SOUČASNY STAV ZACHÁZENÍ S RADIOAKTIVNÍMI ODPADY

IMS-iiit - - 1 i i " í

ČESKOSLOVENSKA KOMISE PRO ATOMOVOU ENERGII

SOUČASNY STAV ZACHÁZENÍ S RADIOAKTIVNÍMI ODPADY Ing. Eduard Malášek, CSc.

Ústav jaderných informací Praha - Zbraslav 1992

ČESKOSLOVENSKA KOMISE PRO ATOMOVOU ENERGII

SOUČASNY STAV ZACHÁZENÍ S RADIOAKTIVNÍMI ODPADY Ing. Eduard Malášek, CSc.

Ústav jaderných informací Praha • Zbraslav 1992

SOUČASNÝ STAV ZACHÁZENÍ S RADIOAKTIVNÍMI ODPADY Ing. Eduard Malášek, CSc. Vydala ČESKOSLOVENSKÁ KOMISE PRO ATOMOVOU ENERGII v nakladatelství NUKLIN Ustav jaderných informaci 156 16 Praha - Zbraslav, 1992 Odpovědná redaktorka Sylvie Papežova Technicky redaktor Vladimír Nejezchleb Účelová publikace 019 12 ISBN 80 - 7073 - 040 - 4

Obsah 1.

Úvod

4

2.

Chanikter a druhy radioaktivních odpadu

4

3.

Škodlivé účinky zářeni a nutnost izolace odpadu

5

4.

Bezpečnostní požadavky pro zacházeni s radioaktivními odpady

6

5.

Řešeni problému radioaktivních odpadů v jednotlivých zemích

6

5.1

Argentina

6

6.

5.2

Belgie

7

5.3

Čína

9

5.4

Finsko

10

5.5

Francie

11

5.6

Indie

13

5.7

Itálie

14

5.8

Japonsko

14

5.9

Kanada

16

5.10

Korea

18

5.11

Německo

19

5.12

Nizozemí

22

5.13

Polsko

24

5.14

Území bývalého Sovětského svazu

24

5.15

Španělsko

25

5.16

Švédsko

27

5.17

Švýcarsko

30

5.18

Tchaj-wan

32

5.19

ÚSA

32

5.20

Velká Británie

35

Mezinárodní programy v oblasti radioaktivních odpadů

37

6.1

37

Agentura pro jadernou energii

6.2

Komise evropských společenství

38

6.3

Mezinárodní agentura pro atomovou energii

39

7.

Dnešní stav znalostí a další vývoj

40

8.

Zacházení s radioaktivními odpady z palivového cyklu

41

8.1

Těžba a chemická úprava uranové rudy

41

8.2

Konverze, obohacování a výroba paliva

42

8.3

Provoz jaderných elektráren

42

8.4

Zacházení s vyhořelým palivem

43

8.5

Vyřazení jaderných zařízení z provozu

43

8.6

Odpady ze zdravotnictví, průmyslu a výzkumu

43

8.7

Přeprava odpadů

44

9.

Koncepce a požadavky na konečné ukládání radioaktivních odpadů

10.

Náklady na zacházení s radioaktivními odpady

45

11.

Závěry

45

Literatura

46

3

44

1. Úvod •Jakákoliv pru my slov a činnoM. \ Octni' \)ni!i\ elektrické energie, p nulu k uje odpad v. Tv to odpady muni byt zpracovaný, skladovaný a uloženy takovým způsobem, klery zaručuje ochranu lidského zdrav i a životního prostředí. Pni! o jedna z klíčových otázek \ v roby jaderne energie je. zda je jaderny průmysl schopny bezpečně a ekonomicky odstranit všechny >v oje odpady . Jaderna energetika se liší od klasické výroby elektrické energie spalováním fosilních pali\ zejména tun. že z mnohem menšího množství paliva \yrobi mnohem větši množství energie. To take vede k tomu. že vzniká mnohem menši množství odpadu, dokonce i když zahrneme odpady, které vzniknou při vyřazeni po ukončeni provozu. Většina těchto odpadu však je radioaktivní, a stejně jako mnoho jiných odpadli, i radioaktivní odpady mohou poškodit lidské zdraví a životni prostředí, pokud s nimi není správně zacházeno. Různé druhy radioaktivních odpadu obsahuji velmi rozdílná množství radioaktivních látek, a vyžadují proto různé způsoby zacházeni. Velká část všech radioaktivních odpadů ma stejný nebo jenom o málo vyšší obsah radioaktivních látek, než odpovid;; přirozenému pozadí. Jen velmi malá část zbytku je vysoce radioaktivní, a proto vyžaduje zvlášť pečlivé zacházení. Ale ani tyto vysoce radioaktivní odpady nejsou nebezpečne navždy, neboť radioaktivní latky se časem rozpadají. Zacházení s odpady však musí brát v úvahu dlouhodobou bezpečnost, neboť některé radionuklidy mají velmi dlouhý poločas rozpadu. Tento dlouhý poločas rozpadu, který muže trvat i milióny let, soustředil poprvé pozornost na skutečnost, že některé odpady musí byt zabezpečeny na velmi dlouhou dobu po období života těch, kteří tyto odpady vyprodukovali. Radioaktivní odpady, obsahující radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu, byiy prvním druhem trvale nebezpečných odpadů, pro který byla uvažovaná otázka rovnosti generací, vedoucí k opatřením na zajištění ochrany budoucích generací. Nyní se tato otázka začíná široce hodnotit i u jiných neradioaktivních odpadů, které nemusí s časem ztrácet svoji toxicitu. Konečné uložení je pouze posledním krokem zacházení s odpady, který následuje po shromažďování, zpracování, úpravě, skladováni a přepravě odpadu, což jsou základní postupy, jejichž vývoj dosáhl vysoké úrovně. Pro vysoce aktivní odpady, u kterých uvolňované teplo a obsah radionuklidů s časem klesá, skladování na několik desetiletí před konečným uložením značně zjednodušuje technické požadavky a snižuje radiologická rizika. Proto pro tyto odpady nebyla ihned zapotřebí zařízení ke konečnému ukládání. Ale s tím spojený odklad jejich realizace a různorodost navržených zařízení spolu se zmatením veřejnosti, pokud jde o různé druhy odpadů, vedly k široce rozšířené chybné představě, že jaderný průmysl neví, co dělat s těmito odpady, ani jaké budou náklady na jejich odstranění. To vedlo k otázkám životaschopnosti jaderného průmyslu. Neexistují žádné technické důvody pro další odklad výstavby konečných ukládacích zařízení, a proto je dnes zapotřebí přistoupit k provedení výzkumu lokalit. Tato práce shrnuje, jaké jsou různé druhy radioaktivních odpadů, jaké jsou všeobecné přijaté technické požadavky na bezpečné zacházení s odpady, jaká je současná úroveň znalostí v této oblasti a jaký další vývoj je možno očekávat. Dále je stručně shrnuta praxe zacházení s radioaktivními odpady ve vybraných zemích.

2. Charakter a druhy radioaktivních odpadů Všechny části palivového cyklu od těžby uranu, výroby chemického koncentrátu, obohacení uranu, přes použití paliva v jaderném reaktoru až po zacházení s vyhořelým palivem a vyřazování jaderných zařízení z provozu produkují radioaktivní odpady. Tyto odpady zahrnují nejrůznější materiály s různými fyzikálními, chemickými a radioaktivními vlastnostmi a vyžadují různé způsoby zacházení. Základní vlastnosti radioaktivních odpadů, které ovlivňují jejich možné účinky a určují způsob zacházeni, jsou: - jak dlouho potrvá radioaktivita (obsah radionuklidů s krátkým a dlouhým poločasem rozpadu) - koncentrace radionuklidů (vysoká, střední nebo nízká) - zda uvolňují nebo neuvolňují teplo (což souvisí s koncentrací radionuklidů). Délka života přítomných radionuklidů určuje, jak dlouho musí být izolovány, a koncentrace radionuklidů a uvolňování tepla rozhodují o způsobu zacházení a jak velké stínění je zapotřebí. Tyto vlastnosti pak společně určují vhodné způsoby odstranění. Hlavní kategorie odpadů z palivového cyklu jsou: a) kaly ze zpracování uranové rudy, obsahující přirozené radioaktivní prvky, vytěžené spolu s uranem a chemikálie použité v chemickém procesu. Množství radionuklidů je velmi malé, mají však dlouhý poločas rozpadu. b) Materiály a zařízení zamořené při práci v jaderných zařízeních (např. ochranné pomůcky a oděvy, čisticí materiály, odpadní vody, ionexy, aj.) obsahující převážné malé množství radionuklidu s krátkým poločasem rozpadu. c) Odpady vznikající z vyhořelého paliva po jeho vyjmutí z reaktoru. Tímto odpadem může být samotné vyhořelé palivo, pokud není přepracováváno, nebo odpady vzniklé při jeho přepracování

a recyklováni. Vyhořelé palivo, které nebude přepracováno, může byt považováno za vysoce aktivní odpady s dlouhým poločasem rozpadu. Odpady z přepracováni' vyhořelého paliva jsou směsi vysoko, středně a nizkoaktivriich odpadů včetně středně aktivních odpadů s radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu. Tato směs závisí na použité technologii zpracováni. d) Odpady vzniklé při demontáži jaderných reaktorů po odstraněni paliva a ze závodů na výrobu paliva a z přepracovacích závodů po ukončeni jejich provozu. Odpady jsou převážné nízkoaktivní a středně aktivní a obsahují hlavně radionuklidy s krátkým poločasem rozpadu. Při demontáži závodů na přepracování vyhořelého paliva vzniká i malé množství vysoce aktivních odpadů. Vysoce aktivní odpady kategorie O obsahují téměř veškeré (cca 99 Vt) radionuklidy vzniklé při výrobě elektrické energie v reaktoru, ale jejich podíl z celkového množství odpadů je velice malý. Vzhledem k tomuto malému objemu je možná účinná a ekonomická izolace. Nizkoaktivní odpady s radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu ze zpracování uranových rud představují zdaleka největší část objemu všech radioaktivních odpadů - 50 až lOOkrát více než všechny ostatní, ale jsou velmi málo málo radioaktivní. Další radioaktivní odpady vznikají při využívání radionuklidů v lékařství, průmyslu a výzkumu. Tyto odpady mohou být velmi různorodé a mohou obsahovat i radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu. Důležitým důvodem toho, že objem všech radioaktivních odpadů z využití jaderné energie je ve srovnání s jinými způsoby výroby tepla a elektřiny malý, je skutečnost, že jaderná elektrárna produkuje z daného množství paliva mnohem více energie. Tabletka jaderného paliva s prumer r m menším než 1 cm a výškou 1,5 cm dodává tolik energie jako 450 m' zemního plynu nebo 11 uhlí, a uhelná elektrárna o výkonu 1300 MWe spotřebuje více než 50 OOOnásobnou hmotnost paliva než stejná jaderná elektrárna. To bohatě vyvažuje skutečnost, že použití uhlí produkuje na tunu paliva méně odpadů (přičemž není brán v úvahu skleníkový efekt při spalování fosilních paliv). Zacházení s různými druhy odpadů v jednotlivých zemích zcela vychází z charakteru odpadů, ale jak dále ukazuje praxe v jednotlivých zemích, používaná klasifikace se vzájemně poněkud liší podle používaného systému. To je někdy příčinou zmatení veřejnosti.

3. Škodlivé účinky záření a nutnost izolace odpadů Ionizující záření může mít významný vliv na biologické procesy, a proto může poškozovat živé organismy. Předpisy o radiační expozci omezují množství záření, které může být přijato pracovníky v průmyslu a populací zajeden rok i během celého života. Izolace odpadů chrání před touto radiační expozicí. Riziko z radioaktivních odpadů převážně spočívá v přímém ozáření pracovníků jaderného průmyslu v jejich pracovním prostředí před uložením odpadů. Po uložení odpadů pomalý rozpad systému úložiště může vést k malému riziku ozáření populace možným únikem do spodních vod. Úložiště odpadů se mimo jiné sledují s cílem zjištění pohybu spodních vod, aby se snížily možné úniky. Hodnocení, která již byla provedena v různých zemích za účelem hodnocení bezpečnosti uložení vyhořelého paliva, vedla k závěru, že dokonce i v nejhorším případě by budoucí ozáření člověka ionizujícím zářením z hlubinného geologického úložiště bylo mnohem menší než od přirozeného radioaktivního záření. Je rozšířena nesprávná představa, že radioaktivní odpady mohou být velkým problémem po milióny let. Po této době bude jediná zbylá radioaktivita způsobená izotopy s dlouhým poločasem rozpadu a jejich rozpadovými produkty s krátkým poločasem rozpadu. Jejich množství bude záviset na tom, zda bude vyhořelé palivo přímo uloženo, nebo zda bude přepracováno a uloží se vitrifikované vysoce aktivní odpady. Potenciální riziko s časem spolu s radioaktivitou klesá, a tím se snižuje potřeba izolace. Po čtyřiceti letech zbývá ve vyhořelém palivu pouze 0,1 % původní aktivity a po 1000 letech 0,001 %. Na obrázcích 1 a 2 je uvedena závislost radiotoxicity vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů v závislosti na čase. Radiotoxicita je vyjádřena jako množství vody potřebné pro zředění radionuklidů obsažených v 1 kg vyhořelého paliva na nejvýše přípustné koncentrace. Proto rostoucí nejistota budoucí ochrany úložišť po dlouhé době je kompenzována klesajícím rizikem z těchto odpadů. Naproti tomu mnoho neradioaktivních odpadů produkovaných v jiných průmyslových odvětvích je stabilních, což znamená, že se nikdy nerozpadnou a neztratí svoji toxicitu.

4. Bezpečnostní požadavky pro zacházeni s radioaktivními odpady Základní principy, kterými se řídi zacházeni s radioaktivními odpady 'RAO). byly ve velké míře všeobecně přijaty. Obecným cílem je zacházet .s radioaktivními odpady takovým způsobem, aby bylo chráněno lidské zdraví a životni prostředí a aby se omezily dopady na budoucí generace. Mezinárodně přijatý způsob splněni těchto cílů je zpracováni všech odpadů do stabilní tuhé formy, uloženi do kontejneru a umístěni do povrchového nebo podzemního ukládaciho zařízení v souladu s charakterem odpadů. (Tam, kde je to vhodne, mohou byt tyto kroky provedeny až po období skladování, které usnadňuje procesy manipulace a uložení.) Použity "vícebariérovy přístup" slouží k tomu, aby radioaktivní latky byly izolovány od životního prostředí řadou oddělených fyzických a chemických barier do te doby. než se v důsledku radioaktivního rozpadu nebudou v podstatě lišit od přírodních materiálů. Vícebariérovy přistup stanoví normy bezpečného uložení RAO, které daleko překračují požadavky na ukládání jiných toxických a nebezpečných odpadů. Principy, kterými se řídí radiologická ochrana, vycházejí z toho, že uvolněné radionuklidy a jimi způsobené dávky musí byt omezeny na hodnoty, které: - jsou zdůvodněny dosaženým přínosem - pro RAO je přínos uvažován v souvislosti s celým procesem výroby elektrické energie a jiným využitím radioaktivních látek - optimalizují ochranu podle principu, že všechny expozice jsou udržovány tak nízké, jak je rozumné dosažitelné při zvážení sociálních a ekonomických faktoru I ALAHA) - u odpadů se toto zvážení vztahuje na vyber variant, napr. mezi oddáleným a okamžitým konečným uložením odpadů - udržují riziko pro jednotlivce na přijatelné úrovni. K zajištění přiměřené bezpečnosti dnes i v budoucnosti slouží systém oznamováni, evidence a povolování, který zajišťuje splnění těchto principů dodržením norem stanovených vnitrními a národními kontrolními institucemi. Principy, kterými se řídí zacházení s RAO, se neomezují na radiologickou ochranu a ochranu životního prostředí a přírodních zdrojů, ale zahrnují i etické a sociální úvahy, a tam, kde to přichází v úvahu, i záruky o nešířeni. Etické a sociální principy jsou péče o ostatní včetně budoucích generací, princip "platí ten, kdo znečisťuje" a náhrada za jakékoliv škody (občanská odpovědnost). Ochrana životního prostředí zahrnuje prevenci a náhradu škod. Cílem záruk o nešířeni je zabránění úniku jaderných materiálů pro vojenské účely. Jednotlivé strategie zacházení s radioaktivními odpady se značně liší. V tom se odráží možnost výběru různých metod vedoucích k dosažení stejných cílů a splňujících stejné zásady, a není projevem nejistoty, jak tyto cíle dosáhnout. Přiměřená úroveň bezpečnosti muže být stanovena a zajištěna řadou různých způsobů.

5. Řešení problémů radioaktivních odpadů v jednotlivých zemích Přehled následujících údajů o jednotlivých zemích zahrnuje rozsah jaderného programu, právní a organizační zabezpečení, charakter a objemy odpadů a národní koncepce jejich odstraňování. Většina údajů je zpracována na základe informačních materiálů vydaných OECD/NEA.

5.1 Argentina Jaderný program V Argentině jsou v provozu dva reaktory typu PHWR o celkovém výkonu 935 MWe, což představuje asi 15 r/r z celkové výroby elektrické energie. Vedle jaderných elektráren se počítá s vybudováním závodů palivového cyklu, probíhá těžba a zpracování uranové rudy na chemický koncentrát, výroba UO2, obohacování uranu a výroba paliva. Připravuje se výstavba závodu na přepracování vyhořelého paliva. Zacházení s radioaktivními odpady Všechna jaderná zařízení jsou v Argentině provozována Komisí pro atomovou energii. Výzkumný program uložení vysoce aktivních odpadů (VAO) je prováděn od roku 1980. Koncepce přímého ukládání vyhořelého paliva byla odmítnuta nejenom z hlediska jeho energetické hodnoty, ale i z ekologických důvodů. Byla přijata koncepce ukládání VAO do krystalických hornin v hloubce větší než 500 m. V první etapě prací bylo nalezeno 198 lokalit v žulových útvarech. Z nich bylo vybráno sedm vhodných míst v krajích Chubut a Rio Negro v jižní části země. Ve čtyřech místech

6

by] proveden podrobnější průzkum, po kterém se hlavni pozornost soustředila na Sierra del Medio. Bude zde provedeny hydrogeologicky výzkum v hloubce 500 rn až 1000 ni, zaměřeny na získání hydraulické vodivosti formace a fyzikálně chemické vlastnosti spodních vod. VAO budou zpracovány do formy borosilikátoveho skla a uloženy v ocelovém kontejneru s oloveným pláštěm o tloušťce 10 cm, zevně chráněným ocelí. Odpady budou před uložením skladovány 20 let a tepelná zátěž každého kontejneru bude 500 W. Další ochrannou bariéru tvoří vyplněni" prostoru kolem kontejnerů směsí písku a bentonitu. Při maximální přípustné teplotě v hornině 60"C musí být kontejnery od sebe vzdáleny alespoň 5 ni. Bylo zvoleno ukládání do vertikálních vrtů v podlaze chodeb s intervalem 20 m. Přístupové chodby jsou uvažovány ve třech variantách: vertikální šachty, šikmé štoly, anebo jejich kombinace. Náklady na toto úložiště jsou odhadovány na 350 miliónů USD, což zahrnuje projekt, výstavbu, r provoz a konečné uložení. Tato částka odpovídá 1,5 k ceny elektrické energie. Program realizace zahrnuje výstavbu podzemní laboratoře v roce 1998, zahájení výstavby úložiště v letech 2005 až 2010 a uvedení úložiště do provozu v období 2010 až 2015. Kontejnery s odpady budou přepravovány po silnici v maximálním množství 180 kusů ročně. Před konečným uložením budou umístěny do dočasného skladu. Pro přepravu ze skladu do místa konečného uložení bude použito speciální přepravní zařízení.

5.2 Belgie Jaderný program V Belgii jsou v jaderných elektrárnách vyráběny 2/3 elektrické energie. V provozu je 7 reaktorů PWR a řada dalších jaderných zařízení, včetně jednoho závodu na výrobu paliva z uranu a jednoho závodu se směsným uran-plutoniovým palivem. V období 1969 až 1974 zde byl v provozu společný závod EUROCHEMIC pro ověření technologie přepracování vyhořelého paliva, který byl předán Belgii a který je dnes vyřazován z provozu. V Ústavu radioaktivních prvků jsou vyráběny radioizotopy a značené sioučeniny.

Zacházení s radioaktivními odpady Podle provozního povolení vydaného kompetentními úřady do roku 1980 odpovídali za odstraňování svých odpadů jednotliví producenti. Důležitou úlohu sehrálo Národní středisko jaderného výzkumu (CEN/SCK), neboť jeho úsek pro zacházení s odpady prováděl pro producenty průmyslové zpracování a úpravu velké části nízkoaktivních odpadů. Národní agentura pro zacházení s radioaktivními odpady (zkratka ONDRAF ve francouzštině, NIRAS ve vlámštině a NERAS v němčině) zodpovídá za vypracování národní politiky, která je v souladu s národními předpisy a mezinárodními doporučeními. Je to samostatná veřejně prospěšná agentura, zřízená pro zajišťování plynulého a bezpečného dlouhodobého zacházení se všemi druhy radioaktivních odpadů vyprodukovanými v Belgii. Je pod přímým dohledem ministra hospodářství. Tato agentura přenesla přepravu na dílčí smluvní dodavatele, a zpracování, úpravu a skladování před uložením na BELGOPROCESS, který je ze 100 % financován ONDRAF/NIRAS. Všechny provozní operace jsou povolovány a kontrolovány zodpovědnými bezpečnostními úřady. ONDRAF/NIRAS má také zodpovědnost za používání vhodných norem. Kromě toho musí předkládat úřadům ke schválení normy, předpisy a specifikace, které mají být použity, zabezpečit jejich použití a zavést výzkumně vývojové programy potřebné pro realizaci politiky zacházení s radioaktivními odpady. Všechny tyto činnosti jsou financovány z prostředků producentů odpadů. Dlouhodobé úkoly, úzce spojené s konečným uložením, budou financovány ze zvláštního fondu vytvořeného z příspěvků producentů odpadů a spravovaného ONDRA/NIRAS. Kromě výše popsaných činností ONDRAF/NIRAS také zodpovídá za řešení určitých problémů přepravy a skladování štěpných materiálů, které vznikají v Belgii, a vyřazování bývalého závodu na přepracování vyhořelého paliva EUROCHEMIC, včetně zacházení se vznikajícími odpady. Operace spojené s přepracováním vyhořelých palivových článků jsou prováděny SYNATOM, který je vlastněn z 50 % soukromými elektrickými společnostmi a z 50 % vládou.

Kategorie a objemy odpadů Radioaktivní odpady jsou rozděleny do tří hlavních kategorií založených v podstatě na charakteru a množství radionuklidů, které obsahují. Odpady kategorie A zahrnují materiály obsahující poměrně malá množství radionuklidů beta a gama s poločasem rozpadu zpravidla kratším než 30 dnů. Tyto odpady, které jsou někdy nazývány

nizkoaklivni nebo st rudní' aktivní, pocházejí ze současného provozu jaderných elektráren a zařízeni, která vyrábějí nebo používají radionuklidy. Odpady kategorie B jsou tvorený zejména materiály obsahujícími v podstatě zářiče alfa, což jsou obecně radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu, a mohou obsahovat různá množství zářičů beta a gama. Jsou produkovány hlavně zařízeními zpracovávajícími uranové a/nebo plutoniové materiály pro výrobu paliva. Odpady kategorie C pokrývají hlavně vysoce aktivní odpady vznikající při přepracování vyhořelého paliva, které obsahují významná množství zařičú beta a gama, a zářičů alfa s dlouhým poločasem rozpadu. Tyto vysoce aktivní odpady, upravené zavedením do skelné matrice, se často nazývají "vitrifikované" odpady a vznikají v závodech na přepracování vyhořelého jaderného paliva. Roční množství odpadů z různých jaderných činností, včetné odpadů vznikajících při využívání radionuklidů, činí po zpracování zhruba 1200 m'. Objem odpadů, který bude muset byt zpracován v Belgii v období 1985 až 2050, je odhadován na 150 000 m' pro kategorii A, 25 000 m pro kategorii B a 5000 m' pro kategorii C. Tyto odhady jsou založeny na 40 letech provozu u všech existujících závodů včetně jejich demontáže a na konstantní produkci odpadů z ostatních zdrojů.

Současná strategie zacházení s odpady Celková strategie zacházení s odpady může byt shrnuta následovné: Hlavní výrobci
Belgická koncepce ukládání odpadů Ukládání nízkoaktivních odpadu (kategorie A) Do roku 1982 se Belgie podílela na odstraňování upravených nízkoaktivních odpadů ve vzdálené hluboké oblasti severovýchodního Atlantského oceánu. Provoz byl prováděn v rámci mnohostranného programu a pod dohledem Agentury pro atomovou energii OECD. Jako výsledek mezinárodního moratória bylo odstraňování do moří přerušeno v roce 1983, kdy musela ONDRA/NIRAS zahájit výzkum na vývoji pozemního úložiště, umístěného na povrchu, v malé hloubce nebo v geologickém útvaru. Výzkumný a vývojový program dosud pokračuje. Prvním krokem bylo předložit v druhé polovině 1989 první hodnocení různých variant, které by mohly být použity jako náhrada odstraňování do moře. Toto hodnocení je založeno na existujících informacích a teoretických výpočtech a zahrnuje: - Odstraňování nízkoaktivních a středně aktivních odpadů na povrchu nebo v malé hloubce. Podrobnější studie je zaměřena na výběr 4 až 5 možných míst ve vhodných oblastech. - Odstraňování v existujících uhelných dolech, které mají být uzavřeny v příštích letech. Předběžné bezpečnostní studie ukázaly, že toto řešení by mělo být dále prozkoumáno pro ukládání nízkoaktivních odpadů neobsahujících zářiče alfa. - Hlubinné geologické ukládání. Toto řešení je shodné s variantou, studovanou pro ukládání odpadů kategorie B a C v hlubinných jílových vrstvách.

