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-====== フィンランド（POSIVA 2010-02）======
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-/*
-{{http://www2.rwmc.or.jp/images/flags_iso/48/fi.png|フィンランド}}
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-*/
-セーフティケース中間概要報告書2009、 Posiva report 2010-02、ポシヴァ社（2010年）
-Posiva Oy; Interim Summary Report of the Safety Case 2009. POSIVA 2010-02. (March 2010)
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-  * [[tidb>Posiva_R2010-02]]（TIDB翻訳）
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-  * あしからず
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-===== 安全評価書の位置付け =====
-<WRAP right 190px box>
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-図1 セーフティケース・ポートフォリオを構成する主要報告書（青色）と、技術的及び科学的な支援活動からの主な入力情報（白色）
-</WRAP>
-ポシヴァ社は2012年に、オルキルオトにおいて使用済燃料の最終処分場の建設許可を申請する予定である。建設許可申請においてポシヴァ社は予備的安全解析書（PSAR）  ((Preliminary Safety Analysis Report))  を取りまとめ、規制機関へ提出を行うが、セーフティケースはPSARを支援する文書となる、としている。また、「原子力廃棄物の処分の安全性に関する政令」においても、原子力廃棄物処分場の建設許可申請時に申請者がセーフティケースを提出することが規定されており、2010年現在、ポシヴァ社は、セーフティケースの作成を進めている。また、政令において、セーフティケースは、操業許可申請時、及び許可条件に特段の記載がない限り15年毎に更新することが規定されている。
-ポシヴァ社は、セーフティケースを図1のような8つの主要報告書、及び関連する技術報告書からなるポートフォリオの構成で作成する予定である。また、ポシヴァ社は、ポートフォリオを構成するそれぞれの報告書を段階的に更新する予定である。「セーフティケース中間概要報告書2009」（以下、中間概要報告書とする）はセーフティケース・ポートフォリオにある「概要」報告書の暫定版と位置付けられている。
-※参考：別ページにて解説している[[sa:posiva_rnt2008|RNT-2008報告書]]は、生物圏評価報告書2009（Posiva report 2010-03）とともに「シナリオの解析」報告書の暫定版と位置付けられている。
-==== 評価のねらい／目的 ====
-ポシヴァ社は、中間概要報告書の中で、セーフティケースを「計画中の処分場の長期安全性と、長期安全性に対する専門家の信頼のレベルを定量化し、立証するための証拠、分析及び論拠をまとめたもの」と定義している。本報告書では、時間の変遷とともに生じる処分システムの変化を取り扱うシナリオの作成に用いるアプローチの概要を示し、これらのシナリオについて記述し、これらのシナリオの分析に用いられる主要モデル及びコンピュータ・コードに関する説明を行っている。さらに、地層処分場の長期安全性に関するフィンランドの規制要件の遵守について論じるほか、計画された処分場の長期安全性に対する信頼（ポシヴァ社の側の信頼）の根拠となる主な証拠、論拠及び解析を提示している。
-また、中間概要報告書の作成は、以下の検討事項にとっての叩き台という意味で有益なものと考えられる、としている。
-  * セーフティケースの構成。
-  * 提示される証拠、論拠及び解析のタイプ。
-  * 2012年に提出する予備的安全解析報告書で取り扱われる、セーフティケースに関して計画されている方法論。
