DOU 29/10/2025 - Diário Oficial da União - Brasil

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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 E X P O R T AÇ ÃO 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). E X P O R T AÇ ÃO 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.