| 姓名 |
蔡欣玲(Tsai,Xin-Ling)
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溫度峰值影響及水平向廢料罐之近場數值模擬分析
|
| 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) |
核能發電後所產生的用過核子燃料具有長期高放射性以及高衰變熱熱能，須對用過核子燃料進行恰當的處置，國際間認為安全且可行的方法為深層地質處置。
而在建造深層地質處置場前，為確保其安全性，須先進行一系列的數值模擬及分析。本研究主要針對處置場溫度峰值、飽和度、有效應力等問題進行研究及討論，而所有分析均使用有限元素軟體ABAQUS模擬。
本研究於主題一參考芬蘭POSIVA文獻，進行處置場各長、短向對應間距之溫度峰值模擬驗證，並依照其處置率(Disposal rate)概念討論當廢料罐同時埋放和實際(依序)埋放下溫度峰值之歷時影響，再近一步針對各國於數值模擬分析中，廢料罐所使用的熱傳導係數之差異，並且與空氣間隙影響進行研究與探討。
於第二主題參考芬蘭POSIVA文獻中主要針對SKB 和 Posiva於2002年聯合探究之水平處置法KBS-3H進行模擬驗證，以軸對稱模型及三維模型進行溫度及飽和度等數值模擬分析，並對幾何模型中細部構件之影響進行探討。 |
| 摘要(英) |
The spent fuel generated by nuclear power generation has a high level of long-term radioactivity and decay heat, and it must be disposed properly. Internationally, deep geological disposal is regarded as a safe and practicable method.
Before developing a deep geological disposal site, a number of numerical simulations and assessments must be conducted to assure its safety. This study has mostly focused on and explored issues such as the disposal site′s temperature peak, saturation, and effective stress. ABAQUS, a finite element software, has simulated all analyses.
The section 1 of this study has referred to the Finnish literature of POSIVA in order to simulate and verify the temperature peaks of the corresponding distances in the long and short directions of the disposal site, as well as to discuss the simultaneous burial and actual (sequential) burial of canisters based on the disposal rate concept and to further investigate the duration effect of temperature peaks. In addition, this study has explored and addressed the differences in the thermal conductivity utilized in canisters between nations based on numerical simulation analysis.
In the second section, this study has referred to POSIVA, a Finnish literature, for simulation validation of the horizontal disposal method KBS-3H that SKB and Posiva jointly investigated in 2002. Using an axisymmetric model and a three-dimensional model, numerical simulation analysis of temperature and saturation has been performed. The influence of the model′s detailed components has also been examined. |
| 關鍵字(中) |
★ 用過核子燃料
★ 深層地質處置場
★ KBS-3H |
關鍵字(英) |
★ Spent Nuclear Fuel
★ Deep Geological Repository
★ KBS-3H |
| 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 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[4] 7
2.3.1 瑞典 7
2.3.2 芬蘭 9
2.4 深層地質處置場THM相關研究 11
2.4.1 熱傳導分析 11
2.4.2 水-力學分析 12
第三章 理論與數值分析方法 14
3.1 前言 14
3.2 熱傳分析理論 14
3.2.1 熱傳導 14
3.2.2 熱對流 18
3.3 力學理論 19
3.3.1 有效應力理論 19
3.3.2 廣義虎克定律 20
3.3.3 孔隙水流理論 21
3.4 代表體積單元 22
3.5 完全耦合熱-水-力學分析流程 25
第四章 處置場全域溫度峰值及其歷時之影響分析 27
4.1 前言 27
4.2 幾何模型設置 28
4.2.1 模型幾何 28
4.2.2 材料參數介紹 29
4.2.3 初始條件及邊界條件 30
4.3 案例介紹 33
4.4 溫度結果驗證 34
4.5 處置場全域溫度峰值討論 36
4.6 處置場峰值延續法 40
4.7 廢料罐熱傳導係數影響分析 41
4.7.1 案例說明 41
4.7.2 分析結果 43
4.8 空氣間隙影響分析 43
4.8.1 案例說明 44
4.8.2 分析結果 45
第五章 水平向廢料罐之數值模擬分析 46
5.1 前言 46
5.2 supercontainer，SC 47
5.3 材料參數介紹 47
5.3.1 熱傳分析之材料參數 47
5.3.2 水-力分析之材料參數 49
5.4 軸對稱模型 53
5.4.1 模型幾何 54
5.4.2 熱傳分析之初始條件及邊界條件 56
5.4.3 水-力分析之初始條件及邊界條件 60
5.5 軸對稱模型之平行驗證 62
5.5.1 案例介紹 62
5.5.2 熱傳分析之驗證 63
5.5.3 水-力分析之驗證 65
5.6 細部構件之影響分析 66
5.6.1 案例介紹 66
5.6.2 溫度分析結果 67
5.6.3 再飽和時間分析結果 70
5.7 三維模型 71
5.7.1 模型幾何 71
5.7.2 熱傳分析之初始條件及邊界條件 73
5.7.3 水-力分析之初始條件及邊界條件 74
5.8 三維模型之平行驗證 75
5.8.1 案例介紹 75
5.8.2 熱傳分析之驗證 75
5.8.3 水-力分析之驗證 77
第六章 結論與建議 78
6.1 結論 78
6.2 建議 79
參考文獻 81
附錄1 完全熱-水-力耦合分析流程批次檔 83
附錄2 完全耦合之副程式 86
附錄3 完全耦合之飽和度副程式之樣板 89
附錄4 提取溫度分析結果之溫度值 90
附錄5 提取水力分析結果之飽和度值 92
附錄6 讀取初始熱傳分析結果之程式碼 95
附錄7 溫度收斂性判斷程式 97 |
| 參考文獻 |
[1] POSIVA,“Thermal Dimensioning of Spent Fuel Repository”, Kari Ikonen, September 2009。
[2] POSIVA,“TH and THM Modelling of a KBS-3H Deposition Drift”, Working Report 2016-25, November 2017.
[3] 台灣電力公司，「用過核子燃料最終處置計畫書2018年修訂版」，108年12月。
[4] 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。
[5] 行政院原子能委員會，「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」，108年5月。
[6] 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。
[7] SKI, “Review of SKB’s Work on Coupled THM Processes Within SR-Can” , SKI Report 2008:08, March 2008.
[8] 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。
[9] ABAQUS Documentation,“ Abaqus Theory Manual” ,取自https://www.sharcnet.ca/Software/Abaqus610/Documentation/docs/v6.10/index.html。
[10] 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。
[11] SKB, “EBS TF – THM modelling. BM 2 – Large scale field tests” , TR-13-07, November 2016.
[12] SKB, “Water saturation phase of the buffer and backfill in the KBS-3V concept” , TR-06-14, August 2006.
[13] SKB, “EBS TF – THM modelling. BM 2 – Large scale field tests” ,TR-13-07,November 2016.
[14] DECOVALEX III, “DECOVALEX III project Final report of Task 3 BMT 1B” , SKI Report 2005:25, February 2005. |
| 指導教授 |
張瑞宏(Chang,Jui-Hung)
|
審核日期 |
2022-8-3 |
| 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
|
