﻿MAGYAR KÖZTÁRSASÁG KORMÁNYA
Új változat a T/843. számú törvényjavaslat helyett
T/ 1100. számú
törvényjavaslat
a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződés III. cikk (1) és
(4)	bekezdésének végrehajtásáról szóló biztosítéki megállapodás és jegyzőkönyv,
valamint a megállapodáshoz csatolt kiegészítő jegyzőkönyv kihirdetéséről
Előadó: Dr. Petrétei József
igazságügyi és rendészeti miniszter
Budapest, 2006. október
2006. évi...törvény
a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződés III. cikk (1) és
(4)	bekezdésének végrehajtásáról szóló biztosítéki megállapodás és jegyzőkönyv,
valamint a megállapodáshoz csatolt kiegészítő jegyzőkönyv kihirdetéséről
1. §
Az Országgyűlés e törvénnyel felhatalmazást ad a nukleáris fegyverek elterjedésének
megakadályozásáról szóló szerződés III. cikk (1) és (4) bekezdésének végrehajtásáról szóló
biztosítéki megállapodás (a továbbiakban: megállapodás) és jegyzőkönyv (a továbbiakban:
jegyzőkönyv), valamint a megállapodáshoz csatolt kiegészítő jegyzőkönyv (a továbbiakban:
kiegészítő jegyzőkönyv) kötelező hatályának elismerésére.
2.	§
Az Országgyűlés e törvénnyel kihirdeti
a)	a megállapodást és a jegyzőkönyvet,
b)	a kiegészítő jegyzőkönyvet.
3.	§
A megállapodás és a jegyzőkönyv hiteles angol nyelvű szövege és azok hivatalos magyar
nyelvű fordítása a következő:
„Agreement
Between the Kingdom of Belgium, the Kingdom of Denmark, the Federal Republic of
Germany, Ireland, the Italian Republic, the Grand Duchy of Luxembourg, the Kingdom
of the Netherlands, the European Atomic Energy Community and the International
Atomic Energy Agency in Implementation of Article III, (1) and (4) of the Treaty on the
Non-Proliferation of Nuclear Weapons
WHEREAS the Kingdom of Belgium, the Kingdom of Denmark, the Federal Republic of
Germany, Ireland, the Italian Republic, the Grand Duchy of Luxembourg and the Kingdom of
the Netherlands (hereinafter referred to as "the States") are signatories of the Treaty on the
Non-Proliferation of Nuclear Weapons (hereinafter referred to as the "Treaty") opened for
signature at London, Moscow and Washington on 1 July 1968 and which entered into force
on 5 March 1970;
RECALLING that pursuant to Article IV(1) of the Treaty nothing in the Treaty shall be
interpreted as affecting the inalienable right of all the Parties to the Treaty to develop
research, production and use of nuclear energy for peaceful purposes without discrimination
and in conformity with Articles I and II of the Treaty;
RECALLING that according to Article IV(2) of the Treaty all the Parties to the Treaty
undertake to facilitate, and have the right to participate in, the fullest possible exchange of
2
equipment, materials and scientific and technological information for the peaceful uses of
nuclear energy;
RECALLING further that under the terms of the same paragraph the Parties to the Treaty in a
position to do so shall also co- operate in contributing alone or together with other States or
international organisations to the further development of the applications of nuclear energy
for peaceful purposes, especially in the territories of non-nuclear-weapon States Party to the
Treaty;
WHEREAS Article III(1) of the Treaty provides that each non- nuclear-weapon State Party to
the Treaty undertakes to accept safeguards, as set forth in an agreement to be negotiated and
concluded with the International Atomic Energy Agency (hereinafter referred to as "the
Agency") in accordance with the Statute of the Agency (hereinafter referred to as "the
Statute") and the Agency's safeguards system, for the exclusive purpose of verification of the
fulfillment of its obligations assumed under this Treaty with a view to preventing diversion of
nuclear energy from peaceful uses to nuclear weapons or other nuclear explosive devices;
WHEREAS Article III(4) provides that non-nuclear-weapon States Party to the Treaty shall
conclude agreements with the Agency to meet the requirements of the said Article either
individually or together with other States in accordance with the Statute;
WHEREAS the States are Members of the European Atomic Energy Community
(EURATOM) (hereinafter referred to as "the Community") and have assigned to institutions
common to the European Communities regulatory, executive and judicial powers which these
institutions exercise in their own right in those areas for which they are competent and which
