高放废物地质处置库安全评价景象研究进展

张自禄

（西北核技术研究所，西安710024）

高放废物地质处置库安全评价景象研究进展

张自禄

（西北核技术研究所，西安710024）

总结了高放废物地质处置安全评价中的景象构建方法，介绍了目前国际上通用的系统景象构建过程，包括与处置库长期安全相关的特征、事件和过程的识别、筛选和分析以及景象生成和筛选等，对影响图和交互矩阵两种因素分析工具、由上而下和由下而上两种景象生成方法做了叙述，最后对国际上部分放射性废物地质处置库安全评价中的景象进行了归纳，并对当前安全评价中景象构建的现状和发展进行了评述。

放射性废物；地质处置；安全评价；景象；综述

景象就是“假想的或假设的一系列工况和（或）事件，在分析或评价中最常用来代表未来可能发生的、拟作为模式的工况和（或）事件，例如核设施可能发生的事故，或处置库及其周围环境今后可能发生的演变”［1］。景象为安全评价的开展提供了背景和框架，关系着模型的开发和数据的收集，为处置库开发部门、法规制定部门以及在处置库安全中的利益相关者提供了一个重要的交流平台，是建立安全评价信心的一个重要内容，是对评价进行独立核查时的一个关注焦点［2］。构建景象的目的是［3］:识别和记录所有与处置库性能或安全有关的特征、事件和过程（Feature，Event，Process，简称FEPs），将所选FEPs组织成与安全评价相符的景象，为景象的筛选提供可追溯的技术论据，为定量分析中景象的确定奠定基础，并为FEPs的排除提供文件证据，为模型开发和数据收集提供指导。

1 景象构建方法

放射性废物处置库安全评价景象的开发方法可分为4种，即，人为判断法、故障树/事件树法、模拟法和系统法［4-8］。人为判断法又称专家判断法，完全依赖于人的主观认识和经验构建景象，是一种非正式的景象生成方法。事件树分析是一种推理分析技术，通过将各工程体系组成部分的故障事件进行耦合导出整体系统可能会发生的故障，采用这种方法需要处理的耦合数目一般很大，很难进行处理［6］。模拟法是一种与上述方法完全不同的景象生成方法，需要构建计算机模型模拟环境的演变，这种方法最大的缺点是很难获取大量输入参数可靠的概率分布函数。

一般而言，对影响处置库安全、放射性核素迁移以及人员所受辐射照射危害的FEPs进行识别和分析是景象构建中必须首先研究的内容，许多国家在开展处置库安全评价时都建立了具体项目的FEPs清单［9-11］，欧洲经济合作与发展组织的核能机构（OECD/NEA）在这些清单的基础上总结得到了NEA FEP国际数据库［12-13］，进而促使越来越多的国家开始采用基于FEPs的系统方法来构建景象［14］。这种系统方法一般包括FEPs的识别和筛选、FEPs的分析、由FEPs构建景象、景象筛选和确定4个步骤［7-8］。

1.1 FEP的识别和筛选

在开展具体项目FEPs的识别和筛选时，一般先选择国际FEPs数据库或其他项目FEPs数据库中的FEPs列表作为参考基础，然后根据具体项目的评价背景和处置场、处置库等的具体特征去除某些FEPs，保留需要考虑的FEPs，最终建立具体项目的FEPs清单。

FEPs筛选时一般遵循如下标准［15］:1）法规强制要求的必须考虑；2）与处置库和场址实际情况无关或与评价目的和目标等背景无关的不予考虑；3）发生概率很低的一般不予考虑；4）后果严重、程度很小的一般不予考虑。

1.2 FEPs的分析

对筛选后的FEPs进行分析，目的是了解这些FEPs的归属，尽可能保障FEPs清单的全面性，更深入地认识这些FEPs在处置库体系演变过程中的作用和相互关系，为下一步由FEPs生成景象奠定基础。为了增强由FEPs生成景象的透明度，尽量减少主观评判的随意性，人们越来越重视FEPs的结构化、可视化处理和FEPs及其相互关系重要性的评估等，其中影响图和交互矩阵是FEPs分析最常用的两种工具。