-  * 当該セーフティケースの現時点での成熟度。
-ポシヴァ社によれば、中間概要報告書の取りまとめ時点での評価には、人間侵入シナリオの解析が実施されていないこと、及び様々な方法によるキャニスタ破損の発生率または確率に関する分析が欠けている、としている。中間概要報告書における解析、とくにこれらの解析を実施する中で明らかになった限界及び知識不足に関する情報は、原子力廃棄物管理に関する3ヵ年の研究技術開発計画、TKS-2009（Posiva社 2009年）にとっての鍵となる入力情報となっている。
-TKS-2009で得られた調査結果は順次、予備的安全解析報告書及び最終安全解析報告書のために今後更新されてゆく、概要報告書に組み込まれることになっている。
-===== 対象廃棄物 =====
-<WRAP right 190px box>
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f02.png}}
-図2 銅―鋳鉄製キャニスタ
-</WRAP>
-基の発電用原子炉で使用される3種類（BWR、VVER440、EPR）の異なる型の使用済燃料の処分を対象に設定され、廃棄物の最大処分量は約6,500tUとされている。
-しかし、新規原子炉の建設計画に対応して最大処分量の拡大が計画されており、最終的な使用済燃料の仕様および核種インベントリは2010年～2011年のプラン状況に基づき決定されることになっている（※）。
-（※：2010年5月の政府による原則決定、及び同年7月のフィンランド国会による承認により、オルキルオト処分場にて処分可能な使用済燃料の最大処分量は9000トンとなっている）
-「放射性核種の放出および移行」報告書の線量評価では、核種インベントリは、燃料の燃焼度を40MWd/kgU、濃縮度は現在が最大であるとし、冷却期間を30年間と仮定している。
-使用済燃料は、鋳鉄製インサートおよび厚さ50mmの銅製オーバーパックに封入される（図2）。銅製オーバーパックの寿命は、設計上では10万年間とされている。
-中間概要報告書では、主に単一のキャニスタが破損した事象の線量解析が検討され、複数のキャニスタが破損する場合の影響が検討されている事象は、岩石剪断に起因するキャニスタの破損の場合のみとなっている。複数のキャニスタが破損する可能性の取り扱いは、今後のセーフティケースの概念化と方法論の開発における鍵となっている。
-===== 放射線防護基準 =====
-フィンランドの廃棄物処分に関する放射線防護の規制要件は、2008年に制定された「原子力廃棄物の処分の安全性に関する政令」、及び規制機関である放射線・原子力安全センター（STUK）による指針により与えられている。STUKは2010年現在、原子力廃棄物処分に関する詳細安全規則を改訂中であるが、中間概要報告書では、改訂中の指針「原子力廃棄物の最終処分」のドラフトに示されている放射線防護基準を引用している。政令及びドラフト版の指針では下記の規制要件が定められている。なお、処分場閉鎖後から少なくとも数千年間の期間とそれ以降の期間で、異なる評価基準を用いることが規定されている。
-=== ○最低でも数千年間の期間（線量率に係る基準を規定）===
-  * 最も高い被ばくを受ける人々の年間線量の拘束値： 0.1 mSv/y。最も高い被ばくを受ける個人の年間線量は、最も高い放射線被ばくが様々な経路を通じて起こる処分サイトの近くで生活する自給自足が可能な家族または小さな村落共同体等に起こる平均量に対応。
-  * より大きなグループに含まれる人々が受ける年間の平均被ばく線量が、最大被ばくを受ける個人に関する拘束値の1/100～1/10を超えない（0.001～0.01mSv/y）
-=== ○上記の期間以降（地圏から生物圏への核種放出率に係る基準を規定）===
-  * 核種の比放射能の放出量とそれぞれの拘束値との間の比率の合計が1を下回ること。なお、放射能の放出率は最大で1000年間にわたり平均することが出来る。また、具体的な放射能放出率との比較に用いられる規制拘束値はドラフト版の指針の中で定められているとしている。
-  * 偶発的な事象の安全面から見た重要性の評価は、実行可能な場合に、それによって得られた年間線量または放射能放出を計算した上で、見積もられた発生確率をそれに乗じる、としている。
-===== 処分概念 =====
-==== 地質環境 ====
