Стр. 3
| 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 |
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 реакторов 8401 40 000 0
Специально разработанные или 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 8419 50 900 0
Специально разработанные или подготовленные 8404 20 000 0
теплообменники (парогенераторы) для 8402 19 900 9
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 также 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 измерения потока 9030 10 900 0
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 10Е4 до 10Е10
нейтрон/(кв.см·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 2845 10 000 0
Дейтерий, тяжелая вода (оксид дейтерия) и любое 2845 90 100 0
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 х Ab)/Sb x Az)) x 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 оксид 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, 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 элементов
2.3.2.1. Машины для измельчения облученных топливных 8456
элементов
Специально разработанное или подготовленное 8462 31 000 0
дистанционно управляемое оборудование для 8462 39 990 0
использования на установке по переработке, как 8479 82 000 0
она определена в пункте 2.3.1, для резки, рубки
или нарезки сборок, пучков или стержней
облученного ядерного топлива
Вводное замечание. Это оборудование используется для вскрытия оболочки топлива
с целью последующего растворения облученного ядерного материала. Как правило,
используются специально предназначенные, сконструированные для рубки металла
устройства, хотя может использоваться и более совершенное оборудование,
например лазеры.
2.3.2.2. Диссольверы 7309 00
Специально разработанные или подготовленные 8479 89 980 0
безопасные с точки зрения критичности резервуары
(например, малого диаметра, кольцевые или
прямоугольные резервуары) для использования на
установках по переработке, как они определены в
пункте 2.3.1, для растворения облученного
ядерного топлива, которые способны выдерживать
горячую, высококоррозионную жидкость и могут
дистанционно загружаться и технически
обслуживаться
Вводное замечание. В диссольверы обычно поступает измельченное отработанное
топливо. В этих безопасных с точки зрения критичности резервуарах облученный
ядерный материал растворяется в азотной кислоте, и остающиеся обрезки оболочек
выводятся из технологического потока.
2.3.2.3. Экстракторы и оборудование для экстракции 8479 89 980 0
растворителем
Специально разработанные или
подготовленные экстракторы с растворителем,
такие, как насадочные или пульсационные колонны,
смесительно-отстойные аппараты или центробежные
контактные аппараты для использования на
установке по переработке облученного топлива
Экстракторы с растворителем должны быть
устойчивы к коррозионному воздействию азотной
кислоты, изготавливаться с соблюдением
чрезвычайно высоких требований (включая
применение специальных методов сварки,
инспекций, обеспечение и контроль качества) из
малоуглеродистых нержавеющих сталей, титана,
циркония или других высококачественных
материалов
Вводное замечание. В экстракторы с растворителем поступают как раствор
облученного топлива из диссольверов, так и органический раствор, с помощью
которого разделяются уран, плутоний и продукты деления. Оборудование для
экстракции растворителем обычно конструируется таким образом, чтобы оно
удовлетворяло жестким эксплуатационным требованиям, таким, как длительный срок
службы без технического обслуживания или легкая заменяемость, простота в
эксплуатации и управлении, а также гибкость в отношении изменения параметров
процесса.
2.3.2.4. Химические резервуары для выдерживания или 7309 00 300 0
хранения
Специально разработанные или подготовленные 7310 10 000 0
резервуары для выдерживания или хранения для
использования на установке по переработке
облученного топлива, устойчивые к коррозионному
воздействию азотной кислоты, изготовленные из
малоуглеродистых нержавеющих сталей, титана или
циркония или других высококачественных
материалов
Резервуары для выдерживания или хранения могут
быть сконструированы таким образом, чтобы их
эксплуатация и техническое обслуживание
производились дистанционно, и могут иметь
следующие особенности с точки зрения контроля за
ядерной критичностью:
1) борный эквивалент стенок или внутренних
конструкций равен по меньшей мере 2%, либо
2) цилиндрические резервуары имеют максимальный
диаметр 175 мм (7 дюймов), либо
3) прямоугольный или кольцевой резервуар имеет
максимальную ширину 75 мм (3 дюйма)
Вводные замечания. На этапе экстракции растворителем образуются три основных
технологических потока жидкости. Резервуары для выдерживания или хранения
используются в дальнейшей обработке всех трех потоков следующим образом:
а) раствор чистого азотнокислого урана концентрируется выпариванием и
происходит процесс денитрации, где он превращается в оксид урана. Этот оксид
повторно используется в ядерном топливном цикле;
б) раствор высокоактивных продуктов деления обычно концентрируется
выпариванием и хранится в виде концентрированной жидкости. Этот концентрат
может впоследствии пройти выпаривание или быть преобразован в форму, пригодную
для хранения или захоронения;
в) раствор чистого нитрата плутония концентрируется и хранится до поступления
на дальнейшие этапы технологического процесса. В частности, резервуары для
выдерживания или хранения растворов плутония конструируются таким образом,
чтобы избежать связанных с критичностью проблем, возникающих в результате
изменений в концентрации или форме данного потока.
2.3.2.5. Система конверсии нитрата плутония в оксид
Специально разработанные или подготовленные
замкнутые системы для конверсии нитрата плутония
в оксид плутония, в частности, оборудованные
таким образом, чтобы избежать достижения
критичности и радиационных эффектов, а также
свести к минимуму опасности, связанные с
токсичностью
Вводное замечание. На большинстве установок по переработке конечный процесс
включает конверсию раствора нитрата плутония в диоксид плутония. В число
основных операций этого процесса входят: хранение и корректировка исходного
| 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 |
|