1.2.1 影响图

影响图是由方框和带方向箭头的连线组成的图，方框代表FEPs，方框间的连线代表FEPs之间的关系，箭头方向表示作用方向。

以瑞典［17］为SFL3-5概念处置库安全评价所建立的景象开发方法为例，景象开发的步骤是:首先构建基本影响图，然后由基本影响图开发景象影响图，最后生成景象和计算案例。基本影响图的构建方法是:汇编所有与研究体系相关的FEPs后，在影响图中用方框加FEPs名称表示，然后判断每个FEPs与其他FEPs是否存在相互作用，用方向箭头表示作用方向，用惟一的代码表示作用名称。每两个FEPs间有可能存在多个相互作用。为了使影响图更详细，可以用文件记录每个FEPs的定义及其与其他FEPs相互作用的具体含义。参考景象影响图的构建方法是:首先假定处置库能够保持预期的性能和符合预期的将来演变，过程系统的边界条件不变，然后分析基本影响图中的FEPs及其相互作用，去除与参考景象假设条件不符的FEPs和相互作用，得到参考景象影响图，接着分析影响图中每一个FEPs及其相互作用，评估相互作用的重要程度，并用不同的数字代替重要程度的大小，将低于某一标准的所有相互作用去除，即得到简化的参考景象影响图。其他景象影响图的构建方法是:在未简化的参考景象影响图的基础上，首先选择一个外部FEPs或外部FEPs组合，判断处置库体系中能够受这些外部FEPs影响的内部FEPs，然后按照与分析参考景象影响图类似的方法分析后续受到影响的FEPs、路线和重要程度。

影响图工具可以详细描述各FEPs之间的相互关系，但FEPs数目一般都比较多，这就使影响图显得很复杂，不易理解，对其核查和评估往往也很费时、费力。

1.2.2 交互矩阵

交互矩阵是岩石工程系统方法中的一个基本工具，其目的是确保所有问题均能被考虑。在交互矩阵中，将主变量或参数列于主对角线，将主变量之间的相互作用列于次对角线。采用交互矩阵可以对处置库评价中所有的FEPs进行结构化处理，也可以对FEPs的完备性进行检查。构建交互矩阵就是将FEPs分别填充到矩阵中的对应位置，一般将FEPs分成两大类，一类归属于主对角线元素，这些元素通常代表物理屏障，如废物包、容器、缓冲层和回填层、工程扰动区、主岩、地下水、溶质和生物圈等；另一类归属于相互作用元素，这些元素代表主对角线元素之间的相互作用。瑞典的Eng等［17］在利用矩阵进行分析时，将FEPs分成了六类，分别属于变量Pi、变异变量Pi′、相互作用Iij、变异相互作用Iij′、矩阵内的路径M、整个矩阵的演变M′。将所有FEPs填入矩阵后，分析未填充方框对应对角元素的相互作用，观察是否有遗漏FEPs的可能，根据分析结果有时需要生成新的FEPs。交互矩阵构建完成后，在某些假设下分析所有相互作用的重要程度，去除某一级别以下的相互作用，获得简化矩阵。最后，通过观察矩阵，寻找核素由废物体向生物圈迁移的可能的序列，形成核素迁移的景象。

影响图和交互矩阵两种方法均是将与处置库长期安全相关的FEPs进行结构化处理的工具，与系统相关的FEPs既可以从已有的FEPs清单中选取，必要时也可以生成新的FEPs。两者的差别在于结构化方式的不同，交互矩阵法将体系的主变量置于主对角线上，其他FEPs分类后根据与变量的关系置于矩阵的不同位置上。在影响图方法中，体系被分成不同区域，不同的区域代表不同的屏障部分［18］。在构建阶段，交互矩阵法似乎更直观，也更容易被模拟。另外，两种方法都需要主观评估相互作用的重要性。

1.3 景象生成

由FEPs生成景象，大体可分为由下而上法和由上而下法两种方法［6-8］，前者是通过FEPs的组合直接构建景象，后者是先确定各屏障的安全功能再通过分析影响这些安全功能的FEPs或FEPs组合来构建景象。