8

ONDKAF.NIKAS plánuji-. /<• po předloženi \y*li-dku a zhodnoceni \v<' uwdcnyt-h variant by průmyslové úložišti' mohlo !>>t uwdcno do pnnnzu \ letech ]9'.K> až 2005 v zaw.slo.sli na zvolene variantě a schopnosti unulu ro/.liodnout. Ukludunt odpudil nhsahujtvwh suŕtŕc alfa a vyšine aktivních odpadu ch hlubinných geologických útvaru pro ukladaní upravených vysoce aktivních odpadu a odpadu se zářiči alfa ukázal, že \ Belgii je možno považovat za vhodne pouze vrstvy jílu a břidlic. Jedna z vrstev, třetihorm vrstva nacházející se pod jaderným střediskem Mol-Dessel, byla zvolena pro program podrobného výzkumu, který je prováděn od r. 1974 CEN/CSK. Tento program byl zpočátku plně financován belgickou vládou, ale od roku 1976 zčásti Komisi evropských společenství. Od roku 1983 přispívají producenti odpadu na Belgii financovanou část programu. Podzemní laboratoř, známa jako projekt HADES (Experimentálni místo pro ukládáni vysokých aktivitj, umístěna v jílech v hloubce 230 m byla uvedena do provozu v roce 1983. Její konstrukce prokázala možnost výstavby velkých podzemních zařízeni použitím bežných postupů Lez zmrazovaní jílu. Předběžná bezpečnostní zpráva (SAFÍR) obsahující hlavni výsledky do roku 1988 byla připravena pro předložení belgickým bezpečnostním úřadům v roce 1989 za účelem dosažení základního souhlasu s touto koncepcí. Dosavadní scénář výstavby počítá s výstavbou úložiště do roku 2020. V současné dobé se provádějí na novém demonstračním zařízení zkoušky proveditelnosti ve velkém měřítku. Vyřazeni býualého závodu EUROCHEMIC z provozu ONDRAS/NIRAS a její přidružená společnost byly pověřeny vyřazením by valého závodu EUROCHEMIC z provozu a připravily rozsáhlý program vyřazení z provozu včetně zhodnocení finančních prostředků potřebných pro provedení tohoto plánu.

5.3 Čína Jaderný program Čínský jaderně energetický program se teprve začíná rozvíjet. Od roku 1990 je v provozu jaderná elektrárna typu PWR o výkonu 300 MWe a další tři elektrárny jsou ve výstavbě. Jaderná elektrárna je považována za jeden z hlavních budoucích zdrojů energie. Dosavadní činnosti zahrnují těžbu a chemické zpracování uranové rudy, difúzni obohacování uranu, výrobu paliva a přepracování paliva pro vojenské účely. Vyhořelé palivo bude do 1000 t skladováno ve vodních bazénech a nad 10001 v přepravních a skladovacích kontejnerech. Přechodné skladování, přepracování vyhořelého paliva a uložení vysoce aktivních odpadů budou prováděny na jednom místě, které bude vybráno v poušti Gobi. Nejprve má být vybudován poloprovoz na přepracování vyhořelého paliva a potom průmyslový závod o kapacitě 500 t U/r.

Zacházení s radioaktivními

odpady

Za zabezpečení palivového cyklu zodpovídá Čínská národní nukleární společnost CNNC, pod kterou patří Ústav pro atomovou energii IAE, Ústav technologie jaderné energetiky INET, Čínská společnost jaderného inženýrství zabezpečující dovoz a vývoz a Čínská čong-janská strojírenská společnost, poskytující technické služby a strojírenské práce a kontrahující projekty výstavby. Za jadernou bezpečnost včetně výzkumu zodpovídá Národní úřad pro jadernou bezpečnost NNSA. Při využívání jaderné energie je věnována velká pozornost zacházení s radioaktivními odpady. Tato činnost zahrnuje zpracování a ukládání odpadů. Systém zpracování odpadů využívá zejména spalování odpadů, objemovou redukci, solidifikaci, přepravní kontejnery a skladování. Výzkum geologického ukládání probíhá od roku 1985. Na základě podmínek pro výběr lokality a srovnání geologických údajů o celém území bylo předběžně vybráno 6 míst v severozápadním Kan-su, západním Ce-tiangu, severním Fu-džianu, centrálním vnitřním Mongolsku, jihozápadním Šaan-si a centrálním Kuang-dongu. Tato místa se nyní vzájemně porovnávají. Pro ukládání vysoce aktivních odpadů se dává přednost žulovým útvarům a pro nízkoaktivní a středně aktivní odpady se uvažuje o tufech a jílech. Obecné podmínky pro výběr lokality vycházejí ze sociálních a přírodních podmínek. Sociální podmínky zahrnují rozmístění jaderného průmyslu, současný a budoucí vývoj vybraných oblastí, srovnání nákladů a přínosů, ochranu životního prostředí, postoj místních úřadů a vlastní výstavbu a provoz úložiště. Mezi přírodní podmínky patří zeměpisná poloha a přepravní podmínky, topografické a geomorfologické podmínky, geologické podmínky a vlastnosti hornin a minerálů, geologická struktura, seizmické podmínky a hydrogeologické podmínky. Severozápadní část kraje Kan-su je tvořena ve velkém rozsahu vyvřelými horninami, aleje zde velmi silná seizmická aktivita. I když je tato oblast nestabilní, je možno nalézt poměrně stabilní

jciji)olli\;i

ini-la.

('<-n[r:iliii

vinirui

M o i i ^ n l > k « ji- p u i i u - r i M - s K j b i l n i

«|jl:j^t

;i i w r i n m

nia:|g

vhodne

mechanické \ l:i>lini!%li. .Jedna >e u velnu /:ii)>l.ilou :I r hl<-iii-k;i národního h<.i*|)odařMv i inalo zajímavou obiaM. k t era je přilil vzdálena od /d roju rádioaktívnu*)) odpadu. Scwruz.-ijjadťi ěa*l kr;ij<Saan-M obsahuji- roz>ahle zulovc iiia>ivv. klére JMJU ťlizko doprat tuch «-.->!. } J u s! <jl.;j w.sadJejji je

poměrně mala a oblafl 111:1 dostatečnou -l.iluljtu (Viiiralm ói>l kraje Ku:«n^ óon^ je charakterizována dlouhodobou stabilitou a obsahuji' velké nia-.iv> žulm \ch hornin s nizkusi puči*'m trhlin a velím malyrn množstvím spodních vod. (ieolofjirkv je oblast velnu vhudna. ale určitýrm nevýhodami je blízkost velkého města a veike množství průměrných >ražek. Zapadni tasí kraje (V-ttanj; nabízí vhodne geologické podmínky a je blízko jaderne elektrarn\ Quinshan. Při peolofíiťkcm ukládaní radioakti\n:ch odpadli je velnu důležitý výběr vhodne lokality Výběr je časové náročný a bude vyžadovat 10 až 20 let pro realizaci všech fázi včetně výzkumu v terénu, experimentu ve zvolene lokalitě, vvbéru a
5.4 Finsko Jaderný

program

Ve Finsku je v jaderných elektrárnách vyráběno kolem 30 '6 elektrické energie. V provozu jsou 4 reaktory ve dvou místech Loviisa aOIkiluoto. Od roku 1962 je ve Finském technickém výzkumném středisku (VTT) v Otariiemi v provozu výzkumný reaktor. Ročné vzniká kolem 70 tun vyhořelého paliva a kolem 300 m' zpracovaných nízkoaktivnich a středně aktivních odpadů. Celkový objem odpadů z vyrazení z provozu současných čtyř reaktorů bude kolem 40 000 m'. S radioaktivními odpady se zachází takovými způsoby, které zaručují splnění přísných požadavků bezpečnosti a ochrany životního prostředí.

Zacházení s radioaktivními

odpady

Za bezpečné zacházení s odpady, provedení nezbytných výzkumných a vývojových praď a pokrytí všech nákladů na zacházení s RAO zodovídají producenti odpadů. Podniky zřídily společnou Komici pro radioaktivní odpady fZJT) ke koordinování výzkumných a vývojových prací. Jako řešitelé se podílí řada výzkumných ústavů, univerzit a konzultantů, nůpř. Finské technické výzkumné středisko, Finský geologický průzkum, aj. ZJT zodpovídá za výroční zprávu, roční plán výzkumu a vývoje na následující rok a návrh na následující 4 roky. Cíle a programy zacházení s odpady jsou stanoveny v politickém rozhodnutí vlády z roku 1983. Právní základy jsou definovány v Zákoně 1988, který definuje zodpovědnosti, schvalovací postupy a principy financování. Ministerstvo obchodu a průmyslu (KTM) řídí a dohlíží na činnosti zacházení s odpady a výzkumné a vývojové práce. Ministerstvo rovněž financuje výzkumné práce, jejichž účelem je nezávislé posouzení. Finské středisko radiační a jaderné bezpečnosti je zodpovědné za dohled nad bezpečností plánů a činností. Hlavní zařízení pro zacházení s odpady musí být schváleny vládou. Ministerstvo obchodu a průmyslu určuje každý rok poplatky, které zařízení zaplatí do vládou kontrolovaného Fondu radioaktivních odpadů na pokrytí budoucích nákladů na zacházení s odpady. Prostředky fondu budou použity zařízeními zodpovědnými za realizaci odstraňování odpadů, včetně uzavření úložiště. Zacházení s odpady představuje kolem 10 r/r nákladů na jadernou energii. Kategorie radioaktivních odpadu Odpady z jaderných elektráren se dělí podle aktivity a následného zacházení do následujících skupin: - provozní odpady ínízkoaktivní a středně aktivní reaktorové odpady) - odpady z vyřazení z provozu (nízkoaktivní a středně aktivní) - vyhořelé jaderné palivo (vysoce aktivní).

Používané a plánované zacházení s odpady a jejich odstranění Ve Finsku není žádné centrální zařízení. Oba podniky IIVO a TVO) mají své vlastní plány zacházení s odpady a termíny realizace. Rozhodující část systému zacházení s odpady je již v provozu. Zařízení, která budou potřebná v budoucnu, jsou ve výstavbě nebo v poloprovozním stavu. Byly rovněž předloženy technické plány systémů, které by mohly být zapotřebí v příštím století. Všechny provozní odpady jsou upravovány a skladovány přímo v elektrárnách. Úložiště budou vybudována v Olkiluoto a Loviise. Později budou tato úložiště rozšířena pro odpady z vyřazování z provozu. 10

/ . . i n / < i n

|jr

. i i.i | , u j

I

L I

oi)ji-rn«\a>u T V O bazt-iiy

i n i n n ia i i . i i i \

( . . , i n » .

r i - d u k c i . 1 •.i>iiiiifik.ia.-i

v.viitiijo-..>].i ,j,.i-.i-iiiULIJI

.1

-Jil.mjj.i

] - . . u |,i.;ii

K.il>

" ; i ! i

i

111 - k L u i

(Ji"<> | ) . « i i ' i « n < - ť l . « « i k i

.ni

i ]j.u3t/iťii Kl'.\

| - - " U \ / .

Í

< • 1» I - . ! • . 1 ! 111

r 111 • f t i n

11. j

I i l k 1

u i • ( n M < /i

, i l k ' ti 1u/ n 1. t u

, p i . j\ ľ ! i . . í . l

/ lf'JCí-1 ]l<-1<-liu | i r

^ m l i i u \ u -•• - ľ \ i - t > l v \ n i i l V ' i j . ľ i . 1 1 c l a - i n j j . i l i 4 . - j I Í ; I i j . j o - i i i 4 t J j . i » j «"]<"})< i )i.iii\.i • > d \ i i z i ' i n jf

ilj

i n

-•<-/.ilidu -iki.jijuji

~kl.itl
(]<>-(.nvi'limu k.ip.iťilu

. 1 1 1 1 • u / 11 •. t :11 ] ' ' " ' .

.i<j,

p a i r , .i v < •Jlkiluoln v u ijľkli:j:nn

j l . m i j s i

yjici

Yudm

J V< ) m : j

d u S S S l í

P r c d

\ \ h o ř i - U - p ; t l i \ i i - k l . i d « " i a n i ) p < - t 1<-1 -, ) ; n i « - r i x - < - 3 < - k i j . m n -

J'ři//riii a

Pruiuzni > /.pel d.-i SSSH pr«h«h;stavba uložiňtť VI«J pro provozní odpady v Olkiluotni liyla z.thaji-ii;* v t<jť<- ]!DHH a ZMn/.i-JU iiii:it byt uvcdfiio du provozu v roce lf)í)2. I'Ur/.tMt'je \yliul.'iliťh<'»i puiihtýj i hluuliuv 70;*/ 100 ni. Byl M'hvalcn phaii uln/isli- v l,o\ II>C, alf \>>l.i\lia byla oillo/.<-iia ;i/ prostor a pnnUn-sr.ny jirojcki taJ«z»r-í<;' juro odpady z vyřazovaní z provozu. Ľ vyhořelého paliva z J E Olkíluoto -se počíta M- zahraničním prepracovaním. Současné JM*U prováděny výzkumné vývojové prace spojene s technickými piany vyberu lokality hlubinného geologického úložiště ve Finsku. Studie proveditelnosti s podrobným hodnocením bezpečnosti byly předloženy v letech 1982 a 1985. Souhlas s dalším vývojem systému úložiště byl dan úřady v roce 1987, Bezpečnost konečného uloženi je založena na pasivním vicebarieroveiu systému skládajícími se z balených odpadů, tlumícího materiálu a tvrdé horniny kolem úložiště. Ulužištč pni lyhořelč palivo V souladu s rozhodnutím o politice provedeném vládou v roce 1983 zahrnuje realizace systému úložiště pro vyhořelé palivo z TVO následující dílčí etapy: - do roku 1985: výběr vhodných oblastí pro výzkum lokality a upřesněni technických plánů ukládání, - do roku 1992: provedeni předběžného výzkumu na několika místech a výběr mist pro podrobný průzkum spolu s upřesněním technických planu. - do roku 2000: provedeni podrobného výzkumu a vyber lokality pro úložiště splňující požadavky bezpečnosti a ochrany životního prostředí, - do roku 2010: předložení podrobných projektu a bezpečnostních zprav pro povoleni výstavby úložiště, - do roku 2020: výstavba a schválení provozu úložiště. Koncepce ukládání spojuje vodorovné tunely se svislými šachtami v podlaze v hloubce několika set metrů v krystalickém podloží. Každá šachta bude obsahovat jeden kontejner izolovaný od okolní horniny pomocnou vrstvou jílu. Závod na úpravu odpadů bude spojený s podzemním úložištěm svislými šachtami. Výzkum v terénu, zahájený na pěti místech v roce 1987, se skládá z leteckého průzkumu, hlubokých a mělkých vrtů a měřeni a odběru vzorků z povrchu a vrtu. Měřeni v terénu a laboratorní zkoušky jsou doprovázeny modelovaním a vyhodnocením pomocí počítače.

5.5 Francie Jaderný program Jaderné elektrárny dodávají asi tři čtvrtiny z vyrobené elektrické energie. To odpovídá asi 59 miliónům tun nafty a téměř 30 '/r francouzské spotřeby energie. Koncem roku 1990 bylo v provozu 56 reaktorů s instalovaným výkonem téměř 56 000 MWe. Z nich je 52 reaktorů typu PWR ve dvou normalizovaných skupinách 900 a 1300 MWe. Dalších šest reaktorů s celkovým instalovaným výkonem kolem 8300 MWe je ve výstavbě a budou uvedeny do provozu postupně do roku 1995. Francouzský jaderny průmysl pokrývá všechny části palivového cyklu: těžbu, obohacování uranu, výrobu uranového a plutoniového paliva, výstavbu a provoz jaderných elektráren a přepracování vyhořelého paliva. Zacházení s radioaktivními odpady Zacházení s odpady se řídí zákonem z července 1975 o ochraně životního prostředí a zpracování a odstraňováni odpadů. Podle těchto právních předpisů se každý producent odpadů musí postarat 11

o jejich uloženi na svoje náklady organizací schválenou veřejnými úřady. V případě radioaktivních odpadů v roce 1979 vláda zřídila v rámci Komise pro atomovou energii (CEA) specializovanou národní agenturu ANDRA (Národní agentura pro zacházení s radioaktivními odpady), která zodpovídá za projekci, umístění, výstavbu a provoz trvalých ukládacich zařízení včetně provedení všech nezbytných studií pro tento účel. ANDRA je rovněž zodpovědná za zavedení technických specifikací pro zpracování odpadů, prováděné producenty před skladováním. ANDRA je financována producenty odpadů, a to zejména Francouzskou společností pro výrobu elektřiny (EdF), CEA, a podniky palivového cyklu (napr. COGEMA). Činnosti ANDRA jsou kontrolovány bezpečnostními úřady podléhajícími ministerstvům průmyslu, zdraví a ochrany před technologickými a velkými přírodními katastrofami, a Službou ochrany před ionizujícím zářením. Centrální služba pro bezpečnost jaderných zařízení má technické zázemí ve skupinách odborníků a rovněž v Ústavu ochrany a jaderné bezpečnosti. Dále pak ministři předkládají pravidelné zprávy Nejvyšší radě pro jadernou bezpečnost a informace tvořené vedoucími vědci, členy z průmyslu, zástupci odborových svazů, mluvčími hnutí na ochranu životního prostředí a novináři. Francouzská koncepce zacházení s radioaktivními odpady Zacházení s radioaktivními odpady je založeno na bezpečnostním principu izolace odpadů od životního prostředí po dobu, kdy zůstávají nebezpečné. Ve Francii jsou radioaktivní odpady rozděleny do dvou hlavních kategorií: "Odpady s krátkým poločasem rozpadu" a "Odpady s dlouhým poločasem rozpadu" v závislosti na radioaktivním poločasu rozpadu prvků přítomných v radioaktivních odpadech. Množství radioaktivních látek v odpadech je důležité hlavně z hlediska radiační ochrany a uvolňovaného tepla, a slouží jako kritérium pro další podrozdělení do kategorií. Odpady s krátkým poločasem rozpadu obsahují převážně beta a gama zářiče s poločasem rozpadu do 30 let v malém nebo středním množství. Alfa zářiče se mohou vyskytnout pouze ve stopových množstvích. Většina odpadů s krátkým poločasem rozpadu pochází z provozu jaderných zařízení, laboratoří, nemocnic, aj. S těmito odpady se již zachází v průmyslovém měřítku a trvale ukládány jsou do povrchových úložišť. Odpady s dlouhým poločasem rozpadu obsahují více zářičů alfa, než je přijatelné pro konečné povrchové uložení. Zahrnují nízkoaktivní a středně aktivní odpady alfa (hlavně z přepracování vyhořelého paliva) a vysoce aktivní odpady (štěpné produkty vitrifikované po přepracování nebo možná i nepřepracované vyhořelé palivo). V současné době se tyto odpady skladují na místě vzniku. Ve vhodné době budou trvale uloženy do hlubinného geologického úložiště. Zpracování odpadli V souladu se základními principy bezpečnosti je konečné uložení dovoleno pouze v takové formě, která zabraňuje jakémukoliv riziku, že by byly radioaktivní produkty během zpracování, přepravy nebo dočasného skladování uvolněny. Většina odpadů je pevně vázána v cementu, bitumenu nebo polymerech. Protože Francie prepracováva vyhořelé palivo, byly vyvinuty metody vitrifikace vysoce aktivních štěpných produktů. Tato metoda byla použita v průmyslovém měřítku od roku 1978 firmou COGEMA v Marcoule. Do konce roku 1988 bylo vyrobeno více než 1600 kontejnerů (560 tun). Dvě další jednotky, každá s celkovou kapacitou 150 kg/h (desetinásobek kapacity v Marcoule), byly postaveny v závodě na přepracování vyhořelého paliva v La Hague a jsou v provozu od roku 1989. Do konce léta 1991 bylo vyrobeno více než 1000 kontejnerů. Vitrifikované odpady mohou být dočasně skladovány ve vzduchem chlazených bunkrech. Po době chlazení asi 30 let mohou pak být uloženy trvale v hlubinném geologickém úložišti. Odpady s krátkým poločasem rozpadu Vzhledem ke své radioaktivní charakteristice mohou být odpady s krátkým poločasem rozpadu izolovány od životního prostředí uložením v betonových povrchových zařízeních. Potenciální riziko nepřesahuje 300 roků. Tato zařízení jsou chráněna vodotěsným pokrytím proti prosakování srážkových vod. Pomocí systému měřicích zařízení může být kontrolován stav ukládacich zařízení a může být shromážděna a zpracována průsaková voda. Charakteristika lokality, a to zejména hydrogeologická, zajišťuje další bezpečnost. Tyto technologie jsou použity v úložišti v La Manche blízko závodu La Hague, v němž bylo od uvedení do provozu v roce 1969 uloženo téměř 400 000 m' odpadů. Průmyslové zkušenosti ANDRA jsou založeny na zacházení s asi 100 000 kontejnery ročně, což představuje kolem 30 000 m'. Protože kapacita úložiště La Manche bude začátkem 90 let vyčerpána, ANDRA buduje nové úložiště s kapacitou 1 milión m v Soulaines, 200 km jihovýchodně od Paříže. Výzkumné práce před výběrem lokality, projednávání s veřejností a realizace projektu byly spojeny s rozsáhlou kampaní informování veřejnosti a konzultací s místními úřady. Toto nové úložiště zahájilo provoz koncem roku 1991. 12

Výzkum odpadů a měření Dlouhodobé zacházení s odpady v ukladacťch střediscích, zejména v povrchových zařízeních, vyžaduje dobré znalosti radiologické charakteristiky v odpadech přítomných raďionuklidů a jejího budoucího vývoje v závislosti na čase. Ve spolupráci s producenty odpadu ANDRA zavedla systém řízení jakosti za účelem kontroly, jak jsou plněny specifikace na technologii zpracování a konečný produkt od zpracovaní až po konečné uložení odpadu. Všechny kontejnery s odpady jsou jednotlivě určeny, evidovány a označeny. Pomocí kódového systému s laserovým čtením je každý kontejner monitorován a jeho určeni je kontrolováno na každém stupni manipulace. Množství každého radionuklidu je přesně sledováno pomocí centrálního výpočetního systému. Odpady s dlouhým poločasem rozpadu Jako téměř všechny ostatní země se i Francie rozhodla u těchto odpadů pro hlubinné geologické uložení (mezi 400 a 1000 mí. Tento typ ukládání by měl být uveden do provozu začátkem příštího století (prozatímní skladovací zařízení by v té době obsahovala 80 000 m' odpadů alfa a 3000 m skleněných bloků). Během zhruba posledních 20 let byly získány základní technické údaje z laboratorního výzkumu prováděného v různých zahraničních podzemních zařízeních v rámci dohod o mezinárodní spolupráci. Na tomto základě se Francie rozhodla zahájit postup výběru vhodného místa pro konečné ukládání. Průzkum byl zahájen v roce 1987 a bude po něm následovat výstavba dvou podzemních laboratoří se "skutečnými" podmínkami, v nichž budou získány a ověřeny všechny potřebné údaje. V předběžné etapě byly zvoleny čtyři oblasti průzkumu, z nichž každá odpovídá určité geologické formaci na francouzském území: - jíly v severní části Pařížského bazénu (Aisne) - žula (Deux-Sevres) a břidlice (Maine-et-Loire) v západní Francii - sůl ve východní Francii (Ain). Vzhledem k silné opozici na jedné z těchto lokalit vláda rozhodla odložit výzkum v terénu. Rozpočet na zacházení s radioaktivními odpady, který byl schválený parlamentem v roce 1991, navrhuje právní a institucionální rámec, ve kterém by mohly pokračovat průzkumné práce, včetně širokého procesu konzultací pro obce a oblasti, ovlivněné potenciální laboratoří pro odpady. Potvrzuje se jím také nová francouzská politika výzkumu alternativních metod úpravy odpadů před uložením zahrnující separaci aktinidů a jejich transmutaci.

5.6 Indie Jaderný program První jaderná elektrárna byla v Indii uvedena do provozu v roce 1969. Je to jaderná elektrárna s reaktorem typu BWR o výkonu 420 MWe. Od té doby stoupl instalovaný výkon jaderných elektráren na dnešních 1600 MWe, což je asi 3r/r z vyráběné elektřiny. Vyhořelé palivo z jaderných elektráren je přepracováváno k získání uranu a plutonia pro další použití. Vysoce aktivní odpady z přepracování paliva jsou vitrifikovány a budou uloženy do geologického úložiště. Indický jaderný průmysl zahrnuje výrobu těžké vody, těžbu a chemické zpracování uranové rudy, výrobu paliva z UO2, přepracování vyhořelého paliva a vitrifikaci vysoce aktivních odpadů. Zacházení s radioaktivními odpady Do roku 1982 se v Indii nahromadilo 1700 niH pevných odpadů, 2500 mA nízkoaktivních koncentrátů, 650 m středně aktivních odpadů a 350 m' vysoce aktivních odpadů. Toto množství má vzrůst do roku 2000 na 107 000 m' původních pevnvch odpadů, 77 000 nV nízkoaktivních koncentrátů, 20 000 m středně aktivních odpadů a 8000 m' vysoce aktivních odpadů. Byly vypracovány plány pro přípravu geologického ukládání vysoce aktivních odpadů. Na území Indie se nachází řada vhodných rozsáhlých geologických útvarů, tvořených žulou, čedičem, jílem, břidlicemi a rulou. Pro umístění úložiště se považují za nejvhodnější žula nebo rula. Jako součást geologického programu bylo zřízeno podzemní experimentální zařízení pro studium termomechanických vlastností hornin. Na základě získaných výsledků bude zřízeno poloprovozní úložiště pro výzkum se skutečnými vitrifikovanými odpady. Základní faktory, které jsou zohledněny v kritériích pro výběr úložiště, zahrnují tektonickou stabilitu, charakteristiku horniny, hydrologii, hlediska životního prostředí a sociálně ekonomické faktory. Tektonická stabilita, která je nejdůležitějším faktorem, bude záviset na tlacích, vibracích a pohybech hostitelské horniny. Hostitelská hornina by měla být homogenní a kompaktní v trojrozměrné geometrii. Tenká jílová vrstva nad úložištěm pomáhá zabránit prosakování srážkových vod. Spodní vody jsou hlavní příčinou migrace radionuklidu z úložiště do životního prostředí. Aby bylo úložiště přijatelné pro okolní obyvatelstvo, je nutné, aby bylo v oblastech s nízkou hustotou osídlení a snadným přístupem.