-<WRAP right 190px box>
-{{gallery>:sa:rnt2008_f01.jpg}}
-図3 オルキルオト島の位置図
-</WRAP>
-フィンランドでは、2000年の政府による原則決定、2001年の議会の承認により、使用済燃料の最終処分地をユーラヨキ州のオルキルオト（図3参照）とすることが決定された。オルキルオトは面積が約12km<sup>2</sup>の島であり、平均海抜は5mとなっている。
-オルキルオトの詳細な情報を得るために、2004年より地下特性調査施設（ONKALO）の建設が開始されている。
-最終的に処分場の一部となるとなる予定のONKALO周辺の岩盤は、強い褶曲を受けた18～19億年前の片麻岩が主体となる結晶質岩盤である。
-オルキルオトでは後氷期の影響により、年間約6mmの速度で土地が隆起している。
-地下水中の塩分濃度は深度が深くなるにつれ高くなる傾向にあり、処分場深度（約400m）の塩分濃度は1リットル当たり10～20 gである。
-<WRAP clear></WRAP>
-==== 処分場設計 ====
-<WRAP right 190px box>
-{{gallery>:sa:rnt2008_f02.jpg}}
-図4 KBS-3V処分概念の構成要素
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f05.png}}
-図5 結晶質基盤岩における使用済燃料向けKBS-3タイプ処分場に関する安全概念の概略図
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f06.png}}
-図6 KBS-3V（左上）及びKBS-3H（右上）処分場設計の原則と、KBS-3H設計（下）及びスーパーコンテナ（右上）の詳細な具体例</WRAP>
-最終処分場の処分概念は、スウェーデンのSKB社が1983年に提案したKBS-3処分概念に基づいている。
-KBS-3処分概念には、キャニスタを縦置きに定置するKBS-3V概念と横置きに定置するKBS-3H概念があるが、セーフティケース計画ではKBS-3V概念をレファレンス概念としている。
-KBS-3処分概念では、使用済燃料を鋳鉄製インサートと銅製オーバーパックからなるキャニスタに封入し核種の閉じ込め性を期待する。
-キャニスタは地下深部（評価上の深度は約420m）に掘削した処分孔に縦置きで定置し生物圏から隔離する。
-定置したキャニスタの周囲には、ベントナイト層からなる緩衝材を設置し、キャニスタ、緩衝材、岩盤等からなる多重バリアシステムを構成する処分概念である（図4参照）。
-KBS-3法による安全概念は、処分の長期安全性を、使用済燃料を地下深部に隔離し、その放射性核種を多重バリアシステム（人工バリア・天然バリア）によって閉じ込めることによって達成するとしている。多重バリアシステムはいずれか単一の有害な事象またはシステムの不備によって安全性の確保が危険にさらされるようなことがないようにするためのものとしている。使用済燃料に含まれる放射性核種の閉じ込めは、何よりも使用済燃料を水密性及び気密性を備えたシーリングの施されたキャニスタに封入することによりもたらされるとしている。図5には安全機能の働きを支援するシステムの鍵となる特性が赤色の柱及びブロックとして表されている。また、緑色の柱及びブロックは、キャニスタに破損が生じた場合に、放射性核種の放出を制限し、核種移行を遅延させる役割を果たす、安全システムの二次的な特徴を示している。「二次的」という側面は、これらの特性がキャニスタの破損が生じた場合のみ重要となるためである。
-中間概要報告書では、KBS-3Vの代替概念であるKBS-3H概念による処分場の安全性調査の要約についても取り上げている。KBS-3H概念による処分システムは、複数のキャニスタが長さ100～300 mの処分横坑システムに、水平方向に定置される（図6）。処分横坑沿いに定置されるキャニスタの一つ一つが緩衝材により隔てられる。また、KBS-3H概念による処分では、キャニスタは「スーパーコンテナ」と呼ばれるアセンブリに再パッケージングされる。現行設計においてこのスーパーコンテナは、鋼鉄製シェル・シリンダ内にベントナイトによって取り囲まれたキャニスタを収容する構成となっている。
-<WRAP clear></WRAP>
-\\
-====== 安全評価の方法論について ======
-===== シナリオ =====
