安全評価の方法論について

(SR-Canプロジェクト：2006年）

• 1. 安全評価書の位置付けとレビュー
• 2. 処分システムと安全要件 | 対象廃棄物 / 想定処分地 / 処分概念 / 放射線防護基準
• 3. 安全評価の進め方 | FEP / シナリオ / モデル / 不確実性の取り扱い ← NOW You are Here!
• 4. 評価結果

安全評価はどのように行っているのですか…

SKB社は、SR-Canの安全評価を、以下の主要10段階からなる手順に沿って実施している。

　　① 考慮すべき要因の特定（FEPの処理）
　　② 初期状態の記述
　　③ 外部条件の記述
　　④ プロセスの記述
　　⑤ 安全機能、安全機能指標、安全機能指標基準の定義
　　⑥ インプットデータの集成
　　⑦ 基本的変遷の定義と解析
　　⑧ シナリオの選択
　　⑨ 選択されたシナリオの解析
　　⑩ 結論

安全評価において全ての因子が検討されることを確実にするために、最初のステップとして、解析に含めることが必要なあらゆる要因を特定する。この作業では、長期安全性に係わる処分システムの特性、発生しうる事象、進行するプロセスを抽出して、それらをFEP（特性・事象・プロセス）データベース化している。SKB社が以前に実施した安全評価 SR97（1999年）では、プロセスマトリクスという表形式で整理する方法を用いていたが、SR-Can安全評価ではFEPデータベースを利用することによって要因抽出の確実性と網羅性を高めている。

SKB社は、SR97の成果をFEPデータベース形式に再整理し、OECD/NEAの国際FEPデータベースに含まれている海外のデータベースと比較し、すべての関連因子が考慮されていることが確実であるようにしている。SKB社のFEPデータベースには、KBS-3処分概念（SKB社が採用している処分概念）には直接的に関係しないFEPも含まれている。

SR-Can安全評価を進めるためにSKB社は、FEPデータベースの部分集合として、KBS-3処分概念で取り扱う必要があるすべてのFEPを分別整理することにより“SR-Can FEPカタログ”を作成している。このカタログの分類は“初期状態FEP”、“内部プロセスFEP（プロセスと状態変数に分割）”、“外部影響FEP”などであり、それぞれの情報セットが確実に得られるような分類方法を採用している。

このようなFEPの取り扱いは、SR-Can安全評価における“不確実性への取り組み”の一つでもある（下記参照）。

SR-Can安全評価は、SKIの一般勧告に従って、「処分場の将来の変遷に影響を与える可能性がある事象及び条件に関係するシナリオを確認し、記述する」ために使用した方法の説明を試行したものである。SR-Can安全評価において、SKB社が選定したシナリオを表1に示す。

以下では、SKB社が用いたシナリオ導出方法について、以下の２つに分けて解説する。

• (1) 「擾乱を受けていない処分場に対するリスク解析」のためのシナリオの導出
• (2) 「将来の人間活動に関連したシナリオ」の導出

SKB社は、SKIの一般勧告で示されている「①主要シナリオ」、「②発生確率の低いシナリオ」、「③残余シナリオ」の各カテゴリに属する具体的なシナリオを選択した過程を示すために、次のような段階的な作業を行っている。

1. 処分場システムの安全機能、その指標及び指標基準を定義し、処分場システムの妥当と考えられる変遷（「基本的変遷」という）を記述し、解析する。その結果に基づき、基本的な変遷に対応する「①主要シナリオ」を選定する。
2. 「基本的変遷」を出発点として、処分場の安全機能が維持されない状況を導く可能性がある要素に着目して「追加シナリオ」を選定する。
3. 追加シナリオの解析と評価を行い、当該の追加的シナリオが「②発生確率の低いシナリオ」または「③残余シナリオ」のいずれに該当するかを判断する。
4. 「②発生確率が低いシナリオ」に該当すると判断した場合、「①主要シナリオ」とともにリスク総和の対象し、処分場の全体的なリスクを評価する。

SKB社は、KBS-3処分概念の主要安全機能は放射性物質の隔離と移行遅延であるとし、処分場システムの各構成要素がもつ役割（安全機能）、その役割を計るための指標（安全機能指標）、その指標がクリアすべき条件（安全機能指標基準）の検討結果を示している。

