1 
 II. 
 
NÁVRH  
 
VYHLÁŠKA  
ze dne           2016  
 
o požadavcích na bezpečné nakládání s  radioaktivním odpadem   
a o vyřazování jaderného zařízení nebo pracoviště III. nebo IV. kategorie  
z provozu  
 
Státní úřad pro jadernou bezpečnost stanoví podle § 2 36 zákon a č. .../2016  Sb., 
atomový zákon  k provedení § 24 odst. 7, § 55 odst. 2 a § 75 odst. 5 písm. b) a  c), § 111 
odst. 3 písm. a) až c) a § 112 odst. 2:  
ČÁST PRVNÍ  
OBECNÁ USTANOVENÍ  
§ 1 
Předmět úpravy  
Tato vyhláška  navazuje na p říslušný předpis Evropsk ého společenství  pro 
atomovou energii (dále jen „Euratom“)1) a upravuje  
a) technické požadavky na zařízení pro pracoviště, kde se nakládá s radioaktivním 
odpadem , 
b) postup pro shromažďování, třídění, zpracování, úprav u, skladování a ukládání 
radioaktivní ho odpad u, 
c) způsob provádění uzavření úložiště radioaktivního odpadu,  
d) požadavky na obsah dokumentace pro povolení nakládání s radioaktivním 
odpad em a jednotlivých etap vyřazování  z provozu jaderného zařízení nebo 
pracoviště III. kategorie nebo  pracoviště I V. kategorie2), 
e) rozsah a způsob vedení evidence radioaktivní ho odpad u a průvodního listu 
radioaktivního odpadu , 
f) rozsah a způsob vyřazování z provozu a ukončení vyřazování z provozu jaderného 
zařízení,  
g) rozsah a způsob vyřazování z pro vozu pracoviště III. ka tegorie nebo  pracoviště  
IV. kategorie  a 
h) rozsah a způsob ukončení vyřazování z provozu pracoviště III. kategorie  
nebo  pracoviště IV. kategorie.  
 
