Ukládání jaderného odpadu: Typy úložišť a bezpečnost

26.11.2025

Radioaktivní odpady je třeba oddělit od člověka a životního prostředí na dostatečně dlouhou dobu, dokud se v důsledku samovolných procesů radioaktivní látky nepromění na látky jiné, stabilní. K bezpečné izolaci slouží právě úložiště radioaktivních odpadů. Odpady jsou do úložišť ukládány dle aktivity a původu.

Typy radioaktivního odpadu a jejich zpracování

Podobně jako v jiných průmyslových odvětvích vznikají i při výrobě jaderné energie a používání radioaktivních nuklidů odpady nejrůznějšího druhu. Z praktických důvodů se radioaktivní odpady třídí na nízko (N), středně (S) a vysoce (V) aktivní odpad. Hlavním kritériem pro zařazení odpadu do těchto tříd je jeho měrná aktivita nebo teplo uvolňované v jeho hmotě při absorpci emitovaného záření.

Nízkoaktivní odpady: Tvoří asi 90 % veškerých radioaktivních odpadů. Z radioaktivních provozů, jako jsou drtě, kovy, papírové a plastikové obaly, nářadí a ochranné oděvy tvoří objemově značnou část radioaktivních odpadů jako celku. Tyto látky lze ukládat do povrchových úložišť. Spalitelná část těchto odpadů bývá před uložením zpopelněna.
Středně aktivní odpady: Tento odpad nemůže být zařazen do kategorie nízkoaktivního odpadu, ale zároveň nevyžaduje speciální zacházení jako vysokoaktivní odpad. Při manipulaci a přepravě středně aktivního odpadu je nutné stínění, ale uvolňované teplo je malé. Jedná se o servisní materiály, jako jsou povlaky paliva, konstrukční materiály palivových souborů, nečistoty ve formě kalů, náplně kolon chemické úpravy chladiv, moderátorů, ale i zařízení na úpravu vyhořelého paliva.
Vysokoaktivní odpady: Tento odpad uvolňuje značné množství tepla - vyžaduje chlazení a stínění. Více než 90 % tohoto druhu odpadu tvoří vyhořelé palivové články z jaderných elektráren. Zásadním nebezpečím vysoce aktivních odpadů je velká koncentrace radioaktivních a extrémně dlouhodobých radionuklidů, s poločasem rozpadu sto tisíc i více let. Odborníci uvádějí, že nejnebezpečnější doba je prvních zhruba 300 let. Ze všech radioaktivních odpadů představují vysoce aktivní odpady nejmenší množství co do objemu, ale obsahují 90 % veškeré radioaktivity.

Úprava a zpracování radioaktivního odpadu před jeho uložením závisí na typu a skupenství odpadu. Úprava N a S aktivních pevných odpadů spočívá pouze ve zmenšení jejich objemů lisováním do ocelových sudů nebo beden. Sudy se většinou umísťují do větších sudů a zalévají se betonovou směsí tak, aby mezi stěnami obou sudů vznikla betonová vrstva několik centimetrů silná. Z vysoce aktivních odpadů se zpracovávají jenom kapalné odpady vznikající při přepracování vyhořelého paliva. Většina z nich se zatím uchovává v ocelových nádržích v přepracovatelských závodech. Zpracovaný radioaktivní odpad se ve vhodných kontejnerech ukládá na úložiště, kde se skladuje izolovaně od okolního prostředí. Konstrukce a vybavení úložiště závisí na aktivitě a charakteru odpadu.

Typy úložišť radioaktivního odpadu

Radioaktivní odpady nízké a střední aktivity z průmyslu, výzkumu, nemocnic, … se obyčejně skladují v podzemních úložištích (např. bývalé solné doly, hlubiny skalních masívů, …).

Jednoduchá podpovrchová úložiště: Příkopy (nejlépe v jílovitém terénu) zahloubené několik metrů pod povrch země.
Úložiště s betonovými jímkami: Jímky jsou obdélníkové prostory s podložní deskou, které jsou umístěny na povrchu terénu nebo zahloubeny pod jeho povrch. Ukládají se do nich sudy nebo bedny s odpadem.

Ukládání vyhořelého jaderného paliva (VJP)

Vyhořelé jaderné palivo obsahuje přibližně 1 % 235U, 93 % 238U a přibližně 1 % 239Pu. Tedy stále kolem 95 % paliva je nevyužité. Nicméně vyhořelé jaderné palivo se z technických a ekonomických důvodů v ČR a ani ve většině jaderných zemí, tj. zemí provozujících jaderné elektrárny, dále nepřepracovává a ani jinak nevyužívá.