• 処分システムの構成要素：　キャニスタ、緩衝材、埋め戻し材（処分坑道部分）、地圏　（計４つ）
• 安全機能(safety function)とは、それによって処分場の構成要素が安全性に寄与する何らかの役割である。

  • 図中の各ボックスの１行目のこと。C1～C3、Bu1～Bu7、BF1、R1～R4の全15項目ある。
• 安全機能指標 (safety function indicator)とは、安全機能が満たされる程度を示す、処分場の構成要素の測定可能または計算可能な特性である。

  • 各ボックスの「２行目の式」の左辺。安全機能を計るための特性の名称（変数名）。
• 安全機能指標基準(safety function indicator criterion)とは、安全機能指標がこの基準を満たすならば対応する安全機能が維持されるような、定量的な限度（値または形容詞）である。

  • 各ボックスの「２行目の式」の右辺。安全機能指標が満足しているべき条件を数式で設定している。

SKB社は、処分場の基本的変遷の解析を行った上で、キャニスタが初期状態で備えるトレランスに基づいて主要シナリオを設定している。具体的には、主要シナリオでは“最初の10万年間はキャニスタ損傷の発生はない”という想定である。10万年以降では一部の処分孔内（緩衝材部分）が移流条件となり、その結果としてキャニスタの銅製アウターシェル、鋳鉄製インサートが順に腐食・貫通して核種放出に至る、と想定している。SKB社は、キャニスタの腐食損傷発生数について、

• フォルスマルクの場合、10万～100万年までの間にキャニスタ10体
• ラクセマルの場合、10万～100万年までの間にキャニスタ50体

として解析をおこなっている。

なお、主要シナリオは、以下の二つの気候変遷について設定されている。

• ウルム氷期バリアント： 約12万年間隔のウルム氷期サイクルが繰り返され、100万年の間に8回の氷期が訪れると想定するシナリオ。
• 地球温暖化バリアント： 処分場閉鎖後、最初に到来する氷期の始まりが約5万年遅くなるシナリオ。

追加シナリオは、主要シナリオに含まれていない不確実性を例証するためにSKB社が選択したものであり、安全機能の喪失を導く可能性がある要因の解析に基づいて選ばれている。SKB社は「キャニスタの安全機能が喪失するシナリオ」（３種類）と「緩衝材の状態」（４種類）の組み合わせにより、追加シナリオを導出している。

• ■キャニスタ損傷の発生

  1. 腐食に起因するケース：安全機能 C1
  2. 過大静水圧に起因するケース：安全機能 C2
  3. 剪断移動に起因するケース：安全機能 C3

• ■緩衝材の状態

  1. （キャニスタが損傷していても）緩衝材の安全機能が維持されている緩衝材（基本状態）
  2. 移流条件を有する緩衝材：安全機能Bu1aまたはBu1bの喪失、特別なケースとして、安全機能Bu6の喪失を含む
  3. （熱により）変形･変質した緩衝材：安全機能Bu5の喪失
  4. （氷期の影響により）氷結した緩衝材：安全機能Bu7の喪失

SR-Can安全評価においてSKB社は、これらの組み合わせで得られるシナリオの解析結果を示すと共に、各シナリオが「発生確率が低いシナリオ」または「残余シナリオ」のいずれのカテゴリに分類されるかの判断結果を示している。SKB社は「発生確率の低いシナリオ」カテゴリ（＝リスク解析に含めることが必要なシナリオ）に属するものは以下の２つがあるとし、他のシナリオは「残余シナリオ」に分類している。

• 「定置孔における移流条件」と「全面腐食によるキャニスタの破損」の組み合わせシナリオ： 氷河融水が地下深部まで流入して、緩衝材（ベントナイト）がイオン強度が低い水と接触すると、ベントナイトがコロイド化して流出・侵食する。定置孔内で移流条件が優勢となり、地下水に含まれる成分（硫化水素やメタン）によって、銅製アウターシェル（キャニスタ）の腐食が進行して損傷する。アウターシェルの腐食貫通後、インサートが腐食・貫通して核種の放出に至る、と想定している。この損傷モードは、基本的変遷、つまり主要シナリオにおいて発生するものと同じである。この追加シナリオは、基本的変遷では扱われていない不確実性を包括するするために解析するシナリオであり、基本的変遷の場合よりも大きな影響があるケースを扱っている。
  
