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《中华人民共和国核出口管制条例》
文章来源: 日期:2007年01月15日

  第一条 为了加强对核出口的管制,维护国家安全和社会公共利益,促进和平利用核能的国际合作,制定本条例。

  第二条 本条例所称核出口,是指本条例附件《核出口管制清单》(以下简称《管制清单》)所列的核材料、核设备和反应堆用非核材料等物项及其相关技术的贸易性出口及对外赠送、展览、科技合作和援助。

  第三条 国家对核出口实行严格管制,严格履行所承担的不扩散核武器的国际义务。

  国家不主张、不鼓励、不从事核武器扩散,不帮助他国发展核武器。核出口仅用于和平目的并接受国际原子能机构的保障监督,未经中国政府允许,接受方不得向第三国转让。国家禁止向未接受国际原子能机构保障监督的核设施提供帮助,不对其进行核出口和进行人员、技术交流与合作。

  第四条 核出口应当遵守国家有关法律、行政法规的规定,不得损害国家安全或者社会公共利益。

  第五条 核出口审查、许可,应当遵循下列准则:

  (一)接受方政府保证不将中国供应的核材料、核设备或者反应堆用非核材料以及通过其使用而生产的特种可裂变材料用于任何核爆炸目的;

  (二)接受方政府保证对中国供应的核材料以及通过其使用而生产的特种可裂变材料采取适当的实物保护措施;

  (三)接受方政府同国际原子能机构已经缔结生效的保障监督协定,并承诺将中国供应的核材料、核设备或者反应堆用非核材料以及通过其使用而生产的特种可裂变材料纳入保障监督协定,接受国际原子能机构的保障监督;

  (四)接受方保证,未经中国国家原子能机构事先书面同意,不向第三方再转让中国所供应的核材料、核设备或者反应堆用非核材料及其相关技术;经事先同意进行再转让的,接受再转让的第三方应当承担相当于由中国直接供应所承担的义务。

  第六条 核出口由国务院指定的单位专营,任何其他单位或者个人不得经营。

  第七条 出口《管制清单》所列物项及其相关技术,应当向国家原子能机构提出申请,填写核出口申请表并提交下列文件:

  (一)申请人从事核出口的专营资格证明;
  (二)申请人的法定代表人、主要经营管理人以及经办人的身份证明;
  (三)合同或者协议的副本;
  (四)核材料或者反应堆用非核材料分析报告单;
  (五)最终用户证明;
  (六)接受方依照本条例第五条规定提供的保证证明;
  (七)审查机关要求提交的其他文件。

  第八条 申请人应当如实填写核出口申请表。

  核出口申请表由国家原子能机构统一印制。

  第九条 核出口申请表上填报的事项发生变化的,申请人应当及时提出修正,或者重新提出出口申请。

  申请人中止核出口时,应当及时撤回核出口申请。

  第十条 国家原子能机构应当自收到核出口申请表及本条例第七条所列文件之日起15个工作日内,提出审查意见,并通知申请人;经审查同意的,应当区分情况,依照下列规定处理:

  (一)出口核材料的,转送国防科学技术工业委员会复审;
  (二)出口核设备或者反应堆用非核材料及其相关技术的,转送对外贸易经济合作部复审或者对外贸易经济合作部会同国防科学技术工业委员会复审。

  国防科学技术工业委员会、对外贸易经济合作部应当自收到国家原子能机构转送的核出口申请表和本条例第七条所列文件及审查意见之日起15个工作日内提出复审意见,并通知申请人。

  国家原子能机构、国防科学技术工业委员会、对外贸易经济合作部因特殊情况,需要延长审查或者复审期限的,可以延长15个工作日,但是应当通知申请人。

  第十一条 对国家安全、社会公共利益或者外交政策有重要影响的核出口,国家原子能机构、国防科学技术工业委员会、对外贸易经济合作部审查或者复审时,应当会商外交部;必要时,应当报国务院审批。