Čtěte také: Německá řešení pro jaderný odpad

V současné době je v České republice vyhořelé jaderné palivo skladováno v areálech jaderných elektráren. Po vyjmutí VJP z jaderného reaktoru se umístí do bazénu skladování VJP vedle reaktoru, kde je umístěno 5-10 let, kdy dochází k jeho dochlazování. Stíněním a odvod zbytkového tepla zabezpečuje vodní náplň bazénu. Poté je VJP přesunuto do typově schváleného přepravního a skladovacího obalového souboru (v případě ETE je v něm umístěno 19 kazet s VJP a v případě EDU 84 kazet s VJP) a přesunuto do skladu VJP, přímo v areálu jaderné elektrárny, na dalších přibližně 50 let.

Poté by měl být obalový soubor s VJP přemístěn do povrchového areálu HÚ, k přípravě na uložení (přebalení do ukládacího obalového souboru) a posléze bude VJP v ukládacím obalovém souboru (v případě VJP z ETE jsou v něm umístěnz 3 kazety s VJP a v případě EDU 7 kazet s VJP) uloženo v podzemní části HÚ.

Bezpečnost skladování VJP

Sklady VJP jsou jaderným zařízením a vztahují se na ně všechna ustanovení atomového zákona, včetně vydání příslušných povolení SÚJB. Současně i přepravní a skladovací obalové soubory musí být typově schváleny SÚJB. Těmito procesy je zabezpečeno, že skladování VJP je bezpečné.

Uvolnění radioaktivních látek z úložiště brání soustava bariér, které se vzájemně doplňují, ale zároveň jsou na sobě nezávislé. Jinými slovy, i v případě, že jedna z bariér přestane plnit svou funkci, jsou tu další, které úniku radionuklidů zabrání.

Hlubinné úložiště (HÚ)

Vysokoaktivní odpad a vyhořelé jaderné palivo, u něhož musí být při skladování a ukládání zohledněno i uvolňování tepla z přeměny v něm obsažených radionuklidů, musí být uloženo do hlubinného úložiště umístěného v geologicky stabilním prostředí, v hloubkách řádově několik set metrů pod zemským povrchem. Uložení tohoto typu RAO do stávajících úložišť by nebylo dostatečně bezpečné a nezaručovalo by izolaci radionuklidů po dobu řádově statisíců let, kdy radioaktivita klesne na úroveň srovnatelnou s radioaktivitou horninového prostředí.

Čtěte také: Jaderný odpad v ČR: Problémy a řešení

HÚ je určeno k trvalému umístění RAO. Proto se opětovné vyjmutí VJP z HÚ prozatím neuvažuje, i když technicky by v období provozu HÚ bylo možné jeho vyjmutí zrealizovat.

Na základě dlouhodobého vývoje byl navržen multibariérový koncept. Jeho základní bariérou je ukládací obalový soubor, další bariérou jsou nepropustné materiály s těsnící a tlumící funkcí (buffer) a třetí bariéru tvoří stabilní horninové prostředí cca 500 metrů pod povrchem země.

Aktivita vyhořelého jaderného paliva

Aktivita jaderného paliva v aktivní zóně reaktoru je značná, nicméně již během čtyř dní po odstavení reaktoru a před zahájením vyvážení jaderného paliva klesne jeho tepelný výkon o řád na hodnotu desítek kW na jeden palivový soubor. Vyhořelé jaderné palivo se poté přesunuje do bazénu skladování, kde je několik let chlazeno. V tomto období se nepředpokládá žádná jiná manipulace z důvodu stále vysokého tepelného výkonu a aktivity. Odvod zbytkového tepla stejně jako nezbytnou funkci stínění před účinky ionizujícího záření zajišťuje voda.

Pro dlouhodobé skladování vyhořelého jaderného paliva byla v českých jaderných elektrárnách vybrána technologie suchého skladování. Obalové soubory pro vyhořelé jaderné palivo byly navrženy s ohledem na parametry tohoto paliva. Standardně je tedy možné po 5-7 letech chlazení do nich zavážet palivo se zbytkovým výkonem ve stovkách W a aktivitou v řádu 10¹⁶ Bq na jeden palivový soubor (maximální hodnoty mohou dosáhnout i přes 1 kW a až téměř 10¹⁷ Bq na jeden palivový soubor).

Běžným vyžadovaným limitem (z atomového zákona) pro přepravu a skladování jsou hodnoty ≤ 2 mSv/h na povrchu a ≤ 0,1 mSv/h ve vzdálenosti 2 m od povrchu obalového souboru.

Čtěte také: Princip jaderného reaktoru

Kapacita úložiště a obsah plutonia

V jednom přepravním a skladovacím obalovém souboru (OS) se nachází zhruba 10 t TK (těžkého kovu, tj. U a Pu). Obsah plutonia ve VJP je přibližně 1 %, tedy jeho hmotnost v OS bude kolem 0,1 t. Toto platí pro obalové soubory používané jak v EDU, tak i ETE.