1.3.1 由下而上的系统方法

美国圣地亚国家实验室［19］将影响地质处置库安全的FEPs分为泄漏相关和迁移相关两大类，经分析筛选后确定了4个与泄漏（R）相关和4个与迁移（T）相关的现象，然后采用树形结构图将这些R和T现象进行组合，最后对所获得的组合景象进行分析筛选，去除概率低的景象，最终获得了12个需要开展后果分析的景象。

Galson等［20］采用了类似的方法对美国WIPP处置库安全评价中的景象进行了构建。将筛选后的FEPs分属于未扰动性能（UP）和扰动性能（DP）两类，扰动性能考虑了采矿（M）和深井钻井（E，根据井深的不同称为E1和E2）两种情况，将以上FEPs进行组合形成未扰动性能景象（UP）、采矿景象（M）、深井钻井景象（E1、E2和E1E2）、采矿和钻井组合景象（ME1、ME2和ME1E2）。

瑞典［16］在对KBS-3概念处置库进行安全评价景象的开发时，通过将内部过程体系FEPs与一个或多个外部FEPs进行组合生成景象，安全评价中考虑了基本景象、容器缺陷、气候变化、地质/地震、人类活动等情况。

1.3.2 由上而下的系统方法

芬兰［21］、比利时［22］和瑞士［3］等国在构建处置库安全评价景象时采用了由上而下的方法。首先，确定处置库体系各组成部分的安全功能（如物理限制、迟滞、分散、稀释和隔离等），并尽可能给出表征这些功能的参数取值范围；其次，判断能够对一个或多个安全功能产生不利影响的FEPs（如腐蚀、降解、容器缺陷、密封缺陷和裂隙等），这些FEPs为景象触发FEPs；再次，考虑处置库体系预期演变中可能发生的不确定事件或过程（如屏障性能下降加快等）的影响；最后，由处置库体系演变和最终导致容器破裂的变化过程形成核素泄漏和迁移景象的基础。

均容；退假用胀能对况能，作膨性在情功后流于障存的料能蚀此对由屏不前材功侵。受者程也当层的学似能或工中考冲移化相可，，水参缓迁到）el就率行下式定素受cy输导进地方假核层c n运传蚀漏定，活；止冲ail量力腐泄规坏生m m 阻缓es质水器中按损产0和成hci的加容器均的生1闭大造e间增的容施应的至密增，W e器会中由实相们大了速围ht容能坑素程生人扩失流周（和可埋核工产；径丧水器期水也填性s 的层标直器内容周下，速射裂ei层填目变孔容期达次地弱流放破ro闭回的演后，短到一，减水，器tis封和期的年蚀致水的去会高缩容o和冲预候万腐导融失近失就分塌致pe 层缓足气5.2的也川丧最会能部生导r l 填对满虑考，重严时冰或全与就功大后发能会能aci述回会中值行较同水完件用滞年可可g描、不程均进生，降能条作迟万有，olo要层，过平的产裂气功部外滞和十器上象eg简冲流变期蚀器破大移阻闭几容器e 缓水演近腐容器使迁的散封者，容景ts；下在据着制容，止段扩的或荷于的a w 变地岩依随铜使化阻阶件的层响，载用发oi不的围，，对力变的个条来冲影蚀计作开da 持速；化孔物切的装这部原缓到腐设荷中r保流质变陷化剪络包，外层，受器的载价le 寸高物的缺硫石网制期和冲异会容器切评ve尺很的线的的岩隙铜周候缓变能的容剪全l -的孔在用岸m 带的裂后川气，生功下了生漏hg 存作海m 载起石年冰的能发径滞况过产泄安i h ，不学测1水引岩万个1来功料路迟情超等物库e 孔上化推径下震起5.将的材移和象压层染置m 的平利式直地地引1第。响沉冲迁闭现胀冲污处osm m 水不方个，，会1-，为期影下缓素封流膨缓致质ro 1库生的一层后时·a 年周著器致核的对的和导动地f t 径置产推有冲年同mμ 万2川显容导的层生层石器活封物ne 直处层外时少缓万的11冰会止质新冲发冲岩容矿密废m 在；填合始减蚀5.5裂于后个7放阻杂成缓中缓使透采全放sse存标回拟开度侵1破大闭有排去或形，层和件穿或完高ss器目和据器厚水或器率关共体失度致低冲压事接石不分a容期层数容效融年容速库内气层温导过缓水等直采或部yte 个预冲去个有川万4致蚀置a 室冲于去度别下震探的封fa某到缓过一起冰导腐处M 1 温缓由失温个地地钻边密1s定达、用定引定定震定定定定制定的定虑定于定周未ni 假能器采假化假假地假假定假假控假压假考假由假如如表so ir象a n 景象象ec蚀景景S 腐效效层象失失象1冲景器器景el 象缓象异象容容严ba 型景和象象景变景象致致象不T 类力力景景流料冻景导导景封景切切速象暖对材冰蚀荷荷象入密情12剪剪加景变层层层腐负负景侵库SS石石蚀本球冲冲冲器态切探他置V V 岩岩腐基全缓缓缓容静剪钻其处象象象象来的景景景象景将关象本异动景加类有景基变扰主附人为与行）］52］23家-12 -62）［）［国（兰典称芬（瑞（名oto kra库uli ms置kl ro处O F