  

  • SR-Can安全評価では、地下水流量と組成について悲観的に想定することにより、腐食損傷が起こる時期を早めている。損傷は1,000年以降で生じ、100万年までにフォルスマルクでは37本、ラクセマルでは120本のキャニスタが損傷する、という扱いである。（リスク解析結果を示した図13-2では、細い実線で表示されている。）

• キャニスタの剪断破壊シナリオ：大地震（例えば退氷期に発生する）によって引き起こされる、岩盤剪断運動に起因する損傷。この損傷モードでは、キャニスタの銅製アウターシェルと鋳鉄製インサートの両方が同時に破壊する、と想定している。このシナリオの発生確率は低いが、完全に排除することはできない。
  
  

  • SR-Can安全評価では、100万年間に6,000体のキャニスタのうちの1本が損傷する確率（フォルスマルクの場合0.117、ラクセマルでは0.0645）が、1,000年から100万年までの間に一様分布で表現できると仮定している。（リスク解析結果を示した図13-2では、丸マーク付きの細い実線で表示されている。）

SKB社はSR-Can安全評価において、将来の人間活動に関連して評価すべきシナリオ（Future Human Actionsから、 FHAシナリオと呼ばれている）を以下のような手順で選定する考えを示している。

1. 人間活動の技術的分析 （人間活動とは、処分場の安全機能に影響を及ぼす可能性があり、技術的視点からその実施が確実に可能なもの）
2. 社会的要因分析
3. 代表的ケースの選定
4. 選定ケースのシナリオ作成と影響解析

「人間活動の技術的分析」では、人間活動が処分場に及ぼす影響の観点から、熱的影響（T）、水理学的影響（H）、力学的影響（M）、化学的影響（C）に分類し、処分場の安全機能に対する潜在的な影響を検討している。「社会的要因分析」では、将来に破壊的行為が実施される原因と、一般的知識や規制といった現代の社会的諸条件について検討している。これらの検討を踏まえて、SKB社はSR-Can安全評価においては、代表的ケースとして以下の３つを挙げている。ただし、SR-Can安全評価では、最初に挙げている「ボーリングによるキャニスタの貫通」ケースについてのみ、線量計算ケースを設定して評価結果を示しているにとどまっている。

• ボーリングによるキャニスタの貫通
• 処分場周辺の岩盤施設
• フォルスマルクサイト周辺の鉱山

なお、SKIの一般勧告では「残余シナリオ」として、「処分場へ侵入する人間に対する損害」を例証するケースと「監視されずに放置された処分場」の被害影響を例証するケースの評価結果の提示が勧告されているが、SR-Can安全評価ではSKB社は後者のケースは検討していない。

評価対象地点（フォルスマルクとエストハンマル）の岩盤特性や地下水流動の形態は、複数のモデル化手法を組み合わせてモデル化している。

• 連続多孔質媒体モデル （CPMモデル：Continuum Porous Medium model）
• 等価連続多孔質媒体モデル （ECPMモデル：Equivalent Continuum Porous Medium model）
• 離散亀裂ネットワークモデル （DFNモデル：Discrete Fracture Network model）

DFNモデルは、亀裂をもつ岩盤を様々な半径と方向をもつ仮想的な円形亀裂の集合で表現し、仮想円形亀裂面が相互に交差している部分を辿ったネットワークが優先的な地下水流動経路となると見なすモデルである。仮想亀裂の方向や半径によって、地下水流動の方向や流量が模擬される。DFNモデルを利用することにより、岩盤特性に備わる異方性を多孔質媒体モデルに取り入れたものを“ECPMモデル”としている。

SR-Can安全評価における核種移行解析フローは、SR-Can安全報告書のFigure 10-12に示されている。移行解析の全体的な概要は以下のようになっている。