                                                 
1)  Směrnice Rady 2011/70/Euratom ze dne 19. července 2011, kterou se stanoví rámec Společenství pro odpovědné a bezpečné nakládání s vyho řelým 
palivem a radioaktivním odpadem . 
2)   § 24 a 25 vyhlášky č. … /2016 Sb., o radiační ochraně .   
2 
 ČÁST  DRUHÁ  
NAKLÁDÁNÍ S RADIOAKT IVNÍM ODPAD EM PŘED JEHO ULOŽENÍM  
§ 2 
Technické  požadavky na zařízení pro pracoviště , kde se nakládá s  radioaktivním 
odpadem  před jeho  uložením  
(1) Zařízení pro pracoviště, kde se nakládá s radioaktivním odpad em před je ho 
uložením, musí po celou dobu jeho plánovaného provozu v  podmínkách normálního 
provozu a při radiač ních mimořádných událostech  podle vlastností radioaktivní ho 
odpad u  
a) zajistit podkritičnost, a to již v  projektu,  pokud existuje riziko vzniku kritického 
stavu ,  
b) omezit ozáření radiačních pracovníků  a obyvatel,  
c) zajistit odvod zbytkového tepla,  
d) zabránit únik u radioaktivních látek  a 
e) zajistit manipulovatelnost s  radioaktivním odpadem . 
(2) Zařízení  pro pracoviště, kde se nakládá  s radioaktivním  odpad em před je ho 
uložením , musí dále 
a) být přístupné k  údržbě, opravám a snadno dekontaminovateln é, 
b) umožňovat kontrolu radio aktivní ho odpad u,  
c) zajišťovat, aby se minimalizovala tvorba následn ého radioaktivní ho odpad u a aby 
s ním bylo možno nakládat,  
d) umožňovat snadnou odstranitelnost případných nánosů nebo usazenin,  
e) umožňovat identifikaci, sběr a vracení případných úniků radio aktivního odpadu  
nebo radioaktivního odpadu, se který m nelze bezpečně nakládat , 
f) umožňovat monitorování nebo měření veličin  a vlastností radioaktivního odpadu , 
které prokazují správnou funkci zařízení stanovenou projektem  a 
g) být odolné proti možným účinkům v ýbuchu nebo požáru ; látky , které  mají vliv na 
výbušnost nebo vzplanutí musí být sledovány.  
(3) Pro provoz pracoviš tě, kde se nakládá s  radioaktivním odpadem  před jeho 
uložením, musí být vypracován program pro údržbu, zkoušky  a kontroly  a to zejména 
pro 
a) zařízen í zabraňující únikům radioaktivního odpadu , včetně nádrží a obalových  
souborů na odpad , 
b) zařízení pro nakládání s  radioaktivním odpadem  včetně čerpadel a armatur , 
c) vyhřívací nebo chladicí  systém,  
d) kalibrační zařízení,  
e) systém ventilace,  
f) normál ní a záložní elek trické systémy,  
g) systém pro zásobování vodou, plynem nebo stlačeným vzduchem , 
h) stínění  a 
i) systém požární ochrany.  
(4) Výsledky údržby, zkoušek a kontrol  jsou vyhodnocovány, zaznamenávány a  
uchovávány . Program pro údržbu, zkoušky a kontroly  je aktualizován  v pravi delných 
intervalech .  
3 
 (5) V případě použití mobilních zařízení pro nakládání s radioaktivním odpadem 
před jeho uložením musí být  
a) zohledněna vazb a mezi pracovištěm, kde se nakládá s radioaktivním odpadem 
před jeho uložením, a mobilním  zařízením,  
b) zohledněna možno st instalace, odstranění a dekontaminace mobilního zařízení a  
c) před zahájením použití mobilního zařízení posouzena jeho bezpečnost včetně 
zohlednění vlastnosti výsledné formy radioaktivního odpadu  a dalšího nakládání 
se vzniklým  radioaktivním odpadem . 
§ 3 
Postup při shromažďování  a třídění radioaktivního odpadu  
(1) Radioaktivní odpad  nebo jeho směsi s jinými látkami j e shromažďován a 
tříděn podle fyzikálních a chemických vlastností a podle předpokládaného způsob u 
zpracování a úpravy.  
(2) Sběrn ý obalov ý soubor obsah ující radioaktivní odpad j e označen tak, aby bylo 
zřejmé, jaký odpad je shromažďován a jak je tříděn.  
(3) Způsob třídění radioaktivního odpadu  je dokumentován a tříděn ý odpad  je 
evidován.  
(4) Radioaktivní odpad  se roz děluje  na plynn ý, kapaln ý a pevn ý. Pevn ý 
radio aktivní odpad  se zejména podle způsobu je ho uložení dále dělí na  
a) přechodn ý aktivní odpad , kter ý po skladování  po dobu nejvýše 5 let vykazuj e 
aktivitu nižší, než jsou uvolňovací úrovně , 
b) velmi nízko aktivní odpad , jehož  aktivit a je vyšší než aktivita přechod ného 
radioaktivní ho odpad u, ale nevyžaduj e speciální opatření  při uložení , 
c) nízko aktivní odpad , kter ý vykazu je aktivitu vyšší, než jsou uvolňovací úrovně, 
ale současně obsahuj e omezené množství dlouhodobých radionuklidů ; po je ho 
zpracování a úpravě, splňuj e-li podmínky přijatelnosti, jej lze  uložit zejména do 
přípovrchov ého úložiště  radioaktivního odpadu , ve kter ém je izolován od 
okolního prostředí po dobu několika set let,  
d) středně aktivní odpad , kter ý obsahuj e významné množství dlouhodobých 
radionuklidů, a  proto vyžaduj e vyšší stupeň izolace od okolního prostředí , než 
nízko aktivní odpad ; po zpracování a úpravě  tohoto odpadu  splňuj e-li podmínky 
přijatelnosti, lze je j uložit zejména do podzemníh o úložiště  radioaktivního odpadu  
v hloubkách řádově několik desí tek metrů pod zemským povrchem  a 
e) vysokoaktivní odpad , u něhož  musí být při skladování a ukládání zohledněno 
uvolňování tepla z přeměny v  něm obsažených radionuklidů; po zpracování a 
úpravě tohoto odpadu , splňuj e-li podmínky přijatelnosti pro  hlubinn é úloži ště 
umístěné  v hloubkách řádově několik set metrů pod zemským povrchem , lze jej 
do ně ho uložit .  
§ 4 
Postup při zpracování radioaktivního odpadu  
(1) Při z pracování radioaktivního odpadu  se využitelné látky v co největší možné 
míře oddělují z  radioaktivního odp adu a vracejí se k opětovnému použití tak, aby 
množství zbylých odpadů a radioaktivního odpadu  bylo co nejmenší .   
4 
 (2) Před zpracováním radioaktivního odpadu  je nutné zvážit vliv zpracovávaných 
a vznikajících látek na spolehlivost zařízení, v e kterém  dochází k jeho zpracování, vliv  
