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国家原子能机构、商务部、外交部、海关总署联合发布《核出口管制清单》修订公告

北极星电力网新闻中心  来源:北极星电力网    2018/12/4 11:43:28  我要投稿  
所属频道: 核电   关键词: 核燃料 核反应堆 核能

北极星核电网讯:北极星电力网获悉,日前国家原子能机构、商务部、外交部、海关总署联合发布第2018年第1号公告《核出口管制清单》修订公告,详情如下:

国家原子能机构、商务部、外交部、海关总署公告第2018年第1号 发布《核出口管制清单》修订公告


国家原子能机构

中华人民共和国商务部

中华人民共和国外交部

中华人民共和国海关总署

公 告

2018年 第1号

根据《中华人民共和国核出口管制条例》,现发布经修订的《核出口管制清单》,本清单自2018年10月1日起实施。

国家原子能机构

商 务 部

外 交 部

海 关 总 署

2018年6月27日

附件:核出口管制清单

核出口管制清单

说明

一、总说明

下述各段适用于《核出口管制清单》:

(一)本清单中所说明的各个物项既包括未使用过的物项,亦包括使用过的物项。

(二)如果对本清单中任何物项的说明不含限制条件或技术规格,这种说明是指该物项的全部品种。

(三)当设施的设计、建造或运行过程所依据的物理过程或化学过程与本清单中确定的相同或相似时,该设施应被视为与受管制设施“同种型号”。

(四)不应由于部件的转让而排除对这类物项的管制。

二、技术控制

(一)“技术”转让根据《中华人民共和国核出口管制条例》的规定进行管制。与本清单所列物项直接有关的“技术”将在我国法律法规允许的范围内受到与物项同样严格程度的审查和管制。

(二)对“技术”转让的管制不适用于“公开”资料或“基础科学研究”资料。

三、关于软件的说明

(一)为“研制”、“生产”或“使用”本清单所列任何物项而专门设计或开发的“软件”转让将在我国法律法规允许的范围内受到与物项同样严格程度的审查和管制。

(二)“软件”转让应与“技术”转让采用同样的管制原则。

四、定义

1.“公共使用的”是指已经公开使用的“技术”或“软件”,而对其进一步传播可以不加限制(包括受版权限制的“技术”或“软件”)。

2.“基础科学研究”是指主要为获得关于现象和可观察到的事实的基本原理的新知识而从事的实验性或理论性工作,此类工作主要不是针对某一具体的实际目的或目标。

3.“技术”是指本清单所列物项的“研发”、“生产”或“使用”所要求的特定资料。这些资料可以采用“技术数据”或“技术援助”的形式。其中,“研发”涉及“生产”前的各个阶段:设计、设计研究、设计分析、设计概念、样机的装配和试验、小规模试生产计划、设计数据、把设计转换成产品的过程、结构设计、总体设计、布置等;“生产”是指建造、生产工程、制造、合成、组装(装配)、检查、试验、质保等各个阶段;“使用”是指运行、安装(包括现场安装)、维护(校核)、修理、大修和翻修等;“技术数据”可以采用蓝图、平面图、图表、模型、公式、工程设计和技术规格、手册与规程等形式,被写入或记录在诸如磁盘、磁带、只读存储器等器件或其他载体;“技术援助”可以采用规程、技能、培训、操作知识和咨询服务等形式,可以包括“技术数据”的转让。

4.“软件”是指载入于有形媒介中的一个或多个“程序”或“微程序”,其中“程序”是指电子计算机可执行的或可转换成可执行某一过程的指令序列;“微程序”是指保存在一个特殊的存储器里的基本指令序列,通过把其参考指令引入指令寄存器开始执行该基本指令序列。

5.“其他元素”是指氢、铀和钚以外的所有元素。

五、单位

本清单使用国际单位制(SI)。在任何情况下,国际单位制规定的物理量应被认为是正式建议的管制值。本清单相关国际单位通常使用的缩写符号(及其表示量值的前缀)如下(按字母顺序):


