| 姓名 |
江志善(Chih-Shan Chiang)
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畢業系所 |
土木工程學系 |
| 論文名稱 |
高階核廢料最終處置場之完全耦合熱-水-力學之等效模型分析
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| 摘要(中) |
高階核廢料其高放射線與殘存衰變熱等有害物質，必須對生物圈與環境是無害的，國際間均認為最安全可行的處理措施為深地層處置。
本研究以有限元素軟體ABAQUS進行完全耦合熱-水-力學之分析。處置場分析研究以深地層處置之概念為基礎，參考日本H12相關文獻，考慮熱源、緩衝材料、回填材料、母岩之熱與水力特性進行分析並對照文獻之結果。
多處置孔分析，以「代表體積單元」分析，其幾何配置與材料參數係參考核能研究所(2002)之概念設計。但真實的處置場幾何配置與材料性質並不會完全相同，在此情況下，「代表體積單元」則不適合作為分析使用，因此採用的模型概念為「處置設施多孔幾何配置」，較能呈現出真實情況。 |
| 摘要(英) |
Spent nuclear fuel waste must be harmless to the environment and zbiological. After the international evaluation and research, deep geological disposal is considered the most safe and effective treatment measures.
In this study, based upon the concept of the deep disposal method, thinking about the thermal, hydrological and mechanical properties of the paper in Japan(JNC H12). Considering the spent nuclear fuel waste, buffer materials, backfill material and rock material thermal and hydraulic characteristics of for analysis and comparison of the results of the literature countries.
The distance of deposition holes and disposal field size analysis using the Taiwan Power Company′s exploration data, and considering domestic literature of the size of disposal site and material properties, In the disposal site, We use concept of “Representative volume element” to analysis, and If the shape or material properties is different ,we need use the Multi disposal hole analysis, to Presented the real situation. |
| 關鍵字(中) |
★ 完全耦合熱-水-力學分析
★ 深層地層處置
★ 多處置孔分析 |
關鍵字(英) |
★ Full coupled thermos-hydro-mechanical
★ Deep geological disposal
★ Multi disposal hole analysis |
| 論文目次 |
目錄
摘要 i
ABSTRACT ii
誌謝 iii
第1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 2
1.4 論文內容 3
第2章 文獻回顧 4
2.1 高階核廢料處置過程 4
2.2 最終處置之相關研究 4
2.3 多重障壁組成項目及其功能 5
2.4 現階段我國處置場之設計方法及埋設形式 7
2.5 高階核廢料處置場熱-水-力學相關分析之參數 9
第3章 分析理論與數值模擬方法 13
3.1 前言 13
3.2 熱傳導 13
3.3 熱對流 16
3.4 力學理論 18
3.5 孔隙水流理論 19
3.6 代表體積單元 21
3.7 完全耦合熱-水-力學分析流程 24
第4章 完全耦合熱-水-力學分析流程 26
4.1 前言 26
4.2 熱傳分析 26
4.2.1 熱傳分析網格設置與建立幾何模型 27
4.2.2 熱傳分析材料參數之介紹 28
4.2.3 初始條件與邊界條件 29
4.2.4 熱傳分析結果驗證 30
4.3 熱-水-力學分析 32
4.3.1 水-力學網格設置與建立幾何模型 32
4.3.2 水-力學分析材料參數之介紹 33
4.3.3 熱-水-力學分析驗證結果 39
4.3.3.1 熱-水-力學水頭高之驗證 40
4.3.3.2 熱-水-力學含水量與時間之驗證 41
4.4 日本JNC與瑞典SKB的配置差異 44
第5章 完全耦合熱-水-力學之等效模型建立 45
5.1 前言 45
5.2 功能式等效模型之建立 45
5.3 模型尺寸與材料參數 46
5.4 初始條件與邊界條件 49
5.5 完全耦合熱-水-力學分析結果 52
5.6 等效模型尺寸與材料參數 54
5.7 等效模型完全耦合熱-水-力學分析結果比較 56
第6章 處置設施多孔幾何配置之完全耦合熱－水－力學分析 59
6.1 前言 59
6.2 等效模型尺寸與材料參數 59
6.3 完全耦合熱-水-力學分析結果 60
6.4 非均質隧道處置場 65
第7章 結論與建議 70
7.1 結論 70
7.2 建議 71
附錄 74
附錄1熱源上方中心與緩衝材料交界位置的Z方向位移 77
附錄2熱源上方中心點與緩衝材料交界位置的壓力 78
附錄3熱源上方中心點與緩衝材料交界位置的最大主應力 79
附錄4熱源上方中心點與緩衝材料交界位置的最小主應力 80
附錄5分析流程批次檔 81
附錄6執行迴圈程式碼 87
附錄7讀取初始熱傳分析結果之程式碼(MAX_T_FIRST.FOR) 88
附錄8溫度收斂性判斷之程式碼 (T_Comparison.for) 90
附錄9完全耦合飽和度副程式 93
附錄10讀取溫度值列表 95
附錄11讀取飽和度值列表 97 |
| 參考文獻 |
參考文獻
[1] JCN, “H12-Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan”, Japan Nuclear Cycle Development Institute, 2000.
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[12] JNC,Evaluation of Coupled Thermo-Hydro-Mechanical Phenomena in the Near Field for Geological Diaposal of High-Level Radioactive Waste
[13] 鄭博昇，「台灣用過核燃料最終處置之參數影響分析」，國立中央大學，所碩士論文，2014
[14] SKB, “Deep Repository for Spent Nuclear Fuel: SR 97 Post-Closure Safety”, SKB Technical Report 99-06, 1999. |
| 指導教授 |
張瑞宏(Jui-Hung Chang)
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審核日期 |
2016-7-28 |
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