Celková kapacita HÚ musí pokrýt množství VJP vyprodukovaného v obou našich jaderných elektrárnách za celou dobu jejich provozu i VJP z plánovaných nových jaderných zdrojů (dostavba nových bloků na ETE i EDU) za celou dobu jejich provozu a odhaduje se na cca 9 000 t TK.

Nejdelší poločas rozpadu

V radioaktivních odpadech se vyskytují izotopy prvků z celé škály oborů z lékařských aplikací, z průmyslu, výzkumu a z jaderných elektráren. Pro posouzení dlouhodobé a provozní bezpečnosti byly z celého inventáře vybrány klíčové radionuklidy. Z těchto významných radionuklidů z produktů štěpení ve vyhořelém jaderném palivu má nejdelší poločas přeměny ¹²⁹I a to 15,7 milionů let.

Produkce tepla z uloženého odpadu

Zdroje tepla ve vyhořelém jaderném palivu jsou odlišné v různých etapách nakládání s vyhořelým jaderným palivem. Produkce tepla je spjatá s aktivitou izotopů v palivu, protože každá přeměna generuje teplo. Etapy skladování můžeme rozdělit do tří časových úseků - čerstvě po vyvezení z reaktoru (řádově dny), skladování po dobu řádově několika let a dlouhodobé skladování (desítky let). Poslední etapou nakládání je pak trvalé umístění v HÚ, tj. uložení.

Čerstvě po vyvezení z reaktoru jsou největším zdrojem tepla radionuklidy s malým poločasem přeměny (krátkodobé radionuklidy), nejvýznamnější podíl má ¹⁴⁰La.
V rámci krátkodobého skladování mají největší podíl na generování tepla štěpné produkty s poločasem přeměny řádově roky, konkrétně ^137mBa a ⁹⁰Y.
V etapě dlouhodobého skladování mají největší podíl na generování tepla aktinoidy s dlouhým poločasem přeměny, konkrétně ²⁴¹Am.
V etapě uložení VJP v HÚ jsou největším zdrojem tepla aktinoidy s dlouhým poločasem přeměny, konkrétně ²³⁹Pu.

Možnosti dalšího využití vyhořelého paliva

Výzkum v oblasti využití VJP probíhá již několik desetiletí, ale prozatím se žádné nové technologie efektivnějšího využití VJP nerýsují. Nelze proto předpokládat, že v nejbližší, ale ani vzdálenější budoucnosti bude možno VJP dále využívat pro výrobu elektrické energie mimo rámce stávajících technologií přepracování VJP.

Vědecko-výzkumné projekty zaměřené na alternativní koncepty palivového cyklu, jako jsou např. „Global Nuclear Energy Partnership“ (GNEP), „Direct Use of PWR Fuels in Candus“ (DUPIC), „Accelerator Driven Systems“ (ADS) a „Partitioning &Transmutation“ (P&T) prozatím nevedly k žádným, komerčně využitelným technologiím.

Hydrogeologické podmínky a bezpečnost HÚ

Dlouhodobá stabilita a vývoj hydrogeologických podmínek jsou v procesu výzkumu a vývoje HÚ studovány především prostřednictvím paleohydrogeologických procesů, resp. vlivu změn vlastností geosféry na vývoj transportu z prostoru HÚ do biosféry. Cílem těchto prací je výzkum možných dlouhodobých geologických, geomorfologických a klimatických změn a jejich vlivu na vývoj transportu radionuklidů z prostoru HÚ do biosféry.

Je a po celou dobu HÚ bude studován nejen jejich současný geologický a hydrogeologický stav lokality, ale také geologické, geomorfologické a klimatické změny v minulosti. A to vše pro to, aby bylo možné zabezpečit co nejrelevantnější předpověď - scénář - vývoje uvedených geosfér do budoucnosti a jejich vliv na hydrogeologické (a transportní) poměry.

V rámci činností budou aplikovány integrované hydraulické a transportní modely pro predikci vývoje migrace látek z prostoru HÚ v dlouhodobém časovém horizontu. Modely budou rovněž variovat predikce geologických a klimatických změn. Základem je příprava prediktivních scénářů vývoje geosféry, geologických scénářů a s tím souvisejících vstupních dat pro modely.

Obecně lze konstatovat, že horninové prostředí lokalit je tvořeno především horninami variského stáří s převažujícími metamorfovanými a hlubinnými vyvřelými horninami (s minimálním stářím cca 350 milionů let), které jsou pouze v malé míře překryty mladšími sedimenty. Během dlouhého geologického vývoje bylo horninové prostředí porušené tektonickými procesy, což má za následek, že méně porušené horninové bloky jsou prostorově omezené, a i na vybraných lokalitách se vyskytují zlomové a puklinové zóny, které jsou hydraulicky významné, a tedy výrazně ovlivňují bezpečnost uložení RAO.