1. 損傷したキャニスタの外部と燃料の間に連続した水みちが形成される以前には、キャニスタからはいかなる放出も起こらない。放出が生じるような水みちが形成されるまでには何千年もかかるであろう。放射性壊変によって放射性核種の量と燃料の放射線学的毒性は減少してゆく。
2. 連続した水みちが形成されると、インベントリのうちの瞬時放出となる核種はキャニスタ空隙にある水に溶解する。それ以外の核種は、燃料ペレット（UO2）の溶解とともに水に溶解する。水中の核種濃度は、溶解度限度以上には高くならない。水に溶解した核種はキャニスタの外部に移行できるようになる。
3. 核種は緩衝材内で吸着されるが、その効率は変動する。拡散と吸着の特性によって緩衝材を拡散移行で通過するのに要する時間が決まる。もしもこの時間が核種の半減期の数倍よりも短ければ、その核種は通り抜けて岩盤の中に入る。
4. 岩盤中では、岩盤の核種吸着特性、及び移行特性によって、岩盤から生物圏への核種の移行に要する時間が決まる。核種が十分な程度に減衰する前に地層を通過するかどうかは核種の半減期によって決まる。
5. 生物圏中では、核種固有の放射線学的毒性と、核種が放出される生物圏タイプにおける核種の収支変動に依存して線量に寄与する。これら両方の因子は、“ランドスケープ線量換算係数”（LDF）で扱っている。

キャニスタの損傷発生形態として、以下の４つの形式（モード）を検討している。SR-Can安全報告書では、これらの損傷モードの概要をFigure 10-2で説明している。（※SR-Can安全報告書ではキャニスタ損傷モードを指す特別な略号は使われていないが、このページの説明では便宜上M1～M4と表記している。）

これらの損傷モードのうち、M2とM3は、主要シナリオ及び追加シナリオで解析しているシナリオで用いられている。シナリオを設定するにあたり、キャニスタ損傷の発生数や発生時期の推定には、サイト条件のモデル化に使用しているDFNモデル手法を利用している。

• このモードは、最初の小さな損傷がやがては大きな損傷にまで至る場合の影響を検討するために使用されている。基本的変遷では、キャニスタ（銅製アウターシェル部分）の初期条件の設定は貫通ピンホール欠陥がないという前提であるが、キャニスタ損傷が発生した場合における処分場構成要素の性能を解析するために使用されている。

• ベントナイト緩衝材が浸食された場合に起こるキャニスタの損傷モードであり、低イオン濃度の氷河融水が緩衝材と接触した場合に生じうる。 安全機能C1と対応している。
• 銅製アウターシェルの腐食貫通発生時と、その内側の鋳鉄製インサートの腐食貫通発生時は異なる。

• 移流・腐食損傷モードは、亀裂が処分孔を横切っており、地下水がベントナイト緩衝材と接触している場所で発生すると考えられる。
• 処分孔を横切る「DFN仮想亀裂面」のサイズ（＝地下水流量の大きさ）に応じて、ベントナイト緩衝材が流出して移流条件が生じるまで時間が変わる。
• したがって、DFNモデル空間における処分孔レイアウトに基づいて、キャニスタ損傷本数の経時変化を算出できる。
• see p.362 Figure 9-103, Table 9-22 (Forsmarkの場合)

• 処分場付近での大きな地震（例えば、氷床荷重が変わる退氷期に発生する）の影響によって誘起される2次的な岩盤の移動の影響として起こりうる損傷モードである。安全機能C3と対応している。
• 銅製アウターシェルと鋳鉄製インサートは、同時に損傷する。

• 処分場から半径5km以内でマグニチュード６以上の地震が、12万年（氷期サイクル１回）あたりに発生する確率は3×10^-2（3%）である（専門家の判断）。
• 地震が発生した場合、ある一定以上の半径をもつ「DFN仮想亀裂面」の半径が大きくなり、処分孔を横切る位置で剪断移動損傷モードが発生すると考えられる。
• したがって、DFNモデル空間における処分孔レイアウトに基づいて、潜在的に剪断移動損傷モードが発生しうる処分孔の割合（潜在的に不適切な位置に設けられる処分孔の割合）を算出できる。
• 上記の処分孔の割合に、地震発生確率を乗じると、キャニスタ損傷数の期待値が計算できる。
• see p.332 Figure Table 9-19