-<WRAP right 190px box>
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f07.png}}
-図7 ポシヴァ社による安全評価シナリオの分類
-</WRAP>
-フィンランドでは、安全評価に適用されるシナリオの多くが規制要件となっているため、シナリオの策定では最初に分析対象となるシナリオを選定または定義し、そのシナリオにおける処分場の変遷を記述した上で処分場の長期安全性に関連する特性、事象およびプロセス（FEP）をプロセス報告書に整理し、専門家の判断のもとに重要なFEPの検討対象からの漏れがないかどうかを確認するトップダウン・アプローチが用いられている。
-（ :?:   上記の記述は、中間概要報告書のどのあたりに記述されているのでしょうか。:?: ）
-安全評価に適用されるシナリオは、大別して気候シナリオ、基本シナリオ、評価（擾乱）シナリオに分類されている（図7）。処分場の長期的変遷が気候変動に関連するFEPに強く影響を受けることから、基本シナリオと評価シナリオの外側に気候シナリオが存在する。
-気候シナリオには、2つのシナリオが検討されている。
-  * ウルム氷期の繰り返しを仮定するシナリオ
-  * 地球温暖化を想定したシナリオ
-====　基本シナリオ　====
-基本シナリオは、処分場の変遷プロセスの検討結果からキャニスタからの核種放出がないと判断されており、線量計算を必要としないシナリオである。
-====　評価シナリオ　====
-評価シナリオは、処分システムの経時的変化に伴い核種が放出され、人間やその他の生物相の放射線被ばくの可能性につながるすべての道筋が含まれる。
-評価シナリオは、「処分場評価シナリオ」、「線量評価シナリオ」及び「人間侵入シナリオ」に分類される。
-===　処分場評価シナリオ　===
-処分場評価シナリオは、処分場内部と外部で発生する潜在的に有害なFEPに伴う不確実性の結果として、放射性核種の放出につながる処分場の変遷に想定可能な初期状態とその後の過程を取り扱うものとして、開発される。これらは一般に発生確率の低いものであるが、一部には発生確率がまだ明確になっていないものもある。
-処分場内部で発生する潜在的に有害なFEPは以下が特定されている
-  * キャニスタにおける貫通欠陥及び非貫通欠陥と、早期放出につながる可能性のあるその他の欠陥が存在する可能性
-  * 銅の腐食や放射性核種移行などの影響を生じさせる可能性のある緩衝物質の欠落、喪失または再分配につながるプロセス
-  * 同様に銅の腐食や放射性核種の移行などの影響を生じさせる可能性のある緩衝材/岩石境界面の擾乱につながるプロセス
-  * キャニスタ内部で発生する気体
-  * 臨界（中間概要報告書の段階ではシナリオ解析は実施されていない）
-　処分場外部で発生する潜在的に有害なFEPは以下が特定されている
-  * 緩衝材の凍結
-  * 平衡荷重に起因するキャニスタの破損
-  * 処分場深度への酸素の移行
-  * 氷河融氷水にさらされることで生じる緩衝材の喪失
-  * 岩石剪断に起因するキャニスタの破損
-処分場評価シナリオは以下の表にまとめられる。
-^ 処分場評価シナリオ                           ^
-| **欠陥キャニスタシナリオ**              |
-| DCS-I：貫通欠陥の発生時期が遅い（10000年後）     |
-| DCS-II：貫通欠陥の発生時期が早い （t = 0）   |
-| **補足的なシナリオ** （additional scenarios）                   |
-| ADI-1：地震/岩石剪断：定置孔を横切る亀裂に突然変位で生じた結果として、キャニスタが破損する   |
-| AD-II：緩衝材に影響を及ぼす破壊的事象－（緩衝材の定置ミス、低濃度の氷河融氷水の浸入など）の結果として、キャニスタが破損する |
-| AD-III：気体によって、キャニスタ及び定置孔から、瞬時放出割合が成立する形で水及び/または揮発形態の放射性核種（C-14）が、排出される |
-| :::                        |
-===　線量評価シナリオ　===
