用過核子燃料最終處置場之處置罐剪力分析及熱誘發地震分析

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徐宇儁(Yu-Jyun Hsu) 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處置罐剪力分析及熱誘發地震分析

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摘要(中)

處置場不僅會受到地震影響，內部衰變熱產生的高溫可能使處置場無法發揮隔離功效，為了確保處置場的安全性，事前的分析極為關鍵。本研究主要圍繞在處置場的剪力及熱應力問題進行深入探討，本文使用有限元素軟體Abaqus進行分析。
首先，處置罐剪力分析本文透過瑞典SKB報告與台電報告等相關文獻研究深地層處置罐受剪力分析。本研究與台電報告進行平行驗證，其中兩個案例超過了相關文獻定義處置罐最大容許應力395MPa，可能導致處置罐產生不良的結果，故我們不可完全排除有此狀況發生的可能性。
其次，處置場中衰變熱的存在，其產生之熱載重致使處置場應力應變產生變化，本研究參考瑞典SKB文獻分析多組案例，且與SKB進行溫度及應力之平行驗證，進一步針對熱應力於地震期間對處置場周圍斷層之影響分析，結果顯示熱應力的演化可能對地震期間斷層影響較小。
最後，為更貼切真實情況，我們將SKB文獻中二維處置場模型以相同尺寸建立成三維處置場模型，進行熱傳導分析，分析二維及三維處置場之間差異性，三維處置場模型結果顯示與二維模型結果相近，但隨著處置場深度的變化，處置場壁緣表面的溫度低於處置場壁緣中心4度。

摘要(英)

The final repository will be affected by the earthquake and high temperature generated by the decay heat. In order to ensure the safety of the final disposal site, prior analysis is extremely important. This thesis mainly focuses on the shear force and thermal stress in the disposal site.
First , the analysis of the shear force in the disposal canister is according to the Swedish SKB report and the Taipower report. This study was verified in parallel with the Taipower report. Two cases exceeded the maximum allowable stress 395MPa defined in the SKB report, which may lead to undesirable results in the canister. Therefore, we cannot completely rule out the possibility of this situation.
Secondly, the thermal load generated by the existence of decay heat changing the stress and strain in the repository. This study refers to the Swedish SKB report to analyze multiple cases, and conducts parallel verification of temperature and stress with SKB. Next, The analysis of the Thermally induced earthquake in repository shows that the evolution of thermal stress may have less influence on the faults around repository during the earthquake.
Finally, in order to be more realistic, we built the two-dimensional model into a three-dimensional repository model with the same size of length and width. This study conducted heat transfer analysis, analyzed the differences between the two-dimensional and three-dimensional repository. The difference between 2D and 3D model’s result is that the temperature far from the canister is 4 degrees Celsius lower than the 2D model’s result.

關鍵字(中)

★ 用過核子燃料
★ 深層地質處置場
★ 處置罐剪力位移
★ 熱誘發地震

關鍵字(英)

論文目次

摘要 I
ABSTRACT II
致謝 III
目錄 IV
圖目錄 VIII
表目錄 X
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 2
1.4 論文內容 3
第二章處置場配置與分析之相關文獻 4
2.1 用過核子燃料的最終處置 4
2.2 我國最終處置安全性之相關研究 4
2.3 各國處置場概念 7
2.3.1 瑞典 7
2.3.2 芬蘭 8
2.4 台灣處置設施未來規劃 10
2.5 國際文獻研析 12
第三章處置罐剪切分析 22
3.1 前言 22
3.2 台電報告平行驗證 22
3.2.1 模型幾何介紹 22
3.2.2 材料參數 25
3.2.3 初始條件與邊界條件 27
3.2.4 分析結果 30
3.3 剪切參數分析 31
3.3.1 模型及材料參數 31
3.3.2 案例介紹 31
3.3.3 分析結果 35
3.4 膨潤土內部之剪切參數分析 37
3.4.1 模型及材料參數 37
3.4.2 案例介紹 37
3.4.3 分析結果 40
第四章熱誘發地震分析 42
4.1 前言 42
4.2 平行驗證 42
4.3 熱傳導分析 43
4.3.1 熱衰變公式 44
4.3.2 熱傳導分析之材料參數 45
4.3.3 初始溫度 46
4.3.4 模型幾何介紹 46
4.3.5 熱傳導分析之平行驗證 48
4.4 熱應力分析 49
4.4.1 熱應力分析之材料參數 50
4.4.2 初始條件與邊界條件 51
4.4.3 模型幾何介紹 51
4.4.4 熱應力分析之平行驗證 52
4.5 熱誘發地震分析 54
4.5.1 材料參數 54
4.5.2 模型幾何介紹 55
4.5.3 初始條件與邊界條件 57
4.5.4 案例介紹 58
4.5.5 分析結果 59
4.5.6 小結 72
第五章熱誘發地震參數分析 73
5.1 前言 73
5.2 熱衰變函數 73
5.3 模型幾何介紹 75
5.4 材料參數 77
5.5 初始條件與邊界條件 77
5.6 參數分析 78
5.7 分析結果 74
第六章結論與建議 80
6.1 結論 82
6.2 建議 84
參考文獻 85

參考文獻

[1]SKB,“Earthquake induced rock shear through a deposition hole”,TR-10-33,November 2010
[2] 方昱傑，「瑕疵處置罐壓力分析、處置隧道地震分析與處置罐剪力分析」，國立中央大學，碩士論文，108年6月。
[3]台灣電力公司，「用過核子燃料最終處置計畫，潛在處置母岩特性調查與評估階段，我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告，技術支援報告(2)，處置設計與工程技術」，106年12月。
[4] SKB,“Earthquake simulations performed to assess the long-term safety of
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[11] 張道盛，「用過核子燃料最終處置場之母岩破裂帶影響效應分析及現地實驗數值模擬」，國立中央大學，碩士論文，108年6月。
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[14]POSIVA,“Canister Design 2012”, POSIVA 2012-13,April 2013.
[15]SKB,“Effects of large earthquakes on a KBS-3 repository ”,TR-08-11, June 2010.
[16] SKB,“Effects of earthquake induced rock shear on containment system integrity”,R-11-21,July 2011

指導教授

張瑞宏

審核日期

2020-8-24

推文