| 姓名 |
吳昭智(Chao-Chih Wu)
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放熱時序影響、含裂縫之近場數值模擬及處置罐圍壓影響分析
|
| 相關論文 | |
| 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) |
用過核子燃料具有長半衰期、高放射性及高衰變熱的特性，國際間經多年研究後認為，深層地質處置是最恰當的最終處置方法。
為確保處置場的安全性，事前的分析極為關鍵。本研究使用有限元素分析軟體ABAQUS進行數值模擬分析，並探討處置場之溫度、飽和度、有效應力等物理場效應。
首先，本研究第四章節參考芬蘭POSIVA文獻進行平行雙排多孔之處置隧道數值模擬分析，了解處置隧道間熱行為是否會交互影響，並進一步進行處置隧道通風冷卻效應與母岩熱傳導性質探討。
其次，本研究第五章節參考DECOVALEX國際合作研究計畫中BMT1C工作任務分析多國研究案例，探討裂縫對於處置場之物理場效應，並進行平行驗證分析，確認本研究之可靠性。更進一步對裂縫厚度及初始母岩滲透率及回填材料滲透率進行探討。
最後，本研究第六章節參考瑞典SKB文獻進行處置罐圍壓數值模擬分析，探討罐體受壓情形，並與SKB試驗結果進行平行驗證分析。並針對不均勻圍壓問題及處置罐鑄造瑕疵問題進行進一步的探討。 |
| 摘要(英) |
Spent nuclear fuel has characteristics of long half-life, highly radioactivity and highly decay heat. The international consensus is that deep geological repository in a stable host rock deep underground is the most reliable method.
To ensure the safety of the repository, prior analysis is important. This thesis use the finite element software ABAQUS to solve heat transfer, hydraulic and mechanical problems.
In chapter 4, the study refers to Finland’s research to numerically investigate the heat behavior of two parallel disposal tunnels. Then, it discusses the ventilation cooling effect of the disposal tunnel and the thermal conductivity of the rock.
In chapter 5, the study refers to “Project BMT1C” of “DECOVALEX III”, which was a multinational cooperation project. It is the objective of the study to numerically investigate the fracture behavior of the repository. Then, it discusses the thickness of the fracture, the initial permeability of the rock, and the permeability of backfill in the repository.
In chapter 6, the study refers to Sweden’s research to numerically investigate the mechanical behavior of the canister in the repository. Then, it discusses inhomogeneous pressure and casting defect problems for the canister. |
| 關鍵字(中) |
★ 用過核子燃料
★ 深層地質處置場
★ 多處置孔分析
★ 裂縫
★ 處置罐 |
關鍵字(英) |
★ Spent Nuclear Fuel
★ Deep Geological Repository
★ multi-disposal holes
★ fracture
★ canister |
| 論文目次 |
摘要 i
ABSTRACT ii
致謝 iii
目錄 iv
圖目錄 ix
表目錄 xii
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 文獻回顧 4
2.1 用過核子燃料最終處置概念 4
2.2 我國最終處置計畫之現況 5
2.3 國際間最終處置之相關研究 7
2.3.1 瑞典 7
2.3.2 日本 8
2.4 深層地質處置場THM相關研究 10
2.4.1 熱傳導分析 10
2.4.2 水-力學分析 12
2.5 處置罐承載分析之國際資訊研析 14
2.6 處置罐承載分析之相關注意事項 16
第三章 理論與數值分析方法 19
3.1 前言 19
3.2 熱傳分析理論 19
3.2.1 熱傳導 19
3.2.2 熱對流 22
3.3 力學理論 23
3.3.1 有效應力理論 24
3.3.2 廣義虎克定律 25
3.3.3 孔隙水流理論 25
3.4 代表體積單元 27
3.5 完全耦合熱-水-力學分析流程 29
第四章 多孔處置設施間距及通風效應影響分析 32
4.1 前言 32
4.2 幾何模型 32
4.2.1 模型幾何 32
4.2.2 模型幾何 33
4.2.3 初始條件及邊界條件 35
4.2.4 初始條件及邊界條件 38
4.3 平行雙排處置隧道溫度影響分析 38
4.3.1 案例說明 40
4.3.2 分析結果 42
