C. TECHNICKO-EKONOMICKÉ DOTAZY

Kde, jak dlouho a v čem se skladuje VJP, než se může uložit do HÚ? Je to bezpečné?

VJP je skladováno v areálech jaderných elektráren ve skladech VJP, které jsou jaderným zařízením. VJP je umístěno v přepraních a skladovacích obalových souborech, kterých typy jsou schváleny SÚJB.

Po vyjmutí VJP z jaderného reaktoru se umístí do bazénu skladování VJP vedle reaktoru, kde je umístěno 5-10 let, kdy dochází k jeho dochlazování. Stíněním a odvod zbytkového tepla zabezpečuje vodní náplň bazénu. Poté je VJP přesunuto do typově schváleného přepravního a skladovacího obalového souboru (v případě ETE je v něm umístěno 19 kazet s VJP a v případě EDU 84 kazet s VJP) a přesunuto do skladu VJP, přímo v areálu jaderné elektrárny, na dalších přibližně 50 let. Poté by měl být obalový soubor s VJP přemístěn do povrchového areálu HÚ, k přípravě na uložení (přebalení do ukládacího obalového souboru) a posléze bude VJP v ukládacím obalovém souboru (v případě VJP z ETE jsou v něm umístěnz 3 kazety s VJP a v případě EDU 7 kazet s VJP) uloženo v podzemní části HÚ.

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

Proč se nedá VJP a VAO uložit do stávajících úložišť?

Stávající úložiště jsou přípovrchová, určena pro uložení nízko a středně aktivních odpadů. Vysokoaktivní odpad a vyhořelé jaderné palivo, u něhož musí být při skladování a ukládání zohledněno i uvolňování tepla z přeměny v něm obsažených radionuklidů, musí být uloženo do hlubinného úložiště umístěného v geologicky stabilním prostředí, v hloubkách řádově několik set metrů pod zemským povrchem.

Uložení tohoto typu RAO do stávajících úložišť by nebylo dostatečně bezpečné a nezaručovalo by izolaci radionuklidů po dobu řádově statisíců let, kdy radioaktivita klesne na úroveň srovnatelnou s radioaktivitou horninového prostředí. V praxi to znamená, že tento RAO nesplňuje definované limity a podmínky přijatelnosti do stávajících přípovrchových úložišť stanovené na základě bezpečnostních rozborů.

Prozatím se VJP skladuje ve skladech v areálech jaderných elektráren a RAO, který je neuložitelný ve stávajících úložištích, je bezpečně skladován v jaderných elektrárnách, úložišti RAO Richard apod. (odpověď připravena ve spolupráci se SÚRAO).

Zvažuje se v ČR možnost opětovného vyjmutí VJP z HÚ?

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

Jak moc „svítí“ vyhořelé jaderné palivo po vyjmutí z reaktoru? Jak moc „svítí“ kontejnery („Castory“) s vyhořelým jaderným palivem skladované v jaderné elektrárně? Jak moc budou „svítit“ kontejnery s vyhořelým jaderným palivem v hlubinném úložišti?

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

Pro dlouhodobé skladování vyhořelého jaderného paliva byla v českých jaderných elektrárnách vybrána technologie suchého skladování. Obalové soubory pro vyhořelé jaderné palivo byly navrženy s ohledem na parametry tohoto paliva. Standardně je tedy možné po 5-7 letech chlazení do nich zavážet palivo se zbytkovým výkonem ve stovkách W a aktivitou v řádu 10¹⁶ Bq na jeden palivový soubor (maximální hodnoty mohou dosáhnout i přes 1 kW a až téměř 10¹⁷ Bq na jeden palivový soubor). Veličinou, která poté kromě zbytkového tepelného výkonu celého obalového souboru (který je dán součtem výkonů jednotlivých palivových souborů) nabývá na důležitosti, je příkon dávkového ekvivalentu na povrchu obalového souboru a ve vzdálenosti 2 m od něj. Běžným vyžadovaným limitem (z atomového zákona) pro přepravu a skladování jsou hodnoty ≤ 2 mSv/h na povrchu a ≤ 0,1 mSv/h ve vzdálenosti 2 m od povrchu obalového souboru.