竖。温；又物一的外中和通和带分表后生况素向层移饱素区地态地过和情核岩水迁达核动滨状到且区前放主含的到的扰湖圈漏并水当释过石区区出程的物泄层下与，通砾动和浸工湖生接岩地征放并的扰饱，的伦。直纪、特释移谷挖非包围休态体武库圈始迁峡开过物周达状气寒置物开岩河的穿废达到和染到处生素主茵续下入到会饱污打在；核向莱连带流，能再前下而中定后土从沿载下散可于之向从湖恒触润，）2的向扩后处封直，入件接膨表；水孔周最终密一重流条水由地移下钻四，最被孔严平质与流到迁地过向移库孔钻著化路水地物对移的在通而迁置钻果显退旁水文废过迁井后水继用处在如较料的下水化通速竖然，，作，）1）比材移地和固素快和，层放散段:4移也封迁的质璃核域道来水释扩阶射；迁化密素中地玻，区廊况出潜中过个照查层退者核层，，移的填情漏的水通3到检岩的或个h识蚀迁率回等泄下述的中期受和的区，一ple认腐的透沿失中库描中石泡径收高动封了u G 前始体渗）缺库置要库岩浸途回性扰密成，当开胶高1石置处简置在氧种的透边确形层于器了过:砾源处达处能无4心渗周正外断基容制通况河水由直向可和过钻向井被之的；后限后情茵用会包会也期通染孔竖未障层能年构然种莱饮就物质，润会污钻，个屏h功00结，两况的为素废物移湿能受过大一质ple计0孔用虑情致作核的境性迁氧可）3通扩的地u G设1微作考的导井，解环射行无员；能围中然足，的附，移化用水触降类放进、人散可范孔天至满态土吸移迁变作深接、人，用期，分就的钻在层然状润面迁谷的蚀用水罩入解作润种4库机水化个，岩依和膨表的峡数侵使与效护进降散湿置随的退几道纪但饱实孔素向参川要物境失防区1的扩氧期处和染者的通武，于压质射核素质冰需废环早水和包和有河透收污或生的寒解处，基照下核地及们致类过滴饱表物流为冰穿回受，产大前降快制和人况生文以人导人包过过续废对分后接的中化段增由式很限散致情发水候，裂至物穿通和过可和直屑库退阶性条方土的扩径效能致气染破带废下，通期碎置速透一润途失可导缘污流、层和中变河孔心处加测渗在的膨限质种能有变冰到层水效移向水饱井演冰钻钻，料监个存守后度基各性库演、受水区失位面潜再竖的、中染封材和一库保闭浓随过封置质湿水防和早发裂地入的在库期程污密封查了置照关素伴通密处地潮表和饱过爆断由流库素置土过受地密调供处依库元中终井的的、地包由罩山、孔下置核处冻探场好井址提近障置到其最竖域断燥来物后护火动钻向处。和、钻现较竖场间邻屏处受，，和区不干将废最防、运一孔着中物期定）被定定之定程。度移露道部设括定果，水火面定钻随井废和假2未假假圈假工致浓迁出廊东假包假如区滴失地假过象景象象误象景景失象景用能封景移象作可型密封象迁景山的象类象井密景井放造关象景象象景竖孔层竖排斯相景效象象景景入的钻断和谷卑候井失景景入闯重的直道峡尔气水早灾震闯人严差垂廊向阿与深过火地人变象象能变能演象景景可象演象可象常景坏考他景常景他景正破参其正其）］7］6 3，3］9家3-3）［）1［）3［士国（大国称瑞（I 美（名拿-山库加（nillac置R G atscu处D irY K

