4. collector system suitable for isotopic analysis.
5.5.12. UF6/carrier gas separation systems
Especially designed or prepared systems for separating UF6 from carrier gas (hydrogen or helium).
Explanatory note
These systems are designed to reduce the UF6 content in the carrier gas to 1 ppm or less and many incorporate equipment such as:
(a) cryogenic heat exchangers and cryoseparators capable of temperatures of -120 °C or less, or
(b) cryogenic refrigeration units capable of temperatures of -120 °C or less, or
(c) separation nozzle or vortex tube units for the separation of UF6 from carrier gas, or
(d) UF6 cold traps capable of temperatures of -20 °C or less.
5.6. Especially designed or prepared systems, equipment and components for use in chemical exchange or ion exchange enrichment plants
Introductory note
The slight difference in mass between the isotopes of uranium causes small changes in chemical reaction equilibria that can be used as a basis for separation of the isotopes. Two processes have been successfully developed: liquid-liquid chemical exchange and solid-liquid ion exchange.
In the liquid-liquid chemical exchange process, immiscible liquid phases (aqueous and organic) are countercurrently contacted to give the cascading effect of thousands of separation stages. The aqueous phase consists of uranium chloride in hydrochloric acid solution; the organic phase consists of an extractant containing uranium chloride in an organic solvent. The contactors employed in the separation cascade can be liquid-liquid exchange columns (such as pulsed columns with sieve plates) or liquid centrifugal contactors. Chemical conversions (oxidation and reduction) are required at both ends of the separation cascade in order to provide for the reflux requirements at each end. A major design concern is to avoid contamination of the process streams with certain metal ions. Plastic, plastic-lined (including use of fluorocarbon polymers) and/or glass-lined columns and piping are therefore used.
In the solid-liquid ion-exchange process, enrichment is accomplished by uranium adsorption/desorption on a special, very fast-acting, ion-exchange resin or adsorbent. A solution of uranium in hydrochloric acid and other chemical agents is passed through cylindrical enrichment columns containing packed beds of the adsorbent. For a continuous process, a reflux system is necessary to release the uranium from the adsorbent back into the liquid flow so that ’product’ and ’tails’ can be collected. This is accomplished with the use of suitable reduction/oxidation chemical agents that are fully regenerated in separate external circuits and that may be partially regenerated within the isotopic separation columns themselves. The presence of hot concentrated hydrochloric acid solutions in the process requires that the equipment be made of or protected by special corrosion-resistant materials.
5.6.1. Liquid-liquid exchange columns (chemical exchange)
Countercurrent liquid-liquid exchange columns having mechanical power input (i.e., pulsed columns with sieve plates, reciprocating plate columns, and columns with internal turbine mixers), especially designed or prepared for uranium enrichment using the chemical exchange process. For corrosion resistance to concentrated hydrochloric acid solutions, these columns and their internals are made of or protected by suitable plastic materials (such as fluorocarbon polymers) or glass. The stage residence time of the columns is designed to be short (30 seconds or less).
5.6.2. Liquid-liquid centrifugal contactors (chemical exchange)
Liquid-liquid centrifugal contactors especially designed or prepared for uranium enrichment using the chemical exchange process. Such contactors use rotation to achieve dispersion of the organic and aqueous streams and then centrifugal force to separate the phases. For corrosion resistance to concentrated hydrochloric acid solutions, the contactors are made of or are lined with suitable plastic materials (such as fluorocarbon polymers) or are lined with glass. The stage residence time of the centrifugal contactors is designed to be short (30 seconds or less).
5.6.3. Uranium reduction systems and equipment (chemical exchange)
(a) Especially designed or prepared electrochemical reduction cells to reduce uranium from one valence state to another for uranium enrichment using the chemical exchange process. The cell materials in contact with process solutions must be corrosion resistant to concentrated hydrochloric acid solutions.
Explanatory note
The cell cathodic compartment must be designed to prevent reoxidation of uranium to its higher valence state. To keep the uranium in the cathodic compartment, the cell may have an impervious diaphragm membrane constructed of special cation exchange material. The cathode consists of a suitable solid conductor such as graphite.
(b) Especially designed or prepared systems at the product end of the cascade for taking the U4+ out of the organic stream, adjusting the acid concentration and feeding to the electrochemical reduction cells.
Explanatory note
These systems consist of solvent extraction equipment for stripping the U4+ from the organic stream into an aqueous solution, evaporation and/or other equipment to accomplish solution pH adjustment and control, and pumps or other transfer devices for feeding to the electrochemical reduction cells. A major design concern is to avoid contamination of the aqueous stream with certain metal ions. Consequently, for those parts in contact with the process stream, the system is constructed of equipment made of or protected by suitable materials (such as glass, fluorocarbon polymers, polyphenyl sulfate, polyether sulfone, and resin-impregnated graphite).
5.6.4. Feed preparation systems (chemical exchange)
Especially designed or prepared systems for producing high-purity uranium chloride feed solutions for chemical exchange uranium isotope separation plants.
Explanatory note
These systems consist of dissolution, solvent extraction and/or ion exchange equipment for purification and electrolytic cells for reducing the uranium U6+ or U4+ to U3+. These systems produce uranium chloride solutions having only a few parts per million of metallic impurities such as chromium, iron, vanadium, molybdenum and other bivalent or higher multi-valent cations. Materials of construction for portions of the systems processing high-purity U3+ include glass, fluorocarbon polymers, polyphenyl sulfate or polyether sulfone plastic-lined and resin-impregnated graphite.
5.6.5. Uranium oxidation systems (chemical exchange)
Especially designed or prepared systems for oxidation of U3+ to U4+ for return to the uranium isotope separation cascade in the chemical exchange enrichment process.
Explanatory note
These systems may incorporate equipment such as:
(a) equipment for contacting chlorine and oxygen with the aqueous effluent from the isotope separation equipment and extracting the resultant U4+ into the stripped organic stream returning from the product end of the cascade,
(b) equipment that separates water from hydrochloric acid so that the water and the concentrated hydrochloric acid may be reintroduced to the process at the proper locations.
5.6.6. Fast-reacting ion exchange resins/adsorbents (ion exchange)
Fast-reacting ion-exchange resins or adsorbents especially designed or prepared for uranium enrichment using the ion exchange process, including porous macroreticular resins, and/or pellicular structures in which the active chemical exchange groups are limited to a coating on the surface of an inactive porous support structure, and other composite structures in any suitable form including particles or fibres. These ion exchange resins/adsorbents have diameters of 0,2 mm or less and must be chemically resistant to concentrated hydrochloric acid solutions as well as physically strong enough so as not to degrade in the exchange columns. The resins/adsorbents are especially designed to achieve very fast uranium isotope exchange kinetics (exchange rate half-time of less than 10 seconds) and are capable of operating at a temperature in the range of 100 °C to 200 °C.
5.6.7. Ion exchange columns (ion exchange)
Cylindrical columns greater than 1000 mm in diameter for containing and supporting packed beds of ion exchange resin/adsorbent, especially designed or prepared for uranium enrichment using the ion exchange process. These columns are made of or protected by materials (such as titanium or fluorocarbon plastics) resistant to corrosion by concentrated hydrochloric acid solutions and are capable of operating at a temperature in the range of 100 °C to 200 °C and pressures above 0,7 MPa (102 psia).
5.6.8. Ion exchange reflux systems (ion exchange)
(a) Especially designed or prepared chemical or electrochemical reduction systems for regeneration of the chemical reducing agent(s) used in ion exchange uranium enrichment cascades.
(b) Especially designed or prepared chemical or electrochemical oxidation systems for regeneration of the chemical oxidising agent(s) used in ion exchange uranium enrichment cascades.
Explanatory note
The ion exchange enrichment process may use, for example, trivalent titanium (Ti3+) as a reducing cation in which case the reduction system would regenerate Ti3+ by reducing Ti4+. The process may use, for example, trivalent iron (Fe3+) as an oxidant in which case the oxidation system would regenerate Fe3+ by oxidising Fe2+.
5.7. Especially designed or prepared systems, equipment and components for use in laser-based enrichment plants
Introductory note
Present systems for enrichment processes using lasers fall into two categories: those in which the process medium is atomic uranium vapour and those in which the process medium is the vapour of a uranium compound. Common nomenclature for such processes include: first category, atomic vapour laser isotope separation (AVLIS or SILVA); second category, molecular laser isotope separation (MLIS or MOLIS) and chemical reaction by isotope selective laser activation (CRISLA). The systems, equipment and components for laser enrichment plants embrace:
(a) devices to feed uranium-metal vapour (for selective photo-ionisation) or devices to feed the vapour of a uranium compound (for photo-dissociation or chemical activation);
(b) devices to collect enriched and depleted uranium metal as ’product’ and ’tails’ in the first category, and devices to collect dissociated or reacted compounds as ’product’ and unaffected material as ’tails’ in the second category;
(c) process laser systems to selectively excite the uranium-235 species, and feed preparation and product conversion equipment. The complexity of the spectroscopy of uranium atoms and compounds may require incorporation of any of a number of available laser technologies.
Explanatory note
Many of the items listed in this section come into direct contact with uranium metal vapour or liquid or with process gas consisting of UF6 or a mixture of UF6 and other gases. All surfaces that come into contact with the uranium or UF6 are wholly made of or protected by corrosion-resistant materials. For the purposes of the section relating to laser-based enrichment items, the materials resistant to corrosion by the vapour or liquid of uranium metal or uranium alloys include yttria-coated graphite and tantalum; and the materials resistant to corrosion by UF6 include copper, stainless steel, aluminium, aluminium alloys, nickel or alloys containing 60% or more nickel and UF6-resistant fully fluorinated hydrocarbon polymers.
5.7.1. Uranium vaporisation systems (AVLIS)
Especially designed or prepared uranium vaporisation systems which contain high-power strip or scanning electron beam guns with a delivered power on the target of more than 2,5 kW/cm.
5.7.2. Liquid uranium metal handling systems (AVLIS)
Especially designed or prepared liquid metal handling systems for molten uranium or uranium alloys, consisting of crucibles and cooling equipment for the crucibles.
Explanatory note
The crucibles and other parts of this system that come into contact with molten uranium and uranium alloys are made of or protected by materials of suitable corrosion and heat resistance. Suitable materials include tantalum, yttria-coated graphite, graphite coated with other rare earth oxides or mixtures thereof.
5.7.3. Uranium metal ’product’ and ’tails’ collector assemblies (AVLIS)
Especially designed or prepared ’product’ and ’tails’ collector assemblies for uranium metal in liquid or solid form.
Explanatory note
Components for these assemblies are made of or protected by materials resistant to the heat and corrosion of uranium metal vapour or liquid (such as yttria-coated graphite or tantalum) and may include pipes, valves, fittings, ’gutters’, feed-throughs, heat exchangers and collector plates for magnetic, electrostatic or other separation methods.
5.7.4. Separator module housings (AVLIS)
Especially designed or prepared cylindrical or rectangular vessels for containing the uranium metal vapour source, the electron beam gun, and the ’product’ and ’tails’ collectors.
Explanatory note
These housings have multiplicity of ports for electrical and water feed-throughs, laser beam windows, vacuum pump connections and instrumentation diagnostics and monitoring. They have provisions for opening and closure to allow refurbishment of internal components.
5.7.5. Supersonic expansion nozzles (MLIS)
Especially designed or prepared supersonic expansion nozzles for cooling mixtures of UF6 and carrier gas to 150 K or less and which are corrosion resistant to UF6.
5.7.6. Uranium pentafluoride product collectors (MLIS)
Especially designed or prepared uranium pentafluoride (UF5) solid product collectors consisting of filter, impact, or cyclone-type collectors, or combinations thereof, and which are corrosion resistant to the UF5/UF6 environment.
5.7.7. UF6/carrier gas compressors (MLIS)
Especially designed or prepared compressors for UF6/carrier gas mixtures, designed for long term operation in a UF6 environment. The components of these compressors that come into contact with process gas are made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6.
5.7.8. Rotary shaft seals (MLIS)
Especially designed or prepared rotary shaft seals, with seal feed and seal exhaust connections, for sealing the shaft connecting the compressor rotor with the driver motor so as to ensure a reliable seal against out-leakage of process gas or in-leakage of air or seal gas into the inner chamber of the compressor which is filled with a UF6/carrier gas mixture.
5.7.9. Fluorination systems (MLIS)
Especially designed or prepared systems for fluorinating UF5 (solid) to UF6 (gas).