systémů technologicky souvisejících, aby nebyly ovlivněny nežádoucím způsobem 
podmínky jaderné bezpečnosti, radiační ochrany a podmínky zajištění zvládání 
radiačních mimořádných událostí a monitorování radiační situace . 
(3) Používají -li se při zpracování radioaktivního odpadu  měniče iontů, filtrační 
nebo podobné dělicí látky s omezenou životností, musí být pravidelně sledována 
účinnost jejich funkce a musí být stanoveny hodnoty, při jejichž  překročení musí  být 
obnoveny nebo vyměněny.  
§ 5 
Postup při úpravě  radioaktivního odpadu  
(1) Úprava radioaktivního odpadu  změnou jeho fyzikálních nebo chemických 
vlastností  nebo použitím  obalového souboru musí být provedena tak, aby byla 
zajištěna jeho bezpečná přeprava, skladování a uložení podle příslušnýc h podmínek 
přijatelnosti. Úprava radioaktivního odpadu  se obvykle provádí zpevněním  a 
vpravením  odpadu  do obalových souborů.  
(2) Před úprav ou radioaktivního odpadu  se stanoví technologický postup pro 
každý používaný způsob úpravy. Tento postup musí zahrnovat podmínky pro účinnou 
a bezpečnou úpravu radioaktivního odpadu , například poměr mísení nebo měrn ou 
spotřeb u ztužidel a podmínky tuhnutí, omezení nebo vyloučení některých typů odpadů 
anebo přípustné zastoupení jednotlivých složek odpad u pro daný způsob úprav y. Musí 
být dále stanoveny přejímací podmínky pro ztužidla a způsob kontroly těchto 
podmínek tak, aby byla dodržena jejich požadovaná jakost.  
(3) Plní-li se upraven ý radioaktivní odpad  do obalov ého soubor u, musí být 
zajištěno, aby nedošlo k jeho přeplnění.  
(4) Je-li součástí úpravy radioaktivního odpadu  balení, musí být obalov ý soubor 
zvolen tak, aby bylo možné s  ním manipulovat , aby nedošlo k  jeho poškození při 
manipulaci a přepravě  a aby nakládání s n ím bylo bezpečné. Přitom se bere v úvahu 
zejména  možné působení  radioaktivního odpadu  vyvolané přítomností korozívních 
látek, jeho rozpínáním, vývinem plynů, uvolňováním tepla a působení m vnějších 
vlivů.  
§ 6 
Postup při  skladování radioaktivního odpadu  
(1) Radioaktivní odpad  se nesmí skladovat s jiným odpad em nebo materiál em. 
(2) Radioaktivní odpad  musí být skladován tak, že  
a) u upraven ého radioaktivního odpadu  nehrozí změny vlastností, které by mohly 
znemožnit jeho uložení  a 
b) jsou respektována nejvyšší skladovan á množství a nejvyšší aktivity  radioaktivního 
odpadu  stanoven é na základě bezpečnostní zprávy . 
(3) Sklad radioaktivního odpadu  musí svým vybavením odpovídat druhu, formě,  
aktivit ě a množství skladovaného radioaktivního odpadu. Stav a vybavení skladu se 
pravidelně  kontroluje.   
5 
 (4) Při skladování radioaktivního odpadu  musí  být 
a) vytvořeny rezervní skladovací kapacity dostatečné pro potřeby přemisťování, 
přebalování, kontroly, údržby a vyzvedávání radioaktivního odpadu  po celou 
dobu provozu skladu ,   
b) vedena podrobná evidence skladovan ého odpadu  a zajištěno, aby každý obalový 
soubor s  radioaktivním odpadem , nebo skladovaný kusový radioaktivní odpad byl 
jednoznačně  označen ke snadné identifikaci po celou dobu plánovaného 
skladován í,   
c) pravidelně sledována a vyhodnocována dostatečnost kapacity a stav skladu, 
zejména kontrol ována těsnost  příslušných bariér, vnitřních podmínek skladování a 
monitorován a povrchov á kontaminace a příkon dáv kového ekvivalentu  
v definovaných vzdálenostech od povrchu obalových souborů pro potřeby 
průkazů souladu s  limity a podmínkami podle  § 9 odst. 4 , 
d) v bezpečnost ně významn ých postup ech a předpis ech pro provozní kontroly 
zohledněny podmínky, za  nichž  je radioaktivní odpad  skladován a stav obalov ého 
soubor u s radioaktivním odpadem  nebo stav skladova ného  kusov ého 
radioaktivního odpadu ,  
e) vypracován postup pro nakládán í s radioaktivním odpadem , který nesplňuj e 
podmínky přijatelnosti ke  skladování, kter ý nelze ze skladu vyzved nout běžným 
způsobem , nebo kter ý vykazuj e známky poškození  a   
f) zpevněn ý radioaktivní odpad  připraven ý k uložení  a splňující podmínky 
přijatelnosti k uložení v  provozovaném úložišti radioaktivního odpadu  
neprodleně, nejpozději však do dvou let od počátku jeho skladování, předán 
Správě k  uložení.   
(5) Pro skladování kapaln ého radioaktivního odpadu  
a) musí být nádrže vodotěsné, chráněn é proti korozi, zajištěn é proti přeplnění a 
jejich zaplnění musí být sledováno;  nádrže musí být umístěny v ochranných 
jímkách, které pojmou s dostatečnou zálohou objem nádrže; ochranné jímky musí 
být vodotěsné, opatřené signalizací úniku radioaktivního odpadu  z nádrží a 
vybavené z ařízením pro jeho odčerpání; výpary z nádrží  a jímek musí být 
odváděny a zpracovávány jako radioaktivní odpad , 
b) musí být možné homogenizovat a vyčerpat obsah skladovacích a 
shromažďovacích nádrží ,  
c) musí mít vždy každý systém skladovacích nebo shromažďovacíc h nádrží, 
s výjimkou sběrných nádrží určených pro sběr kapalných odpadů, které mohou 
být kontaminovány radionuklidy, jako havarijní zálohu, prázdnou nádrž o objemu 
odpovídajícímu největší nádrži systému  a 
d) v případě skladování v  nádobách musí být podlaha a stěny skladu nepropustné do 
takové výše, aby bylo zabráněno při úniku maximálního množství skladovan ého 
kapaln ého radioaktivního odpadu  jeho proniknutí do životního prostředí; podlaha 
musí být spádována do bezodtokové nepropustné jímky . 
(6) Na zařízení pro skl adování radioaktivního odpadu , které je součástí jiného 
jaderného zařízení nebo jiného pracoviště, kde se vykonává radiační činnost , se za 
použití odstupňovaného přístupu vztahují požadavky  podle  § 6 odst. 1 až 5. 
  
