| 姓名 |
席芊庭(Shyi,Chien Ting)
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畢業系所 |
土木工程學系 |
| 論文名稱 |
不同場址特性之處置場遠場熱傳導及應力分析
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| 相關論文 | |
| 檔案 |
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| 摘要(中) |
經國際間多年研究後認為，深層地質處置是最恰當的最終處置方法。然而，用過核子燃料於衰變過程中會產生大量熱能，會使母岩溫度增加，可能會對人類和環境產生嚴重的影響。因此事先分析極為重要。
本研究於第四章，參考瑞典SKB文獻Layout D2 設計，進行遠場熱傳導分析。首先會與文獻進行平行驗證，確認模型之可行性後，再進一步考慮不同地區熱傳導參數對結果之影響。之後將溫度增量結果加入現地溫度，觀察其對處置場溫度之影響，以更精確地分析與評估處置場的實際溫度場情況。
第五章使用第四章所建立之三維模型和結果，接續做應力場之分析。首先，也同樣會與文獻結果進行平行驗證。接下來再透過改變熱傳導參數，探討第四章不同溫度增量對應力場之影響變化。 |
| 摘要(英) |
After many years of international research, it is believed that Deep Geological Repository is the most appropriate method for final disposal. However, Spent Nuclear Fuel, during the decay process, generates a significant amount of heat, which can increase the temperature of the host rock and possibly have serious effects on humans and the environment. Therefore, prior analysis is extremely important.
In Chapter 4 of this study, we will conduct an analysis of global thermal conductivity, using the Layout D2 design from the Swedish SKB documents as a reference. Firstly, a parallel verification with the literature will be conducted to confirm the feasibility of the model. Then we will further consider the impact of different regional thermal conductivity parameters on the results. After that, we will incorporate the results of temperature increment into the local temperature and observe its influence on the temperature of the disposal site.
In Chapter 5, we will use the three-dimensional model and results established in Chapter 4 to conduct a stress field analysis. Firstly, we will also conduct a parallel verification with the literature results. Next, we will explore the influence of different temperature increments from Chapter 4 on the stress field by changing the thermal conductivity parameters. |
| 關鍵字(中) |
★ 用過核子燃料
★ 深層地質處置
★ 遠場熱傳導 |
關鍵字(英) |
★ Spent Nuclear Fuel
★ Deep Geological Repository
★ global thermal conductivity |
| 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 4
2.1 用過核子燃料最終處置概念 4
2.2 我國最終處置計畫現況與目標 5
2.3 KBS-3處置方法[3] 6
2.4 Forsmark Layout D2 地表下設計[4] 7
2.5 處置場設施和其布局[4] 8
2.6 各國用過核子燃料最終處置研究與進展[5] 10
2.6.1 瑞典 10
2.6.2 芬蘭 12
2.6.3 德國 14
2.6.4 法國 16
2.7 THMC相關研究 18
2.7.1 熱傳導分析 18
2.7.2 水-力學分析 19
第三章 理論與數值分析方法 22
3.1 前言 22
3.2 熱傳分析理論 23
3.2.1 熱傳導 23
3.2.2 熱對流 26
3.2.3 熱輻射 27
3.3 力學理論 28
3.3.1 有效應力理論 28
3.3.2 廣義虎克定律 29
3.3.3 孔隙水流理論 30
3.4 數值分析理論 31
3.4.1 有限元素法 32
3.4.2 本研究分析工具 33
第四章 不同場址特性之處置場遠場之熱傳導分析 35
4.1 前言 35
4.2 遠場熱傳導之平行驗證 36
4.2.1 三維模型之幾何配置 36
4.2.2 三維模型使用之材料參數 38
4.2.3 三維模型熱衰變函數之設置 39
4.2.4 三維模型之初始以及邊界件 41
4.2.5 遠場熱傳導之平行驗證結果說明 41
4.3 不同母岩熱傳特性之處置場遠場之熱傳導分析 47
4.3.1 臺灣 48
4.3.2 芬蘭 51
4.3.3 日本 55
4.3.4 結果整理 59
4.4 不同現地溫度之處置場遠場影響分析 59
4.4.1 臺灣 60
4.4.2 芬蘭 64
4.4.3 日本 69
第五章 不同岩性之處置場遠場之應力分析 75
5.1 前言 75
5.2 處置場遠場之應力平行驗證 75
5.2.1 三維模型之幾何配置 75
5.2.2 三維模型使用之材料參數 76
5.2.3 三維模型熱衰變函數之設置 76
5.2.4 三維模型之初始以及邊界條件 76
5.2.5 應力平行驗證結果 77
5.3 不同岩性之處置場遠場之應力分析 84
5.3.1 臺灣 84
5.3.2 芬蘭 86
5.3.3 日本 88
5.3.4 應力結果整理 90
第六章 結論與建議 92
6.1 結論 92
6.2 建議 93
參考文獻 95 |
| 參考文獻 |
[1] 行政院原子能委員會網站：高放射性廢棄物最終處置及其設施安全管理規則。取自
http://erss.aec.gov.tw/law/LawContent.aspx?id=FL036833#lawmenu
[2] 我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告(SNFD2017)
[3] SKB , Final repository facility.Underground design premises/D2.R-07-33, Svensk Kärnbränslehantering AB.
[4] SKB, Underground design Forsmark Layout D2.R-08-116, Svensk Kärnbränslehantering AB
[5] 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
[6] 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。
[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https://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] Harald Hökmark, Margareta Lönnqvist, Billy Fälth Clay Technology AB. “THM-issues in repository rock. Thermal, mechanical, thermo-mechanical and hydro-mechanical evolution of the rock at the Forsmark and Laxemar sites”, TR-10-23, May 2010.
[11] SKB, Site descriptive modelling Forsmark stage 2.1. Feedback for completion of the site.investigation including input from safety assessment and repository engineering. R-06-38,Svensk Kärnbränslehantering AB.
[12] POSIVA, Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto - Models and Data for the Repository System 2012. POSIVA 2013-01,Posiva POSIVA 2013-01,Posiva Oy
[13] Optimal waste loading in high‑level nuclear waste glass from high‑burnup spent fuel for waste volume and geological disposal footprint reduction. Tomofumi Sakuragi,Tomohiro Okamura,Ryo Hamada,Hidekazu Asano, Eriko Minari,Masahiko Nakase,Kenji Takeshita,Toshiro Oniki,Midori Uchiyama |
| 指導教授 |
張瑞宏(CHANG,RUEI HUNG)
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審核日期 |
2023-7-14 |
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