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研究生:林泓安
研究生(外文):Hung-An Lin
論文名稱:用過核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:張瑞宏張瑞宏引用關係
指導教授(外文):Ju-Hung Chang
學位類別:碩士
校院名稱:國立中央大學
系所名稱:土木工程學系
學門:工程學門
學類:土木工程學類
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
1.1 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 4
第二章 處置場配置與分析之相關文獻 5
2.1 用過核子燃料的最終處置 5
2.2 我國最終處置安全性之相關研究 6
2.3 各國處置場概念現況 8
2.3.1瑞典 9
2.3.2芬蘭 10
2.3.3 日本 11
2.3.4德國 12
2.3.5中國 15
2.4 多重障壁之相關研究及其功用 17
2.5 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
3.1前言 24
3.2熱傳分析理論 24
3.2.1 熱傳導 24
3.2.2熱傳分析 28
3.3 分析方法與理論說明 29
3.3.1有限元素法 29
3.3.2代表體積單元 32
第四章 軸對稱SKB文獻案例熱傳導分析 37
4.1前言 37
4.2軸對稱熱傳導分析模型 38
4.2.1 建立幾何模型與網格設置 38
4.2.2熱傳分析材料參數介紹 40
4.2.3 初始條件與邊界條件 42
4.3 SKB各參數軸對稱熱傳分析 44
4.3.1 前言 44
4.3.2 天然障壁參數熱傳分析 46
4.3.3 緩衝材料參數熱傳分析 47
4.3.4 處置孔壁間隙參數熱傳分析 49
4.3.5 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
5.1 前言 58
5.2 熱傳分析等效模型 58
5.2.1 等效熱傳分析模型形式及參數介紹 59
5.2.2 等效模型熱傳導分析案例及結果對照 60
5.2.3 等效模型緩衝材料與母岩熱傳導係數參數分析 68
5.3 三維熱傳參數分析模型 71
5.3.1 網格設置與幾何模型建立 71
5.3.2 熱傳分析材料參數介紹 73
5.3.3 初始與邊界條件 73
5.3.4 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
6.1前言 79
6.2 三維多處置孔模型建立 80
6.2.1 網格設置與幾何模型建立 80
6.2.2 熱傳分析材料參數介紹 82
6.3 三維多處置孔模型熱傳分析結果驗證 85
6.3.1 前言 85
6.3.2 單處置隧道熱傳分析結果 85
6.3.3 雙處置隧道熱傳分析結果 89
第七章 結論與建議 95
7.1 結論 95
7.2 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
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[7] 原子力環境整備促進・資金管理センタ,(2015),「諸外国にお
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[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
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[15] 経済産業省・資源エネルギー庁,(2011),「遠隔搬送・定置
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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
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