入象不塞进景2封堵区E 密和透个孔填渗多钻回可下于道的象由廊围景表者、周1动地或严井E 活至，不竖个类带射封过一人物照密通在和废射装或及件余辐包，以事剩到外（表象的将受陷地化景能下员缺达变2 E 功况中人求障到的全情层作要屏接数的安端土工计程直系止坏极黏致设工上导为破道，或导合中向传库生通障水落符程井力置发移屏下散障过竖水处会迁土地的屏装述过层a透不素黏场屑程安描通rb穿象内核响近碎工和要在el仅景围的影入者，造简，u C 和2范先重移进或致建井响象E1 间优严迁素心一、竖影景1E M 时成而生核钻前化入而E 价形从产或的当变进进的和2评，，m 并体素与面道，区E M ，当00漏气核漏境平廊陷集、效不4泄性性泄环海库过沉汇1 E 有响封到中射射素表和置通面水M 均影密达从放放核地候处水地盐e 括内的井度素带含起和气入的染致lits包围井圈竖深核载查检引态、）等）流1污导a C ，范水物的蚀，会于并状蚀水浆受动）E 间取生入库侵能能由触质侵取效岩表，域区活矿达直（M 时的一钻和层出员置处川冰功封可体，接物地的表井失能的生续出的采区象期中水人穿，密气孔废来地钻（功产浸近展置景预层含供横盖去的钻与将和障动素接开处合在水下或层冰失生行水，升动入小屏活核境来物联能蓄地当断在期产进的定抬活闯减程山后环将废井功的对不动存预程库中稳库类的度工火库类域过象钻全下应填活域于过置层持置人意深，后置人区穿景井安岩效回个区l 早等处水保处（、）无库隙年处与控孔2 E 深有主室道一o M 器蚀过含境象差和置裂万入下受钻1 E 和所在温廊有容腐穿致环现较的处新十流表定括矿定定虑置定定定器定导质然果意致成定水地假包的采假假考处假假假容假严地自效故导形假象象象蚀景景景象侵动型象象象象用效移景或移类景象景景景作失迁象入升层象象井象景应封动河早动景象象闯抬断动景景钻景井效密活冰过驱入景景接库/活矿井合水室的层重器体闯本动直置震山采深组深温差断严容气人基扰人处地火能能变景象效性象性象演象能景失象动景动景常景可象水离景扰扰正他下隔未其地）］家］0 04］）2［ll-814国e3，）［（国se）22［本称美（D - 时日名P lo利（2库PI M 比1H置W （处

1.4 景象的筛选和确定

根据具体的评价背景和需求，分析后去除不必要的、可能性低的、本质上重复的、影响程度可以被包容于其他景象中的景象，最终确定需要进行后果分析的景象。

2 部分高放废物地质处置库安全评价中的景象

表1对部分高放废物地质处置库安全评价中开发的景象进行了归纳。

3 结论

当前，世界各国在开展处置库安全评价时越来越重视景象的构建，因为景象为评价和模拟提供了前提条件，是评价结论和模拟结果合理和可靠的保障，也是增强评价结论说服力的必要内容。各国科研工作者和组织通过不断努力，逐渐形成了一种系统的景象开发方法，这种方法主要包括:影响处置库长期安全的FEPs的识别和筛选、FEPs的筛选和分析、由FEPs进行景象构建、景象筛选。国际FEPs数据库为具体项目FEPs的识别和筛选提供了模板，影响图和交互矩阵是目前进行FEPs深入分析的常用工具，也为进一步的景象开发提供了便利。当然，景象开发过程中的许多内容仍需要依赖主观的判断，特别是在由FEPs构建景象时，目前还没有统一的方法，这导致了景象开发结果具有一定的主观性，针对这种缺陷的改进方法是对每一步骤用文件进行记录并归档以及保证过程的可核查性和透明。

