核廢料處置-外包件腐蝕膨脹之效應分析

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李哲(Che Li) 查詢紙本館藏

畢業系所

土木工程學系

論文名稱

核廢料處置-外包件腐蝕膨脹之效應分析

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摘要(中)

核能發電為生活上帶來了許多便利，但其核能發電所產生之用過核燃料卻是汙染環境之一大問題，因此對於用過核燃料之處置將成為一個重要議題。而對於用過核燃料的最終處置方式，必須足以防止核廢料汙染物擴散至生物圈，國際間對此一課題進行許多評估與研究，深地層處置(deep geologic disposal)被認為是最安全可行的處理措施。本研究將以此概念進行分析。
研究中採用日本文獻JNC(H12)所規範的核廢料地下掩埋處置模型進行分析，以有限元素分析法。在分析過程中，本研究主要針對處置場中之包件材料之腐蝕膨脹進行分析，在研究中分為三部分，第一部分為不考慮外包件腐蝕膨脹之效應之處置場的熱-水-力學分析驗證；第二部分為外包件之腐蝕膨脹分析驗證，其分析材料僅包含外包件與緩衝材料；第三部分為整個處置場熱-水-力學分析及外包件腐蝕膨脹對其之影響，以上分析可提供未來分析處置場時，需考慮之各時期真實情形。

關鍵字：深層地層處置、外包件腐蝕膨脹、有限元素法

摘要(英)

The nuclear power has brought a lot of convenience for the life, But its arising from used nuclear fuel is one of the big problems of environmental pollution, So for the disposal of used nuclear fuel it will be an important issue. For the final disposal of used nuclear fuel, must be sufficient to prevent the spread of pollutants to the biosphere.
There are many country studying and evaluation about this issue, they consider that the deep geological disposal is the most safe and feasible measure. The study will analyze on this concept.
This study will use the deep geological disposal model of Japan reference (JNC H12) and finite element method to analyze. During the analysis, the study is directed against the disposal of the overpack corrosion expansion analyzed.
The study is divided into three parts. First, the verification of coupled thermo-hydro-mechanical without overpack corrosion expansion effect. Second, the verification of overpack corrosion expansion , and the materials included buffer and overpack. Third, the analysis of coupled thermo-hydro-mechanical and overpack corrosion expansion effect. The above analysis may provide future disposal sites when analyze of the situation needed to consideration.

關鍵字(中)

★ 深層地層處置
★ 外包件腐蝕膨脹
★ 有限元素法

關鍵字(英)

★ Deep geological disposal
★ Overpack corrosion expansion
★ Finite Element Method

論文目次

摘要 I
ABSTRACT II
誌謝 III
目錄 IV
表目錄 VII
圖目錄 VIII
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 4
第二章處置場配置與分析之相關文獻 5
2.1高放射性廢棄物處置過程 5
2.2高放射性廢棄物處置之安全相關文獻 6
2.3多重障壁組成項目及其功用 7
2.4現階段我國處置場設計之方法及埋設型式 9
2.5熱-水-力學相關研究及所需參數 11
2.5.1熱傳分析 11
2.5.2水-力學分析 14
第三章分析理論與數值模擬方法 16
3.1前言 16
3.2熱傳分析理論 16
3.2.1熱傳導 17
3.2.2熱對流 20
3.3 水-力學分析理論 22
3.3.1力學理論 22
3.3.2孔隙水流理論 26
3.4外包件腐蝕膨脹理論 27
3.5完全耦合熱-水-力學分析流程 30
3.6外包件腐蝕膨脹分析流程 31
第四章完全耦合熱-水力學分析之文獻驗證 32
4.1前言 32
4.2熱傳分析 32
4.2.1熱傳分析網格設置與建立幾何模型 33
4.2.2熱傳分析材料參數之介紹 34
4.2.3初始條件與邊界條件 35
4.2.4熱傳分析結果驗證 37
4.3熱-水力學分析 39
4.3.1水-力學析網格設置與建立幾何模型 39
4.3.2水-力學分析材料參數之介紹 40
4.3.3初始條件與邊界條件設定 43
4.3.4熱-水-力學分析結果驗證 44
第五章外包件材料腐蝕膨脹驗證 49
5.1前言 49
5.2腐蝕膨脹分析 49
5.2.1網格設置與建立幾何模型 49
5.2.2腐蝕膨脹材料參數之介紹 50
5.2.3初始條件設定 51
5.2.4邊界條件設定 52
5.2.5 膨脹量設定 53
5.3分析結果驗證 54
第六章外包件材料腐蝕膨脹分析 57
6.1前言 57
6.2幾何模型與材料參數介紹 57
6.3邊界條件設定 59
6.4初始條件設定 59
6.5膨脹量加載設定 60
6.6腐蝕膨脹結果分析結果討論 62
第七章結論與建議 72
7.1結論 72
7.2建議 73
參考文獻 74
附錄 76
附錄一分析流程批次檔 76
附錄二讀取初始熱傳分析結果之程式碼 80
附錄三讀取飽和度並換算為含水量之程式碼 81
附錄四完全耦合含水量副程式之程式碼 83
附錄五溫度收斂性判斷之程式碼 85

參考文獻

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[4] 林志信「台灣地下處置場之熱傳導及熱應變之影響參數分析」國立中央大學，碩士論文，2005。
[5] Abaqus Documentation 6.13,Benchmarks Guide,1.9.4
[6] 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。
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[9] 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。
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[12] Schofield, A.N. and Wroth, C. P. (1968)：Critical State Soil Mechanics, McGraw-Hill, London
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指導教授

張瑞宏(Rui-Hung Chang)

審核日期

2015-7-24

推文