Стр. 23
| Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 | Стр.11 | Стр.12 | Стр.13 | Стр.14 | Стр.15 | Стр.16 | Стр.17 | Стр.18 | Стр.19 | Стр.20 | Стр.21 | Стр.22 | Стр.23 | Стр.24 | Стр.25 | Стр.26 | Стр.27 | Стр.28 | Стр.29 | Стр.30 | Стр.31 | Стр.32 | Стр.33 | Стр.34 | Стр.35 | Стр.36 | Стр.37 | Стр.38 | Стр.39 | Стр.40 | Стр.41 | Стр.42 | Стр.43 | Стр.44 |
самоподдерживающейся цепной
реакции деления
Пояснительное замечание. Ядерный реактор в основном включает
узлы, находящиеся внутри реакторного корпуса или непосредственно
приданные ему, оборудование, которое контролирует уровень мощности
в активной зоне, и их части, которые обычно содержат теплоноситель
первого контура реактора, вступают с ним в непосредственный контакт
или регулируют его.
2.1.2. Корпуса ядерных реакторов 840140100
Специально разработанные или
подготовленные металлические
корпуса или основные части
заводского изготовления для
размещения в них активной зоны
ядерных реакторов, как они
определены в пункте 2.1.1, и
внутренние части реакторов, как
они определены в пункте 2.1.8
Пояснительное замечание. Верхняя часть корпуса реактора
охватывается пунктом 2.1.2 как основная, заводского изготовления,
часть корпуса реактора.
2.1.3. Машины для загрузки и выгрузки 842619000
топлива ядерных реакторов
Специально разработанное или 842699900
подготовленное манипуляторное
оборудование для загрузки или
извлечения топлива из ядерных
реакторов, как они определены в
пункте 2.1.1
Пояснительное замечание. Машины, определенные в пункте 2.1.3,
используются, когда реактор находится под нагрузкой, или обладают
техническими возможностями для точного позиционирования или
ориентирования, позволяющими проводить на остановленном реакторе
сложные работы по перегрузке топлива, при которых обычно невозможны
непосредственное наблюдение или прямой доступ к топливу.
2.1.4. Управляющие стержни ядерных 840140900
реакторов и оборудование
Специально разработанные или
подготовленные стержни, опорные
или подвесные конструкции для
них, приводы или направляющие
трубы для стержней, используемые
для управления процессом деления
в ядерных реакторах, как они
определены в пункте 2.1.1
2.1.5. Трубы высокого давления для 7304
ядерных реакторов
Специально разработанные или 840140900
подготовленные трубы для 750712000
размещения в них топливных 760820
элементов и теплоносителя 810990000
первого контура в ядерных
реакторах, как они определены в
пункте 2.1.1, при рабочем
давлении, превышающем 50
атмосфер
2.1.6. Циркониевые трубы 810990000
Специально разработанные или
подготовленные трубы или сборки
труб из металлического циркония
или его сплавов для
использования в ядерных
реакторах, как они определены в
пункте 2.1.1, в которых
отношение по массе гафния к
цирконию меньше чем 1:500
2.1.7. Насосы первого контура 841381900
теплоносителя
Специально разработанные или
подготовленные насосы для
поддержания циркуляции
теплоносителя первого контура
ядерных реакторов, как они
определены в пункте 2.1.1
Примечание. Специально разработанные или подготовленные насосы
могут включать сложные, уплотненные или многократно уплотненные
системы для предотвращения утечки теплоносителя первого контура,
герметичные насосы и насосы с системами инерциальной массы. Это
определение касается насосов, аттестованных по классу NC-1 или
эквивалентным стандартам.
2.1.8. Внутренние части ядерных 840140900
реакторов
Специально разработанные или 840140100
подготовленные внутренние части
для использования в ядерных
реакторах, как они определены в
пункте 2.1.1, включающие
поддерживающие колонны активной
зоны, каналы для топлива,
тепловые экраны, перегородки,
трубные решетки активной зоны и
пластины диффузора
Пояснительное замечание. Внутренние части ядерных реакторов
являются главными структурными элементами внутри корпусов реакторов
и имеют одно или несколько назначений, таких, как поддержка
активной зоны, удержание сборок топлива, направление потока
теплоносителя первого контура, обеспечение радиационной защиты
корпуса реактора и управление оборудованием внутри активной зоны.
2.1.9. Теплообменники 841950900
Специально разработанные или 840420000
подготовленные теплообменники 840219900
(парогенераторы) для
использования в первом контуре
охлаждения ядерных реакторов,
как они определены в пункте
2.1.1
Пояснительное замечание. Специально разработанные или
подготовленные парогенераторы для передачи тепла, генерируемого в
реакторе (первичный контур), воде (вторичный контур) для генерации
пара. Для реакторов - размножителей на быстрых нейтронах, в которых
имеется промежуточный контур с жидкометаллическим теплоносителем,
теплообменники для передачи тепла от первого контура к контуру
промежуточного охлаждения так же подлежат контролю, как и
парогенераторы. Контролю по данному пункту не подлежат
теплообменники аварийной системы охлаждения или системы отвода
остаточного тепловыделения.
