RESOLUÇÃO CIBES Nº 42, DE 28 DE OUTUBRO DE 2025 (parte 2 de 7)

ANEXO I
LISTA DE EQUIPAMENTO, MATERIAL E TECNOLOGIA NUCLEAR
NOTAS GERAIS
Seção I
Objetivo
1. O objetivo desses controles não é o restringir ou impedir a transferência de partes componentes. A CIBES tomará ações necessárias para que a transferência de partes
componentes seja regulada.
Seção II
Controles de Tecnologia
1. A transferência de "tecnologia" diretamente associada a qualquer item nesta Lista de Controle estará sujeita a um grau de análise e controle tão grande quanto a do próprio
item, na medida permitida pela legislação nacional.
2. Os controles sobre a transferência de "tecnologia" não se aplicam às informações de domínio público ou à "pesquisa científica básica".
3. Além dos controles sobre a transferência de tecnologia por razões de não proliferação nuclear, os fornecedores devem promover a proteção dessa tecnologia para o projeto
(design), construção e operação de instalações considerando o risco de ataques terroristas, e devem enfatizar aos destinatários a necessidade de fazer o mesmo.
Seção III
Controles de Software
1. A transferência de "software" especialmente projetado ou preparado para o desenvolvimento, produção ou uso de qualquer item nesta Lista de Controle estará sujeita a um
grau de análise e controle tão grande quanto a do próprio item, na medida do permitido pela legislação nacional.
2. Para fins de implementação das Diretrizes para transferências de software, os fornecedores devem aplicar os mesmos princípios que para transferências de "tecnologia" (Seção
II, supracitada).
Seção IV
Definições
1. "Pesquisa científica básica": Trabalho experimental ou teórico realizado, principalmente, visando à aquisição de novos conhecimentos sobre princípios fundamentais de
fenômenos e fatos observáveis, não direcionados basicamente a um objetivo ou propósito prático específico.
2. "Desenvolvimento": Está relacionado a todas as fases antes da "produção", como:
- Projeto (design);
- Pesquisa de projeto;
- Análise de projeto;
- Conceitos de projeto;
- Montagem e teste de protótipos;
- Esquemas de produção piloto;
- Dados de projeto;
- Processo de transformação de dados de projeto em um produto;
- Projeto de configuração;
- Projeto de integração; e
- Layouts.
3. "De domínio público": Conforme se aplica aqui, significa que a "tecnologia" ou "software" se tornou disponível sem restrições sobre sua disseminação. (Restrições de direitos
autorais não descaracterizam a "tecnologia" ou "software" de ser de domínio público).
4. "Microprogramas": Uma sequência de instruções elementares, mantidas numa memória especial e cuja execução é iniciada pela introdução da sua instrução de referência num
registrador de instrução.
5. "Outros elementos": Todos os outros elementos, além de hidrogênio, urânio e plutônio.
6. "Produção" - significa todas as fases de produção, como:
- Construção;
- Engenharia de produção;
- Fabricação;
- Integração;
- Montagem;
- Inspeção;
- Teste; e
- Garantia da qualidade.
7. "Computador": Máquina que pode ser programada para executar sequências de operações aritméticas ou lógicas automaticamente.
8. "Programa": Uma sequência de instruções para realização de um processo, ou a transformação de um protocolo executável por um computador.
9. "Software": significa um conjunto de um ou mais "programas" ou "microprogramas", fixados em qualquer meio de expressão tangível.
10. "Assistência técnica": Pode significar instrução, habilidades, treinamento, trabalho especializado, treinamento, conhecimento prático ou teórico do trabalho ou serviços de
consultoria.
Nota: "Assistência técnica" pode envolver transferência de "dados técnicos".
11. "Dados técnicos": Podem estar em várias formas, como: Plantas, planos, desenhos, desenhos técnicos, esquemas, diagramas, modelos, fórmulas, especificações e projetos de
engenharia, manuais e instruções escritas ou registradas em outros meios ou dispositivos tais como: disco, fita, memórias disponíveis apenas para leitura.
12. "Tecnologia": Significa informação específica requerida para o "desenvolvimento", "produção" ou "uso" de qualquer item contido nesta Lista. Essas informações podem tomar
a forma de "dados técnicos" ou de "assistência técnica".
13. "Utilização" ou "Uso": Operação, instalação (incluindo a instalação no local), manutenção (verificação), reparo, revisão ou reforma.
14. "On-line": Conexão com ou sem fio que permite a transmissão de dados para um computador ou um processador eletrônico para converter sinais gerados por um
equipamento em um formato adequado para a visualização, registro de informações ou atuação de alarmes.
15. "Massa efetiva": Média ponderada da massa de cada um dos isótopos que compõem o material. Não está no documento original.