Pro vyhořelé jaderné palivo po např. 65 letech dlouhodobého skladování se počítá se zbytkovým výkonem ve stovkách W (max. 500 W) na jeden palivový soubor. Zbytkový výkon dále klesá a po 100 letech skladování klesne na hodnotu 300 W na jeden palivový soubor (odpověď SÚRAO).

Kolik vyhořelého paliva v kg je v jednom skladovacím obalovém souboru? Kolik kg plutonia bude v jednom skladovacím obalu? Jaká bude celková kapacita úložiště z hlediska skladovacích obalů?

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

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

Kolik „energie“ ještě zůstává v jaderném odpadu?

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

Množství tepla vyprodukované OS  spolu s průběžným poklesem jeho množství v čase a nezanedbatelnou radiační zátěží od záření gama a neutronů OS neumožňuje efektivně využít celkový tepelný výkon všech zavezených OS např. na vytápění domácností.

Maximální tepelný výkon, na který jsou přepravní a skladovací OS konstruovány, je v rozmezí 20 – 30 kW. Skutečný tepelný výkon zavezených OS je ale výrazně nižší a činí přibližně třetinu až polovinu maximálního tepelného výkonu. Celková skladovací kapacita všech tří skladů VJP v areálech jaderných elektráren je 345 OS (k 1. 8. 2020 zaplněna na více než polovinu). Teoreticky by tak jejich tepelný výkon postačoval na vytápění 300 - 1000 bytů o ploše 100 m². Při zohlednění ztrát při konverzi a přenosu tepla je ale využitelný tepelný výkon podstatně nižší. Tato skutečnost, spolu s postupným snižováním tepelného výkonu OS, vylučuje efektivní využití odpadního tepla zavezených OS).

Jaký je nejdelší poločas rozpadu radionuklidů obsažených v uložených RAO?

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

Jaký prvek v uloženém vyhořelém palivu nejvíce přispívá k produkci tepla z uloženého odpadu?

Zdroje tepla ve vyhořelém jaderném palivu jsou odlišné v různých etapách nakládání s vyhořelým jaderným palivem. Produkce tepla je spjatá s aktivitou izotopů v palivu, protože každá přeměna generuje teplo.

Etapy skladování můžeme rozdělit do tří časových úseků – čerstvě po vyvezení z reaktoru (řádově dny), skladování po dobu řádově několika let a dlouhodobé skladování (desítky let). Poslední etapou nakládání je pak trvalé umístění v HÚ, tj. uložení.

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

K určení radionuklidu s největším podílem na produkci tepla ve vyhořelém jaderném palivu je potřeba stanovit konkrétní čas, ve kterém je tato otázka zkoumána (odpověď SÚRAO).

Jaderné palivo jsme schopni využít z několika málo procent. Jaká je šance, že budeme schopni jej v budoucnu využít více? Věnuje se někdo takovému výzkumu, a pokud ano, pak s jakými výsledky?

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

Vědecko-výzkumné projekty zaměřené na alternativní koncepty palivového cyklu, jako jsou např.  „Global Nuclear Energy Partnership“ (GNEP), „Direct Use of PWR Fuels in Candus“ (DUPIC), „Accelerator Driven Systems“ (ADS) a „Partitioning &Transmutation“ (P&T) prozatím nevedly k žádným, komerčně využitelným technologiím.  Navíc, pokud se v budoucnosti podaří úspěšně dokončit některý z mezinárodních projektů zaměřený na ověření praktické využitelnost fúze lehkých jader deuteria a tritia na výrobu elektrické energie (např. ITER), nelze s dalším využitím VJP počítat.

Jak je zaručena neměnnost hydrogeologických podmínek po dobu desetinásobku nejdelšího poločasu.