2.1.10. Оборудование детектирования и 903010900
измерения потока нейтронов
Специально разработанное или
подготовленное оборудование для
детектирования нейтронов и
измерения уровня потока
нейтронов внутри активной зоны
реакторов, как они определены в
пункте 2.1.1
Пояснительное замечание. Экспортному контролю по этому пункту
подлежит оборудование, размещаемое как внутри, так и вне активной
зоны, которое пригодно для измерения высоких уровней потоков,
обычно от 10Е**4 нейтрон/(кв.см х с) до 10Е**10 нейтрон/(кв.см х с)
и выше. К оборудованию, размещаемому вне активной зоны, относится
оборудование, размещенное внутри биологической защиты вне активной
зоны реакторов, как они определены в пункте 2.1.1.
2.2. Неядерные материалы для
реакторов
2.2.1. Дейтерий и тяжелая вода 284510000
Дейтерий, тяжелая вода (оксид 284590100
дейтерия) и любое другое
соединение дейтерия, в котором
отношение дейтерия к атомам
водорода превышает 1:5000,
предназначенные для
использования в ядерных
реакторах, как они определены в
пункте 2.1.1
2.2.2. Ядерно-чистый графит 3801
Графит, имеющий степень чистоты
выше 5-миллионных борного
эквивалента, с плотностью больше
чем 1,50 г/куб.см,
предназначенный для
использования в ядерных
реакторах, как они определены в
пункте 2.1.1
Пояснительное замечание. Значение борного эквивалента в
миллионных долях (БЭ) может быть определено экспериментально или
рассчитано как сумма значений борных эквивалентов примесей (БЭ),
включая бор и исключая БЭ углерода (углерод не рассматривается как
примесь), по формуле:
(БЭzppm)=((Sz x Aв)/(Sв х Аz)) х Zppm,
где: SB и SZ - значения эффективного сечения захвата тепловых
нейтронов (в барн) природного бора и элемента Z
соответственно;
АВ и AZ - значения атомных масс природного бора и элемента Z
соответственно;
Zppm - концентрация элемента Z в долях на миллион.
2.3. Специально разработанные или
подготовленные установки и
оборудование для переработки
облученных топливных элементов
Вводные замечания. При переработке облученного ядерного топлива
плутоний и уран отделяются от высокоактивных продуктов деления и
других трансурановых элементов. Для такого разделения могут
использоваться различные технологические процессы, однако со
временем процесс "Пурекс" стал наиболее распространенным и
приемлемым. Этот процесс включает растворение облученного ядерного
топлива в азотной кислоте с последующим выделением урана, плутония
и продуктов деления экстракцией растворителем с помощью
трибутилфосфата в органическом разбавителе.
Технологические процессы на различных установках типа "Пурекс"
аналогичны и включают: измельчение облученных топливных элементов,
растворение топлива, экстракцию растворителем и хранение
технологической жидкости. Может иметься также оборудование для
тепловой денитрации нитрата урана, конверсии нитрата плутония в
окись или металл, а также для обработки жидких отходов, содержащих
продукты деления, до получения формы, пригодной для
продолжительного хранения или захоронения. Однако конкретные типы и
конфигурация оборудования, выполняющего эти функции, могут
различаться на различных установках типа "Пурекс" по нескольким
причинам, включая типы и количество облученного ядерного топлива,
подлежащего переработке, и предполагаемый процесс осаждения
извлекаемых материалов, а также принципы обеспечения безопасности и
технического обслуживания, присущие конструкции данной установки.
Эти процессы, включая полные системы для конверсии плутония и
производства металлического плутония, могут быть идентифицированы
мерами, принимаемыми для предотвращения опасностей в связи с
критичностью (например, мерами, связанными с геометрией),
облучением (например, путем защиты от облучения) и токсичностью
(например, мерами по удержанию).
2.3.1. Установки для переработки
облученных топливных элементов
Установки для переработки
облученных топливных элементов
включают оборудование и
компоненты, которые обычно
находятся в прямом контакте с
облученным топливом и основными
технологическими потоками
ядерного материала и продуктов
деления и непосредственно
управляют ими
2.3.2. Специально разработанное или
подготовленное оборудование для
использования на установках для
переработки облученных топливных
| Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 | Стр.5 | Стр.6 | Стр.7 | Стр.8 | Стр.9 | Стр.10 | Стр.11 | Стр.12 | Стр.13 | Стр.14 | Стр.15 | Стр.16 | Стр.17 | Стр.18 | Стр.19 | Стр.20 | Стр.21 | Стр.22 | Стр.23 | Стр.24 | Стр.25 | Стр.26 | Стр.27 | Стр.28 | Стр.29 | Стр.30 | Стр.31 | Стр.32 | Стр.33 | Стр.34 | Стр.35 | Стр.36 | Стр.37 | Стр.38 | Стр.39 | Стр.40 | Стр.41 | Стр.42 | Стр.43 | Стр.44 |
|
