用過核燃料地下處置場熱–水–力耦合作用對工程障壁飽和度影響分析

以作者查詢圖書館館藏

、以作者查詢臺灣博碩士

、以作者查詢全國書目

、勘誤回報

、線上人數：14

、訪客IP：13.59.193.179

姓名

曾依淑(Yi-Shu Tseng) 查詢紙本館藏

畢業系所

土木工程學系

論文名稱

用過核燃料地下處置場熱–水–力耦合作用對工程障壁飽和度影響分析
(The water saturation analysis of the engineered barrier coupled thermo-hydro-mechanical effects of the deposition hole)

相關論文

★ 高強度鋼筋加勁之超高性能纖維混凝土懸臂梁於反覆載重作用下之撓曲行為	★ 耦合結構牆受近斷層地震作用之行為
★ 高爐石高韌性纖維混凝土（ECC）之開發與自癒合研究	★ 混凝土修補試體之有限元素分析
★ 黏土層中併行潛盾隧道互制現象之有限元素分析	★ 降水引致單樁基礎行為之有限元素分析
★ 斷裂式有限元素法之網格策略與向量化/平行化加速運算	★ 潛盾隧道開挖沉陷之有限元素分析
★ 降水引致單椿基礎負摩擦力行為之有限元素分析	★ 緩衝材料熱傳導性質與放射性廢料處置場溫度效應
★ 黏土層中潛盾隧道開挖沉陷之有限元素分析	★ 柔性鋪面之績效評估與非均佈荷重效應
★ 用過核廢料深層地下處置設計之研究	★ 潛盾隧道開挖沉陷與襯砌行為之有限元素分析
★ 核廢料地下處置之熱傳導及初步熱應變分析	★ 柔性鋪面承載之非線性分析

檔案

[Endnote RIS 格式]

[Bibtex 格式]

[相關文章]

[文章引用]

[完整記錄]

[館藏目錄]

[檢視]

[下載]

本電子論文使用權限為同意立即開放。
已達開放權限電子全文僅授權使用者為學術研究之目的，進行個人非營利性質之檢索、閱讀、列印。
請遵守中華民國著作權法之相關規定，切勿任意重製、散佈、改作、轉貼、播送，以免觸法。

摘要(中)

核能發電廠產生的用過核廢料（spent fuel）具有高強度放射性，且其所含核種（nuclide）具長半衰期特性，對人類生活環境具潛在危險，經多方研究及實驗顯示，國際間一致採用深地層處置（deep geological disposal）方式最為最終處置。
而此概念又以處置場內部材料選擇影響重大，因此本研究即針對處置效應進行數值上的驗證及分析，以期進一步了解處置場內部工程障蔽的性質。
本研究採用有限元素法，進行處置場熱–水力耦合之效應分析。熱傳導分析方面採用傅立葉熱傳導定律（Fourier´s law of heat conduction），以求得其溫度場。在水–力學分析方面採用有效應力理論（effective stress theory）、廣義虎克定律（generalized Hooke´s law）、達西定律（Darcy´s law）。其結果顯示水力傳導係數與孔隙壓力間存在互制關係，較高之水力傳導係數將致使孔隙壓力的消散迅速，加快飽和度的增加速率，進而影響溫度場的分佈。
研究針對處置場近場中包含多種不同材料其吸水機制以及飽和度變化，而結果顯示其吸水機制須與兩者之孔隙水壓與有效應力存在重要關係；利用迭代分析方式，可知飽和度將顯著影響其溫度分布結果。

摘要(英)

The spent fuel will produce higher temperature in nuclear power station. Deep geological disposal used worldwide for radioactive spent fuel, which needs to be completely isolated form human life cycle.
Near field of the desiposal is the most important factor. Our study uses finite element method and conducts analysis of the coupled thermo-hydro calculations. The effect due to water saturation is discussed and compared with experiment results of materials.
The heat conduction analysis uses the Fourier’s law of heat conduction to obtain the temperature field. The degree of saturation plays an important role in heat conduction analysis. High saturation results in high thermal conductivity.
The temperature diffusion rate is consequently increased. Hydraulic calculation uses effective stress theory, generalized Hooke’s law and Darcy’s law. The relation between hydraulic conductivity and pore pressure is shown. Higher hydraulic conductivity results in higher diffusivity of pore pressure. This increases the rate of saturation and influences distribution of temperature field.
The study about the desiposal included differential material and the relation between sorption process and saturation is shown. Finally,alternate analysis is used and saturation exerts a great influence on temperature field.