Explanatory note
These systems are designed to fluorinate the collected UF5 powder to UF6 for subsequent collection in product containers or for transfer as feed to MLIS units for additional enrichment. In one approach, the fluorination reaction may be accomplished within the isotope separation system to react and recover directly off the ’product’ collectors. In another approach, the UF5 powder may be removed/transferred from the ’product’ collectors into a suitable reaction vessel (e.g., fluidised-bed reactor, screw reactor or flame tower) for fluorination. In both approaches, equipment for storage and transfer of fluorine (or other suitable fluorinating agents) and for collection and transfer of UF6 are used.
5.7.10. UF6 mass spectrometers/ion sources (MLIS)
Especially designed or prepared magnetic or quadrupole mass spectrometers capable of taking ’on-line’ samples of feed, ’product’ or ’tails’, from UF6 gas streams and having all of the following characteristics:
1. unit resolution for mass greater than 320;
2. ion sources constructed of or lined with nichrome or monel or nickel plated;
3. electron bombardment ionisation sources;
4. collector system suitable for isotopic analysis.
5.7.11. Feed systems/product and tails withdrawal systems (MLIS)
Especially designed or prepared process systems or equipment for enrichment plants made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6, including:
(a) feed autoclaves, ovens, or systems used for passing UF6 to the enrichment process;
(b) desublimers (or cold traps) used to remove UF6 from the enrichment process for subsequent transfer upon heating;
(c) solidification or liquefaction stations used to remove UF6 from the enrichment process by compressing and converting UF6 to a liquid or solid form;
(d) ’product’ or ’tails’ stations used for transferring UF6 into containers.
5.7.12. UF6/carrier gas separation systems (MLIS)
Especially designed or prepared process systems for separating UF6 from carrier gas. The carrier gas may be nitrogen, argon, or other gas.
Explanatory note
These systems may incorporate equipment such as:
(a) cryogenic heat exchangers or cryoseparators capable of temperatures of -120 °C or less, or
(b) cryogenic refrigeration units capable of temperatures of -120 °C or less, or
(c) UF6 cold traps capable of temperatures of -20 °C or less.
5.7.13. Laser systems (AVLIS, MLIS and CRISLA)
Lasers or laser systems especially designed or prepared for the separation of uranium isotopes.
Explanatory note
The laser system for the AVLIS process usually consists of two lasers: a copper vapour laser and a dye laser. The laser system for MLIS usually consists of a CO2 or excimer laser and a multipass optical cell with revolving mirrors at both ends. Lasers or laser systems for both processes require a spectrum frequency stabiliser for operation over extended periods of time.
5.8. Especially designed or prepared systems, equipment and components for use in plasma separation enrichment plants
Introductory note
In the plasma separation process, a plasma of uranium ions passes through an electric field tuned to the U-235 ion resonance frequency so that they preferentially absorb energy and increase the diameter of their corkscrew-like orbits. Ions with a large-diameter path are trapped to produce a product enriched in U-235. The plasma, which is made by ionising uranium vapour, is contained in a vacuum chamber with a high-strength magnetic field produced by a superconducting magnet. The main technological systems of the process include the uranium plasma generation system, the separator module with superconducting magnet and metal removal systems for the collection of ’product’ and ’tails’.
5.8.1. Microwave power sources and antennae, Especially designed or prepared microwave power sources and antennae for producing or accelerating ions and having the following characteristics: greater than 30 GHz frequency and greater than 50 kW mean power output for ion production.
5.8.2. Ion excitation coils
Especially designed or prepared radio frequency ion excitation coils for frequencies of more than 100 kHz and capable of handling more than 40 kW mean power.
5.8.3. Uranium plasma generation systems
Especially designed or prepared systems for the generation of uranium plasma, which may contain high-power strip or scanning electron beam guns with a delivered power on the target of more than 2,5 kW/cm.
5.8.4. Liquid uranium metal handling systems
Especially designed or prepared liquid metal handling systems for molten uranium or uranium alloys, consisting of crucibles and cooling equipment for the crucibles.
Explanatory note
The crucibles and other parts of this system that come into contact with molten uranium or uranium alloys are made of or protected by materials of suitable corrosion and heat resistance. Suitable materials include tantalum, yttria-coated graphite, graphite coated with other rare earth oxides or mixtures thereof.
5.8.5. Uranium metal ’product’ and ’tails’ collector assemblies
Especially designed or prepared ’product’ and ’tails’ collector assemblies for uranium metal in solid form. These collector assemblies are made of or protected by materials resistant to the heat and corrosion of uranium metal vapour, such as yttria-coated graphite or tantalum.
5.8.6. Separator module housings
Cylindrical vessels especially designed or prepared for use in plasma separation enrichment plants for containing the uranium plasma source, radio-frequency drive coil and the ’product’ and ’tail’ collectors.
Explanatory note
These housings have a multiplicity of ports for electrical feed-throughs, diffusion pump connections and instrumentation diagnostics and monitoring. They have provisions for opening and closure to allow for refurbishment of internal components and are constructed of a suitable non-magnetic material such as stainless steel.
5.9. Especially designed or prepared systems, equipment and components for use in electromagnetic enrichment plants
Introductory note
In the electromagnetic process, uranium metal ions produced by ionisation of a salt feed material (typically UC14) are accelerated and passed through a magnetic field that has the effect of causing the ions of different isotopes to follow different paths. The major components of an electromagnetic isotope separator include: a magnetic field for ion-beam diversion/separation of the isotopes, an ion source with its acceleration system, and a collection system for the separated ions. Auxiliary systems for the process include the magnet power supply system, the ion source high-voltage power supply system, the vacuum system, and extensive chemical handling systems for recovery of product and cleaning/recycling of components.
5.9.1. Electromagnetic isotope separators
Electromagnetic isotope separators, especially designed or prepared for the separation of uranium isotopes, and equipment and components therefor, including:
(a) ion sources
Especially designed or prepared single or multiple uranium ion sources consisting of a vapour source, ioniser, and beam accelerator, constructed of suitable materials such as graphite, stainless steel, or copper, and capable of providing a total ion beam current of 50 mA or greater;
(b) ion collectors
Collector plates consisting of two or more slits and pockets especially designed or prepared for collection of enriched and depleted uranium ion beams and constructed of suitable materials such as graphite or stainless steel;
(c) vacuum housings
Especially designed or prepared vacuum housings for uranium electromagnetic separators, constructed of suitable non-magnetic materials such as stainless steel and designed for operation at pressures of 0,1 Pa or lower;
Explanatory note
The housings are specially designed to contain the ion sources, collector plates and water-cooled liners and have provision for diffusion pump connections and opening and closure for removal and reinstallation of these components.
(d) Magnet pole pieces
Especially designed or prepared magnet pole pieces having a diameter greater than 2 m used to maintain a constant magnetic field within a electromagnetic isotope separator and to transfer the magnetic field between adjoining separators.
5.9.2. High voltage power supplies
Especially designed or prepared high-voltage power supplies for ion sources, having all of the following characteristics: capable of continuous operation, output voltage of 20 000 V or greater, output current of 1 A or greater, and voltage regulation of better than 0,01% over a period of eight hours.
5.9.3. Magnet power supplies
Especially designed or prepared high-power, direct current magnet power supplies having all of the following characteristics: capable of continuously producing a current output of 500 A or greater at a voltage of 100 V or greater and with a current or voltage regulation better than 0,01% over a period of 8 hours.
6. Plants for the production of heavy water, deuterium and deuterium compounds and equipment especially designed or prepared therefor
Introductory note
Heavy water can be produced by a variety of processes. However, the two processes that have proven to be commercially viable are the water-hydrogen sulphide exchange process (GS process) and the ammonia-hydrogen exchange process.
The GS process is based upon the exchange of hydrogen an deuterium between water and hydrogen sulphide within a series of towers which are operated with the top section cold and the bottom section hot. Water flows down the towers while the hydrogen sulphide gas circulates from the bottom to the top of the towers. A series of perforated trays are used to promote mixing between the gas and the water. Deuterium migrates to the water at low temperatures and to the hydrogen sulphide at high temperatures. Gas or water, enriched in deuterium, is removed from the first stage towers at the junction of the hot and cold sections and the process is repeated in subsequent stage towers. The product of the last stage, water enriched up to 30% in deuterium, is sent to a distillation unit to produce reactor grade heavy water, i.e., 99,75% deuterium oxide.
The ammonia-hydrogen exchange process can extract deuterium from synthesis gas through contact with liquid ammonia in the presence of a catalyst. The synthesis gas is fed into exchange towers and to an ammonia converter. Inside the towers the gas flows from the bottom to the top while the liquid ammonia flows from the top to the bottom. The deuterium is stripped from the hydrogen in the synthesis gas and concentrated in the ammonia. The ammonia then flows into an ammonia cracker at the bottom of the tower while the gas flows into an ammonia converter at the top. Further enrichment takes place in subsequent stages and reactor grade heavy water is produced through final distillation. The synthesis gas feed can be provided by an ammonia plant that, in turn, can be constructed in association with a heavy water ammonia-hydrogen exchange plant. The ammonia-hydrogen exchange process can also use ordinary water as a feed source of deuterium.
Many of the key equipment items for heavy water production plants using GS or the ammonia-hydrogen exchange processes are common to several segments of the chemical and petroleum industries. This is particularly so for small plants using the GS process. However, few of the items are available ’off-the shelf’. The GS and ammonia-hydrogen processes require the handling of large quantities of flammable, corrosive and toxic fluids at elevated pressures. Accordingly, in establishing the design and operating standards for plants and equipment using these processes, careful attention to the materials selection and specifications is required to ensure long service life with high safety and reliability factors. The choice of scale is primarily a function of economics and need. Thus, most of the equipment items would be prepared according to the requirements of the customer.
Finally, it should be noted that, in both the GS and the ammonia-hydrogen exchange processes, items of equipment which individually are not especially designed or prepared for heavy water production can be assembled into systems which are especially designed or prepared for producing heavy water. The catalyst production system used in the ammonia-hydrogen exchange process and water distillation systems used for the final concentration of heavy water to reactor-grade in either process are examples of such systems.
The items of equipment which are especially designed or prepared for the production of heavy water utilising either the water-hydrogen sulphide exchange process or the ammonia-hydrogen exchange process include the following:
6.1. Water - hydrogen sulphide exchange towers
Exchange towers fabricated from fine carbon steel (such as ASTM A516) with diameters of 6 m (20’) to 9 m (39’), capable of operating at pressures greater than or equal to 2 MPa (300 psi) and with a corrosion allowance of 6 mm or greater, especially designed or prepared for heavy water production utilising the water-hydrogen sulphide exchange process.
6.2. Blowers and compressors
Single stage, low head (i. e., 0,2 MPa or 30 psi) centrifugal blowers or compressors for hydrogen-sulphide gas circulation (i. e., gas containing more than 70% H2S) especially designed or prepared for heavy water production utilising the water-hydrogen sulphide exchange process. These blowers or compressors have a throughput capacity greater than or equal to 56 m3/second (120,000 SCFM) while operating at pressures greater than or equal to 1,8 MPa (260 psi) suction and have seals designed for wet H2S service.
6.3. Ammonia-hydrogen exchange towers
Ammonia-hydrogen exchange towers greater than or equal to 35 m (114,3 ft) in height with diameters of 1,5 m (4,9 ft) to 2,5 m (8,2 ft) capable of operating at pressures greater than 15 MPa (2225 psi) especially designed or prepared for heavy water production utilising the ammonia-hydrogen exchange process. These towers also have at least one flanged axial opening of the same diameter as the cylindrical part through which the tower internals can be inserted or withdrawn.
6.4. Tower internals and stage pumps
Tower internals and stage pumps especially designed or prepared for towers for heavy water production utilising the ammonia-hydrogen exchange process. Tower internals include especially designed stage contactors which promote intimate gas/liquid contact. Stage pumps include especially designed submersible pumps for circulation of liquid ammonia within a contacting stage internal to the stage towers.
6.5. Ammonia crackers
Ammonia crackers with operating pressures greater than or equal to 3 MPa (450 psi) especially designed or prepared for heavy water production utilising the ammonia-hydrogen exchange process.
6.6. Infrared absorption analysers
Infrared absorption analysers capable of on-line hydrogen/deuterium ratio analysis where deuterium concentrations are equal to or greater than 90%.
6.7. Catalytic burners
Catalytic burners for the conversion of enriched deuterium gas into heavy water especially designed or prepared for heavy water production utilising the ammonia-hydrogen exchange process.