may take effect directly within the legal systems of the Member States;
WHEREAS within this institutional framework, the Community has in particular the task of
ensuring, through appropriate safeguards, that nuclear materials are not diverted to purposes
other than those for which they were intended, and will, from the time of the entry into force
of the Treaty within the territories of the States, thus be required to satisfy itself though the
system of safeguards established by the EURATOM Treaty, that source and special
fissionable material in all peaceful nuclear activities within the territories of the States is not
diverted to nuclear weapons or other nuclear explosive devices;
WHEREAS these safeguards include notification to the Community of the basic technical
characteristics of nuclear facilities, maintenance and submission of operating records to
permit nuclear materials accounting for the Community as a whole, inspections by officials of
the Community, and a system of sanctions;
WHEREAS the Community has the task of establishing with other countries and with
international organisations relations which may promote progress in the use of nuclear energy
for peaceful purposes and is expressly authorised to assume special safeguard obligations in
agreement with a third State of an international organisation;
WHEREAS the Agency's international safeguards system referred to in the Treaty comprises,
in particular, provisions for the submission of design information to the Agency, the
maintenance of records, the submission of reports on all nuclear material subject to safeguards
to the Agency, inspections carried out by the Agency's inspectors, requirements for the
establishment and maintenance of a system of accounting for and control of nuclear material
3
by a State, and measures in relation to verification of non-diversion;
WHEREAS the Agency, in the light of its statutory responsibilities and its relationship to the
General Assembly and the Security Council of the United Nations, has the responsibility to
assure the international community that effective safeguards are being applied under the
Treaty;
NOTING that the States which were Members of the Community when they signed the
Treaty, made it known on that occasion that safeguards provided for in Article III( 1) of the
Treaty would have to be set out in a verification agreement between the Community, the
States and the Agency and defined in such a way that the rights and obligations of the States
and the Community would not be affected;
WHEREAS the Board of Governors of the Agency (hereinafter referred to as "the Board")
has approved a comprehensive set of model provisions for the structure and content of
agreements between the Agency and States required in connection with the Treaty to be used
as the basis for negotiating safeguards agreements between the Agency and non-nuclear-
weapon States Party to the Treaty;
WHEREAS the Agency is authorised under Article III.A.5 of the Statute, to apply safeguards,
at the request of the parties, to any bilateral or multilateral arrangement, or at the request of a
State, to any of that State's activities in the field of atomic energy;
WHEREAS it is the desire of the Agency, the Community and the States to avoid unnecessary
duplication of safeguards activities;
NOW, THEREFORE, the Agency, the Community and the States have agreed as follows:
PART I
BASIC UNDERTAKING
Article 1
The States undertake, pursuant to Article III( 1) of the Treaty, to accept safeguards, in
accordance with the terms of this Agreement, on all source or special fissionable material in
all peaceful nuclear activities within their territories, under their jurisdiction or carried out
under their control anywhere, for the exclusive purpose of verifying that such material is not
diverted to nuclear weapons or other nuclear explosive devices.
APPLICATION OF SAFEGUARDS
Article 2
The Agency shall have the right and obligation to ensure that safeguards will be applied, in
4
accordance with the terms of this Agreement, on all source or special fissionable material in
all peaceful nuclear activities within the territories of the States, under their jurisdiction or
carried out under their control anywhere for the exclusive purpose of verifying that such
material is not diverted to nuclear weapons or other nuclear explosive devices.
