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

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研究生：	林泓安 Hung-An Lin
論文名稱：	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
指導教授：	張瑞宏 Ju-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：	2016
畢業學年度：	104
語文別：	中文
論文頁數：	117
中文關鍵詞：	用過核子燃料、深地層處置、廢料罐間距、等效模型
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深地層處置(deep geologic disposal)為國際間認為最為安全且可行之用過核子燃料最終處置方式。
本研究將以深地層處置概念為基礎以有限元素軟體ABAQUS模擬處置場內部之熱傳導分析，參考瑞典SKB報告等相關文獻以處置場母岩、緩衝材料、回填材料、間隙等參數進行分析並對照文獻之分析結果。
除上述參數分析外，本研究也將進行處置場內廢料罐之間距尺寸參數分析，本研究將使用等效模型概念建立簡化網格後仍具同等效力之模型，並探討處置孔內最高溫與廢料罐間距之關聯性。
此外本研究將延續等效模型概念建立多處置孔分析模型，其中包括單處置隧道及雙處置隧道兩種形式，探討非單一處置母岩熱傳導係數與處置孔內最高溫之關聯性。

Radioactive wastes are required to be isolated from the environment to prevent possible contamination. The deep geological repository with multiple barriers is currently recognized as a feasible disposal concept. In an underground disposal site, the radioactive wastes are encapsulated in containers surrounded by a buffer material which is and the excavation backfilled with a mixture of clay and sand.
To develop three dimentional geometric model for the analysis of the near field of a deep underground repository using the multi-borehole approach, and the concept equivalent model to reduce the number of grids. The present report describes a model with nine canisters and a tunnel assuming symmetric conditions. These calculations were carried out using a PC-program for three-dimensional heat transfer, and make sure the bentonite buffer temperature does not exceed 100°C for any canister deposited.

摘要    I
ABSTRACT    II
致謝    III
目錄    IV
表目錄    VIII
圖目錄    X
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    3
4 論文內容    4
第二章 處置場配置與分析之相關文獻    5
1 用過核子燃料的最終處置    5
2 我國最終處置安全性之相關研究    6
3 各國處置場概念現況    8
3.1瑞典    9
3.2芬蘭    10
3.3 日本    11
3.4德國    12
3.5中國    15
4 多重障壁之相關研究及其功用    17
5 現階段我國處置場設施未來計畫及配置概念    21
第三章 分析理論與數值模擬方法    24
1前言    24
2熱傳分析理論    24
2.1 熱傳導    24
2.2熱傳分析    28
3 分析方法與理論說明    29
3.1有限元素法    29
3.2代表體積單元    32
第四章 軸對稱SKB文獻案例熱傳導分析    37
1前言    37
2軸對稱熱傳導分析模型    38
2.1 建立幾何模型與網格設置    38
2.2熱傳分析材料參數介紹    40
2.3 初始條件與邊界條件    42
3 SKB各參數軸對稱熱傳分析    44
3.1 前言    44
3.2 天然障壁參數熱傳分析    46
3.3 緩衝材料參數熱傳分析    47
3.4 處置孔壁間隙參數熱傳分析    49
3.5 回填材料參數模型參數分析    56
第五章 熱傳導等效模型參數分析    58
1 前言    58
2 熱傳分析等效模型    58
2.1 等效熱傳分析模型形式及參數介紹    59
2.2 等效模型熱傳導分析案例及結果對照    60
2.3 等效模型緩衝材料與母岩熱傳導係數參數分析    68
3 三維熱傳參數分析模型    71
3.1 網格設置與幾何模型建立    71
3.2 熱傳分析材料參數介紹    73
3.3 初始與邊界條件    73
3.4 三維等效模型尺寸參數分析    74
第六章 三維多處置孔案例熱傳導分析    79
1前言    79
2 三維多處置孔模型建立    80
2.1 網格設置與幾何模型建立    80
2.2 熱傳分析材料參數介紹    82
3 三維多處置孔模型熱傳分析結果驗證    85
3.1 前言    85
3.2 單處置隧道熱傳分析結果    85
3.3 雙處置隧道熱傳分析結果    89
第七章　結論與建議    95
1 結論    95
2 建議    97
參考文獻    98


                                

[1] SKB , “Strategy for thermal dimensioning of the final repository for spent nuclear fuel ” , R-09-04,(2009b).
[2] 台灣電力公司，「用過核子燃料最終處置計畫書」，2006。
[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
調查與評估階段成果報告」，2013。
[4] JCN, “H12-Project to Establish the Scientific and
Technical Basis for HLW Disposal in Japan”, Japan Nuclear Cycle Development Institute, 2000.
[5] SKB, “Data report for the safety assessment SR-
Site” , TR-10-52 (2010)。
[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」， 2016 。
[7] 原子力環境整備促進・資金管理センタ，(2015)，「諸外国にお
ける高レベル放射性廃棄物の処分について」。
[8] 台灣電力公司，「用過核子燃料最終處置計畫書」，2010。
[9] 劉文忠、李彥良，(2013)，「第四屆東亞放射性廢棄物管理論
壇會議暨參訪北京地質研究院、中國原子能科學研究院」，行
政院原子能委員會放射性物料管理局。
[10] 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。
[11] 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。
[12] KBS, “Final Storage of Spent Nuclear Fuel – KBS-3,Ⅰ
General ; Ⅱ Geology ; Ⅲ: Barriers ; Ⅳ Safety”, Swedish Nuclear Fuel Supply Co/Division KBS, 1983.
[13] SKB, “Final disposal of spent nuclear fuel. Importance of the bedrock for safety”, SKB Technical Report 92-20, 1992.
[14] 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。
[15] 経済産業省・資源エネルギー庁，(2011)，「遠隔搬送・定置
技術の開発」，第3章。
[16] 張瑞宏，「深地層處置設施緩衝材料熱-水力-力學耦合模擬研
析」行政院原子能委員會放射性物料管理局，委託計畫研究期
末報告，2015。

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