7. Plants for the conversion of uranium and equipment especially designed or prepared therefor
Introductory note
Uranium conversion plants and systems may perform one or more transformations from one uranium chemical species to another, including: conversion of uranium ore concentrates to UO3, conversion of UO3 to UO2, conversion of uranium oxides to UF4 or UF6, conversion of UF4 to UF6, conversion of UF6 to UF4, conversion of UF4 to uranium metal, and conversion of uranium fluorides to UO2. Many of the key equipment items for uranium conversion plants are common to several segments of the chemical process industry. For example, the types of equipment employed in these processes may include: furnaces, rotary kilns, fluidised bed reactors, flame tower reactors, liquid centrifuges, distillation columns and liquid-liquid extraction columns. However, few of the items are available ’off-the-shelf, most would be prepared according to the requirements and specifications of the customer. In some instances, special design and construction considerations are required to address the corrosive properties of some of the chemicals handled (HF, F2, CIF3, and uranium fluorides). Finally, it should be noted that, in all of the uranium conversion processes, items of equipment which individually are not especially designed or prepared for uranium conversion can be assembled into systems which are especially designed or prepared for use in uranium conversion.
7.1. Especially designed or prepared systems for the conversion of uranium ore concentrates to UO3
Explanatory note
Conversion of uranium ore concentrates to UO3 can be performed by first dissolving the ore in nitric acid and extracting purified uranyl nitrate using a solvent such as tributyl phosphate. Next, the uranyl nitrate is converted to UO3 either by concentration and denitration or by neutralization with gaseous ammonia to produce ammonium diuranate with subsequent filtering, drying, and calcining.
7.2. Especially designed or prepared systems for the conversion of UO3 to UF6
Explanatory note
Conversion of UO3 to UF6 can be performed directly by fluorination. The process requires a source of fluorine gas or chlorine trifluoride.
7.3. Especially designed or prepared systems for the conversion of UO3 to UO2
Explanatory note
Conversion of UO3 to UO2 can be performed through reduction of UO3 with cracked ammonia gas or hydrogen.
7.4. Especially designed or prepared systems for the conversion of UO2 to UF4
Explanatory note
Conversion of UO2 to UF4 can be performed by reacting UO2 with hydrogen fluoride gas (HF) at 300-500 °C.
7.5. Especially designed or prepared systems for the conversion of UF4 to UF6
Explanatory note
Conversion of UF4 to UF6 is performed by exothermic reaction with fluorine in a tower reactor. UF6 is condensed from the hot effluent gases by passing the effluent stream through a cold trap cooled to -10 °C. The process requires a source of fluorine gas.
7.6. Especially designed or prepared systems for the conversion of UF4 to U metal
Explanatory note
Conversion UF4 to U metal is performed by reduction with magnesium (large batches) or calcium (small batches). The reaction is carried out at temperatures above the melting point of uranium (1130 °C).
7.7. Especially designed or prepared systems for the conversion of UF6 to UO2
Explanatory note
Conversion of UF6 to UO2 can be performed by one of three processes. In the first, UF6 is reduced and hydrolysed to UO2 using hydrogen and steam. In the second, UF6 is hydrolysed by solution in water, ammonia is added to precipitate ammonium diuranate, and the diuranate is reduced to UO2 with hydrogen at 820 °C. In the third process, gaseous UF6, CO2 and NH3 are combined in water, precipitating ammonium uranyl carbonate. The ammonium aranyl carbonate is combined with steam and hydrogen at 500-600 °C to yield UO2.
UF6 to UO2 conversion is often performed as the first stage of a fuel fabrication plant.
7.8. Especially designed or prepared systems for the conversion of UF6 to UF4
Explanatory note
Conversion of UF6 to UF4 is performed by reduction with hydrogen.
To the extent that the measures in this Protocol involve nuclear material declared by the Community and without prejudice to Article 1 of this Protocol, the Agency and the Community shall cooperate to facilitate implementation of those measures and shall avoid unnecessary duplication of activities.
The Community shall provide the Agency with information relating to transfers, for both nuclear and non-nuclear purposes, from each State to another Member State of the Community and to such transfers to each State from another Member State of the Community that corresponds to the information to be provided under Article 2 (a)(vi)(b) and under Article 2(a)(vi)(c) in relation to exports and imports of source material which has not reached the composition and purity suitable for fuel fabrication or for being isotopically enriched.
Each State shall provide the Agency with information relating to transfers to or from another Member State of the Community that corresponds to the information on specified equipment and non-nuclear material listed in Annex II of this Protocol to be provided under Article 2(a)(ix)(a) in relation to exports and, on specific request of the Agency, under Article 2(a)(ix)(b) in relation to imports.
With regard to the Community’s Joint Research Centre, the Community shall also implement the measures which this Protocol sets out for States, as appropriate in close collaboration with the State on whose territory an establishment of the centre is located.
The Liaison Committee, established under Article 25(a) of the Protocol referred to in Article 26 of the Safeguards Agreement, will be extended in order to allow for participation by representatives of the States and adjustment to the new circumstances resulting from this Protocol.
For the sole purposes of the implementation of this Protocol, and without prejudice to the respective competences and responsibilities of the Community and its Member States, each State which decides to entrust to the Commission of the European Communities implementation of certain provisions which under this Protocol are the responsibility of the States, shall so inform the other Parties to the Protocol through a side letter. The Commission of the European Communities shall inform the other Parties to the Protocol of its acceptance of any such decisions.”
Mivel az Osztrák Köztársaság, a Belga Királyság, a Dán Királyság, a Finn Köztársaság, a Németországi Szövetségi Köztársaság, a Görög Köztársaság, Írország, az Olasz Köztársaság, a Luxemburgi Nagyhercegség, a Holland Királyság, a Portugál Köztársaság, a Spanyol Királyság, a Svéd Királyság (a továbbiakban: az államok) és az Európai Atomenergia-közösség (a továbbiakban: a Közösség) részesei egy egyezménynek az államok, a Közösség és a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (a továbbiakban: „az ügynökség”) között, a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződés (a továbbiakban: biztosítéki egyezmény) III. cikkének (1) és (4) bekezdése alkalmazásában, amely 1997. február 21-én lépett hatályba;
Tudatában annak az igénynek, hogy a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozását a nemzetközi közösség az ügynökség biztosítéki intézkedésrendszere eredményességének növelésével és hatékonyságának javításával kívánja támogatni;
Emlékeztetve, hogy az ügynökségnek a biztosítéki intézkedésrendszer alkalmazása során szem előtt kell tartania azt az elvárást, hogy ne akadályozza a Közösség gazdasági és műszaki fejlődését, valamint a békés nukleáris tevékenység terén folytatott nemzetközi együttműködést, hogy tekintettel legyen a hatályban lévő egészségügyi, biztonsági, fizikai védelmi és egyéb biztonságvédelmi szabályokra, valamint az egyének jogaira, és tegyen meg minden óvintézkedést a kereskedelmi, technológiai és ipari titkok, valamint a tudomására jutott egyéb bizalmas információk védelme érdekében;
Mivel az e jegyzőkönyvben leírt tevékenységek gyakoriságát és mértékét az ügynökség biztosítéki intézkedésrendszere eredményessége növelésének és hatékonysága javításának célkitűzésével összhangban lévő, de a legalacsonyabb szinten kell tartani;
Ezért a Közösség, az államok és az ügynökség a következőkben állapodtak meg:
1. cikk
A biztosítéki egyezmény rendelkezéseit olyan mértékben kell a jegyzőkönyv vonatkozásában alkalmazni, amennyire azok vonatkoznak és megfelelnek a jegyzőkönyv rendelkezéseinek. Amennyiben a biztosítéki egyezmény és e jegyzőkönyv rendelkezései között eltérések mutatkoznak, a jegyzőkönyv rendelkezéseit kell alkalmazni.
2. cikk
a) Az egyes államok az i., ii., iv., ix. és x. pontban meghatározott tartalmú nyilatkozatot bocsátják az ügynökség rendelkezésére. A Közösség az v., vi. és vii. pontban meghatározott tartalmú nyilatkozatot bocsátja az ügynökség rendelkezésére. Az egyes államok és a Közösség az iii. és viii. pontban meghatározott tartalmú nyilatkozatot bocsátják az ügynökség rendelkezésére.
i. Mindazoknak a nukleáris üzemanyagciklussal összefüggő, nukleáris anyagot nem alkalmazó, bárhol végzett kutatási és fejlesztési tevékenységeknek az általános leírása, a helyszínekre vonatkozó információk megadásával, amelyeket az érintett állam finanszíroz, különösen amelyekre felhatalmazást adott vagy ellenőriz, illetve amelyeket a nevében végeznek.
ii. Az eredményesség és a hatékonyság várható növekedése céljából az ügynökség által igényelt és az érintett állam által jóváhagyott információk azokról a biztosítékokkal kapcsolatos üzemeltetési tevékenységekről, amelyeket olyan létesítményekben és létesítményeken kívüli helyszíneken folytatnak, ahol rendszeresen alkalmaznak nukleáris anyagot.
iii. Minden telephely valamennyi épületének általános leírása, amely tartalmazza a felhasználásukat és magyarázatot, ha a meghatározás nem egyértelmű. A leírás tartalmazza a telephely térképét.
iv. A jegyzőkönyv I. mellékletében felsorolt tevékenységek minden helyszínére vonatkozóan az adott tevékenység mértékének leírása.
v. Információ az uránbányák és uránércdúsító üzemek, valamint tóriumdúsító üzemek helyszínéről, üzemi állapotáról és becsült éves termelési kapacitásáról valamennyi államban, valamint az ilyen bányák és dúsító üzemek jelenlegi éves termelési adatairól. Az ügynökség kérésére a Közösség adatokat szolgáltat egy adott bánya vagy dúsító üzem aktuális éves termeléséről. Ehhez az adatszolgáltatáshoz nincs szükség a nukleáris anyag részletes nyilvántartására.
vi. Információ olyan nukleáris alapüzemanyagokról, amelyek összetétele és tisztasági foka még nem alkalmas üzemanyag gyártására vagy izotópdúsításra, az alábbiak szerint:
(a) ezeknek az anyagoknak a mennyisége, vegyi összetétele, jelenlegi vagy tervezett felhasználása, akár nukleáris vagy nem-nukleáris célokra, bármely olyan helyszínre az államokban, ahol az anyag mennyisége urán esetén a 10 tonnát és/vagy tórium esetén a 20 tonnát meghaladja, valamint más helyszínekre vonatkozóan, ahol az anyag mennyisége az 1 tonnát meghaladj a, ha az összesített anyagmennyiség az államokra mint egészre vonatkoztatva meghaladja a 10 tonna uránt vagy 20 tonna tóriumot. Ehhez az adatszolgáltatáshoz nincs szükség a nukleáris anyag részletes nyilvántartására;
(b) az államokból egy, a Közösségen kívüli országba exportált, kifejezetten nem-nukleáris célra szánt anyag mennyisége, kémiai összetétele, valamint rendeltetési helye, amennyiben az anyag mennyisége meghaladja a következő mennyiségeket:
1. 10 tonna urán, vagy ha ugyanabba az országba egymást követően többszöri exportra kerül sor, amelyek egyenkénti mennyisége kevesebb 10 tonnánál, de összességében egy éven belül meghaladja azt;
2. 20 tonna tórium, vagy ha ugyanabba az országba egymást követően többszöri exportra kerül sor, amelyek egyenkénti mennyisége kevesebb 20 tonnánál, de összességében egy éven belül meghaladja azt;
(c) az államokba a Közösségen kívülről importált, kifejezetten nem-nukleáris célra szánt anyag mennyisége, kémiai összetétele, jelenlegi elhelyezése és jelenlegi vagy tervezett felhasználása, amennyiben az anyag mennyisége meghaladja a következő mennyiségeket:
1. 10 tonna urán, vagy ha egymást követően többszöri importra kerül sor, amelyek egyenkénti mennyisége kevesebb 10 tonnánál, de összességében egy éven belül meghaladja azt;
2. 20 tonna tórium, vagy ha egymást követően többszöri importra kerül sor, amelyek egyenkénti mennyisége kevesebb 20 tonnánál, de összességében egy éven belül meghaladja azt;
magától értetődő, hogy nem szükséges az ilyen nem-nukleáris felhasználásra szánt anyagról információt szolgáltatni, amennyiben az már a végső nem-nukleáris felhasználási formájában van.
vii. (a) A biztosítéki egyezmény 37. cikke alapján az egyezmény hatálya alól mentesített nukleáris anyag mennyiségeire, felhasználására és helyszínére vonatkozó adatok;
(b) a biztosítéki egyezmény 36. cikkének b) pontja alapján az egyezmény hatálya alól mentesített olyan nukleáris anyagok mennyiségeire (ezek lehetnek becsült adatok is), felhasználására és helyszínére vonatkozó adatok, amelyek még nincsenek a nem-nukleáris felhasználási formájukban, és mennyiségük meghaladja a biztosítéki egyezmény 37. cikkében rögzített határértékeket. Ehhez az adatszolgáltatáshoz nincs szükség a nukleáris anyag részletes nyilvántartására.