Article 3
a.	The Community undertakes, in applying its safeguards on source and special
fissionable material in all peaceful nuclear activities within territories of the States, to
co-operate with the Agency, in accordance with the terms of this Agreement, with a
view to ascertaining that such source and special fissionable material is not diverted to
nuclear weapons or other nuclear explosive devices.
b.	The Agency shall apply its safeguards, in accordance with the terms of this Agreement,
is such a manner as to enable it to verify, in ascertaining that there has been no
diversion of nuclear material from peaceful uses to nuclear weapons or other nuclear
explosive devices, findings of the Community's system of safeguards. The Agency's
verification shall include, inter alia, independent measurements and observations
conducted by the Agency in accordance with the procedures specified in this
Agreement. The Agency, in its verification, shall take due account of the effectiveness
of the Community's system of safeguards in accordance with the terms of this
Agreement.
CO-OPERATION BETWEEN THE AGENCY, THE COMMUNITY AND THE
STATES
Article 4
The Agency, the Community and the States shall co-operate, in so far as each Party is
concerned, to facilitate the implementation of the safeguards provided for in this Agreement
and shall avoid unnecessary duplication of safeguards activities.
IMPLEMENTATION OF SAFEGUARDS
Article 5
The safeguards provided for in this Agreement shall be implemented in a manner designed:
a.	To avoid hampering the economic and technicological development in the Community
or international co-operation in the field of peaceful nuclear activities, including
international exchange of nuclear material;
5
b.	To avoid undue interference in the peaceful nuclear activities in the Community, and in
particular in the operation of facilities; and
c.	To be consistent with prudent management practices required for the economic and safe
conduct of nuclear activities.
Article 6
a.	The Agency shall take every precaution to protect commercial and industrial secrets
and other confidential information coming to its knowledge in the implementation of
this Agreement.
b.	i. The Agency shall not publish or communicate to any State, organisation or person
any information obtained by it in connection with the implementation of this
Agreement, except that specific information relating to the implementation thereof
may be given to the Board and to such Agency staff members as require such
knowledge by reason of their official duties in connection with safeguards, but
only to the extent necessary for the Agency to fulfil its responsibilities in
implementing this Agreement;
ii. Summarised information on nuclear material subject to safeguards under this
Agreement may be published upon decision of the Board if the States directly
concerned or the Community, in so far as either Party is individually concerned,
agree thereto.
Article 7
a.	In implementing safeguards under this Agreement, full account shall be taken of
technological development in the field of safeguards, and every effort shall be made to
ensure optimum cost-effectiveness and the application of the principle of safeguarding
effectively the flow of nuclear material subject to safeguards under this Agreement by
use of instruments and other techniques at certain strategic points to the extent that
present or future technology permits.
b.	In order to ensure optimum cost-effectiveness, use shall be made, for example, of such
means as:
i.	Containment as a means of defining material balance areas for accounting
purposes;
ii.	Statistical techniques and random sampling in evaluating the flow of nuclear
6
material; and
iii.	Concentration of verification procedures on those stages in the nuclear fuel cycle
involving the production, processing, use or storage of nuclear material from
which nuclear weapons or other nuclear explosive devices could readily be made,
and minimisation of verification procedures in respect of other nuclear material,
on condition that this does not hamper the implementation of this Agreement.
PROVISION OF INFORMATION TO THE AGENCY
Article 8
a.	In order to ensure the effective implementation of safeguards under this Agreement,
the Community shall, in accordance with the provisions set out in this Agreement,
provide the Agency with information concerning nuclear material subject to such
safeguards and the features of facilities relevant to safeguarding such material.
b.	i. The Agency shall require only the minimum amount of information and data
consistent with carrying out its responsibilities under this Agreement.
ii. Information pertaining to facilities shall be the minimum necessary for
safeguarding nuclear material subject to safeguards under this Agreement.
c.	If the Community so requests, the Agency shall be prepared to examine on premises of
the Community design information which the Community regards as being of
particular sensitivity. Such information need not be physically transmitted to the
Agency provided that it remains readily available for further examination by the
Agency on premises of the Community.