  报国务院审批的,不受本条例第十条规定时限的限制。

  第十二条 核出口申请依照本条例规定经复审或者审批同意的,由对外贸易经济合作部颁发核出口许可证。

  第十三条 核出口许可证持有人改变原申请出口的物项及其相关技术的,应当交回原许可证,并依照本条例的规定,重新申请、领取核出口许可证。

  第十四条 对外贸易经济合作部颁发核出口许可证后,应当书面通知国家原子能机构。

  第十五条 核出口专营单位进行核出口时,应当向海关出具核出口许可证,依照海关法的规定办理海关手续,并接受海关监管。

  第十六条 接受方或其政府违反其依照本条例第五条规定作出的保证,或者出现核扩散危险时,对外贸易经济合作部会同国务院有关部门有权作出中止出口有关物项或者相关技术的决定,并由对外贸易经济合作部书面通知海关实行。

  第十七条 违反本条例的规定,出口核材料、核设备、反应堆用非核材料及其相关技术,构成犯罪的,依法追究刑事责任;尚不构成犯罪的,依照海关法、对外贸易法的规定处罚。

  第十八条 伪造、变造、买卖核出口许可证的,依法追究刑事责任。

  第十九条 国家核出口管制工作人员玩忽职守、徇私舞弊或者滥用职权,构成犯罪的,依法追究刑事责任;尚不构成犯罪的,依法给予行政处分。

  第二十条 国家原子能机构可以会同国防科学技术工业委员会、对外贸易经济合作部、外交部、海关总署等部门根据实际情况,对《管制清单》进行调整,报国务院批准后实行。

  第二十一条 中华人民共和国缔结或者参加的国际条约同本条例有不同规定的,适用国际条约的规定;但是,中华人民共和国声明保留的条款除外。

  第二十二条 本条例自发布之日起施行。

  附件:核出口管制清单

  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12个月期间内向某一接受国出口:
  ①少于500千克的天然铀;
  ②少于1000千克的贫化铀;
  ③少于1000千克的钍。

  2、特种可裂变材料系指钚—239、铀—233、同位素铀—235或铀—233或兼含铀—233、铀—235其总丰度与铀—238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。但不包括:

  (1)钚—238同位素浓度超过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12个月期间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.反应堆及其设备

  1.1.整体核反应堆

  能够运行以便保持受控自持链式裂变反应的核反应堆,但不包括零功率反应堆,零功率反应堆定义为设计的钚最大生产率每年不超过100克的反应堆。

  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。

  那些能适当地加以改进使每年产钚量大大超过100克的反应堆亦应包括在内。设计在较高功率水平下持续运行的反应堆,无论其产钚能力如何都不被认为是“零功率反应堆”。

  1.2.反应堆压力容器

  金属容器,作为完整的装置或工厂预制的该装置的主要部件,是专门设计或制造来容纳上述1.1.定义的核反应堆的堆芯,并且能承受一次冷却剂的工作压力。

  注释

  物项1.2.包括反应堆压力容器的顶板,它是工厂预制的压力容器的主要部件。

  反应堆内部件(例如堆芯用支承柱和板及其他容器内部件、控制棒导管、热屏蔽层、挡板、堆芯栅格板、扩散板等)通常由反应堆供应商提供。在某些情况下,制造压力容器时也包括制造某些内部支承构件。这些物项对于反应堆运行的安全性和可靠性(因此对反应堆供应商的保证和责任)非常关键,因此它们的供应通常不是在反应堆本身的基本供应安排以外。因此,虽然不一定认为单独供应这些专门设计和制造的独特的、关键的、大型和昂贵的物项被排除在考虑的范围之外,但认为这种供应方式未必可能。

  1.3.反应堆燃料装卸机

  专门设计或制造用于对上述1.1.定义的核反应堆插入或从中取出燃料,能进行负载操作或利用技术上先进的定位或准直装置以便允许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)的操作设备。

  1.4.反应堆控制棒

  专门设计或制造用于控制上述1.1.定义的核反应堆的反应速率的一种棒。

  注释

  此物项除了吸取中子的部件外还包括该部件所用支承结构或悬吊结构(如分开供应的话)。

  1.5.反应堆压力管

  专门设计或制造用于容纳上述1.1.定义的反应堆的燃料元件和一次冷却剂的压力管,工作压力超过5.1兆帕(740磅/平方英寸)。

  1.6.锆管

  专门设计或制造用于上述1.1.定义的反应堆中在任何12个月期间数量超过500公斤,而且其中铪与锆之重量比低于1∶500的锆金属和合金管或管组件。

  1.7.一次冷却剂泵

  专门设计或制造用于循环上述1.1.定义的核反应堆用一次冷却剂的泵。

  注释

  专门设计和制造的泵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。

  2.反应堆用非核材料

  2.1.氘和重水

  任何一个收货国在任何12个月期间内收到的供上述1.1.定义的核反应堆用,数量超过200公斤氘原子的氘、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

