目次

SR-Can (スウェーデン)

安全評価の方法論について

(SR-Canプロジェクト:2006年)


安全評価はどのように行っているのですか…

SR-Can安全評価の進め方

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

FEPの取り扱い


Figure 3-2 FEPの取り扱い

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)。


シナリオ


Table 11-1 シナリオ選定の結果

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

シナリオ導出方法:安全機能の概念を利用した評価シナリオの導出

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。


**安全機能 -> 安全機能指標 -> 安全機能指標基準**


Figure 7-2 安全機能 → 安全機能指標 → 安全機能指標基準

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。


(a)基本的変遷に対応するシナリオ(=主要シナリオ)の設定

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、

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。


(b)追加シナリオの導出 ->「発生確率の低いシナリオ」と「残余シナリオ」への分類

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。

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。


(2) 「将来の人間活動に関連したシナリオ」の導出

シナリオ導出方法

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。

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。



モデル

サイト記述モデル(SDM):サイト条件(岩盤条件・地圏)のモデル化


Figure 9-28 DFNモデルの例

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。

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。


核種移行解析モデルの概要


Figure 10-12

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のモデル


Figure 10-2

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。

(M1) ピンホール欠陥成長モード ("growing pinhole failure" mode)


(M2) 移流・腐食損傷モード ("advection/corrosion failure" mode)


Figure 9-103

★DFNモデルを用いたキャニスタ損傷の発生時期と本数の推定


(M3) せん断移動損傷モード ("shear movement failure" mode)


Table 9-19

★DFNモデルを用いたキャニスタ損傷の発生確率の推定


(M4) 地殻均衡荷重損傷モード ("isostatic load failure" mode)


ランドスケープモデル:生物圏のモデル化と線量換算係数の導出方法


Figure 10-6 Forsmarkの
ランドスケープ・モデル

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を用いた線量換算係数(LDF)の評価方法


Figure 10-4

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。

LDFの設定


Figure 5-2 (TR-06-15)

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。


不確実性の取り扱い

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。


不確実性の分類

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


SR-Can安全評価における“不確実性への取り組み”

“専門家の判断”の文書化

問題構造に起因する不確実性への対応 -> KBS-3処分概念に特化したFEPのカタログ化

シナリオの選択における対応 -> 安全機能を起点としたシナリオ導出

概念の不確実性への対応

データの不確実性への対応

モデルの文書化


安全報告書の結論セクションにおける “不確実性の取り扱い”の総括のしかた

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。