關鍵字(中)

★ 有限元素法
★ 工程障壁
★ 緩衝材料
★ 飽和度
★ 孔隙水壓
★ 熱–水–力耦合分析

關鍵字(英)

★ Buffer material
★ Saturation
★ Pore pressure
★ Coupled thermo-hydro-mechanical calculations
★ Finite Element Method
★ Engineered barrier

論文目次

目錄
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 4
1.4論文內容 5
第二章相關文獻介紹及分析方法 6
2.1 高放射性核廢料處理方式 6
2.2 高放射性核廢料安全性之相關研究 8
2.3 工程障壁之相關研究 12
2.4 現階段我國處置場設施配置概念 19
2.5 處置場的熱傳導分析 21
2.5.1 熱傳導分析 21
2.5.2 熱傳導相關參數 23
2.6處置場的水–力學分析 24
2.6.1 水–力學分析 24
2.6.2 水–力學相關參數 25
2.7處置場的熱–水–力學耦合分析 26
2.7.1熱–水–力學耦合分析 26
第三章熱傳導–水力–力學分析理論與數值模擬方法 28
3.1 前言 28
3.2 熱力學分析理論 28
3.2.1熱傳導 28
3.2.2 熱對流 32
3.3 水力–力學分析理論 34
3.3.1有效應力理論 34
3.3.2廣義虎克定律 36
3.3.3達西定律 37
3.4 熱–水–力學分析理論 39
3.5 數值分析理論 41
3.5.1 有限元素法 41
3.5.2代表體積單元 44
3.6 分析工具 47
第四章熱傳分析結果之驗證與討論 49
4.1 前言 49
4.2案例驗證 50
4.2.1 SKB文獻之幾何與材料特性 52
4.2.2 初始條件與邊界條件 53
4.2.3 SKB文獻結果驗證 54
4.3 三維多處置孔分析 57
4.3.1 模型幾何與材料性質 57
4.3.2初始條件與邊界條件 60
4.3.3熱傳導分析之結果及驗證 61
第五章熱–水力–力學耦合分析結果之驗證與討論 63
5.1 前言 63
5.2案例驗證 64
5.2.1 SKB文獻熱傳之材料特性 64
5.2.2 水力分析之材料性質 64
5.2.3 力學分析之材料性質 67
5.2.4 初始條件與邊界條件 68
5.2.5 熱–水–力耦合分析結果 69
5.3 三維多處置孔分析 71
5.3.1 模型幾何與材料性質 71
5.3.2 初始條件與邊界條件 72
5.3.3 熱–水–力耦合分析結果 73
第六章熱–水–力耦合之迭代分析 75
6.1 前言 75
6.2分析方式 76
6.2.1分析流程 76
6.2.2飽和度迭代副程式說明 78
6.3 迭代熱傳導分析以及結果討論 85
6.4迭代熱–水–力學分析以及結果討論 86
第七章結論與建議 87
7.1 結論 87
7.2 建議 88
VII 參考文獻 90
附錄一 ABAQUS小技巧 95