16. O Sistema Internacional de Unidades (SI) é usado em toda a Lista de Controle. Em todos os casos, a quantidade física definida em unidades do SI deve ser considerada como
o valor de controle recomendado. As abreviações normalmente usadas (e seus prefixos denotando grandeza) nesta Lista de Controle estão relacionadas na Tabela 1:
Tabela 1. Abreviações
. ." .arco-segundo(s) .ângulo
. .° .grau(s) .ângulo
. .A .ampère(s) .corrente elétrica
. .CAS .Serviço de registro de substância química .-
. .°C .graus Celsius .temperatura
. .cm .centímetro(s) .comprimento
. .cm2 .centímetro(s) quadrado(s) .área
. .cm3 .centímetro(s) cúbico(s) .volume
. .g .grama(s) .massa
. .g0 .aceleração da gravidade (9,80665 m/s2) .aceleração
. .GBq .gigabecquerel(eis) .atividade (radioativo)
. .GHz .gigahertz .frequência
. .GPa .gigapascal(s) .pressão
. .Gy .gray(s) .radiação ionizante absorvida
. .H .Henry(s) .indutância elétrica
. .h .hora(s) .tempo
. .Hz .Hertz .frequência
. .J .Joule(s) .energia, trabalho, calor
. .K .Kelvin .temperatura, termodinâmica
. .keV .quiloelétron-volt .energia, elétrica
. .kg .quilograma(s) .massa
. .kHz .quilohertz .frequência
. .kJ .quilojoule(s) .energia, trabalho, calor
. .kN .quilonewton(s) .força
. .kPa .quilopascal .pressão
. .kV .quilovolt(s) .potencial elétrico
. .kW .quilowatt(s) .potência
. .l .litro(s) .volume (líquidos)
. .m .metro(s) .comprimento
. .m2 .metro(s) quadrado(s) .área
. .m3 .metro(s) cúbico(s) .volume
. .mA .miliampère(s) .corrente elétrica
. .MeV .megaelétron-volt .energia, elétrica
. .MHz .megahertz .frequência
. .min .minuto(s) .tempo
. .ml .mililitro(s) .volume (líquidos).
. .mm .milímetro(s) .comprimento
. .MPa .megapascal(s) .pressão
. .mPa .milipascal(s) .pressão
. .MPE .erro máximo admissível .comprimento, medida
. .MW .megawatt(s) .potência
. .uF .microfarad .capacitância elétrica
. .um .micrômetro(s) .comprimento
. .us .microsegundo(s) .tempo
. .N .Newton(s) .força
. .nF .nanofarad .capacitância elétrica
. .nH .nanohenry(s) .indutância elétrica
. .nm .nanômetro(s) .comprimento
. .ns .nanosegundo(s) .tempo
. .Ohm .ohm(s) .resistência elétrica
. .Pa .Pascal(s) .pressão
. .ppm .partes por milhão .concentração, medida
. .ps .picosegundo(s) .tempo
. .rpm .rotações por minuto .velocidade angular
. .s .segundo(s) .tempo
. .T .Tesla .densidade de fluxo magnético
. .u .unidade de massa atômica .massa em uma escala atômica ou molecular
. .V .volt(s) .potencial elétrico
. .VA .volt-ampère(s) .potencial elétrico
. .W .watt(s) .potência
APÊNDICE A DO ANEXO I
Material e Equipamento
1. Fonte e material fissionável especial
Conforme definido no Artigo XX do Estatuto da Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA.
1.1. "Material fonte"
O termo "material fonte" significa urânio contendo a mistura de isótopos que ocorre na natureza; urânio empobrecido no isótopo 235; tório; quaisquer dos materiais anteriores
na forma de metal, ligas, composto químico ou concentrado; qualquer outro material contendo um ou mais dos materiais mencionados anteriormente, em concentração a ser determinada
periodicamente pela Junta de Governos da AIEA; e outro tipo de material que aquela Junta de Governos periodicamente assim o determinar.
1.2. "Material fissionável especial"
I - O termo "Material fissionável especial" significa plutônio-239 (239Pu); urânio-233 (233U); urânio enriquecido nos isótopos 235 ou 233; qualquer material contendo um ou mais
dos materiais mencionados anteriormente; e outro tipo de material fissionável que a Junta de Governos, periodicamente, assim o determinar; mas o termo "Material fissionável especial"
não inclui "Material fonte".
II - O termo "Urânio enriquecido nos isótopos 235 ou 233" significa urânio contendo os isótopos 235 ou 233 ou ambos em uma quantidade tal que a razão de abundância da
soma desses isótopos para o isótopo 238 seja maior que a razão do isótopo 235 para o isótopo 238 que o ocorre na natureza.