目前针对处置库安全评价开发的景象主要包括两类，一类是参考景象（或称为基本景象），即假定处置库环境按照预期的演变模式进行变化或保持不变，处置库屏障功能符合预期要求，并按照预期的模式缓慢变化；另一类为扰动景象（或称为破坏景象），即假定发生了破坏性的事件或者未知因素导致某一个或多个屏障功能发生显著偏离预期目标退化的情况。在破坏景象中，一般需要考虑的景象包括钻探、钻井等人类活动情况以及容器或缓冲层等屏障存在缺陷或功能失效等情况。

与整个安全评价一样，景象构建是一个需要反复迭代的过程，随着人们认识程度的深入，或者人们所关注对象的变化，都需要对景象进行重新核查和更新，以满足新的需求或增强评价的信任度。

［1］IAEA.IAEA Safety Glossary:Terminology used in nuclear safety and radiation protection［R］.Vienna: IAEA，2007.

［2］IAEA.Safety assessment methodologies for near surface disposal facilities，Volume 1:Review and enhancement of safety assessment approaches and tools［R］.Vienna:IAEA，2004.

［3］Sumerling T J，Grogan H A，Smith P A.Scenario developmentforKristallin-I［R］.Wettingen：NAGRA，1993.

［4］NEA.Disposal of radioactive waste：Review of safety assessment methods［R］.Paris:OECD/NEA，1991.

［5］Ross B.Scenarios for repository safety analysis［J］. Engineer Geology，1989，26：285-299.

［6］HodgkinsonDP，SumerlingTJ.Areviewof approaches to scenario analysis for repository safety assessment［C］//NEA.Proceedings of the IAEA/ CEC/NEA（OECD）Symposium on Safety Assessment of Radioactive Waste Repositories，Paris:OECD，1989：333-347.

［7］NEA.Scenario development methods and practice: An evaluation based on the NEA workshop on scenario development［R］.Madrid：NEA，1999.

［8］IAEA.The safety case and safety assessment for the disposal of radioactive waste:Safety specific guide［R］.Vienna:IAEA，2012.

［9］Axness C，Turnham K.Features，events and processesforthetotalsystemperformance assessment：Methods［R］.Las Vegas：DOE，2008.

［10］Thomas F E，Russell J.Features，events and processesforthetotalsystemperformance assessment:Analysis［R］.Las Vegas：DOE，2008.

［11］Stenhouse M J，Chapman N A，Sumerling T J. SITE-94 Scenario development EEP audit list preparation：methodologyandpresentation［R］. Stockholm：SKI，1993.

［12］［NEA.Features，events and processes（FEPs）for geologicdisposalofradioactivewaste:An international database［R］.Paris：OECD，2000.

［13］Sumerling T J.The NEA international FEP database and its use in support of regulatory review［R］.London:Environment Agency，1999.

［14］POSIVA.FEPs and scenarios auditing of TV0-92 and TILA-96 against international FEPs database［R］.Helsinki:POSIVA OY，1997.

［15］Galson D A，Swift P N，Anderson D R，et al. Scenario development for the waste isolation pilot plantcompliancecertificationapplication［J］. Reliability Engineer&System Safety，2000，69（1-3）：129-149.

［16］Andersson J，Carlsson T，Eng T，et al.The joint SKI/SKBscenariodevelopmentproject［R］. Stockholm:SKB，1989.

［17］Eng T，Hudson J，Stephansson O，et al.Scenario development methodologies［R］.Stockholm:SKB，1994.

［18］Pers K，Skagius K，Södergren S，et al.SR 97: Identificationandstructuringofprocess［R］. Stockholm:SKB，1999.

［19］Cranwell R M，Guzowski R V，Campbell J E，et al.Riskmethodologyforgeologicdisposalof radioactive waste：Scenario selection procedure［R］. Washington：NuclearRegulatoryCommission，1990.

［20］Galson D A，Swift P N，Anderson D R，et al. Scenario development for the waste isolation pilot plantcompliancecertificationapplication［J］. ReliabilityEngineeringandSystemSafety，2000，69：129-149.

［21］Posiva.Safety case for the disposal of spent nuclear fuelatOlkiluoto:Formulationofradionuclide release scenarios［R］.Eurajoki：POSIVA OY，2012.