viii. A plutóniumot, magas dúsítású uránt vagy U-233-at tartalmazó közepes vagy nagy aktivitású hulladékok helyszínére vagy további feldolgozására vonatkozó, adatok, amelyeket a biztosítéki egyezmény 11. cikke alapján kivontak biztosítékok alkalmazása alól. E bekezdés alkalmazásában a „további feldolgozás” nem foglalja magában hulladékok átcsomagolását vagy további kondicionálását tárolás vagy végső elhelyezés céljából, amennyiben az nem jelenti az elemek szétválasztását.
ix. A II. mellékletben felsorolt berendezésekről és nem-nukleáris anyagokról az alábbi adatok:
(a) az ilyen berendezéseknek, illetve anyagoknak a Közösségen kívüli minden exportja esetén az exportált tétel megnevezése, mennyisége, a tervezett felhasználás helye a fogadó államban, valamint az export dátuma, illetve tervezett dátuma;
(b) amennyiben az ügynökség külön kéri, egy, a Közösségen kívüli országból az ügynökség számára szolgáltatott információk megerősítése az importáló állam által, az ilyen berendezéseknek és anyagoknak az importáló államba történő exportja vonatkozásában.
x. Az állam illetékes hatóságai által jóváhagyott, a nukleáris üzemanyagciklus következő tízéves fejlesztésére vonatkozó általános tervek, (beleértve a tervezett nukleáris üzemanyagciklussal összefüggő kutatási és fejlesztési tevékenységeket is).
b) Minden állam minden elvárható erőfeszítést megtesz annak érdekében, hogy az alábbi információkat az ügynökség rendelkezésére bocsássa:
i. A nukleáris üzemanyagciklussal összefüggő, nukleáris anyagokat nem alkalmazó kutatási és fejlesztési tevékenységek általános leírása a helyszínre vonatkozó adatok feltüntetésével, amely tevékenységek kifejezetten dúsítással, nukleáris üzemanyag-reprocesszálással vagy plutóniumot, magas dúsítású uránt vagy U-233-at tartalmazó közepes vagy nagy aktivitású hulladékok feldolgozásával kapcsolatosak és az érintett államban bárhol történnek, de azt nem az érintett állam finanszírozza, nem adott rá kifejezett felhatalmazást vagy nem ellenőrzi azt, illetve nem annak megbízásából történik. E bekezdés alkalmazásában a közepes vagy nagy aktivitású hulladékok feldolgozása nem foglalja magában a hulladékok átcsomagolását vagy kondicionálását tárolás vagy hasznosítás céljából, amennyiben az nem jelenti az elemek szétválasztását.
ii. Azoknak az ügynökség által megadott telephelyeken kívüli helyszíneken folytatott tevékenységeknek az általános leírása és az azt végző személyek vagy szervezetek megnevezése, amelyeket az ügynökség úgy ítél meg, hogy funkcionális kapcsolatban állhatnak az adott telephelyen folytatott tevékenységgel. Ezeket az adatokat az ügynökség külön kérése esetén kell szolgáltatni. Szolgáltatásuk az ügynökséggel történt konzultációt követően, megfelelő időn belül történik.
c) Az ügynökség valamely részének vagy egészének kérésére, egy állam vagy megfelelő esetben a Közösség az e cikk alapján szolgáltatott adatokat kiegészíti vagy pontosítja, a biztosítéki célok eléréséhez szükséges mértékben.
3. cikk
a) Minden állam, vagy a Közösség, vagy adott esetben mindkettő a 2. cikk a) pontjának i., iii., iv., v. alpontja, a vi. alpontjának (a) pontja, a vii. és x. alpontja szerinti és a 2. cikk b) pontjának i. alpontja szerinti adatokat a jegyzőkönyv hatálybalépésétől számított 180 napon belül az ügynökség rendelkezésére bocsátja.
b) Minden egyes állam, vagy a Közösség, vagy adott esetben mindkettő az a) pontban meghatározott, az előző naptári évre vonatkozó adatok változásait minden év május 15-ig az ügynökség rendelkezésére bocsátja. Amennyiben nincs változás az előzőleg szolgáltatott adatokhoz képest, akkor minden egyes állam, vagy a Közösség, vagy adott esetben mindkettő ezt megfelelően jelzi.
c) A Közösség a 2. cikk a) pont vi. alpont (b) és (c) pontjában meghatározott, az előző naptári évre vonatkozó adatokat minden év május 15-ig az ügynökség rendelkezésére bocsátja.
d) Minden egyes állam a 2. cikk a) pont ix. alpontjának (a) pontjában meghatározott adatokat negyedévekre lebontva bocsátja az ügynökség rendelkezésére. Ezeket az adatokat a minden negyedév végétől számított hatvan napon belül kell az ügynökség rendelkezésére bocsátani.
e) A Közösség és minden egyes állam a 2. cikk a) pontjának viii. alpontjában meghatározott adatokat a további feldolgozás előtt 180 nappal, valamint a helyszínekben az előző naptári évben bekövetkezett változásokat minden év május 15-ig az ügynökség rendelkezésére bocsátja.
f) Minden egyes állam és az ügynökség megállapodnak a 2. cikk a) pontjának ii. alpontjában szereplő adatok szolgáltatásának idejéről és gyakoriságáról.
g) Minden egyes állam a 2. cikk a) bekezdés ix. alpontjának (b) pontjában meghatározott adatokat az ügynökség kérésétől számított 60 napon belül az ügynökség rendelkezésére bocsátja.
4. cikk
A jegyzőkönyv 5. cikke szerinti további hozzáférési lehetőséggel kapcsolatban a következőket kell alkalmazni:
a) Az ügynökség nem törekszik a 2. cikkben meghatározott adatok mechanikus vagy tételes ellenőrzésére, de biztosítani kell számára a hozzáférést a következőkhöz:
i. az 5. cikk a) bekezdés i. vagy ii. alpontjában említett bármely tetszése szerinti helyszín, kiválasztás alapján, annak bizonyítása céljából, hogy megbizonyodhasson arról, hogy ott nincs-e be nem jelentett nukleáris anyag vagy tevékenység;
ii. az 5. cikk b) vagy c) pontjában említett bármely helyszín, a 2. cikk alapján szolgáltatott információk helyességére és teljességére vonatkozó kérdések tisztázására, illetve az azokban található ellentmondások feloldása céljából;
iii. az 5. cikk a) bekezdésének iii. alpontjában említett bármely helyszín, olyan mértékben, amely az ügynökség számára ahhoz szükséges, hogy biztosítéki célból megerősítse a Közösség, vagy megfelelően valamely állam által adott nyilatkozatot olyan létesítményeknek vagy a létesítményeken kívüli helyszíneknek a leszereléséről, ahol nukleáris anyagot rendszeresen alkalmaztak.
b) i. az ii. alpontjában maghatározottak kivételével, az ügynökség legalább 24 órával korábban előzetes értesítést küld az érintett államnak, illetve az 5. cikk a) pontja vagy nukleáris anyaggal kapcsolatos esetekben az 5. cikk c) pontja alapján az érintett államnak és a Közösségnek, a helyszínre érkezésről;
ii. egy telephely bármely területéhez való hozzáférés esetén, amelyet az adott telephelyen a létesítményi adatok ellenőrzésére irányuló szemlével, vagy az eseti, illetve rendszeres helyszíni ellenőrzésekkel egyidejűleg kezdeményeznek, az előzetes értesítés ideje, amennyiben ezt az ügynökség úgy igényli, legalább két óra, de kivételes esetekben két óránál kevesebb is lehet.
c) Az előzetes értesítést írásban kell megtenni, feltüntetve benne a helyszínre való belépés indokait és az annak során végrehajtandó tevékenységeket.
d) Amennyiben kérdés vagy ellentmondás vetődik fel, az ügynökség lehetőséget ad az érintett államnak, és adott esetben a Közösségnek a kérdés vagy az ellentmondás tisztázására és a megoldás elősegítésére. Az ügynökség a hozzáférési igény bejelentése előtt biztosítja ezt a lehetőséget, kivéve, ha az ügynökség úgy ítéli meg, hogy a hozzáférés késleltetése hátrányosan befolyásolja a hozzáféréssel elérni kívánt célt. Az ügynökség egyetlen esetben sem von le következtetéseket a kérdéssel vagy ellentmondással kapcsolatban, míg az érintett állam vagy adott esetben a Közösség nem kap lehetőséget azok tisztázására.
e) A belépésre csak rendes munkaidőben kerülhet sor, kivéve, ha az érintett állammal ettől eltérően állapodtak meg.
f) Az érintett állam, illetve az 5. cikk a) pontja és nukleáris anyaggal kapcsolatos esetekben az 5. cikk c) pontja szerinti hozzáférés esetén az érintett állam és a Közösség jogosult az ügynökség ellenőreit a helyszíni látogatásokon képviselőivel, vagy megfelelő esetben közösségi ellenőrökkel kísérni, feltéve, hogy ez nem késlelteti vagy más módon nem akadályozza az ügynökség ellenőreit feladatuk elvégzésében.
5. cikk
Minden egyes állam biztosítja az ügynökség számára a belépést a következő helyekre:
a) i. egy telephely bármely helye;
ii. a 2. cikk a) pontjának v-viii. alpontjában meghatározott minden helyszín;
iii. bármely leszerelt létesítménybe vagy létesítményen kívüli leszerelt helyszín, ahol nukleáris anyagot rendszeresen alkalmaztak.
b) Bármely, az érintett állam által az a) pont i. alpontjában említettektől eltérő, a 2. cikk a) pont i. alpontja, a 2. cikk a) pontjának iv. alpontja és a 2. cikk a) pont ix. alpontja b) pontja vagy a 2. cikk b) pontja alapján meghatározott helyszínek; amennyiben az érintett állam az ilyen helyszínekhez való hozzáférést nem tudja biztosítani, akkor az adott állam minden elvárható erőfeszítést megtesz annak érdekében, hogy az ügynökség követelményeinek késedelem nélkül más módon tegyen eleget.
c) Bármely, az a) és b) pontban említettől eltérő, az ügynökség által helyszínspecifikus környezeti mintavétel elvégezésére meghatározott helyszín; ha az érintett állam nem képes az ilyen hozzáférést biztosítani, akkor az érintett állam minden elvárható erőfeszítést megtesz annak érdekében, hogy szomszédos helyszíneken vagy más módon késedelem nélkül eleget tegyen az ügynökség követelményeinek.
6. cikk
Az 5. cikk végrehajtása során az ügynökség az alábbi tevékenységeket végezheti;
a) Az 5. cikk a) pontjának i. vagy iii. alpontja szerinti hozzáférés során: vizuális megfigyelés; környezeti minták gyűjtése; sugárzásérzékelő és mérőműszerek alkalmazása; a kiegészítő megállapodásokban felsorolt plombák és egyéb azonosító, illetve beavatkozást jelző eszközök alkalmazása; valamint olyan egyéb objektív intézkedések, amelyek műszakilag bizonyítottan megfelelőek, és amelyek alkalmazásával az ügynökség kormányzótanácsa (a továbbiakban: kormányzótanács) és az előzetes konzultációkon az ügynökség, a Közösség és az érintett állam egyetértett.
b) Az 5. cikk a) pontjának ii. alpontja szerinti hozzáférés során: vizuális megfigyelés; a nukleáris anyag tételes megszámlálása; roncsolásmentes vizsgálat és mintavétel; sugárzásérzékelő és mérőműszerek alkalmazása; az anyag mennyiségére, származására és elhelyezésére vonatkozó nyilvántartások vizsgálata; környezeti minták gyűjtése; valamint egyéb olyan objektív intézkedések, amelyek műszakilag bizonyítottan megfelelőek, és amelyek alkalmazásával a kormányzótanács és az előzetes konzultációkon az ügynökség, a Közösség és az érintett állam egyetértett.
c) Az 5. cikk b) pontja szerinti hozzáférés során: vizuális megfigyelés; környezeti minták gyűjtése; sugárzásérzékelő és mérőműszerek alkalmazása; betekintés a biztosítéki egyezmény szempontjából lényeges termelési és szállítási nyilvántartásokba, valamint egyéb olyan objektív intézkedések, amelyek műszakilag bizonyítottan megfelelőek, és amelyek alkalmazásával a kormányzótanács, és az előzetes konzultációkon az ügynökség, a Közösség és az érintett állam egyetértett.
d) Az 5. cikk c) pontja szerinti hozzáférés során: környezeti minták gyűjtése, valamint, ha az ügynökség által az 5. cikk c) pontja alapján meghatározott helyszín esetében az eredmények nem adnak választ a kérdésre vagy nem oldják fel az ellentmondást, az adott helyszínen vizuális megfigyelés, sugárzásérzékelő és mérőműszerek és egyéb objektív intézkedések alkalmazása, ha az érintett állam, illetve, ha nukleáris anyaggal is kapcsolatban van, akkor a Közösség és az ügynökség is hozzájárul.