13

Podrobný program vyhledání lokality úložiště bude zahrnovat řadu etap. První etapa programu se skládá z průzkumu celého území s výběrem oblastí vhodných pro posouzení a zhodnocení. Hlavní část této etapy již byla provedena. Druhá etapa zahrnuje shromážděni a vyhodnoceni geohydrologických, tektonických a sociálně ekonomických dat. Velká většina údajů již byla shromážděna a na tomto základě byly vybrány některé oblasti pro podrobnější výzkum. Třetí etapa zahrnuje podrobný průzkum ve vymezené oblasti. Ve čtvrté etapě jsou plánovány mikrostudie zaměřené na podpovrchovou charakterizaci geologické formace včetně výzkumu jakosti a pohybu spodní vody. Na základe údajů získaných v předcházejících etapách bude zřízeno poloprovozní úložiště. Při jeho realizaci budou sledovány následující otázky: účinky trhacích prací, měření tlaku v hornině, mechanika deformací, stabilita nosných sloupů, závislost teploty na čase a odezva okolní horniny, tepelná vodivost, tepelná roztažnost, reakce mezi odpady, horninou a spodní vodou, rozpustnost odpadů a kontejneru při zvýšené teplotě, sorpční vlastnosti, trhliny a zlomy a ovéření těžebního, přepravního a manipulačního zařízení.

5.7 Itálie Jaderný program V Itálii jsou dnes vyráběna v jaderných elektrárnách 2 '7r elektrické energie, ale s dalším rozvojem jaderné energetiky se nepočítá. Do roku 1990 se nahromadilo celkem 520 t U ve vyhořelém palivu. V letech 1964 až 1983 byl v provozu poloprovoz přepracování vyhořelého paliva EUREX v Salugii. Byl určený pro přepracování paliva z MTR reaktorů a nízkoobohaceného paliva a má být upravený pro palivo PWR. Bude rovněž doplněna jednotka pro přepracování paliva MOX.

Zacházení s radioaktivními odpady Pro zpracování a ukládání nízkoaktivních a středně aktivních odpadů z nemocnic, laboratoří, průmyslových zařízení a jaderných elektráren byla zřízena společnost NUCLECO. Předpokládá se, že bude rovněž provádět vyřazování jaderných elektráren z provozu. Práce v oblasti geologického ukládání odpadů jsou zaměřeny na jílové formace a jsou prováděny zejména v rámci programu Evropského společenství. Jílové formace mohou plnit dvě funkce: - Přímou izolaci, když je jíl použit jako hostitelská hornina - Izolaci různých typů hostitelské horniny úložiště odpadů. Dlouhodobá izolační schopnost jílu byla prokázána zkamenělým pralesem v Dunarobbě v údolí řeky Tibery poblíž Terni. Nachází se zde několik desítek kmenů. Jsou uloženy v jílu po dobu kolem 1,5 miliónu let. Tento objev je zvláštností z několika hledisek. Stromy dosud stojí svisle ve své původní poloze, což je velmi řídký případ. I přes velmi dlouhou dobu uložení jsou kmeny dosud tvořeny dřevem a jejich struktura je dokonale zachována. Ve všech případech hydrogeologická izolace a/nebo geochemická bariéra tvořená jílem zajistily uchování organických látek. Jílové vrstvy s kmeny jsou překryty pískovými sedimenty, ve kterých dlouhou dobu cirkulovala okysličená voda. Fyzikální bariéra je hlavně výsledkem velmi nízké propustnosti jílu. Zlomy a trhliny způsobené tektonickou činností údajně vyvolávají sekundární propustnost jílu. Ale rozsáhlá pozorování potvrzují, že prosakování vody v jílových vrstvách proniká pouze do hloubky několika desítek metrů od povrchu. Geochemická bariéra je výsledkem dvou základních faktorů, a sice výměnné kapacity a fyzikálně chemických podmínek. Dále byl prováděn podrobný výzkum jílů z hlediska jejich propustnosti, oxidačně redukčního potenciálu a odolnosti při ohřívání.

5.8 Japonsko Jaderný program Asi 30 7r z celkových dodávek elektřiny v Japonsku je vyráběno v jaderných elektrárnách. V provozuje 36 jaderných reaktorů, které vyrábějí kolem 28 miliónů kWe. Japonská jaderná elektrárna v Tokai zahájila provoz v červenci 1966 jako první průmyslová jaderná elektrárna v Japonsku. Do roku 2000 se očekává zvýšení výroby jaderné energie na 53 milionů kWe, což odpovídá 40 7c celkových dodávek elektřiny. Jedním ze současných projektů k dosažení nezávislosti v zásobování energií v Japonsku je výstavba velkých zařízení palivového cyklu, zejména závodů na přepracování paliva, závodů na obohacování uranu a povrchového zařízení pro ukládání nízkoaktivních RAO v Rokkašomuře,(Kamikita-gun v prefektúre Aomori).

Zodpovědnost za zacházení s radioaktivními odpady Základní pravidla zacházení s radioaktivními odpady jsou určena Komisí pro atomovou energii (AEC) a Komisí pro jadernou bezpečnost (NSC). Kom ise pro ato movou energi i zodpovídá za plánování a rozhodování v oblasti základní politiky zacházení s radioaktivními odpady. Komise pro jadernou

_ _

_

bezpečnost je zodpovědná za plánovaní a rozhodovaní v otázkách tykajících se bezpečnostních kritérií a předpisu. Agentura pro vědu a techniku provádí povolovaní pro zacházeni s odpady a jejich ukládáni na základě Zákona o předpisech pro materiály jaderných zdroju, jaderne palivové materiály a reaktory. Povrchové zařízení Japonské průmyslové společnosti pro jaderne palivo pro nizkoaktivní odpady a zařízení pro skladováni odpadli vracených Japonskou společnosti pro palivové služby, které má být vybudováno v Rokkašo-muře, bude povolováno a schvalováno Agenturou pro vědu a techniku (STA). Ukládání nízkoaktivních radioaktivních odpadů Koncem března 1988 objem nízkoaktivních odpadu vyprodukovaných v Japonsku dosáhl množství odpovídající 710 000 sudů po 200 1. Z tohoto celkového množství pochází zhruba 450 000 sudů z jaderných elektráren. Základní politika ukládáni nizkuaktivnich odpadu Některé z nízkoaktivních odpadu vzniklých v jaderných elektrárnách (ty, které jsou v plynné formě, a část, která je v kapalné formě) s úrovní radioaktivity, která je nižší,než je předepsáno zákonem, jsou vypouštěny přímo do životního prostředí. Jsou provedena opatření omezující vznik jiných kapalných a pevných odpadů a tyto odpady jsou pak zpracovány lisováním a solidifikací. Při ukládání těchto nízkoaktivních odpadů by byla dána přednost uložení jak do země, tak i do moře. Ale důležitou podmínkou pro ukládání do moře je mezinárodní souhlas příslušných zemí. Současný stav STA dala souhlas k výstavbe povrchového úložiště nízkoaktivních odpadů v Rokkašo-muře (prefektúra Aomori) Japonskému průmyslu jaderného paliva v polovině listopadu 1990, jehož první část má být uvedena do provozu v roce Í993. - Původní žádost: 40 000 m:í .(což odpovídá 200 000 sudů), - Současné plány: 200 000 m1 t§ož odpovídá 1 miliónu sudů) - Budoucí rozšíření: 600 000 m' (3 milióny sudů). Ukládání vysoce aktivních odpadů Japonská politika zahrnuje přepracování vyhořelého paliva a využití plutonia a získaného uranu. Kapalné vysoce aktivní odpady vzniklé v přepracovacťch závodech jsou objemově redukovány odpařením a koncentrováním, a pak jsou skladovány přímo v závodě ve speciálních nádržích. Do března 1988 bylo v přepracovacím závodě v Tokai, patřícím Společnosti pro vývoj jaderných elektráren a jaderného paliva, uloženo přibližně 320 m' těchto odpadů. Základní politika ukládání vysoce aktivních odpadu Základní politikou je vitrifikovat vysoce aktivní odpady do stabilní formy, skladovat je 30 - 50 let k ochlazení, a pak je uložit do geologických formací hlouběji než několik stovek metrů. Vedle vitrifikovaných odpadů ze závodu na přepracování vyhořelého paliva a VAO z průmyslového přepracovacího závodu (který má být postaven v Rokkašo-muře japonskou Společností pro služby v jaderném palivu) budou do geologického úložiště ukládány také odpady vracené ze zahraničí. Toto geologické úložiště bude realizováno ve čtyřech etapách: - Výběr vhodné geologické formace - Výběr vhodného úložiště - Demonstrace technologie ukládání ve vybraném úložišti - Výstavba, provoz a uzavření ukládacich zařízení. Současný stav Zpracování odpadů: Výzkumné a vývojové práce zaměřené na bezpečnost a spolehlivost vitrifikačního systému jsou prováděny ve Společnosti pro vývoj jaderných reaktorů a jaderného paliva (PNC) a v Japonském ústavu pro výzkum atomové energie ÍJAERI) a vedly k výstavbě vitrifikačního zařízení a závodu pro skladování vitrifikovaných odpadů. Ukládání odpadů: První etapa, výběr vhodné geologické formace, byla ukončena v roce 1984 a druhá etapa byla zahájena v roce 1985. To zahrnuje jak výzkumné a vývojové činnosti, tak i výzkum potřebný pro ukládání.

15

Ostatní činnosti Odpady; ryřacovani jaderných ;ai-urm ; pmnizu Úroveň radioaktivity většiny RAO vznikajících při vyřazovaní jaderných zařízeni z provozuje velmi main. Jsou prováděny studie racionálního odstraněni těchto odpadu v závislosti na úrovni radioaktivity, noho recyklovaní. Očekává se, že vyřazovaní průmyslových jaderných elektráren z provozu bude v Japonsku zapotřebí v polovině 90. let. Japonsky ustav pro výzkum atomové energie byl pověřen technickým vývojem demontáže energetických reaktoru, k tomu používa od roku 1981 jako model experimentální jadernou elektrárnu JPDR. Dale bylo v prosinci 1988 zřízeno Výzkumné sdruženi pro vyřazování jaderných zařízení z provozu ( RANDEC), které je zodpovědné za výzkum a vývoj vyřazování jaderných zařízení z provozu, s tím spojenou informační službou, výcvikem odborníků a podobně. Rozdělovaní nuklidu a jejich transmutace Nuklidy obsažené ve vysoce aktivních odpadech mohou byt rozděleny podle jejich poločasu a účelu (rozdělování nuklidů). Nuklidy s dlouhým poločasem rozpadu mohou byt přeměněny na nuklidy s krátkym poločasem nebo na neradioaktivní nuklidy (transmutace;. Tímto způsobem mohou byt VAO přeměněny na užitečné suroviny, nebo mohou být účinněji odstraněny. Výzkum a vývoj budoucího rozdělování a transmutace nuklidů bude prováděn v souladu s programem vypracovaným Komisí pro atomovou energii.

5.9 Kanada Jaderná energetika Kanada vyrábí asi sedminu elektřiny v jaderných elektrárnách. V roce 1990 bylo v provozu 19 jaderných elektráren s celkovým instalovaným výkonem 13 800 MWe. Po dokončení reaktorů, které jsou ve výstavbě v Darlingtonu, celkový instalovaný výkon dosáhne 16 700 MWe a jaderné elektrárny budou vyrábět 20 r/r elektřiny. Jaderná energie je v Kanadě řízena Řídícím výborem pro jadernou energii, který je agenturou federální vlády. Kanadská společnost pro atomovou energii (AECL) má oprávnění vyvíjet a podporovat jadernou energii v Kanadě. Úspěšně rozvijí reaktory CANDU, které používají jako palivo přírodní uran a jsou moderovány a chlazeny těžkou vodou.

Zacházení s radioaktivními odpady Zodpovědnost Základní zodpovědnost za zacházení s radioaktivními odpady nesou v Kanadě producenti odpadů. Kanadská vláda přijala zodpovědnost za zacházení s odpady tam, kde producent odpadů již nemůže být volán k zodpovědnosti (např. již neexistující společnosti), a regionální vlády odpovídají za dlouhodobou bezpečnost uranových dolů a odpadů z úpraven. Federální vláda financuje vývoj technologií pro bezpečné uložení odpadního vyhořelého paliva. Řídící výbor pro atomovou energii schvaluje místa, kde jsou odpady skladovány, a publikoval právní instrukce na ukládání. Základním požadavkem těchto směrnic je, že zatížení budoucích generací radioaktivními odpady musí být omezeno na minimum těmito opatřeními: - Výběrem koncepcí uložení odpadů, které v rozumně dosažitelném rozsahu nevyžadují dlouhodobou institucionální kontrolu k zajištění nezbytné bezpečnosti - Provedením těchto koncepcí uložení ve vhodnou dobu při zvážení technických, sociálních a ekonomických faktorů - Zajištěním, že nevzniká žádné předpovídatelné budoucí ohrožení lidského zdraví a životního prostředí, které by dnes nebylo přijatelné - Zařízení pro uložení odpadů nepřekročí jeden případ vážných zdravotních následků na milión obyvatel a rok. To odpovídá maximální individuální dávce 0,05 mSv/rok. Kategorie radioaktivních odpadu S radioaktivními odpady se obecné zachází podle koncentrace radioaktivních látek a délky doby potřebné na rozpad radionuklidů na bezpečnou úroveň. Uranové doly a kalojemy obsahují zbytky z drcení a mletí rudy a chemikálie použité při extrakci uranu. Potenciální nebezpečí vychází ze zavedení chemických znečišťujících látek do životního prostředí, možné fyzické nestability kalojemů a radioaktivních rozpadových produktů uranu a toria. Nízkoaktivní a středně aktivní odpady, vznikající při každodenním provozu reaktorů, zahrnují filtry, textilie používané při údržbě, plastické fólie a ochranné oděvy. Vysoce aktivní odpady jsou

16

vyhořelé palivově články vyjmuté z reaktoru nebo odpady vzniklé při přepracování vyhořelého paliva. V současné době je levnější těžit uran než propracovávat vyhořelé palivo CANDU. Presto má AECL technologii pro solidifIkaci vysoce aktivních odpadu, které by vznikaly při přepracování paliva, založei.ou na jejich převedeni do vysoce nerozpustného skla nebo keramiky při přípravě ke konečnému uložení. Protože všechny tyto odpady jsou radioaktivní po dobu tisícu let, musí s nimi byt bezpečně zacházeno po velmi dlouhou dobu. Množství odpadu V Kanadě je dnes kolem 165 miliónů tun uranových kalů, což je asi 2 '%• z celkového množství důlních odpadu. Do roku 2000 se odhaduje zvýšeni tohoto množství na 230 miliónů tun. Produkce nizkoaktivnich a středné aktivních odpadů činí kolem 10 000 m'Vrok. Dosud se nahromadilo koleni 250 000 rrť nizkoaktivnich odpadů a do konce roku 1989 se dále nahromadilo ve skladech celkem 20 000 t vyhořelého paliva. Prováděné a plánované zacházení s radioaktivními odpady Uranové doly a kalojemy Uranové kaly jsou obecně zachycovány v přírodních bazénech uzavřených nepropustnými stavebními hrázemi. Ke kalům se přidává vápno, aby se podpořilo srážení těžkých kovů (např. toria a olova). Oddělená voda se zpracovává chloridem barnatym, který pomáhá odstranit radium tak, že vypouštěná voda splňuje všechny požadavky stanovené předpisy o životním prostředí. Je studována a zkoušena náhrada těchto základních procesů, jako je použití betonových kobek pro kaly z velmi bohatých rud. Stejně jako u jiných důlních kalů je hlavní problém uranových kalů spíše chemický než radiologický. Z některých kalojemů unikají kyselé látky, které jsou nebezpečné pro vodní organismy, a proto musí být chemicky stabilizovány. Je pravděpodobné, že uranové kaly budou vyžadovat nějaký stupeň institucionální kontroly. Nízkoaktiuní a středně aktivní odpady Všechna kanadská jaderně energetická zařízení mají skladovací kapacity pro nízkoaktivní a středně aktivní odpady. Posledních 20 let Ontario Hydro provozovala centrální zařízení pro ukládáni nizkoaktivnich a středně aktivních odpadů z jaderných elektráren v Zařízení pro rozvoj jaderné energetiky Bruce. Ke snížení objemu těchto odpadů se používá spalování a lisování. Ontario Hydro používá čtyři základní způsoby ukládání: - Povrchový, v podzemních železobetonových příkopech - Svislé jámy z betonových dlaždic, které se po uložení odpadů vyplní betonem - Nadzemní betonové bunkry - Budovy pro skladování nizkoaktivnich odpadů. AECL buduje prototyp podzemního objektu odolného proti vniknutí pro trvalé uloženi nizkoaktivnich a středné aktivních odpadů. Výstavba tohoto zařízení má být dokončena v Jaderných laboratořích Chalk River v roce 1992. Bude to první trvalé úložiště nizkoaktivnich a středně aktivních odpadů v Kanadě, které po schválení nahradí dosavadní praxi přechodného skladování. Odpadni vyhořelé palivo Vyhořelé palivo je skladováno ve vodních bazénech v kanadských jaderných elektrárnách déle než 25 let a toto skladování může bezpečně a ekonomicky pokračovat po mnoho desetiletí. Používají se rovněž povrchové betonové kontejnery pro suché skladování. Bezpečné skladování vyhořelého paliva je povinností majitelů jaderných elektráren. V roce 1978 se vlády Kanady a Ontaria dohodly o spolupráci na vývoji technologií pro bezpečné trvalé uložení kanadského odpadního vyhořelého paliva a zahájily program zacházení s odpadním vyhořelým palivem. AECL se stala zodpovědnou za zhodnocení koncepce ukládáni vyhořelého paliva do žulových útvarů Kanadského štítu a za vývoj a prokázání s tím spojených technologií. Ontario Hydro byla požádána o vývoj technologií pro přechodné skladování a přepravu vyhořelého jaderného paliva. Od roku 1987 se Ontario Hydro začala plně podílet na financování a řízení kanadského programu zacházení s odpadním vyhořelým palivem. Koncepce trvalého uložení odpadního vyhořelého paliva (vyhořelé palivo nebo solidifikované odpady z přepracování/již značně pokročila a vstoupila nyní do fáze veřejného a právního posuzování. AECL předloží prohlášení o vlivu na životní prostředí jak pro odborné, tak i pro veřejné posouzení v roce 1991. Ukládání odpadů pravděpodobné začne někdy kolem roku 2020. Kanadská koncepce ukládání navrhuje uložení vhodně balených odpadů do hornin Kanadského štítu. Ukládací prostor bude tvořen stavebním výkopem v hloubce 500 až 1000 m. Odpadní vyhořelé palivo bude uzavřeno v korozně odolných kontejnerech a umístěno do sklepem' v podlaze. Kontejner bude obložen směsí písku a jílu. Po naplnění budou sál, přístupové tunely a šachty vyplněny směsí jílu a drcené žuly a utěsněny. Tento systém vícenásobných bariér je navržen tak, aby splňoval nejpřísnější požadavky na ochranu člověka a životního prostředí.

17

Hlavni součásti výzkumného a vývojového programu AECL pro zacházeni s vyhořelým palivem je Podzemní výzkumná laboratoř (URL), která byla vybudována ve velkém masivu horniny známém jako podloží jezera Lac du Bonnet. Je to první takové zařízení vybudované pod vodní hladinou v předtím neporušené žulové hornině. Pracemi v podzemní laboratoři URL a rozsáhlou sítí vrtů kolem ní přispěla Kanada k vývoji metodiky pro geologickou charakterizaci skutečné lokality úložiště. Předběžné podzemní pokusy začaly v roce 1986. Ministerstvo energetiky USA, Japonsko a Švédsko při vývoji s URL spolupracovaly. Rozsáhlé napodobován' pokusy prováděné v URL pomohly vědcům stanovit, jak se chovají horniny a voda v hloubkách a jak jsou ovlivněny teplem uvolňovaným vyhořelým palivem. Při těchto pokusech nebyly použity RAO a v URL ani nebyly odpady uloženy. Přeprava Pro veřejnou dopravu vyhořelého paliva do úložiště, přepracovacího závodu nebo centrálního skladovacího zařízení se počítá s různými dopravními prostředky. Ontario Hydro vyvinula přepravní kontejnery pro hromadnou přepravu vyhořelého paliva. Čtvrtinový model byl podroben rozsáhlým zkouškám podle požadavků bezpečnostních předpisů včetně pádu z 9 m, pádu na ocelový hrot a z teplotních a tlakových zkoušek. 5.10 Korea Jaderná energetika Asi 50 7r elektřiny vyrobené v Koreji pochází z jaderných elektráren. V provozuje 9 reaktorů na 4 různých místech. Jaderné reaktory se nacházejí v Kori (4 reaktory), Yonggwangu (2 reaktory), Ulchinu (2 reaktory) a Wolsongu (2 reaktory). Osm reaktorů je typu PWR, jeden je typu CANDU. Jejich celkový výkon je 7616 MWe. Vedle těchto provozovaných jednotek jsou další tři reaktory ve výstavbě v Yonggwangu a Wolsongu. První průmyslový reaktor byl uveden do provozu v roce 1978. Korejský ústav pro výzkum jaderné energie (KAERI) provozuje dva výzkumné reaktory a další je ve výstavbě. Zacházení s radioaktivními

odpady

V Koreji je více než 90 % odpadů produkováno jadernými elektrárnami. Zbytek pochází od ostatních uživatelů radioaktivních materiálů: výzkumných ústavů, lékařských středisek, nemocnic a průmyslu. Otázky spojené se zpracováním a ukládáním RAO byly v Koreji studovány od počátku 80. let a byl zaveden a je realizován program zacházení s RAO. Odpovědnost V Koreji má hlavní zodpovědnost za zaručení bezpečného a účinného zacházení s radioaktivními odpady vznikajícími při využívání jaderné energie ministerstvo pro vědu a techniku (MOST). Korejská společnost pro elektrickou energii (KEPCO), která je majitelem a provozovatelem jaderných elektráren, nese zodpovědnost za financování všech nákladů. Pro toto financování jsou vybírány poplatky z elektřiny vyrobené v jaderných elektrárnách. Ke splnění svých závazků MOST určil KAERI jedinou organizací pro zpracování, přepravu a skladování (přechodné i konečné) všech radioaktivních odpadů jak z jaderných elektráren, tak i od ostatních producentů RAO. KAERI zodpovídá za přípravu, výstavbu a provoz všech zařízení potřebných pro zacházení s vyhořelým palivem a radioaktivními odpady a za rozsáhlé výzkumné a vývojové práce potřebné k vybudování těchto zařízení. Konečná a dlouhodobá zodpovědnost za to, aby radioaktivní odpady byly odstraňovány způsobem přijatelným pro společnost, leží ovšem na korejské vládě. Vládní úřady sledují a hodnotí činnost KAERI. Vládní úřady MOST dohlíží na plánování a výzkumné a vývojové práce pro zpracování a odstraňování vyhořelého paliva. Dalším hlavním úkolem MOST je stanovit roční poplatky a spravovat finanční systém spojený s poplatky. Korejský ústav pro jadernou bezpečnost (KINS) dohlíží na bezpečnost jaderné energetiky a zacházení s radioaktivními odpady. Jeho úkolem je studovat a hodnotit jadernou bezpečnost a radiační ochranu navržených zařízení a procesů. Zabývá se také výzkumnými a vývojovými pracemi v oblasti jaderné bezpečnosti. Tato agentura podléhá MOST. Množství odpadu Radioaktivní odpady z korejského jaderně energetického programu se liší formou a obsahem radionuklidů v širokém rozsahu od prakticky neaktivních odpadů až po vyhořelé jaderné palivo s velmi vysokou úrovní radioaktivity. Různé druhy odpadů kladou různé požadavky na zpracování a konečné uložení.

