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研究生： 廖久智
Chiu-chih Liao
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
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
畢業學年度： 100
語文別： 中文
論文頁數： 103
中文關鍵詞： 有效應力， 孔隙水壓，衰變熱，有限元素法
外文關鍵詞： finite element method, decay heat, pore pressure, effective stress
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    • 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。

    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.

    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

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