Dlouhodobá stabilita a vývoj hydrogeologických podmínek jsou v procesu výzkumu a vývoje HÚ studovány především prostřednictvím paleohydrogeologických procesů, resp. vlivu změn vlastností geosféry na vývoj transportu z prostoru HÚ do biosféry.

HÚ je projekt, jehož bezpečnost je nutné prokázat v dlouhodobém časovém horizontu. Cílem těchto prací je výzkum možných dlouhodobých geologických, geomorfologických a klimatických změn a jejich vlivu na vývoj transportu radionuklidů z prostoru HÚ do biosféry. Je a po celou dobu HÚ bude studován nejen jejich současný geologický a hydrogeologický stav lokality, ale také geologické, geomorfologické a klimatické změny v minulosti. A to vše pro to, aby bylo možné zabezpečit co nejrelevantnější předpověď – scénář – vývoje uvedených geosfér do budoucnosti a jejich vliv na hydrogeologické (a transportní) poměry.

V rámci činností budou aplikovány integrované hydraulické a transportní  modely pro predikci vývoje migrace látek z prostoru HÚ v dlouhodobém časovém horizontu. Modely budou rovněž variovat predikce geologických a klimatických změn. Základem je příprava prediktivních scénářů vývoje geosféry, geologických scénářů a s tím souvisejících vstupních dat pro modely. Ty budou realizovány prostřednictvím počítačových nástrojů (SW), výsledky budou vzájemně porovnávány s cílem modely validovat při znalosti silných a slabých stránek použitých SW pro aplikace ve složitém horninovém prostředí a v dlouhodobém časovém horizontu. Obecně lze konstatovat, že horninové prostředí lokalit je tvořeno především horninami variského stáří s převažujícími metamorfovanými a hlubinnými vyvřelými horninami (s minimálním stářím cca 350 milionů let), které jsou pouze v malé míře překryty mladšími sedimenty. Během dlouhého geologického vývoje bylo horninové prostředí porušené tektonickými procesy, což má za následek, že méně porušené horninové bloky jsou prostorově omezené, a i na vybraných lokalitách se vyskytují zlomové a puklinové zóny, které jsou hydraulicky významné, a tedy výrazně ovlivňují bezpečnost uložení RAO. Dalším významným faktorem, který ovlivňuje bezpečnost úložiště, je značný morfologický gradient, který se pohybuje až v řádu desítek až prvních stovek výškových metrů. Tento profil následně určuje i stav hladiny podzemní vody a ta je pak určující okrajovou podmínkou pro hydraulické poměry na lokalitě.

Nicméně, je důležité si uvědomit, že podstatou bezpečného uložení jakéhokoliv RAO je jeho dlouhodobá izolace od životního prostředí až do doby, kdy jeho radioaktivita klesne na úroveň srovnatelnou s radioaktivitou hostitelského prostředí. Pro dosažení tohoto cíle se využívá multibariérový princip, kdy je vlastní radioaktivní odpad, např. bývalé vyhořelé jaderné palivo, umístěn do několika navzájem nezávislých bariér. Ve výsledku musí být prokázána bezpečnost – v tomto případě jako reakce na případnou změnu hydrogeologických podmínek dle předpokládaných scénářů vývoje lokality – pro všechny tři bariéry, tj. úložný obalový soubor, výplňový a zásypový materiál a horninové prostředí. Každá z těchto bariér musí mít předem stanovené fyzikální a chemické vlastnosti a musí bránit průniku radioaktivity do další složky úložného systému. Proto je nutné, aby geologické prostředí, ve kterém je hlubinné úložiště umístěno, bylo co „nejhomogennější“, bez výrazných geologických poruch (pukliny, zlomy) a bez výskytu současné a budoucí lidské aktivity, která by byla způsobilá narušit izolační vlastnosti úložného systému. A to jak dnes, tak i po dobu následujících stotisíc let (odpověď SÚRAO).

Proč se odpad nezaleje do betonu?

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

Pro ukládání VJP se rovněž v některých konceptech, například belgickém, využívá beton jak materiál obklopující ocelové obalové soubory, protože výrazně snižuje rychlost koroze oceli tím, že na jejím povrchu umožňuje vytvořit pasivní vrstvu. 

V českém referenčním konceptu, který byl inspirován švédským a finským konceptem, se klasický beton využívá méně z toho důvodu, že jeho vysoké pH by mohlo urychlit degradaci bentonitu obklopujícího ukládací obalový soubor s VJP. Ten svojí velmi nízkou propustnosti a bobtnacím tlakem brání advektivnímu toku podzemní vody a omezuje migraci radionuklidů po poškození obalových souborů do horninového prostředí (odpověď SÚRAO).

Proč český ukládací obalový soubor (UOS) nepočítá s využitím mědi, stejně jako např. Švédové a Finové?

Z důvodu geochemických podmínek v krystalinických horninách v ČR bylo rozhodnuto se zabývat vývojem UOS na bázi oceli na rozdíl od Finska či Švédska, kde je složení podzemní vody jiné než v ČR.

Ukládací obalový soubor (UOS) pro VJP je v České republice vyvíjen již od roku 1994. Na jeho vývoji se se podílela zejména Škoda JS, a.s., která má velké zkušenosti s výrobou obalových souborů pro skladováni VJP. Na výzkumu se od začátku rovněž podíleli výzkumní pracovníci ÚJV Řež, a. s. a v posledních letech VŠCHT Praha. 

Vzhledem k odlišnému složení podzemní vody ve Švédsku či Finsku, kde počítají s využitím mědi jako vnější vrstvy pro UOS, bylo rozhodnuto se zabývat vývojem UOS na bázi oceli z důvodu odlišných geochemických podmínek v krystalinických horninách v ČR a ve Švédsku či Finsku.  Jde především o řádově menší koncentrace chloridů v podzemní vodě, které mohou vytvářet nepříznivé prostředí iniciující lokální korozi ocelí. Za referenční variantu se nyní považuje dvouvrstvý UOS složený z vnější vrstvy z uhlíkové oceli a z vnitřní vrstvy z nerezové oceli. Podle dosavadních experimentálních výsledků výzkumných pracovníků ÚJV a VŠCHT, životnost tohoto UOS v anaerobním prostředí úložiště přesahuje několik set tisíc až milión let, což je doba, za kterou radioaktivita VJP poklesne na aktivitu uranové rudy.

Stále však budou v příštích desetiletích probíhat dlouhodobé laboratorní a in-situ experimenty, které musí prokázat, že navržené UOS splní všechny požadavky tak, aby byla zajištěna bezpečnost úložiště. Není ani vyloučeno, že v případě, že se nepotvrdí zatím velmi nadějné výsledky, bude zvolen jiný koncept UOS (odpověď SÚRAO).

Z čeho všeho by měly být složeny bariéry HÚ, je každá bariéra schopna sama o sobě zamezit úniku radioaktivního odpadu zpět do biosféry?

Bezpečnostní koncept hlubinného úložiště vychází z principu ochrany do hloubky (popsaném podrobněji v § 6 vyhlášky č. 329/2017 Sb.), který spočívá ve vytvoření řady zálohujících se fyzických bezpečnostních bariér, které jsou vloženy mezi radioaktivní látky a okolí HÚ.

V českém bezpečnostním konceptu HÚ hlavní bariéry představují dvouvrstvé ukládací obalové soubory obklopené zhutněným bentonitem a neporušená krystalinická hornina v hloubce zhruba 500 m pod povrchem země.  Jde o systém vzájemně propojených bariér, které brání průniku radionuklidů do životního prostředí. Bezpečnost úložiště je plánována tak, že ani při selhání některé z bariér z jakékoliv příčiny nemůže dojít k ohrožení bezpečnosti úložiště, tj. ostatní bariéry zabrání rychlému uvolnění radionuklidů do životního prostředí.   I při hypotetickém selhání všech UOS v jednom roce, což je možno považovat za prakticky vyloučenou skutečnost, by sice mohla být překročena dávková optimalizační mez (0,25 mSv v kalendářním roce pro reprezentativní osobu),ale bezpečnost člověka nemůže být ohrožena z důvodu velmi pomalé migrace radionuklidů přes zhutněný bentonit a v horninovém prostředí (odpověď SÚRAO).

Na jak dlouhou dobu je plánovaná životnost hlubinného uložiště  a co bude s hlubinným uložištěm  a uloženým jaderným odpadem po skončení životnosti?

HÚ je určeno k trvalému umístění VJP a RAO, jeho životnost proto není omezena a RAO v něm zůstane neomezeně dlouho. Z hlediska plnění bezpečnostních funkcí, zejména zabránění úniku radioaktivních látek do složek životního prostředí, lze dobu plnění této bezpečnostní funkce („životnost HÚ“) odhadnout na řádově stovky tisíc let.

„Životnost HÚ“ se liší významně od životnosti jiných, nejenom jaderných zařízení, která se pohybuje zpravidla v rozmezí několika desítek let.  Bezpečnostní funkce hlubinného úložiště musí být zajištěny jak v době provozu, tak i po jeho uzavření. Jednoduše řečeno "životnost HÚ" musí pokrývat celou dobu „nebezpečnosti“ radioaktivního odpadu. I pojem doby „nebezpečnosti“ radioaktivního odpadu není však zcela jasně definován, protože se odvíjí od snižujícího se množství radionuklidů v důsledku jejich přeměny na neaktivní nuklidy. Zpravidla se však uvažuje doba několik set tisíc let, kdy aktivita VJP klesne přibližně na úroveň uranové rudy (odpověď ve spolupráci se SÚRAO).

Jaké druhy jaderného odpadu budou v hlubinném uložišti uloženy a jaká bude jeho kapacita?

Radioaktivní odpad, který bude uložen do HÚ, je na základě způsobu, jak s ním bude nakládáno, rozdělen do tří skupin: bývalé vyhořelé jaderné palivo, RAO z vyřazování jaderných zařízení a ostatní institucionální RAO (průmysl, výzkum, lékařské aplikace) nepřijatelný do přípovrchových úložišť.

Za předpokladu, že budou uvedeny do provozu 3 nové plánované energetické jaderné reaktory, bude VJP uloženo v HÚ v 7 600 ks ukládacích obalových souborů s celkovou hmotností cca 9 000 t uranu. Ostatní radioaktivní odpad o hmotnosti cca 4 500 t bude uložen v 4 000 ks betonových kontejnerů (odpověď SÚRAO).

 V čem (v jakých obalech / kontejnerech…) bude jaderný odpad v hlubinném úložišti uložen? Jak bude hlídán stav (nepropustnost / hermetičnost) těchto obalů? Jaké budou postupy v případě narušení těchto  obalů?

Hlubinné úložiště je navrženo jako pasivní multibariérový systém. Kromě přírodní bariéry, což je vhodné horninové prostředí (v České republice krystalinické horniny), budou bezpečnost zajišťovat inženýrské bariéry, mezi které počítáme ukládací obalový soubor, bentonit, popřípadě cementové materiály.

Koncept českého ukládacího obalového souboru pro vyhořelé jaderné palivo je založen na dvouvrstvém ukládacím obalovém souboru, kde první vnitřní vrstva je navržena z korozivzdorné oceli a druhá, vnější vrstva se skládá z uhlíkové oceli. Celková tloušťka obalového souboru je projektována na 13 cm tak, aby životnost obalového souboru byla v řádu 100 000 let. Současný výzkum ale navíc ukazuje, že životnost ukládacího obalového souboru může být až desetkrát vyšší. Hermetičnost ukládacích obalových souborů bude kontrolována přímo v horké komoře před zavezením obalového souboru na ukládací horizont. Při zjištění netěsnosti bude provedena náprava.

Během provozu bude hlubinné úložiště radiačně monitorováno a pro mimořádné situace jsou navržena technická opatření k řešení takových situací (např. uzavření horké komory, zastavení odsávání vzduchu do komína) (odpověď SÚRAO).

Kolik stojí vybudování HÚ a kdo to bude platit? Je na to dost peněz? A kdo stanovuje cenu HÚ?

Cena za výstavbu HÚ se odvíjí od několika základních faktorů, kterými jsou zejména

- zvolený způsob umístění obalových souborů v HÚ, a to buď vertikálně nebo horizontálně,
- vzájemná poloha podzemní části a povrchového areálu a s tím související rozsah propojovacích důlních děl,
- zvolená technologie ražeb (ražba tunelovacími stroji nebo ražba konvenčním způsobem),
- místní podmínky na lokalitě vč. možností napojení na dopravní a technickou infrastrukturu,
- proces a místo skladování VJP v době od prohlášení za RAO až po jeho přeložení do UOS.

Náklady na vybudování HÚ (okolo 32 miliard Kč) budou hrazeny z jaderného účtu, na který postupně přibývají prostředky z povinných odvodů původců RAO (ČEZ, ÚJV, ...), aby byl  dostatek prostředků na výstavbu HÚ. Cena HÚ je stanovována v souvislosti se zpracováváním příslušných projektů a studií, jejichž náplní je projektové řešení HÚ v návaznosti na vývoji cen v čase a upřesňování projektového řešení (odpověď SÚRAO).

Kdo ponese veškeré náklady spojené s nakládáním radioaktivního odpadu  po jeho uložení v hlubinném úložišti. Co je jaderný účet  a kdo je na něm  povinen  shromažďovat finanční prostředky  k hrazení těchto nákladů.

Náklady spojené s nakládáním s RAO nese vždy původce radioaktivního odpadu, ale stát tyto prostředky spravuje a má pro ně vyhrazený jaderný účet.

Podrobnosti k jadernému účtu, jeho správě, příjmech do jaderného účtu a příspěvcích z jaderného účtu jsou uvedeny v §§ 115-135 atomového zákona (odpověď ve spolupráci se SÚRAO).

Jak velký roční příspěvek  z jaderného účtu může získat obec, na jejímž katastrálním území bude stanoveno průzkumné území  pro ukládání jaderného odpadu v podzemních prostorech anebo již povoleno provozování úložiště jaderného odpadu.

Po stanovení průzkumného území pro zvláštní zásahy do zemské kůry činí příspěvek pro každou dotčenou obec, na jejímž katastru je průzkumné území určeno paušálně 600 000 Kč ročně a dále příspěvek ve výši 0,40 Kč ročně za každý čtvereční metr katastrálního území obce, na němž je stanoveno průzkumné území (v řádu se jedná o vyšší či nižší jednotky milionů korun pro každou dotčenou obec ročně po celou dobu stanovení průzkumného území). Na finální lokalitě bude stanoveno tzv. chráněné území, s čímž jsou spojeny 2 druhy příspěvku. Jednorázový příspěvek a pravidelný příspěvek. Po stanovení chráněného území každá dotčená obec dostane jednorázový příspěvek 50 milionů Kč. A každý druhý a následující rok po stanovení chráněného území každá dotčená obec bude dostávat každý rok až do doby zahájení provozu hlubinného úložiště (celkově cca po dobu 40 let) příspěvek ve výši 600 000 Kč ročně a dále příspěvek ve výši 0,60 Kč ročně za každý čtvereční metr katastrálního území obce, na němž je chráněné území stanoveno. Po zahájení provozu hlubinného úložiště příspěvky obcím vychází z objemů ukládaného bývalého vyhořelého jaderného paliva a dalšího radioaktivního odpadu. Výše příspěvků z jaderného účtu pro obec, na jejímž katastrálním území je povoleno provozování úložiště radioaktivního odpadu, činí dle současné legislativní úpravy 4 000 000 Kč ročně. Dále obdrží tato obec příspěvek ve výši 10 000 Kč za každý metr krychlový uloženého radioaktivního odpadu v daném kalendářním roce, přičemž tento příspěvek obdrží v 1. pololetí roku následujícího (odpověď SÚRAO).