No entanto, para fins das diretrizes de controle de exportação, itens especificados no inciso (a) abaixo, e exportações de material fonte ou material fissionável especial para um
determinado país destinatário, dentro de um período de 12 meses, em quantidades inferiores aos limites especificados na Tabela 2 do inciso (b) abaixo, não devem ser incluídos:
a) Plutônio com uma concentração de plutônio-238 (238Pu) superior a 80%;
Material físsil especial quando usado em quantidades da ordem de gramas ou menos como um componente de sensores em instrumentos; e
Material fonte que o Governo esteja convencido que será usado apenas em atividades não nucleares, tais como a produção de ligas ou materiais cerâmicos.
b) Conforme tabela abaixo:
Tabela 2. Materiais e respectivas massas limites para controle de exportação.
. .Material físsil especial .50 g efetivos
. .Urânio natural .500 kg
. .Urânio empobrecido .1000 kg
. .Tório .1000 kg
2. Equipamento e materiais não-nucleares
A designação de itens de equipamento e materiais não-nucleares adotada pelo Governo é a seguinte (quantidades abaixo dos níveis indicados no APÊNDICE B DO ANEXO I serão
consideradas como insignificantes para fins práticos):
2.1. Reatores nucleares e equipamentos especialmente projetados ou preparados e seus componentes (ver APÊNDICE B DO ANEXO I);
2.2. Materiais não-nucleares para reatores (ver APÊNDICE B DO ANEXO I - item 2);
2.3. Instalações para o reprocessamento de elementos combustíveis irradiados, e equipamentos especialmente projetados ou preparados para esse fim (ver APÊNDICE B DO
ANEXO I item 3);
2.4. Instalações para a fabricação de elementos combustíveis e equipamentos especialmente projetados ou preparados para esse fim (ver APÊNDICE B DO ANEXO I - item 4);
2.5. Instalações para a separação de isótopos de urânio, urânio empobrecido ou materiais físseis especiais e equipamentos, além de instrumentos analíticos, especialmente
projetados ou preparados para esse fim (ver APÊNDICE B DO ANEXO I - item 5);
2.6.Instalações para a produção ou concentração de água pesada, deutério e compostos de deutério e equipamentos especialmente projetados ou preparados para esse fim (ver
APÊNDICE B DO ANEXO I - item 6); e
2.7.Instalações para a conversão de urânio e plutônio para uso na fabricação de elementos combustível e de separação de isótopos de urânio conforme definido nos itens 4 e
5 (ver APÊNDICE B DO ANEXO I), respectivamente, e equipamentos especialmente projetados ou preparados para esse fim (ver APÊNDICE B DO ANEXO I item -7).
APÊNDICE B DO ANEXO I
Esclarecimento Sobre Itens da Lista de Controle Diretamente Relacionados a Área Nuclear (Trigger List)
1. Reatores nucleares e equipamentos especialmente projetados ou preparados e seus componentes
NOTA INTRODUTÓRIA
Diversos tipos de reatores nucleares podem ser caracterizados pelo moderador utilizado (por exemplo: grafite, água pesada, água leve, nenhum), pelo espectro de nêutrons (por
exemplo, térmicos, rápidos), pelo tipo de refrigerante utilizado (por exemplo, água, metal líquido, sal fundido, gás) ou pela sua função ou tipo (por exemplo, reatores de potência, reatores
de pesquisa, reatores de teste). Pretende-se que todos esses tipos de reatores nucleares estejam incluídos no escopo deste item e de todos seus subitens, quando aplicável. Este item não
controla reatores de fusão.
1.1. Reatores Nucleares Completos
Reatores nucleares capazes de operar de tal modo a manter uma reação em cadeia de fissão autossustentada controlada.
NOTA EXPLICATIVA
Um reator nuclear inclui basicamente os itens internos ou conectados diretamente ao vaso do reator, o equipamento que controla o nível de potência no núcleo, e os
componentes que normalmente contêm ou entram em contato direto com o núcleo ou controlam o refrigerante primário do núcleo do reator.
EXPORTAÇÃO
A exportação de todo o conjunto de itens principais estabelecidos nestas orientações ocorrerá apenas de acordo com os procedimentos das Diretrizes estabelecidas pelo Governo.
Os itens individuais que se enquadrem dentro desse limite o qual é definido pela funcionalidade do item, serão exportados apenas em concordância com os procedimentos das Diretrizes,
e se encontram listados nos subitens 1.2. a 1.11. O Governo se reserva ao direito de aplicar os procedimentos das Diretrizes a outros itens dentro desse limite definido pela funcionalidade
do item.
1.2.Vasos de reatores nucleares
Vasos metálicos, ou partes principais fabricadas, projetadas ou preparadas especialmente para conter o núcleo de um reator nuclear, tal como definido no subitem 1.1. acima,
bem como os componentes internos do reator conforme definido no subitem 1.8.