參考文獻

【1】 ABAQUS User’s Manual Vol. I, Version 6.6.1
【2】 Bear, J., Dynamics of Fluids in Porous Media, American Elsevier
Publishing Company, Dover, New York, 1972.
【3】 Beziat, A., Dardaine, M. and Gabis, V.,” Effect of compation pressure
and water content on the thermal conductivity of some natural clays”,Clays & Clays Minerals 36 (5), 1988.
【4】 Borgesson L, Fredrikson A., and Johannesson L.E., “Heat conductivity of buffer materials”, Clay Technology AB, Lund, Sweden, 1994.
【5】 Cameron D. J., “Fuel isolation research for the Canadian nuclear fuel waste management program”, Atomic energy of Canada limited report AECL, 1982.
【6】 Elsevier Science “Thermal-mechanical FE-analysis of residual stress and stress redistribution in butt welding of a copper canister for spent nuclear fuel”, ISSN: 0029-5493.
【7】 Understanding a Re-Saturation and Its Impacts on a Potential Repository for Spent Nuclear Fuel，Yongsoo Hwang, Jung Eui Kuh and M S Jeong ，2006.
【8】 Hibbeler R. C.,” Mechanics of Material”, 2000.
【9】 JCN, H12-Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Japan nuclear Cycle Development Institute, Aprial 2000.
【10】 Jin Dong, Yusung Ku, Daejeon,” Thermo-mechanical stability analysis for a multi-level radioactive waste disposal concept”, Geotechnical and Geological Engineering, 2004
【11】 KBS, “Final Storage of Spent Nuclear Fuel-KBS-3, Vol. I: GENERAL; Vol. II: GEOGLOGY; Vol. III: BARRIERS; Vol. IV: Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS, Stockholm, Sweden, May 1983.
【12】 KBS,” Deep Repository for Spent Nuclear Fuel: SR 97-Post- Closure Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS, Stockholm, Sweden, November 1999.
【13】 Knutsson, S.,” On the thermal conductivity and thermal diffusivity of highly compacted bentonite”, SKB Technical Report 83-71, 1983.
【14】 Lopez, R. S., Cheung, S. C. H., and Dixon, D. A.,” The Canadian program for sealing underground nuclear fuel waste vauls“, Canadian Geotechnical Journal, Vol. 21, p. 593-596, 1984.
【15】 Lennart Börgesson, Jan Hernelind, ” Coupled modeling of the thermal, mechanical and hydraulic behaviour of water-unsaturated buffer material in a simulated deposition hole”
【16】 Lennart Börgesson, Jan Hernelind, “Coupled thermal-hydro-mechanical calculations of the water saturation phase of a KBS-3 deposition hole”,SKB Report, 1999.
【17】 Nguyen, T. S.,” Coupled thermal-mechanical behaviour of sparsely fractured rock: implication for nuclear fuel waste disposal”, Engineering Geology, Vol. 32, p. 456-479, 1995.
【18】 Radhakrishna, H. S., Chan, H. T., Crawford, A. M., and Lau, K. C.,” Thermal and Physical Properties of Candidate Buffer-Backfill Material for a Nuclear Fuel Waste Disposal Vault”, Canadian Geotechnical Journal, Vol. 26, p. 629-639, 1989.