7. cikk
a) Valamely állam kérésére, az ügynökség és az állam a nukleáris fegyverek elterjedése szempontjából érzékeny információk kiszivárgásának megakadályozása, a biztonsági és a fizikai védelmi követelmények kielégítése, valamint a jogilag védett és kereskedelmi szempontból érzékeny információk védelme érdekében e jegyzőkönyv szerinti felügyelt hozzáférésről állapodhatnak meg. Ezek a megállapodások nem akadályozhatják az ügynökséget abban, hogy a szükséges tevékenységeket elvégezze annak érdekében, hogy hitelt érdemlő bizonyítékokat szerezzen arról, hogy a kérdéses helyszínen nincs-e be nem jelentett nukleáris anyag, nem végeznek-e be nem jelentett tevékenységet; idetartozik továbbá a 2. cikk szerinti adatok helyességére és teljességére vonatkozó kérdések tisztázása, valamint azok ellentmondásainak feloldása is.
b) Egy állam a 2. cikkben említett adatok megadásakor tájékoztathatja az ügynökséget az egyes telephelyeken található olyan helyekről, illetve olyan helyszínekről, amelyek esetében felügyelt hozzáférés alkalmazható.
c) A szükséges kiegészítő megállapodások hatálybalépéséig, az érintett állam az a) ponttal összhangban szabályozhatja a felügyelt hozzáférést.
8. cikk
Az e jegyzőkönyvben foglaltak nem akadályozzák meg, hogy egy állam hozzáférést biztosítson az ügynökség számára az 5. és a 9. cikkben említett helyszíneken túl további helyszínekhez, illetve, hogy kérje az ügynökséget adott helyszín ellenőrzésére. Az ügynökség késedelem nélkül megtesz minden elvárható intézkedést, hogy ezeknek a kéréseknek eleget tegyen.
9. cikk
Minden egyes állam hozzáférést biztosít az ügynökség számára az ügynökség által megjelölt helyszínekhez nagy területű környezeti mintavétel végzése érdekében, amennyiben egy állam nem képes ilyen hozzáférést biztosítani, akkor megtesz minden elvárható erőfeszítést annak érdekében, hogy alternatív helyszíneken tegyen eleget az ügynökség ilyen követelményeinek. Az ügynökség addig nem igényel ilyen hozzáférést, ameddig a nagy területű környezeti mintavételt és annak eljárási szabályairól szóló megállapodásokat a kormányzótanács, és az előzetes konzultációkat az ügynökség, a Közösség és az érintett állam jóvá nem hagyta.
10. cikk
a) Az ügynökség tájékoztatja az érintett államot, és ha szükséges a Közösséget az alábbiakról:
i. az e jegyzőkönyv alapján végrehajtott tevékenységekről, ideértve azokat is, amelyek azokkal a kérdésekkel vagy ellentmondásokkal kapcsolatosak, amelyek vonatkozásában az ügynökség már előzőleg felhívta az érintett állam, és szükség esetén a Közösség figyelmét, az ügynökség által végzett tevékenységtől számított hatvan napon belül;
ii. bármilyen, az ügynökség által az érintett állam, és szükség esetén a Közösség tudomására hozott kérdéssel vagy ellentmondással kapcsolatos tevékenység eredményéről, a lehető leggyorsabban, de legkésőbb harminc napon belül azt követően, hogy az ügynökség ezeket az eredményeket megállapította.
b) Az ügynökség tájékoztatja az érintett államot és a Közösséget azokról a következtetésekről, amelyekre az e jegyzőkönyv alapján végzett tevékenysége alapján jutott. Ezeket a következtetéseket az ügynökség évente szolgáltatja.
11. cikk
a) i. A főigazgató értesíti a Közösséget és az államokat, ha a kormányzótanács az ügynökség bármely tisztviselőjét biztosítéki ellenőrré nevezte ki. Amennyiben a Közösség a kormányzótanács jóváhagyásáról szóló értesítés megérkezésétől számított három hónapon belül nem értesíti a Főigazgatót valamely tisztviselőnek az államokban ellenőrré történő kijelölésének visszautasításáról, a Közösségbe és az államokba ily módon kijelölt ellenőrt, az államokban kijelölt ellenőrnek kell tekinteni.
ii. A Főigazgató haladéktalanul értesíti a Közösséget és az államokat, ha valamely tisztviselőnek a Közösség kérésére vagy saját kezdeményezésére eljárva az államokban ellenőrként történő kijelölését visszavonta.
b) Az a) pontban említett értesítést hét nappal azután, hogy azt az ügynökség a Közösség és az államok részére ajánlott küldeményként postára adta, úgy kell tekinteni, hogy azt a Közösség és az államok megkapták.
12. cikk
Minden egyes állam az erre vonatkozó kérelem beérkezésétől számított egy hónapon belül megfelelő, többszöri be- és kiutazásra, és/vagy ha szükséges, átutazásra jogosító vízumot bocsát a kérelemben feltüntetett kijelölt ellenőr rendelkezésére, hogy lehetővé tegye az ellenőrnek az érintett állam területére történő belépését és ott-tartózkodását feladatainak végrehajtása céljából. Minden szükséges vízum legalább egy évig érvényes, és igény esetén azokat az ellenőrnek az érintett államban történő kinevezése időtartamára meg kell újítani.
13. cikk
a) Amennyiben egy állam, vagy szükség esetén a Közösség, vagy az ügynökség jelzi, hogy az e jegyzőkönyvben szabályozott intézkedések alkalmazásának módját kiegészítő megállapodásokban kell részletezni, akkor az állam, vagy az adott állam és a Közösség, valamint az ügynökség az e jegyzőkönyv hatálybalépésétől számított kilencven napon belül megállapodik ezekről a kiegészítő megállapodásokról, vagy amennyiben a kiegészítő megállapodások iránti igény e jegyzőkönyv hatálybalépése után vetődik fel, akkor az igény kinyilvánításától számított kilencven napon belül.
b) A szükséges kiegészítő megállapodások hatálylépéséig, az ügynökség jogosult az e jegyzőkönyvben szabályozott intézkedéseket alkalmazni.
14. cikk
a) Minden egyes állam engedélyezi és védi az ügynökség hivatalos célú szabad kommunikációját az ügynökségnek az érintett állam területén tartózkodó ellenőre és az ügynökség központja és/vagy regionális irodái között, ideértve az ügynökség körülhatárolási és/vagy megfigyelő eszközei vagy mérőműszerei által létrehozott információk automatikus vagy nem automatikus továbbítását is. Az ügynökség az érintett állammal történt konzultáció alapján jogosult a nemzetközi telepítésű közvetlen kommunikációs rendszerek használatára, ideértve a műholdas rendszert és más olyan kommunikációs rendszereket, amelyek nincsenek használatban az érintett államban. Egy állam vagy az ügynökség kérésére e bekezdés végrehajtásának az ügynökség körülhatárolási és/vagy megfigyelő eszközei vagy mérőműszerei által létrehozott információk automatikus vagy nem automatikus továbbítására vonatkozó részleteit a kiegészítő megállapodásokban kell kidolgozni.
b) Az a) pontban szabályozott kommunikáció és információtovábbítás során kellő figyelmet kell fordítani mindazoknak a szerzői jogilag vagy kereskedelmi szempontból érzékeny információk vagy mindazon a tervezési adatok védelmére, amelyeket az érintett állam különösen érzékenynek minősít.
15. cikk
a) Az ügynökség szigorú rendszert hoz létre a tudomására jutó kereskedelmi, technológiai és ipari titkok és egyéb bizalmas információk nyilvánosságra hozatalának hatékony megakadályozására, ideértve azokat az információkat is, amelyek e jegyzőkönyv végrehajtása kapcsán jutnak az ügynökség tudomására.
b) Az a) pontban említett rendszer egyebek közt az alábbiakra vonatkozó rendelkezéseket foglalja magában:
i. a bizalmas információk kezelésére vonatkozó általános elvek és ezzel kapcsolatos intézkedések;
ii. a személyzet alkalmazásának a bizalmas adatok védelmével kapcsolatos feltételei;
iii. a titkosság tényleges vagy vélt megsértése esetén alkalmazandó eljárások.
c) Az a) pontban említett rendszert a kormányzótanács hagyja jóvá, és rendszeresen felülvizsgálja.
16. cikk
a) A jegyzőkönyv mellékletei a jegyzőkönyv szerves részét képezik. Az I. és II. melléklet módosításának esetét kivéve, az e dokumentumban használt „Jegyzőkönyv” kifejezés alatt a jegyzőkönyvet és a mellékleteit együtt kell érteni.
b) Az I. mellékletben felsorolt tevékenységek, valamint a II. mellékletben felsorolt berendezések és anyagok jegyzékét a kormányzótanács az általa létesített, nyitott szakértői munkacsoport javaslatai alapján módosíthatja. Minden ilyen módosítás a kormányzótanács által történt elfogadása után 4 hónappal lép hatályba.
c) A jegyzőkönyv III. melléklete rögzíti, hogyan kell a jegyzőkönyv rendelkezéseit a Közösségben és az államokban végrehajtani.
17. cikk
a) Ez a jegyzőkönyv azon a napon lép hatályba, amikor az ügynökség írásbeli értesítést kap a Közösségtől és az államoktól, hogy a hatálybalépéshez szükséges megfelelő követelmények teljesültek.
b) Az államok és a Közösség e jegyzőkönyv hatálybalépése előtt bármikor kinyilváníthatják, hogy a jegyzőkönyvet ideiglenes jelleggel alkalmazni kívánják.
c) A főigazgató az ügynökség valamennyi tagállamát azonnal értesíti az e jegyzőkönyv ideiglenes alkalmazására vonatkozó bármely nyilatkozatról, illetve e jegyzőkönyv hatálybalépéséről.
