Действующий
БЕСПЛАТНО проверьте актуальность своей документации
с «Кодекс/Техэксперт АССИСТЕНТ»

     

УКАЗ

ПРЕЗИДЕНТА РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ


Об утверждении Списка ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль

(с изменениями на 22 января 2021 года)

Информация об изменяющих документах

____________________________________________________________________

Документ с изменениями, внесенными:

Указом Президента Российской Федерации от 21 января 1997 года N 32 (Российская газета, N 18, 28.01.97) (вступил в силу с 1 января 1997 года);

Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468 (Собрание законодательства Российской Федерации N 20, 19.05.1997);

Указом Президента Российской Федерации от 5 мая 2000 года N 798 (Российская газета, N 89, 11.05.2000) (вступил в силу с 1 апреля 2000 года);

Указом Президента Российской Федерации от 21 июня 2000 года N 1151 (Собрание законодательства Российской Федерации, N 26, 26.06.2000) (изменения вступили в силу с 26 сентября 2000 года);

Указом Президента Российской Федерации от 4 февраля 2004 года N 141 (Собрание законодательства Российской Федерации, N 6, 09.02.2004);

Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2005 года N 1318 (Российская газета, N 258, 17.11.2005).

Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464 (Российская газета, N 218, 17.10.2008);

Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599 (Официальный интернет-портал правовой информации www.pravo.gov.ru, 02.09.2014);

Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546 (Официальный интернет-портал правовой информации www.pravo.gov.ru, 15.11.2017, N 0001201711150017);

Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42 (Официальный интернет-портал правовой информации www.pravo.gov.ru, 22.01.2021, N 0001202101220011).

____________________________________________________________________



В целях обеспечения выполнения международных обязательств Российской Федерации по нераспространению ядерного оружия постановляю:

1. Утвердить представленный Правительством Российской Федерации прилагаемый Список ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль.

Установить, что коды единой Товарной номенклатуры внешнеэкономической деятельности Таможенного союза, приведенные в Списке ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль, могут уточняться Федеральной таможенной службой по согласованию с Федеральной службой по техническому и экспортному контролю в соответствии с решениями Евразийской экономической комиссии.

(Абзац в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)

2. Настоящий Указ вступает в силу через три месяца после его официального опубликования.

     Президент
Российской Федерации
Б. Ельцин

 Москва, Кремль

14 февраля 1996 года

N 202


 УТВЕРЖДЕН
Указом Президента
Российской Федерации
от 14 февраля 1996 года N 202

СПИСОК
ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль

(с изменениями на 22 января 2021 года)

N пункта***

Наименование*

Код ТН ВЭД ЕАЭС** ***

__________________

* См. раздел "Общие примечания" к настоящему Списку.

(Сноска дополнительно включена с 19 августа 1997 года  Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию.

** Здесь и далее код ТН ВЭД ЕАЭС - код единой Товарной номенклатуры внешнеэкономической деятельности Евразийского экономического союза.

(Сноска дополнительно включена с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546

*** Заголовок графы в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию.


Раздел 1. Ядерные материалы

1.1.

Исходный материал:

2844 10

1.1.1.

Уран с содержанием изотопов в том отношении,в каком они находятся в природном уране, в виде металла, сплава, химического соединения или концентрата

284410000

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)

1.1.2

Уран, обедненный изотопом 235, в виде металла,сплава, химического соединения или концентрата

2844 30 110 0;

2844 30 190 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)

1.1.3

Торий в виде металла, сплава, химического соединения или концентрата

2844 30 510 0;

2844 30 690 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)

1.2.

Специальный расщепляющийся материал:

1.2.1.

Плутоний-239

2844 20 990 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)

1.2.2.

Уран-233

2844 40 100 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)

1.2.3.

Уран, обогащенный изотопом 235 или 233

2844 20 350 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)
________________

Определение

Термин "уран, обогащенный изотопом 235 или 233", означает уран, содержащий изотоп 235 или 233, или тот и другой вместе в таком количестве, чтобы отношение суммы этих изотопов к изотопу 238 было больше отношения изотопа 235 к изотопу 238 в природном уране.

