The influence of temperature and hydration on the long term stability of the buffer material was studied during two experimental studies - "Mock-Up-CZ" experiment and "Long-term stability of engineering barriers" project. The objectives of these studies is to identify mineralogical, chemical and geochemical changes and describe transformation processes in the bentonite materials due to heating and interaction with various saturation media (with different chemical composition) under controlled laboratory and in situ conditions. The Rokle bentonite suitability for its use in the Czech deep repository of high-level radioactive waste was investigated. Mineralogical changes in the bentonites were evaluated by X-ray diffraction. The material of the barrier of the Mock-Up-CZ experiment is a mixture of non­activated Rokle bentonite (85 vol.%), quartz sand (10 vol.%) and graphite (5 vol.%). The barrier has been subjected to thermal stress (up to 90 řC) and synthetic granitic water for 45 months. No sample from 70 analysed samples taken at different depth levels and distances from the source of the heat and/or water showed measurable transformation of original smectites. Newly formed gypsum bordered by illite aureole was detected in the upper part of the experimental set-up (backfill samples), i.e. in the...

En el siglo pasado se ha desarrollado una nueva energía: la nuclear. Su aplicación comprende tanto el campo militar como el campo civil. Unos de los aspectos más interesantes es el uso de esta energía para la producción de electricidad de uso civil. El combustible nuclear es de larga duración: unas barras de uranio pueden llegar a producir energía eléctrica durante una década aproximadamente. Sin embargo, a mediados del siglo pasado se planteó el problema de los residuos nucleares. Este problema es muy complejo por que, aunque la duración del combustible sea de una década, el periodo de decaimiento es del orden de siglos. Esta tesis quiere aportar su granito de arena a esta nueva rama de la ciencia nuclear, estudiando algunos aspectos del comportamiento geotécnico de los agregados de sal, para su uso como material de relleno en los depósitos definitivos de los residuos nucleares de mayor peligrosidad.La regla fundamental de diseño de dichos depósitos es que su función debe desarrollarse sin la ayuda del hombre o de máquinas y que la misma naturaleza tiene que ser quien proteja al hombre del riesgo de radiaciones durante el transcurso de los siglos. Parece que al día de hoy la solución mundialmente aceptada es la de un depósito profundo en formaciones rocosas, a veces utilizando antiguas minas, incluso de sal. Se prevé que entre esta década y la próxima entrarán en funcionamiento varios de estos depósitos en los países en que la investigación en este área está más avanzada.En Europa se está haciendo un esfuerzo común, bajo supervisión de la Unión Europea y por medio de proyectos de investigación, para estudiar el funcionamiento del almacenamiento y la difusión de los resultados de esos estudios entre los miembros de la Unión Europea, a fin de dar el mayor provecho a las diferentes investigaciones que en la actualidad se están desarrollando en todos los centros de investigación de Europa.Esta tesis trata sobre el comportamiento termo hidráulico de los agregados de sal debido a las altas temperaturas que el decaimiento de los residuos nucleares produce. Este fenómeno crea unos efectos en los materiales de relleno y en la formación de base de alrededor del deposito.La tesis tiene un desarrollo básicamente experimental. En el laboratorio se realizaron fundamentalmente dos ensayos; el primero permitió determinar la curva de retención de los agregados de sal altamente compactados. Para ello se utilizó la técnica de traslación de ejes para aplicar la succión matricial y se construyó una placa de succión apta a los materiales salinos para la realización de estos ensayos.Este ensayo permitió determinar el comportamiento de una propiedad básica de los materiales salinos no saturados, sus resultados pudieron aplicarse al resto de los trabajos que se realizaron con posterioridad en esta tesis.El objeto del segundo ensayo de laboratorio fue reproducir los fenómenos de variación de porosidad debidos a la presencia de una diferencia de temperatura en las extremidades de la muestra. Dicho ensayo tiene una importancia fundamental para los almacenamientos profundos, porque los residuos radiactivos serán una fuente de calor durante varios siglos y la presencia de elevadas temperaturas induce fenómenos de flujo y transporte en el contacto con los contenedores de carburante nuclear agotado. Además, en el caso de los agregados de sal, a estos fenómenos cabe añadir el intercambio de sal entre la fase sólida y la líquida (precipitación /disolución).Para desarrollar estas pruebas de laboratorio, se dedicó una parte importante de la investigación al desarrollo y comprobación del equipo de ensayo, siendo éste poco convencional y completamente novedoso. Este último ensayo, en su segunda fase, fue convalidado mediante un modelo numérico (CODE BRIGHT). Los resultados del modelo numérico han permitido confirmar todo cuanto se determinó en la fase experimental y la importancia de la succión matricial en estos fenómenos.

Cementitious materials will serve as a construction and filler material for the construction of a deep repository of radioactive waste. Therefore, three different materials represented by four samples were studied in the present work. This is CEM II AS 42,5R cement commercially available in Čížkovice, cement CEM III B / 32,5 SV with ash and aggregate used as filler concrete for storage chambers from radioactive waste repository Richard and cement CEM I 42, 5 with fine and coarseraggregate used for fixed radioactive waste (RAW) in Velké Zbytky in the area of ÚJV Řež,as Chemical (silicate analysis) and phase composition (XRD powder diffraction analysis) were determined in the studied materials. Further, the orientation strength of the monolithic samples and their mutual comparison (compression strength measurement) were determined. Percolation leaching experiments were carried out, three columns with CEMII, RICHARD and ÚJV samples were run. The conditions of the experiments were chosen to approach the conditions in the rock environment of a possible deep radioactive waste repository. Synthetic granite water (SGW) was used as the leaching solution. In all column experiments, attempts to observe changesin the concentrations of selectedindicators (Na+ , K+ , OH- ,Ca2+ ,pH, Conductivity, SiO2, Mg2+ and...

The thesis deals with nuclear waste deep repositories in the law. With exception of long- term storage the nuclear waste deep repositories represent the only technical solution currently available to deal with the increasing volume of highly radioactive waste and spent nuclear fuel. The planning and construction of nuclear waste deep repository entails number of problems and challenges, both from technical and legal perspectives. The thesis aims to describe current legislation regarding the management of radioactive waste and spent nuclear fuel within the territory of the Czech Republic with a particular focus on planning and construction of a nuclear waste deep repository. There is step by step described procedure of planning and constructing a nuclear waste deep repository under the current legislation. Within this description the author evaluates the current legislation and identifies its major issues. Subsequently, the author reflects on the cause of these issues and proposes their solutions.

The main object of this diploma thesis is solving problems concerning heat transfer in disposal cannister for spent nuclear fuel. In forepart possibilities of conceptual solving according of disposal cannister to particular states are reviwed. On the basis of this a variant of possible protect of a nuclear fuel repository in the Czech republic has been chosen for calculationof a simplified model. Second part is computational solving that was divided into two parts. The first deals with calculation of heat transfer in disposal canister and is done by an analytical method. In the second part is calculation is done by numerical model. In this way region in near surroundings of this model of disposal cannister is analysed. Last part those diploma thesis deals with design of the storage of spacing among disposal canisters as well as optimum placing in underground part of nuclear fuel repository.