2.1. Ядерные реакторы и специально разработанные или подготовленные оборудование и составные части для них

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 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 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.