-線量評価シナリオは、地表環境において放射性核種が最終的にどうなるのか、について記述するシナリオである。線量評価シナリオには、基本シナリオにとっての構成要素でもある地表環境の変遷、及び（規制要件で求められている少なくとも数千年間の）線量評価の期間において、地表環境にどのように人間及びその他の生物相が居住/生息し、また当該環境をどのように利用するのかに関する変遷の道筋が、含まれる。
-線量評価シナリオの作成においては、「気候変動」と「土地利用」が重要な鍵となる。
-下表に、線量評価シナリオ作成のために検討される潜在的な将来の気候状態と広範な土地利用の種類を示す。
-^ シナリオ作成要因 ^ 記述及びバリアントへの分割 ^
-|気候　| **CL1：「現在の気候」** |
-| :::                        | －　線量評価時間窓において不変の気候条件 |
-| :::                        | －　後氷期の土地隆起に起因する海水位の変化 |
-| :::                        | －　現状のままの動植物|
-| :::                        |Cl2「より暖かい気候」 |
-| :::                        | －　線量評価時間窓において上昇する温度  |
-| :::                        | －　後氷期の土地隆起に起因する海水位の変化と、より温暖な気候における地球規模の海水位の変化 |
-| :::                        | －　動植物の変化  |
-| :::                        | :::                        |
-| 土地利用 | **LU1：「現在の土地利用」** |
-| :::                        | －　想定された現時点での土地利用の特性（耕作、林業及び人口統計面での特性）  |
-| :::                        | －　線量評価時間窓において不変の土地利用 |
-| :::                        | LU2：「都市化」  |
-| :::                        | －　サイトが、線量評価時間窓の範囲内で都市部へと変化 |
-| :::                        | LU3：「荒野」    |
-| :::                        | －　線量評価の時間窓の枠内で、当該サイトを人々が放棄し、その自然の状態に放置する（人が定住しておらず、耕作もなされてない） |
-中間概要報告書の段階では、線量評価シナリオは、上表における「CL1：現在の気候」と「LU1：現在の土地利用」の組み合わせからなる**線量評価基本シナリオ**のみが解析されている。
-===　人間侵入シナリオ　===
-処分場サイトにおける人間侵入シナリオは、人間社会と科学技術水準の状況の経時的変化に伴う不確実性の影響を考慮する必要があるが、このような不確実性は保守的な線量解析では全面的に評価することができないため、「様式化された仮定」に基づきシナリオの確率と影響を見積もる必要がある。
-中間概要報告書では人間侵入シナリオの解析は行われておらず、2012年までに生物圏評価の一部として実施される、としている。
-<WRAP todo>
-作成予定
-  * シナリオ構築方法論
-  * どのようなFEP（出典）を用いたか、及びスクリーニング方法の考え方
-  * 基本シナリオ、変動シナリオ等の概要
-</WRAP>
-===== モデル =====
-<WRAP right 190px box>
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f08.png}}
-図8 モデル及び情報の流れ
-</WRAP>
-評価シナリオにおいて、処分システムから放出された核種が最終的にどのようになるのか（fate of radionuclides）は、定量的なモデルを使用して分析される。
-セーフティケースにおける全体的なモデル化プロセスを図8に示す。
-燃料からの核種放出、それに続く、人工バリア（緩衝材等）及び天然バリア（地圏）における核種移行がモデル化され、シナリオ解析において、処分システムから生物圏への核種フラックスの見積もりに使用される。規制要件に示されている少なくとも数千年間の期間においては、被ばく線量見積もりのために、生物圏における核種移行モデルが使用される。