AGENCY INSPECTORS
Article 9
a.	i. The Agency shall secure the consent of the Community and the States to the
designation of Agency inspectors to the States.
ii.	If the Community, either upon proposal of a designation or at any other time
after a designation has been made, objects to the designation, the Agency shall
propose to the Community and the States an alternative designation or
designations.
7
iii.	If, as a result of the repeated refusal of the Community to accept the
designation of Agency inspectors, inspection to be conducted under this
Agreement would be impeded, such refusal shall be considered by the Board,
upon referral by the Director General of the Agency (hereinafter referred to as
"the Director General"), with a view to its taking appropriate action.
b.	The Community and The States concerned shall take the necessary steps to ensure that
Agency inspectors can effectively discharge their functions under this Agreement.
c.	The visits and activities of Agency inspectors shall be so arranged as:
i.	To reduce to a minimum the possible inconvenience and disturbance to the
Community and the States and to the peaceful nuclear activities inspected; and
ii.	To ensure protection of industrial secrets or any other confidential information
coming to the knowledge of Agency inspectors.
PRIVILEGES AND IMMUNITIES
Article 10
Each State shall apply to the Agency, including its property, funds and assets, and to its
inspectors and other officials, performing functions under this Agreement, the relevant
provisions of the Agreement on the Privileges and Immunities of the International Atomic
Energy Agency.
CONSUMPTION OR DILUTION OF NUCLEAR MATERIAL
Article 11
Safeguards under this Agreement shall terminate on nuclear material upon determination by
the Community and the Agency that the material has been consumed, or has been diluted in
such a way that it is no longer usable for any nuclear activity relevant from the point of view
of safeguards, or has become practically irrecoverable.
TRANSFER OF NUCLEAR MATERIAL OUT OF THE STATES
Article 12
8
The Community shall give the Agency notification of transfers of nuclear material subject to
safeguards under this Agreement out of the States, in accordance with the provisions of this
Agreement. Safeguards under this Agreement shall terminate on nuclear material when the
recipient State has assumed responsibility therefore as provided for in this Agreement. The
Agency shall maintain records indicating each transfer and, where applicable, the re-
application of safeguards to the transferred nuclear material.
PROVISIONS RELATING TO NUCLEAR MATERIAL TO BE USED IN NON-
NUCLEAR ACTIVITIES
Article 13
Where nuclear material subject to safeguards under this Agreement is to be used in non-
nuclear activities, such as the production of alloys or ceramics, the Community shall agree
with the Agency, before the material is so used, on the circumstances under which the
safeguards under this Agreement on such material may be terminated.
NON-APPLICATION OF SAFEGUARDS TO NUCLEAR MATERIAL TO BE USED
IN NON-PEACEFUL ACTIVITIES
Article 14
If a State intends to exercise its discretion to use nuclear material which is required to be
safeguarded under this Agreement in a nuclear activity which does not require the application
of safeguards under this Agreement, the following procedures shall apply:
a.	The Community and the State shall inform the Agency of the activity, and the State
shall make it clear:
i.	That the use of the nuclear material in a non-proscribed military activity will not be
in conflict with an undertaking the State may have given and in respect of which
Agency safeguards apply, that the material will be used only in a peaceful nuclear
activity; and
ii.	That during the period of non-application of safeguards under this Agreement the
nuclear material will not be used for the production of nuclear weapons or other
nuclear explosive devices;
b.	The Agency and the Community shall make an arrangement so that, only while the
9
nuclear material is in such an activity, the safeguards provided for in this Agreement
will not be applied. The arrangement shall identify, to the extent possible, the period or
circumstances during which such safeguards will not be applied. In any event, the
safeguards provided for in this Agreement shall apply again as soon as the nuclear
material is reintroduced into a peaceful nuclear activity. The Agency shall be kept
informed of the total quantity and composition of such material out of that State or
those States; and
c.	Each arrangement shall be made in agreement with the Agency. Such agreement shall
be given as promptly as possible and shall relate only to such matters as, inter alia,
temporal and procedural provisions and reporting arrangements, but shall not involve
any approval or classified knowledge of the military activity or relate to the use of the
nuclear material therein.