18

Jsou rozlišovány nízkoaktivm a vysoce aktivní odpady. Nťzkoaktivní odpady mohou být zpracovány a uloženy v jednoduchých sudech. Vysoce aktivní odpady vyžaduji nejenom stínění před radioaktivním zářením, ale také chlazení po určitou dobu, aby se umožnilo bezpečné uložení. Celkové množství radioaktivních odpadů z korejského jaderné energetického programu bylo odhadnuto na 10 000 t vyhořelého paliva a množství nízkoaktivních odpadu, odpovídající 91 000 sudů. Ukládáni nizkoaktivnich odpadu Do konce roku 1990 objem nízkoaktivních odpadu vzniklých v Koreji dosáhl kolem 30 000 sudů po 200 1. Všechny tyto odpady jsou skladovány ve skladovacích budovách v jaderných elektrárnách a v KAERI. Výbor pro atomovou energii v roce 1988 rozhodl, že MOST a KAERI musí vybudovat ukládaci zařízení kavernového typu do konce 1995. Zařízení bude mít počáteční kapacitu 250 000 sudů a mělo by byt rozšířeno až do 1 miliónu sudů. KAERI se marně bnažila vybrat několik vhodných míst, neboť odpor místního obyvatelstva byl velmi silný. I přes velké úsilí bude velmi obtížné mít takové zařízení ke stanovenému termínu. Přechodné skladování vyhořelého paliva Současná korejská politika zacházení s vyhořelým palivem se týká jeho skladování, dokud vláda nerozhodne o přepracování nebo přímém uložení. Důvodem je, že ekonomie přepracování zatím není odůvodněná, a technologie přímého uložení dosud není plně prokázána. Proto Komise pro atomovou energii v roce 1988 rozhodla, že MOST a KAERI musí vybudovat přechodné skladovací zařízení bazénového typu do konce roku 1997, které bude schopné pojmout až 3000 t vyhořelého paliva. Vzhledem k výše uvedeným problémům s umístěním se zdá, že bude velmi obtížné dokončit zařízení ve stanoveném termínu. Skladovací kapacity v jaderných elektrárnách Protože výše popsaný program zacházení s radioaktivními odpady je zpožděný, KEPCO začala rozšiřovat skladovací kapacity v elektrárnách. Pro nízkoaktivní odpady se staví skladovací zařízení v Kori. Toto zařízení je určeno pro odpady se zaručenou dlouhodobou integritou obalu. Jiné zařízení se projektuje pro Ulchin. Vedle těchto skladovacích projektuje aktivně zaváděna moderní technologie umožňující snížení množství odpadů. Skladovací kapacity pro vyhořelé palivo PWR budou zdvojnásobeny výměnou současných stojanů v bazénech za vysoce kompaktní. Ve Wolsongu se staví suchá betonová sila pro skladování vyhořelého paliva z CANDU. Sila byla uvedena do provozu koncem roku 1991. 5.11 Německo Jaderná energetika Jedna třetina elektřiny vyrobené v Německu pochází z jaderných elektráren. Nejvyšší podíl jaderných elektráren (téměř čtyři pětiny) je ve Šlesvicku-Holštýnsku. Zacházení s radioaktivními odpady Na počátku 60. let začaly diskuse o výběru geologických útvarů, vhodných pro bezpečné ukládání všech druhů radioaktivních odpadů, a bylo rozhodnuto použít solné dómy. V podloží severního Německa existuje více než 200 solných dómů, z nichž některé by mohly být považovány za vhodné pro ukládání radioaktivních odpadů. Vedle výzkumu solné koncepce (výzkumné a vývojové práce v Asse a výzkum lokality Gorsleben) byl prozkoumán i starý důl na železnou rudu (Konrád). Všechna tři místa se nacházejí v Dolním Sasku. V nové spolkové zemi Sasko-Anhalt je od roku 1981 v provozu úložiště nízkoaktivních a středně aktivních odpadů s nízkým obsahem zářičů alfa v Morslebenu. Rozhodnutí o dalším používání tohoto zařízení, tj. pokračování v ukládání odpadů, není dosud učiněno. Zodpovčdnost Zacházení s radioaktivními odpady se řídí Zákonem o atomové energii. Protože radioaktivní odpady zůstávají nebezpečné po dlouhou dobu, právní předpisy vycházejí z toho, že jejich bezpečné odstranění musí být úkolem, vloženým na federální vládu. Až do roku 1989 byl pověřen výstavbou a provozem zařízení pro dlouhodobé skladování a odstranění RAO Fyzikálně technický spolkový ústav (PTB). Od roku 1989 byla tato odpovědnost přenesena na Spolkový úřad ochrany před zářením (BfS). K plnění svých povinností může PTB/BfS využívat třetí strany. Pro tento účel byla založena v roce 1979 Německá společnost pro výstavbu a provoz úložišť radioaktivních odpadů (DBE).

19

Spolkový ustav pro geologické vědy a přírodní zdroje (BOR) v Hannoveru vystupuje jako konzultant BfS pro geologické vědy. Solný dul v As.se, který je používán jako podzemní laboratoř v solném dómu, je provozován Společnosti pro výzkum zářeni a životního prostředí (GSF) jménem BMFT. BfS je v teto oblasti pod právní pravomocí spolkového ministra pro životní prostředí, ochranu přírody a reaktorovou bezpečnost IBMU). BMU vystupuje společně se spolkovým ministrem pro výzkum a technologii (BMFT) v těch otázkách, které souvisejí s výzkumem a technologií v oblasti dlouhodobého skladováni a konečného ukládáni RAO. Spolkové země jsou schvalovací a dohlížející úřady pro všechna jaderná zařízení včetně |v ojektú úložišť, ale s výjimkou přechodných skladovacích zařízení vyhořelého paliva. Při provádění těchto úkolů jednají spolkové zeméjménem spolkové vlády. Spolkové země musejí řídit provoz společných skladů radioaktivních odpadů vznikajících při využívání radionuklidú v průmyslu, výzkumu a ve zdravotnictví. Všechny ostatní postupy zacházení s RAO, zejména skladování vyhořelého paliva, přepracování, zpracováni RAO, přeprava a přechodné skladování odpadu jsou plně v rámci zodpovědnosti producentů odpadů. Schvalovacípostup Podle Zákona o atomové energii musí PTB obdržet schválení plánu výstavby a provozu úložišť radioaktivních odpadů. Udělení takového schválení je v pravomoci schvalovacích úřadů podle zákona příslušných zemí. Ale protože všechna potenciální úložiště RAO jsou soustředěna v Dolním Sasku, funkci schvalovacího úřadu vykonává ministr životního prostředí Dolního Saska. Jako část tohoto schvalovacího postupu tento úřad musí publikovat plán ve svém oficiálním časopise a v místních novinách s uvedením, kde a kdy bude tento plán přístupný veřejnosti, požádat o připomínky a projednat je s veřejností. Kromě toho všechny důlní činnosti musí být schváleny báňskými úřady. Postup schvalování plánu, to je licenční mení pro plánované úložiště Konrád, byl zahájen 31. srpna 1982. V březnu 1989 připavila PTB upřesněnou variantu schvalovacích dokladů a rovněž jejich zkrácenou variantu. Podle rozhodnutí schvalovacího úřadu, dolnosaského ministra životního prostředí (NMU), nebyly tyto doklady předány všem úřadům, zúčastněným ve schvalovacím řízení. Kromě toho byla odsunuta veřejná diskuse. Toto rozhodnutí vyplynulo v podstatě z odvolání v Německu plánovaného přepracovacího závodu ve Wackersdorfu (Bavorsko) a předpokládaného přepracování vyhořelého paliva ve Francii a Velké Británii. Po ukončení schvalovacího postupu tohoto plánu a rekonstrukci opuštěného dolu na železnou rudu se očekává, že úložiště Konrád bude uvedeno do provozu v druhé polovině 90. let. Povrchový výzkum v Gorlebenu je téméř dokončen. V březnu 1986 byl zahájen podzemní výzkum vnitřku solného dómu vyražením dvou šachet. Ukončení podzemního výzkumu a zhodnocení vhodnosti solného dómu v Gorlebenu pro ukládání všech druhů radioaktivních odpadů může být očekáváno koncem 90. let. Po schvalovacím řízení a výstavbě úložiště bude pravděpodobně zahájen provoz kolem roku 2008. Oba projekty úložišť Konrád a Gorleben jsou v současné době ovlivněny politickými problémy a jejich následky ve spolkové zemi Dolní Sasko. V roce 1990 převzali vládu v tomto státě sociální demokraté a Strana zelených. Podporují zastavení jaderné energetiky, a tak schvalovací postupy podle Zákona o atomové energii a federálního důlního zákona jsou prováděny podle koaliční dohody, podle níž musí být využity všechny zákonné možnosti k zabránění realizace projektu úložiště. V důsledku toho je třeba brát v úvahu budoucí skluzy. Kategorie odpadu Radioaktivní odpady se značně liší svým původem a formou, radioaktivitou a poločasem rozpadu. Z hlediska zpracování klasifikuje producent odpady do kategorií nízkoaktivních, středně a vysoce aktivních odpadů. S nízkoaktivními odpady může být nakládáno bez zvláštních obalů. Středně aktivní odpady musí být pro bezpečnou manipulaci stíněny. Vysoce aktivní odpady vyžadují před uložením dodatečné chlazení a uložení do kontejneru. Z hlediska uložení však tato klasifikace není dostačující. Kritéria přijatelnosti mohou být splněna pouze bezpečnostní analýzou, specifickou pro každé úložiště. Protože je záměrem uložit všechny kategorie odpadů do hlubinných úložišť, nedělá se rozdíl mezi radionuklidy s krátkým a dlouhým poločasem rozpadu, ale zato se činí rozdíl mezi odpady, které uvolňují zanedbatelné nebo malé množství tepla, a odpady uvolňujícími teplo. Bezpečnostní analýza Z hlediska radiační ochrany je cílem zabránit tomu, aby se radioaktivita z odpadů uložených hluboko v zemi dostala do životního prostředí ve škodlivých koncentracích. Tento cíl je dosažen systémem přírodních a umělých bariér. Bezpečnost úložišť pro radioaktivní odpady musí být doložena bezpečnostním hodnocením pro specifické podmínky lokality. Právní požadavky pro období provozu úložiště jsou uvedeny v Zákoně o atomové energii a ve Vyhlášce o radiační ochraně. Po uzavření úložiště musí být možné ozáření z uložených odpadů udržováno na úrovni dávek způsobených přiroztným zářením po dobu asi 20

10 1)00 Id. Ale hodnoceni bezpečnosti ID U M poskytnout jistotu, že jakost celého systému úložiště bude zachovaná po delší Oasové období. Množstn odpadu Do roku 1978 byla většina nizkoaktivnich a středně aktivních odpadu uložena v d°le Asse. Do konce roku 1989 množství neupravených vyprodukovaných odpadu činilo 11 700 m'1 a množství zpracovaných odpadu se zanedbatelným uvolňováním tepla 44 000 nť . Množství teplo uvolňujících odpadů bylo asi 500 nť . Odpady se zpracovávají tak, aby byl snížen jejich objem, a připravují se k uložení. Bylo odhadnuto, že k roku 2000 bude celkový objem zpracovaných odpadu se zanedbatelným uvolňovaným tepleni zhruba v rozmezí 129 900 až 170 900 m . Kromě toho je třeba brát v úvahu asi 3200 až 3600 m zpracovaných odpadů uvolňujících teplo. Přechodné skladování Dokud nebude úložiště uvedeno do provozu, radioaktivní odpady budou umístěny ve skladovacích zařízeních na zhruba 50 místech: - v 18 jaderných elektrárnách - ve dvou vnějších skladovacích zařízeních pro odpady z jaderných elektráren - ve shromaždovacích skladech pro radioaktivní odpady ze zdravotnictví, průmyslu a škol - ve velkých výzkumných střediscích. Celková kapacita těchto skladuje kolem 124 400 m1 a bude postačující alespoň do roku 1997. Projekty konečného uložení odpadů Vedle bývalého solného dolu Asse jsou studovány dva projekty ukládání radioaktivních odpadů se zřetelem na schvalovací postupy. Je to plánované úložiště Gorleben v severovýchodní části Dolního Saska a důl Konrád v jihovýchodním Dolním Sasku. Zatímco úložiště Gorleben bude přijímat všechny druhy radioaktivních odpadů, odpady se zanedbatelným nebo nízkým uvolňovaným teplem budou umístěny v dolu Konrád. Kromě toho musí být vzato v úvahu úložiště Morsleben. Asse Bývalý solný důl Asse, který se nachází blízko Remlingen v kraji Wolfenbuttel, byl používán od roku 1965 pro rozsáhlý výzkumný a vývojový program pod vedením GSF. Program byl zaměřen na vyjasnění technických otázek vznikajících v souvislosti s výstavbou a provozem úložiště všech druhů odpadů. Metody ukládání odpadů byly také ve velkém měřítku ověřovány. V rámci těchto zkušebních programů bylo před vypršením povolení koncem roku 1978 uloženo přibližně 124 500 sudů nizkoaktivnich odpadů a 1300 sudů středně aktivních odpadů. Od té doby pokračovaly výzkumné a vývojové projekty bez jakéhokoliv dalšího ukládání odpadů. Současný program je soustředěn zejména na problémy vznikající v souvislosti s ukládáním odpadů uvolňujících teplo. Konrád Předběžný výzkum provedený v roce 1975 ukázal, že důl Konrád - bývalý důl na železnou rudu blízko Braunschweigu - by mohl být považován za potenciální vhodné místo pro ukládání radioaktivních odpadů. To je umožněno jeho mimořádnou suchostí. Geologická bariéra, tvořená převážně na jíl bohatou horninou, je rovněž relativně nepropustná pro spodní vodu. Výsledky výzkumného a vývojového programu provedeného GSF v období 1976 až 1982 na požadavek spolkové vlády potvrdily vhodnost dolu Konrád pro ukládání RAO, které mají zanedbatelný tepelný účinek na okolní horninu. V roce 1982 PTB předložil žádost o zahájení schvalovacího řízení plánu takového ukládání. Modely pohybu spodní vody ukazují, že nedojde k žádné kontaminaci po dobu asi 10 000 let po uložení. V závislosti na počtu kontejnerů, které budou ročně ukládány, a za předpokladu, že důl může pojmout 650 000 m' upravených odpadů a že schvalovací řízení přinese kladný výsledek, by mohlo být ukládání odpadů zahájeno v druhé polovině 90. let. Gorleben V červenci 1977 předložil PTB žádost o zahájení schvalovacího řízení plánu ukládání radioaktivních odpadů v solném dómu Gorleben. Tento geologický útvar začíná v hloubce 250 m a zasahuje do více než 3000 m. Od roku 1979 probíhá intenzivní výzkumný program lokality včetně hydrogeologického výzkumu nadloží a vrtů do solného dómu, jehož cílem je přesnější určení geologické struktury a použitelného objemu a vypracování podrobného návrhu budoucího úložiště. Výsledky jsou očekávány koncem 90. let. Když budou výsledky kladné a plány budou schváleny, mohla by být zahájena —

vysiiivbn úložiště a vytěženi ukladacich komor. Toto zařízeni by mělo bvt v provozu po dobu 60 až 70 let. ' " V bývalé XDR byl jako úložiště mzkoaktivmch a středně aktivních odpadu s nízkou koncentrací zařiču alfa zvolen opuštěny solný dul Morsleben blízko hranic Dolního Saska. Tyto odpady převážně pocházejí z provozu jaderných elektráren, ale i z výroby a aplikace radionuklidú. Provoz v bývalém solném dole byl zahájen v roce 1912. Do roku 1918 byla hlavně těžena draselná sul a později sul kamenná. Duím dílo se nachází ve vypouklém tělese kamenné soli podél údolí Aller. Šachta hluboká 525 m spojuje čtyři patra mezi 386 a 506 ni. Celkový objem podzemních chodeb a prostorů představuje 5 milionů nť . Rozhodnuti přeměnit solný důl na úložiště bylo založeno na výzkumu bezpečnosti provedeném v 60. letech. V roce 1970 byl důl získán Kombinátem jaderné elektrárny Bruno Leuschner (organizace zodpovědná za provoz jaderných elektráren v bývalé NDR). Po geologickém, hydrogeologickém a geomechanickém výzkumu a rovněž po výzkumu z hlediska důlní bezpečnosti bylo zařízení schváleno jako úložiště. V roce 1974 bylo vydáno stavební povolení a v roce 1979 byl zahájen zkušební provoz. Trvalý provoz byl povolen v roce 1981 po úspěšných poloprovozních zkouškách. Během následujících 10 let zde bylo uloženo 13 500 nť pevných a kapalných odpadů a rovněž asi 5800 zdrojů záření. Podle právních předpisů bývalé NDR muselo být povolení provozu úložiště Morsleben obnovováno každých pět let. Poslední obnoveni proběhlo krátce před sjednocením Německa. Třetího října 1990 převzala zodpovědnost za úložiště Morsleben BřS. Podle existujících dohod je možno pokračovat v provozu úložiště po dobu 10 let, ale BMU požádala o zhodnocení bezpečnosti. Výsledky tohoto zhodnoceni budou tvořit mimo jiné základ pro jakékoliv rozhodnutí o budoucnosti tohoto zařízení. Od října 1990 se zabývá soud v Magdeburku výzvou občanů na zastavení provozu úložiště vzhledem k údajným formálním a s bezpečností spojeným nedostatkům. Předběžný rozsudek soudu v únoru 1991 zakázal další ukládání odpadů až do provedení konečného rozhodnutí. Nezávisle na tomto rozhodnutí kompetentní spolkový ministr nařídil BfS, aby zastavila další ukládání odpadů alespoň do doby, kdy Komise reaktorové bezpečnosti dokončí doporučení k otázkám spojeným s bezpečností provozu úložiště.

5.12 Nizozemí Jaderná energetika V současné době je v Nizozemí vyráběna jedna dvacetina elektrické energie v jaderných elektrárnách. První průmyslová jaderná elektrárna (BWR) byla uvedena do provozu v roce 1968 a druhá (PWR) v roce 1973.

Zacházení s radioaktivními odpady Zodpovědnosti a struktura řízeni Centrální organizace pro radioaktivní odpady COVRA byla založena v roce 1982 pro zacházení se všemi druhy radioaktivních odpadů, které vznikají v Nizozemí, v souladu s vládním vyhlášením o politice v radioaktivních odpadech. Je to soukromá nevýdělečná společnost, vlastněná dvěma jadernými elektrárnami GKN a PZEM, Nizozemskou nadací pro energetický výzkum a státem. Producenti odpadů platí poplatky za odpady, které předávají COVRA. Jsou učiněna opatření pro úkoly, které jsou posunuty do daleké budoucnosti. COVRA je normální průmyslová společnost, a proto musí postupovat podle všech normálních postupů, předpisů a schvalovacích řízení, aby mohla pracovat. Její povinnosti jsou velmi široké a patří k nim i informování veřejnosti. Kategorie odpadu Radioaktivní odpady jsou klasifikovány podle původu a složení. Podle objemu je největší část tvořena nízkoaktivními a středně aktivními odpady, produkovanými více než 300 pracovišti rozptýlenými po celé zemi - nemocnicemi, výzkumnými ústavy, průmyslovými společnostmi a jadernými elektrárnami. Zbývající část radioaktivních odpadů tvoří vysoce aktivní odpady. Skládají se z vyhořelých palivových článků nebo z odpadů, které vznikly při jejich přepracování. Tyto vysoce aktivní odpady buď mohou nebo nemusí uvolňovat teplo. Odpady z vyřazování z provozu jsou převážně nízkoaktivní a středně aktivní. Celkové množství všech těchto odpadů, produkovaných každý rok, je poměrně omezené. Zvláštní druh odpadů vzniká při obohacování uranu. Když se ochuzený uran považuje za odpady, patří do kategorie nízkoaktivních a středně aktivních odpadů. Jiný zvláštní druh odpadů vzniká při 22

procesu rafinnce uranu\ >ch rud ajsou s něm konieiitrovaiiv přirozené radionuklidy. Xěktere zbytky musí byt považovaný za mzkoaktivni odpady. Objem těchto posledních kategorii odpadu muže byt ve srovnaní s předchozími kategoriemi odpadu značně významný.

Strategie zacházení s odpady Celkove množství radioaktivních odpadu vznikajících v Nizozemí je ve srovnaní s jinými nebezpečnými odpady nebo s radioaktivními odpady v okolních zemích velmi male. Dokonce i s podstatné větším počteni jaderných elektráren by zůstal roční objem odpadu poměrně malý. Kromě toho množství ročně produkovaných odpadu vykazuje značne výkyvy. Proto vláda zvolila tzv. "občasnou" .strategii ukladaní, která je vhodnější pro tyto male objemy než nepřetržité ukládání. Strategie zacházeni s odpady je založena na: - izolaci odpadu od biosféry - vhodném zacházení - kontrolovatelnosti odpadu. Bylo rozhodnuto, že: - všechny radioaktivní odpady, které budou vznikat v Nizozemí v příštích 50 až 100 letech, musí být shromážděny v jednom dočasném skladovacím nadzemním zařízení - bude muset být nalezen vhodný způsob zacházení s odpady; tato organizace by mela dostat zodpovédnost za všechna prováděcí hlediska zacházení s odpady - se výzkum bude muset zamérit na hlubinné geologické ukládání buď na území Nizozemí, nebo v mezinárodně provozovaném zařízení.

Prováděné a plánované zacházení s radioaktivními odpady Existující zatížení COVRA provozuje přepravní systém pro nízkoaktivní a středně aktivní odpady. Používá řadu systémů zpracování a úpravy odpadů pro nízkoaktivní a středně aktivní odpady v Nizozemském ústavu pro výzkum energie ECN v Pettenu a provozuje skladovací zařízení pro zpracované a balené nízkoaktivní a středně aktivní odpady. Protože všechno vyhořelé palivo bylo odesláno do Francie nebo Velké Británie k přepracování, COVRA se dnes nemusí starat o vysoce aktivní odpady. Připravuje však nové zařízení i pro tyto odpady, protože odpady z přepracování vyhořelého paliva budou ještě před rokem 2000 vráceny do Nizozemí. Budoucí zařízení COVRA má provozní povolení pro Petten do roku 1994. Nové trvalé místo v Borsele bylo schváleno v roce 1989 pro zahájení výstavby v roce 1990. V roce 1992 budou úkoly spojené s nízkoaktivními a středně aktivními odpady přeneseny na nové místo. V roce 1996 bude připraveno k použití nové zařízení pro skladování různých odpadů z přepracování.

Výzkum ukládání Prohlášení o politice v radioaktivních odpadech z roku 1984 stanoví, že varianty konečného uložení odpadů budou muset být prozkoumány během období přechodného skladování. Výzkumný program zpracovaný v roce 1984 Výborem pro řízení výzkumu (OPLA) a uvažující několik variant byl schválený parlamentem počátkem roku 1985. Během první fáze všeobecného výzkumu byly zkoumány různé možnosti ukládání v útvarech kamenné soli, které jsou k dispozici v Nizozemí, mají příznivé vlastnosti a o nichž je dostatek zkušeností. Výsledkem byly lepší znalosti geologie, hydrologie, mechaniky hornin, účinků záření a důlního inženýrství. Významná část tohoto výzkumu byla provedena ve spolupráci s jinými zeměmi, zejména s Německem. Mezinárodní modelování bylo uskutečněno pod vedením NEA a Evropského společenství. Tyto podrobné studie byly použity pro předběžné bezpečnostní hodnocení geologického ukládání, které bylo předloženo vládě v roce 1989. Hlavním závěrem je, že ukládací zařízení pro radioaktivní odpady je technicky proveditelné, je dostatečně bezpečné, pokud jde o použitá bezpečnostní kritéria a omezení rizika, a že pokračování výzkumu v podrobnějším měřítku, kdy budou také zapotřebí specifické údaje z lokality, je oprávněné. Výsledky této první fáze byly zhodnoceny společnou skupinou odborníků NEA/ES a posuzovatelé podpořili hlavní závěry. 23

5.13 Polsko Jaderný program Výstavba jaderné elektrárny typu WER byla v Polsku zastavena a s výstavbou jiných typů jaderných elektráren se zatím nepočítá. Jedinými zdroji odpadů je Ústav atomové energie ve Swierku a pracoviště s radionuklidy.

Zacházení s radioaktivními odpady Prakticky všechny radioaktivní odpady, které dnes vznikají v Polsku, jsou zpracovávány v Ústavu atomové energie ve Swierku a ukládány v centrálním úložišti CSÓP Róžan, které se nachází v prostorech staré pevnosti. Vzhledem k silným protestům okolního obyvatelstva uvažuje Komise pro atomovou energii NAEA o zastavení provozu úložiště CSOP Róžan v roce 1995. Zde uložené zářiče alfa budou v maximální možné míře odstraněny, přepracovány a uloženy na přechodnou dobu ve skladovacím zařízení s kapacitou na deset let (20 000 m' ), které bude postaveno ve Swierku nebo na jiném vhodném místě. Plánuje se zahájit výstavbu nového povrchového úložiště radioaktivních odpadů v letech 1994-1995. Za umístění nového úložiště je zodpovědný Státní geologický ústav (SGI). Jako část dlouhodobé vládní strategie pro ukládání vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů má Státní geologický ústav za úkol vývoj hlubinného geologického úložiště (v solných dómech), ve kterém by byly odpady izolovány od životního prostředí. Jsou uvažovány dvě možné lokality úložiště. Program vývoje a přípravy norem radiační ochrany a ochrany životního prostředí při ukládání radioaktivních odpadů zahrnuje: - Vytvoření vazeb s programy jiných zemí - Směrnice pro ukládání s možností vyjmutí a měřením - Dávkové limity pro zpracování a skladování odpadů před uložením - Dávkové limity po uložení - Požadavky ochrany proti spodní vodě - Kvalitativní požadavky na vybavení.

5.14 Uzemí bývalého Sovětského svazu Jaderná energetika Na území bývalého Sovětského svazuje asi osmina elektřiny vyráběna v jaderných elektrárnách. Podíl jednotlivých republik silně kolísá, některé jsou silně závislé na jaderných elektrárnách a v jiných jaderné elektrárny vůbec nejsou. V červenci 1991 bylo v provozu 45 reaktorů o celkovém instalovaném výkonu 37 GWe: 24 reaktorů WER, 16 RBMK, a 5 jiných. První jaderná elektrárna zahájila provoz v roce 1954 v Obninsku. Politika počítala s kompletním palivovým cyklem včetně obohacování, výroby paliva a přepracování a s kompletními službami palivového cyklu včetně skladování vyhořelého paliva a ukládání odpadů. To zahrnovalo skladování, přepracování a uložení VAO z veškerého vyhořelého paliva z vlastních reaktorů i z reaktorů, které jsou v provozu v jiných zemích (všechny tyto reaktory jsou typu WER). Uranové doly a úpravny jsou v provozu od konce 40. let. Je plánováno ukončení těžby některých dolů o malé kapacitě a s vysokými náklady.