【19】 Robert D. H. and William D. K.,” An introduction to Geotechnical Engineering”, 1981.
【20】 Rutqvist, J.,” A modeling approach for analysis of coupled multiphase heat transfer, and deformation in fracturedporous rock.”, Earth Sciences Division, Lawrence Berkely Nation Laboratory, MS 90-1116, Berkely, CA947 20, USA, 2002.
【21】Ove Stephansson, John A. Hudson, Lanru Jing. Boston,” Coupled thermo-hydro-mechanical processes in geo-systems : fundamentals, modelling, experiments, and applications, Elsevier, 2004.
【22】 SKB,”Final Disposal of spent Nuclear Fuel ,Important of the Bedrock for Safety”, SKB Technical Report 92-20, Sweden, 1991.
【23】工研院能資所，2003，91 年度計畫期末說明會簡報資料，我國用過核燃料長程處置潛在母岩特性調查與評估階段，台電公司綜合研究所。
【24】 SKB, http://www.skb.se/
【25】李禎常、曾子峰、陳元章，2006，具衰變鏈核種於單一裂隙岩體傳輸之研究，台電工程月刊，Vol. 690，pp.47~53。
【26】馬正明，”核廢料散熱對核能污染物在粘土中傳輸的影響”第十屆大工程研討會，三峽，台北，p.956-959，2003。
【27】方虹郡、吳禮浩，「低放射性廢棄物處置安全因素分析研究－瑞典經驗」，INER-2779，行政院原子能委員會核能研究所，2004。
【28】范振峰，用過核燃料地下處置場之熱應力與地下水影響分析，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，中壢，2006。
【29】戴豪君，「深層岩體熱力－水力－力學耦合行為之初步研究」，碩士論文，國立成功大學資源工程學系，臺南，2002。
【30】台電公司，全程工作規劃書（2000 年版），台電公司，2000。
【31】台灣電力公司，http://www.taipower.com.tw/
【32】賴成銑，「熱傳校應對用過核燃料處置之影響」，INER-T2675，原子能委員會核能研究所，2000。
【33】劉尚志、張璞、焦自強，「高放射性廢料深層地質處置」，原子能委員會核能彙刊，第二十四卷，第五期，第2-33 頁，1988。
【34】劉尚志、林鴻旭、焦自強、張璞，「高放射性廢料終極處置－工程障壁之探討」，原子能委員會核能彙刊，第二十五卷，第四期，第42-51 頁，1988。
【35】劉東山、蔡昭明，「放射性廢料管理」，曉園出版社，1997。
【36】林志信，「台灣地下處置場之熱傳導與熱應變之影響參數分析」，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，中壢，2005。
【37】核能研究所，「我國用過核燃料深層地質處置概念討論會」，行政原子能委員會核能研究所，2000。
【38】黃偉慶，「膨潤土在飽和狀態下之熱－水力耦合作用性質量測委託試驗報告」，台灣電力公司綜合研究所，2005。
【39】紀立民等，「工業污染防治－土壤及地下水污染整治－用過河燃料深層地質處置概念之研究與發展」，經濟部工業局，Vol. 21 NO. 4，2002。
【40】紀立民、吳禮浩、張瑟稀，「高放射性廢料深層地質處置場選址地質準則與功能需求之研究」，INER-1971，行政院原子能委員會核能研究所，2001。
【41】邱太銘，「國外用過核燃料/高放射性廢料最終處置現況」，行政院原子能委員會核能研究所化工組，1999。
【42】邱太銘，「放射性廢棄物管理」，財團法人中興工程科技研究發展基金會，2002。
【43】邱太銘，「國外放射性廢棄物管理技術研究與發展近況」，INER-2481，行政院原子能委員會核能研究所，2003。
【44】清蔚園，「放射性核廢料」。http://vm.nthu.edu.tw/np
【45】謝馨輝，「核廢料地下處置之熱傳導及初步熱應變分析」，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，中壢，2003。
【46】朱桂仁，「環境流體力學」，科技圖書出版社，2003。
【47】鄒蕙如，「最終處置場黏土障壁材料之傳輸行為研究」，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，中壢，2005。
【48】陳文泉、黃偉慶，「深地層處置緩衝材料熱－水力－機械－化學耦合作用探討」，核研季刊第42 期，第38-48 頁，2002。
【49】陳文泉，「高放射性廢棄物深層地質處置緩衝材料之回脹行為研究」，國立中央大學土木工程研究所博士論文，中壢，2004。
【50】陳世芳，「理論土壤力學與實用基礎工程」，文笙出版社，2004。
【51】陳朝旭，「用過核廢料深層地下處置設計之研究」，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，中壢，2002。
【52】施國欽，「大地工程學（一）土壤力學篇」，文笙出版社，1998。
【53】蔡世欽，「深層地質處置概念熱效應與處置坑道配置之分析（期中報告初稿）」，我國用過核燃料長程處置潛在母岩特性調查於評估階段發展初步功能/安全評估模式（第一年計畫），2001。
【54】蔡昭明，「放射性廢料安全管制報告書」，放射性待處理物料管理處，1994。
【55】蘇依豪，「最終處置場緩衝材料地下水入侵模擬研究」，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，中壢，2005。
【56】物管局，放射性廢料辭彙，物管局，1996。
【57】吳禮浩、莊文壽，「KBS-3 處置概念之緩衝與回填材料」，INER-3028，行政院原子能委員會核能研究所化學工程組，2004。

指導教授

張瑞宏(Jui-Hung Chang)

審核日期

2008-10-21

推文