［22］Mallants D，Marivoet J，Sillen X.Performance assessment of the disposal of vitrified high-level waste in a clay layer［J］.Journal of Nuclear Materials，2001，298（1-2）：125-135.

［23］Posiva.Process Report:FEPs and Scenarios for a spent fuel repository at Olkiluoto［R］.Helsinki: POSIVA OY，2007.

［24］Posiva.Safety case for the disposal of spent nuclear fuel at Olkiluoto:Features，events and processes［R］.Eurajoki:POSIVA OY，2012.

［25］Posiva.Safety case for the disposal of spent nuclear fuelatOlkiluoto:Assessmentofradionuclide release scenarios for the repository system［R］. Eurajoki:POSIVA OY，2012.

［26］Widén H，Sellin P.Performance of the SKB copper steel canister［R］.Stockholm:SKB，1994.

［27］SKB.Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark:Main report of the SR-Site project Volume I［R］.Stockholm:SKB， 2011.

［28］SKB.Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark:Main report of the SR-Site project Volume II［R］.Stockholm:SKB，2011.

［29］SKB.Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark:Main report of the SR-Site project Volume III［R］.Stockholm:SKB，2011.

［30］SKB.FEP report for the safety assessment SR-Site［R］.Stockholm:SKB，2010.

［31］SKB.Integrated near-field evolution model for a KBS-3 repository［R］.Stockholm:SKB，2004.

［32］SKB.Radionuclide transport report for the safety assessment SR-Site［R］.Stockholm:SKB，2010.

［33］Goodwin B W，Stephens M E，Davison C C，et al. Scenario analysis for the postclosure assessment of the Canadian concept for nuclear fuel waste disposal［R］.Pinawa:Whiteshell Laboratories，1991.

［34］WalkeR，LittleR，RamlakanA，etal. Postclosuresafetyassessment:Analysisofthe normal evolution scenario［R］.Toronto:Nuclear Waste Management Organization，2011.

［35］Penfold J，Garisto N，Janes A，et al.Postclosure Safety Assessment:Analysis of human intrusion and other disruptive scenarios［R］.Toronto:Nuclear Waste Management Organization，2011.

［36］Little R，Humphreys P，King F，et al.Postclosure safety assessment:System and its evolution［R］. Toronto:Nuclear Waste Management Organization，2011.

［37］NAGRA.FEP Management for Safety Assessment［R］.Wettingen:NationalCooperativeforthe Disposal of Radioactive Waste，2002.

［38］RaeymaekersF，WeetjensE，MarivoetJ. Geological disposal of PAMELA and compacted structural and technological waste:Radiological consequences in the case of the expected evolution scenario［R］.Brussels:SCK?CEN，2008.

［39］Weetjens E，Marivoet J，Govaerts J.Preparatory safety assessment:Conceptual model description of the reference case［R］.Brussels:SCK·CEN，2012.

［40］MarivoetJ，SillenX，MallantsD，etal. Performance assessment of geological disposal of high-level radioactive waste in a plasticclay formation［J］.Materials Research Society Symposium Proceedings，2002，713：189-200.

［41］JNC.H12:Project to establish the scientific and technical basis for HLW disposal in Japan［R］. Ibaraki:JNC，2000.

Progress on scenario analysis in safety assessment for high-level radiowaste geological repository

ZHANG Zilu

（Northwest Institute of Nuclear Technology，Xi’an，710024，China）

Scenario construction methodologies in safety assessment on geological repository of highlevel radiowaste were summarized.The commonly-used systematic procedure was described，which includes identification，screening and analysis on feature，event，and process influencing long-term safety of repository，formation and screening of scenarios.Factor analysis tools both influence diagram and interactive matrix were introduced，with scenario formation methods of the bottom-up and the top-down method techniques.Scenarios developed in safety assessment of some repositories were collated.Status and development on scenario construction were reviewed.

radiowaste；geological repository；safety assessment；scenario；review

TL942

A

1672-0636（2016）01-0055-08

10．3969/j．issn．1672-0636．2016．01．010

2015-06-02；

2015-07-13

张自禄（1970—），男，河南滑县人，副研究员，主要从事辐射安全评价技术研究。E-mail:zhangzilu@nint.ac.cn