Zacházení s radioaktivními odpady Ministerstvo pro atomovou energii a průmysl (MAPI, dříve ministerstvo středního strojírenství) má celkovou zodpovědnost za: - Těžbu uranu a zpracování rudy - Odstraňování radioaktivních odpadů z jaderných elektráren a závodů palivového cyklu - Vyřazování jaderných zařízení z provozu, ukládání odpadů a kontaminovaného zařízení - Vývoj praktických postupů pro obnovu životního prostředí a zpracování radioaktivních odpadů ze současných a budoucích zařízení jaderného palivového cyklu. Je rovněž zodpovědné za komplex vojenského jaderného programu. Byla to právě vojenská zařízení pro radioaktivní odpady, v nichž došlo na Uralu v 50. letech k vážným nehodám. Stejně jako u jiných ministerstev, MAPI je zodpovědný za velký počet ústavů a zařízení provádějících výzkum a plnících některé výzkumné úkoly v jeho oblastech zodpovědnosti. Všesvazový výzkumný a vývojový ústav anorganických materiálů akademika A.A. Bočvara je zodpovědný za program zacházení s nízkoaktivními odpady. Zabývá se snížením objemu nízkoaktivních odpadů o 30 % použitím dokonalejších metod odběru vzorků z primárního okruhu jaderné elektrárny, lepší techno24

lop I a recv klováním rozpuMmch -<;li. K<- -III/A-III ri/ika .-pujeiielio - prepravou odpadu In hi zvolena regionálni ukladaci /.;iny.fiu. Politika zachazt'iii s i)(lp;ul\ vvclia/i z luhu. /»• lam. kii<- )<• i:> nio/ne. bud<- whorele p a h i o přepracovánu a mkoh\ označeno za radioakli\ m odpad. One* ale není ckotminick*- pŕ<-pr;icovíiv,at vyhořele palivo z reaktoru KHMK. IVolo po počátečním al«'spoň Irileteiii chlazeni \e skladu přímo u reaktoru bude palivo přechodné uloženo v kontrolovanvch .-.kladech až do konečného rozhodnuti, zda bude přepracováno nebo přímo uloženu. V.-echno oMatni \ v hořel*- palno je ponecháno alespoň tři rok> v chlazených skladech. Kapacita skladovaní vyhořelého palná v jaderných elektrárnách s reaktory VVER-1000 umožňuje pěli- až sedmileté chlazeni. Politika konečného ukladaní vychází z vitrifikace v v soče aktiv nich odpadu a jejich uloženi v hlubinných geologických formacích. Plánuje se rovněž vitrifikace středné aktivních odpadů. Vitrifikačm závod v Čeljabinaku byl y provozu v letech IÍIS7 až 1988 a potom byl zastawn pro selhaní vodního chladicího systému vedeni napájejícího elektrody v peci. Závod je nyní přestavován a předpokládá se, že bude zpracovával vysoce i středné aktivní odpady. Vitrifikovane odpady jsou dočasně skladovaný ve vzduchem chlazených betonových buňkách s železobetonovými studnami. Úložiště se nachází v Čeljabinsku. Odpady zde budou uloženy a sledovány po dobu 20 až .30 roku, a potom budou uloženy do žuly nebo soli. Práce zaměřené na možnost čerpaní radioaktivních odpadli do hlubinných geologických formací, které začaly v padesátých letech, nebudou pravděpodobné pokračovat, neboť jsou nyní považovány za nedostatečně spolehlivé. Studuji se lokality pro možná úložiště vitrifikovaných odpadů. Je prováděn výzkum vycházející z nových technických přístupů, které by mohly být vhodné kombinovány s běžnými způsoby zacházení s odpady, zejména oddělování radionuklidů s dlouhým poločasem rozpadu, zdokonalené solidifikačni metody a možnosti transmutací radionuklidů s dlouhým poločasem rozpadu. 5.15 Španělsko Jaderná energetika Asi jedna třetina španělské elektřiny pochází z jaderných elektráren. Na konci roku 1988 bylo v provozu deset reaktorů o celkovém výkonu 7,8 GWe. Jaderná elektrárna Zorita zahájila provoz v roce 1968. S výjimkou plynem chlazeného reaktoru Vandellós 1 jsou všechny ostatní jaderné elektrárny lehkovodního typu a zahrnují 7 reaktorů PWR a 2 reaktory BWR. Zacházení s radioaktivními odpady Zodpovědnost Byla zřízena Národní společnost pro_ radioaktivní odpady (ENRESA), která je zodpovědná za zacházení s radioaktivními odpady ve Španělsku. Je to společnost s omezeným ručením, držiteli jejích akcií jsou Výzkumné středisko pro technologický a energetický výzkum a výzkum životního prostředí (CIEMAT) a Národní ústav průmyslu (INI). ENRESA je organizována jako řídící společnost a její politikou je definovala řídit činnosti, které jsou považovány za nezbytné v oblasti zacházení s radioaktivními odpady. Tyto činnosti pak budou prováděny jinými organizacemi, zejména strojírenskými a servisními firmami. Jejich činnosti jsou definovány v celkovém plánu radioaktivních odpadů (PGRR), který musí být každoročně předložen ke schválení ministerstvu průmyslu a energie (MIE). První plán byl schválen v říjnu 1987. Hlavní činnosti, za které zodpovídá ENRESA, jsou: - Zacházení s odpady a jejich zpracování - Určení lokalit a projekce, výstavba a provoz zařízení pro přechodné a konečné uložení všech druhů radioaktivních odpadů - Řídící činnosti spojené s vyřazováním jaderných zařízení z provozu - Zavedení potřebných systémů pro sběr, úpravu a přepravu radioaktivních odpadů - Úprava kalů, vznikajících při těžbě a zpracováni uranové rudy, - Provádění potřebných technických, ekonomických a finančních studií za účelem stanovení správné finanční politiky - Dlouhodobá správa ukládacich zařízení - Informováni veřejnosti. Podle zákonaje MIE kompetentním úřadem, který vydává nařízení a předpisy, stejnějako povolení pro ukládání radioaktivních odpadů. Rada pro jadernou bezpečnost (CSN) je poradním orgánem MIE 25

v otázkách jaderné bezpečnosti a radiologické ochrany, a jakékoliv oprávnění vydané MIE musí zahrnovat doporučení CSN. CSN také provádí nařízené inspekce jaderných zařízení. CIEMATje instituce zodpovědná za výzkum a vývoj v jaderné oblasti a představuje technickou základnu pro ENRESA a MIE. Kategorie odpadu Široké spektrum radioaktivních odpadů, které se odlišují formou, druhem záření, poločasem rozpadu a obsahem radionuklidů, vyžaduje různé metody zacházení, úpravy a uložení. Dnes přijatá klasifikace používá tyto definice: - Nízkoaktivní a středně aktivní radioaktivní odpady (LLW/ILW) - s nízkou měrnou aktivitou - se zářiči beta a gama s krátkým poločasem rozpadu (kratším než 30 dní) - s omezeným obsahem zářičů alfa s dlouhým poločasem rozpadu - Vysoce aktivní odpady (HLW): - s vysokou měrnou aktivitou zářičů s krátkým poločasem rozpadu - s významnou koncentrací zářičů s dlouhým poločasem rozpadu - se značným uvolňováním tepla. Množství odpadů Množství odpadů, které je zapotřebí odstranit, je podle dnešních odhadů následující: - Nízkoaktivní a středně aktivní odpady - jaderné elektrárny (až do roku 2020): 100 000 m 3 - demontáž jaderných zařízení: 130 000 m' , - ostatní odpady: 46 000 ms - Vysoce aktivní odpady - vyhořelé palivo (LWR): 5500 tun - vitrifikované vysoce aktivní odpady (z přepracování paliva GCR): 90 m . Kaly vznikající z těžby a úpravy uranových rud představují zvláštní případ. I když je jejich měrná aktivita velmi nízká, jejich poměrně velký objem vyžaduje zvláštní zacházení. Asi 5 % z celkového objemu všech ve Španělsku vzniklých radioaktivních odpadů pochází z výzkumu a využívání radionuklidů v lékařství, výzkumu, zemědělství a průmyslu. Financování Systém financování je založen na principu, podle kterého náklady platí producenti odpadů. ENESA účtuje přímé náklady za služby malým producentům odpadů a úměrný poplatek z prodeje elektřiny vyrobené v jaderných elektrárnách elektrárenským společnostem.

Strategie pro plánování ukládacích zařízení Nízkoakti vní a středně aktivní odpady

>

Zpracování odpadů bude prováděno producenty odpadů v jejich zařízení, s výjimkou odpadů vznikajících při aplikacích radioizotopů v lékařství, průmyslu a zemědělství (malí producenti), které budou zpracovány ENRESA buď v CIEMAT, nebo v jejích vlastních zařízeních, až budou k dispozici. CIEMAT a ENUSA (Národní společnost pro uran) ponechává vzniklé odpady ve svých jaderných elektrárnách v dočasných skladech a ve svých vlastních zařízeních až do jejich uložení v centrálních úložištích. Jediné skladovací zařízení v provozuje El Cabril v Sierra Albarrana (Cdrdoba), kde jsou ukládány pouze nízkoaktivní a středně aktivní odpady, které pocházejí a jsou zpracovány CIEMAT. Jsou realizovány plány na přípravu Sierra Albarrana pro ukládání všech nízkoaktivních a středně aktivních odpadů splňujících stanovená kritéria přijatelnosti, bez ohledu na jejich původ. Zvolenou koncepcí je povrchové ukládání v betonových stavbách, které již byly vyvinuty v jiných zemích. Tento projekt měl být dokončen počátkem roku 1990 a poskytne dostatečnou kapacitu pro odpady vyprodukované do konce roku 2000, nebo odhadnuté množství 58 000 m'. Předběžná zpráva o bezpečnostní analýze pro toto zařízení byla předložena MIE a Radě pro jadernou bezpečnost v květnu 1988. Bezpečnostní cíle jsou splněny pomocí izolace uložených radioaktivních odpadů a omezením počátečního množství radionuklidů. Izolace bude tvořena řadou bariér, které zabraňují za normálních okolností proniknutí vody k odpadům a omezují množství radioaktivních materiálů přenášených vodou při možných náhodných infiltracích na velmi nízkou úroveň tak, aby radiologické následky byly zanedbatelné. Aby se zajistilo, že betonové ukládací moduly si uchovají svoji izolační účinnost, jsou kladeny požadavky na trvanlivost a jakost všech bariér tvořících úložiště. 26

Prechodne skladováni rysme aktivních odpudil Do té doby. než bude realizovaná koncepce přepracovaní, bude vyhořele palivo ze španělských jaderných elektráren skladováno až do konečného uložení s výjimkou paliva z Valdellós 1 íGČR), které vzhledem ke svým zv laštmrn vlastnostem a technické charakteristice bude zasláno do zahraničí k přepracovaní. V současné době je vyhořele palivo skladováno v bazénech v každé jaderné elektrárně, ale protože kapacita téchto bazénu je omezená, pro skladovaní vyhořelého paliva do doby jeho uložení budou zapotřebí další skladovací kapacity. Alternativy předpokládají bud vytvořeni dodatečných skladovacích kapacit v každé jaderné elektrárně, nebo vybudování centrálního skladovacího zařízení. Konečné uložení vysoce aktivních odpadu Koncepce konečného ukládání zamyšlena pro upravene vysoce aktivní odpady, vitrifikované odpady a odpady obsahující zářiče alfa, tj. vysoce aktivní odpady a odpady s dlouhým poločasem rozpadu, předpokládá ukládám do hlubinných geologických formací. Jako potenciální hostitelské formace jsou uvažovány žula, sůl a jíl a je prováděn výběr lokality. Navržená metodologie výběru lokality zahrnuje řadu různých kroků od vypracování celostátního seznamu vhodných formací až po charakteristiku vhodného místa. Výběr několika potenciálních míst je plánován do roku 2000, což umožní konečné zhodnocení zvoleného místa a provoz zařízení v druhém desetiletí příštího století. Vyřazování jaderných zařízení z provozu Byla vyvinuta kriteria a plány pro vyřazování jaderných elektráren a výzkumných reaktorů z provozu a rovněž pro stabilizaci kalů z chemického zpracování uranové rudy. Očekává se, že vyřazování jaderných elektráren z provozu začne probíhat po 30 až 40 letech provozu. Provoz staré chemické úpravny byl ukončen v roce 1981. V současné době probíhá výzkum demolice úpravny a stabilizace kalů. Program vyřazení z provozu, který porovnává různé alternativy, byl předložen MIE a CSN v prosinci 1987 a konečný plán na vyřazení z provozu v červnu 1988. Přehled výzkumných a vývojových prací Byl zpracován Plán výzkumných a vývojových prací pro zacházení s radioaktivními odpady ve Španělsku. Tento plán pokrývá období 1987 - 1991 a zahrnuje řadu činností, které jsou nezbytné pro prohloubení znalostí v různých oblastech projektů, kterými se zabývá ENRESA. Hlavní úsilí tohoto plánuje věnováno rozvoji činností zdokonalení hodnocení chování forem odpadů, geologických útvarů a ukládacích zařízení. Je zahrnuta také část základního výzkumu, např. v oblasti geochemie. Hlavní oblasti výzkumu pokryté plánem zahrnují: - Výzkum a charakterizaci - Navržení systému - Hodnocení chování a modelování - Bezpečnost a radiační ochranu - Ukončení provozu a uzavření zařízení. 5.16 Švédsko Jaderná energetika Asi polovina veškeré elektrické energie vyrobené ve Švédsku pochází z jaderných elektráren. První průmyslový jaderný reaktor byl uveden do provozu v roce 1972. Celý program výstavby byl ukončen v roce 1985 a zahrnuje celkem 12 reaktorů na čtyřech různých místech o celkovém instalovaném výkonu 9650 MWe. Devět reaktorů bylo vybudováno firmami ASEA-ATOM a tři Westinghouse. Výzkumný reaktor je v provozu ve výzkumném středisku Studsvik. Na předměstí Stockholmu byl v letech 1964 až 1972 v provozu prototyp těžkovodního reaktoru Agesta. Zacházení s radioaktivními odpady Ve Švédsku vzniká více než 90 r/r odpadů v jaderných elektrárnách a zbytek ve výzkumném zařízení Studsvik, v němž jsou rovněž shromažďovány odpady z použití radioaktivních materiálů v průmyslu, lékařství a výzkumu. Otázky spojené se zpracováním a odstraňováním radioaktivních odpadů byly ve Švédsku studovány od počátku 70. let a v provozuje úplný systém zacházení s radioaktivními odpady. Základní předpoklad je, že Švédsko by mělo být nezávislé na jiných zemích při provádění svého programu zacházení s radioaktivními odpady. Pro vyhořelé palivo se dává přednost přímému ukládání. 27

Zodpovědnost Ve Švédsku leží hlavní zodpovědnost na majitelích reaktorů, kteří zodpovídají za účinné zacházení s radioaktivními odpady z výroby elektrické energie. Tato zodpovědnost rovněž zahrnuje financování celkových nákladů. Pro financování je vybírán poplatek za výrobu elektrické energie. Pro splnění svých závazků čtyř' majitelé jaderných elektráren společné zřídili Švédskou společnost pro zacházení s vyhořelým palivem a radioaktivními odpady (SKB). SKB byla pověřena zodpovědností za veškeré zpracování, přepravu a skladování (přechodné i konečné) všech radioaktivních odpadů z jaderných elektráren. SKB je rovněž zodpovědná za plánování, výstavbu a provoz všech zařízení potřebných pro zacházení s vyhořelým palivem a radioaktivními odpady a za rozsáhlé výzkumné a vývojové práce nezbytné pro vybudování těchto zařízení. Konečná a dlouhodobá zodpovědnost za to, že odpady budou odstraněny způsobem přijatelným pro společnost, leží ovšem na švédském státě. Státem provedené zhodnocení činností SKB je prováděno řadou vládních agentur, které vydávají směrnice pro práci SKB.

Vládní agentury Národní výbor pro vyhořelé jaderné palivo (SKN) dohlíží na plánování a výzkumné a vývojové práce pro úpravu a ukládání vyhořelého paliva a pro vyřazování reaktorů z provozu. Dalším hlavním úkolem SKN je stanovení ročních poplatků a spravování systému financování spojeného s poplatky. SKN má rovněž zodpovědnost v oblasti informování veřejnosti. Švédský inspektorát jaderných elektráren (SKI) a Národní ústav radiační ochrany (SSI) jsou agentury zodpovědné za dozor nad bezpečností jaderných elektráren a zacházením s radioaktivními odpady. Jejich úkolem je studovat a hodnotit jadernou bezpečnost a radiační ochranu navržených zařízení a procesů. Zabývají se rovněž výzkumnými a vývojovými pracemi v oblasti radioaktivních odpadů. Všechny tyto agentury podléhají ministrovi pro životní prostředí a energii. Ve Švédsku je dále Poradní výbor pro zacházení s radioaktivními odpady (KASÁM), který podává každoročně zprávu témuž miniterstvu o pokroku v oblasti zacházení s radioaktivními odpady včetně výzkumu a vývoje. Kategorie odpadu Radioaktivní odpady ze švédského jaderného programu se značně liší charakterem a radioaktivitou od v podstatě neaktivních odpadů až po vyhořelé palivo s vysokým obsahem radioaktivity. Různé formy odpadů kladou různé požadavky na zacházení a konečné uložení. Je činěn rozdíl mezi nízkoaktivními, středně a vysoce aktivními odpady. Nízkoaktivní odpady mohou být zpracovány a uloženy v jednoduchých obalech. Středně aktivní odpady musí být pro bezpečnou manipulaci stíněny. Vysoce aktivní odpady vyžadují nejenom stínění záření, ale také chlazení po určitou dobu za účelem umožnění bezpečného uložení. Z hlediska uložení je činěn rozdíl mezi odpady s krátkým a dlouhým poločasem rozpadu. Krátký poločas rozpadu znamená několik stovek let, ale dlouhý tisíce let potřebné izolace odpadů. Odpady z jaderných elektráren mohou být podle dalšího zpracování rozděleny do následujících skupin: - Vyhořelé jaderné palivo (vysoce aktivní, dlouhý poločas rozpadu) - Provozní odpady, tj. reaktorové odpady (středně aktivní a nízkoaktivní, krátký poločas rozpadu) - Odpady z vyřazování z provozu (středně aktivní a nízkoaktivní, krátký poločas rozpadu). Množství odpadu Celkové množství radioaktivních odpadů ze švédského jaderného programu bylo odhadnuto na 7800 t vyhořelého paliva a celkem kolem 230 000 m nízkoaktivních a středně aktivnícjji odpadů, z toho představují nízkoaktivní a středně aktivní odpady z vyřazení z provozu 110 000 m'. Existující systémy a zařízení Podstatná část švédského systému zacházení s radioaktivními odpady je již v provozu nebo ve výstavbě. Zařízení pro přechodné centrální skladování vyhořelého paliva (CLAB) bylo uvedeno do provozu v roce 1985 a systém námořní přepravy vyhořelého paliva a jiných radioaktivních zbytků v roce 1982. Zařízení pro konečné ukládání nízkoaktivních a středně aktivních odpadů z provozu jaderných reaktorů (SFR) mělo zahájit provoz v roce 1988. 28

Přepránu system System přepravy založeny na námořní dopravo zahrnuje plavidlo M/S Sigyn, vozidlapro přepravu po souši z přístavu do blízke jaderne elektrárny nebo zařízeni, přepravní kontejnery pro vyhořelé palivo a části aktivní zóny. a velké stměné kontejnery pro reaktorové odpady. CLAB Zařízeni CLAB se nachází vedle jaderné elektrárny Oskarshamn. Vyhořelé palivo zde bude dočasně skladováno po dobu asi 40 let před jeho uložením do kontejneru a konečným odstraněním na místě, které ještě musí byt vybráno. Během tohoto přechodného období obsah radionuklidů v palivu a zbytkové teplo poklesnou asi o 90 '7r, což usnadní následnou manipulaci. CLAB zahrnuje povrchovou přijímací budovu a podzemní skladovací komplex v hornině. Manipulace s palivem a jeho skladování jsou prováděny pod vodou. Dnešní kapacita zařízení je kolem 3000 t vyhořelého paliva ve čtyřech bazénech. Na polovinu 90. let je plánováno rozšíření, takže veškeré palivo ze švédského jaderného programu, tj. 7800 t, může byt skladováno v CLAB. SFR Zařízení SFR je blízko jaderné elektrárny Forsmark. Odpady z provozu jaderných elektráren, které jsou nízkoaktivní a středně aktivní a mají krátky poločas rozpadu, se skládají z rozmanitých materiálů vzniklých při provozu a údržbě reaktorů, např. z iontoměničových pryskyřic, komponent a ochranných oděvů kontaminovaných radioaktivními látkami. Kromě toho zde budou ukládány stejné odpady ze Studsviku. Zařízení SFR je vybudováno v hornině pod Baltským mořem v hloubce asi 60 m. Dva přístupové tunely, každý v délce 1000 ni, vedou z pobřeží do prostoru úložiště, které se skládá z různých jeskyní, navržených podle různé aktivity odpadů. Středně aktivní odpady jsou ukládány do betonových zásobníků. V zásobnících jsou nádoby s odpady umístěny v komorách a zality betonem. Prostor mezi zásobníkem a horninou je vyplněn bentonitovým jílem. Podzemní jeskyně pro konečné uložení odpadů vzniklých při vyřazování jaderných zařízení z provozu rovněž v SFR vybudovány v době, kdy dojde k vyřazování jaderných elektráren z provozu. Až bude úložiště naplněno, vstupní tunely budou uzavřeny betonem, aby se znemožnil budoucí vstup do jeskyní a tunelů. Po uzavření úložiště nebude nutná žádná kontrola. Konečné uložení vyhořelého paliua Pro konečné uložení vyhořelého paliva a zbytků z jeho přepracování s dlouhým poločasem rozpadu byla vyvinuta metoda, týkající se bezpečnosti a ochrany před zářením, která byla předložena švédským bezpečnostním úřadům a byla přijata švédskou vládou. Podle této metody bude vyhořelé palivo, umístěné v měděných kontejnerech, uloženo v hornině v hloubce asi 500 m. Kontejnery budou obloženy lisovaným bentonitem a chodby budou zpětně vyplněny. Tím by byla vytvořena řada přírodních a konstrukčních bariér zabraňujících na dlouhou dobu proniknutí radioaktivních látek ve škodlivých koncentracích do biosféry. Začátek ukládání vyhořelého pálívaje plánován přibližně na rok 2020. Zatím probíhá rozsáhlý výzkumný a vývojový program, jehož cílem je poskytnuti široké základny pro konečné rozhodnutí o místě a metodě konečného uložení vyhořelého paliva. Toto rozhodnutí bude učiněno na konci století, kdy by měla být předložena žádost o schválení vybraného místa. Do té doby musí být uskutečněna optimalizace systému určující konkrétní systémy pro určitá místa. Výzkumné a vývojové práce pro tyto studie jsou rozděleny do následujících hlavních oblastí: - Výzkum různých částí systému bariér - Alternativní řešení a materiály - Geologický vědecký výzkum -Základní výzkum geologických podmínek a metod výzkumu - Vývoj modelů pro analýzy chování a bezpečnosti - Průzkum a výzkum zvolených lokalit Geologický výzkum lokalit již byl prováděn na mnoha místech po celém Švédsku. Kolem roku 1992 budou vybrána dvě nebo tři místa pro podrobnou charakterizaci. Konečný výběr místa je plánován na konec 90. let. Důležitou součástí geologického vědeckého výzkumu je plánované vybudování laboratoře v tvrdé hornině, v níž bude prováděn geologický výzkum v hloubce úložiště a budou ověřeny metody charakterizace místa.