FINANCE
Article 15
The Agency, the Community and the States will bear the expenses incurred by each of them
in implementing their respective responsibilities under this Agreement. However, if the
Community, the States or person under their jurisdiction, incur extraordinary expenses as a
result of a specific request by the Agency, the Agency shall reimburse such expenses provided
that it has agreed in advance to do so. In any case, the Agency shall bear the cost of any
additional measuring or sampling which Agency inspectors may request.
THIRD PARTY LIABILITY FOR NUCLEAR DAMAGE
Article 16
The Community and the States shall ensure that any protection against third party liability in
respect of nuclear damage, including any insurance or other financial security which may be
available under their laws or regulations shall apply to the Agency and its officials for the
purpose of the implementation of this Agreement, in the same way as that protection applies
to nationals of the States.
INTERNATIONAL RESPONSIBILITY
Article 17
Any claim by the Community or a State against the Agency or by the Agency against the
Community or a State in respect of any damage resulting from the implementation of
safeguards under this Agreement, other than damage arising out of a nuclear incident, shall be
settled in accordance with international law.
10
MEASURES IN RELATION TO VERIFICATION OF NON-DIVERSION
Article 18
If the Board, upon report of the Director General, decides that an action by the Community or
a State, in so far as either Party is individually concerned, is essential and urgent in order to
ensure verification that nuclear material subject to safeguards under this Agreement is not
diverted to nuclear weapons or other nuclear explosive devices, the Board may call upon the
Community or that State to take the required action without delay, irrespective of whether
procedures have been invoked pursuant to Article 22 for the settlement of a dispute.
Article 19
If the Board, upon examination of relevant information reported to it by the Director General,
finds that the Agency is not able to verify that there has been no diversion of nuclear material
required to be safeguarded under this Agreement, to nuclear weapons or other nuclear
explosive devices, it may make the reports provided for in Article XII(C) of the Statute and
may also take, where applicable, the other measures provided for in that paragraph. In taking
such action, the Board shall take account of the degree of assurance provided by the
safeguards measures that have been applied and shall offer the Community or the State, in so
far as either Party is individually concerned, every reasonable opportunity to furnish the
Board with any necessary reassurance.
INTERPRETATION AND APPLICATION OF THE AGREEMENT AND
SETTLEMENT OF DISPUTES
Article 20
At the request of the Agency, the Community or a State, there shall be consultations about
any question arising out of the interpretation or application of this Agreement.
Article 21
The Community and the States shall have the right to request that any question arising out of
the interpretation or application of this Agreement be considered by the Board. The Board
shall invite the Community and the State concerned to participate in the discussion of any
such question by the Board.
11
Article 22
Any dispute arising out of the interpretation or application of this Agreement except a dispute
with regard to a finding by the Board under Article 19 or an action take by the Board pursuant
to such a finding, which is not settled by negotiation or another procedure agreed to by the
Agency, the Community and the States shall, at the request of any one of them, be submitted
to an arbitral tribunal composed of five arbitrators. The Community and the States shall
designate two arbitrators and the Agency shall also designate two arbitrators, and the four
arbitrators so designated shall elect a fifth, who shall be the Chairman. If, within thirty days of
the request for arbitration, the Community and the States, or the Agency, have not designated
two arbitrators each, the Community or the Agency may request the President of the
International Court of Justice to appoint these arbitrators. The same procedure shall apply if,
within thirty days of the designation or appointment of the fourth arbitrator, the fifth arbitrator
has not been elected. A majority of the members of the arbitral tribunal shall constitute a
quorum, and all decisions shall require the concurrence of at least three arbitrators. The
arbitral procedure shall be fixed by the tribunal. The decisions of the tribunal shall be binding
on the Agency, the Community, and the States concerned.