Nicméně, je důležité si uvědomit, že podstatou bezpečného uložení jakéhokoliv RAO je jeho dlouhodobá izolace od životního prostředí až do doby, kdy jeho radioaktivita klesne na úroveň srovnatelnou s radioaktivitou hostitelského prostředí. Pro dosažení tohoto cíle se využívá multibariérový princip, kdy je vlastní radioaktivní odpad, např. bývalé vyhořelé jaderné palivo, umístěn do několika navzájem nezávislých bariér. Ve výsledku musí být prokázána bezpečnost - v tomto případě jako reakce na případnou změnu hydrogeologických podmínek dle předpokládaných scénářů vývoje lokality - pro všechny tři bariéry, tj. úložný obalový soubor, výplňový a zásypový materiál a horninové prostředí.

Využití betonu v HÚ

Beton představuje v HÚ důležitou komponentu. Využívá se pro imobilizaci vysoko a středně aktivního odpadu, výplně volných prostor úložiště a další konstrukční prvky úložiště. Velkou výhodou betonu pro imobilizaci radioaktivního odpadu je jeho vysoké pH, které snižuje mobilitu velkého množství různých radionuklidů.

Pro ukládání VJP se rovněž v některých konceptech, například belgickém, využívá beton jak materiál obklopující ocelové obalové soubory, protože výrazně snižuje rychlost koroze oceli tím, že na jejím povrchu umožňuje vytvořit pasivní vrstvu. V českém referenčním konceptu, který byl inspirován švédským a finským konceptem, se klasický beton využívá méně z toho důvodu, že jeho vysoké pH by mohlo urychlit degradaci bentonitu obklopujícího ukládací obalový soubor s VJP. Ten svojí velmi nízkou propustnosti a bobtnacím tlakem brání advektivnímu toku podzemní vody a omezuje migraci radionuklidů po poškození obalových souborů do horninového prostředí.

Český ukládací obalový soubor (UOS)

Z důvodu geochemických podmínek v krystalinických horninách v ČR bylo rozhodnuto se zabývat vývojem UOS na bázi oceli na rozdíl od Finska či Švédska, kde je složení podzemní vody jiné než v ČR. Ukládací obalový soubor (UOS) pro VJP je v České republice vyvíjen již od roku 1994. Na jeho vývoji se se podílela zejména Škoda JS, a.s., která má velké zkušenosti s výrobou obalových souborů pro skladováni VJP. Na výzkumu se od začátku rovněž podíleli výzkumní pracovníci ÚJV Řež, a. s. a v posledních letech VŠCHT Praha. Vzhledem k odlišnému složení podzemní vody ve Švédsku či Finsku, kde počítají s využitím mědi jako vnější vrstvy pro UOS, bylo rozhodnut...

Úložiště v ČR

V České republice jsou v současnosti (2024) v provozu tři úložiště nízko a středně aktivních odpadů. Jedno se nachází v bývalém vápencovém dole u Litoměřic je to úložiště Richard. Druhé v uranovém dole u Jáchymova Bratrství. A poslední se nachází v jaderné elektrárně Dukovany. Úložiště Hostim nedaleko Berouna je již uzavřeno (zahájilo provoz již v roce 1959). Odpady jsou do těchto úložišť ukládány podle původu a aktivity. A obce, v jejichž katastru se nacházejí, dostávají kompenzaci.

SÚRAO

V České republice zodpovídá za skladování radioaktivních odpadů stát prostřednictvím SÚRAO (Správa úložišť radioaktivních odpadů). Peníze získává jednak od státu formou dotací, a jednak od původců jaderného odpadu.

V České republice se v současnosti počítá s umístěním zhruba 9,5 tisíce tun použitého paliva a kolem 4,5 tisíce kubíků ostatních druhů radioaktivních odpadů, jako jsou odpady z vyřazování jaderných elektráren. Předpokládá se, že celkové náklady na demontáž odstavených elektráren a další výdaje za provoz jaderné energetiky budou stát celkem na 559 miliard korun.

Světová situace

K 1. únoru 2019 bylo ve 30 státech světa podle statistik WNA (World Nuclear Association - Světová jaderná asociace) v provozu 445 jaderných reaktorů s celkovou instalovanou kapacitou 395 657 MWe. Ve výstavbě je jich 57 ve 17 zemích. Plánuje se výstavba 126 reaktorů.

Některé země se jaderné energetice brání, například Rakousko, Španělsko, Portugalsko a Dánsko.

Každý rok vyprodukují jaderné elektrárny po celém světě kolem 200 000 metrů krychlových nízkoaktivních a středně aktivních odpadů.

tags: #jaderný #odpad #úložiště #typy