用過核子燃料最終處置場之母岩裂縫數值模擬、廢料罐體之峰值溫度分析及反應爐壓力容器受熱衝擊之影響

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譚宇翔(Yu-Xiang Tan) 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裂縫數值模擬、廢料罐體之峰值溫度分析及反應爐壓力容器受熱衝擊之影響

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摘要(中)

用過核子燃料具有長期高放射性及高衰變熱熱能，須有效隔離至生物圈外，國際間經評估最安全且有效的處置措施為深層地質處置(deep geologic disposal)。
本文以深層地質處置概念為基礎並且利用有限元素ABAQUS模擬處置場母岩裂縫與廢料罐體之熱傳導分析。
本研究首先參考國際計畫DECOVALEX文獻所提供的模型幾何、材料參數、初始及邊界條件，並利用四分之一代表體積單元概念建立具同等效力模型，求得緩衝材料峰值溫度及再飽和時間並與文獻平行驗證，且近一步針對母岩裂縫之幾何進行數值影響分析。
此外，第五章KBS-3V型處置法中國際間具有多種廢料罐體之型式，本文透過芬蘭POSIVA文獻研究多種燃料棒與廢料罐體於處置過程下的峰值溫度，並且進行邊界條件與發射率之影響的參數分析。
最後本研究第六章參考核能工程與設計之文獻進行壓力容器受熱衝擊數值模擬分析，探討容器受熱衝擊下情形，並且與文獻結果進行平行驗證分析。

摘要(英)

The use of nuclear fuel results in long-term high-level radiation and decay heat, which must be effectively isolated from the biosphere. The internationally recognized safest and most effective disposal method is deep geological disposal.
This study is based on the concept of deep geological disposal and utilizes finite element ABAQUS to simulate the thermal conduction analysis of the host rock fracture zone and waste container body in the disposal site. The research refers to the geometric and material parameters, initial and boundary conditions provided in the DECOVALEX literature of international plans. Additionally, a quarter representative volume element concept is used to establish an equivalent model, which calculates the peak temperature and resaturation time of the buffer material and verifies it in parallel with the literature. Furthermore, numerical impact analysis is carried out on the geometry of the host rock fracture.
In addition, there are multiple types of waste container bodies in the KBS-3V disposal method. This paper refers to the Finnish POSIVA literature to study the peak temperature of fuel rods and waste container bodies during the disposal process, and carries out parameter analysis on the influence of boundary conditions.
The final chapter of this study conducted a numerical simulation analysis of pressure vessel thermal shock, referring to literature on nuclear engineering and design. The objective was to explore the effects of thermal shock on the vessel and validate the findings by comparing them with existing research results.

關鍵字(中)

★ 用過核子燃料
★ 深層地質處置場
★ 裂縫之影響分析
★ 廢料罐體之熱傳分析

關鍵字(英)

★ Spent Nuclear Fuel
★ Deep Geological Repository
★ Fault zones
★ radiative heat transfer

論文目次

摘要 i
ABSTRACT ii
致謝 iii
目錄 iv
圖目錄 viii
表目錄 xi
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 3
1.4 論文內容 3
第二章文獻回顧 5
2.1 用過核子燃料最終處置概念 5
2.2 我國最終處置計畫之現況 6
2.3 國際間最終處置之相關研究 8
2.3.1 瑞典 8
2.3.2 芬蘭 10
2.4 深層地質處置場THM相關研究 11
2.4.1 熱傳導分析 12
2.4.2 水-力學分析 14
第三章理論與數值分析方法 16
3.1 前言 16
3.2 熱傳分析理論 16
3.2.1 熱傳導 16
3.2.2 熱對流 20
3.2.3 熱輻射 21
3.3 力學理論 22
3.3.1 有效應力理論 22
3.3.2 廣義虎克定律 24
3.3.3 孔隙水流理論 25
3.4 代表體積單元 26
3.5 完全耦合熱-水-力學分析流程 30
第四章母岩裂縫之近場數值模擬分析 32
4.1 前言 32
4.2 幾何模型配置 32
4.3 材料參數介紹 33
4.3.1 熱傳分析之材料參數 33
4.3.2 水-力分析之材料參數 35
4.4 初始條件及邊界條件 38
4.4.1 熱傳分析之初始及邊界條件 38
4.4.2 水-力分析之初始及邊界條件 40
4.5 平行驗證之結果 43
4.5.1 熱傳分析之溫度結果 43
4.5.2 水-力分析之飽和度結果 44
4.6 母岩裂縫之影響分析 45
4.6.1 裂縫厚度之影響分析結果 46
4.6.2 裂縫數量之影響分析結果 49
4.6.3 裂縫位置之影響分析結果 51
第五章廢料罐體之峰值溫度及邊界條件影響分析 53
5.1 前言 53
5.2 二維分析模型 53
5.2.1 模型幾何配置 54
5.2.2 材料參數介紹 58
5.2.3 表面發射率 59
5.2.4 初始條件與邊界條件 61
5.3 三維分析模型 62
5.3.1 模型幾何配置 62
5.3.2 材料參數介紹 65
5.4 案例介紹 67
5.5 平行驗證之結果 70
5.5.1 二維分析模型之結果 70
5.5.2 三維分析模型之結果 72
5.6 二維模型與三維模型之比較 74
5.6.1 案例說明 75
5.6.2 分析結果 76
5.7 邊界條件影響分析 77
5.7.1 案例說明 77
5.7.2 分析結果 78
5.8 發射率影響分析 79
5.8.1 案例說明 79
5.8.2 分析結果 81
第六章反應爐壓力容器受熱衝擊之模擬分析 82
6.1 前言 82
6.2 幾何模型配置 83
6.3 材料參數介紹 84
6.4 初始條件及邊界條件 85
6.5 平行驗證之結果 87
第七章結論與建議 90
7.1 結論 90
7.2 建議 93
參考文獻 94
附錄1 完全熱-水-力耦合分析流程批次檔 96
附錄2 完全耦合之副程式 99
附錄3 完全耦合之飽和度副程式之樣板 102
附錄4 提取溫度分析結果之溫度值 103
附錄5 提取水力分析結果之飽和度值 105
附錄6 讀取初始熱傳分析結果之程式碼 108
附錄7 溫度收斂性判斷程式 110