1.2.4.

Любой материал, содержащий одно или несколько

2844 20;

2844 30;

2844 40

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)

1.2.5.

Технологии, связанные со всеми включенными в раздел 1 настоящего Списка материалами

2844 20;

2844 30;

2844 40

1.2.6.

Программное обеспечение, связанное со всеми включенными в раздел 1 настоящего Списка материалами

(Пункт дополнительно включена с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546)

________________

Примечание:  

Экспортный контроль плутония с изотопной концентрацией плутония-238 свыше 80% осуществляется в соответствии с порядком, установленным федеральным законодательством в отношении экспорта оборудования и материалов двойного назначения и соответствующих технологий, применяемых в ядерных целях

(Примечание в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)

     

1.3.

Нуклиды

1.3.1.

Нептуний-237, а также любой материал или устройство, его содержащее

2844 40 200 0;

2844 40 300 0;

2844 40 800 0

1.3.2.

Америций-241, а также любой материал или устройство, его содержащее

2844 40 200 0;

2844 40 300 0;

2844 40 800 0

1.3.3.

Америций-243, а также любой материал или устройство, его содержащее

2844 40 200 0;

2844 40 300 0;

2844 40 800 0

1.3.4.

Калифорний-252, а также любой материал или устройство, его содержащее

2844 40 200 0;

2844 40 300 0;

2844 40 800 0

(Пункт 1.3 в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)

Примечание:

     Экспортному контролю не подлежат нуклиды, материалы и устройства, их содержащие, указанные в пунктах 1.3.1-1.3.4, с активностью, не подпадающей под действие федеральных Правил безопасности при транспортировании радиоактивных материалов (НП-053-16)
     (Примечание дополнительно включено с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие с 22 апреля 2021 года Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42. - См. предыдущую редакцию)


Раздел 2. Оборудование и неядерные материалы

2.1.

Ядерные реакторы и специально разработанные и подготовленные оборудование и составные части для них:     

(Пункт в редакции, введенной в действие с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468. - См. предыдущую редакцию)

     Вводное замечание. Различные ядерные реакторы могут классифицироваться в зависимости от используемого замедлителя (например, графит, тяжелая вода, обычная вода, а также отсутствие замедлителя), энергии спектра нейтронов в нем (например, тепловых, быстрых), используемого вида теплоносителя (например, вода, жидкие металлы, расплавленные соли, газы), их назначения или типа (например, энергетические реакторы, исследовательские реакторы, испытательные реакторы). Предполагается, что все указанные типы ядерных реакторов относятся к сфере этого пункта и всех его подпунктов, где это применимо. По пункту 2.1 не подлежат экспортному контролю термоядерные реакторы.
     (Замечание дополнительно включено со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599)

2.1.1.

Комплектные ядерные реакторы контролируемой самоподдерживающейся цепной реакции деления

8401 10 000 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)     

________________________

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

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 внутренних частей реакторов, как они определены в пункте 2.1.8.

8401 40 000 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие с 26 сентября 2000 года Указом Президента Российской Федерации от 21 июня 2000 года N 1151; в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)
______________________
     Пояснительное замечание. Пунктом 2.1.2 охватываются корпуса ядерных реакторов, включающие корпус реактора и каландры, независимо от номинального значения давления. Крышка корпуса реактора охватывается пунктом 2.1.2 как основная часть корпуса реактора заводского изготовления.
     (Замечание в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)

2.1.3.

Машины для загрузки и выгрузки топлива ядерных реакторов     

Специально разработанное или подготовленное манипуляторное оборудование для загрузки или извлечения топлива из ядерных реакторов, как они определены в пункте 2.1.1.     

8426 19 000 0;

(Пункт в редакции, введенной в действие с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)    

_____________________

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.

(Замечание в редакции, введенной в действие с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468 - см. предыдущую редакцию)

2.1.4.