-これらのモデル化は、オルキルオトサイトの基盤岩の記述、処分システムの記述といったインプット情報により支援される。また、「地下水流動モデル」や生物圏評価において必要な「ランドスケープモデル」といった支援モデルにより、核種移行解析において主要な核種放出及び移行モデルにとって鍵となる入力情報がもたらされる。
-支援モデルの概要を以下に記す。
-  * **地下水流動モデル**（EPMモデルやDFNモデル）は、人工バリア／地圏境界における地下水流動と、地圏における地下水流動パラメータ（移行抵抗）のインプット情報を与えるために使用される。また、「地表及び地中の水文学的モデル」のモデル化に利用される
-  * **地表及び地中の水文学的モデル**は、将来の地表において、放射性核種の放出場所の単純化されたパターンを予測するために利用される
-  * **地形及び生態系の展開モデル**は、生物圏評価を行うために必要な、将来の地表環境における地形と生態系の特定を行うために用いられ、その結果は「地表及び地中の水文学的モデル」と「ランドスケープモデル」において利用される
-  * **ランドスケープモデル**は、人間その他の生物相への被ばく線量の影響を分析するための、生物圏オブジェクトと核種放出パターンの組み合わせによる、時間依存性のある放射性核種移行モデルである
-==== 使用済燃料からの放射性核種放出のモデル ====
-キャニスタの破損、水との接触に伴い、以下の放出に関連する現象についてモデル化されている。
-  * 瞬時放出割合（instant release fractions:IRF）
-  * 長期間にわたるゆっくりとした燃料劣化に伴う調和放出
-  * 溶解度
-__瞬時放出割合__は、燃料の粒界に存在する放射性核種インベントリが迅速に溶液に放出されることをモデル化している。
-データは、SR-Canデータ報告書に記載された保守的な値を採用している。
-^ 元素    ^ C   ^ Cl   ^ Se   ^ Sr  ^ Tc  ^ Pd  ^ Sn  ^ I  ^ Cs  ^
-| IRF(%)  | 10 | 10  | 0.1  | 1  | 1  | 1  | 0.01  | 5  | 5  |
-__長期間にわたるゆっくりとした燃料劣化に伴う調和放出__は、一定の燃料劣化速度に伴い、一定の核種放出が起こることによりモデル化されている。文献に基づき、燃料劣化速度のデータは10<sup>-7</sup>(yr<sup>-1</sup>)が採用され、例外的なケースでは、10<sup>-6</sup>(yr<sup>-1</sup>)が用いられている。
-__溶解度__は、様々な地下水の種類（低濃度水／汽水、塩水、融氷水）において評価された文献値（Grivéほか、2007年）を採用している。
-その他、ジルカロイの腐食、及び燃料集合体の他の金属腐食に伴う核種放出プロセスがモデル化されている。
-==== ニアフィールド及び地圏における放射性核種移行のモデル ====
-=== ニアフィールドにおける核種移行 ===
-<WRAP right 190px box>
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f09.png}}
-式1 ニアフィールドの拡散移行モデル式
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f10.png}}
-図9 KBS-3V処分場に関する概念的なニアフィールド移行モデル
-</WRAP>
-ニアフィールドにおいて、緩衝材がその性能目標通りの性能を示した場合、緩衝材で生じる主な放射性核種移行プロセスは、拡散となる。コロイドとして存在する可能性がある放射性核種の、緩衝材を通じた移行は、緩衝材の微孔性構造によって阻止される。
-拡散は、液相の拡散と固相の吸着を考慮した1次元の拡散方程式によりモデル化されている（式1）。
-KBS-3V概念における緩衝材から地圏への放射性核種の移行は以下の3つの代替経路によってモデル化される（図9）。
-  * 緩衝材から、処分孔と交差している母岩亀裂に直接つながる経路（Q<sub>F</sub>）
-  * 緩衝材から、処分孔上部の埋め戻し材に、さらには処分坑道のEDZにつながる経路（Q<sub>DZ</sub>）
-  * 緩衝材から、処分坑道の埋め戻し材に、さらには処分坑道のEDZにつながる経路（Q<sub>TDZ</sub>）