參考文獻

[1]DECOVALEX III, “DECOVALEX III project Final report of Task 3 BMT 1C” , SKI Report 2005:26, February 2005.
[2]Posiva and SKB,“Temperatures inside SKB and Posiva type disposal canisters for spent fuel”, Posiva SKB Report 12, December 2020.
[3]台灣電力公司，「用過核子燃料最終處置計畫書2018年修訂版」，108年12月。
[4]台灣電力公司，「用過用過核子燃料最終處置計畫候選場址評選與核定階段 111年度工作計畫 (修訂二版) 」，108年12月。
[5]行政院原子能委員會，「核廢料最終處置技術及世界各國高、低放最終處置場址選擇與興建近況報告」，108年5月。
[6]SKI, “Review of SKB’s Work on Coupled THM Processes Within SR-Can” , SKI Report 2008:08, March 2008.
[7]SKB, “Water saturation phase of the buffer and backfill in the KBS-3V concept” , TR-06-14, August 2006.
[8]SOLIDWORKS說明,“熱對流係數” ,取自http://help.solidworks.com/2010/chinese/SolidWorks/cworks/legacyhelp/simulation/AnalysisBackground/ThermalAnalysis/Convection_Topics/Convection_Heat_Coefficient.htm。
[9]ABAQUS Documentation,“ Abaqus Theory Manual” ,取自https://www.sharcnet.ca/Software/Abaqus610/Documentation/docs/v6.10/index.html。
[10]謝馨輝，「核廢料地下處置之熱傳導及初步熱應變分析」，國立中央大學，碩士論文，2003。
[11]SKB, “EBS TF – THM modelling. BM 2 – Large scale field tests” , TR-13-07, November 2016.
[12]DECOVALEX III, “DECOVALEX III project Final report of Task 3 BMT 1B” , SKI Report 2005:25, February 2005.
[13]SKB, “EBS TF – THM modelling. BM 2 – Large scale field tests” ,TR-13-07,November 2016.
[14]DECOVALEX III, “DECOVALEX III project Final report of Task 3 BMT 1B” , SKI Report 2005:25, February 2005.
[15]Posiva,“Fuel Temperature in Disposal Canisters”, Working Report 2006-19, February 2006.
[16]SOLIDWORKS說明,真實表面的輻射” ,取自https://help.solidworks.com/2011/chinese/SolidWorks/cworks/LegacyHelp/Simulation/AnalysisBackground/ThermalAnalysis/Radiation_Topics/Radiation_Emission_from_Real_Surfaces.htm?id=7aac57b3d5574d52b9a1caa1151b31e2#Pg0。
[17]行政院原子能委員會，「核四廠一號機反應爐壓力容器品質文件查證報告」，93年2月。
[18]Diego F. Mora, “A new simulation approach for crack initiation,propagation and arrest in hollow cylinders under thermal shock based on XFEM” , Nuclear Engineering and Design 386, January 2022.

指導教授

張瑞宏

審核日期

2023-7-12

推文