18. cikk
E jegyzőkönyv alkalmazásában:
a) „nukleáris üzemanyagciklussal összefüggő kutatási és fejlesztési tevékenység”: olyan tevékenységek, amelyek kifejezetten az alábbiakban felsorolt bármilyen eljárási vagy rendszerfejlesztési kérdésre vonatkoznak:
- nukleáris anyag konverziója,
- nukleáris anyag dúsítása,
- nukleáris üzemanyag gyártása,
- reaktorok,
- kritikus rendszerek,
- nukleáris üzemanyag újrafeldolgozása,
- közepes vagy nagy aktivitású, plutóniumot, nagydúsítású uránt vagy U-233-at tartalmazó hulladékok feldolgozása (kivéve a tárolást vagy végső elhelyezést szolgáló átcsomagolást vagy előkezelést, amely nem jár vegyi elemek szétválasztásával),
nem terjednek ki azonban az elméleti vagy a tudományos alapkutatásra, illetve a radioizotópok ipari, orvosi, vízügyi és mezőgazdasági alkalmazásaival, valamint az egészségre és környezetre gyakorolt hatásokkal és a továbbfejlesztett karbantartással foglalkozó kutatásra és fejlesztésre;
b) „telephely”: az a terület, amelyet a Közösség és egy állam meghatározott egy létesítmény vonatkozó létesítményi leírásában, beleértve a leállított létesítményeket, és az olyan létesítményen kívüli helyszínekről adott megfelelő információkban, ahol rendszeresen használnak nukleáris anyagokat, beleértve a leállított létesítményen kívüli helyszíneket, ahol rendszeresen használtak nukleáris anyagokat (ide csak olyan helyszínek tartoznak, ahol forrókamrák vannak, vagy olyan műveleteket hajtottak végre, amelyek nukleáris anyagok konverziójához, dúsításához, üzemanyaggyártáshoz vagy újrafeldolgozáshoz kapcsolódtak). A telephely fogalmába beletartozik minden olyan üzem is, amely együtt van telepítve a létesítménnyel vagy helyszínnel, és amelynek rendeltetése alapvető szolgáltatások biztosítása vagy felhasználása, beleértve az alábbiakat: forrókamrák nukleáris anyagot nem tartalmazó besugárzott anyagok feldolgozására; berendezések hulladék kezelésére, tárolására és végső elhelyezésére; valamint mindazok az épületek, amelyek kapcsolatosak az érintett állam által a 2. cikk a) pontjának iv. alpontjában meghatározott tevékenységekkel;
c) „leszerelt létesítmény” vagy „leszerelt létesítményen kívüli helyszín”: olyan berendezés vagy helyszín, amelyről a használatukhoz lényeges építményeket, illetve berendezéseket eltávolították, illetve ezeket működésre alkalmatlanná tették úgy, hogy az nem szolgálhat nukleáris anyag tárolására, és nem használható többé annak kezelésére, feldolgozására vagy alkalmazására;
d) „leállított létesítmény” vagy „leállított létesítményen kívüli helyszín”: olyan telepített berendezés vagy helyszín, ahol a műveleteket leállították, és ahonnan a nukleáris anyagot eltávolították, de amelyet még nem szereltek le;
e) „nagydúsítású urán „: 20%-os vagy nagyobb dúsítású U-235 izotópot tartalmazó urán;
f) „helyszínspecifikus környezeti mintavételezés”: olyan környezeti minták gyűjtése (pl. levegő, víz, növényzet, talaj, illetve dörzsminta), amelyeket egy az ügynökség által meghatározott helyszínen, illetve annak közvetlen környezetéből gyűjtöttek, hogy alátámasszák az ügynökség által levont következtetéseket, amelyek szerint az adott helyszínen nincs be nem jelentett nukleáris anyag, illetve nem végeznek be nem jelentett nukleáris tevékenységet;
g) „nagy területű környezeti mintavételezés”: olyan környezeti minták gyűjtése (pl. levegő, víz, növényzet, talaj, illetve dörzsminta), amelyeket az ügynökség által meghatározott helyszínekről gyűjtöttek be, hogy alátámasszák az ügynökség által levont következtetéseket, amelyek szerint egy tágabb körzetben nincs be nem jelentett nukleáris anyag, illetve nem végeznek be nem jelentett nukleáris tevékenységet;
h) „nukleáris anyag”: a NAÜ alapokmányának XX. cikkében meghatározott bármilyen alapüzemanyag vagy különleges hasadóanyag. Az alapüzemanyag fogalmát nem lehet úgy értelmezni, hogy az ércet vagy érchulladékot is magában foglal. A jegyzőkönyv hatálybalépése után a kormányzótanács az ügynökség alapokmányának XX. cikkére vonatkozó minden olyan meghatározása, amely bővíti az alapüzemanyagnak vagy különleges hasadóanyagnak tekintendő anyagok körét, a jegyzőkönyv alapján csak a Közösség és az államok által történt elfogadása után válik hatályossá;
i) „létesítmény”:
i. reaktor, zéró teljesítményű reaktor, konvertáló üzem, üzemanyaggyártó üzem, reprocesszáló üzem, izotópszétválasztó üzem vagy önálló tároló, vagy
ii. bármilyen telephely, ahol egy effektív kilogrammnál nagyobb mennyiségű nukleáris anyagot rendszeresen használnak.
j) „létesítményen kívüli helyszín”: minden olyan üzem vagy helyszín, amely nem létesítmény, és ahol rendszeresen használnak nukleáris anyagot egy effektív kilogramm-nyi vagy annál kisebb mennyiségekben.
Készült Bécsben, 1998. szeptember 22-én, két példányban dán, holland, angol, finn, francia, német, görög, olasz, portugál, spanyol és svéd nyelven, amelyeknek a szövege egyaránt hiteles, kivéve eltérés esetén, amikor a NAÜ Kormányzótanács hivatalos nyelvein megfogalmazott szövegek élveznek elsőbbséget.
i. Centrifuga rotorcsövek előállítása vagy gázcentrifugák összeszerelése.
A centrifuga rotorcsövek a II. melléklet 5.1.1. b) pontjában leírt vékonyfalú hengerek.
A gázcentrifugák a II. melléklet 5.1. pontjának bevezető megjegyzésében leírt centrifugák.
ii. Diffúziós válaszfal előállítása.
A diffúziós válaszfalak a II. melléklet 5.3.1. a) pontjában leírt vékony porózus szűrők.
iii. Lézer alapú rendszerek előállítása vagy összeszerelése.
A lézer alapú rendszerek a II. melléklet 5.7. pontjában leírt berendezéseket tartalmazó rendszerek.
iv. Elektromágneses izotóp szétválasztók előállítása vagy összeszerelése.
Az elektromágneses izotóp szétválasztók olyan, a II. melléklet 5.9.1. pontjában leírt berendezések, amelyek a II. melléklet 5.9.1. a) pontjában leírt ionforrásokat tartalmaznak.
v. Oszlopok vagy lepárló berendezések előállítása vagy összeszerelése.
Az oszlopok vagy lepárló berendezések a II. melléklet 5.6.1., 5.6.2., 5.6.3., 5.6.5., 5.6.6., 5.6.7. és 5.6.8. pontjában leírt berendezések.
vi. Aerodinamikus leválasztó fúvókák vagy vortex csövek előállítása.
Az aerodinamikus leválasztó fúvókák vagy vortex csövek a II. melléklet 5.5.1., valamint 5.5.2. pontjában leírt leválasztó fúvókák és vortex csövek.
vii. Uránplazmát létrehozó rendszerek előállítása vagy összeszerelése.
Az uránplazmát létrehozó rendszerek a II. melléklet 5.8.3. pontjában leírt, uránplazma előállításra szolgáló berendezések.
viii. Cirkónium csövek előállítása.
A cirkónium csövek a II. melléklet 1.6. pontjában meghatározott csövek.
ix. Nehézvíz vagy deutérium előállítása vagy minőségének javítása.
A nehézvíz vagy deutérium a következőket jelenti: deutérium, nehézvíz (deutérium-oxid) és bármely más deutérium vegyület, amelyben a deutérium és a hidrogén atomok aránya meghaladja az 1:5000 értéket.
x. Nukleáris minőségű grafit előállítása.
A nukleáris minőségű grafit olyan grafit, amelynek tisztasági mutatója kisebb, mint 5 ppm bór egyenérték, és sűrűsége nagyobb, mint 1,50 g/cm3.
xi. Besugárzott üzemanyag számára készült konténerek előállítása.
A besugárzott üzemanyag számára készült konténerek olyan tartályok, amelyek a besugárzott üzemanyag szállítására és/vagy tárolására szolgálnak és kémiai, hő- és sugárvédelmet biztosítanak, valamint biztosítják a keletkező bomlási hő elvezetését a kezelés, szállítás és tárolás folyamán.
xii. Atomreaktor szabályzó rudak előállítása.
Az atomreaktor szabályzó rudak a II. melléklet 1.4. pontjában leírt rudak.
xiii. Kritikus biztonságú tartályok és edények előállítása.
A kritikus biztonságú tartályok és edények a II. melléklet 3.2. és 3.4. pontjában leírt termékek.
xiv. Besugárzott fűtőelem daraboló gépek előállítása.
A besugárzott fűtőelem daraboló gépek a II. melléklet 3.1. pontjában leírt berendezések.
xv. Forrókamrák építése.
A forrókamrák azok a kamrák vagy összekapcsolt kamrák, amelyek térfogata összesen legalább 6 m3, és legalább 3,2 g/cm3, vagy nagyobb sűrűségű, legalább 0,5 m vastag beton vagy azzal egyenértékű vagy jobb árnyékolással rendelkeznek, valamint fel vannak szerelve a távirányítású műveletekhez használható manipulátorokkal.
1. Reaktorok és azok berendezései
1.1. Teljes atomreaktorok
Szabályozott, önfenntartó hasadási láncreakciót folyamatosan fenntartani képes atomreaktorok, kivéve a zérus energiájú reaktorokat, amelyek meghatározása a következő: azok a reaktorok, amelyekben a termelt plutónium tervezett legnagyobb mennyisége nem haladja meg az évi 100 grammot.
Magyarázó megjegyzés
Az atomreaktor alapvetően magában foglalja azokat az alkotó elemeket, amelyek a reaktortartályon belül találhatók, vagy közvetlenül ahhoz kapcsolódnak, valamint az aktív zóna teljesítményszintjét szabályozó berendezéseket, továbbá azokat az alkotóelemeket, amelyek rendes körülmények között tartalmazzák, közvetlenül érintkeznek vele vagy szabályozzák az aktív zóna primer hűtőközegét.
Nem lehet kizárni azokat a reaktorokat, amelyek ésszerűen alkalmasak lehetnek olyan módosításokra, amelyek révén évi 100 grammnál jelentősen nagyobb mennyiségű plutóniumot tudnának termelni. Azok a reaktorok, amelyeket úgy terveztek, hogy hosszabb ideig jelentős teljesítményen üzemeljenek, tekintet nélkül plutóniumtermelő kapacitásukra, nem tekintendők „zérus energiájú reaktoroknak”.
1.2. Nyomásálló reaktortartályok
Fémtartályok, mint komplett egységek vagy ezek számára gyártott főbb alkatrészek, amelyeket kifejezetten azzal a céllal terveztek vagy készítettek, hogy az 1.1. pontban meghatározott atomreaktor aktív zónáját befogadják, és képesek ellenállni a primer hűtőközeg üzemi nyomásának.
Magyarázó megjegyzés
Az 1.2. pont vonatkozik a nyomásálló reaktortartály fedelére mint a nyomásálló tartály előre gyártott fő alkotóelemére.
A reaktortartály belső szerkezeteit (például az aktív zóna és más tartályban levő szerelvények tartóoszlopait és lemezeit, a szabályzórúdak vezetőcsöveit, termikus árnyékolásokat, terelőlapokat, zónarácsokat, diffúzorlapokat stb.) rendszerint a reaktor gyártója szállítja. Néhány esetben bizonyos belső tartóelemek hozzátartoznak a nyomásálló tartály gyártásához. Ezek a berendezések meglehetősen döntő tényezők a reaktor üzemeltetésének biztonsága és megbízhatósága (és így a reaktor szállítójának garanciái és felelőssége) szempontjából, így a szállításukra vonatkozó szerződésen kívüli szállításuk nem lehet általános gyakorlat. Ezért, habár ezeknek az egyedi, különlegesen tervezett és gyártott, kritikus, nagy és drága berendezéseknek a külön történő szállításának veszélye fennáll, az ilyen szállítási mód valószínűtlennek tekinthető.
1.3. Reaktorüzemanyag-berakó és -kirakó berendezések
Olyan berendezések, amelyeket kifejezetten arra a célra terveztek vagy készítettek, hogy az 1.1. pontban meghatározott olyan nukleáris reaktorokba helyezzék vagy abból eltávolítsák az üzemanyagot, amelyek átrakás alatt is képesek működni, vagy olyan műszakilag kifinomult helyzetbeállító vagy irányba állító megoldásokat alkalmaznak, hogy leállított állapotban lehetővé tegyék a komplex üzemanyag-átrakási műveletek végrehajtását például olyan reaktoroknál, amelyeknél az üzemanyag közvetlen vizuális megfigyelése vagy megközelítése üzemi körülmények között nem lehetséges.
1.4. Reaktorszabályzó-rudak
Az 1.1. pontban meghatározott reaktorban a reakciógyakoriság szabályozására különlegesen tervezett vagy készített szabályzó rudak.
Magyarázó megjegyzés
A neutronelnyelő részeken túlmenően idetartoznak a tartásra, felfüggesztésre alkalmas szerkezetek is, ha szállításuk külön történik.
1.5. Nyomástartó csövek reaktorokhoz
Olyan csövek, amelyeket kifejezetten arra a célra terveztek vagy készítettek, hogy az 1.1. pontban meghatározott reaktorban az üzemanyagelemeket és a primer hűtőközeget magukban foglalják, 5,1 MPa-t (740 psi) meghaladó üzemi nyomáson.
1.6. Cirkónium csövek
Cirkónium fémből vagy ötvözetből készült csövek vagy csőszerelvények, egy bármely 12 hónapos időszakon belül 500 kg-ot meghaladó mennyiségben, amelyeket kifejezetten arra a célra terveztek vagy készítettek, hogy az 1.1. pontban meghatározott reaktorban használják fel, és amelyekben a hafnium-cirkónium tömegarány kisebb, mint 1:500.
1.7. Primer hűtőközeg-szivattyúk
Szivattyúk, amelyeket kifejezetten az 1.1. pontban meghatározott reaktorok primer hűtőközegének keringtetésére terveztek vagy készítettek.
Magyarázó megjegyzés
A kifejezetten erre a célra tervezett vagy készített szivattyúk magukban foglalhatják az összetett vagy többszörös tömítő rendszereket a primer hűtőközeg szivárgásának megakadályozására, tokozott hajtású szivattyúkat és lendkerékkel rendelkező szivattyúkat. Ez a meghatározás magában foglalja az NC-1 vagy annak megfelelő minősítésű szivattyúkat.
