博碩士論文 963202013 詳細資訊




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姓名 廖久智(Chiu-chih Liao)  查詢紙本館藏   畢業系所 土木工程學系
論文名稱 裂縫對用過核燃料地下處置場之熱應力與地下水影響分析
(Impact analysis of fractures on underground disposal of spent nuclear wastw with groundwater and thermal stress)
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摘要(中) 核廢料的處理一直是各核能國家關切的問題。由於用過核燃料所產生之長期衰變熱會對我們的環境造成影響,各國未來對於用過核燃料的處理方式傾向以深層地質處置(deep geological disposal)法作為最終處置設施。
由於近年來地震頻繁,因此地震所產生之裂縫將導致處置場周圍深層地質之應力及孔隙壓力增量有較大之變化,因此本研究即在此概念下進行分析。
本研究採用有限元素法,進行熱-水-力學之效應分析,首先針對用過核燃料產生之衰變熱進行處置場熱傳分析,觀察溫度場隨時間變化之情形。
熱應力分析方面,本研究採用多組不同尺寸之裂縫並利用依序耦合熱應力分析(Sequentially coupled thermal-stress analysis),使用有效應力理論,以區分孔隙水與母岩實際受力狀態。
摘要(英) Disposal of nuclear waste has been the nuclear issues of national concern. As the long term the used nuclear waste produced by the decay heat will have an impact on our environment, countries for the processing of used nuclear waste in the future tendency of deep geological disposal method as final disposal facilities.
Due to the frequent earthquakes in recent years, therefore earthquakes arising out of the fracture will cause stress and pore pressure of deep geological disposal sites around greater change in increments, this research is carried out under the concept analysis.
This study use finite element method by thermo-hydro-mechanical analysis of the effect starting for the disposition of spent nuclear waste produces decay heat of heat analysis, observation on the temperature field conditions change over time.
For the thermal stress analysis, this study uses multiple sets of different size by sequentially coupled thermal-stress analysis of fracture, use effective stress theory to differentiate the actual stress of pore water and host rock.
關鍵字(中) ★ 有效應力
★ 孔隙水壓
★ 衰變熱
★ 有限元素法
關鍵字(英) ★ finite element method
★ decay heat
★ pore pressure
★ effective stress
論文目次 摘要 I
ABSTRACT II
目錄 IV
表目錄 VIII
圖目錄 IX
第一章 緒論 1
1.1前言 1
1.2研究動機與目的 3
1.3研究主題與方法 5
1.4論文內容 6
第二章 文獻回顧 8
2.1高放射性廢棄物的處理方式 8
2.2 放射性廢棄物處置安全性之相關研究 10
2.3 工程障壁之相關研究及其功用 12
2.4 現階段我國處置場設施配置概念 16
2.5 用過核燃料處置場相關分析之參數 17
2.5.1 用過核燃料處置場熱傳導分析相關參數 17
2.5.2 用過核燃料處置場水力、力學分析相關參數 18
2.6 THMC相關之研究 19
2.6.1 熱傳分析 19
2.6.2 水力分析 20
2.6.3 力學分析 21
2.6.4 化學傳輸分析 21
2.7 裂縫影響相關之研究 22
第三章 熱傳與力學分析理論與數值模擬方法 32
3.1 前言 32
3.2 熱力學分析理論 33
3.2.1 熱傳導 33
3.2.2 熱對流 35
3.2.3 熱輻射 36
3.3 水與力學分析理論及熱-水-力學分析理論 37
3.3.1 力學理論 37
3.3.2 孔隙水流理論 40
3.3.3 熱-水-力學分析理論 41
3.4 數值分析理論 42
3.4.1 有限元素法 42
3.4.2 對稱方法進行應變簡化模擬 45
3.5 分析工具 45
第四章 平面應變分析模型與三維有限分析之模型驗證 51
4.1 前言 51
4.2 平面應變模型驗證 51
4.3二維平面應變模型與三維分析模型之比較 53
第五章 熱傳模型之建立與水、力學分析模式介紹及結果討論 60
5.1 前言 60
5.2 模型之建立 60
5.3 熱傳分析結果與討論 61
5.4 熱應力與水力分析模式 62
5.4.1 分析方法 62
5.4.2 材料組成模式 63
5.4.3 模型邊界束制條件 67
5.5 熱應力與孔隙水壓增量分析結果討論 67
5.5.1 應力分析與討論 68
5.5.1.1水平應力(Horizontal stress)討論 68
5.5.1.2副水平應力(Sub horizontal stress)討論 70
5.5.1.3垂直應力(Vertical stress)討論 71
5.5.1.4主應力(Principal horizontal stress)討論 73
5.2 孔隙壓力增量(Pore pressure increment)討論 74
第六章 結論與建議 97
6.1 結論 97
6.2 建議 98
參考文獻 99
參考文獻 【1】ABAQUS User’s Manual Vol. I, Version 6.4.1
【2】G.-S. Lee and C.-I. Lee “Thermo-hydrological analysis to predict the temperature distribution around a cold storage cavern” Elsevier Geo-Engineering Book Series,2004, Pages 779-784
【3】Jan Hernelind “Coupled thermal-hydro-mechanical calculations of the water saturation phase of a KBS-3 deposition hole”, SKB Report,1999.