Управляющие стержни ядерных 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.

8401 40 000 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464, - см. предыдущую редакцию)

2.1.5.

Трубы высокого давления для ядерных реакторов  

     
Специально разработанные или подготовленные трубы для размещения в них топливных элементов и теплоносителя первого контура в ядерных реакторах, как они определены в пункте 2.1.1.

7304;
7507 12 000 0;
7608 20;
8109 90 000 0;
8401 40 000 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)

_____________________

     Пояснительное замечание. Указанные в пункте 2.1.5 трубы высокого давления являются частью каналов для топлива и предназначены для работы при высоких давлениях, иногда превышающих 5 МПа.
     (Замечание дополнительно включено со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599)

2.1.6.

Оболочки ядерного топлива

Специально разработанные или подготовленные трубы из металлического циркония или циркониевых сплавов (или сборки труб) для использования в качестве топливных оболочек в ядерных реакторах, как они определены в пункте 2.1.1, в количестве 10 кг и более      

8109 90 000 0

(Пункт в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)

________________
     Пояснительное замечание. Трубы из циркония или сплавов циркония, предназначенные для использования в ядерных реакторах в качестве топливных оболочек, состоят из циркония, и в них отношение по весу гафния к цирконию меньше чем 1:500. Для циркониевых труб высокого давления применяется пункт 2.1.5, для труб каландра применяется пункт 2.1.8.

(Замечание дополнительно включено со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599)     

     

2.1.7.

Насосы или циркуляторы первого контура теплоносителя

Специально разработанные или подготовленные насосы либо циркуляторы для поддержания циркуляции теплоносителя первого контура ядерных реакторов, как они определены в пункте 2.1.1    

8413 81 000 0

____________________

     Примечание исключено со 2 декабря 2014 года - Указ Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию.

     Пояснительное замечание. Специально разработанные или подготовленные насосы либо циркуляторы включают насосы для водоохлаждаемых реакторов, циркуляторы для газоохлаждаемых реакторов, а также электромагнитные и механические насосы для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Это оборудование может включать насосы со сложными системами уплотнений либо системами многократных уплотнений для предотвращения утечки теплоносителя первого контура, герметичные насосы и насосы с системами инерциальной массы. Это определение касается насосов, аттестованных по первому классу компонентов в соответствии с подразделом NB группы I раздела III Кодекса Американского общества инженеров-механиков (ASME) или другим эквивалентным стандартом.
     (Замечание дополнительно включено со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599)

2.1.8.

Внутренние части ядерных реакторов

Специально разработанные или подготовленные внутренние части для использования в ядерных реакторах, как они определены в пункте 2.1.1., включающие, например, поддерживающие колонны активной зоны, каналы для топлива, трубы каландра, тепловые экраны, перегородки, трубные решетки активной зоны и пластины диффузора

8401 40 000 0

(Пункт дополнительно включен с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)
________________________
     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 (замечание дополнительно включено с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468)

2.1.9.

Теплообменники:     

(Пункт дополнительно включен с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)

2.1.9.1.

Специально разработанные или подготовленные парогенераторы для использования в первом или промежуточном контуре охлаждения ядерных реакторов, как они определены в пункте 2.1.1

(Пункт дополнительно включен со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599)

2.1.9.2.

Специально разработанные или подготовленные другие теплообменники для использования в первом контуре охлаждения ядерных реакторов, как они определены в пункте 2.1.1

8404 20 000 0;
8419 50 000 0

(Пункт дополнительно включен со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)
_______________________
     Пояснительное замечание. Специально разработанные или подготовленные парогенераторы для передачи тепла, генерируемого в реакторе, к питательной воде для генерации пара. У быстрых реакторов, в которых также имеется промежуточный контур, парогенератор находится в промежуточном контуре. В газоохлаждаемом реакторе парогенератор может использоваться для передачи тепла к вторичному газовому контуру, приводящему в движение газовую турбину. Пунктом 2.1.9 не охватываются теплообменники для поддерживающих систем реактора, то есть систем аварийного охлаждения или систем отвода остаточного тепловыделения.
     (Замечание дополнительно включено с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)


2.1.10.

Детекторы потока нейтронов

Специально разработанные или подготовленные детекторы потока нейтронов для измерения уровня потока нейтронов внутри активной зоны реакторов, как они определены в пункте 2.1.1

9030 10 000 0

(Пункт дополнительно включен с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)     
_________________________
     Пояснительное замечание. Пунктом 2.1.10 охватывается оборудование, размещаемое как внутри, так и вне активной зоны, которое пригодно для измерения высоких уровней потоков, обычно от 10_4 нейтронов на кв. сантиметр в секунду или более. К оборудованию, размещаемому вне активной зоны, относится оборудование, размещаемое вне активной зоны реакторов, как они определены в пункте 2.1.1, но внутри их биологической защиты.
     (Замечание дополнительно включено с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)

2.1.11.

Внешние тепловые экраны

Специально разработанные или подготовленные внешние тепловые экраны для использования в ядерных реакторах, как они определены в пункте 2.1.1, предназначенные для уменьшения потери тепла, а также для обеспечения безопасности корпуса защитной оболочки реактора

7308 90;
326 90 980 7;
7806 00 800 9;
8401 40 000 0;

9620 00 000 9

     

(Пункт дополнительно включен со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)
________________
     Пояснительное замечание. Внешние тепловые экраны, указанные в пункте 2.1.11, являются основными структурными элементами и находятся над корпусом реактора; уменьшают потери тепла из реактора и снижают температуру внутри защитной оболочки реактора.

(Замечание включено со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599)     

2.2.

Неядерные материалы для реакторов:

     

2.2.1

Дейтерий и тяжелая вода

Дейтерий, тяжелая вода (окись дейтерия) и любое другое соединение дейтерия, в котором отношение атомов дейтерия к атомам водорода превышает 1:5000, предназначенные для использования в ядерных реакторах, как они определены в пункте 2.1.1.

2845 10 000 0;
2845 90 100 0

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)

2.2.2.

Ядерно-чистый графит  

Графит, имеющий степень чистоты по борному эквиваленту выше 5 миллионных долей, с плотностью больше, чем 1,50 г на куб. см, предназначенный для использования в ядерных реакторах, как они определены в пункте 2.1.1, в количестве 1 кг и более

3801

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)

_________________________

Пояснительное замечание:

Значение борного эквивалента в миллионных долях (БЭ) может быть определено экспериментально или рассчитано как сумма значений борных эквивалентов примесей (БЭz), включая бор и исключая БЭ углерода (углерод не рассматривается как примесь), по формуле:

             (БЭz)ррm  (zAв) / (вАz)  Zppm, где:

в и z - значения эффективного сечения захвата тепловых нейтронов (в барн) природного бора и элемента Z соответственно

Aв и Аz - значения атомных масс природного бора и элемента Z соответственно

Zppm - концентрация элемента Z в долях на миллион.

Действие данного пункта не распространяется на графит, имеющий степень чистоты по борному эквиваленту выше 5 миллионных долей, с плотностью больше, чем 1,50 г/куб.см, не предназначенный для использования в ядерных реакторах, как они определены в пункте 2.1.1.

(Абзац дополнительно включен с 22 апреля 2021 года Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42)          

(Пояснительное замечание дополнительно включено с 19 августа 1997 года Указом Президента Российской Федерации от 12 мая 1997 года N 468)

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: вскрытие оболочек, 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.

(Абзац в редакции, введенной в действие с 22 апреля 2021 года Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42. - См. предыдущую редакцию)


Эти процессы, включая полные системы для конверсии плутония и производства металлического плутония, могут быть идентифицированы по мерам, принимаемым 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.