• 氷河の上載荷重による地殻均衡圧が増加した結果起こりうる損傷モードである。安全機能C2と対応している。
• 銅製アウターシェルの損傷発生時と、その内側の鋳鉄製インサートが腐食によって貫通する時は異なる。

• ランドスケープ・モデル（Landscape model）は、定訳がないが（カナ表記では長くなるため）「地形モデル」とも言われる。
• このモデルを用いて導出する線量換算係数は、ランドスケープ線量換算係数 (Landscape Dose Factor)と言い、LDFと略記する。

ランドスケープモデルは、生態系の空間分布（生物圏）を複数のコンパートメント（区画）から構成されるネットワークとしてモデル化したものである。各コンパートメントには、沿岸、沼地、森林、農耕地、湖、海の生物圏オブジェクト（biosphere object）を割り当てる。各コンパートメントに割り当てる生物圏オブジェクトを変えることにより、地表景観（ランドスケープ）の変遷を描写する（例えば、海 → 沿岸 → 農耕地 → 森林）。コンパートメント・ネットワークは、核種放出点の経時変化と生態系の経時変化をすべて扱えるような複雑さをもつように構成する（Forsmarkは25個、Laxemarは26個のコンパートメントでモデル化）。

生物圏をランドスケープモデルで扱うことにより、放射性核種の生物圏全体での蓄積・分布状況の経時変化を現実的に表現する。例えば、海底の泥に蓄積していた核種が後になってから陸地に現れ、農耕地の土壌となって放射線源として被ばくに寄与する状況が考慮される。

ただし、ランドスケープモデルでは、井戸利用による被ばくは分けて扱っている。これは、井戸利用は地表に放出される前の地下水利用の形態であり、地表景観に依存しないためである。

ランドスケープモデルとして模擬された生物圏に、地圏から放射性核種が1Bq/yで放出されると仮定する。この生物圏において最大被ばくを受けるグループの実効線量を計算することにより、線量換算係数（単位：Sv/y per Bq/y）を評価している。

1. 処分場候補地域（フォルスマルクとラクセマル）について、BC.8000年（紀元前）～AC.10000年（西暦）まで（約２万年間）の地表景観（ランドスケープ）の変遷を1,000年単位でシミュレーションする。
   このシミュレーション期間は、氷期に積み重なった氷床が消失した時（BC.8000）から始まり、処分場候補地域は海面下にある（水没期）。氷床荷重が解放された結果としての隆起が続くことにより、処分場候補地域が海面上に現れる沿岸期、ボスニア湾（バルト海）が消失（AC.9000頃）して淡水湖沼が残る陸地期へと変遷する。シミュレーションの終わりは、気候が寒冷化して最初の永久凍土が生じると予想される直前まで（AC.10000頃）である。
2. 各コンパートメントに、生物圏オブジェクト（biosphere object）を割り当てる際には、すべての資源をそのコンパートメントから得ることができる人口グループの数も設定する（例えば、海の場合には1000人規模であり、陸地では1名未満のこともある）。
3. BC.8000年からAC.10000年まで、ランドスケープモデル内に1Bq/yでの核種放出が継続するとして計算する。地圏から生物圏への放出は、地表の水理地質モデルに基づく予想放出点をもとに、複数のコンパートメントに配分する。1000年単位で、各コンポーネントへの割り当て作業を行いつつ、当該コンポーネントですべての資源を得る人口グループが受ける実効線量を評価する。
4. 各計算ステップで、核種毎に、全コンパートメントについて見た場合の、構成員の実効線量の分布を“余累積分布関数”(CCDF: Complementary Cumulative Distribution Function)で近似評価する。これにより、最大被ばくを受ける個人の実効線量を算出する。（Figure 10-4を参照。近似曲線で、N=1となる場合の線量？）Figure 10-4を例にすると、青色破線で描かれた縦線で示された値（3.5×10^-13Sv/y per Bq/y）がこれに該当する。
5. 最大被ばくを受ける個人の実効線量率と、その1/10 の範囲における算術平均値から、最大被ばくを受けるグループの代表的個人に対する実効線量率を計算する。Figure 10-4を参照のこと。Figure 10-4を例にすると、青色破線と赤色破線で挟まれた線量区間に含まれるコンパートメントには、1,173人が含まれ、この集団が「最大被ばくを受けるグループ」となる。1,173人の線量の算術平均値が「最大被ばくを受けるグループの線量」となり、緑色破線で示された値（5.9×10^-14Sv/y per Bq/y）がこれに該当する。