第一部分 核材料

核材料系指源材料和特种可裂变材料。其中:

1.源材料系指天然铀、贫化铀和钍,呈金属、合金、化合物或浓缩物形态的上述各种材料。但不包括:

(1)政府确信仅用于非核活动的源材料;

(2)在一个自然年(1月1日至12月31日)内向某一接受国出口:

①少于500kg的天然铀;

②少于1000kg的贫化铀;

③少于1000kg的钍。

2.特种可裂变材料系指钚-239、铀-233、含同位素铀-235或铀-233或兼含铀-233和铀-235其同位素总丰度与铀-238的丰度比大于自然界中铀-235与铀-238的丰度比的铀,以及含有上述物质的任何材料,包括核燃料组件。但不包括:

(1)钚-238同位素丰度超过80%的钚;

(2)克量或克量以下用作仪器传感元件的特种可裂变材料;

(3)在一个自然年(1月1日至12月31日)内向某一接受国出口少于50有效克的特种可裂变材料。

第二部分核设备和反应堆用非核材料

1. 核反应堆和为其专门设计或制造的设备和部件

按语

各种类型的核反应堆,无论其按所用慢化剂(如石墨、重水、轻水、无慢化剂)、核反应堆内中子谱(如热中子、快中子)、所用冷却剂类型(如水、液态金属、熔盐、气体)为特征,或以功能类型(如动力堆、研究堆、试验堆)为特征进行区分。上述所有类型的核反应堆都属于本条款范围并受本条款所有可适用分项管控。本条款的控制范围不包括聚变反应堆。

1.1整体核反应堆

能够保持受控自持链式裂变反应的可运行核反应堆。

注释

一个“核反应堆”基本上包括反应堆容器内或直接安装在其上的物项、控制堆芯功率水平的设备和通常含有或直接接触或控制反应堆堆芯一次冷却剂的部件。

1.2核反应堆容器

金属容器,或工厂预制的该装置的主要部件,被专门设计或制造来容纳上述1.1定义的核反应堆的堆芯以及下文1.8定义的相关堆内构件。

注释

物项1.2涵盖的核反应堆容器不分压力等级,包括反应堆压力容器和排管容器。物项1.2包括反应堆压力容器顶盖,它是工厂预制的反应堆容器的主要部件。

1.3核反应堆燃料装卸机

专门设计或制造用于在上述1.1定义的核反应堆中插入或取出燃料的操作设备。

注释

上述物项能够进行有载操作或利用技术先进的定位或准直装置进行复杂的停堆装料操作,例如通常不可能直接观察或接近燃料的操作。

1.4核反应堆控制棒和设备

专门设计或制造用于控制上述1.1定义的核反应堆裂变过程的棒、支承结构或悬吊结构、棒驱动机或棒导向管。

1.5核反应堆压力管

专门设计或制造用于容纳上述1.1定义的核反应堆的燃料元件和一次冷却剂的压力管。

注释

压力管是燃料通道的一部分,按设计在高压下运行,压力有时超过5MPa。

1.6 核燃料包壳

专门设计或制造在上述1.1定义的核反应堆中作为燃料包壳使用的数量超过10kg的锆金属和合金的管或管组件。

注意:锆压力管的管制适用于1.5,锆排管的管制适用于1.8。

注释

在核反应堆中使用的锆金属管或锆合金管含铪与锆的重量之比通常低于1:500。

1.7一次冷却剂泵或循环泵

专门设计或制造用于循环上述1.1定义的核反应堆的一次冷却剂的泵或循环泵。

注释

专门设计和制造的泵或循环泵包括水冷堆泵、气冷堆循环泵以及液态金属冷却堆用电磁泵和机械泵。这种设备可包括防止一次冷却剂渗漏的精密密封或多种密封的系统、全密封驱动泵,及有惯性质量系统的泵。这一定义包括鉴定为NC-1或相当标准的泵。

