用過核子燃料最終處置場之滲透率影響及處置罐依序放熱分析

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研究生：	劉致緯 Zhi-Wei Liu
論文名稱：	用過核子燃料最終處置場之滲透率影響及處置罐依序放熱分析
指導教授：	張瑞宏
口試委員:
學位類別：	碩士 Master
系所名稱：	工學院 - 土木工程學系 Department of Civil Engineering
論文出版年：	2020
畢業學年度：	108
語文別：	中文
論文頁數：	126
中文關鍵詞：	用過核子燃料、深層地質處置場、多處置孔分析
外文關鍵詞：	Spent Nuclear Fuel, Deep Geological Repository, multi-disposal holes
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深層地質處置場之研究中，許多事項皆須進行評估，以確保處置場的安全性。本研究使用有限元素軟體ABAQUS進行模擬分析，以探討處置場中之溫度、飽和度及有效應力問題。
首先，本研究參考DECOVALEX之BMT1B工作任務，藉由改變母岩孔隙率，來討論不同母岩滲透率之情況下，處置場中溫度及飽和度影響，也分析緩衝材料之滲透率參數影響，並進一步緩衝材料之水力傳導係數隨溫度改變之飽和度結果影響；其次，分析處置罐於不同時間開始放熱，對處置場之溫度、飽和度及有效應力影響，由於分析上需針對兩個以上之處置罐進行，故「代表體積單元」不適合此分析上的應用，需使用「處置設施多孔幾何配置」；最後為了模擬處置罐埋放之問題，須考慮到埋放前，該處置隧道之材料為母岩，埋放完成後，處置隧道中材料會變成回填材料、緩衝材料及處置罐，分析上需考慮材料的變化，以呈現出真實情況。

Study of deep geological repository, many items must be evaluated to ensure the safety of the repository. In this study, using finite element software ABAQUS for analysis to discuss the temperature, saturation and effective stress in the repository.
First, this research refers to the BMT1B of DECOVALEX III project. By changing the porosity of the rock, to discuss the influences of temperature and saturation in the repository under different rock permeability. It is also aimed at the influence of the permeability parameter of the buffer material.
Secondly, in order to analyze the temperature, saturation and effective stress of the repository that the canister started to release heat at different times. Since analysis needs to be conducted on more than two canisters, the "representative volume element " is not suitable for this analysis application, use the "multi-disposal holes ".
Finally, in order to simulate the problem of burying the canister, it must be considered that the material of the disposal tunnel is rock before burying. After buried, the materials in the disposal tunnel will become backfill, buffer and canister. The analysis needs to consider the changes of materials, which can better present the real situation.

摘要    i
ABSTRACT    ii
致謝    iii
目錄    iv
圖目錄    viii
表目錄    xii
第一章    緒論    1
1    前言    1
2    研究動機與目的    2
3    研究主題與方法    2
4    論文內容    3
第二章    文獻回顧    4
1    用過核子燃料最終處置概念    4
2    我國最終處置計畫之現況    5
3    國際間最終處置之相關研究    7
3.1    瑞典    7
3.2    日本    9
4    深層地質處置場THM相關研究    11
4.1    熱傳分析    11
4.2    水-力學分析    13
5    現地實驗相關文獻研析    14
6    現地實驗審查要點及建議    16
第三章    理論與數值分析方法    19
1    前言    19
2    熱傳分析理論    19
2.1    熱傳導    19
2.2    熱對流    23
3    力學理論    24
3.1    有效應力理論    24
3.2    廣義虎克定律    25
3.3    孔隙水流理論    26
4    代表體積單元    27
5    完全耦合熱-水-力學分析流程    29
第四章    BMT1B之近場參數分析    32
1    前言    32
2    模型幾何配置    32
3    材料參數介紹    34
3.1    熱傳分析之材料參數    34
3.2    水-力分析之材料參數    35
4    初始條件與邊界條件    37
4.1    熱傳導分析之初始條件與邊界條件    37
4.2    水-力分析之初始條件與邊界條件    39
5    母岩滲透率之影響分析    41
5.1    案例介紹    41
5.2    結果分析    42
6    緩衝材料滲透率之影響分析    44
6.1    案例介紹    44
6.2    溫度結果分析    44
6.3    飽和度結果分析    45
6.4    小結    46
7    溫度對水力傳導係數之影響分析    47
7.1    分析流程    48
7.2    案例介紹    49
7.3    結果分析    50
第五章    雙隧道處置場之依序放熱分析    55
1    前言    55
2    幾何模型    55
2.1    模型幾何    55
2.2    材料參數    56
2.3    初始條件及邊界條件    58
3    等效模型建立    61
3.1    等效模型幾何及材料參數    61
3.2    結果比較    63
4    處置罐放熱間隔之影響    64
4.1    案例介紹    66
4.2    各案例溫度歷時結果分析    67
4.3    各案例於第八年之結果分析    70
4.3.1 CASE 0Y結果分析    71
4.3.2 CASE 1Y結果分析    73
4.3.3 CASE 3Y結果分析    75
4.3.4 CASE 5Y結果分析    77
4.3.5 CASE 10Y結果分析    79
4.3.6 案例比較    81
4.4    小結    81
第六章    雙隧道處置場之依序埋放分析    82
1    前言    82
2    分析流程    82
3    模型幾何與材料參數    84
4    初始條件及邊界條件    84
5    案例介紹    85
6    分析結果    86
7    結果比較    88
第七章    結論與建議    89
1    結論    89
2    建議    90
參考文獻    92
附錄1 完全熱-水-力耦合分析流程批次檔    94
附錄2 完全耦合之副程式    97
附錄3 完全耦合之飽和度副程式之樣板    100
附錄4 提取溫度分析結果之溫度值    101
附錄5 提取水力分析結果之飽和度值    103
附錄6 讀取初始熱傳分析結果之程式碼    106
附錄7 溫度收斂性判斷程式    108

                                

[1]SKB, “EBS TF – THM modelling. BM 2 – Large scale field tests” ,TR-13-07,November 2016.
[2]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
[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]行政院原子能委員會，「我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告 (SNFD2017) 審查報告」，108年1月。
[5]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/
[6]日本原子力發電環境整備機構NUMO：HLW和TRU之工程障壁配置圖。取自https://www.numo.or.jp/
[7]行政院原子能委員會，「我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告 (SNFD2017) 審查報告」，108年1月。
[8]SKI, “Review of SKB’s Work on Coupled THM Processes Within SR-Can” , SKI Report 2008:08, March 2008.
[9]SKB, “A demonstration project on controlling and verifying the excavation-damaged zone. Experience from the Äspö Hard Rock Laboratory” , R-14-30, January 2015.
[10]SKB, “Detaljundersökningsprogram vid uppförande och drift av Kärnbränsleförvaret” , R-16-10,December 2016.
[11]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。
[12]ABAQUS Documentation, “ Abaqus Theory Manual” ,取自https://www.sharcnet.ca/Software/Abaqus610/Documentation/docs/v6.10/index.html。
[13]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。
[14]DECOVALEX III, “DECOVALEX III project Final report of Task 3 BMT 1B” , SKI Report 2005:25, February 2005.

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