4.4 多孔處置場通風冷卻效應分析 43
4.4.1 案例說明 43
4.4.2 溫度場分析結果 45
4.4.3 飽和度分析結果 46
4.5 母岩熱傳導係數影響分析 46
4.5.1 案例說明 47
4.5.2 溫度場分析結果 48
4.5.3 飽和度分析結果 49
第五章 BMT1C之近場數值模擬分析 50
5.1 前言 50
5.2 模型幾何配置 50
5.3 材料參數 52
5.3.1 熱傳分析之材料參數 52
5.3.2 水力分析之材料參數 54
5.4 初始條件及邊界條件 58
5.4.1 熱傳分析之初始及邊界條件 58
5.4.2 水力分析之初始及邊界條件 60
5.5 熱傳分析之平行驗證 61
5.5.1 SKI案例溫度結果比較 62
5.5.2 CNSC案例溫度結果比較 63
5.5.3 JNC案例溫度結果比較 64
5.5.4 小結 65
5.6 水力分析之平行驗證 66
5.6.1 SKI案例飽和度結果比較 66
5.6.2 CNSC案例飽和度結果比較 67
5.6.3 JNC案例飽和度結果比較 68
5.6.4 小結 69
5.7 裂縫厚度參數分析 70
5.7.1 案例說明 70
5.7.2 分析結果 71
5.8 初始母岩滲透率及回填材料滲透率影響分析 72
5.8.1 案例說明 72
5.8.2 分析結果 73
第六章 處置罐圍壓及鑄造瑕疵影響分析 75
6.1 前言 75
6.2 模型幾何配置 75
6.3 材料參數 77
6.4 初始條件及邊界條件 78
6.5 SKB罐體加壓試驗平行驗證 79
6.5.1 案例說明 81
6.5.2 分析結果 81
6.6 罐體受力不均勻影響分析 85
6.6.1 案例說明 86
6.6.2 分析結果 86
6.7 罐體鑄造瑕疵影響分析 87
6.7.1 案例說明 88
6.7.2 分析結果 89
第七章 結論與建議 92
7.1 結論 92
7.2 建議 94
參考文獻 95
附錄1 完全熱-水-力耦合分析流程批次檔 97
附錄2 完全耦合之副程式 100
附錄3 完全耦合之飽和度副程式之樣板 103
附錄4 提取溫度分析結果之溫度值 104
附錄5 提取水力分析結果之飽和度值 106
附錄6 讀取初始熱傳分析結果之程式碼 109
附錄7 溫度收斂性判斷程式 111 |
| 參考文獻 |
[1] 行政院原子能委員會：高放射性廢棄物最終處置的安全管理。取自https://www.aec.gov.tw/fcma/管制背景/放射性廢棄物最終處置--1_8.html
[2] 瑞典核廢料管理公司(SKB)：最終處置場概念設計。取自http://www.skb.com/
[3] 行政院原子能委員會，「用過核子燃料最終處置計畫書2018年修訂版」
[4] SKI, “Review of SKB’s Work on Coupled THM Processes Within SR-Can” , SKI Report 2008:08, March 2008.
[5] SKB,“Design analysis report for the canister”, TR-10-28, April 2010.
[6] POSIVA,“Canister Design 2012”, POSIVA 2012-13, April 2013.。
[7] SKB, “Earthquake induced rock shear through a deposition hole”, TR-10-33.
[8] POSIVA,“Thermal Dimensioning of Olkiluoto Repository for Spent Fuel”, Working Report, December 2012.
[9] 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。
[10] ABAQUS Documentation,“ Abaqus Theory Manual” ,取自https://www.sharcnet.ca/Software/Abaqus610/Documentation/docs/v6.10/index.html。
[11] 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。
[12] SKB, “EBS TF – THM modelling. BM 2 – Large scale field tests” , TR-13-07, November 2016.
[13] 劉致緯，「用過核子燃料最終處置場之滲透率影響及處置罐放熱時程分析」，國立中央大學，碩士論文，2020。
[14] SKB,“Strategy for thermal dimensioning of the final repository for spent nuclear fuel”, R-09-04,December 2009.
[15] DECOVALEX III, “DECOVALEX III project Final report of Task 3 BMT 1C” , SKI Report 2005:26, February 2005.
[16] DECOVALEX III, “DECOVALEX III project Final report of Task 3 BMT 1B” , SKI Report 2005:25, February 2005.
[17] SKB,“Pressure tests of two KBS-3 canister mock-ups”,TR-05-18, 2005. |
| 指導教授 |
張瑞宏(Jui-Hung Chang)
|
審核日期 |
2021-7-29 |
| 推文 |
 facebook  plurk  twitter  funp  google  live  udn  HD  myshare  reddit  netvibes  friend  youpush  delicious  baidu
|
| 網路書籤 |
 Google bookmarks  del.icio.us  hemidemi myshare
|