2. Nem-nukleáris anyagok reaktorokhoz
2.1. Deutérium és nehézvíz
Deutérium, nehézvíz (deutérium-oxid) és bármely más, deutériumot tartalmazó vegyület, amelyben a deutérium-hidrogén izotóparány meghaladja az 1:5000 értéket, és amelyet az 1.1. pontban meghatározott reaktorban való felhasználásra szántak, bármely fogadó ország esetében bármely 12 hónapos időszakon belül a 200 kg deutérium atomot meghaladó mennyiségben.
2.2. Nukleáris minőségű grafit
Olyan grafit, amelynek tisztasági mutatója kisebb, mint 5 ppm bór egyenérték és sűrűsége nagyobb, mint 1,50 g/cm3, és amelyet az 1.1. pontban meghatározott reaktorokban való felhasználásra szántak, bármely fogadó ország esetében bármely 12 hónapos időszakon belül a 3x104 kg-ot (30 tonna) meghaladó mennyiségben.
Megjegyzés
A jelentéstétel szempontjából a kormányzat határozza meg, hogy az exportált, fenti követelményeket kielégítő grafit reaktorban való felhasználásra szolgál-e.
3. Üzemek a besugárzott üzemanyagelemek újrafeldolgozására, és kifejezetten erre a célra tervezett vagy készített berendezések
Bevezető megjegyzés
A besugárzott nukleáris üzemanyag újrafeldolgozása során a plutóniumot és az uránt elválasztják az erősen radioaktív hasadási termékektől és más transzurán elemektől. A szétválasztást különböző műszaki megoldásokkal végezhetik. Az évek során azonban a Purex-módszer lett a legelfogadottabb és a legszélesebb körben használatos módszer. A Purex-módszer szerint a besugárzott nukleáris üzemanyagot salétromsavban feloldják, majd az uránt, a plutóniumot és a hasadási termékeket oldószeres kivonással, szerves oldószerben feloldott tributil-foszfát keverék segítségével választják szét.
A Purex-létesítményeknek egymáshoz hasonló feldolgozási folyamatai vannak, beleértve a besugárzott fűtőelemek feldarabolását, a fűtőelem feloldását, az oldószeres kivonást és a keletkezett folyadék tárolását. Ezenkívül használhatnak berendezéseket az uránnitrát termikus de-nitrálására, a plutóniumnitrát oxiddá vagy fémmé történő alakítására, és a hasadási termékeket tartalmazó folyadék hosszú távú tárolására vagy kibocsátásra alkalmas formában való kezelésére. Az e feladatokat ellátó berendezések típusa és konfigurációja azonban számos ok miatt különbözhet az egyes Purex-létesítményekben, ezek közé tartozik az újrafeldolgozandó besugárzott nukleáris üzemanyag típusa és mennyisége, a visszanyert anyagok tervezett kibocsátása, valamint a létesítmény tervébe foglalt biztonsági és karbantartási filozófia.
A besugárzott fűtőelemek újrafeldolgozására szolgáló üzem azokat a berendezéseket és alkatrészeket foglalja magában, amelyek üzemszerűen közvetlen kapcsolatba kerülnek a besugárzott üzemanyaggal, és közvetlenül szabályozzák a besugárzott üzemanyag és a főbb nukleáris anyagok és hasadási termékek feldolgozási folyamatait.
Ezek az eljárások, beleértve a teljes plutóniumátalakítási és fém-plutóniumtermelő rendszereket, azokról az intézkedésekről ismerhetők fel, amelyekkel elkerülik a kritikusságot (például a geometria megválasztásával), a sugárzásveszélyt (például árnyékolással) és a mérgezésveszélyt (például területi elhatárolással).
A „kifejezetten besugárzott fűtőelemek újrafeldolgozására tervezett vagy készített berendezések” kategóriába az alábbi berendezések tartoznak:
3.1. Besugárzottfütőelem-aprító gépek
Bevezető megjegyzés
Ez a berendezés feltöri az üzemanyag burkolatát, hogy a besugárzott nukleáris anyag kioldhatóvá váljon. Erre legtöbbször különlegesen tervezett fémvágó ollókat használnak, de korszerű berendezések, mint például lézerek is használhatók.
Távműködtetésű berendezések, amelyeket kifejezetten arra terveztek vagy készítettek, hogy a fentiekben meghatározott újrafeldolgozó üzemben használják azokat, és besugárzott nukleáris üzemanyag kazetták, kötegek vagy rudak vágására, aprítására vagy darabolására szántak.
3.2. Oldótartályok
Bevezető megjegyzés
A feldarabolt kiégett üzemanyag rendszerint az oldótartályokba kerül. Ezekben a kritikusságbiztos tartályokban a besugárzott nukleáris anyagot salétromsavban feloldják, és a megmaradt burkolatot eltávolítják a technológiai folyamatból.
Kritikusságbiztos tartályok (pl. kis átmérőjű, gyűrű alakú vagy lapos tartályok), amelyeket kifejezetten arra a célra terveztek vagy készítettek, hogy a fentiekben meghatározott újrafeldolgozó üzemben a besugárzott nukleáris hasadóanyag feloldására használják, és amelyek képesek ellenállni hőnek, erősen korrozív folyadéknak, továbbá távműködtetéssel tölthetők fel és tarthatók karban.
3.3. Oldószerkivonók és oldószeres kivonó berendezések
Bevezető megjegyzés
Az oldótartályokban feloldott besugárzott üzemanyag oldata, és az uránt, a plutóniumot és a hasadási termékeket elválasztó szerves oldószerek egyaránt az oldószerkivonókba kerülnek. Az oldószerkivonó berendezéseket általában szigorú üzemi paraméterekre, mint pl. karbantartás nélküli hosszú élettartamra, vagy könnyű cserélhetőségre, egyszerű üzemeltetésre és vezérlésre, valamint a folyamat változó körülményeihez való rugalmas alkalmazkodásra tervezik.
A besugárzott üzemanyag újrafeldolgozására szolgáló üzemben való felhasználásra különlegesen tervezett vagy előkészített oldószerkivonók, mint pl. a töltetes vagy impulzusos oszlopok, a keverők ülepítő edényei vagy a centrifugális kontaktorok. Az oldószerkivonóknak ellen kell állniuk a salétromsav korróziós hatásának. Az oldószerkivonók általában különlegesen magas követelményeket kielégítő módon (különleges hegesztési, vizsgálati, minőségbiztosítási és minőségellenőrzési módszerek) készülnek, kis széntartalmú rozsdamentes acélból, titánból, cirkóniumból vagy más jó minőségű anyagból.
3.4. Vegyi tartályok és tárolóedények
Bevezető megjegyzés
Az oldószerkivonási folyamat három fő folyadékáramot eredményez. A tartályokat vagy tárolóedényeket a három folyadékáram továbbfeldolgozására használják a következők szerint:
a) a tiszta uránnitrát oldatot bepárlással töményítik és átvezetik egy denitráló folyamaton, ahol urán-oxiddá alakul. Ezt az oxidot a nukleáris üzemanyagciklusban újból felhasználják;
b) az erősen radioaktív hasadási termékek oldatát általában bepárlással töményítik, és folyadékkoncentrátum formájában tárolják. Ezt a koncentrátumot később tovább bepárolhátják és tárolásra vagy kibocsátásra alkalmas formába alakíthatják át;
c) a tiszta plutóniumnitrát-oldatot töményítik és tárolják az ezt követő feldolgozási lépésekhez való továbbítástól függően. A plutóniumoldatok tárolására szolgáló tartályok és tároló edények tervezése során különös figyelmet fordítanak arra, hogy elkerüljék a folyadékáram koncentrációjának és formájának a változásából adódó kritikussági problémákat.
A besugárzott fűtőelemek újrafeldolgozó üzeme számára különlegesen tervezett vagy előkészített tartályoknak és tárolóedényeknek ellent kell állniuk a salétromsav korróziós hatásának. Ezek a tartályok vagy tárolóedények általában kis széntartalmú rozsdamentes acélból, titánból, cirkóniumból vagy más jó minőségű anyagból készülnek. A tartályokat vagy tárolóedényeket tervezhetik úgy, hogy távirányítással működtethetők és karbantarthatók legyenek, és az alábbi adottságokkal rendelkezhetnek a nukleáris kritikusság ellenőrzése céljából:
1. a falak és belső szerkezetek bóregyenértéke min. 2%, vagy
2. a hengeres tartályok legnagyobb átmérője 175 mm (7"), vagy
3. a gyűrű alakú vagy lapos tartályok legnagyobb szélessége 75 mm (3").
3.5. Plutónium-nitrátot plutonium-oxiddá alakító rendszer
Bevezető megjegyzés
A legtöbb újrafeldolgozó létesítményben ez az utolsó folyamat magában foglalja a plutónium-nitrát oldat plutónium-dioxiddá való átalakítását. Ennek az eljárásnak a főbb lépései: az anyag tárolása és az adagolás beállítása, kicsapatás és a szilárd/folyékony fázis szétválasztása, kalcinálás, a termék kezelése, szellőztetés, hulladékkezelés és a folyamat vezérlése.
Teljes rendszerek, amelyeket kifejezetten a plutónium-nitrát plutónium-oxiddá való alakítására terveztek vagy készítettek, és amelyeket különösen alkalmassá tettek a kritikusság és a sugárzás hatásainak elkerülésére, valamint a mérgezési kockázat minimalizálására.
3.6. Plutónium-oxidot plutónium-fémmé alakító rendszerek
Bevezető megjegyzés
Ez a folyamat, amely egy újrafeldolgozó létesítményben végezhetnek, tartalmazza a plutónium-dioxid fluorozását, általában erősen korrozív hidrogén-fluoriddal, hogy plutónium-fluoridot állítsanak elő, amelyet a továbbiakban nagytisztaságú kalcium fém segítségével redukálnak, hogy plutónium fémet és kalcium-fluorid salakot kapjanak. Ennek a folyamatnak a fő lépései: fluorozás (például nemesfémekből készült vagy azzal bevont berendezések felhasználásával), fém redukció (például kerámia olvasztótégelyek segítségével), salakvisszanyerés, termékkezelés, szellőzés, hulladékkezelés és a folyamat vezérlése.
Teljes rendszerek, amelyeket kifejezetten plutónium fém termelésére terveztek vagy készítettek elő, és amelyeket különösen alkalmassá tettek a kritikusság és a sugárzás hatásainak elkerülésére, valamint a mérgezési kockázat minimalizálására.
4. Fűtőelemeket gyártó üzemek
„Fűtőelemeket gyártó üzem”: olyan berendezéseket foglal magában, amelyek:
a) általában közvetlen kapcsolatba kerülnek a nukleáris anyagok előállítási folyamatával, vagy közvetlenül feldolgozzák, vagy szabályozzák azt; vagy
b) a nukleáris anyagot az üzemanyag-burkolaton belülre zárják.
5. Az urán izotópok szétválasztására szolgáló üzemek és kifejezetten erre a célra tervezett vagy készített berendezések, az analitikai műszerek kivételével
Az urán izotópjainak szétválasztására „különlegesen tervezett vagy készített berendezések az analitikai műszerek kivételével” kategóriába a következő berendezések tartoznak:
5.1. Gázcentrifugák és kifejezetten gázcentrifugákban való felhasználásra tervezett vagy készített részegységek és alkatrészek:
Bevezető megjegyzés
A gázcentrifuga általában egy vagy több vékonyfalú, 75-400 mm (3-16") átmérőjű hengerből áll, amely vákuumkörnyezetben van és nagy, 300 m/s vagy nagyobb kerületi sebességgel forognak függőleges középponti tengelyük körül. A nagy kerületi sebesség elérése érdekében a forgó alkatrészekhez felhasznált szerkezeti anyagoknak nagy szilárdság/sűrűség aránnyal kell rendelkezniük, és a forgórészt és így annak alkatrészeit is a kiegyensúlyozatlanság elkerülésére nagyon kis tűrésekkel kell készíteni. Más centrifugákkal ellentétben, az urándúsításhoz használt gázcentrifuga a rotortérben lévő forgó, korong alakú terelőlapokkal rendelkezik, valamint egy álló csőrendszerrel az UF6 gáz be- és kivezetésére, amelynek legalább 3 különálló csatornája van, amelyek közül kettő a forgórész tengelyétől induló és a forgórész kerülete felé vezető hornyokhoz csatlakozik. A vákuumtérben számos más nem forgó kritikus részegység is van, amelyek különleges tervezésűek, de nem nehéz legyártani azokat és nem egyetlen anyagból készülnek. Egy centrifuga-létesítményben azonban nagyon sok ilyen részegységre van szükség, így a mennyiség fontos információval szolgálhat a végfelhasználásról.