1.8核反应堆内部构件

专门设计和制造用于上述1.1定义的核反应堆的“核反应堆内部构件”,包括堆芯支承柱、燃料通道、排管、热屏蔽层、堆芯缓冲层、堆芯栅格板和扩散板。

注释

“核反应堆内部构件”是反应堆容器内的主要结构,具有一种或多种功能,例如支承堆芯、保持燃料对准、引导一次冷却剂流向、为反应堆容器提供辐射屏蔽层、导向堆芯内仪表。

1.9热交换器

(a)专门设计或制造用于上述1.1定义的核反应堆的一次冷却剂或中间冷却剂回路的热交换器(蒸汽发生器)。

(b)专门设计或制造用于上述1.1定义的核反应堆的一次冷却剂回路的其他热交换器。

注释

蒸汽发生器是专门设计或制造用于将反应堆内生成的热量(一回路侧)输送到进水(二回路侧)以产生蒸汽。对有一个中间回路的快堆的情况,除蒸汽发生器外,用于将一回路侧的热量输送到中间冷却回路的热交换器理所当然地属于控制范围以内。在气冷堆中,可利用热交换器向驱动燃气轮机的二次气体回路传热。本条款的控制范围不包括反应堆支持系统如应急冷却系统和衰变热冷却系统的热交换器。

1.10中子探测器

专门设计或制造用于测定上述1.1定义的核反应堆堆芯内中子通量的中子探测器。

注释

本条款的范围包括用于测定大量程范围中子通量的堆芯内和堆芯外探测器,典型地从每平方厘米每秒104个中子或更高。堆芯外意指那些上述1.1定义的核反应堆堆芯外,但是位于生物屏蔽层内的仪器。

1.11 外热屏蔽体

专门设计或制造供上述1.1定义的核反应堆中用于减少热损失同时也用于安全壳保护的“外热屏蔽体”。

注释

“外热屏蔽体”是置于反应堆容器上方的主要结构,用于减少反应堆的热损失和降低安全壳内的温度。

2.反应堆用非核材料

2.1氘和重水

任一接受方在任何一个自然年(1月1日至12月31日)内收到的供上述1.1定义的核反应堆用的数量超过200kg氘原子的氘、重水(氧化氘)以及氘与氢原子之比超过1∶5000的任何其他氘化物。

2.2 核级石墨

数量超过1kg、纯度高于百万分之五硼当量、密度大于1.50g/cm3的石墨。

注释

为了出口控制的目的,政府将确定出口符合上述技术指标的石墨是否用于核反应堆。

硼当量(BE)可以实验测定或以包括硼在内的杂质BEZ之总量计算得出(由于碳不被考虑是一种杂质,因此不包括

BE碳),其中:

BEZ(ppm)=CF×元素Z的浓度(ppm为单位);

CF为转化因子:(σZ×AB)除以(σB×AZ);

σB和σZ分别为自然界形成的硼和元素Z的热中子俘获截面(巴为单位),AB和AZ分别为自然界形成的硼和元素Z的原子质量。

3. 辐照燃料元件后处理厂以及为其专门设计或制造的设备

按语

辐照核燃料经后处理能从强放射性裂变产物以及其他超铀元素中分离钚和铀。有各种技术工艺流程能够实现这种分离。但是,多年来,“普雷克斯”已成为最普遍采用和接受的工艺流程。“普雷克斯”流程包括:将辐照核燃料溶解在硝酸中,然后利用磷酸三丁酯与一种有机稀释剂的混合剂通过溶剂萃取法分离铀、钚和裂变产物。

各种“普雷克斯”设施具有彼此相似的工艺功能,包括:辐照燃料元件的切割、燃料溶解、溶剂萃取和工艺液流的贮存。还可能有种种设备,用于:使硝酸铀酰热脱硝,把硝酸钚转化成氧化钚或金属钚,以及把裂变产物的废液处理成适合于长期贮存或处置的形式。但是,实现这些功能的设备的类型和结构在各种“普雷克斯”设施之间可能不同,原因有几个,其中包括需要后处理的辐照核燃料的类型和数量、打算对回收材料的处理和设施设计时所考虑的安全和维修原则。