【4】JNC,H12-Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Japan Nuclear Cycle Development Institute, April 2000.
【5】Rutqvist J. and Tsang C.-F. “A fully coupled three-dimensional thm analysis of the febex in situ test with the rocmas code: prediction of thm behavior in a bentonite barrier” Elsevier Geo-Engineering Book Series,2004, Pages 143-148
【6】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.
【7】KBS, “Deep Repository for Spent Nuclear Fuel: SR 97- Post-Closure Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS , Stockholm , Sweden , November 1999.
【8】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.
【9】Knutsson, S., “On the thermal conductivity and thermal diffusivity of highly compacted bentonite ” SKB Technical Report 83-72, 1983.
【10】M. Kohlmerier R. Kaiser and W. Zielke “Numerical Simulation of Variably Coupled Thermo-Hydro-Mechanical Processes in Fractured Porous Media” Elsevier Geo-Engineering Book Series,2004
【11】Nguyen, T.S. ,“Coupled thermal-mechanical behavior of sparsely fractured rock:implication for nuclear fuel waste disposal”, Engineering Geology, Vol.32, pp.465-479, 1995.
【12】R.T. Green and S. Painter “Numerical simulation of thermal-hydrological processes observed at the drift-scale heater test at yucca mountain, nevada” Elsevier Geo-Engineering Book Series,2004
【13】Rutqvist, J.,“A modeling approach for analysis of coupled multiphase heat transfer, and deformation in fractured porous rock.”Earth Sciences Division, Lawrence Berkely Nation Laboratory, MS 90-1116,Berkely, CA947 20,USA,2002 .
【14】Selvadurai, A.P.S., and Nguyen, T.S., “Scoping analyses of the coupled thermal-hydrological-mechanical behavior of the rock mass around a nuclear fuel waste repository,” Engineering Geology, Vol.47, pp.379-400, 1996.
【15】SKB, “Final Disposal of spent Nuclear Fuel ,Important of the Bedrock for Safety”, SKB Technical Report 92-20 , Sweden, 1991.
【16】SKB, Feasibility Studies - Östhammar, Nyköping, Oskarshamn, Tierp, Hultsfred and Älvkarleby:Summary Report,Techical Report TR-01-16,P11,June 2001.
【17】SKB, http://www.skb.se/
【18】蔡世欽,「深層地質處置概念熱效應與處置坑到配置之分析(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),2000。
【19】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。
【20】台電公司,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-99年度計畫。
【21】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。
【22】清蔚園,「放射性核廢料」。http://vm.nthu.edu.tw/np
【23】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。
【24】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。
【25】核能研究所,「我國用過核燃料深層地質處置概念討論會」,行政院原子能委員會核能研究所,2000。
【26】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。
【27】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。
【28】工業技術研學院,台灣高放射性廢棄物深地層處置之地質調查技術發展現況,2011
【29】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。
【30】台灣電力公司,http://www.taipower.com.tw/。
【31】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。
【32】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。
【33】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。
【34】劉東山、蔡昭明,「放射性廢料管理」,曉園出版社,1997。
【35】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。
【36】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。
【37】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。
【38】施國欽,「大地工程學(一)土壤力學篇」,文笙出版社,1998。
【39】陳世芳,「理論土壤力學與實用基礎工程」,文笙出版社,2004。
【40】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, pp956-959.,2003
【41】戴豪君,「深層岩體熱力-水力-力學偶合行為之初步研究」,碩士論文,國立成功大學資源工程學系,臺南,2002。
【42】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。
【43】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。
【44】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。
【45】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。
【46】范振峰,「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,2006。
指導教授 張瑞宏(Jui-Hung Chang) 審核日期 2012-1-31
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