘭 9
2.3.3日本 12
2.4深層地質處置場THM相關研究 14
2.4.1熱傳導分析 14
2.4.2水-力學分析 16
2.5處置罐焊接殘餘應力分析之國際資訊 17
第三章、理論與數值分析方法 20
3.1 前言 20
3.2 熱傳分析理論 20
3.2.1 熱傳導 20
3.2.2 熱對流 24
3.3 力學分析理論 25
3.3.1 有效應力理論 25
3.3.2 廣義虎克定律 27
3.3.3 孔隙水流理論 28
3.4 代表體積單元 29
3.5 完全耦合熱-水-力學分析流程 32
3.6有限元素法 35
第四章、處置場之間隙效應熱傳導影響分析 39
4.1 前言 39
4.2 模型配置介紹 40
4.2.1 幾何參數設置 40
4.2.2 材料參數設置 42
4.2.3 網格模型 42
4.2.4 初始條件及邊界條件 43
4.2.5 觀察點位 44
4.3 各部件間隙效應之熱傳導結果 45
4.3.1 內部部件之間隙效應結果分析 45
4.3.2 外部部件之間隙效應結果分析 47
4.3.3 內、外部部件之間隙效應結果分析 49
第五章、KBS-3H之近場熱水力耦合數值模擬分析 53
5.1 前言 53
5.2 Super Container(SC)系統介紹及其幾何配置 54
5.3 模型幾何設置介紹 55
5.3.1 軸對稱模型 55
5.3.2 現地化模型 58
5.4 模型參數設置介紹 60
5.4.3 網格模型 64
5.4.4 初始條件及邊界條件 65
5.5 熱水力結果分析 72
5.5.1 觀察點位 72
5.5.2 軸對稱模型之熱-水力結果分析 74
5.5.3現地化模型之熱-水力結果分析 75
5.6現地化模型更改緩衝材料熱傳導係數之熱-水力結果分析 77
第六章、環向與徑向焊接鋼管之溫度與應力場參數分析 82
6.1 前言 82
6.2 熱應力分析模式 82
6.3 模型幾何與材料配置 83
6.4 網格模型 84
6.5 初始條件及邊界條件 85
6.6 熱傳分析之平行驗證 89
6.7 應力分析之平行驗證 93
6.8 軸向焊接參數分析 95
第七章、結論與建議 105
7.1 結論 105
7.2 建議 107
參考文獻 109
附錄1 完全熱-水-力耦合分析流程批次檔 113
附錄2 完全耦合之副程式 116
附錄3 完全耦合之飽和度副程式之樣板 119
附錄4 提取溫度分析結果之溫度值 120
附錄5 提取水力分析結果之飽和度值 122
附錄6 讀取初始熱傳分析結果之程式碼 125
附錄7 溫度收斂性判斷程式 127
附錄8 模擬環向焊接程式碼 129
附錄9 模擬軸向焊接程式碼 131

參考文獻

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指導教授

張瑞宏

審核日期

2023-7-12

推文