NOTA EXPLICATIVA
O subitem 1.2. abrange vasos de reatores nucleares independentemente da faixa de pressão e inclui vasos de pressão do reator e calandrias. A tampa superior do vaso de pressão
do reator está incluída no subitem como uma peça principal fabricada de um vaso de reator.
1.3. Máquinas para carregamento e descarregamento do combustível de reatores nucleares
Equipamento manipulável especialmente projetado ou preparado para inserir ou remover combustível em um reator nuclear, conforme definido no subitem 1.1 supracitado.
NOTA EXPLICATIVA
Os itens supracitados são capazes de realizar a operação de carregamento ou descarregamento quando o reator estiver em operação ou empregando dispositivos tecnicamente
sofisticados de posicionamento ou alinhamento para permitir operações complexas de reabastecimento de combustível quando o reator estiver fora de operação, como aquelas nas quais
a visualização direta ou o acesso ao combustível normalmente não são possíveis.
1.4. Equipamentos e barras de controle de reatores nucleares
Barras, estruturas de suporte ou suspensão e mecanismos de acionamento de barras ou tubos-guia de barras, especialmente projetadas ou preparadas para elas, mecanismos
de acionamento ou tubos guias de barras para controlar o processo de fissão em um reator nuclear, como definido no subitem 1.1 supracitado.
1.5. Tubos de pressão do reator nuclear
Tubos especialmente projetados ou preparados para conter simultaneamente os elementos combustíveis e o refrigerante do sistema primário de um reator, tal como definido
no subitem 1.1 supracitado.
NOTA EXPLICATIVA
Tubos de pressão são partes dos canais de combustível nuclear projetados para funcionar a uma pressão elevada, algumas vezes acima de 5 MPa.
1.6. Revestimentos para o combustível nuclear
Tubos metálicos de zircônio ou de ligas de zircônio (ou conjuntos de tubos) especialmente projetados ou preparados para uso como revestimento do combustível em um reator
nuclear, tal como definido no subitem 1.1 supracitado, e em quantidades superiores a 10 Kg.
Observação: Para tubos de pressão de zircônio, consulte o item 1.5. Para tubos calandria o consulte o item 1.8.
NOTA EXPLICATIVA
Tubos metálicos de zircônio ou tubos de ligas de zircônio para uso em um reator nuclear consistem em zircônio no qual a relação de háfnio para zircônio é tipicamente inferior
a 1:500 partes em peso.
1.7. Bombas ou circuladores de resfriamento do circuito primário
Bombas ou circuladores especialmente projetadas ou preparados para a circular o refrigerante primário em reatores nucleares, como definido no subitem 1.1 supracitado.
NOTA EXPLICATIVA
Bombas ou circuladores especialmente projetados ou preparados incluem bombas para reatores resfriados a água, circuladores para reatores resfriados a gás e bombas
eletromagnéticas e mecânicas para reatores resfriados por metal líquido. Estes equipamentos podem incluir bombas com sistemas de vedação elaborados ou multiselos (multivedados) para
previnir a fuga do refrigerante do circuito primário, bombas seladas e bombas com sistemas de massa inercial. Esta definição compreende bombas certificadas conforme a Seção III, Divisão
I, subitem NB (componentes da Classe 1) do Código da Sociedade Americana de Engenharia Mecânica (ASME), ou padrões equivalentes.
1.8. Componentes internos de reatores nucleares
Partes internas do reator nuclear são especialmente projetadas ou preparadas componentes internos de reatores nucleares especialmente projetados ou preparados para uso em
um reator nuclear, conforme definido no subitem 1.1 supracitado. Isso Inclui, por exemplo, colunas de suporte para o núcleo, canais de combustível, tubos calandrados, isolamentos
térmicos, placas defletoras, placas superiores do núcleo e placas difusoras.
NOTA EXPLICATIVA
Os componentes internos de reatores nucleares são estruturas principais dentro do vaso do reator que têm uma ou mais funções, tais como suportar o núcleo, manter o
alinhamento do elemento combustível, direcionar o fluxo de refrigerante do circuito primário, fornecer proteção ao vaso do reator contra a radiação e guiar a instrumentação no interior
do núcleo.
1.9. Trocadores de Calor
(a) Geradores de vapor especialmente projetados ou preparados para serem utilizados no circuito de resfriamento primário ou intermediário de um reator nuclear, conforme
definido no subitem 1.1 supracitado.
(b) Outros trocadores de calor especialmente projetados ou preparados para serem utilizados no circuito de resfriamento primário de um reator nuclear, conforme definido no
subitem 1.1 supracitado.