5.17 Švýcarsko Jaderný program Téměř dvě pětiny elektřiny vyrobené ve Švýcarsku pocházejí z jaderných elektráren a zbytek z vodních elektráren. Nejsou zde téměř žádné větší elektrárny na fosilní paliva. První jaderná elektrárna byla uvedena do provozu v roce 1969. Program výstavby doposud zahrnuje celkem pět reaktorů na čtyřech různých místech. Dva reaktory o celkovém výkonu 700 MWe se nacházejí v Beznau a po jednom v Muhlebergu (320 MWe), Gosgenu (930 MWe) a Leibstadtu (990 MWe). Zacházení s radioaktivními odpady Podle švýcarského zákona musí být všechny radioaktivní odpady uloženy v úložištích, která se nacházejí ve vhodných geologických útvarech. Úložiště musí splňovat cíle ochrany stanovené bezpečnostními úřady - radionuklidy uniklé z úložiště do biosféry nesmí véstr nikdy k individuálním dávkám přesahujícím 0,1 mSv/rok (10 mrem/r), což je ve Švýcarsku kolem 3 U dávky od přirozeného záření. Za zacházen í s odpady zodpovídají ve Švýcarsku producenti odpadů. Proto se společnosti vyrábějící elektřinu v jaderných elektrárnách a Švýcarská konfederace - která je zodpovědná za odpady ze zdravotnictví, průmyslu a výzkumu - spojily a vytvořily v roce 1972 NAGRA (Národní sdružení pro ukládání radioaktivních odpadů). NAGRA zodpovídá za konečné uložení a všechny s tím spojené práce, přičemž zodpovědnost za přepracování a přepravu vyhořelého paliva, zpracování odpadů a přechodné skladování zůstává na producentech odpadů. Federální vládaje podporována při svých rozhodnutích v otázkách radioaktivních odpadů Federální meziresortní pracovní skupinou pro zacházení s radioaktivními odpady (AGNEB), Federální komisí pro bezpečnost jaderných zařízení (KSA) a Odborem jaderné bezpečnosti (HSK) Federálního úřadu pro energetiku (BEW) federálního ministerstva dopravy, komunikací a energie (EVED). Projekt Gewahr V roce 1979 stanovil švýcarský zákon, že předpokladem pro další rozvoj využívání jaderné energie ve Švýcarsku musí být zaručení "trvale bezpečného zacházení s odpady a jejich konečného uložení". Pro existující jaderné elektrárny federální ministerstvo dopravy, komunikací a energie vyžaduje projekt zaručující proveditelnost bezpečného a konečného uložení jako podmínku pro prodloužení provozního oprávnění po roce 1985. Tento projekt - "Projekt Gewahr" - předložila NAGRA federální vládě v lednu 1985. Po pečlivém posouzení bezpečnostními úřady švýcarská federální vláda v čevnu 1988 rozhodla, že byla prokázána bezpečnost a proveditelnost konečného uložení pro všechny kategorie odpadů, i když pro vysoce aktivní a středně aktivní odpady s dlouhým poločasem rozpadu bude ještě třeba vybrat úložiště. Švýcarská koncepce zacházení s odpady Radioaktivní odpady vznikají při výrobě elektrické energie a používání radioaktivních materiálů v průmyslu, zdravotní péči a výzkumu. Otázky spojené s odstraňováním radioaktivních odpadů byly ve Švýcarsku studovány od počátku 70. let. Podle švýcarské koncepce zacházení s odpady budou vyhořelé palivové články přepracovány v zahraničí a vzniklé odpady budou vraceny do Švýcarska. Ale koncepce ukládání nepřepracovaných vyhořelých palivových článkuje ponechávána otevřená. Odpady z provozu a pozdějšího vyřazování jaderných elektráren z provozu jsou obecně nízkoaktivní a středně aktivní s krátkým poločasem rozpadu. Odpady vznikající při přepracování patří do kategorie vysoce aktivních a středně aktivních odpadů s dlouhým poločasem rozpadu. Předpokládají se dva typy úložiště, jeden pro odpady s krátkým poločasem rozpadu a jeden pro vysoce aktivní odpady a středně aktivní odpady s dlouhým poločasem rozpadu. Druhy odpadů jsou přiřazovány k typu úložiště podle příslušné maximálně přípustné koncentrace radionuklidů odvozené z cílů švýcarské radiační ochrany. V úložišti jsou odpady izolovány od životního prostředí člověka sérií konstrukčních (technických) a přírodních (geologických) bezpečnostních bariér. Pro obé švýcarská úložiště probíhá program výběru a výzkumu lokality. Je rovněž ponechána otevřená koncepce odstraňování VAO v zahraničí v rámci mezinárodní spolupráce. Vkládáni odpadů s krátkým poločasem rozpadu Vzhledem k vysoké hustotě osídlení ve Švýcarsku se nepočítá s povrchovým ukládáním ani pro nízkoaktivní a středné aktivní odpady s krátkým poločasem rozpadu. Tyto odpady budou uloženy

30

v systému podzemních prostorů vytěžených ve vhodných geologických útvarech sloužících jako geologická bezpečnostní bariéra, s vodorovnými přístupovými tunely. Systém technických bezpečnostních bariér zahrnuje konečný odpadní produkt (hlavné cement), vyplnění zbývajícího volného prostoru zvláštním betonem, betonové obložení ukládacích prostorů a uzavření přístupových tunelů při uzavření úložiště. Úložiště bude mít kapacitu 100 000 m odpadů odpovídající 40 rokům provozu existujících jaderných elektráren. Mělo by být uvedeno do provozu koncem tohoto století. Výbčr lokality NAGRA původně zvolila možnou hostitelskou horninu podle hydrogeologických a geologických kritérií a posoudila celkem 100 možných míst. To vedlo k výběru 20 míst, která byla dále hodnocena a snížena na tři možnosti: Bois de la Glaivaz (VD, anhydrid), Oberbauenstock (UR, valanginský slin), a Piz Pian Grand (GR, krystalinit). Vedle těchto tří uvedených míst bylo vybráno čtvrté ve Wellenbergu (NW), v němž geometrie valanginského slinu umožňuje výstavbu vodorovné přístupného úložiště pro odpady s krátkým poločasem rozpadu, kombinovaného s vertikálně přístupným úložištěm pro středně aktivní odpady s dlouhým poločasem rozpadu v hloubce kolem 300 m ve stejném místě. Program úložiště vysoce aktivních odpadá Úložiště musí být umístěno ve vhodných geologických podmínkách, kde by okolní hornina sloužila jako izolace od biosféry. Za hostitelskou horninu je považováno krystalické podloží a nepropustné jíly nebo jiné sedimenty. Pro projekt Gewahr byl zvolen systém vytěžených tunelů a zásobníků v hloubce kolem 1200 m v krystalickém podloží v severním Švýcarsku, který má sloužit jako model úložiště pro bezpečnostní výpočty. Bezpečnostní bariéry Vysoce aktivní odpady jsou izolovány systémem více bariér skládajícím se ze skla odolného proti loužení, korozně odolného ocelového kontejneru obklopujícího skleněný válec, vrstvy lisovaného nepropustného bentonitu a konečně hostitelské horniny a jejího nadloží. Středně aktivní odpady s dlouhým poločasem rozpadu jsou fixovány do cementu nebo bitumenu a jsou umístěny ve válcových betonových zásobnících. Prostor mezi zásobníkem a stěnou jeskyně je vyplněn bentonitem. Program výbéru lokality Nebyl prováděn žádný program výběru lokality. Spíše byly zkoumány oblasti s možnými místy než určitá místa jako taková. Pro krystalické horniny byl výzkumný program zahájen v roce 1978 v oblasti kolem 1200 km v severním Švýcarsku sítí seizmických křivek a vrtů s hloubkou mezi 1500 až 2500 m. Byla důkladně prozkoumána a pečlivě dokumentována geologická, hydrogeoloická a geochemická charakteristika v místech vrtů. Průzkum lokality podléhá federálním a místním povolením. Průzkum prvých tří potenciálních míst (Bois de la Glaivaz, Oberbauenstock a Piz Pian Grand) začal v roce 1987 a byl následován výzkumem lokality ve Wellenbergu. Po vybrání potenciálně vhodného místa bude nutný průzkumný tunel k poskytnutí vstupních údajů pro bezpečnostní hodnocení. Ve Wellenbergu se předpokládá výstavba podzemní laboratoře pro pokusy s tamějším slínem. Mimoto NAGRA připravila v letech 1987-88 rozsáhlou studii variant dostupných sedimentárních hornin jako přípravu na doplňkový terénní výzkum sedimentů. V roce 1992 bude k dispozici souhrn znalostí o krystalickém podloží a vhodných sedimentech. Potom bude zvoleno jediné místo pro podrobnou charakterizaci (v krystalických horninách nebo sedimentech). Podzemní laboratoř v Grimselu Před potvrzením konečné lokality bude zapotřebí podzemní laboratoř v potenciálním místě úložiště. Do té doby, zvláště pro vývoj zkušebních postupů a zařízení, byla zřízena podzemní laboratoř v Grimselském průsmyku ve Švýcarských Alpách. Zkušební místo v Grimselu je umístěno v žule pod Juchlistockým masívem asi 1 km uvnitř hory a v nadmořské výšce 1730 m. Hornina nadloží je asi 450 m. Zdejší žula je zvlášť vhodná z hlediska výzkumu mechaniky hornin, geofyziky a hydrogeologie, protože v omezeném rozsahu zde mohou být nalezena místa se suchou a nepropustnou horninou, vlhké oblasti a vodonosné trhliny. 31

Rozsáhlý výzkumný program Od roku 1984 je prováděn rozsáhlý výzkumný program ve zkušebním místě Grimsel zahrnující metody nedestruktivního výzkumu (elektromagnetický vysokofrekvenční radar do vrtů, podzemní seizmicita), měření pohybu hornin měřiči sklonu, různé zkoušky mechaniky hornin (měření dekompresních zón, měření tlaku horniny, ohfívací zkoušky), a rozsáhlý hydrogeologicky experimentální program (zkoušky průtoku systémem trhlin, migrace radionuklidů, ventilač/ií zkoušky, aj.). 5.18 Tchaj-wan

Jaderný program Na Tchaj-wanu jsou v provozu 4 jaderné elektrárny typu BWR a 2 typu PWR. Jaderné elektrárny vyrábějí 41 r/r z celkového množství elektrické energie a mají i nadále zabezpečovat rostoucí potřebu elektrické energie. Je snaha o vybudování vlastního palivového cyklu, zahrnujícího konverzi obohaceného UF6, výrobu tabletek UO2 a výrobu palivových článků.

Zacházení s radioaktivními

odpady

Řešení konce palivového cyklu dosud není rozhodnuto, je srovnáváno přechodné skladování vyhořelého paliva a VAO z přepracování vyhořelého paliva v jiných zemích. Nízkoaktivní odpady jsou ukládány na nedalekém ostrově Orchid. Do roku 1990 se nahromadilo 11401 vyhořelého paliva a do roku 2000 toto množství stoupne na 26001. Podle nedávno přijatých směrnic pro zacházeni s radioaktivními odpady byly stanoveny tyto hlavní cíle: - Dokončení bezpečnostní analýzy a dopadů na životní proprostředí u přechodného skladovacího zařízení a zahájení jeho provozu před rokem 2001 - Nepřetržité plánování alternativ konečného uložení VAO a co možná nejdříve návrh programu studie proveditelnosti. Ostrov Tchaj-wan a jeho okolí představuje jednu z geologicky nejaktivnějších oblastí. Proto výběr geologického úložiště bude vyžadovat velmi rozsáhlé studium. Území Tchaj-wanu je možno rozdělit do čtyř geologických oblastí. Jsou to: - Západní plošina, na níž během posledních 30 miliónů let nedošlo k větším deformacím - Střední předhůří s deformacemi a zlomy v západním směru - Centrální vysočina tvořená přeměněnými horninami se silnými deformacemi a erozí - Východní pobřežní pásmo překrývající východní okraj asijské kontinentální tabule. Největší tektonická činnost byla ve východním Tchaj-wanu a směrem na západ klesala. Zejména východní pobřežní pásmo poskytuje dostatek míst tvořených krystalickými horninami, je však k dispozici pouze málo informací.^ Jako vhodná se jeví žula na ostrově Kinmen, která se svými vlastnostmi podobá horninám ve Švédsku, Kanadě nebo Finsku. Z usazenin jsou v západní části dostatečně si lné vrstvy jílovce, který by mohl být vhodnou geologickou bariérou pro uložené odpady. Uvažuje se o dvou koncepcích úložiště: vyrúbané úložišti v krystalické hornině nebo břidlicích v hloubce do 1 km a hluboké vrty v jílovci do hloubky 2 km Hloubka úložiště je omezena rostoucí teplotou v podzemí, časový plán realizace nebyl publikován. 5.19 USA

Jaderný program Druhého prosince 1942 uskutečnila skupina vědců vedená Enrico Fermim na univerzitě v Chicagu první řízenou jadernou reakci. Dnes je v provozu více než 100 jaderných elektráren, které vyrábějí přes 18 % elektřiny používané v USA. Vyhořelé jaderné palivo a vysoce aktivní odpady produkované jadernými elektrárnami jsou v současné době skladovány v betonových ocelí vyložených bazénech přímo v jaderných elektrárnách ve více než 30 státech. I když vyhořelé jaderné palivo a vysoce aktivní odpady ztrácejí po třech měsících skladování asi polovinu radioaktivity a po roce skladování asi 80 %, jejich radioaktivita zůstává po tisíce let. Z tohoto důvodu odpady vyžadují trvalou izolaci od člověka a životního prostředí.

Druhy a množství odpadů Vyhořelé palivo je odpadem vznikajícím při výrobě elektřiny v průmyslových jaderných elektrárnách. Celkové množství vyhořelého paliva přesáhlo ve Spojených státech do roku 1987 15 000 t. K roku 2000 se očekává množství nahromaděného paliva ve výši přibližně 40 0001. 32

Vysoce aktivní odpady vznikají převážné při výrobě jaderných materiálů pro vojenské programy USA. Osm až devět tisíc tun těchto vysoce aktivních vojenských odpadů bude uloženo do stejného úložiště jako vyhořelé palivo. Nízkoaktivní odpady vznikají při mnoha výrobních, průmyslových a lékařských procesech. Obsahují typicky malé množství radioaktivních látek, rozptýlených ve velkých objemech materiálu. Nízkoaktivn í odpady zahrnuji radioaktivními látkami kontaminovaný papír, ochranné oděvy, čisticí materiály, kovové a skleněné zařízení, nástroje a konstrukční prvky. V USA zodpovídá každý stát za zpracování a odstranění svých vlastních nízkoaktivnich odpadů v ukládacích zařízeních. Zodpovědnost za zacházení s odpady Ve Spojených státech byla politika odstraňování vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů stanovena Zákonem o politice v radioaktivních odpadech z roku 1982 a Zákonem o doplnění politiky radioaktivních odpadů z roku 1987. Bezpečné a trvalé odstranění radioaktivních odpadů je řízeno ministerstvem energetiky USA (DOE) prostřednictvím Úřadu pro zacházení s civilními radioaktivními odpady (OCRWM). Tento úřad je zodpovědný za integraci všech hledisek vývoje realizace systému zacházení s odpady, přepravu a výstavbu a provoz geologických úložišť. Činnosti OCRWM spojené se zacházením s radioaktivními odpady jsou hodnoceny a řízeny jinými federálními úřady vlády USA. Komise pro řízení jaderné oblasti (NRO, ministerstvo dopravy (DOT) a Agentura pro ochranu životního prostředí (EPA) jsou základními úřady pro řízení v USA. NRC má hlavní právní zodpovědnost za hodnocení hledisek jaderné bezpečnosti v etapách umístění, výstavby, provozu a vyřazování úložišť z provozu. NRC bude zodpovědná za vývoj a zavedení předpisů a postupů pro schvalování úložišť a měřených skladovacích zařízení s vyjmutelnými odpady. NRC bude rovněž zodpovědná za kontrolu a schvalování kontejnerů, používaných OCRWM pro přepravu radioaktivních odpadů. Kromě toho bude OCRWM předkládat NRC svoje programy zajištěníjakosti. EPA zodpovídá za vývoj norem životního prostředí na ochranu zdraví a bezpečnosti člověka před potenciálním nebezpečím spojeným se zpracováním a ukládáním radioaktivních odpadů. Tyto normy zahrnují limity radiačních dávek jednotlivců, limity množství radioaktivních látek vstupujících do životního prostředí a ochranu určitých zdrojů pitné vody. Kromě těchto existujících norem ochrany zdraví a bezpečnosti obyvatel a životního prostředí EPA musí rovněž posoudit a vyjádřit se k prohlášení o dopadech na životní prostředí, které je požadováno při schvalování výstavby geologického úložiště. Předpisy pro bezpečnou přepravu nebezpečných materiálů včetně radioaktivních odpadů jsou v USA vydávány DOT. Přeprava radioaktivních odpadů do MRS a úložiště bude muset být v souladu s aplikovatelnými předpisy DOT. DOT bude spolupracovat s OCRWM při stanovení dopadů spojených s přepravou a při určení přijatelných přepravních tras. Zákony USA rovněž zaručují účast postižených států, místního obyvatelstva a indiánských kmenů při rozvíjení a hodnocení činností v oblasti zacházení s radioaktivními odpady. Prostřednictvím veřejných slyšení a výkladů a rovněž dostupností dokladů o programu je poskytnuta veřejnosti příležitost k tomu, aby mohla posoudit a vyjádřit se k plánům zacházení s radioaktivními odpady. Fond pro odstraňování radioaktivních odpadů Obyvatelé, kteří používají elektřinu vyrobenou v jaderných elektrárnách, platí za odstranění vyhořelého paliva. Na základě obecné smlouvy s podniky vyrábějícími elektřinu v jaderných elektrárnách federální vláda vybírá poplatek 0,1 centu za každou kWh dodanou z jaderných elektráren. Tyto peníze jdou do Fondu na radioaktivní odpady, který je použit k financování odstraňování odpadů, včetně provozu úložiště, zařízení MRS, přepravy odpadů a k podpoře účasti státu, místních obyvatel a indiánských kmenů. Podle ročních výsledků hodnotí DOE přiměřenost poplatků vybraných na ukládání radioaktivních odpadů. Všechny finanční výdaje z fondu radioaktivních odpadů podléhají posouzení a schválení Kongresem. Integrovaný systém zacházeni s odpady Národní program odstraňování vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů ve Spojených státech představují tři základní prvky: - Geologické úložiště pro trvalé ukládání vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů - Měřené zařízení pro vyjímatelné skladování (MRS) pro dočasné skladování a přípravu vyhořelého paliva k uložení - Přepravní systém vyhořelého paliva a vysoce aktivních radioaktivních odpadů. Každý z těchto prvků přispívá k celkovému rozvinutí a provozu integrovaného systému zacházení s radioaktivními odpady.

33

Geologické úložiště Ve Spojených státech budou vyhořelé palivo a vysoce aktivní radioaktivní odpady trvale ukládány do geologického úložiště. Toto ukládání vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů má začít v roce 2003. Úložiště bude připomínat velký důlní komplex a bude kombinací dvou typů průmyslových zařízení: - zařízení pro zacházení s odpady na povrchu a podzemní ukládací zařízení vybudované cca 305 m pod zemským povrchem. Nadzemní zařízení úložiště bude zahrnovat budovy pro zpracování a baleni odpadů, železniční a automobilové překládači prostory, závody na zpracování odpadních vod a skladovací prostory pro vytěženou horninu. Během provozu bude vyhořelé palivo a vysoce aktivní odpady přicházet do úložiště ve zvláštních přepravních kontejnerech. Nádoby budou vyloženy z kontejnerů a zkontrolovány, a pak budou spuštěny šachtou do podzemního tunelu ke konečnému uložení do dna nebo stěny tunelu. Po uložení vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů je požadováno období 22 let, po které bude probíhat měření odpadů s možností jejich vyjmutí. Po uplynutí kontrolního období bude DOE žádat o uzavření úložiště. Povrchová zařízení budou vyřazena z provozu a tunely budou znovu vyplněny a uzavřeny. Systém jak technických, tak i přírodních bariér, který se skládá z formy odpadů, úložiště a hostitelské geologické formace, poskytne ochranu před uvolňováním radioaktivity do životního prostředí. Předpokládané úložiště se nachází v pohoří Yucca v Nevadě přibližně 160 km severozápadně od Las Vegas. Probíhá rozsáhlý výzkum potenciální hostitelské formace. Tyto studie se nazývají charakterizace lokality. Typ hornin v pohoří Yucca je tvořen čtyřmi hlavními vrstvami porézního a nepórézního tufu, husté formy vulkanického popele vzniklého před více než 13 miliony let. Výzkumem povrchových vlastností a vyvrtáním experimentálních šachet a chodeb bude proveden podrobný výzkum spodní vody, pevnosti a pohybu tufu, seizmické a sopečné činnosti. Další faktory, které budou uvažovány ve studii charakterizace lokality, zahrnují: - Geologickou historii - Geologickou formaci - Bezpečnost a zájmy veřejnosti - Místní ekonomické a sociálně ekonomické dopady - Otázky životního prostředí - Obtížnost a náklady na výstavbu a provoz úložiště. Nezávislý Technický výbor pro posouzení jaderných odpadů, který je složený z osob s velkou praxí v oblasti vědy a techniky, posoudí výsledky charakterizace lokality zpracované více než 800 odborníky a rozhodne o vhodnosti pohoří Yucca pro výstavbu úložiště. Mimoto bude Národní akademie věd USA pokračovat v provádění technického a vědeckého posuzování činností spojených se zacházením s odpady v USA. MRS DOE bylo pověřeno umístěním, výstavbou, provozem a proměřováním skladovacího zařízení s možností vyjmutí (MRS) při dodržení určitých podmínek. Kongresem byla ustavena Nezávislá komise pro hodnocení MRS, která měla podat do 1. června 1989 zprávu Kongresu o potřebě zařízení MRS. Teprve po předložení zprávy Komisí mohl DOE provést průzkum, zhodnocení a určení potenciálně vhodných míst. Jako nedílná část systému zacházení s odpady by MRS přijímal vyhořelé palivo z průmyslových zařízení a upravoval by je pro přepravu přímo do trvalého úložiště. Přebalením vyhořelého paliva do velkých kontejnerů by se snížil počet zásilek vyhořelého paliva. MRS by rovněž mohl v případě potřeby provádět dočasné skladování upravených odpadů. Upravené odpady by neměly přesáhnout 15 000 t. DOE nesměl vybrat místo pro zařízení MRS, dokud nedoporučí místo úložiště prezidentovi k posouzení a schválení. Mimoto výstavba zařízení MRS nemůže být zahájena, dokud nevydá NRC povolení k výstavbě úložiště. Přeprava Cílem DOE je vyvinout přepravní systém, který je bezpečný, spolehlivý a účinný a který splňuje všechny aplikovatelné federální a mezinárodní právní normy, využívá v maximální míře soukromý průmysl a umo'iňuje " rozumnou" účast veřejnosti v mnoha fázích přípravy programu. Přepravní složky systérm: zacházení s odpady budou zahrnovat vývoj přepravních kontejnerů ajejich příslušenství a provozíií činnosti nezbytné pro přepravu odpadů z jaderných elektráren do MRS a úložiště. 34

Soukromý průmysl vy viji v současné době konstrukci dvou silničních a tři železničních kontejnerů. Navržené řešeni umožňuje značne zvýšeni kapacity kontejneru, které by vedlo k podstatnému sníženi počtu přeprav potřebných na přemístěni vyhořelého paliva. Provozní činnosti nezbytne pro přepravu se soustředí na zabezpečeni potřebného počtu přepravních tahačů a služby kontrahentum při výcviku, bezpečnosti, kontrole a údržbě. Dopravní rozhodnuti se soustředí na přepravní operace a časové programy a plány výcviku, na kontroly přepravy a připravenosti pro případ nehody. Výcvik dopravních postupu a zásahů v případě nehody bude koordinován s vývojem dopravní politiky a plánů a bude realizován v etapách předcházejících provoz zařízeni pro skladováni'a ukládám odpadů. DOE bude pomáhat státům a indiánskym kmenům při hodnocení a určování dálničních přepravních tras a podá písemné oznámení státům a indiánským kmenům před přepravou vyhořelého paliva a vysoce aktivních odpadů přes jejich území. USA se dělí na osm oblastí zásahu v případě nehody, v nichž je k dispozici dostatečný počet odborníků. Tato kapacita může být mobilizována během dvou hodin po oznámení a přemístěna kamkoliv na území USA. 5.20 Velká Británie Jaderný program Ve Velké Británii je asi pětina elektřiny vyráběna v jaderných elektrárnách. Většina dosud vybudovaných reaktorů je chlazených plynem azahrnuje 11 elektráren Magnox a 7 typu AGR. Staví se první jaderná elektrárna typu PWR. První jaderná elektrárna byla uvedena do provozu v roce 1956. V současné době vláda zastavila další objednávky na jaderné elektrárny a přehodnotí toto rozhodnutí v roce 1994. Úřad pro atomovou energii Velké Británie provozuje řadu výzkumných reaktorů na různých místech, včetně lOOMWe těžkovodního reaktoru pro výrobu páry ve Winfrithu v Dorsetu a prototypový rychlý reaktor o výkonu 250 MWe v Doundreay v Caithnessu. Malý počet výzkumných reaktorů je provozován jinými úřady. V Sellafieldu v Cumbrii provozuje British Nuclear Fuel (BNFL) přepracovací závod pro recyklování vyhořelého paliva jak z domácích, tak i zahraničních jaderných elektráren. Hlavní nový závod, který zajistí přepracovací kapacity pro příští století, je ve výstavbě. Zacházení s radioaktivními odpady Výroba elektřiny v jaderných elektrárnách a následné přepracování vyhořelého paliva má za následek produkci radioaktivních odpadů. Další odpady vznikají při použití radioaktivních materiálů pro vojenské účely, v lékařství a průmyslu. Bez ohledu na budoucí jadernou politiku tyto odpady již existují a musí být bezpečně odstraněny. Kategorie odpadu Pevné radioaktivní odpady se dělí do kategorií podle jejich radioaktivity: - Vysoce aktivní odpady — ve Velké Británii se tato kategorie vztahuje na nejradioaktivnější odpady vznikající při přepracování vyhořelého paliva. Uvolňují značné množství tepla, a proto při jejich skladování a uložení musí být dodržena zvláštní opatření. - Středně aktivní odpady - jsou mnohem méně radioaktivní než VAO. Jsou tvořeny povlaky z vyhořeného paliva, reaktorovými komponentami, zbytky z chemických procesů, iontoměničovými pryskyřicemi, filtry a materiály zamořenými radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu, např plutoniem. - Nízkoaktivní odpady jsou typické málo kontaminované odpady, vznikající při každodenním provozu jaderného průmyslu. Politika zacházeni s odpady Za vysoce aktivní odpady zodpovídá BNFL. Jsou dnes skladovány v kapalné formě v nádržích s dvojitým pláštěm z nerezavějící oceli v Sellafieldu. Tyto odpady budou převedeny do skla k získání vhodné formy pro případné uložení. Vitrifikační závod pro tyto účely měl být uveden do provozu v roce 1990. Po vitrifikaci budou odpady alespoň 50 let skladovány, aby se snížilo množství tepla uvolňované radioaktivním rozpadem. Odpady pocházející z Velké Británie budou případně uloženy do hlubinného úložiště. Odpady vzniklé přepracováním cizího paliva budou vráceny majitelům tohoto paliva. Současná vládní politika vyžaduje, aby nízkoaktivní a středně aktivní odpady byly uloženy co nejdříve, aby se předešlo jejich nahromadění a nutnosti výstavby nákladných a rozsáhlých skladovacích kapacit. Nizkoaktivnť odpady jsou od roku 1959 běžně odstraňovány BNFL do povrchového 35

úložiště v Driggu v Cumbrii. Do roku 1982 byly určité kategorie nízkoaktivních a středné aktivních odpadů ukládány do hlubokého moře. V roce 1982 jaderny průmysl vytvořil Výkonný výbor jaderného průmyslu pro radioaktivní odpady pro zacházení s nízkoaktivními a středné aktivními odpady. Tato organizace se přeměnila v roce 1985 na NIREX. NIREX plánuje hlubinné podzemní úložiště, které bude přijímat odpady asi 5C let. Objemy odpadu NIREX a ministerstvo životního prostředí podporovaly řadu let práce zaměřené na shromáždění informací o objemu a druzích radioaktivních odpadů, vznikajících ve Velké Británii. Tyto práce jsou shrnuty v "Inventáři radioaktivních odpadů ve Velké Británii", který je vydáván periodicky. Koncem roku 1990 činil objem skladovaných vysoce aktivních odpadů 1500 m^ a každoročně se zvyšuje o dalších 100 m'. V celé Velké Británii je skladováno kolem 60 000 m' středně aktivních odpadů. Toto množství poroste v dohledné budoucnosti ročně v průměru o 5000 m . Nízkoaktivních odpadů vzniká ročně kolem 40 000 m . Právni uspořádání Dříve než může být vybudováno úložiště radioaktivních odpadů, jsou potřebná různá povolení. Tato povolení zahrnují schválení plánu výstavby úložiště a povolení k provozu od ministerstva životního prostředí a ministerstva zemědělství, rybářství a výživy v Anglii, nebo skotského či welšského úřadu. Dále bude také zapotřebí povolení pro jaderné zařízení vydané Inspektorátem jaderných zařízení. Vláda dostává doporučení k odstraňování radioaktivních odpadů od dalších dvou orgánů, Národního výboru radiační ochrany (NRPB), který dává doporučení k radiační ochraně, a Poradního výboru pro radioaktivní odpady, který vydává nezávislá doporučení ke všem aspektům ukládání odpadů. Zařízení pro zacházení s odpady Ve Velké Británii je v současné době v provozu nebo ve výstavbě mnoho systémů zacházení s odpady, ale přesto úložiště pro nízkoaktivní a středně aktivní odpady mělo být schváleno teprve koncem 1990. Sklad vitrifikovaných odpadu Vitrifikované vysoce aktivní odpady budou skladovány ve Skladu vitrifikovaných produktů (VPS) v Sellafíeldu vedle nového vitrifikačního závodu. Skleněné bloky budou umístěny ve dvojitých ocelových trubkách. Chlazení bude zajištěno přirozenou cirkulací vzduchu, přičemž jsou odpady odděleny od chladicího vzduchu trubkami. Tento systém nepotřebuje žádné ventilátory pro cirkulaci vzduchu, nemá proto nároky na údržbu a je vnitřně bezpečný. Sklad je stavěn v modulárním provedení, a proto může být snadno rozšířen podle budoucích potřeb. Povrchové ukládání nízkoaktivních odpadu Od roku 1959 uložila BNFL v Driggu kolem 600 000 mA odpadů v příkopech vyhloubených v jílové půdě. Po uložení do příkopu byly odpady pokryty alespoň 1 m půdy. Nové příkopy byly vybetonovány a pokryty materiálem odolným proti vodě, aby se snížilo množství radioaktivních látek unikajících z úložiště. V budoucnu by toto místo mohlo být rezervováno pro odpady z přepracovacího závodu v Sellafíeldu. ÚložiŘtě nízkoaktivních a středně aktivních odpadu. Zbývající nízkoaktivní odpady a všechny středně aktivní odpady budou uloženy nejméně v hloubce 200 m ve vhodné geologické formaci. Vhodné geologické útvary se vyznačují předpovídatelným a velmi nízkým průtokem vody. NIREX uvažoval o třech možných provedeních takového zařízení: - úložiště umístěné pod pevninou - úložiště pod mořským dnem s přístupem z pobřeží - úložiště pod mořským dnem s přístupem mimo pevninu. Prvá dvě řešení by mohla využít dobře zavedenou technologii. Šachta nebo šikmý tunel by byly zavedeny do hloubky do potřebné geologické formace, potom by mohly být vykopány jeskyně, zásobníky nebo tunely s dostatečným ukládacím prostorem. Studie proveditelnosti byly prováděny pro řadu různých hornin za účelem posouzení stavebních nákladů a problémů spojených s každým řešením. Byla rovněž posuzována výstavba úložiště pod mořským dnem s přístupem z plošiny nebo umělého ostrova. Na základě podrobného programu výběru lokality NIREX v březnu 1989 oznámil, že chce prozkoumat dvě místa, Sellafield a Doundreay, a zhodnotit jejich vhodnost pro úložiště pod pevninou. Je prováděn výzkum lokality k potvrzení vhodnosti těchto míst, dříve než bude předložena žádost na

36

výstavbu úložiště. Žádost bude předmětem veřejného slyšeni. Je naděje, že první odpady zde budou uloženy začátkem příštího století. Přeprava odpudil Britsky jaderny průmysl má mnoholeté zkušenosti s přepravou radioaktivních materiálů. Vyhořelé jaderně palivo bylo bezpečně přepravováno z jaderných elektráren do prepracovacího závodu v Sellafieldu od počátku jaderného průmyslu. Nikdy nedošlo k vážnější nehodě s masivními palivovými kontejnery a jejich bezpečnost byla přesvědčivě prokázána zkouškami, při nichž železniční lokomotiva narazila do kontejneru pro palivo. Jak bylo předvídáno, kontejner byl z větší části nepoškozeny, i když lokomotiva byla zcela zničena.

Výzkumné a vývojové práce Za účelem získání souhlasu s ukládáním odpadu musí NIREX prokázat, že jeho úložiště pro nízkoaktivní a středné aktivní odpady nebude vystavovat okolní obyvatele v žádném období významnějším úrovním radioaktivního záření. K tomuto účelu NIREX používá výpočetní modely k pŕedpovězení chováni úložiště v budoucnosti. K získání informací potřebných pro modely má NIREX velký výzkumný program studující všechna hlediska ukládání odpadů. Důležitá témata zahrnují chování solidiflkačních a obalových materiálů během dlouhých časových období, rychlost, s jakou se radioaktivní materiály rozpouštějí, a pohyb radioaktivních materiálů v horninách kolem úložiště.

6. Mezinárodní programy v oblasti radioaktivních odpadů V zahraničí jsou tři velké mezinárodní programy, které zahrnují problematiku radioaktivních odpadů. Jejich nositeli je Mezinárodní agentura pro atomovou energii (MAAE), Agentura pro jadernou energii (NEA) Evropského hospodářského společenství (OECD), a Komise evropských společenství fCEC).

6.1 Agentura pro jadernou energii Agentura pro jadernou energii (NEA) dnes zahrnuje všechny evropské členské státy OECD a dále Austrálii, Kanadu, Japonsko a USA. Práce v oblasti RAO jsou řízeny Výborem pro zacházení s radioaktivními odpady (RWMC), stálým výborem zřízeným v roce 1975 ze špičkových odborníků a zástupců členských zemí. Základní cíle tohoto výboru jsou: (1) Zvýšit obecnou úroveň znalostí otázek zacházení s RAO, zejména pokud jde o ukládání, a dosáhnout mezinárodní shody v konkrétních otázkách všude, kde je to možné (2)Pomáhat členským zemím NEA ve vývoji metodik hodnocení dlouhodobé bezpečnosti systémů ukládání RAO (3)Zvýšit důvěru k používání a výsledkům těchto metodik. V roce 1970 byla zřízena Koordinační skupina pro geologické ukládání (CGGD) a Pracovní skupina pro ukládání na mořské dno (SWGj. V roce 1977 byl zahájen program výzkumu bezpečnosti a technické proveditelnosti ukládání VAO na mořské dno, v roce 1980 mezinárodní projekt Stripa pro výzkum vhodnosti krystalických hornin pro izolaci odpadů. V roce 1985 byl CGGD nahrazen Poradní skupinou pro hodnocení chování úložiště (PAAG) a Poradní skupinou výzkumu v lokalitě pro geologické ukládání (ISAG). NEA dnes finančné přispívá na program ukládání odpadů v šesti oblastech: - Činnosti stanovené v cílech RWMC - Vytvoření základny geochemických dat (sorpce, termochemie) - Podpora vývoje modelů a kódů a práce k ověření a validaci modelů (Skupina uživatelů kddu pravděpodobnostního hodnocení systému, HYDROCOIN a INTRAVAL) - Podpora mezinárodních experimentálních projektůíProjektStripaaProjektpřírodníhoanalogu Alligator River) - Organizace konferencí, seminářů, pracovních skupin a kursů na vybraná témata (bezpečnostní hodnocení Projektu Stripa, pracovní skupina pro stanovení a výběr scénáře, semináře o možnosti vniknutí člověka do úložiště, uzavírání úložišť, vliv způsobu ražení, aj.) - Publikace zpráv v časopise o RAO a sborníků referátů z konferencí a seminářů. Hodnoceni chováni systému úložiště odpadu Pracovní skupina pro hodnocení chování systému úložiště odpadů PAAG tvoří rámec pro výměnu informací a zkušeností zaměřený na další zavádění a rozvoj těchto metod bez zbytečných duplicit

37

prací mezi různými národními programy. Zabývá se koordinaci činností v oblasti hodnoceni chování systémů se zaměřením na rozvoj scénáře, rozvoj modelů a získávám dat a právními požadavky. Má velký vyznám při stanoveni budoucích hlavních směrů výzkumu a podpoře rozsáhlého a integrovaného přístupu k hodnoceni chováni. Současná činnost zahrnuje šest hlavních oblasti. V rámci PAAG byla zřízena skupina odborníků pro geochemické modelování a sběr dat zejména o sorpčních a termochemických procesech. Cílem projektu sorpční datové základny <SDB) je shromáždit data o sorpci různých radionuklidú při různých geochemických podmínkách. Dnes je k dispozici kolem 11 000 empiricky určených sorpčních koeficientů s odpovídajícími experimentálními podmínkami. Údaje zahrnují žulové formace, výplňový materiál a jílové materiály. Tato datová základna je dnes volné k dispozici. Obecným cílem projektu termochemické datové základny je zvýšení úrovně porozumění a předpovídání migrace radionuklidú v geologickém prostředí. Dosud byla shromážděna experimentální data pro U, Tc, Np, Pu a Am. Další prvky budou zahrnuty v budoucnu. Data se zatím mezinárodně posuzuji a nejlepší soubor vybraných dat bude dán volné k dispozici. Uživatelská skupina Kódu pravděpodobnostního hodnocení systému ukládání radioaktivních odpadů PSAC byla zřízena v roce 1985. Tyto kódy napodobují vývoj celého systému úložiště a poskytují rámec pro systémový přístup ke kolísavosti a nejistotě hodnot dat a parametrů. Protože kódy PSA jsou rozsáhlé a jsou prováděny mnohokrát s různými vstupními údaji parametrů popisujících ukládací systém, musí zahrnovat zjednodušené dílčí modely (např. úložiště, geosféru a biosféru). Důležitou činností této skupiny je program PSACOIN zahrnující mezinárodní srovnání a ověření kódů PSA. Výsledky ukazují, že všechny hodnocené kódy po odstranění číselných chyb a dopracování plní zamýšlený účel. Projekt HYDROCOIN byl publikován v roce 1988 jako kód pro ověření hydrologie spodních vod. V roce 1990 byly publikovány další zprávy zahrnující ověření platnosti a analýzu nejistoty a citlivosti. Projekt INTRAVAL má za cíl zhodnocení platnosti modelů migrace radionuklidú. Byl přijat postup využívající kombinaci laboratorních a terénních výsledků spolu s přírodními analogiemi. Doba řešení první etapy byla 1987- 1990 s možným prodloužením druhou etapou na další tři roky. Mezinárodní projekt Stripa byl zahájen v roce 1977 v nepoužívaném dole na železnou rudu s cílem studovat krystalickou horninu s trhlinami pro ukládání RAO. První dvě etapy se soustředily na hydrogeologický a hydrochemický výzkum žuly, migrační experimenty, výzkum trhlin a chování bentonitu jako výplňového materiálu. Poslední etapa řeší dvě otázky, a to průtok a pohyb radionuklidú trhlinami a uzavírání míst průtoku spodní vody, včetně výběru a použití vhodného utěsňovacího materiálu. Program ukládání VAO na mořské dno se zaměřil na tři problémy: - Výskyt míst pod mořem, která mají geologickou stabilitu a vlastnosti bariér, vhodné pro uložení odpadů - Možnost umístění kontejnerů s odpady v usazeninách na mořském dně a účinnost izolačních bariér - Radiologické následky ukládání odpadů na mořské dno. Výsledky těchto prací byly publikovány koncem roku 1988 a začátkem roku 1989. Byla nalezena vhodná místa pro uložení odpadů jak v severní oblasti Atlantského oceánu, tak i v severní oblasti Tichého oceánu. Potvrdila se možnost ukládání "vnikáním" nebo do vrtů s využitím známých technologií a za přijatelných ekonomických podmínek. Primární bariéra by obsahovala většinu radionuklidú po dobu tisíců let a možné následné proniknutí radionuklidú do životního prostředí člověka by představovalo radiologické riziko o několik řádů menší než současné normy. Přesto je i nadále dávána přednost geologickým útvarům pod pevninami. Vyklápění nízkoaktivních odpadů do moře v rámci Londýnské konvence bylo přerušeno v roce 1982, ale zůstává otevřeno a jsou dále shromažďovány údaje o přenosu a rozptýlení radionuklidú v moři v rámci programu CRESP. CRESP se rovněž zabývá vypouštěním radioaktivních odpadů z pobřeží a rozdělením radioaktivních látek v mořském prostředí v omezené části severovýchodního Atlantského oceánu. Výzkum se soustřeďuje na geochemii, fyzikální oceánografii, biologii a matematické modelování přenosu radionuklidú k mořským organismům a člověku. V roce 1985 byl zřízen společný program výměny vědeckotechnických informací o projektech vyřazování jaderných zařízení z provozu a získání provozních zkušeností a datové základny pro budoucí vyřazování velkých jaderných elektráren z provozu. Projekt zahrnuje 15 národních projektů v 10 členských zemích.

6.2 Komise evropských společenství Výzkumný a vývojový program zpracování a ukládání radioaktivních odpadů probíhá již téměř 15 let s částečnou úhradou nákladů ES. První program v letech 1975 až 1979 byl zaměřen převážně na studie konstrukce úložiště, zhodnocení přípustné tepelné zátěže v geologické formaci a průzkum _ _

tři základních vhodných geologických formaci: ^oli. jílu a žuly. íiehi-m druhu.ho programu v období 1980 až 1981 probíhala charakterizace a výzkum Ukalily, vv/.kum technologie ukladaní, migrace radionuklidú do goosfery a hodnoceni bezpečnosti ukladaní. Spolu >e Spoje;) v m výzkumným střediskeni Ispra byla časí programu věnovaná ukladaní pod mořské dno. Podstatné se zvýšil průzkum lokalit a použiti podzemních laboratoři a byly zahájeny projekty MIRAGE a FAGÍS. Vzhledem k dobrým výsledkům geologického ukladaní by 1 stejný m směrem zaměřen i třetí výzkumný program v letech 1985 až 1989 s důrazem na projekci. výstavbu a provoz podzemních poloprovozních/demonstračních zařízeni. Pro charakterizaci lokality se první rast programu zabývala všeobecným průzkumem geologické formace a vývojem vhodných měřicích postupu. Pro zjišťovaní trhlin v žule byly použity ve vrtech elektrické a elektromagnetické sondy
6.3 Mezinárodní agentura pro atomovou energii Program Mezinárodní agentury pro atomovou energii (MAAE) zahrnuje v oblasti ukládání odpadů čtyři oblasti: výzkumné a technické otázky ukládání odpadů, právní otázky ukládání odpadů, vyjmutí zdrojů záření z právní kontroly a radiologické účinky ukládání odpadů na životní prostředí. Program podzemního ukládání odpadů se snaží systematicky pokryt různé problémy ukládání nízkoaktivních, středně a vysoce aktivních odpadů v povrchových úložištích, podzemních dutinách nebo hlubinných geologických útvarech. Je věnována pozornost obecným technickým a právním otázkám, jako jsou hodnocení bezpečnosti, bezpečnostní normy, technická kritéria a návody pro 39

určité způsoby ukládání, výzkumu a výběru místa úložiště, projekci a výstavbě úložišť, provozu, uzavření a kontrole úložiště. V roce 1988 byl zahájen pětiletý koordinovaný výzkumný program "Geochemie aktinidů s dlouhým poločasem rozpadu a štěpných produktů", který má tři části: - Vývoj pracovní hypotézy zaměřený na laboratorní výzkum - Ověření pracovní hypotézy se zaměřením na výzkum procesů kontrolujících migraci radionuklidů v terénu - Modelování přenosu, zahrnující všechny koncepce potřebné pro interpretaci experimentálních výsledků. Byla zahájena příprava bezpečnostních návodů pro umístění a výstavbu podzemního úložiště vysoce aktivních odpadů a sborníku o všech činnostech členských zemí v oblasti radioaktivních odpadů, a to právní otázky, organizace, které se zabývají zacházením s odpady, množství a umístění odpadů a stav přípravy úložišť v různých geologických formacích. V roce 1988 oyl přijat nový desetiletý program zahrnující technické a právní otázky podzemního ukládání odpadů a následky vypouštění radionuklidů na pevninách a do moří pro životní prostředí. V první etapě realizace v letech 1989/90 byly připraveny následující zprávy: - Bezpečnostní návody pro umístění, projekci a výstavbu geologických úložišť pro vysoce aktivní odpady a odpady obsahující zářiče alfa - Bezpečnostní návody pro provoz, ukončení provozu a uzavírání hlubinných geologických úložišť - Technická zpráva s přehledem současného stavu podzemního ukládání radioaktivních odpadů - Dlouhodobá izolace poškozeného atomového reaktoru v Černobylu a účinnost jednotlivých bariér. Stále větší význam je přikládán právním otázkám ukládání odpadů. Stalo se zřejmým, že nestačí jen vyvinout vhodné technologie, ale tyto technologie musí splňovat bezpečnostní požadavky, které jsou stanoveny národními normami, předpisy a technickými kritérii. Proto bylo přikročeno k přípravě bezpečnostních norem geologického ukládání odpadů na základě mezinárodně uznaných radiologických principů a cílů dlouhodobé radiační ochrany. V roce 1989 zřídila MAAE Mezinárodní výbor pro zacházení s radioaktivními odpady INMAC. Bylo rozhodnuto zahájit práce v oblasti bezpečnostních norem pro radioaktivní odpady RADWASS, které by zahrnovaly tři základní prvky: - Bezpečnostní principy, které jsou společné pro různé způsoby ukládání odpadů - Bezpečnostní normy specifické pro různé varianty ukládání odpadů - Bezpečnostní návody a postupy, které jsou v souladu s výše uvedenými principy a normami. Jako pomoc zemím, které začínají řešit otázky zpracování a ukládání radioaktivních odpadů, byl zřízen Poradní program pro zacházeni s odpady WAMAP.

7. Dnešní stav znalostí a další vývoj Dnes jsou k dispozici ověřené a bezpečné technologie pro zpracování a odstranění nízkoaktikvních a středně aktivních odpadů a pro skladování vysoce aktivních odpadů na dostatečně dlouhou dobu, aby se natolik snížila radioaktivita a uvolňované teplo, že se značně usnadní následné uložení. Tyto technologie existují a jsou používány od počátku sedmdesátých let. Zařízení pro poslední krok zacházení s vysoce aktivními odpady nebyla dosud postavena, protože pro ně zatím není naléhavá technická potřeba a je dostatečná důvěra v bezpečnost navrženého řešení, až bude zapotřebí. Avšak nedostatek přesnějších plánů na dlouhodobé zacházení s tímto odpadem, zesílený tím, že veřejnost správně nechápe podstatné rozdíly potenciálního rizika různých druhů RAO, měly vliv na důvěru veřejnosti nejenom u vysoce aktivních odpadů, ale u zacházení se všemi odpady. Později dlouhodobé hodnocení bezpečnosti rozšířilo kritéria pro hodnocení zacházení s RAO podle principu, že to, co nejsme ochotni přijmout dnes, by nemělo být přenášeno na budoucí generace. Další požadavek, že by mělo být zaručeno, aby RAO nikdy nezpůsobily žádnou škodu životnímu prostředí, jakkoliv malou a nepravděpodobnou, nebyl přijat. Takový požadavek dosud nebyl kladen na žádnou činnost a zdá se žádoucí, aby byly pečlivě zváženy následky rozšíření takového požadavku na všechny současné technologie. V 70. a 80. letech bylo hlavní úsilí zaměřeno na definování dlouhodobé politiky zacházení s odpady. Je jisté, že pro nalezení přijatelné cesty bezpečného odstranění RAO bylo vynaloženo mnohem více úsilí a prostředků, než pro jakékoliv jiné odpady. Dnes podléhá odstraňování RAO mnohem přísnější kontrole, než je zavedena u jiných odpadů, i když jsou tyto odpady trvale vysoce toxické. Máme k dispozici široké teoretické a praktické znalosti na zodpovězení všech důležitých otázek o radioaktivních odpadech. Teoretické znalosti jsou podepřeny znalostí procesů srovnatelných 40

s těmi. ke kterým bude docházet v úložišti, a studiem analogických přírodních systémů, jako je dvě miliardy let staré úložiště přírodního vyhořelého paliva v Oklo v Gabonu, nebo mimořádně bohatá uranová ruda vázaná na přírodních jílových usazeninách v Cigar Lake v Kanadě. Zintenzívnil se národní i mezinárodní výzkum a jeho výsledky ukazují, že průmysl má dostatečné znalosti pro výstavbu zařízení, l-.terá budou izolovat odpady v případe potřeby na dlouhou dobu i při drastické změně podmínek. Ve Francii, Kanadě, Velké Británii a USA je povrchové ukládání odpadů používáno od počátku jaderného programu. Moderní variantou, která využívá zkušenosti a technicky pokrok, je povrchové ukládání do stavebních objektů. Tento způsob je nyní zaváděn nebo plánován ve větším měřítku např. ve Španělsku nebo Japonsku. Existují již také podzemní zařízení. V Německu jsou nízkoaktivní a středně aktivní odpady ukládány v průmyslovém měřítku ve dvou bývalých solných dolech Asse a Morsleben. Většina těchto odpadů je dnes přechodně skladována a má být uložena v opuštěném dole na železnou rudu Konrád, který je v pokročilém stadiu schvalování. Ve Švédsku je trvalé úložiště pro středné aktivní a nízkoaktivní odpady v provozu od roku 1988 a ve Finsku byla zahájena jeho výstavba. V USA byla dokončena výstavba poloprovozu pro izolaci odpadů WIPP u Carlsbadu v Novém Mexiku. Je to výzkumné zařízení, které má prokázat bezpečné uložení transuranových odpadů do hlubinných solných útvarů. Zkoušky s odpady byly plánovány od poloviny roku 1991.

