低放射性最終處置場障壁混凝土以熱養護提升品質之研究

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陳雅文(Ya-Wen Chen) 查詢紙本館藏

畢業系所

土木工程學系

論文名稱

低放射性最終處置場障壁混凝土以熱養護提升品質之研究

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摘要(中)

延續先前研究團隊針對可能低放射性廢棄物盛裝容器混凝土配比HIC-C、HIC-M之氯離子長期浸泡試驗(改自AASHTO T259)及配比C、配比M之氯離子浸泡試驗(ASTM C1556)分別增加第七年及第三年之實驗數據，利用長時間之實驗結果探討擴散係數發展趨勢以及推估更準確之服務年限。以最保守估計盛裝容器於製作完成後立即受氯離子入侵，推估於容器厚度一半(35mm)深度於500年後之氯離子含量仍低於腐蝕門檻值0.05%，表示盛裝容器混凝土配比之服務年限超過500年。
低放射性最終處置工程障壁混凝土以安全性為首要要求，為了探討是否有其他方法能使其品質再提升，故本研究藉由熱養護方式分別採用80℃熱水養護三天及四天進行一系列試驗，與23℃常溫養護進行比較。結果顯示經80℃熱養護3天及4天後，能加速混凝土水化反應減少試體內部孔隙，相較於常溫養護試體其試體內部較為緻密，故在品質提昇方面有明顯的效果。
由表面電阻率與混凝土、水泥漿體孔隙率試驗結果發現，電阻率與兩個試驗之間有良好相關性，表示以表面電阻率評估本研究配比混凝土品質應為可行的，而與抗壓強度因試驗機理不同所產生之相關性較差，故不建議以電阻率評估混凝土之抗壓強度。

摘要(英)

Safety is the most important consideration in the development of concrete mix for containment of low-level radioactive wastes. So this study intends to find methods to improve the durability of the concrete mix by thermal curing in 80°C hot water for 3 or 4 days. To evaluate the effectiveness of the improvement by thermal curing of the concrete mixes, the chloride ion diffusion, mechanical, durability and non-destructive test results were compared with those cured at room temperature of 23°C. It was found that heat curing can speed up the pozzolanic reaction and accelerate cement hydration so as to fill the pores in the concrete and produce a denser structure. Compared with room temperature curing, heat curing can effectively improve the concrete quality.
Continuing the long-term study on chloride ion penetration measurements of the potential mixes (HIC-C, HIC-M) to be used for highly integrated containers (HIC), the seventh year’s profile was determined and the time factor for diffusion re-evaluated using updated data. And the instantaneous chloride diffusion coefficient of mix C and M was determined for 3-year’s specimens. Based on long-term measurements on the concrete mixes, a more reliable estimation on the service life of HIC was made possible.
Surface resistivity and porosity test results on concrete mixes C and M show that there is a good correlation between the two tests. Since the durability of concrete is known to be highly influenced by the porosity and pore size distribution. The surface resistivity measurement is found to be feasible method for estimating the durability of barrier concrete.

關鍵字(中)

★ 氯離子擴散
★ 服務年限
★ 熱養護
★ 表面電阻率

關鍵字(英)

論文目次

摘要 i
Abstract iii
致謝 v
目錄 vii
圖目錄 x
表目錄 xiv
第一章緒論 1
1.1研究背景 1
1.2研究目的 1
1.3研究內容 2
第二章文獻回顧 4
2.1低放射性廢棄物 4
2.1.1何謂放射性廢棄物 4
2.1.2低放射性廢棄物最終處置場案例 5
2.2氯離子入侵模式 12
2.2.1離子擴散機制 12
2.2.2添加卜作嵐材料對氯離子擴散影響 13
2.2.3氯離子擴散係數 13
2.2.4表面氯離子濃度 15
2.2.5時間因子m 16
2.2.6鋼筋混凝土保護層 16
2.3程式Life-365簡介 17
2.3.1發展背景 17
2.3.2參數設定 19
2.4服務年限推估模式 21
2.4.1去除第一層數據 21
2.4.2擴散係數推估方式 22
2.4.3時間因子推估方式 24
2.4.4表面氯離子推估方式 26
2.5計算程序與Life-365驗證 26
2.6高溫養護對混凝土品質影響 28
2.7影響表面電阻率因素 29
2.8表面電阻率與其他試驗相關性 32
2.9不同飽和方法對混凝土孔隙率量測影響 34
2.10混凝土收縮機制 35
2.11鋼纖維分佈均勻性 36
第三章實驗材料與規劃 38
3.1實驗材料 38
3.2實驗設備 42
3.3實驗內容及方法 47
3.3.1實驗流程 47
3.3.2實驗變數 49
3.3.3實驗方法 52
第四章氯離子入侵實驗結果與分析 64
4.1AASHTO T259與ASTM C1556相關規範 64
4.2氯離子入侵混凝土濃度量測及分析(AASHTO) 67
4.2.1配比HIC-C與配比HIC-M之濃度剖面 67
4.2.2視擴散係數(Dapp)與表面氯離子濃度(CS) 68
4.2.3時間因子m值計算(AASHTO) 72
4.2.4視擴散係數轉換成瞬時擴散係數之推估(AASHTO) 77
4.2.5表面氯離子濃度CS推估(AASHTO) 80
4.3氯離子入侵混凝土濃度量測及分析(ASTM C1556) 82
4.3.1配比C與配比M之氯離子濃度剖面(ASTM) 82
4.3.2瞬時擴散係數D與表面氯離子濃度CS(ASTM) 83
4.3.3時間因子m值計算(ASTM) 85
4.3.4瞬時擴散係數之推估方法(ASTM) 87
4.3.5AASHTO T259與ASTM C1556試驗結果比較 89
4.4服務年限推估 92
4.4.1驗證實驗數據與推估曲線 93
4.4.2短時間內受氯離子入侵之服務年限推估(AASHTO) 96
4.4.3假設7年水化完成受氯離子入侵服務年限推估(AASHTO) 98
4.4.4處置場封閉後受氯離子入侵之服務年限推估(AASHTO) 100
4.4.5短時間內受氯離子入侵之服務年限推估(ASTM) 102
第五章高溫養護之成效 105
5.1抗壓強度 105
5.2孔隙率試驗 107
5.2.1混凝土孔隙率 107
5.2.2水泥漿體孔隙率 109
5.3氮氣吸附試驗 110
5.4水貫入深度試驗 120
5.5氯離子浸泡試驗(ASTM C1556) 122
5.6表面電阻率試驗 124
5.7乾縮試驗 130
5.8表面電阻率與其他試驗結果相關性分析 131
5.8.1表面電阻率與混凝土孔隙率相關性 132
5.8.2表面電阻率與水泥漿體孔隙率相關性 134
5.8.3表面電阻率與抗壓強度相關性 136
5.8.4表面電阻率與擴散係數相關性 138
5.9鋼纖維分佈均勻性分析 140
第六章結論與建議 143
6.1結論 143
6.2建議 144
參考文獻 146

參考文獻

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牟妍樺，「低放處置場混凝土工程障壁受氯離子侵襲之服務年限信賴度研究」，碩士論文，國立中央大學土木工程研究所，中壢(2013)。
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指導教授

黃偉慶(Wei-Hsing Huang)

審核日期

2018-7-18

推文