NOTA EXPLICATIVA
Geradores de vapor são especialmente projetados ou preparados para transferir o calor gerado no reator para a água de alimentação para a geração de vapor. No caso de um
reator rápido que possua um circuito refrigerante intermediário, o gerador de vapor está no circuito intermediário.
Em um reator resfriado a gás, um trocador de calor pode ser utilizado para transferir o calor para um circuito secundário de gás que aciona uma turbina a gás.
O escopo de controle deste item não inclui trocadores de calor para os sistemas de apoio do reator (por exemplo, o sistema de refriamento de emergência ou o sistema de
resfriamento de calor residual.
1.10. Detectores de Nêutrons
Detectores de nêutrons especialmente projetados ou preparados para determinar o nível de fluxo no núcleo do reator, conforme definido no subitem 1.1 supracitado.
NOTA EXPLICATIVA
O escopo deste item abrange os detectores internos e externos ao núcleo do reator, que medem o fluxo em grande escala, tipicamente de 104 nêutrons por cm2 por segundo
ou mais. Detector externo ao núcleo refere-se àqueles instrumentos de medição fora do núcleo de um reator, conforme definido no subitem 1.1 supracitado, mas localizados dentro da
blindagem biológica.
1.11. Blindagem térmica externa
Blindagem térmica externa especialmente projetada ou preparada para uso em um reator nuclear, conforme definido no subitem 1.1 supracitado, para a redução da perda de
calor e também para a proteção do vaso de contenção.
NOTA EXPLICATIVA
Blindagens térmicas externas são estruturas principais colocadas sobre o vaso do reator que reduzem as perdas de calor do reator nuclear e reduzem a temperatura no interior
do vaso de contenção.
2. Materiais não-nucleares para reatores nucleares
EXPORTAÇÃO
2.1. Deutério e água pesada
Deutério, água pesada (óxido de deutério) e qualquer outro composto de deutério em que a proporção de átomos de deutério para hidrogênio exceda 1:5000 para uso em um
reator nuclear, conforme definido no subitem 1.1 supracitado, em quantidades superiores a 200 kg de átomos de deutério para qualquer país destinatário dentro de um período de um
ano civil (1º de janeiro a 31 de dezembro).
2.2. Grafite de grau nuclear
Grafite com um nível de pureza superior a 5 ppm (partes por milhão) de boro equivalente e com uma densidade superior a 1,50 g/cm3 para uso em um reator nuclear, conforme
definido no subitem 1.1 supracitado, em quantidades excedendo 1 kg.
NOTA EXPLICATIVA
Para fins de controle de exportação, o Governo determinará se as exportações de grafite que atendem às especificações acima são para uso em reatores nucleares. Grafite com
um nível de pureza superior a 5 ppm (partes por milhão) em boro equivalente e com uma densidade maior que 1,50 g/cm³, que não seja para uso em um reator nuclear, conforme definido
no subitem 1.1 supracitado, não está coberto por este parágrafo.
O Boro Equivalente (BE) pode ser determinado experimentalmente ou calculado como a soma de BE-Z para impurezas (excluindo BE-Carbono pois o carbono não é considerado
uma impureza), incluindo o boro, onde:
BE-Z (ppm) = CF x concentração do elemento "Z" (em ppm);
CF é a conversão do fator: (-Z x A-B) dividido por (o-B x A-Z)
oB e oZ são seções transversais de captura de nêutrons térmicos (em barns) para o boro naturalmente presente e o elemento "Z", respectivamente.
A-B e A-Z são as massas atômicas de ocorrência de boro naturalmente presente e elemento Z, respectivamente.
3. Instalações para o reprocessamento de elementos combustíveis irradiados e equipamentos especialmente projetados ou preparados para esse fim
NOTA INTRODUTÓRIA
O reprocessamento de combustível nuclear irradiado separa plutônio e urânio de produtos de fissão intensamente radioativos e de outros elementos transurânicos. Diferentes
processos técnicos podem realizar essa separação. No entanto, ao longo dos anos, o Processo de Recuperação de Plutônio e Urânio por Extração, em inglês, Plutonium Uranium Recovery
by Extraction (Purex) se tornou o processo mais comumente usado e aceito. O processo Purex envolve a dissolução de combustível nuclear irradiado em ácido nítrico, seguido pela separação
do urânio, plutônio, e de produtos de fissão por meio de extração por solvente usando uma mistura de fosfato de tributila em um diluente orgânico.
As instalações Purex têm funções de processo similares entre si, incluindo a remoção do revestimento e/ou corte dos elementos combustíveis irradiados, dissolução do
combustível, extração com solvente e armazenamento de soluções do processo. Pode também existir equipamentos para denitração térmica do nitrato de urânio, conversão do nitrato de
plutônio para óxido ou metal, e tratamento do licor de resíduos de produtos de fissão em uma forma adequada à deposição ou armazenamento por longo prazo.
