本文以系统分析为方法论基础,建立以系统设计、系统描述、系统建模和系统模拟为主要内容的高放废物地质处置库系统分析方法。此方法是一种组织和管理处置库研究开发工作的工具,它具有认识处置库演化机制、评价处置库性能、制定处置库系统设计方案和识别处置库研究开发中关键技术问题的功能。　　 本文首次研究甘肃北山预选区花岗岩场址中处置库的演化机制、性能、系统设计方案及其研究开发中的关键技术问题。其研究成果可为正在制定的处置库工程设计标准、选址标准和处置库研究开发顶层设计提供科学依据,为合理配置资源和有效协调各研究领域之间关系提供技术支持。　　 本文首先提出甘肃北山预选区花岗岩场址中处置库概念设计,并以此为实物对象,应用系统分析方法论描述处置库系统功能、结构、环境及其相互关系,阐述处置库的演化过程,提出对处置库系统结构和环境的系统设计要求；然后以上述资料为基础,应用模拟软件GoldSim建立该场址的处置库计算模型,并以该模型为计算机模拟实验平台,模拟处置库中辐射毒性时空分布,分析模型中参数灵敏度,优化设计参数,预测和评价处置库性能；最后以上述模拟实验结果为基础,提出了现阶段北山花岗岩处置库的系统设计方案及其研究开发中关键技术问题。　　 计算机模拟实验结果显示:1)处置库中核素的辐射毒性寿命约1×1011a；2)处置库系统辐射毒性释放过程可分为上升期、高峰期、平稳期和锐减期等4个阶段,其中重点关注时期为处置库关闭至其后1×107a；3)处置库系统能够有效地把核素的辐射毒性阻滞在系统内部,处置库演化过程中重点关注部位是废物罐、玻璃固化体、膨润土和处置坑；4)处置库计算模型中对系统辐射毒性峰值释放率敏感的参数有:膨润土厚度和密度、核素在膨润土和地下水体系中的分配系数、处置坑渗透系数、处置坑离节理带的最小距离、完整岩石渗透系数、花岗岩密度、核素在花岗岩和地下水体系中的分配系数、核素在裂隙两侧扩散深度、岩体深部水力梯度等12个；5)影响处置库安全性能的关键核素有:Cs-135、Pu-242、U-238、U-234、Th-230、Np-237和U-233等7个；6)处置库计算模型中能明显影响处置库性能的参数有:废物罐的装载量和失效时间、环境稀释率、剂量转换因子以及上述12个敏感参数；7)以157,000罐废物为处置库容量,在其正常演化过程中,当地居民的个人总剂量峰值为4.96μSv/a,其峰值出现时间为处置库关闭后5.5×105a；该峰值比国际原子能机构的剂量限值低2个数量级。　　 以上述模拟实验结果为依据,北山花岗岩处置库系统设计方案可考虑为:采用“玻璃固化体-废物罐-膨润土-处置坑”多重屏障设计；废物罐的设计寿命要求大于处置库的热效期,最大震级的地震和地下水状态要素不会缩短废物罐的设计寿命；缓冲材料膨润土层的厚度为0.59m,处置坑内温度和压力的耦合作用不会导致膨润土吸附性能的降低和处置坑渗透性能的提高；处置坑半径为1m,其渗透系数≤10-10m/s,最大震级的地震不会提高其渗透系数；处置坑离节理带的距离≥10m,离断裂的距离≥100m,离岩体边界的距离≥1km；岩体有效处置面积要满足处置库容量的要求；在处置库服役期内,岩体深部的水力梯度不会明显增加；处置库场址要尽可能避开人类侵入活动。　　 系统分析的结果表明,北山花岗岩处置库研究开发中的关键技术问题是:岩体深部的结构和地下水流场、膨润土和花岗岩的吸附性能、玻璃固化体的组成和废物罐寿命、近地表的地质结构和地下水流场、核素辐射毒性效应、热-水-化学-力耦合效应、地震破坏效应、处置库开挖效应、人类活动演化和气候变迁等。