用過核子燃料最終處置場之母岩熱傳導參數驗證、母岩空間異質性分析與處置罐圍壓分析

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研究生：	徐妮 Ni Hsu
論文名稱：	用過核子燃料最終處置場之母岩熱傳導參數驗證、母岩空間異質性分析與處置罐圍壓分析
指導教授：	張瑞宏 Jui-Hung Chang
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：	2018
畢業學年度：	106
語文別：	中文
論文頁數：	106
中文關鍵詞：	用過核子燃料、深層地質處置、等效模型、多處置孔、空間異質性、處置罐圍壓
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深層地質處置(deep geologic disposal)為國際間經過評估與研究認為最安全可行的用過核燃料最終處置措施。
本文以有限元素軟體ABAQUS進行以深層地質處置概念為基礎的處置場母岩熱傳導分析與處置罐圍壓分析。
使用參考瑞典SKB等相關文獻所提供的模型幾何、材料參數、初始條件及邊界條件建立具同等效力模型，利用代表體積單元概念建立設計參考圖進行數值分析，求得處置孔內峰值溫度並與文獻平行驗證，進而針對母岩熱傳導參數進行分析與文獻驗證。
並利用多處置孔模型進行母岩熱傳導係數「空間異質性」之熱傳導分析，研究均質與非均質母岩熱傳導係數之影響效應。
除上述熱傳導分析，本文參考台電與瑞典相關文獻建立處置罐模型，模擬處置罐在承受回脹壓力與冰川壓力負載環境下的圍壓分析，並進行模型及材料參數分析。

Deep geologic disposal is the most safe of nuclear fuel final repository that have been evaluated and studied internationally. Use the finite element software ABAQUS to simulate heat transfer analysis of the repository and the confining pressure analysis of the disposal canister.

Using the model geometry, material properties, initial conditions and boundary conditions provided by the Swedish SKB to establish an equivalent model. Using the representative volume unit concept to establish a Nomographic spacing-temperature chart for numerical analysis, to obtain the peak temperature in the deposition hole, and then analysis and review literature of the thermal conductivity parameters of the rock.

The multi-disposal hole model is used to analyze the thermal conductivity of the rock thermal conductivity coefficient "spatial variabiltiy" to study the effect of heat transfer coefficient of homogeneous and heterogeneous rock.

In addition to the above heat conduction analysis, this study refers to the Taiwan Power Company and Swedish related literature to establish a disposal canister model, simulate canister in the analysis of the swelling pressure, and carry out model and material property analysis.

摘要    I
ABSTRACT    II
致謝    III
目錄    IV
圖目錄    VIII
表目錄    XI
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    處置場配置與分析之相關文獻    4
1    用過核子燃料的最終處置    4
2    我國最終處置安全性之相關研究    5
3    各國處置場概念    7
3.1    瑞典    7
3.2    芬蘭    8
3.3    日本    10
4    我國處置設施未來規劃    12
5    國際文獻階段成果報告    13
第三章    熱傳導分析原理與等效模型模擬方法    16
1    前言    16
2    熱傳導理論與分析原理    16
2.1    熱傳導理論    16
2.2    熱傳分析原理    20
3    分析方法與理論說明    21
4    熱傳導分析模型理論    23
4.1    原始模型幾何介紹    24
4.2    材料參數    25
4.3    初始條件與邊界條件    27
5    熱傳導分析等效模型    29
5.1    模型型態介紹    29
5.2    緩衝材料及母岩熱傳導係數參數分析    30
第四章    設計參考圖與母岩熱傳導參數驗證    33
1    前言    33
2    設計參考圖之三方驗證    33
2.1    模型幾何介紹    33
2.2    結果對照    34
2.3    小結    36
3    母岩熱傳導參數驗證    36
3.1    模型幾何介紹    37
3.2    案例介紹    39
3.3    材料參數    40
3.4    初始條件與邊界條件    41
3.5    結果對照    41
3.6    小結    46
第五章    母岩空間異質性分析    47
1    前言    47
2    模型幾何介紹    47
3    材料參數    48
4    初始條件及邊界條件    51
5    案例介紹    51
6    分析結果    60
6.1    第一案例組分析比較    62
6.2    第二案例組分析比較    64
6.3    第三案例組分析比較    65
7    小結    66
第六章    處置罐圍壓分析    68
1    前言    68
2    處置罐圍壓分析與台電報告平行驗證    68
2.1    模型幾何介紹    68
2.2    材料參數    70
2.3    邊界條件    70
2.4    分析結果    70
2.5    處置罐幾何參數分析    72
2.6    處置罐材料參數分析    73
2.6.1    銅殼材料參數分析    74
2.6.2    鑄鐵材料參數分析    76
3    處置罐圍壓分析與瑞典SKB驗證    79
3.1    模型幾何介紹    79
3.2    材料參數    80
3.3    邊界條件    80
3.4    分析結果    81
4    挫曲與未挫曲處置罐行為比較    84
第七章    結論與建議    86
1    結論    86
2    建議    87
參考文獻    89


                                

[1]SKB,“Strategy for thermal dimensioning of the final repository for spent nuclear fuel”,R-09-04,December 2009.
[2] 林泓安，「用過核子燃料最終處置場之熱傳導等效模型建立及參數分析」，國立中央大學，碩士論文，105年6月。
[3] 台灣電力公司，「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我國用過核子燃料最終處置技術可行性評估報告技術支援報告(2) 處置設計與工程技術」，106年12月。
[4] SKB,“Design analysis report for the canister”,TR-10-28,April 2010.
[5]經濟部：低放射性廢棄物最終處置。取自http://www.llwfd.org.tw/were.aspx?s=1&id=74。
[6] 台灣電力公司，「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¬¬-106年度工作計畫(修訂二版)」，106年2月。
[7]JNC,“H12:Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan”,Japan Nuclear Cycle Development Institute,April 2000.
[8] SKB,“Data report for the safety assessment SR-site”,TR-10-52, December 2010.
[9] U.S. Department of Energy,“International Approaches for deep Geological Disposal of Nuclear Waste:Geological Challenges in Radioactive Waste Isolation Fifth Worldwide Review”, LBNL-1006984,December 2016.
[10] 林伯聰，「國際高放射性廢棄物最終處置場址技術準則之研究」，行政院原子能委員會放射性物料管理局委託研究計畫研究報告，102年12月。
[11] 黃偉慶，「用過核子燃料處置安全審驗技術建立之國際資訊研析」，行政院原子能委員會放射性物料管理局，105年12月。
[12]台灣電力公司，「用過核子燃料最終處置計畫書 2014年修訂版」，104年3月。
[13]SKB,“THM-issues in repository rock”,TR-10-23,May 2010.
[14]POSIVA,“Canister Design 2012”, POSIVA 2012-13,April 2013.
[15] POSIVA,“Thermal Dimensioning of Olkiluoto Repository for Spent Fuel”,Working Report, December 2012.
[16]郭力瑋，「用過核子燃料最終處置場之熱傳導多處置孔模型建立與空間異質性分析」，國立中央大學，碩士論文，106年6月。
[17] SKB,“Pressure tests of two KBS-3 canister mock-ups”,TR-05-18,2005.

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