No entanto, o tipo específico e a configuração do equipamento que desempenha essas funções pode diferir entre instalações Purex por vários motivos, incluindo o tipo e
quantidade de combustível nuclear irradiado a ser reprocessado, a aplicação pretendida dos materiais recuperados, bem como a filosofia de manutenção e de segurança incorporada no
projeto da instalação.
Uma instalação para o reprocessamento de elementos combustíveis irradiados inclui equipamentos e os componentes que normalmente entram em contato direto e controlam
diretamente o combustível irradiado, bem como os principais fluxos de processamento do material nuclear e dos produtos de fissão.
Esses processos, incluindo os sistemas completos para a conversão do plutônio e produção do plutônio metálico, podem ser identificados por meio das medidas tomadas para
evitar criticalidade (por exemplo, geometria anticrítica), exposição à radiação (por exemplo, por meio de blindagem) e risco de toxicidade (por exemplo, por meio de contenção).
EXPORTAÇÃO
A exportação de todo o conjunto dos principais itens dentro deste limite ocorrerá apenas de acordo com os procedimentos estabelecidos pelo Governo. O Governo se reserva
o direito de aplicar os procedimentos das diretrizes para outros itens dentro dos limites de funcionalidade definidos, conforme listado abaixo. Os itens de equipamento considerados que
são como enquadrados no significado da citação "e equipamento especialmente projetado ou preparado" para o reprocessamento de elementos de combustível irradiado, incluem:
3.1. Equipamentos de remoção de revestimento e corte de elementos combustíveis irradiados
Equipamentos operados remotamente, especialmente projetados ou preparados para uso em instalações de reprocessamento como descritas acima, e destinados a expor ou
preparar o material nuclear irradiado contido em elementos combustíveis, conjuntos ou varetas para processamento.
NOTA EXPLICATIVA
Esse equipamento corta, pica, cisalha ou de outra forma rompe o revestimento do combustível para expor o material nuclear irradiado ao processamento ou prepara o
combustível para o processamento.
Tesouras especialmente projetadas são os dispositivos mais comumente utilizados, embora equipamentos avançados, como lasers, máquinas de remoção de revestimento ou
outras técnicas, também possam ser empregados. A remoção de revestimento do elemento combustível irradiado (decladding) consiste na remoção do revestimento do combustível nuclear
irradiado antes de sua dissolução.
3.2. Dissolvedores
Vasos/tanques dissolvedores ou dissolvedores que empregam dispositivos mecânicos especialmente projetados ou preparados para uso em uma instalação de reprocessamento,
conforme identificado acima, destinados à dissolução de combustível nuclear irradiado, capazes de suportar líquidos quentes e altamente corrosivos, e que podem ser carregados, operados
e mantidos remotamente.
NOTA EXPLICATIVA
Os dissolvedores normalmente recebem o combustível nuclear irradiado sólido.
Combustíveis nucleares com revestimento feito de materiais como zircônio, aço inoxidável ou ligas desses materiais devem ser desrevestidos e/ou cortados ou picados antes de
serem carregados no dissolvedor, para permitir que o ácido alcance a matriz do combustível. O combustível nuclear irradiado é tipicamente dissolvido em ácidos minerais fortes, como o
ácido nítrico, e qualquer revestimento não dissolvido é removido. Embora certas características de projeto, como tanques de pequeno diâmetro, anelares ou em formato de placa, possam
ser usadas para garantir a segurança quanto à criticidade, elas não são obrigatórias. Controles administrativos, como tamanho reduzido do lote ou baixo conteúdo de material físsil, podem
ser usados em seu lugar. Os vasos dissolvedores e os dissolvedores que empregam dispositivos mecânicos são normalmente fabricados com materiais como aço inoxidável de baixo carbono,
titânio ou zircônio, ou outros materiais de alta qualidade. Os dissolvedores podem incluir sistemas para remoção do revestimento ou dos resíduos de revestimento, bem como sistemas para
controle e tratamento dos gases radioativos liberados. Esses dissolvedores podem contar com recursos para operação remota, já que normalmente são carregados, operados e mantidos
atrás de blindagens espessas.
3.3. Solventes extratores e equipamentos para extração por solvente
Equipamentos para extração por solvente especialmente projetados ou preparados (como colunas pulsadas ou empacotadas, contatores centrífugos ou misturadores
decantadores) para uso em uma usina de reprocessamento de combustível irradiado. Equipamentos para extração por solvente devem ser resistentes ao efeito corrosivo do ácido nítrico,
sendo normalmente fabricados com padrões extremamente elevados (incluindo soldagem especial inspeção, e controle de qualidade e garantia de qualidade) a partir de aços inoxidáveis
com baixo teor de carbono, titânio, zircônio ou outros materiais de alta qualidade.