8. Zacházení s radioaktivními odpady z palivového cyklu 8.1 Těžba a chemická úprava uranové rudy Uran tvoří 4 x 10" zemské kůry a nachází se v širokém rozmezí geologických prostředí a v mnoha minerálech, často ve spojení s řadou jiných kovů. Každé ložisko má řadu specifických, geografických, chemických a radioaktivních rysů, které musí být brány v úvahu při přípravě, provozu a zavírání důlního provozu a které určují i zvolenou strategii zacházení s odpady. Část uranu je získávána Ioužením na místě. Loužicí kapalina je čerpána do země, rozpouští uran, potom je znovu vyčerpána, na koloně s ionexy se oddělí uran a kapalina je znovu použita. Vyčerpává se o něco více kapaliny, takže do těžební oblasti je přiváděno malé množství spodní vody a loužicí roztoky zůstávají omezeny na loužicí zónu. Tato metoda produkuje velmi málo kapalných odpadů, ale je použitelná pouze v některých geologických útvarech. Většina uranových rud obsahuje 0,05 až 0,2 % uranu, i když existují některé rudy s obsahem 15 % a více, takže získání 1 kg uranu může produkovat až 2 t kalů. Kromě přidaných zpracovacích chemikálií jsou kaly v podstatě méně nebezpečné než původní ruda. Ale procesy drcení a chemického zpracování usnadňují loužení rudy a tím je pravděpodobnější uvolnění rozpustných materiálů do životního prostředí. Zacházení s těmito odpady musí být zaměřeno na materiály, které jsou zdrojem radioaktivního nebo neradioaktivního nebezpečí. Přesné chemické složení kalů závisí na mineralogii ložiska. Radioaktivita v kalech je úměrná bohatosti rudy, asi 15 7r z celkového množství radioaktivních látek přítomných v rudě je obsaženo v produktu z úpravny, a ostatních 85 %, tvořených rozpadovými produkty U je vypuštěno s kaly. Základní přítomné radioaktivní látky jsou torium-230, radium-226, olovo-210 ajiné dceřiné produkty radonu (tj. rozpadové produkty Rn). Tórium má poločas rozpadu 80 000 let, ale stejně jako olovo s poločasem rozpadu pouhých 22,3 rokuje sráženo do pevné formy a zůstává nerozpustné v kalojemech. I když obsah rozpuštěného Ra se sníží jeho srážením, výpusti z kalojemu, pokud nejsou zpracovány, mohou ještě obsahovat koncentrace, nepřijatelné pro uvolnění do životního prostředí. Radium-226 je rovněž prvek s dlouhým poločasem rozpadu 1622, let a proto vyžaduje dlouhodobou kontrolu. Radon-222 vzniká rozpadem radia. Je to inertní plyn s krátkým poločasem rozpadu 3,8 dne. Rozpadá se na pevné radioaktivní polonium, vizmut a olovo, které mohou být zachyceny na prachových částicích v ovzduší a jsou při vdechování nebezpečné. Uvolňování radonu do ovzduší, pokud přesahuje povolené hodnoty, musí být proto omezeno překrytím nebo jiným způsobem stabilizace kalů. Většina kalů není příliš radioaktivní a může být normálně hodnocena jako nízkoaktivní odpad, ale u některých bohatých rud může dosáhnout aktivity středně aktivních odpadů. Nebezpečí přímé radiační expozice z kalů je malé, zvláště když je omezen přístup do pracovní oblasti. V kalech přítomné neradioaktivní znečisťující látky jsou stejné jako při chemickém získávání jiných kovů. Tyto materiály mohou mít vliv na biosféru, a proto vyžadují pečlivé zacházení a kontrolu jejich úniků. Mohou být rovněž hromaděny v tkáních nižších rostlinných a živočišných organismů, a tak se dostávat do potravinového řetězce a ohrožovat ptáky a savce a možná i člověka. V prvních letech těžby uranu vycházela opatření pro odstraňování kalů z obecné přijaté praxe těžebního průmyslu a brala v úvahu umístění, náklady, množství a izolaci. V 70. a 80. letech byly zaváděny stále přísnější předpisy na kontrolu uvolňování radioaktivních materiálů do životního prostředí. Kromě toho i samotný průmysl zač&l vyvíjet postupy zajišťující vysoký stupeň izolace s minimálními dopady na životní prostředí, a stále více roste úsilí zaměřené na dlouhodobou izolaci. Provedené studie ukázaly, 41

že těžba uranu není pro životní prostředí nebezpečnější než těžba jiných základních kovů, která nemusí byt tak přísně kontrolovaná. Metody úpravy kalů, snižující škodlivé účinky na životní prostředí, jsou zaměřovány na recyklování odpadních vod, srážení a odstranění radia z odpadních vod a neutralizaci ke srážení těžkých kovů. Kaly jsou obvykle přepravovány do usazovací nádrže, kde se usadí pevné částice a z kapaliny jsou před vypuštěním do usazovacího bazénu odstraněny znečisťující látky. Usazovací bazény mohou mít podle potřeby nepropustné obložení, aby se zabránilo průsakům. Ke kalům může být přidáván chlorid barnatý, který sráží rozpuštěné radium-226 jako síran radia-baria. Ke kalům je možno přidávat vápno nebo vápenec, aby se zvýšilo pH. V uranovém průmyslu pokračuje výzkum metod odstraňování dalších znečisťujících látek během procesu loužení. Dlouhodobé zacházení musí brát v úvahu podnebí a geografii okolní oblasti a nebezpečí zemětřesení a záplav. Ve vlhkém mírném podnebí dolu Elliot Lake v Kanadě může být vypouštěn velký objem kapalných výpustí, zejména v době jarního tání. Naproti tomu v horkých pouštních podmínkách Namibie a rovněž v některých dolech ve střední části USA je největším problémem roznášení prachu větrem. Dnes se používá několik způsobů: povrchové uložení, podpovrchové nebo hlubší uložení a uložení pod vodou. Povrchové uložení se používá zpravidla na místě, kam byly kaly ukládány. Vyžaduje pokrytí a stabilizaci kalů. Při podpovrchovém uložení jsou kaly ukládány v přírodních nebo umělých prohlubních a pokryty až 3 m zeminy ke snížení eroze a úniku radonu. Použití kalů jako důlní výplň nebo umístění do povrchových doluje hlubinné uložení. Toto je zvlášť vhodné pro kaly z bohatých rud. Dále mohou být kaly uloženy pod dostatečně vysokou vodní hladinu, čímž se potlačí oxidace síranů a únik radonu do ovzduší, např. na dně jezera. Tam, kde je uran získáván jako vedlejší produkt při jiné těžbě, jsou obvykle procesy stejné, ale ruda bývá chudší, a tím bývají problémy se samotným uranem menší. Ukončení těžby a rekultivace uranových dolů se stávají stále více předmětem podrobného plánování. V minulosti mohl být důl uzavřen bez jakýchkoliv rekultivačních opatření, pokud zbývající materiály a důlní dílo nepředstavovaly nebezpečí pro obyvatelstvo nebo životní prostředí. Dnes jsou rekultivační plány nedílnou částí procesu rozvoje dolu. Vedle obecně přijaté praxe ve stavebnictví zahrnující demolici budov a uzavření důlních šachet jsou prováděna opatření na stabilizaci povrchu kalojemů a kontrolu průsaků, aby se omezilo uvolňování radia a radonu do životního prostředí.

8.2 Konverze, obohacování a výroba paliva Dalším krokem je rafinace uranových koncentrátů a v případě potřeby převedení na jinou formu kysličníku, čistý kov nebo plynný hexafluorid uranu. Přírodní uran, který je tvořen v převážné míře neštěpitelným uranem-238 a obsahuje pouze 0,7% štěpitelného uranu-235, může být použit jako palivo v reaktorech, kde jsou jako moderátor použity těžká voda nebo grafit. Uran použitý v lehkovodních reaktorech má obvykle po převedení na hexafluorid uranu obsah štěpitelného uranu-235 obohacený na několik procent. K obohacení může být použita difúze plynů nebo ultraodstředivky a vyvíjí se laserové obohacování. Obohacený hexafluorid uranu se pak převádí na práškový UO2. Při výrobě pálívaje kysličník lisován do malých válečků, které jsou vloženy do trubek ze slitiny zirkonia, magnoxu nebo nerezavějící oceli. Tyto trubky jsou pak montovány do formy palivových článků. Když je vyhořelé palivo přepracováváno, získaný uran a plutonium mohou být recyklovány a jsou vyráběny palivové články, obsahující směs kysličníků uranu a plutonia. Nejdůležitějším maíeriálem, který zbude po obohacovacím procesu, je značné množství ochuzeného uranu, které činí normálně 80 až 85 % z váhy původního přírodního uranu. Ochuzený uran zpravidla obsahuje 0,25 až 0,30 % štěpného uranu-235; tento obsah je určován pouze ekonomickou bilancí mezi cenami uranu a separační práce. Všichni průmysloví výrobci obohaceného uranu skladují ochuzený uran dočasně na obohacovacím závodě k možnému přepracování dokonalejší obohacovací technologií. Z dlouhodobého hlediska by mohl být tento uran použit pro množivé reaktory. Ochuzený uran je poměrné neškodná látka a nebezpečí je spojeno více s chemickými účinky než radioaktivními. Ale během času se ochuzený uran rozpadá stejně jako přírodní uran a vytváří dceřiné produkty, které jsou nebezpečnější, radium-226 a radon-222. Vyžaduje proto dlouhodobé zabezpečení a je skladován ve zcela uzavřených, pro tento účel řešených ocelových kontejnerech. S bezpečným skladováním jsou čtyřicetileté zkušenosti.

8.3 Provoz jaderných elektráren Při provozu v reaktoru vzniká vyhořelé palivo s vysokou úrovní radionuklidů s dlouhým poločasem rozpadu a nízkoaktivní a středně odpady s radionuklidy se středním poločasem. Většina provozních radioaktivních odpadů jsou filtry a ionexy ze systémů čistění vody v reaktoru. Provozními odpady jsou také použité nástroje, vyměněné díly, ochranné oděvy a odpadky. Radioaktivita provozních odpadů je převážné způsobena radionuklidy s poměrně krátkým poločasem rozpadu, kobaltem-60 a cesiem-137, které se prakticky rozpadnou po 200 až 300 letech. Převážná většina provozních odpadů je nízkoaktivní a odpady mohou obsahovat jen velmi malé množství radionuklidů s dlouhým

42

poločasem rozpadu. Mohou by I zpevněny betonem, cementem nebo bitumenem. Nízkoaktivní odpady jsou obvykle lisovaný na vysokotlakých lisech nebo spalovány s následným zhutněním popele.

8.4 Zacházení s vyhořelým palivem Dva základní způsoby zacházeni s vyhořelým palivem jsou přímé uložení nebo přepracování, při kterém vznikají různé radioaktivní zbytky. Vyhořele palivo určené k přímému uložení je pevný vysoce aktivní odpad s dlouhým poločasem rozpadu. S celým palivovým článkem se zachází jako s odpadem. Dříve, než je vhodný pro balení a konečné uložení, je palivový článek skladován a chlazen, dokud se radioaktivita a uvolňované teplo nesníží tak, aby se zjednodušila manipulace. Při tomto skladování a následné úpravě vznikají nízkoaktivní a středné aktivní odpady. Před přepracováním se vyhořelé palivo skladuje 5 až 10 let v jaderné elektrárně nebo v přepracovacím závodě. Při přepracování se oddělí uran a plutonium a při různých technologických procesech vzniknou následující středně a vysoce aktivní odpady: - kapalné vysoce aktivní odpady s radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu obsahující hlavně štěpné produkty a aktinidy kromě U a Pu - kapalné středně aktivní odpady s radionuklidy s dlouhým poločasem rozpadu, vzniklé při různých separačních procesech - pevné středně aktivní odpady, jako jsou povlakové materiály aj. Kromě toho vzniká řada různých nťzkoaktivních odpadů. Vysoce aktivní kapalné odpady se skladují řadu let v chlazených nádržích, dříve než jsou solidifikovány vitrifikačním procesem. Ocelové kontejnery s vitrifikovanými odpady jsou pak skladovány zpravidla 30 až 50 let ve vzduchem chlazených kobkách, aby se rozpadla část radionuklidů a snížilo rozpadové teplo. Byly již vyvinuty koncepce geologického uložení a byla zhodnocena jejich bezpečnost. Nízkoaktivní a středné aktivní kapalné odpady jsou přepraveny do závodu na zpracování odpadů, kde jsou odpady podle jejich vlastností skladovány v různých nádržích. Pro čistění je možno použit dva způsoby zpracování: chemické srážení nebo odpařování. Kaly, sraženiny a koncentrát z odparek se solidifíkují cementem, pryskyřicemi nebo bitumenem. Zpracované odpady jsou buď přímo uloženy, nebo častěji dočasně skladovány před konečným uložením. Pevné odpady, jako povlaky paliva, jsou před skladováním nebo uložením zality cementem nebo bitumenem.

8.5 Vyřazení jaderných zařízení z provozu Většina odpadů vznikajících při provozu a demontáží starých reaktorů jsou nízkoaktivní odpady s radionuklidy s krátkým poločasem rozpadu. Velké objemy odpadů mohou být odmořeny a dále se s nimi zachází jako s normálními průmyslovými odpady. Většina zbývajících odpadů má podobný charakter jako nízkoaktivní provozní odpady, a proto budou zpracovány stejným způsobem a uloženy ve stejných úložištích. Pouze malá část odpadů tvořená některými vnitrními díly reaktoru má poměrně vyšší aktivitu. Konečné uložení těchto odpadů může být provedeno ve stejných úložištích jako pro středně aktivní provozní odpady s vhodnými konstrukčními bariérami, nebo budou uloženy jako vysoce aktivní odpady. Některé odpady budou umístěny do pouzder a uloženy stejným způsobem jako nepřepracované vyhořelé palivo.

8.6 Odpady ze zdravotnictví, průmyslu a výzkumu Použití radioizotopů ve výzkumných střediscích, na školách, v průmyslu a zdravotnictví vede k poměrně velkému objemu lisovatelných nebo spalitelných materiálů, jako jsou plastické materiály, papír a ochranné oděvy, drobné kovové předměty nebo rozbité sklo, opotřebené nebo poškozené zařízení, kovové díly, vzduchové filtry, odpadky aj. Tento druh odpadů se vyznačuje velkou rozmanitostí složení, včetně širokého spektra materiálů, znečisťujících látek a měrných aktivit. Další různorodé odpady mohou vznikat i z urychlovačů. Tyto radioaktivní odpady se buď skladují v původní podobě, nebo se zpracovávají a balí podle svých vlastností. K fixaci se používá hlavně cement a beton a balení se provádí nejčastěji do sudů. Tyto RAO nepředstavují velkou část z celkového množství, v Německu je to kolem 3 %, a zdravotnictví přispívá jen malým dílem. Důležité radionuklidy jsou tritium, kobalt-60, uhlík-14, americium-241, cesium-137 a jód-121. Tyto odpady jsou však produkovány velkým počtem pracovišť, pro které není radioaktivita středem zájmu, což může být zdrojem problémů. Právní kontrola je velmi důležitá. Nehoda v Goianě v Brazílii v září 1987, kdy byl na opuštěné klinice odstraněn z ochranného obalu vysoce radioaktivní zdroj Cs-137, měla za následek smrt 4 osob a vznik více než 3500 m RAO.

43

8.7 Přeprava odpadů RAO se přepravuji v pevném stavu, což vyvolává méně problémů než přeprava kapalin nebo plynů. Musí byt splněny všechny právní požadavky platné pro přepravu radioaktivních materiálů. Všechny země používají klasifikaci založenou na doporučeních MAAE. Vyhořelé palivo se běžně přepravuje již několik desítek let po silnici, železnici nebo moři v těžkých kontejnerech z oceli s absorpční vrstvou neutronů a vnějším chladícím pláštěm, které splňují národní a mezinárodní bezpečnostní normy. Jejich integrita je přísně zkoušena. Dosud nedošlo k žádné nehodě s uvolněním radioaktivních látek, která by ublížila lidem.

9. Koncepce a požadavky na konečné ukládání radioaktivních odpadů Nízkoaktivní odpady, které představují převážnou část z celkového množství RAO, ale obsahují jen velmi málo radioaktivních látek, jsou potenciálně málo nebezpečné a mohou být bezpečně uloženy v příkopech blízko povrchu. Přesto v některých případech národní politiky zacházení s radioaktivními odpady vyžadují, aby tyto odpady byly spolu s ostatními radioaktivními odpady odstraněny do hlubinných geologických úložišť. Problematičtější jsou odpady, které obsahují vysoké koncentrace radionuklidů nebo významné koncentrace radionuklidů s dlouhým poločasem rozpadu (vysoce a středně aktivní odpady); odpady, které obsahují významné koncentrace transuranových prvků, jsou často klasifikovány odděleně. (Transuranové prvky jsou prvky s větším jádrem než uran a tato velká jádra způsobují, že jsou nestálé.) I když je objem vysoce aktivních odpadů mimořádně malý, (může to být přímo vyhořelé jaderné palivo nebo vitrifikované odpady z jeho přepracování), obsah radioaktivních látek je tak vysoký, že teplo uvolňované jejich rozpadem je tak veliké, že vyžaduje zvláštní zacházení. K zaručení toho, aby nedošlo k významnějším únikům do životního prostředí v průběhu období desítek nebo stovek tisíc let, po které tyto odpady zůstávají nebezpečné, se používá koncepce vícenásobné bariéry. Tím se rozumí vázání ve vhodné matrici uzavřené v korozně odolném materiálu. Kontejner sám je obvykle obklopený téměř nepropustnou výplní, např. plastickými jíly, a uložen v úložišti nacházejícím se v málo propustné hornině v hloubkách stovek metrů. V důsledku rozpadu radionuklidů s krátkým počasem rozpadu radioaktivita a teplo uvolňované z vysoce aktivních odpadů v průběhu prvních několika desítek let skladování rychle klesají. Aby se snížily obtíže spojené s uvolněným teplem v úložišti, většina koncepcí zahrnuje před uložením delší období skladování VAO na povrchu, a to je hlavní důvod, proč zatím není naléhavá potřeba provozovat úložiště. Přesto však vzhledem k potřebě výběru a charakterizace vhodných lokalit začíná být aktuální přistoupit k realizaci úložišť. Tento proces dnes probíhá v mnoha zemích, řada z nich plánuje uvedení geologických úložišť do provozu v první dekádě příštího století. Pro ukládání vysoce aktivních odpadů jsou uvažovány různé horniny, jako např. sůl, anhydrid, žula a jíly. Nejdůležitějším mechanismem degradace úložiště je koroze bariér a přenos radionuklidů spodními vodami. Proto je výběr lokality specificky zaměřen na zabezpečení, aby průtok spodní vody úložištěm byl co nejnižší a aby chemické prostředí bylo vhodné. Vzhledem k době, po kterou je třeba VAO izolovat, jsou geologické procesy a změny u většiny geologických útvarů velmi pomalé. Vlastnosti hostitelské horniny jsou zkoumány nejenom z povrchu, ale v mnoha případech musí být rovněž vybudovány podzemní laboratoře. Tyto podzemní laboratoře dovolují vývoj a použití široké řady hydrogeologických, geofyzikálních a geochemických metod k charakterizaci horniny a poskytují příležitost k ověření modelů a procesů vývoje úložiště. Rozhodující součástí bezpečnostního hodnocení variant uložení odpadů jsou matematické modely. Řetěz těchto modelů se používá k popsání dlouhodobé degradace stavebních bariér a případného uvolněni radionuklidů do spodních vod a jejich přenosu do biosféry. Dosud bylo provedeno několik takových hodnocení ve velkém měřítku (např. analýza uložení vyhořelého paliva do krystalických hornin ve švédském KBS-3, analýza uložení vitrifikovaných VAO v krystalickém podloží pokrytém sedimenty ve švýcarském projektu Gewähr 1985, studie ukládání do jílů, krystalických hornin, soli a pod mořské dno PAGIS v rámci Evropského společenství aj.) a mnoho dalších je plánováno v několika příštích letech. Hodnotící modely a s nimi spojená datová základna jsou výsledkem velkého počtu národních programů a byla zahájena i řada mezinárodních projektů k prověření těchto modelů v terénu a vzájemnému srovnání (např. hydraulické modely přenosu rozpuštěných látek Hydrocoin/Intraval, chemické termodynamické modely Chemval, modely biosféry Biomovs, ajj. Modely mohou být nakonec prověřeny srovnáním s přírodními analogy - stejnými procesy probíhajícími v přírodních systémech. Některé analogy prokazují i proveditelnost geologického ukládání ve stejném časovém měřítku. Např. pohyb radioaktivních prvků ze samovolného jaderného reaktoru, který vznikl ve velmi bohatých uranových rudách v Oklo v Gabonu, začal již přeď dvěma miliardami let. Způsob, jakým se tyto radionuklidy pohybovaly, souhlasil s předpovědí provedenou v hodnocení bezpečnosti úložiště. Jiným příkladem je 1,3 miliardy let staré uranové ložisko Cigar Lake v Kanadě. 44

Toto mimořádně bohaté uranové ložisko leží v hloubce 430 ni a je obklopeno 5 až 30 ni silnou vrstvou jílu, která rudy izoluje. Usazeniny jsou v mnoha ohledech shodne s řešením různých úložišť vyhořelého paliva. Pro korozi kontejneru mohou sloužit jako analogy kovové výrobky v archeologických nálezech. Dosud provedené výzkumné práce ukázaly, že geologické ukládání RAO je proveditelné a může byt provedeno s mimořádnou bezpečností. Potřebná izolace od okolního prostředí může být zaručena na dobu stovek a tisíců let, a i po tomto období zůstává uvolňování radionuklidů ve srovnání s přirozeným pozadím zanedbatelné. Při hodnocení použitá analýza bezpečnosti je založena na rozsáhlých výzkumných pracích (teoretický výzkum, laboratorní ověření a rozsáhlé experimenty přímo na místě v podzemní laboratořiJ. Přehled podzemních laboratoří, které byly nebojsou v provozu v zahraničí, je uveden v tabulce 1.

10. Náklady na zacházení s radioaktivními odpady V současné dobé jsou prováděna finanční opatření zabezpečující odstraňování radioaktivních odpadů všech druhů. Tyto náklady představují jen velmi malý díl z celkových nákladů na vyrobenou elektřinu, i když bylo někde rozhodnuto použít nákladnější řešení, než je skutečně nezbytné. Současné náklady na zacházeni s odpady zahrnují zejména: - Zpracování vyhořelého paliva a radioaktivních odpadů (přepracování, převedení do tuhé fáze a uložení do kontejneru) - Výstavbu a provoz úložišť - Vyřazení z provozu a demontáž jaderné elektrárny. Náklady na zacházení s radioaktivními odpady mohou být odhadnuty s rozumným stupněm přesnosti na základě již vypracovaných podrobných technických plánů dokonce i na zařízení, která by měla být uváděna do provozu v poměrně daleké budoucnosti. K základním nákladům byly připočteny nepředvídané výdaje, aby se zvýšila přiměřenost konečného odhadu. K odhadům budoucích nákladů mohou být použity i dosavadní zkušenosti s náklady na zařízení a systémy. Pro odhad nákladů na solidifikační závody jsou přiměřené cenové údaje z jaderných elektráren a skladovacích zařízení. Zkušenosti s výstavbou úložišť nízkoaktivních a středně aktivních odpadů v podzemních horninách a výstavba jiných podzemních dutin, napr. v dolech nebo jako zásobníky nafty, jsou základem pro hodnocení spolehlivosti cenových odhadů pro úložiště VAO a vyhořelého paliva. V Německu se počítá s využitím úložiště Gorleben pro ukládání všech druhů odpadů, ale zejména VAO. Nízkoaktivní odpady, uvolňující malé množství tepla se zanedbatelným účinkem na okolní horninu, budou ukládány v úložišti Konrád. Odhad nákladů, založený na odpadech z výroby elektřiny ve výši 4 000 TWh pro výstavbu dvou úložišť je 5 miliard DEM. Náklady na výstavbu a provoz těchto úložišť odpovídají zhruba 0,02 DEM na kWh vyrobené elektřiny. Ve Finsku byl proveden odhad nákladů pro systém zacházení s odpady z výroby 430 TWh (dvě jaderné elektrárny v Olkiluoto). Náklady zahrnují zacházení s vyhořelým palivem (přechodné skladování, zapouzdření a přímé uložení), konečné uložení nízkoaktivních a středně aktivních provozních odpadů, vyřazení z provozu a konečné uložení odpadů z vyřazení včetně výzkumných a vývojových prací jsou 5,8 miliardy FIM, tj. cca 0,008 DEM/k Wh. Ve většině zemí jsou náklady na vyřazení reaktoru LWR o výkonu 1000 MWe z provozu odhadovány mezi 100 až 200 miliony USD. Náklady na vyřazení z provozu a uložení vzniklých odpadů odpovídají 0,001 DEM/k Wh z ceny elektřiny. Finanční opatření je nutno provést předem, neboť značná část nákladů na zacházení s odpady je vynakládána až po ukončení provozu jaderných elektráren. Ve většině zemí jsou prováděna systematická finanční opatření, v mnoha případech zřízením státem kontrolovaných fondů a shromážděním finančních prostředků pro plné pokrytí nákladů na budoucí zacházení s odpady z ceny elektřiny vyrobené během provozu jaderných elektráren.

11. Závěry Radioaktivní odpady mohou být bezpečné a ekonomicky odstraněny pomocí celé řady známých metod, které všechny splňují stejné základní principy. Tyto principy byly mezinárodně přijaty a jejich cílem je zajistit takové zacházení s odpady, aby bylo dnes i v budoucnu chráněno lidské zdraví a životní prostředí bez nepřijatelné zátěže pro budoucí generace. Kritickým problémem je důvěra veřejnosti. Veřejnost se nepodařilo přesvědčit, že jsou k dispozici vhodné způsoby zacházení s radioaktivními odpady, které neohrožují dnešní ani budoucí generace, a jsou realizovatelné za rozumnou cenu. "

45

Jsou rozsáhlé znalosti o metodách, které splňují tyto cíle, a o jejich nákladech. Odpady s krátkým poločasem rozpadu v nich přítomných radionuklidů, které tvoří převážnou většinu odpadů, jsou již odstraňovány v průmyslovém měřítku. Zařízení pro konečné uložení velmi malých množství VAO nebyla zatím nutně zapotřebí, protože počáteční skladování snižuje celkové radiační ozáření z veškerého zacházení s tímto odpadem včetně konečného uložení. Ale když se vezme v úvahu časové období, nezbytné pro dokončení výstavby konečných úložišť, přišla doba, kdy je třeba začít. Je zapotřebí, aby průmysl získal důvěru veřejnosti a aby vlády podpořily kroky nezbytné pro tento začátek. Technologické znalosti nezbytné pro umístění, výstavbu a provoz zařízení a odhad jejich nákladů již existují. Tato zařízení mohou být vybudována a provozována s rozumnými náklady v poměru k nákladům na odpovídající výrobu elektrické energie. Skutečnosti, které by měly být známé o radioaktivních odpadech a o zacházení s nimi: - Množství těchto odpadů je poměrně malé - Vysoce aktivní odpady jsou jen velmi malou částí z celkového množství - Radioaktivita může být přesné měřena - Radiotoxicita radioaktivních materiálů s časem klesá - Většina radiotoxicity radioaktivních materiálů rychle zmizí - Jsou rozsáhlé znalosti účinků záření na člověka - Jsou k dispozici bezpečné a ověřené metody přechodného skladování všech druhů radioaktivních odpadů - Existují již zařízení pro konečné uložení odpadů obsahujících radionuklidy s krátkým poločasem rozpadu - Jsou známé bezpečné metody pro konečné uložení VAO - Existuje široká mezinárodní výměna informací o technologiích - Pro odstranění odpadů postačuje jen velmi malá část nákladů na výrobu elektřiny.

Literatura 1. The Management of Radioactive Waste, The Uranium Institute, August 1991; 2. Witherspoon, P.A.: Geological Problems in Radioactive Waste Isolation - A World Wide Review, LBL-29703, January 1991; 3. OECD/NEA: Brožury o zacházení s radioaktivními odpady v jednotlivých členských zemích OECD, 1990/1991. Tabulka I. Přehled podzemních geologických laboratoří Hornina

Laboratoř

SÚ'

Krystalické horniny

Usazeniny

Země

(usazeniny)

Salt Vault (Kansas)

USA

(dómy)

Avery Island (Louisiana)

USA Německo

(dómy)

Asse

(usazeniny)

WIPP (New Mexico)

USA

(dómy)

Hope

Německo

(žula)

Stripa

Švédsko

(žula)

Grim sel

Švýcarsko

(žula)

Edgar Mine (Colorado)

USA

(žula)

Tono Mine

Japon.

(žula)

URL (Manitoba)

USA

(žula) (žula)

Climax Mine (Nevada) Fanay Augeres

Francie

(žula)

Akenobe Mine

Japon.

(žula)

Hard Rock Laboratory

Švédsko

(čedič)

NSTF (Washington)

(luf)

G-tunel (Nevada)

USA USA

Mol

Belgie

Pasquasia

Itálie

«*!*»

(jíl-slin)

46

USA

Obr. 1 Radiotoxicita vyhořelého jaderného paliva

m 3 H 2 O/kg U

10

Obr. 2 Radioioxicita vysoce aktivních odpadu z paliva přepracovaného 3 roky po vyjmutí z reaktoru