SR-Can安全評価では、ランドスケープモデルを用いたシミュレーション結果から、LDFを以下の４期間について設定している。井戸利用シナリオで評価された線量換算係数がランドスケープモデルでの求められた値よりも大きい場合には、LDFの値は井戸利用シナリオで算出された値を設定する。

• 間氷期 (Interglacial period) … ランドスケープモデルを用いた線量計算結果から、BC.8000～AC.10000の間で最大の線量を与える計算区間（1000年単位）での換算係数をLDFとする。
• 永久凍土期 (Permafrost period) … AC.10000年（間氷期が終わる時点）におけるコンパートメントへの生物圏オブジェクトの割り当て状態について、農耕地が割り当てられているコンパートメントを森林または沼地に置き換えて計算することでLDFを設定する。
• 氷期 (Glacial period) … BC.8000年（間氷期の始まる時点）の線量換算係数をLDFとして設定する。

• 温暖化シナリオの場合の間氷期 (Greenhouse case) … AC.10000年（間氷期が終わる時点）におけるコンパートメントへの生物圏オブジェクトの割り当て状態がAC.50000まで維持され、ランドスケープモデルに1Bq/yの核種放出が継続するとして、BC.8000～AC.50000の間で最大の線量を与える計算区間（1000年単位）での換算係数をLDFとする。

SKB社はSR-Can安全評価において、“安全評価の目的（purpose、なぜ安全評価を行うのか）は、不確実性の取り扱い方（マネジメント）を左右するものである”と述べた上で、安全評価を行う目的として次の２つをあげている。

1. 規制要求事項に対する適合性を評価すること
2. 処分システムの設計、研究開発、サイト調査にフィードバックを提供すること

第１の目的について、十分な安全裕度を確保できるならば、多くの不確実性を悲観的に取り扱うことで目的を概ね達成できる。しかしながら、第２の目的については、処分場の安全性にとって重要な不確実性因子を明らかにし、詰め切っていない設計部分をどのように決定していくべきかを検討するために、洗練されたマネジメントが必要となるとの見解を述べている。

SKB社は、安全評価において取り組むべき不確実性を、以下のように分類している。

1. 問題構造に起因する不確実性 (System uncertainty) … 問題の捉え方が十分に包括的であるか、重要な側面を解析で正しく取り扱っているか。
2. 概念の不確実性 (Conceptual uncertainty) … 処分場の変遷（経時変化）で起こるプロセスのメカニズムの理解が正しいか、解析に用いるモデルの追従性と限界についても正しく理解しているか。
3. データの不確実性 (Data uncertainty) … データ項目間での相関（相互に矛盾している使い方はないか）、モデル変数（パラメータ）が自然の変動性を近似的に集約している性質のものかどうか、モデル変数自体の前提条件と実験データの取得条件間の整合性、データの外挿／内挿の扱い方など

• 安全評価において「専門家の判断」を要するものには、実験結果に関する科学者の見解から、将来の気候変遷の影響に関する専門家の判断、処分場の変遷に係わる特定のプロセス／現象が発生する見込みに関する評価まで、様々なものがある。安全評価のトレーサビリティを確保する観点から、データとプロセスの文書化において、所定の“書式テンプレート”（記述項目の見出し）を採用している。このテンプレートを共通的に使用することにより、どこで専門家の判断が行われ、誰によってどのように判断されたかを明確化するように工夫している。

• 安全評価において全ての因子が検討されることを確実にするために、FEP（特性・事象・プロセス）のデータベースを用いている。 FEPデータベースの網羅性を確保するとともに、その部分集合として、KBS-3処分概念（SKB社が採用している処分概念）で取り扱う必要があるすべてのFEPを収録したSR-Can FEPカタログを作成している。カタログを“初期状態FEP”、“内部プロセスFEP”、“外部影響FEP”などから構成しており、それぞれの情報セットが確実に得られるような分類方法を採用している。

