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『发布时间』2001年6月28日
『生效时间』2001年6月28日
中华人民共和国国防科学技术工业委员会令
第 7 号
调整后的《核出口管制清单》，已经国务院2001年4月28日批准，现予发布，自发布之日起施行。
主任 刘积斌
二○○一年六月二十八日
核出口管制清单
(2001年6月28日 国务院批准)
内 容
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500kg的天然铀；
② 少于1000kg的贫化铀；
③ 少于1000kg的钍。
2. 特种可裂变材料系指钚-239、铀-233、含同位素铀-235或铀-233或兼含铀-233和铀-235其同位素总丰度与铀-238的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 核反应堆和为其专门设计或制造的设备和部件
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 核反应堆压力容器
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，被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。
1.3 核反应堆燃料装卸机
专门设计或制造用于在上述1.1定义的核反应堆中插入或取出燃料的操作设备。
注释
上述物项能够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。"
1.4 核反应堆控制棒和设备
专门设计或制造用于控制上述1.1定义的核反应堆裂变过程的棒、支承结构或悬吊结构、棒驱动机或棒导向管。
1.5 核反应堆压力管
专门设计或制造用于容纳上述1.1定义的反应堆燃料元件和一次冷却剂的压力管，工作压力超过5.1 MPa(740 psi)。
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500kg，而且其中铪与锆的重量比低于1:500的锆金属和合金的管或管组件。
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-l或相当标准的泵。
1.8 核反应堆内部构件
专门设计和制造用于上述1.1段所定义的核反应堆的"核反应堆内部构件"，包括堆芯支承柱、燃料通道、热屏蔽层、堆芯缓冲层、堆芯栅格板和扩散板。
注释
"核反应堆内部构件"是反应堆压力壳内的主要结构，具有一种或多种功能，例如支承堆芯、保持燃料对准、引导一次冷却水流向、提供反应堆压力壳的辐射屏蔽层、导向堆芯内仪表。
1.9 热交换器
专门设计或制造用于上述1.1段所定义的核反应堆的一次冷却水回路的热交换器（蒸汽发生器）。
注释
蒸汽发生器是专门设计或制造用于将反应堆内生成的热量（一回路侧）输送到进水（二回路侧）以产生蒸汽。对有一个中间液态金属冷却回路的液态金属快增殖堆的情况，除蒸汽发生器外，用于将一回路侧的热量输送到中间冷却回路的热交换器理所当然地属于控制范围以内。本条款的控制范围不包括应急冷却系统和衰变热冷却系统的热交换器。
1.10 中子探测和测量仪表
专门设计或制造用于测定上述1.1段所定义的核反应堆堆芯内中子通量的中子探测和测量仪表。
注释
本条款的范围包括用于测定大量程范围中子通量的堆芯内和堆芯外仪器仪表，典型地从每平方厘米每秒104个中子至每平方厘米每秒1010个中子或更高。堆芯外意指那些上述1.1段所定义的核反应堆堆芯外，但是位于生物屏蔽层内的仪器仪表。
2 反应堆用非核材料
2.1 氘和重水
任一接受方在任何12个月期间内收到的供上述1.1定义的核反应堆用的数量超过200kg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
任一接受方在任何12个月期间内收到的供上述1.1定义的核反应堆用的数量超过3X104kg(30 t)、纯度高于百万分之五硼当量、密度大于1.50g/cm3的石墨。
注释
为了出口控制的目的，政府将确定出口符合上述技术指标的石墨是否用于核反应堆。
硼当量（BE）可以实验测定或以包括硼在内的杂质BEZ之总量计算得（由于碳不被考虑是一种杂质，因此不包括BE碳），其中：
BEZ(ppm)= CF×元素Z的浓度（ppm为单位）；
CF为转化因子：（σZ×AB）除以（σB×AZ）；σB 和σZ 分别为自然界形成的硼和元素Z的热中子俘获截面(巴为单位)；以及AB 和AZ分别为自然界形成的硼和元素Z的原子质量。
3 辐照燃料元件后处理厂以及为其专门设计或制造的设备
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，然后利用磷酸三丁酯与一种有机稀释剂的混合剂通过溶剂萃取法分离铀、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，
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