-ニアフィールドから地圏への核種移行速度は実行流量Q<sub>F</sub>、Q<sub>DZ</sub>、Q<sub>TDZ</sub>により制御される。実行流量は**地下水流動モデル**（EPMモデル）による結果により決定される。
-<WRAP clear></WRAP>
-=== 地圏における核種移行 ===
-<WRAP right 190px box>
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f11.png}}
-図10 概念的な地圏移行モデル
-{{gallery>:sa:iscsr2009_f12.png}}
-式2 地圏における移行モデル式
-</WRAP>
-地圏における放射性核種は、透水量係数の高い亀裂を通じて、移流により移行するものとしてモデル化される。また、亀裂面の岩石の隙間や岩石マトリクスの間隙へ溶質のマトリクス拡散が、地圏中を移行する放射性核種の遅延メカニズムとしてモデル化されている（図10）。
-時刻//t//=0での亀裂開始点での流入において、安定な種による一定水相濃度//C<sub>0</sub>//が支配的である場合、移流による遅れを除外すると、亀裂内の距離//L//での水相濃度は式2で表わされる。
-<WRAP clear></WRAP>
-==== 生物圏における放射性核種移行のモデル ====
-<WRAP todo>
-作成予定
-  * 廃棄体からの核種放出モデル・考え方
-  * 人工バリア中の核種移行モデル（収着、拡散、移流の影響の考え方、核種移行モデルの概略（1次元の移流分散方程式等））
-  * 地圏における核種移行モデル（亀裂性媒体中の地下水移流、多孔質媒体中の移行の考え方、核種移行モデルの概略）
-  * 生物圏における核種移行及び被ばく線量の見積もり方法（生物圏モデルの概略、被ばく経路の考え方、線量換算係数）
-  * それぞれのモデルで使用されたデータ（出典等）
-</WRAP>
-===== 不確実性の取り扱い =====
-セーフティケースの様々な部分のモデルで使用するパラメータ値、概念化および理論的な仮定がモデルにより得られる結果にどのように影響するのか、また結果に最大限の影響を及ぼす不確実性の発生源を特定することがセーフティケースに不可欠な構成要素である、としている。
-評価シナリオの作成時に、処分システムの安全性（安全機能の喪失）に影響を及ぼす可能性があるFEPおよび不確実性を特定することにより、不確実性は評価シナリオに取り込まれ、一定範囲の計算ケースを定義することにより処理されている。特定の計算ケースについて核種移行モデル化に伴う不確実性は、
-  - 入力データの不確実性
-  - モデル化プロセス自体の不確実性
-に分類できる。入力データの不確実性は、適切なパラメータ値を選定することにより処理される。安全評価に使用される入力データについては、
-  * プロセス報告書への一定の書式に従った記述（文書化）
-  * FEPの網羅性（NEA国際FEPデータベース、ポシヴァ社による2004年発行のプロセス報告書、SR-Can FEPリストとの比較）
-を実施している。プロセス報告書では、モデルの概要や入力データを記述するとともに入力データの信頼性も考察している。また、モデルに関しては、解析解との比較やINTERVAL等の国際共同プロジェクト等を利用して、同じ支配方程式に基づく代替解析コードの計算結果との比較および試験結果との比較により解析コードの妥当性が検証されている。
-モデル化プロセスの仮定については、ニアフィールド、地圏、生物圏のモデル化プロセス及びモデルの単純化の概要を整理しており、個別の計算ケースにおいて現時点の科学的な理解とそれらの不確実性に応じてモデルを選定できるようにしている。
-<WRAP todo>
-作成予定
-  * 不確実性の取扱い方法の基本的な考え方
-  * モデル及びデータの設定方法
-  * 解析方法
-</WRAP>
-===== 評価結果 =====
-<WRAP todo>
-作成予定
-  * 上記の各モデルにおける核種移行のフラックスの結果
-  * 線量評価の結果（基本シナリオ、変動シナリオ等
-</WRAP>
-\\
-====== 規制機関によるレビュー ======
-（文書名、発行時期、簡単な概要を記入）
-本報告書に対する規制機関による評価は2010年末現在公表されていない。