NOTA EXPLICATIVA
Equipamentos para extração por solvente recebem a solução de combustível irradiado a partir dos dissolvedores e da solução orgânica que separa o urânio, o plutônio e produtos
de fissão do líquido extratante (ácidos inorgânicos fortes). O equipamento de extração de solventes é normalmente projetado para satisfazer parâmetros de operação rigorosos, como longa
vida operacional sem necessidade de manutenção ou adaptabilidade para fácil substituição, operação e controle simplificados, e flexibilidade para variações nas condições de processo.
3.4. Vasos de contenção ou armazenamento químico
Vasos de contenção ou armazenamento químico especialmente projetados ou preparados para uso em uma instalação de reprocessamento de combustível irradiado. Os vasos
de contenção ou de armazenamento devem ser resistentes ao efeito corrosivo do ácido nítrico. Os vasos de armazenamento ou de contenção são geralmente fabricados de materiais como
aços inoxidáveis com baixo teor de carbono, titânio ou zircônio, ou outros materiais de alta qualidade. Os vasos de armazenamento ou de contenção podem ser projetados para operação
e manutenção remotas e podem ter as seguintes características para controle da criticalidade nuclear:
1. Paredes ou estruturas internas com um Boro Equivalente (BE) de pelo menos dois por cento (2%);
2. Diâmetro máximo de 175 mm para vasos cilíndricos; ou
3. Largura máxima de 75 mm para vasos anulares ou em formato de placa.
NOTA EXPLICATIVA
Três fluxos principais de licor de processo resultam da etapa de extração por solvente. Vasos de armazenamento ou de contenção química são usados no processamento
subsequente destes três fluxos, da seguinte forma:
(a) A solução de nitrato de urânio puro é concentrada por evaporação e passada para um processo de denitração, onde é convertida em óxido de urânio. Esse óxido é reutilizado
no ciclo do combustível nuclear.
(b) A solução de produtos de fissão altamente radioativa é normalmente concentrada por evaporação e armazenada como um licor concentrado. Esse concentrado pode ser
subsequentemente evaporado e convertido em uma forma adequada ao armazenamento ou descarte.
(c) A solução de nitrato de plutônio puro é concentrada e armazenada, aguardando a sua transferência para as etapas de processo posteriores. Em especial, vasos de
armazenamento ou de contenção para soluções de plutônio são projetados visando evitar problemas de criticalidade resultantes de mudanças de concentração e forma desse fluxo.
3.5. Sistema de medição de neutros para controle de processo
Sistemas de medição de nêutrons especialmente projetados ou preparados para a integração e uso com sistemas de controle de processo automatizados em uma instalação de
reprocessamento de elementos combustíveis irradiados.
NOTA EXPLICATIVA
Estes sistemas possuem a capacidade de medição e discriminação de nêutrons ativa e passiva para determinar a quantidade e a composição do material físsil. O sistema completo
é composto de um gerador de nêutrons, um detector de nêutrons, amplificadores e processadores de sinal eletrônico.
O escopo deste item não inclui instrumentos de detecção e medição de nêutrons que são projetados para a contabilidade de materiais nucleares e salvaguardas ou qualquer
outra aplicação não relacionada à integração e uso com sistemas automatizados para controle de processos em uma instalação de reprocessamento de elementos combustíveis
irradiados.
4. Instalações para fabricação de elementos combustíveis para reatores nucleares e equipamentos especialmente projetados ou preparados para essa finalidade
NOTA INTRODUTÓRIA
Elementos combustíveis nucleares que são fabricados de um ou mais materiais fissionáveis especiais ou fontes mencionadas neste Anexo, em Materiais e Equipamentos. Para
combustíveis na forma de óxidos, o tipo mais comum de combustível, estarão presentes equipamentos para prensagem de pastilhas, sinterização, moagem e homogeneizadores de pós.
Combustíveis compostos por misturas de óxidos são manuseados em caixas de luvas (ou contenção equivalente) até serem prensados e sinterizados para após essas etapas serem
introduzidos nas varetas de revestimento.
Combustíveis compostos por misturas de óxidos são manuseados em compartimento com luvas (ou contenção equivalente) até que seus revestimentos estejam vedados.
Em todos os casos o combustível é hermeticamente vedado dentro de um revestimento apropriado que é projetado para ser o envelope primário envolvendo o combustível de
forma a garantir um desempenho adequado e seguro durante a operação do reator. Além disso, em todos os casos, é necessário um controle preciso dos processos, procedimentos e
equipamentos, em padrões de qualidade e controle extremamente elevados, para garantir o desempenho previsível e seguro do combustível.