  任一收货国在任何12个月期间内收到供上述1.1.定义的核反应堆用的数量超过3×104公斤(30公吨),纯度高于百万分之五硼当量,密度大于1.50克/立方厘米的石墨。

  3.辐照燃料元件后处理厂以及专门为其设计或制造的设备

  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,接着通过利用磷酸三丁酯与一种有机稀释剂的混合剂的溶剂萃取法分离铀、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,实行这些功能的设备的类型和结构在各种“普雷克斯”设施间可能不同,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。

  可以通过采取的各种避免临界(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

  按语

  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。

  专门设计或制造为以上确定的后处理厂用来切、割或剪辐照燃料组件、燃料棒束或棒的遥控设备。

  3.2.溶解器

  按语

  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。

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

  3.3.溶剂萃取器和溶剂萃取设备

  按语

  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成能满足严格的运行参数,例如很长的运行寿命,不需要维修或充分便于更换、操作和控制简便以及可适应工艺条件的各种变化。

  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。

  3.4.化学溶液保存或贮存容器

  按语

  溶剂萃取阶段产生三种主要的工艺液流。进一步处理所有这三种液流所用的保存或贮存容器如下:

  (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。这种氧化物再次在核燃料循环中使用。

  (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变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。

  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。可将保存或贮存容器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175毫米(7英寸),或

  (3)对于平板式或环形容器来说,最大宽度75毫米(3英寸)。

  3.5.硝酸钚到氧化钚的转化系统

  按语

  在大多数后处理设施中,这个最后的流程包括将硝酸钚溶液转变成二氧化钚。这个流程的主要功能是:流程进料贮存和调节、沉淀和固/液分离、煅烧、产品装运、通风、废物管理和流程控制。

  专门设计或制造用于将硝酸钚转化为氧化钚,经特别配置以避免临界和辐射影响并且将毒性危害减到最小的完整系统。

  3.6.氧化钚到金属钚的生产系统

  按语

  这个流程可能与后处理设施有关,它涉及:通常用强腐蚀性氟化氢使二氧化钚氟化,产生氟化钚;然后用高纯度钙金属使氟化钚还原,产生金属钚和氟化钙渣。这个流程的主要功能是:氟化(例如涉及用贵金属制造或作衬垫的设备)、金属还原(例如用陶瓷坩锅)、渣的回收、产品装运、通风、废物管理和流程控制。

  专门设计或制造用于生产金属钚,经特别配置以避免临界和辐射影响并且将毒性危害减到最小的完整系统。

  4.燃料元件制造厂

  “燃料元件制造厂”包括的设备有:

  (a)通常直接接触、或直接加工或控制核材料生产流程的设备,或

  (b)将核材料封入包壳中的设备。

  5.铀同位素分离厂以及专门为其设计或制造的(除分析仪器以外的)设备   可以认为属于为铀同位素分离“专门设计或制造的(除分析仪器外的)设备”这一概念范围的设备项目包括:

  5.1.气体离心机和专门设计或制造用于气体离心机的组件和构件

  按语

  气体离心机通常由一个(几个)直径在75毫米(3英寸)和400毫米(16英寸)之间的薄壁圆筒组成。圆筒处在真空环境中并且以大约300米/秒或更高的线速度旋转,旋转时其中轴线保持垂直。为了达到高的转速,旋转构件的结构材料必须具有高的强度/密度比,而转筒组件因而及其单个构件必须按高精度公差来制造以便使不平衡减到最小。与其他离心机不同,为浓缩铀用的气体离心机的特点是:在转筒室中有一个(几个)盘状转板和一个固定的管列用来供应和提取UF6气体,其特点是至少有三个单独的通道,其中两个通道与从转筒轴向转筒室周边伸出的收集器相连。在真空环境中还有一些不转动的关键物项,它们虽然是专门设计的,但不难制造,也不是用独特的材料制造。不过,一个离心机设施需要大量的这种构件,因此其数量能提供最终应用的重要迹象。

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