11核出口管制条例2749.docx
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1、中华人民民共和国国核出口口管制条条例时间:220044年044月077日 字字体:大大中小第一一条 为为了加强强对核出出口的管管制,维维护国家家安全和和社会公公共利益益,促进进和平利利用核能能的国际际合作,制制定本条条例。 第二二条 本本条例所所称核出出口,是是指本条条例附件件核出出口管制制清单(以以下简称称管制制清单)所所列的核核材料、核核设备和和反应堆堆用非核核材料等等物项及及其相关关技术的的贸易性性出口及及对外赠赠送、展展览、科科技合作作和援助助。 第三三条 国国家对核核出口实实行严格格管制,严严格履行行所承担担的不扩扩散核武武器的国国际义务务。 国家家不主张张、不鼓鼓励、不不从事核核武
2、器扩扩散,不不帮助他他国发展展核武器器。核出出口仅用用于和平平目的并并接受国国际原子子能机构构的保障障监督,未未经中国国政府允允许,接接受方不不得向第第三国转转让。国国家禁止止向未接接受国际际原子能能机构保保障监督督的核设设施提供供帮助,不不对其进进行核出出口和进进行人员员、技术术交流与与合作。 第四四条 核核出口应应当遵守守国家有有关法律律、行政政法规的的规定,不不得损害害国家安安全或者者社会公公共利益益。 第五五条 核核出口审审查、许许可,应应当遵循循下列准准则: (一一)接受受方政府府保证不不将中国国供应的的核材料料、核设设备或者者反应堆堆用非核核材料以以及通过过其使用用而生产产的特种种
3、可裂变变材料用用于任何何核爆炸炸目的; (二二)接受受方政府府保证对对中国供供应的核核材料以以及通过过其使用用而生产产的特种种可裂变变材料采采取适当当的实物物保护措措施; (三)接接受方政政府同国国际原子子能机构构已经缔缔结生效效的保障障监督协协定,并并承诺将将中国供供应的核核材料、核核设备或或者反应应堆用非非核材料料以及通通过其使使用而生生产的特特种可裂裂变材料料纳入保保障监督督协定,接接受国际际原子能能机构的的保障监监督; (四四)接受受方保证证,未经经中国国国家原子子能机构构事先书书面同意意,不向向第三方方再转让让中国所所供应的的核材料料、核设设备或者者反应堆堆用非核核材料及及其相关关技
4、术;经事先先同意进进行再转转让的,接接受再转转让的第第三方应应当承担担相当于于由中国国直接供供应所承承担的义义务。 第六六条 核核出口由由国务院院指定的的单位专专营,任任何其他他单位或或者个人人不得经经营。 第七七条 出出口管管制清单单所列列物项及及其相关关技术,应应当向国国家原子子能机构构提出申申请,填填写核出出口申请请表并提提交下列列文件: (一一)申请请人从事事核出口口的专营营资格证证明;(二二)申请请人的法法定代表表人、主主要经营营管理人人以及经经办人的的身份证证明;(三三)合同同或者协协议的副副本;(四四)核材材料或者者反应堆堆用非核核材料分分析报告告单;(五五)最终终用户证证明;
5、(六)接接受方依依照本条条例第五五条规定定提供的的保证证证明; 第第八条 申请人人应当如如实填写写核出口口申请表表。 核出出口申请请表由国国家原子子能机构构统一印印制。 第九九条 核核出口申申请表上上填报的的事项发发生变化化的,申申请人应应当及时时提出修修正,或或者重新新提出出出口申请请。 申请请人中止止核出口口时,应应当及时时撤回核核出口申申请。 第十十条 国国家原子子能机构构应当自自收到核核出口申申请表及及本条例例第七条条所列文文件之日日起个工作作日内,提提出审查查意见,并并通知申申请人;经审查查同意的的,应当当区分情情况,依依照下列列规定处处理: (一一)出口口核材料料的,转转送国防防科
6、学技技术工业业委员会会复审; (二)出口核核设备或或者反应应堆用非非核材料料及其相相关技术术的,转转送对外外贸易经经济合作作部复审审或者对对外贸易易经济合合作部会会同国防防科学技技术工业业委员会会复审。 国防防科学技技术工业业委员会会、对外外贸易经经济合作作部应当当自收到到国家原原子能机机构转送送的核出出口申请请表和本本条例第第七条所所列文件件及审查查意见之之日起个工工作日内内提出复复审意见见,并通通知申请请人。 国家家原子能能机构、国国防科学学技术工工业委员员会、对对外贸易易经济合合作部因因特殊情情况,需需要延长长审查或或者复审审期限的的,可以以延长个工工作日,但但是应当当通知申申请人。 第
7、十十一条 对国家家安全、社社会公共共利益或或者外交交政策有有重要影影响的核核出口,国国家原子子能机构构、国防防科学技技术工业业委员会会、对外外贸易经经济合作作部审查查或者复复审时,应应当会商商外交部部;必要要时,应应当报国国务院审审批。 报国国务院审审批的,不不受本条条例第十十条规定定时限的的限制。 第十十二条 核出口口申请依依照本条条例规定定经复审审或者审审批同意意的,由由对外贸贸易经济济合作部部颁发核核出口许许可证。 第十十三条 核出口口许可证证持有人人改变原原申请出出口的物物项及其其相关技技术的,应应当交回回原许可可证,并并依照本本条例的的规定,重重新申请请、领取取核出口口许可证证。 第
8、十十四条 对外贸贸易经济济合作部部颁发核核出口许许可证后后,应当当书面通通知国家家原子能能机构。 第十十五条 核出口口专营单单位进行行核出口口时,应应当向海海关出具具核出口口许可证证,依照照海关法法的规定定办理海海关手续续,并接接受海关关监管。 第十十六条 接受方方或其政政府违反反其依照照本条例例第五条条规定作作出的保保证,或或者出现现核扩散散危险时时,对外外贸易经经济合作作部会同同国务院院有关部部门有权权作出中中止出口口有关物物项或者者相关技技术的决决定,并并由对外外贸易经经济合作作部书面面通知海海关执行行。 第十十七条 违反本本条例的的规定,出出口核材材料、核核设备、反反应堆用用非核材材料
9、及其其相关技技术,构构成犯罪罪的,依依法追究究刑事责责任;尚尚不构成成犯罪的的,依照照海关法法、对外外贸易法法的规定定处罚。 第十十八条 伪造、变变造、买买卖核出出口许可可证的,依依法追究究刑事责责任。 第十十九条 国家核核出口管管制工作作人员玩玩忽职守守、徇私私舞弊或或者滥用用职权,构构成犯罪罪的,依依法追究究刑事责责任;尚尚不构成成犯罪的的,依法法给予行行政处分分。 第二二十条 国家原原子能机机构可以以会同国国防科学学技术工工业委员员会、对对外贸易易经济合合作部、外外交部、海海关总署署等部门门根据实实际情况况,对管管制清单单进行行调整,报报国务院院批准后后执行。 第二二十一条条 中华华人民
10、共共和国缔缔结或者者参加的的国际条条约同本本条例有有不同规规定的,适适用国际际条约的的规定;但是,中中华人民民共和国国声明保保留的条条款除外外。 第二二十二条条 本条条例自发发布之日日起施行行。 附件:核核出口管管制清单单第一部分分 核材材料核材材料系指指源材料料和特种种可裂变变材料。其其中: 、源源材料系系指天然然铀、贫贫化铀和和钍,呈呈金属、合合金、化化合物或或浓缩物物形态的的上述各各种材料料。但不不包括: ()政府府确信仅仅用于非非核活动动的源材材料; ()在个月月期间内内向某一一接受国国出口: 少于于千克的的天然铀铀; 少少于千千克的贫贫化铀; 少于于千克克的钍。 、特特种可裂裂变材料
11、料系指钚钚、铀铀、同同位素铀铀或铀铀或兼兼含铀、铀其总丰丰度与铀铀丰度度比大于于自然界界中铀与铀的丰度度比的铀铀。以及及含有上上述物质质的任何何材料。但但不包括括: ()钚同位素素浓度超超过的钚钚; ()克量量或克量量以下用用作仪器器传感元元件的特特种可裂裂变材料料; ()在个月月期间内内向某一一接受国国出口少少于有效克克的特种种可裂变变材料。 第二部分分 核设设备和反反应堆用用非核材材料 反应应堆及其其设备整体核核反应堆堆能够够运行以以便保持持受控自自持链式式裂变反反应的核核反应堆堆,但不不包括零零功率反反应堆,零零功率反反应堆定定义为设设计的钚钚最大生生产率每每年不超超过克的的反应堆堆。
12、注释一个个“核反反应堆”基基本上包包括反应应堆容器器内或直直接安装装在其上上的物项项、控制制堆芯功功率水平平的设备备和通常常含有或或直接接接触或控控制反应应堆堆芯芯一次冷冷却剂的的部件。 那些些能适当当地加以以改进使使每年产产钚量大大大超过过克的反反应堆亦亦应包括括在内。设设计在较较高功率率水平下下持续运运行的反反应堆,无无论其产产钚能力力如何都都不被认认为是“零零功率反反应堆”。 反应堆堆压力容容器金属属容器,作作为完整整的装置置或工厂厂预制的的该装置置的主要要部件,是是专门设设计或制制造来容容纳上述述定义义的核反反应堆的的堆芯,并并且能承承受一次次冷却剂剂的工作作压力。 注释物项项包括括反
13、应堆堆压力容容器的顶顶板,它它是工厂厂预制的的压力容容器的主主要部件件。 反应应堆内部部件(例例如堆芯芯用支承承柱和板板及其他他容器内内部件、控控制棒导导管、热热屏蔽层层、挡板板、堆芯芯栅格板板、扩散散板等)通通常由反反应堆供供应商提提供。在在某些情情况下,制制造压力力容器时时也包括括制造某某些内部部支承构构件。这这些物项项对于反反应堆运运行的安安全性和和可靠性性(因此此对反应应堆供应应商的保保证和责责任)非非常关键键,因此此它们的的供应通通常不是是在反应应堆本身身的基本本供应安安排以外外。因此此,虽然然不一定定认为单单独供应应这些专专门设计计和制造造的独特特的、关关键的、大大型和昂昂贵的物物
14、项被排排除在考考虑的范范围之外外,但认认为这种种供应方方式未必必可能。 反应堆堆燃料装装卸机专门门设计或或制造用用于对上上述定定义的核核反应堆堆插入或或从中取取出燃料料,能进进行负载载操作或或利用技技术上先先进的定定位或准准直装置置以便允允许进行行复杂的的停堆装装料操作作(例如如通常不不可能直直接观察察或接近近燃料的的操作)的的操作设设备。 反应堆堆控制棒棒 专门门设计或或制造用用于控制制上述定义的的核反应应堆的反反应速率率的一种种棒。 注释此物物项除了了吸收中中子的部部件外还还包括该该部件所所用支承承结构或或悬吊结结构(如如分开供供应的话话)。 反应堆堆压力管管专门门设计或或制造用用于容纳纳
15、上述定义的的反应堆堆的燃料料元件和和一次冷冷却剂的的压力管管,工作作压力超超过兆帕帕(磅平方英英寸)。 锆管专门门设计或或制造用用于上述述定义义的反应应堆中在在任何个月月期间数数量超过过公斤,而而且其中中铪与锆锆之重量量比低于于的的锆金属属和合金金管或管管组件。 一次冷冷却剂泵泵专门门设计或或制造用用于循环环上述定义的的核反应应堆用一一次冷却却剂的泵泵。 注释释 专门门设计和和制造的的泵可包包括防止止一次冷冷却剂渗渗漏的精精密密封封或多种种密封的的系统、全全密封驱驱动泵,及及有惯性性质量系系统的泵泵。这一一定义包包括鉴定定为或或相当标标准的泵泵。 反应应堆用非非核材料料 氘氘和重水水任何何一个
16、收收货国在在任何个月月期间内内收到的的供上述述定义义的核反反应堆用用,数量量超过公公斤氘原原子的氘氘、重水水(氧化化氘)以以及氘与与氢原子子之比超超过的任任何其他他氘化物物。 核级石石墨任一收货货国在任任何个月期期间内收收到供上上述定定义的核核反应堆堆用的数数量超过过公公斤(公吨吨),纯纯度高于于百万分分之五硼硼当量,密密度大于于克立方厘厘米的石石墨。 辐照照燃料元元件后处处理厂以以及专门门为其设设计或制制造的设设备 按语语 辐照照核燃料料经后处处理能从从强放射射性裂变变产物以以及其他他超铀元元素中分分离钚和和铀。有有各种技技术工艺艺流程能能够实现现这种分分离。但但是,多多年来,“普普雷克斯斯
17、”已成成为最普普遍采用用和接受受的工艺艺流程。“普普雷克斯斯”流程程包括:将辐照照核燃料料溶解在在硝酸中中,接着着通过利利用磷酸酸三丁酯酯与一种种有机稀稀释剂的的混合剂剂的溶剂剂萃取法法分离铀铀、钚和和裂变产产物。 各种种“普雷雷克斯”设设施具有有彼此相相似的工工艺功能能,包括括:辐照照燃料元元件的切切割、燃燃料溶解解、溶剂剂萃取和和工艺液液流的贮贮存。还还可能有有种种设设备,用用于:使使硝酸铀铀酰热脱脱硝,把把硝酸钚钚转化成成氧化钚钚或金属属钚,以以及把裂裂变产物物的废液液处理成成适合于于长期贮贮存或处处置的形形式。但但是,执执行这些些功能的的设备的的类型和和结构在在各种“普普雷克斯斯”设施
18、施间可能能不同,原原因有几几个,其其中包括括需要后后处理的的辐照核核燃料的的类型和和数量、打打算对回回收材料料的处理理和设施施设计时时所考虑虑的安全全和维修修原则。 一个个“辐照照燃料元元件后处处理厂”包包括通常常直接接接触和直直接控制制辐照燃燃料和主主要核材材料以及及裂变产产物工艺艺液流的的设备和和部件。 可以以通过采采取的各各种避免免临界(例例如通过过几何形形状)、辐辐射照射射(例如如通过屏屏蔽)和和毒性危危险(例例如通过过安全壳壳)的措措施来确确定这些些过程,包包括钚转转换和钚钚金属生生产的完完整系统统。 辐辐照燃料料元件切切割机 按语语 这种种设备能能切开燃燃料包壳壳,使辐辐照核材材料
19、能够够被溶解解。专门门设计的的金属切切割机是是最常用用的,当当然也可可能采用用先进设设备,例例如激光光器。 专门门设计或或制造为为以上确确定的后后处理厂厂用来切切、割或或剪辐照照燃料组组件、燃燃料棒束束或棒的的遥控设设备。 溶解器器按语语 溶解解器通常常接受切切碎了的的乏燃料料。在这这种临界界安全的的容器内内,辐照照核材料料被溶解解在硝酸酸中,而而剩余的的壳片从从工艺液液流中被被去掉。 专门门设计或或制造供供以上确确定的后后处理厂厂用于溶溶解辐照照核燃料料,并能能承受热热、腐蚀蚀性强的的液体以以及能远远距离装装料和维维修的在在临界安安全的容容器(例例如小直直径、环环形或平平板式的的容器)。 溶
20、剂萃萃取器和和溶剂萃萃取设备备按语语 溶剂剂萃取器器既接受受溶解器器中出来来的辐照照燃料的的溶液,又又接受分分离铀、钚钚和裂变变产物的的有机溶溶液。溶溶剂萃取取设备通通常设计计成能满满足严格格的运行行参数,例例如很长长的运行行寿命,不不需要维维修或充充分便于于更换、操操作和控控制简便便以及可可适应工工艺条件件的各种种变化。 专门门设计或或制造用用于辐照照燃料后后处理厂厂的溶剂剂萃取器器,例如如填料塔塔或脉冲冲塔、混混合澄清清器或离离心接触触器。溶溶剂萃取取器必须须能耐硝硝酸的腐腐蚀作用用。溶剂剂萃取器器通常由由低碳不不锈钢、钛钛、锆或或其他优优质材料料,按极极高标准准(包括括特种焊焊接和检检查
21、以及及质量保保证和质质量控制制技术)加加工制造造而成。 化学溶溶液保存存或贮存存容器 按语语 溶剂剂萃取阶阶段产生生三种主主要的工工艺液流流。进一一步处理理所有这这三种液液流所用用的保存存或贮存存容器如如下: (aa) 用用蒸发法法使纯硝硝酸铀酰酰溶液浓浓缩,然然后使其其进到脱脱硝过程程,并在在此过程程中转变变成氧化化铀。这这种氧化化物再次次在核燃燃料循环环中使用用。 (bb) 通通常用蒸蒸发法浓浓缩强放放射性裂裂变产物物溶液, 并以以浓缩液液形式贮贮存。随随后可蒸蒸发这种种浓缩液液并将其其转变成成适合于于贮存或或处置的的形式。 (cc) 在在将纯硝硝酸钚溶溶液转到到下几个个工艺步步骤前先先将
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