• 評価するシナリオを選択するという作業は「主観的性質」を帯びるものだとの認識を踏まえ、誰にとっても納得感（confidence）のあるシナリオの選定結果に至るように、処分システムの安全機能に着目した、論理的なアプローチによって評価すべきシナリオを導出している。また、非現実的なシナリオを含めて、影響の上限を把握するための計算ケースも解析している。

• 最終的に選定されたシナリオの解析結果をまとめる際に、それらのシナリオによって不確実性のカバー（ヘッジ）状況を整理して報告するセクションを用意している。

• “処分システムの内部プロセス”の文書化では、記述すべき内容を定めた書式テンプレートを共通的に使用しており、プロセス及びそれに付随する概念の不確実性を一貫した方法で説明するように工夫している。各プロセスについて、安全評価を行う時点で残されている不確実性についても述べた上で、その情報に基づいて安全評価における当該プロセスの取り扱いを確立するという順序である。

• “処分システムの外部影響”（例えば、生物圏や気候変遷）については、様式化する際に、将来に起こりうる変遷の範囲をカバーできるように検討することで不確実性の大部分を管理している。

• SKB社は、安全評価の定量的な側面において使用される全ての入力データは、不確実性を伴うものであると認識している。計算結果の品質は、特に「入力データの品質」と「入力データの不確実性を取り扱う際の厳格性」に左右される。したがって、不確実性を伴う入力データの選定、及びその不確実性の取り扱いのために、方法論的アプローチが必要だとしている。

• SKB社の“値の割り当て手順”は、安全評価用のあらゆる関連データに使用すべきプロトコルという形を取っている。これはQA手順の一部でもある。データと不確実性の推定は、様々な対象領域で行なわれる。各種条件下における不確実性の評価や入力データの最終的な選定過程は、データ報告書に標準形式で提示する方法を採用している。具体的には、各データ項目について、専門家から提示された入力を列記し、それを踏まえてSR-Canチームが行なった判定結果を記述する方法である。

• 安全評価で用いるモデルを文書で解説し、計算を再現して監査できるようにすることも必要である。このためモデルの文書化においては、コードの検証結果や他のモデルとのベンチマーク結果を参照できるように配慮している。SR-Can安全評価ではプロセスとモデルの対応関係や様々なモデル間の関係を説明するために、評価モデルフローを図式化したり、プロセスとモデルの対応関係を明瞭にする方法を検討している。

SKB社は、使用済燃料の処分場の建設許可申請に添付する安全報告書（SR-Site）では、その結論部分において、安全評価結果に対する“信頼度の声明文”（Statement on the confidence）を提示する意向である。SKB社は、安全評価の結果に対する信頼度（confidence）の議論には、安全評価の“完全性”あるいは“包括性”が問題を含まれるとの認識であり、次の２つの質問に対する回答を用意することが必要である、と考えている。

1. 長期安全性と関連する因子はすべて特定されているか？
2. 特定されたすべての因子が、安全評価において十分に扱われているか？

これら２つの事項を確実にすべく成された取り組みは、安全評価での不確実性への取り組みに関する説明と重なると認識されている。SKB社は「SR-Canでの評価は包括的なものである一方、厳密な意味での完全性は決して証明し得ない」と考えており、「完全性が達成されないとして、たとえば重要な有害プロセスの特定を保証するためのあらゆる努力にもかかわらず、それが特定されないまま残るとした場合の考えうる影響を議論するのが妥当である」という考え方を述べている。SR-Can安全評価の段階では、その最も極端な例として「安全機能が早期に、かつ完全に喪失する場合の影響を議論する」という案を提示しているにとどまっている。

• 1. 安全評価書の位置付けとレビュー
• 2. 処分システムと安全要件 | 対象廃棄物 / 想定処分地 / 処分概念 / 放射線防護基準
• 3. 安全評価の進め方 | FEP / シナリオ / モデル / 不確実性の取り扱い ← NOW You are Here!
• 4. 評価結果