5.1.1. Forgó alkatrészek
a) Teljes forgóegységek
Vékonyfalú hengerek vagy több összekapcsolt vékonyfalú henger, amelyek e szakasz magyarázó megjegyzésében leírt nagy szilárdság/sűrűség arányú anyagok közül egynek vagy többnek a felhasználásával készültek. Ha a hengerek össze vannak kapcsolva, akkor az alábbi 5.1.1, c) pontjában leírt rugalmas tömlők vagy gyűrűk fogják össze azokat. A forgórész az 5.1.1. alábbi d) és e) pontjában leírt belső terelőlemezekkel és zárófedelekkel van felszerelve a végső, összeszerelt állapotában. Mindazonáltal a teljes berendezés szállítható csak részben összeszerelt állapotban is.
b) Rotorcsövek
Különlegesen tervezett vagy készített vékonyfalú hengerek, amelyek vastagsága 12 mm (0,5") vagy kevesebb, átmérőjük 75 mm (3") és 400 mm (16") között van, és amelyek nagy szilárdság/sűrűség, arányú anyagok közül egynek vagy többnek a felhasználásával készültek. (Lásd az 5.1.1. ponthoz fűzött magyarázó megjegyzéseket.)
c) Gyűrűk vagy befüvók
Kifejezetten a rotorcső helyi megtámasztására vagy több rotorcső összekapcsolására tervezett vagy készített vékony falú alkatrészek. A befúvó egy rövid, 3 mm (0,12") vagy kisebb falvastagságú, 75-400 mm (3-16") átmérőjű spirálmenettel ellátott henger, amely az 5.1.1. pont magyarázó megjegyzésében leírt nagy szilárdság/sűrűség arányú anyagok közül egynek vagy többnek a felhasználásával készült.
d) Terelőlemezek
Tárcsa alakú, 75-400 mm (3-16") átmérőjű alkatrészek, amelyeket kifejezetten a centrifuga rotorcsövének belsejében történő felszerelésre terveztek vagy készítettek, a bevezető kamrának a fő szétválasztó kamrától történő elválasztására, valamint néhány esetben a rotorcső fő szétválasztó kamrájában az UF6 gáz körforgásának elősegítésére, és amelyek e pont magyarázó megjegyzésében leírt nagy szilárdság/sűrűség arányú anyagok közül egynek vagy többnek a felhasználásával készültek.
e) Alsó és felső zárófedelek
Tárcsa alakú, 75-400 mm (3-16") átmérőjű alkatrészek, amelyeket kifejezetten arra terveztek vagy készítettek, hogy a rotorcső végeihez illeszkedjenek és ezáltal az UF6 gázt a rotorcsövön belül tartsák, és sok esetben megtámasszák, megtartsák, vagy beépített elemként tartalmazzák a felső csapágy egy elemét (felső zárófedél), vagy hordozzák a motor forgó elemeit és az alsó csapágyat (alsó zárófedél), és amelyek az 5.1.1. pont magyarázó megjegyzésében leírt nagy szilárdság/sűrűség arányú anyagok közül egynek vagy többnek a felhasználásával készültek.
Magyarázó megjegyzés
A centrifuga forgó részeihez használt anyagok a következők:
a) 2,05x109 N/m2 (300 000 psi) vagy nagyobb szakítószilárdsága martenzites acél;
b) 0,46x109 N/m2 (67 000 psi) vagy nagyobb szakító-szilárdságú alumíniumötvözetek; vagy
c) összetett szerkezetekben használható, 12,3x106 m vagy nagyobb fajlagos modulussal rendelkező és 0,3x106 m vagy nagyobb fajlagos szakítószilárdságú szálas szerkezetű anyagok (a „fajlagos modulus” a Young-modulus N/m2-ben kifejezett értéke osztva a fajsúly N/m3-ben kifejezett értékével; a „fajlagos szakítószilárdság” a szakítószilárdság N/m2-ben kifejezett értéke osztva a fajsúly N/m3-ben kifejezett értékével).
5.1.2. Álló alkatrészek
a) Mágneses felfüggesztési csapágyak
Kifejezetten erre a célra tervezett vagy készített, gyűrűmágnest tartalmazó csapágy szerkezetek, amelyek csillapító közeget tartalmazó házban vannak felfüggesztve. A ház az UF6 korróziós hatásának ellenálló anyagból készül (lásd az 5.2. pont magyarázó megjegyzését). A mágnes a rotornak az 5.1.1. e) pontjában leírt felső zárófedelén lévő póluselemhez vagy másik mágneshez csatlakozik. A mágnes lehet gyűrű alakú, ahol a külső és a belső átmérő aránya egyenlő vagy kisebb, mint 1,6:1. A mágnes olyan formában lehet, hogy kiindulási áteresztőképessége 0,15 H/m (120 000 CGS egységben) vagy több, vagy a visszamaradó mágnesessége 98,5% vagy több, vagy a mágneses tér energiasűrűsége nagyobb, mint 80 kJ/m3 (107 gauss-oersted). A szokásos anyagtulajdonságokon kívül az is előfeltétel, hogy a mágneses tengelyek csak nagyon kis tűréshatáron belül (<0,1 mm vagy 0,004 hüvelyk) térhetnek el a geometriai tengelyektől, a mágnes anyagának homogenitása különösen fontos.
b) Csapágyak/Csillapítók
Kifejezetten erre a célra tervezett vagy készített csapágyak, amelyek csillapítóra szerelt forgócsapos Csapágycsészéből álló egységet tartalmaznak. A forgócsap egy edzett acéltengely, az egyik végén egy félgömbbel, a másik végén pedig rögzítési lehetőséggel az 5.1.1. e) pontja szerinti alsó záró fedélhez. A tengelyhez azonban hidrodinamikus csapágy is kapcsolódhat. A csésze tabletta alakú, az egyik oldalán félgömb alakú bemélyedéssel. Ezeket az alkatrészeket gyakran a csillapítótól elkülönítve szállítják.
c) Molekuláris szivattyúk
Különlegesen tervezett vagy készített hengerek belsőleg megmunkált vagy préselt spirál hornyokkal és belsőleg megmunkált furatokkal. Jellemző méreteik a következők: a belső átmérő 75 mm (3") és 400 mm (16") között van, a falvastagság 10 mm (0,4") vagy nagyobb, a hossz pedig egyenlő vagy nagyobb az átmérőnél. A hornyok jellemzően négyszög keresztmetszetűek és 2 mm (0,08") vagy nagyobb mélységűek.
d) Motor állórészek
Különlegesen tervezett vagy gyártott gyűrű alakú motor állórészek többfázisú AC hiszterézises (vagy mágneses ellenállású) motorokhoz, szinkron működésre vákuumban, 600-2000 Hz frekvencia tartományban, 50-1000 volt/amper teljesítmény tartományban. Az állórészek kisveszteségű rétegelt vasmagokon lévő többfázisú tekercselésekből állnak, ahol a vasmag rétegeinek vastagsága jellemzően 2,0 mm (0,08") vagy kevesebb.
e) Centrifugaházak
Kifejezetten a gázcentrifugák rotorcső részegységeinek befogadására tervezett vagy készített alkatrészek. A ház egy maximum 30 mm-es (1,2") falvastagságú merev hengerből áll, precíziós megmunkálású véglapokkal a csapágyak elhelyezésére és egy vagy több karimával a beszereléshez. A megmunkált végek párhuzamosak egymással és a henger hossztengelyére 0,05°-kal vagy annál nagyobb pontossággal merőlegesek. A ház méhsejt elrendezésű is lehet, hogy több rotorcső férjen el benne. A házak az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagból készülnek vagy azzal vannak bevonva.
f) Szívótorkok
A rotorcsőből az UF6-ot a Pitot-cső elv alapján (a rotorcsőben lévő kerület menti gázáramlással szemben álló nyílás, például egy radiálisán elhelyezett meghajlított csődarab) eltávolító különlegesen tervezett vagy készített csövek, amelyek belső átmérője maximum 12 mm (0,5") és csatlakoztathatók egy központi gázeltávolító rendszerhez. A csövek az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagból készülnek vagy azzal vannak bevonva.
5.2. Különlegesen tervezett vagy készített segédrendszerek, berendezések és alkatrészek gázcentrifugás dúsító üzemekhez
Bevezető megjegyzés
A gázcentrifugás dúsító üzem segédrendszerei, berendezései és alkatrészei az üzemnek azok a rendszerei, amelyek az UF6 centrifugákba történő bevezetésére, a fokozatosan egyre nagyobb dúsítás elérése érdekében, a különálló centrifugák kaszkádokká (fokozatokká) való összekötésére és a végtermék és a dúsítási maradék UF6-nak a centrifugákból történő kivonására szolgálnak. Idetartoznak továbbá a centrifugák meghajtására és az üzem irányítására szolgáló berendezések is.
Az UF6-ot általában fűtött autoklávokban szilárd halmazállapotból gőzölögtetik el, és gáz állapotban vezetik a centrifugákhoz a kaszkádok gyűjtőcső-vezetékein keresztül. A centrifugáktól áramló végtermék és dúsítási maradék UF6 gázáram szintén a kaszkádok gyűjtőcső-rendszerén keresztül a [kb. 203 K (-70 °C) hőmérsékleten üzemelő] hidegcsapdákhoz kerül, ahol a megfelelő szállító- vagy tárolókonténerbe való töltés előtt kondenzálódik. Mivel egy dúsító üzem sok ezer kaszkádba rendezett centrifugából áll, a kaszkád gyűjtőcső-rendszer sok kilométernyi hosszúságú, amelyben ezernyi hegesztési varrat van, rengeteg ismétlődő elrendezéssel. A berendezések, az alkatrészek és a csőrendszerek nagyon szigorú vákuumtechnikai és tisztasági előírásoknak megfelelően készülnek.
5.2.1. Táprendszerek/a végterméket és a dúsítási maradékot eltávolító rendszerek
Különlegesen tervezett vagy készített feldolgozó rendszerek az alábbiak:
- ellátó autoklávok (vagy állomások), amelyek 100 kPa (45 psi) nyomásig 1 kg/h vagy nagyobb teljesítménnyel biztosítják az UF6 gázt a centrifugakaszkád számára;
- lecsapatók (deszublimátorok vagy hidegcsapdák), amelyek segítségével az UF6 gázt maximum 3 kPa (0,5 psi) nyomáson el lehet távolítani a centrifugakaszkádból. A lecsapatókat 203 K-re (-70 °C) lehet lehűteni és 343 K-re (70 °C) lehet melegíteni;
- végtermék- és dúsításimaradék-állomások az UF6 felfogására és konténerbe töltésére szolgálnak.
Ez az üzem, a berendezések és csővezetékek az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagokból (lásd az 5.2. pont magyarázó megjegyzését) készülnek, vagy azzal vannak bevonva, és magas szintű vákuumtechnikai és tisztasági követelmények betartásával készülnek.
5.2.2. A gépek gyűjtőcső-rendszere
Különlegesen tervezett, vagy készített csőrendszerek és gyűjtőrendszerek az UF6 kezelésére a centrifuga kaszkádokban. A csőhálózat általában hármas gyűjtőrendszerből áll; minden centrifuga valamennyi gyűjtőrendszerrel össze van kötve. Az ilyen elrendezésben nagyfokú ismétlődés van. A rendszerek teljes egészében UF6-nak ellenálló anyagból (lásd az 5.2. pont magyarázó megjegyzését) készülnek, és a gyártás során szigorú vákuumtechnikai és tisztasági követelményeket kell betartani.
5.2.3. UF6 tömegspektrométerek/ionforrások
Különlegesen tervezett vagy készített mágneses vagy kvadrupol-tömegspektrométerek, amelyek alkalmasak az UF6 gázáramából üzem közben mintát venni a betáplált anyagból, a termékből vagy a maradékból, és amelyek megfelelnek az alábbi jellemzők mindegyikének:
1. egységnyi tömegfelbontás a 320 atomi tömegegységnél nagyobb tömegre;
2. króm-nikkelből, vagy réz-nikkelből készült, vagy nikkellel bevont ionforrások;
3. elektronbombázásos ionforrások;
4. izotópanalízisre alkalmas gyűjtőrendszerük van.
5.2.4. Frekvenciaváltók
Kifejezetten az 5.1.2. d) pontjában meghatározott motor álló részeihez tervezett vagy készített frekvenciaváltók (konvertereknek vagy invertereknek is nevezik őket), amelyek valamennyi alábbi jellemzővel rendelkeznek, valamint ezeknek a frekvenciaváltóknak az elemei, alkatrészei és alrendszerei:
