ANNEXE III - ANNEXES DU PROTOCOLE ADDITIONNEL
ANNEXE I
LISTE DES ACTIVITÉS
VISÉES À L'ALINÉA a. III) ET VII)
DE L'ARTICLE 2
DU PROTOCOLE
I - Fabrication de bols pour centrifugeuses ou assemblage de centrifugeuses gazeuses.
Par bols pour centrifugeuses, on entend les cylindres à paroi mince décrits sous 5.1.1, b) dans l'annexe II.
Par centrifugeuses gazeuses, on entend les centrifugeuses décrites dans la note d'introduction sous 5.1 dans l'annexe II.
II - Fabrication de barrières de diffusion.
Par barrières de diffusion, on entend les filtres minces et poreux décrits sous 5.3.1, a) dans l'annexe II.
III - Fabrication ou assemblage de systèmes à laser.
Par systèmes à laser, on entend des systèmes comprenant les articles décrits sous 5.7 dans l'annexe II.
IV - Fabrication ou assemblage de séparateurs électromagnétiques.
Par séparateurs électromagnétiques, on entend les articles visés sous 5.9.1 dans l'annexe II qui contiennent les sources d'ions décrites sous 5.9.1, a).
V- Fabrication ou assemblage de colonnes ou d'équipements d'extraction.
Par colonnes ou équipements d'extraction, on entend les articles décrits sous 5.6.1, 5.6.2, 5.6.3, 5.6.5, 5.6.6, 5.6.7 et 5.6.8 dans l'annexe II.
VI - Fabrication de tuyères ou de tubes vortex pour la séparation aérodynamique.
Par tuyères ou tubes vortex pour la séparation aérodynamique, on entend les tuyères et tubes vortex de séparation décrits respectivement sous 5.5.1 et 5.5.2 dans l'annexe II.
VII - Fabrication ou assemblage de systèmes générateurs de plasma d'uranium.
Par systèmes générateurs de plasma d'uranium, on entend les systèmes décrits sous 5.8.3 dans l'annexe II.
VIII - Fabrication de tubes de zirconium.
Par tubes de zirconium, on entend les tubes décrits sous 1.6 dans l'annexe II.
IX - Fabrication d'eau lourde ou de deutérium ou amélioration de leur qualité.
Par eau lourde ou deutérium, on entend le deutérium, l'eau lourde (oxyde de deutérium) et tout composé de deutérium dans lequel le rapport atomique deutérium/hydrogène dépasse 1/5 000.
X - Fabrication de graphite de pureté nucléaire.
Par graphite de pureté nucléaire, on entend du graphite d'une pureté supérieure à cinq parties par million d'équivalent en bore et d'une densité de plus de 1,50 g par cm3.
XI - Fabrication de châteaux pour combustible irradié.
Par château pour combustible irradié, on entend un récipient destiné au transport et/ou à l'entreposage de combustible irradié qui assure une protection chimique, thermique et radiologique et qui dissipe la chaleur de décroissance pendant la manipulation, le transport et le stockage.
XII - Fabrication de barres de commande pour réacteur.
Par barres de commande pour réacteur, on entend les barres décrites sous 1.4 dans l'annexe II.
XIII - Fabrication de réservoirs et récipients dont la sûreté-criticité est assurée.
Par réservoirs et récipients dont la sûreté-criticité est assurée, on entend les articles décrits sous 3.2 et 3.4 dans l'annexe II.
XIV - Fabrication de machines à dégainer les éléments combustibles irradiés.
Par machines à dégainer les éléments combustibles irradiés, on entend les équipements décrits sous 3.1 dans l'annexe II.
XV - Construction de cellules chaudes.
Par cellules chaudes, on entend une cellule ou des cellules interconnectées ayant un volume total d'au moins 6 m3 et une protection égale ou supérieure à l'équivalent de 0,5 m de béton d'une densité égale ou supérieure à 3,2 g/cm3 et disposant de matériel de télémanipulation.
ANNEXE II
LISTE DES ÉQUIPEMENTS ET DES MATIÈRES NON NUCLÉAIRES SPÉCIFIÉS POUR LA DÉCLARATION DES EXPORTATIONS ET DES IMPORTATIONS CONFORMÉMENT À L'ALINÉA a. VII) DE L'ARTICLE 2
1. RÉACTEURS ET ÉQUIPEMENTS POUR RÉACTEURS
1.1. Réacteurs nucléaires complets
Réacteurs nucléaires pouvant fonctionner de manière à maintenir une réaction de fission en chaîne auto-entretenue contrôlée, exception faite des réacteurs de puissance nulle dont la production maximale prévue de plutonium ne dépasse pas 100 grammes par an.
Note explicative
Un « réacteur nucléaire » comporte essentiellement les articles se trouvant à l'intérieur de la cuve de réacteur ou fixés directement sur cette cuve, le matériel pour le réglage de la puissance dans le coeur, et les composants qui renferment normalement le fluide de refroidissement primaire du coeur du réacteur, entrent en contact direct avec ce fluide ou permettent son réglage.
Il n'est pas envisagé d'exclure les réacteurs qu'il serait raisonnablement possible de modifier de façon à produire une quantité de plutonium sensiblement supérieure à 100 grammes par an. Les réacteurs conçus pour un fonctionnement prolongé à des niveaux de puissance significatifs, quelle que soit leur capacité de production de plutonium, ne sont pas considérés comme étant des « réacteurs de puissance nulle ».
1.2. Cuves de pression pour réacteurs
Cuves métalliques, sous forme d'unités complètes ou d'importants éléments préfabriqués, qui sont spécialement conçues ou préparées pour contenir le coeur d'un réacteur nucléaire au sens donné à cette expression sous 1.1 ci-dessus, et qui sont capables de résister à la pression de travail du fluide de refroidissement primaire.
Note explicative
La plaque de couverture d'une cuve de pression de réacteur tombe sous 1.2 en tant qu'élément préfabriqué important d'une telle cuve.
Les internes d'un réacteur (tels que colonnes et plaques de support du coeur et autres internes de la cuve, tubes guides pour barres de commande, écrans thermiques, déflecteurs, plaques à grille du coeur, plaques de diffuseur, etc.) sont normalement livrés par le fournisseur du réacteur. Parfois, certains internes de supportage sont inclus dans la fabrication de la cuve de pression. Ces articles sont d'une importance suffisamment cruciale pour la sûreté et la fiabilité du fonctionnement d'un réacteur (et, partant, du point de vue des garanties données et de la responsabilité assumée par le fournisseur du réacteur) pour que leur fourniture en marge de l'accord fondamental de fourniture du réacteur lui-même ne soit pas de pratique courante. C'est pourquoi, bien que la fourniture séparée de ces articles uniques, spécialement conçus et préparés, d'une importance cruciale, de grandes dimensions et d'un prix élevé ne soit pas nécessairement considérée comme exclue du domaine en question, ce mode de fourniture est jugé peu probable.
1.3.
Machines pour le chargement et le
déchargement
du combustible nucléaire
Matériel de manutention spécialement conçu ou préparé pour introduire ou extraire le combustible d'un réacteur nucléaire au sens donné à cette expression sous 1.1 ci-dessus, et qui peut être utilisé en marche ou est doté de dispositifs techniques perfectionnés de positionnement ou d'alignement pour permettre des opérations complexes de chargement à l'arrêt, telles que celles au cours desquelles il est normalement impossible d'observer le combustible directement ou d'y accéder.
1.4. Barres de commande pour réacteurs
Barres spécialement conçues ou préparées pour le réglage de la vitesse de réaction dans un réacteur nucléaire au sens donné à cette expression sous 1.1 ci-dessus.
Note explicative
Cet article comprend, outre l'absorbeur de neutrons, les structures de support ou de suspension de l'absorbeur, si elles sont fournies séparément.
1.5. Tubes de force pour réacteurs
Tubes spécialement conçus ou préparés pour contenir les éléments combustibles et le fluide de refroidissement primaire d'un réacteur nucléaire au sens donné à cette expression sous 1.1 ci-dessus, à des pressions de travail supérieures à 5,1 MPa (740 psi).
1.6. Tubes de zirconium
Zirconium métallique et alliages à base de zirconium, sous forme de tubes ou d'assemblages de tubes, fournis en quantités supérieures à 500 kg pendant une période de douze mois, spécialement conçus ou préparés pour être utilisés dans un réacteur nucléaire au sens donné à cette expression sous 1.1 ci-dessus, et dans lesquels le rapport hafnium/zirconium est inférieur à 1/500 parties en poids.
1.7. Pompes du circuit primaire
Pompes spécialement conçues ou préparées pour faire circuler le fluide de refroidissement primaire pour réacteurs nucléaires au sens donné à cette expression sous 1.1 ci-dessus.
Note explicative
Les pompes spécialement conçues ou préparées peuvent comprendre des systèmes complexes à dispositifs d'étanchéité simples ou multiples destinés à éviter les fuites du fluide de refroidissement primaire, des pompes à rotor étanche et des pompes dotées de systèmes à masse d'inertie. Cette définition englobe les pompes conformes à la norme NC-1 ou à des normes équivalentes.
2. MATIÈRES NON NUCLÉAIRES POUR RÉACTEURS
2.1. Deutérium et eau lourde
Deutérium, eau lourde (oxyde de deutérium) et tout composé de deutérium dans lequel le rapport atomique deutérium/hydrogène dépasse 1/5 000, destinés à être utilisés dans un réacteur nucléaire, au sens donné à cette expression sous 1.1 ci-dessus, et fournis en quantités dépassant 200 kg d'atomes de deutérium pendant une période de douze mois, quel que soit le pays destinataire.
2.2. Graphite de pureté nucléaire
Graphite d'une pureté supérieure à cinq parties par million d'équivalent en bore et d'une densité de plus de 1,50 g/cm 3 , qui est destiné à être utilisé dans un réacteur nucléaire, tel que défini au paragraphe 1.1 ci-dessus et qui est fourni en quantités dépassant 3