NOTA EXPLICATIVA
Itens de equipamentos que são classificados como "especialmente projetados ou preparados" para a fabricação de elementos combustíveis, incluem equipamentos que:
(a) Normalmente entram em contato direto com, ou processam diretamente, ou controlam o fluxo de produção de material nuclear;
(b) Selam/vedam o material nuclear dentro do revestimento;
(c) Verificam a integridade do revestimento ou da selagem/vedação;
(d) Verificam o acabamento final do combustível selado/vedado; ou/e
(e) São utilizados para a montagem de elementos combustíveis nucleares para reatores.
Esses equipamentos ou sistemas de equipamentos podem incluir, por exemplo:
(1) Estações de inspeção de pastilhas totalmente automáticas, especialmente projetadas ou preparadas para verificação das dimensões finais e defeitos de superfície das pastilhas
de combustíveis;
(2) Máquinas de solda automáticas, especialmente projetadas ou preparadas para soldagem dos tampões extremidade das varetas de combustível (ou barras);
(3) Estações de teste e de inspeção automáticas, especialmente projetadas ou preparadas para verificar a integridade das varetas e das soldas dos tampões das varetas que
compõem o elemento combustível (ou hastes) finalizado;
(4) Sistemas especialmente projetados ou preparados para a fabricação do revestimento do combustível nuclear.
O Item 3 supracitado tipicamente inclui equipamentos para:
(a) Exame por raios-X para a verificação das soldas dos tampões terminais que vedam as extremidades das varetas e também para verificação das próprias varetas (ou
barras);
(b) Detecção de vazamento de hélio nas varetas já pressurizadas(ou hastes); e
(c) Escaneamento das varetas e soldas por raios gama (ou hastes) para verificar o carregamento correto das pastilhas de combustível no seu interior.
5. Instalações para separação de isótopos de urânio natural, urânio empobrecido ou material físsil especial e equipamentos, além de instrumentos analíticos, especialmente
projetados ou preparados para essa finalidade
NOTA INTRODUTÓRIA
Instalações, equipamentos e tecnologia para a separação de isótopos de urânio tem, em muitos casos, uma estreita relação com as instalações, equipamentos e tecnologia para
a separação isotópica de "outros elementos". Em casos particulares, os controles previstos nesse item 5, também se aplicam às instalações e equipamentos que se destinam para a separação
isotópica de "outros elementos". Esses controles sob as instalações e equipamentos para a separação de "outros elementos" são complementares aos controles em instalações e
equipamentos especialmente projetados ou preparados para o processamento, uso ou produção de material físsil especial abrangido por este APÊNDICE B DO ANEXO I.
Os controles complementares deste item envolvendo"outros elementos" não se aplicam ao processo de separação isotópica eletromagnética, que é tratado no Anexo II.
Os processos para os quais os controles deste item 5 se aplicam igualmente, seja para separação de isótopos de urânio ou a para separação de isótopos de "outros elementos",
são: centrifugação a gás, difusão gasosa, processo de separação por plasma e processos aerodinâmicos.
Para alguns processos, a relação com a separação de isótopos de urânio depende do elemento que está sendo separado. Estes processos são: processos a laser (por exemplo,
a separação isotópica por laser molecular e separação isotópica por laser de vapor atômico), troca química e troca iônica. A CIBES, portanto, irá avaliar adequadamente esses processos,
caso a caso, para aplicar os controles deste item 5 para usos envolvendo "outros elementos".
Os itens de equipamento que se enquadram no significado da expressão "equipamentos, além de instrumentos analíticos, especialmente projetado ou preparados" para a
separação de isótopos de urânio, incluem:
5.1. Centrífugas a gás e conjuntos e componentes especialmente projetados ou preparados para uso em centrífugas a gás.
NOTA INTRODUTÓRIA
A centrífuga a gás normalmente consiste de cilindro(s) de parede(s) fina(s) de diâmetro entre 75 mm e 650 mm, contido em um meio a vácuo e que gira a alta velocidade
periférica da ordem de 300 m/s ou mais, sobre seu eixo central vertical. Para alcançar alta velocidade, os materiais de construção para componentes de rotação devem ter uma alta razão
de resistência/densidade, e, portanto, o conjunto rotor e seus componentes individuais devem ser fabricados com tolerâncias muito precisas para minimizar o desbalanceamento.
Em contraste com outras centrífugas, a centrífuga a gás para enriquecimento de urânio caracteriza-se por possuir dentro da câmara rotora um defletor (ou defletores) rotativo
em forma de disco e um arranjo de tubos estacionários para alimentação e extração do gás hexafluoreto de urânio (UF6), apresentando pelo menos três canais separados, dos quais dois
são conectados a coletores que se estendem do eixo rotor em direção à periferia da câmara do rotor.