6 
 ČÁST TŘETÍ  
UKLÁDÁNÍ  RADIOAKTIV NÍHO ODPA DU 
 
§ 7 
Technické  požadavky na zařízení pro pracoviště , kde se nakládá s radioaktivním 
odpadem  při jeho uložení  
Bezpečnost úložiště radioaktivního odpadu  nesmí být negativně ovlivněna  
činnostmi v oblasti zabezpečení, nešíření jaderných zbraní, požadavky n a zajištění 
manipulovatelnosti s  radioaktivním odpadem  a dalšími požadavky , pokud jsou 
definovány , zejména  v případě souběžně probíhajících etap výstavby, provozu, 
vyřazování z  provozu a uzavírání  úložiště radioaktivního odpadu.  Při získávání 
informací o ú zemí k umístění  úložiště radioaktivního odpadu a při jeho výstavbě musí 
být v  maximální míře zachovány původní vlastnosti geologického prostředí.  
§ 8 
Postup při ukládání radioaktivního odpadu  
(1) Radioaktivní odpad  se nesmí ukládat s jiným odpad em nebo materi álem, který  
není součástí úložiště . 
(2) Ukládat lze pouze pevn ý nebo zpevněn ý radioaktivní odpad , kter ý splňuj e 
podmínky přijatelnosti  k uložení.   
(3) Při ukládání  radioaktivního odpadu   
a) se vede podrobná evidence uložen ého odpadu  a musí být zajištěno, aby každý 
obalový soubor s  radioaktivním odpadem , nebo uložený kusový radioaktivní 
odpad byl jasně označen ke snadné identifikaci a  
b) v souladu se systémem řízení se před uložením radioaktivního  odpad u vypracuje  
postup pro ověření, že vlastnosti radioaktivního odpadu  odpovídají podmínkám 
přijatelnosti k uložení , nebo  pro nakládání s  radioaktivním odpadem  v případě, že 
nesplňuj e podmínky přijatelnosti k  uložení ; radioaktivní o dpad , nesplňující 
podmínky přijatelnosti k  uložení , lze přijmout k  uložení pouze po samostatném 
posouzení b ezpečnosti při nakládání s  nimi,  
c) se provádí kontrola  úložiště radioaktivníh o odpad u v průběhu celého životního 
cyklu tak, aby  
1. byl potvrzen a upřesněn předpokládaný vývoj úložiště  a geologického 
prostředí , ve kterém je umístěno,  
2. byly zjištěny a up řesněny modely a údaje potřebné pro bezpečnostní rozbor y 
a 
3. bylo možné  na základě získaných údajů navrhnout program kontrol po 
uzavření úložiště včetně časov ého harmonogram u pro postupné ukončení 
institucionální kontroly uzavřeného úložiště . 
(4) Zařízení, kter é nebud e využíván o po uzavření úložiště, se před  uzavřením 
úložiště vyřadí z provozu . 
  
7 
 ČÁST ČTVRTÁ  
POŽADAVKY NA DOKUMEN TACI K  NAKLÁDÁNÍ S  RADIOAKTIVNÍM 
ODPADEM  
§ 9 
Požadavky na obsah dokumentac e pracovišť, kde se nakládá s radioaktivním 
odpadem    
(1) V bezpečno stní zprávě nebo v bezpečnostním rozboru, který je součástí 
dokumentace  podle části 1. písm.  a) bodu  2, písm.  b) bodu 4, písm.  e) bodu 4, písm.  f) 
bodu  4 a podle části 3. písm. a) bodu 5 a písm.  b) bodu  1 přílohy č. 1 atomov ého 
zákon a, musí být vzato v úva hu jak období provozu, tak v případě úložišť 
radioaktivního odpadu též období po uzavření úložiště.  Posouzení bezpečnosti úložiště 
po jeho uzavření musí vycházet z rozboru scénářů definovaných na základě vlastností, 
událostí a procesů, které můžou ovlivnit  bezpečnost úložiště.   
(2) V bezpečnostní zprávě, která se vztahuje na pracoviště , kde se nakládá 
s radioaktivním odpadem , a na radioaktivní odpad , se kterým se nakládá, musí  být 
a) navržen a odůvodněn rozsah  bezpečnostní zprávy , časový interval hodnocení  a 
soubo r vstupních parametrů,  
b) používány pouze výpočtové programy, které prokazatelně prošly procesy 
verifikace a validace a  
c) pro úložiště radioaktivního odpadu  provedeny citlivostní rozbory a rozbory 
neurčitostí  pokud existuje riziko vzniku kritického stavu musí  posouzen í zajištění 
podkritičnosti zohledn it neurčitosti bezpečnostních rozborů.   
(3)  Limity a podmínky pro nakládání s radioaktivním odpadem  před jeho  
uložením obsahují podle charakteristik radioaktivního odpadu   
a) podmínky přijatelnosti, které obsahují  
1. bezpeč nostní, technické a administrativní podmínky a meze pro 
charakteristické vlastnosti radioaktivního odpadu, který je přijímán k 
nakládání a  
2. způsob zabezpečení souladu vlastnosti radioaktivního odpadu nebo 
obalov ého soubor u s radioaktivním odpadem s těmito podmínkami a mezemi , 
b) umístění radioaktivního odpadu nebo obalov ého soubor u a způsob manipulace s  
nimi, 
c) rozsah, způsoby a lhůty měření a hodnocení limitovaných veličin,  
d) požadavky na provozní schopnost vybraných zařízení pro nakládání s 
radioaktivním odpadem , 
e) požadavky na nastavení ochrann ého systému pracoviště  pro nakládání s 
radioaktivním odpadem,  
f) limity podmiňujících veličin,  
g) požadavky na činnost pracovníků a na organizační opatření vedoucí ke splnění 
všech definovaných podmínek pro projektované provozní s tavy  a  
h) návrh opatření pro nakládání s radioaktivním odpadem, který nesplňuje podmínky 
přijatelnosti stanovené v  limitech a podmínkách .  
(4) Podmínky přijatelnosti podle odstavce 3 dále obsahují  
a) rozměry, hmotnost, provedení  a značení radioaktivního odpadu  nebo  obalov ého 
soubor u,   
8 
 b) obsah a nejvyšší přípustná množství radionuklidů v odpad u, obalov ém soubor u a 
v celém zařízení pro nakládání s  radioaktivním odpadem ,   
c) popis  způsob u zamezení vzniku  kritického stavu,  
d) popis  způsobu omezení  tepeln ých a radiační ch účink ů radioaktivního odpadu  na 
úložiště  a  
e) příkon dávkového ekvivalentu v definovaných vzdálenostech od povrchu 
radioaktivního odpadu  nebo obalov ého soubor u. 
(5) Limity a podmínky pro nakládání s radioaktivním odpadem způsobem v 
rozsahu ukládání radioaktivního odpa du obsahují, podle chara kteristik radioaktivního 
odpadu   
a) podmínky přijatelnosti, které obsahují:  
1. bezpečnostní, technické a administrativní podmínky a meze pro 
charakteristické vlastnosti radioaktivního odpadu, který je přijímán k 
nakládání a  
2. způsob zabezp ečení souladu vlastnosti radioaktivního odpadu nebo 
obalových souborů s radioaktivním odpadem s těmito podmínkami a mezemi , 
b) umístění  radioaktivního odpadu nebo obalov ého soubor u a způsob manipulace s 
ním, 
c) rozsah, způsoby a lhůty měření a hodnocení limitova ných veličin,  
d) požadavky na provozní schopnost vybraných zařízení pro ukládání radioaktivního 
odpadu,  
e) požadavky na nastavení ochranných systémů pracovišť pro ukládání 
radioaktivního odpadu,  
f) limity podmiňujících veličin,  
g) požadavky na činnost pracovníků a na organizační opatření vedoucí ke splnění 
všech definovaných podmínek pro projektované provozní stavy a ke splnění 
požadavků jaderné bezpečnosti, radiační ochrany a monitorování radiační situace 
po uzavření úložiště radioaktivního odpadu a  
h) návrh opatření pro nakládání s radioaktivním odpadem, který nesplňuje podmínky 
přijatelnosti stanovené v  limitech a podmínkách.  
(6) Podmínky přijatelnosti podle odstavce 5 dále obsahují  
a) rozměry, hmotnost, provedení  a značení radioaktivního odpadu  nebo obalov ého 
soubor u,  
b) obsah a nejvyšší přípustn é množství radionuklidů v odpadu , obalov ém soubor u a 
v celém úložišti ,   
c) popis fyzikální a chemick é stabilit y radioaktivního odpadu  nebo  obalov ého 
soubor u po dobu uvažovanou v  bezpečnostní zpráv ě a jeho kompatibility 
s projektovým řešením úložiště , 
d) údaje o loužitelnost i radioaktivního odpadu , 
e) popis tepelných a radiační ch účinků radioaktivního odpadu , 
f) údaje o možnost i tvoření plynů,  
g) údaje o možnost i mikrobiálního rozkladu radioaktivního odpadu , 
h) údaje o  možnost i vzniku k ritického stavu,  
i) údaje o obsah u korozivních, výbušných a samozápalných látek a hořlavin v 
radioaktivní m odpad u, 
j) údaje o obsahu volných kapalin v obalových souborech,  
k) údaje o obsahu  komplexotvorných činidel,  
l) údaje o korozivzdornost i a povrchov é kontaminaci  obalových souborů  a  
9 
 m)  příkon  dávkového ekvivalentu  v definovaných vzdálenostech od povrchu 
obalových souborů  a 
n) popis a zdůvodnění podmínky přijatelnosti,  pokud není charakteristická vlastnost 
ukládan ého radioaktivního odpadu  limitována , 
(7) Úřadu se pravidelně  zasílá hodnocení plnění limitů a podmínek bezpečného 
nakládání s radioaktivním odpadem , nejméně však jednou za rok.  
(8) Součástí bezpečnostních zpráv  podle části 1. písm.  a), b), e), f) a h) a části 3. 
písm.  b) příloh y č. 1 atomov ého zákon a je charakterizace  lokality, která spočívá v 
ověřování stavu geologického  prostředí a úložných prostor  a která  obsahuje  
a) výsledky základního průzkumu lokality ,  
b) popis normálního vývoje úložiště  a 
c) identifikaci vlastností, událostí a procesů, které m ohou  narušit normální vývoj  
úložiště a mohou mít vliv na jeho bezpečnost.  
§ 10 
Požadavky na rozsah a způsob vedení evidence radioaktivního odpadu  a 
průvodního listu radioaktivního odpadu  
(1) Vedou a uchováv ají se tyto provozní záznamy o nakládání s  radioaktivním 
odpadem :  
a) průvodní listy  vznikl ého nebo převzat ého radioaktivního odpadu  podle odstavců  6 
a 7, 
b) údaje o způsobu nakládání s  radioaktivním odpadem  a u skladovan ého nebo 
uložen ého radioaktivního odpadu  navíc údaje o místě a době, kdy byl radioaktivní 
odpad umístěn ve skladu  nebo úlo žišti,  
c) výsledky analýz radioaktivního odpad u a jeho obalu, 
d) údaje o provozu zařízení pro pracoviště, kde se nakládá s radioaktivním odpadem 
včetně údajů o časovém využití zařízení, popřípadě jeho odstavení, o provedených 
údržbách zařízení a o provozních po ruchách a haváriích a způsobu jejich 
odstranění  a  
e) jména a příjmení pracovníků odpovědných za provoz  zařízení  pro naklád ání 
s radioaktivním odpadem . 
(2) V případě přejímky radioaktivního odpadu  se spolu s  radioaktivním odpadem  
předává i jeho evidence v  rozsahu  podle odst avce 1 písm. a).  
(3) Správa zajišťuje  provoz elektronického databázového systému radioaktivního 
odpadu  od převzetí radioaktivního odpadu ke skladování a k  uložení a aktualizuje a  
uchovává  evidenci radioaktivního odpadu . Ostatní držitelé povolení k nakládání 
s radioaktivním odpadem  nebo původci radioaktivního odpadu  uchovávají  evidenci 
radioaktivního odpadu  v rozsahu podle odst avce 2 nejméně po dobu 10 let od předání 
nebo zneškodnění tohoto  radioaktivního odpadu .  
(4) V rámci systému řízení podle § 29 atomov ého zákon a musí být vypracován 
program charakterizace radioaktivního odpadu  a zavedeny postup přejímky nebo 
předání  radioaktivního odpadu , včetně požadavků na průvodní list radioaktivního 
odpadu . Součástí přejímky radioaktivního odpadu  musí být i postu p ověření souladu 
vlastností  přejíman ého odpadu  s podmínkami přijatelnosti dle stanoven ého postup u.   
(5) Průvodní list radioaktivního odpadu  musí provázet radioaktivní odpad při jeho 
každém fyzickém předání. Průvodní list radioaktivního odpadu  vystavuje předá vající a  
10 
 musí být podepsán pověřenou osobou předávajícího i přebírajícího. Průvodní list se 
vystavuje pro každý obalový soubor s radioaktivním odpadem  tvořící samostatnou 
manipulační jednotku .  
(6) Průvodní list radioaktivního odpadu  obsahuje  
a) označení fyzikáln í a chemické formy a vlastností radioaktivního odpadu, nebo 
kód radioaktivního odpadu ,  
b) u pevn ého odpad u jeho kategorii podle § 3 odst. 4, 
c) popis druhu obal ového souboru  a zevní značení umožňující obalový soubor 
identifikovat (identifikační číslo),  
d) počet ku sů a aktivit u ukládaných radionuklidových zdrojů  a jejich evidenční , 
popř. identifikační čísla , 
e) hmotnostní nebo objemovou  aktivitu  a aktivitu jednotlivých radionuklidů, jejichž  
obsah je limitován podmínkami přijatelnosti,  včetně jejich způsobu dokladování,   
f) hmotnostní nebo objemovou  aktivitu  a aktivitu  těch radionuklidů, které jsou 
obsaženy v  množství vyšším než 1% celkové  aktivit y, včetně jejich způsobu 
dokladování ,  
g) hodnotu koeficientu loužitelnosti radioaktivního odpadu upraveného k uložení, 
pevnosti v  tlaku, obsahu nebezpečných látek a dalších parametrů , pokud jsou 
omezeny podmínkami přijatelnosti,  
h) příkon dávkového ekvivalentu na povrchu obal ového souboru , 
i) údaje o povrchové kontaminaci  obalového souboru  radionuklidy,  
j) hmotnost radioaktivního odpadu ,  
k) hmot nost obalového souboru s radioaktivním odpadem ,  
l) datum nebo období plnění obal ového souboru ,  
m) datum vystavení průvodního listu,  
n) obchodní firmu a identifikační číslo, bylo -li přiděleno, osobu, která radioaktivní 
odpad  předává , a jméno, příjmení, funkc i a po dpis pověřeného zástupce této 
osoby a  
o) obchodní firmu a identifikační číslo osoby, která radioaktivní odpad  přebírá , a 
jméno, příjmení, funkc i a podpis pověřeného  zástupce této osoby.  
(7) K průvodnímu listu upraven ého radioaktivního odpadu  se přiklád á 
a) originál  nebo kopie průvodníh o listu radioaktivního odpadu , radionuklidov ého 
zářič e, nebo osvědčení uzavřen ého radionuklidov ého zářič e, které obalový  soubor 
s radioaktivním odpadem  obsahuje,  
b) další údaje, které vypovídají o vlastnostech radioaktivního odpadu  a způ sobu 
nakládání s  ním a 
c) písemné prohlášení původce upraven ého radioaktivního odpadu  o tom, že 
radioaktivní odpad  byl upraven v souladu se schválenými limity a podmínkami 
pro jeho úpravu a že splňuj e podmínky přijatelnosti pro příslušné úložiště nebo 
sklad, zejména  že neobsahuj e volné kapaliny, pyroforické látky, toxické látky , 
nebezpečné biologické látky  nebo výbušné látky.  
(8) Údaje průvodního listu musí odpovídat údajům z provozních deníků původce 
nebo správce skladu či úložiště. Průvodní list se vyhotovuje ve  třech vyhotoveních , 
přičemž originál a kopie musí být uloženy v různých požárních úsecích.2)  
                                                 
2)  Vyhláška č. 23/2008 Sb., o technických podmínkách požární ochrany staveb , ve znění vyhlášky č. 268/2011 Sb. 
  
11 
 ČÁST PÁ TÁ 
VYŘAZOVÁNÍ JADERNÉHO  ZAŘÍZENÍ , PRACOVIŠTĚ III. NEBO  
PRACOVIŠTĚ IV. KATEG ORIE Z PROVOZU  
§ 11 
Rozsah a způsob vyřazování jaderného zařízení,  
 pracoviště  III. kategorie  nebo  pracoviště IV . kategorie  z provozu  
 
(1) Kromě postupného vyřazování z  provozu je dalším způsobem vyřazení  
jaderné ho zařízení, pracoviště  III. kategorie nebo  pracoviště IV. kategorie z  provozu 
okamžit é vyřazení z provozu , a to tak, že se vyřazování provádí  plynule v  nepřetržitém 
sledu od okamžiku jeho zahájení do jeho ukončení.   
(2) V případě postupného vyřazování jaderných zařízení nebo pracovišť  
III. kategorie nebo pracovišť IV. kategorie musí držitel povolení k  vyřazování mít i 
pro toto obdo bí zavedený program kontrol a údržby, systémů , konstrukcí a komponent 
tak, aby nebyly negativně ovlivněny další etapy vyřazování z  provozu.    
(3) Jednotlivé etapy vyřazování musí být ukončeny zajištěním ochranných bariér 
dosud nevyřazených systémů, konstrukcí  a komponent a jaderného  zařízení nebo 
pracoviště III. kategorie nebo pracoviště IV. kategorie  proti úniku radionuklidů do 
životního prostředí.   
(4) Při provádění  dekontaminační ch prací  před zahájením  vyřazování  a v jeho 
průběhu  se analyz ují záznamy  o monitoro vání radiační situace na pracovišti , provádí 
průzkum  radiační situace na pracovišti , měření inventáře radioaktivních nebo jiným 
způsobem nebezpečných látek a stanovuje se  místo jejich výskytu. Výsledky analýz, 
průzkumu a měření se zapracovávají  a dokument ují například  v 3D modelu jaderného 
zařízení , pracoviště III. nebo  IV. kategorie.  
(5) Pro p racoviště III. kategorie  musí být splněny  tyto požadavky radiační 
ochrany při vyřazování z  provozu :  
a) stanoven í technick ých a organizační ch opatření umožňující ch provádět  
vyřazování z  provozu , 
b) stanoven í časov ého harmonogram u pro jednotlivé způsoby  vyřazování z provozu,  
c) stanovení  požadavk ů na konečný stav pracoviště po ukončení všech činností 
v rámci vyřazování z provozu,  
d) stanoven í množství materiálu , s nímž bude nakládáno  v průběhu vyřazování z 
provozu , 
e) stanoven í způsob ů omezení kontaminace v důsledku  průsaků a netěsností,   
f) stanoven í požadavk ů na technická a organizační opatření k provádění 
dekontaminace  systémů, konstrukcí a komponent , 
g) omezení používání nebezpečných látek  na nejnižší rozumně dosažitelnou míru,  
h) zajištěn í snadn ého přístup u ke kontaminovaným místům , 
i) zohledněn í vazby na jiná pracoviště se zdroji ionizujícího záření  nacházející se na 
stejném území  a 
j) stanoven í opatření pro uchovávání dokumentace a sběr dat z  provozu pracoviště 
pro potřeby vyřazování z  provozu .  
12 
 § 12 
Rozsah a způsob ukončení vyřazování z provozu jaderného zařízení,  
pracoviště III. kategorie nebo  pracoviště IV. kategorie  
(1) V případě, že území , na kterém se nachází jaderné zařízení nebo pracoviště 
III. kategorie nebo pracoviště IV. kategorie, a systémy , konstrukce  nebo  komponenty  
těchto zařízení  nemohou být  uvolněny pro užívání bez omezení, musí být držitelem 
povolení k  vyřazování posouzena jejich dlouhodobá bezpečnost a držitel povolení poté 
přijme p řiměřená opatření pro její zajištění . Požadavky na financování těchto činností 
po dobu stanovenou v  dokumentaci podle části 1. písm.  g) a části 2 . písm. g) přílohy  č. 
1 atomového  zákon a jsou součástí nákladů na vyřazování z  provozu.    
(2) V případě, že k ukonč ení provozu dojde v podmínkách  radiační mimořádné 
události , je nutno přehodnotit původní plán vyřazování z provozu a opětně posoudit 
způsob tvorby finančních prostředků na vyřazování z  provozu s ohledem na tuto 
skutečnost .   
§ 13 
Požada vky na obsah dokumentace pro povolované činnosti související s 
vyřazováním z provozu jaderného zařízení, pracoviště III. kategorie nebo  
pracoviště IV . kategorie  
(1) Návrh koncepce bezpečného ukončení  provozu jaderného zařízení nebo 
pracoviště IV. kategorie musí být v  souladu s koncepcí nakládání s radioaktivním 
odpadem a vyhořelým jaderným palivem a obsahuje  
a) varianty způsobů vyřazování z  provozu , přičemž způsob okamžitého vyřazování 
je vždy součástí těchto variant, a zdůvodnění navrhovaného způsobu vyřazování z  
provozu,   
b) časový rámec vyřazování,  
c) popis konečn ého stavu území a systém ů, konstrukcí  a komponent po ukončení 
vyřazov ání,   
d) způsob omezení množství komponent a objemu stavebního materiálu, které budou 
v průběhu vyřazování zneškodňovány,  
e) způsob omez ení možnosti úniku radioaktivní ch látek v důsledku průsaků a 
netěsností , a to 
1. omezení m počtu vestavěných potrubních kanálů v  podlahách a stěnách,  
2. omezení m používání podzemních nádrží, jímek a odtokových kanálů pro 
radioaktivní látky,  
3. oddělení m technologických sys témů pracujících s  radioaktivními a 
neradioaktivními látkami,  
4. upřednostnění m přímých  potrubních tras pro  omezení tvorby úsad  a 
5. podle možnosti nepoužíváním pravoúhlých potrubních kolen a T kusů 
v případě, že přímé potrubní trasy nelze využít,  
f) v případě jade rného zařízení s  jaderným reaktorem volbu vhodného materiálového 
složení konstrukčních částí reaktoru a primárního okruhu, které jsou vystaveny 
přímo neutronovému toku, nebo  jsou ve styku s  chladivem reaktoru a jsou 
zdrojem indukované aktivity a aplikace v hodných chemických režimů, které 
povedou k  stabilizaci korozních vrstev materiálů chladícího okruhu k  omezení 
indukované aktivity,   
13 
 g) v případě jaderného zařízení bez  jaderného reaktoru  volbu vhodného 
materiálového složení konstrukčních částí, které jsou vyst aveny přímo 
neutronovému toku a jsou zdrojem indukované aktivity,  
h) zamezení kontaminace betonu radioaktivními látkami v  případě netěsností a  
zamezení  degradačním mechanizmům na rozhraní kov  a beton,  
i) způsob omezení používání nebezpečných látek,  
j) způsob proved ení povrchových úprav, které umožní snadnou dekontaminaci a 
zabrání průsakům kontaminantu,  
k) popis snadn ého přístup u ke kontaminovaným zařízením a jejich snadná demontáž,  
l) popis umožnění dekontaminace pomocí dálkových manipulací  a 
m) systém  uchovávání  dokumentac e a sběru dat z  provozu pro potřeby vyřazování  
při použití digitální 3D technologie umožňující již ve fázi projektování návrh a 
evidenci systémů a komponent se zřetelem na vyřazování z  provozu.  
(2) Koncepc e bezpečného ukončení  provozu  povolovaného zařízení ne bo 
pracoviště obsahuje   
a) určení a zařazení systémů , konstrukcí a  komponent do bezpečnostních tříd , které 
budou využívány i při vyřazování a zohlednění požadavků na nové, ale pokud 
možno ověřené systémy , konstrukce a komponenty určené výhradně pro 
vyřazovac í činnosti,   
b) zohlednění  existenc e a vazby na další jaderná zařízení nebo pracoviště nacházející 
se v jeho blízkosti ,   
c) popis fyzického stavu jaderného zařízení , pracoviště IV. kategorie po jednotlivých 
etapách vyřazování, včetně předpokládané stability st aveb, technologických 
systémů, konstrukcí  a komponent, a jeho předpokládaná kontaminace 
radioaktivními látkami,  
d) časový harmonogram vyřazování a předpokládaný způsob využití jaderného 
zařízení nebo pracoviště po ukončení provozu v souladu s územně plánovací  
dokumentací,   
e) popis systémů, konstrukcí a komponent, o niž se předpokládá, že budou použity 
při vyřazování, včetně dekontaminace, demontáže a demolice, jakožto i možnosti 
technických operací s dálkovým ovládáním,   
f) popis nových systémů, konstrukcí a k ompon ent nutných pro vyřazování a pro 
nakládání s  radioaktivním odpadem ,  
g) popis organizační přípravy a personálního zajištění vyřazování,   
h) způsob nakládání s  vyhořelým jaderným palivem a radioaktivním odpadem , jeho 
umístění, složení a množství, popis jeho přepr avy, zpracování, úpravy, skladování 
a ukládání, včetně zabezpečení minimalizace tvorby radioaktivního odpadu  z 
vyřazovacích činností,   
i) způsob opakovaného použití a recyklace vyřazovaných materiálů, systémů a 
komponent,  
j) bezpečnostní rozbory  vyřazování ,  
k) předběžný odhad nákladů na vyřazování z provozu a dostupnosti finančních 
prostředků,    
l) rozsah a způsob měření a hodnocení ozáření zaměstnanců a osob a znečištění 
pracoviště a jeho okolí radionuklidy a ionizujícím zářením  a  
m) způsob závěrečného radiačního monit orování v místě  jaderného zařízení nebo 
pracoviště po ukončení vyřazování z  provozu.    
14 
 (3) Plán vyřazování z  provozu jaderného zařízení  a pracoviště III. nebo IV. 
kategorie  musí být v  souladu s  koncepci bezpečného ukončení provozu povolovaného 
zařízení nebo pra coviště  a obsahuje  
a) počáteční a konečný stav  zařízení nebo pracoviště,  
b) provozní historii jaderného zařízení nebo pracoviště ,  
c) popis dostupných nebo uvažovaných  technologií schopných zabezpečit bezpečnou 
realizaci vyřazovacích činností,  
d) bezpečnostní rozbory k vyřazování z  provozu , 
e) popis jaderného zařízení nebo pracoviště včetně technologických a stavebních 
částí, 
f) předpokládaný termín zahájení vyřazování , zdůvodnění způsobu a rozsahu 
vyřazování a časový harmonogram v yřazování z provozu,  
g) předpokládané radionukl idové složení látek vyskytujících se v  jaderném zařízení 
nebo na pracovišti v  okamžiku před ukončením provozu, posouzení jeho 
fyzikálně -chemické formy, aktivity, toxicity, objemu a hmotnosti,  
h) návrh organizační přípravy a personálního zajištění  v období vyřazování 
z provozu,  
i) návrh zajištění fyzické ochrany  v období vyřazování z provozu , 
j) návrh program u monitorování  v období vyřazování z provozu , 
k) záměr provádění úprav zóny havarijního plánování, pokud byla stanovena, a 
záměr připravenosti k  odezvě na radiační mimořádnou událost,  
l) popis  bezpečného nakládání s radioaktivním odpadem a vyhořelým jaderným 
palivem včetně financování tohoto nakládání, bude -li radioaktivní odpad nebo 
vyhořelé jaderné palivo při činnosti vznikat , 
m) popis využití  území  a systémů , konstrukc í a komponent nebo , není -li možné úplné 
vyřazení , program pro údržbu, zkoušky, kontrolu  systémů , konstrukcí a 
komponent zohledňující jeho změny v  průběhu vyřazování ,   
n) výchozí podklady pro odhad nákladů na vyřazování  a  
o) návrh zaji štění radiační ochrany v  období vyřazování z  provozu.  
Plán vyřazování z  provozu je aktualizován spolu s odhadem nákladů na vyřazování 
nejméně jednou za 5 let.  
(4) Bezpečnostní zpráva , která je součástí d okumentace pro povolení k 
jednotlivým etapám  vyřazování jaderného zařízení nebo pra coviště III. a IV. kategorie 
z provozu podle části 1. písm.  g) a části 2. písm.  d) přílohy č. 1  atomov ého zákon a a 
která navazuje na plán vyřazování z provozu, obsahuje   
a) popis změn  jaderného zařízení nebo pracoviště III. a IV. kategorie v  průběhu jeho 
vyřazování z  provozu, včetně seznamu konstrukcí, komponent nebo systémů, 
dosud nevyřazených, a aktualizace jeho zařazení do bezpečnostních tříd a změny 
v plánovaném způsobu vyřazování z provozu, a jejich zdůvodnění v bezpečnostní 
zprávě , 
b) popis a zdůvodnění nut nosti instalace a provozu nových konstrukcí, systémů a 
komponent a jeho vliv na zajištění radiační ochrany, monitorování radiační 
situace a zvládání radiačních mimořádných událostí  a 
c) posouzení vlivu současně  probíhajících vyřazovacích činností na bezpečnos t.  
  
15 
 ČÁST ŠESTÁ  
ZÁVĚREČNÁ USTANOVENÍ  
§ 14 
Tato vyhláška byla oznámena v souladu se směrnicí Evropského parlamentu a 
Rady  (EU) č. 2015/1535 ze dne 9. září 2015 o postupu při poskytování informací 
v oblasti technických předpisů a předpisů  pro služby informační společnosti.  
 
§ 15 
Účinnost  
Tato vyhláška nabývá účinnosti dnem 1. ledna  2017. 
 
 
 
Předsedkyně :