Оборудование для вскрытия оболочек и машины для измельчения облученных топливных элементов

Специально разработанное или подготовленное дистанционно управляемое оборудование, используемое в установках по переработке, как они определены в пункте 2.3.1, и предназначенное для извлечения из оболочки или подготовки к переработке облученного ядерного материала, находящегося в топливных сборках, пучках или стержнях

8456;
8462 31 000;
8462 39 990 0;
8479 82 000 0;
8479 89 970 8

(Пункт в редакции, введенной в действие с 22 апреля 2021 года Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42. - См. предыдущую редакцию)

______________________

     Пояснительное замечание. Это оборудование используется для резки, рубки или вскрытия любым другим способом оболочки облученного ядерного топлива в целях его переработки или подготовки к переработке. Обычно используются специально разработанные для резки устройства, хотя может использоваться и более современное оборудование, такое как лазеры, устройства для отслаивания оболочки или устройства, использующие другие технологии. Вскрытие оболочки также может включать удаление оболочки облученного ядерного топлива перед его растворением.
     (Замечание в редакции, введенной в действие с 22 апреля 2021 года Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42. - См. предыдущую редакцию)

2.3.2.2.

Диссольверы

Специально разработанные или подготовленные корпуса диссольверов, а также встроенные в диссольверы механические устройства, используемые в установках по переработке, как они определены в пункте 2.3.1, для растворения облученного ядерного топлива, которые устойчивы к воздействию горячей высококоррозионной жидкости и могут дистанционно загружаться, управляться и обслуживаться

7309 00 300 0;
7309 00 900 0;
8479 89 970 8

(Пункт в редакции, введенной в действие с 22 апреля 2021 года Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42. - См. предыдущую редакцию)

_______________________

Пояснительное замечание. В диссольверы обычно поступает твердое облученное ядерное топливо. Ядерное топливо в оболочках из циркония, нержавеющих сталей или сплавов этих материалов должно быть вскрыто, нарезано или нарублено перед тем, как загружаться в диссольвер, для того чтобы кислота достигла топливной матрицы. Облученное ядерное топливо обычно растворяется с помощью сильных неорганических кислот, например азотной кислоты, а все нерастворенные остатки оболочек удаляются. Такие конструктивные особенности, как малый диаметр, кольцеобразный или плоский бак, применяемые для обеспечения ядерной безопасности с точки зрения достижения критичности, не являются обязательными. Вместо этого могут использоваться организационно-технические мероприятия, такие как уменьшение разовой загрузки или снижение содержания делящихся материалов. Корпуса диссольверов и встроенные в них механические устройства обычно изготавливаются из низкоуглеродистых нержавеющих сталей, титана, циркония или других высококачественных материалов. Диссольверы могут включать системы для удаления оболочек или их остатков, а также системы для контроля и обработки радиоактивных выходящих газов. Такие диссольверы отличаются тем, что обычно устанавливаются, эксплуатируются и дистанционно обслуживаются за толстостенной радиационной защитой.

(Замечание в редакции, введенной в действие с 22 апреля 2021 года Указом Президента Российской Федерации от 22 января 2021 года N 42. - См. предыдущую редакцию)

2.3.2.3.

Экстракторы и оборудование для экстракции 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      

8479 89 970 8

(Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)

_______________________

Пояснительное замечание:

В экстракторы с растворителем поступает 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

(Замечание в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)

2.3.2.4.

Химические резервуары для выдерживания или хранения

Специально разработанные или подготовленные 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 или больше 2%;

2) цилиндрические резервуары имеют максимальный диаметр 175 мм, либо

3) прямоугольный или кольцевой резервуар имеет максимальную ширину 75 мм

7309 00 300 0;
7310 10 000 0

 (Пункт в редакции, введенной в действие с 17 января 2009 года Указом Президента Российской Федерации от 14 октября 2008 года N 1464; в редакции, введенной в действие с 15 февраля 2018 года Указом Президента Российской Федерации от 14 ноября 2017 года N 546. - См. предыдущую редакцию)

_________________________

Пояснительные 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:

(Абзац в редакции, введенной в действие со 2 декабря 2014 года Указом Президента Российской Федерации от 1 сентября 2014 года N 599. - См. предыдущую редакцию)