| 姓名 |
廖偵翔(Liao Zhen-Xiang)
查詢紙本館藏 |
畢業系所 |
土木工程學系 |
| 論文名稱 |
孔隙對混凝土劣化之影響分析
(Deterioration of the concrete effects of pore analysis)
|
| 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) |
用過核燃料的最終處置方式，必須足以防止廢料污染物釋放至生物圈，而對環境與生物造成危害。國際間對此一課題進行許多評估與研究，經由安全性、技術與經濟等多方考量，對高放射性核廢料而言，深地層處置(deep geologic disposal)是最安全可行的處理措施，低放射性核廢料則放置至淺地層處置場。
本研究參考文獻 Dong Chen , 2006，考慮混凝土結構承受多種劣化機制影響下之耐久性評估，以有限元素軟體ABAQUS 進行依序耦合熱—水化—碳化之分析。
本研究主要針對混凝土在熱傳、水化、碳化作用下的溫度、相對濕度、二氧化碳自由濃度的時空分布作探討，以多因素法對模型進行依序耦合熱—水化—碳化分析，並進行孔隙對混凝土劣化之影響分析，
其結果顯示水化作用和碳化作用彼此之間互相影響甚巨。
|
| 摘要(英) |
The way we deal with nuclear waste must be careful. We
have to make sure that nuclear waste do not release to the
biosphere. There are many researches for this topic. In the case of high-level radioact ive nuclear waste, deep geologic disposal is the most secure measures to deal with. And the low-level radioactive nuclear waste is placed to the shallow land disposal.
This research is reference Dong Chen, 2006. We consider
that concrete structures are affected by various deteriorat ions,and use ABAQUS finite element software to do the analysis of coupled thermal–hydration–carbonation.
This study focuses on the spatial and temporal
distributions of temperature, relat ive humidity and carbon
dioxide concentrat ion in heat transfer, hydration and
carbonation. We also analyze the deteriorat ions of concrete
porosity, and know that hydration and carbonation influence
each other greatly.
|
| 關鍵字(中) |
★ 混凝土劣化
★ 依序耦合熱—水化—碳化分析
★ 混凝土結構
★ 劣化機制
★ 多因素法 |
關鍵字(英) |
★ finite element method
★ coupled thermal–hydration–carbonation
★ deteriorations of concrete |
| 論文目次 |
目 錄
中文摘要…………………………………………………………………i
英文摘要…………………………………………………………………ii
誌謝……………………………………………………………………...iii
目錄……………………………………………………………………...iv
圖目錄……………………………………………………………….….vii
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…………………………………………………………….....3
1.4 論文內容……………………………………………………………………….3
第二章 相關文獻介紹……………………………………………….….5
2.1 低放射性廢棄物處置方式…………………………………………………….5
2.2 高放射性廢棄物處置方式…………...………………………………………..6
2.3 放射性廢棄物處置安全性之相關研究…………………………………….…7
2.4混凝土劣化之相關研究. ………………………………………………………9
2.5 SDF之相關研究及其功用…………………………………………...…12
2.6 現階段我國處置場設施配置概念…………………………………………...13
第三章 依序耦合熱—水化—碳化分析理論…………………………21
3.1 前言…………………………………………………………………………...21
3.2 熱傳分析理論………………………………………………………………...21
3.2.1 熱傳導……………………………………………………………………22
3.2.2 熱對流……………………………………………………………………25
3.3 水化分析理論………………………….…...………………………………26
3.4 碳化分析理論………………………………………………………………...29
3.5 二氧化碳的運輸及相關的碳化作用…..…………………………………...31
3.6 分析工具………………………………...............................33
第四章 依序耦合熱—水化—碳化分析之迭代步驟說明與文獻驗證40
4.1 前言…………………………………………………………………………...40
4.2 分析流程……………………………………………………………………...40
4.3 熱傳分析……………………………………………………………………...42
4.3.1 網格設置與建立幾何模型………………………………………………42
4.3.2 材料參數介紹……………………………………………………………42
4.3.3 初始條件與邊界條件……………………………………………………43
4.3.4 熱傳分析之結果驗證……………………………………………………43
4.4 水化分析………………………………………………………………….......44
4.4.1 網格設置與建立幾何模型………….……………………………….......44
4.4.2 水化分析之材料參數介紹….……………………………………….......44
4.4.3 初始條件與邊界條件…………………………....................44
4.4.4 接續水化分析之結果驗證……………………………………………..45
4.5 碳化分析……...................................45
4.5.1 網格設置與建立幾何模型………….……………………………….......46
4.5.2 碳化分析之材料參數介紹….……………………………………….......46
4.5.3 初始條件與邊界條件…….……………....................46
4.5.4 接續碳化分析之結果驗證……………………………………………..46
4.6 耦合熱傳—水化—碳化之分析……………………………………………….47
第五章 依序耦合熱—水力—碳化分析之應用─孔隙對混凝土之影響分析.55
5.1 前言………………………………………………………………………..….55
5.2 網格收斂性與時間增量收斂性之分析...…………………….……………55
5.3 孔隙位置對混凝土劣化之影響分析……………………………………..….56
5.3.1 網格設置與其材料參數………………………………………..............56
5.3.2 材料參數介紹…………….……..…………………..……….……..….57
5.3.3 初始條件與邊界條件……………….….………………………..……57
5.3.4 分析結果…………………………………………………………….….58
5.4 孔隙寬度對混凝土之影響分析………….….……………………………….60
5.4.1 網格設置與其材料參數………….….……………………………..….60
5.4.2 材料參數介紹…………………………………………………….…….61
5.4.3 初始條件與邊界條件………………………………………………..…61
5.4.4 分析結果……………………………………………………………..…62
第六章 結論與建議……………………………………………………81
6.1 結論……………………………………………………………………………...81
6.2 建議……………………………………………………………………………...82
參考文獻………………………………………………………………..83
附錄一…………………………………………………………………..85
|
| 參考文獻 |
參考文獻
【1】 ABAQUS Documentation, ABAQUS Benchmarks Manual 1.8.3.,
ABAQUS 6.6-1 User’s Manual.
【2】Dong Chen，「COMPUTATIONAL FRAMEWORK FOR DURABILITY ASSESSMENT OF REINFORCED CONCRETE STRUCTURES UNDER COUPLED DETERIORATION PROCESSES」Civil Engineering Nashville, Tennessee, 2006。
【3】台灣電力公司低放射性廢棄物最終處置設施概念設計B版，2009。
【4】邱太銘，（1999）「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。
【5】陳文泉、黃偉慶，（2004），「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。
【6】核能研究所網站, http://www.iner.gov.tw/
【7】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。
【8】曾依淑，「用過核燃料地下處置場熱水力耦合作用對工程障壁飽和度影響分析」，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，2008。
【9】吳佩蓉，「核廢料最終處置場依序耦合熱—水—力學分析
之溫度與飽和度歷程變化」，國立中央大學土木工程研究所碩士論文，2009。
【10】台電公司網站，http://www.taipower.com.tw/。
【11】行政院原子能委員會網站，http://www.aec.gov.tw/www/index.php。
|
| 指導教授 |
張瑞宏(Jui-Hung Chang)
|
審核日期 |
2012-1-31 |
| 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
|
