Об утверждении списка ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль
ПРАВИТЕЛЬСТВО РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
ПОСТАНОВЛЕНИЕ
от 16 июля 2022 г. № 1285
МОСКВА
Об утверждении списка ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль
В соответствии со статьей 8 Федерального закона "Об экспортном контроле" Правительство Российской Федерации постановляет:
1. Утвердить прилагаемый список ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль.
2. Настоящее постановление вступает в силу со дня его официального опубликования.
Председатель Правительства Российской Федерации М.Мишустин
УТВЕРЖДЕН постановлением Правительства Российской Федерацииот 16 июля 2022 г. № 1285
СПИСОК ядерных материалов, оборудования, специальных неядерных материалов и соответствующих технологий, подпадающих под экспортный контроль
№ пункта | Наименование* | КодТН ВЭД ЕАЭС* |
Раздел 1. Ядерные материалы | ||
1.1. | Исходный материал | |
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 | 2844 10 |
1.1.2. | Уран, обедненный изотопом 235 в виде металла, сплава, химического соединения или концентрата | 2844 30 110 0;2844 30 190 0 |
1.1.3. | Торий в виде металла, сплава, химического соединения или концентрата | 2844 30 510 0;2844 30 610 0;2844 30 690 0 |
1.2. | Специальный расщепляющий материал | |
1.2.1. | Плутоний-239 | 2844 20 990 0 |
1.2.2. | Уран-233 | 2844 43 000 0 |
1.2.3. | Уран, обогащенный изотопом 235 или 233 | 2844 20 350 0;2844 43 000 0 |
| ОпределениеТермин "уран, обогащенный изотопом 235 или 233", означает уран, содержащий изотоп 235 или233, 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 веществ, указанных в пунктах 1.2.1 - 1.2.3 в виде металла, сплава, химического соединения, концентрата, свежего или отработавшего реакторного топлива | 2844 20;2844 20 350 0;2844 20 990 0;2844 43 000 0;2844 50 000 0;8401 30 000 0 |
1.2.5. | Технологии, связанные со всеми включенными в раздел 1 настоящего списка материалами | |
1.2.6. | Программное обеспечение, связанное со всеми включенными в раздел 1 настоящего списка материалами | |
Примечание. Экспортный контроль плутония с изотопной концентрацией плутония-238 свыше 80 процентов осуществляется в соответствии со списком оборудования и материалов двойного назначения и соответствующих технологий, применяемых в ядерных целях, в отношении которых осуществляется экспортный контроль. | ||
1.3. | Нуклиды | |
1.3.1. | Нептуний-237, а также любой материалили устройство, его содержащее | 2844 43 000 0 |
1.3.2. | Америций-241, а также любой материалили устройство, его содержащее | 2844 43 000 0 |
1.3.3. | Америций-243, а также любой материалили устройство, его содержащее | 2844 43 000 0 |
1.3.4. | Калифорний-252, а также любой материалили устройство, его содержащее | 2844 43 000 0 |
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 Правил безопасности при транспортировании радиоактивных материалов (НП-053-16) | ||
Раздел 2. Оборудование и неядерные материалы | ||
2.1. | Ядерные реакторы и специально разработанные или подготовленные оборудование и составные части для них | |
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 являются предметом регулирования этого пункта и всех его подпунктов, где это применимо. По пункту 2.1 не подлежат экспортному контролю термоядерные реакторы. | ||
2.1.1. | Комплектные ядерные реакторы.Ядерные реакторы, способные работать в режиме контролируемой самоподдерживающейся цепной реакции деления | 8401 10 000 0 |
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 |
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. | ||
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;8426 99 000 0 |
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 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 |
2.1.5. | Трубы высокого давления для ядерных реакторов.Специально разработанные или подготовленные трубы для размещения в них топливныхэлементов и теплоносителя первого контурав ядерных реакторах, как они определеныв пункте 2.1.1 | 7304;7507 12 000 0;7608 20;8109 91 000 0;8109 99 000 0;8401 40 000 0 |
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. | ||
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 91 000 0;8109 99 000 0 |
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. | ||
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 |
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. | ||
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 |
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 | |
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 | 8402 19 900 |
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; |
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. | ||
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 |
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 104 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. | ||
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;7326 90 980 7;7806 00 800 9;8401 40 000 0;9620 00 000 9 |
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. | ||
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 |
2.2.2. | Ядерно-чистый графит.Графит, имеющий степень чистоты по борному эквиваленту выше 5 миллионных долей, с плотностью больше, чем 1, 5 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 |
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) ppm = [( | ||
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. | ||
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 32 000 1;8462 32 000 9;8462 33 000 0;8462 51 000 9;8462 61 001 9;8462 62 001 4;8462 63 001 4;8462 69 001 4;8462 90 001 4;8479 82 000 0;8479 83 000 0;8479 89 970 7 |
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. | ||
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 83 000 0;8479 89 970 7 |
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 | ||
x АB) / (
x АZ) ] x Zppm, 
и 
- значения эффективного сечения захвата тепловых нейтронов (в барн) природного бора и элемента Z соответственно;