一个“辐照燃料元件后处理厂”包括通常直接接触和直接控制辐照燃料和主要核材料以及裂变产物工艺液流的设备和部件。可以通过采取各种避免临界(例如通过几何形状)、辐射照射(例如通过屏蔽)和毒性危险(例如通过安全壳)的措施来确定这些过程,包括钚转换和钚金属生产的完整系统。

3.1辐照燃料元件切割机

专门设计或制造供上述确定的后处理厂用来切割或剪切辐照燃料组件、燃料棒束或棒的遥控设备。

注释

这种设备能切开燃料包壳,使辐照核材料能够被溶解。专门设计的金属切割机是最常用的,当然也可能采用先进设备,例如激光器。

3.2溶解器

专门设计或制造供上述确定的后处理厂用来溶解辐照核燃料,并能承受热、腐蚀性强的液体以及能远距离装料和维修的临界安全容器(例如小直径、环形或平板式的容器)。

注释

溶解器通常接受切碎了的乏燃料。在这种临界安全的容器内,辐照核材料被溶解在硝酸中,而剩余的壳片从工艺液流中被去掉。

3.3 溶剂萃取器和溶剂萃取设备

专门设计或制造用于辐照燃料后处理厂的溶剂萃取器,例如填料塔或脉冲塔、混合澄清器或离心接触器。溶剂萃取器必须能耐硝酸的腐蚀作用。溶剂萃取器通常由低碳不锈钢、钛、锆或其他优质材料,按极高标准(包括特种焊接和检查以及质量保证和质量控制技术)加工制造而成。

注释

溶剂萃取器既接受溶解器中出来的辐照燃料的溶液,又接受分离铀、钚和裂变产物的有机溶液。溶剂萃取设备通常设计得能满足严格的运行参数,例如很长的运行寿命,无需维修或易于更换,操作和控制简便以及可适应工艺条件的各种变化。

3.4化学溶液保存或贮存容器

专门设计或制造为辐照燃料后处理厂用的保存或贮存容器。这种保存或贮存容器必须能耐硝酸的腐蚀作用。保存或贮存容器通常用低碳不锈钢、钛或锆或其他优质材料制造。保存或贮存容器可设计成能远距离操作和维修,而且它们可具有下述控制核临界的特点:

(1)壁或内部结构至少有百分之二的硼当量,或

(2)对于圆柱状容器来说,最大直径175mm,或

(3)对于平板式或环形容器来说,最大宽度75mm。

注释

溶剂萃取阶段产生三种主要的工艺液流。所有这三种液流在如下的进一步处理过程中要使用保存或贮存容器:

(a)用蒸发法使纯硝酸铀酰溶液浓缩,然后使其进到脱硝过程,并在此过程中转变成氧化铀。这种氧化物再在核燃料循环中利用。

(b)通常用蒸发法浓缩强放射性裂变产物溶液,并以浓缩液形式贮存。随后可蒸发这种浓缩液并将其转换成适合于贮存或处置的形式。

(c)在将纯硝酸钚溶液转到下几个工艺步骤前先将其浓缩并贮存。尤其是,钚溶液的保存或贮存容器要设计得能避免由于这种液流浓度和形状的改变导致的临界问题。

3.5 流程控制用中子测量系统

专门设计或制造与辐照燃料元件后处理厂的自动化流程控制系统相结合和共同使用的中子测量系统。

注释

这些系统涉及能动和非能动中子测量和鉴别能力,目的是确定特种可裂变材料的数量和成分。整套系统由中子发生器、中子探头、放大器和信号处理电子元件组成。

本条款的范围不包括为核材料衡算和保障或与辐照燃料元件后处理厂自动化流程控制系统的结合和共同使用无关的任何其他应用设计的中子探测和测量仪器。

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