ACCESSION
Article 23
a.	This Agreement shall come into force for non-nuclear-weapon States Party to the
Treaty which become Members of the Community, upon:
i.	Notification to the Agency by the State concerned that its procedures with respect to
the coming into force of this Agreement have been completed; and
ii.	Notification to the Agency by the Community that it is in a position to apply its
safeguards in respect of that State for the purposes of this Agreement.
b.	Where the State concerned has concluded other agreements with the Agency for the
application of Agency safeguards, upon the coming into force of this Agreement for
that State, the application of Agency safeguards under such agreements shall be
suspended while this Agreement is in force; provided, however, that the State's
undertaking in those agreements not to use items which are subject thereto in such a
way as to further any military purpose shall continue to apply.
AMENDMENT OF THE AGREEMENT
Article 24
12
a.	The Agency, the Community and the States shall, at the request of any one of them,
consult on amendment to this Agreement.
b.	All amendments shall require the agreement of the Agency, the Community and the
States.
c.	The Director General shall promptly inform all Member States of the Agency of any
amendment to this Agreement.
ENTRY INTO FORCE AND DURATION
Article 25
a.	This Agreement shall enter into force on the date upon which the Agency receives from
the Community and the States written notification that their own requirements for entry
into force have been met. The Director General shall promptly inform all Member
States of the Agency of the entry into force of this Agreement.
b.	This Agreement shall remain in force as long as the States are Parties to the Treaty.
PROTOCOL
Article 26
The Protocol attached to this Agreement shall be an integral part thereof. The term
"Agreement" as used in this instrument means the Agreement and the Protocol together.
Part II
INTRODUCTION
Article 27
The purpose of this part of the Agreement is to specify, as required, the procedures to be
applied in the implementation of the safeguards provisions of Part I.
13
OBJECTIVE OF SAFEGUARDS
Article 28
The objective of the safeguards procedures set forth in this Agreement is the timely detection
of diversion of significant quantities of nuclear material from peaceful nuclear activities to the
manufacture of nuclear weapons or of other nuclear explosive devices or for purposes
unknown, and deterrence of such diversion by the risk of early detection.
Article 29
For the purpose of achieving the objective set forth in Article 28, material accountancy shall
be used as a safeguards measure of fundamental importance, with containment and
surveillance as important complementary measures.
Article 30
The technical conclusion of the Agency's verification activities shall be a statement, in respect
of each material balance area, of the amount of material unaccounted for over a specific
period, and giving the limits of accuracy of the amounts stated.
THE COMMUNITY'S SYSTEM OF SAFEGUARDS
Article 31
Pursuant to Article 3, the Agency, in carrying out its verification activities, shall make full use
of the Community's system of safeguards.
Article 32
14
The Community's system of accounting for and control of nuclear material under this
Agreement shall be based on a structure of material balance areas. The Community, in
applying its safeguards, will make use of and, to the extent necessary, make provision for, as
appropriate and specified in the Subsidiary Arrangements such measures as:
a.	A measurement system for the determination of the quantities of nuclear material
received, produced, shipped, lost or otherwise removed from inventory, and the
quantities on inventory;
b.	The evaluation of precision and accuracy of measurements and the estimation of
measurement uncertainty;
c.	Procedures for identifying, reviewing and evaluating differences in shipper/receiver
measurements;
d.	Procedures for taking a physical inventory;
e.	Procedures for the evaluation of accumulations of unmeasured inventory and
unmeasured losses;
f.	A system of records and reports showing, for each material balance area, the inventory
of nuclear material and the changes in that inventory including receipts into and
transfers out of the material balance area;
g.	Provisions to ensure that the accounting procedures and arrangements are being
operated correctly; and
h.	Procedures for the provision of reports to the Agency in accordance with Articles 59 to
65 and 67 to 69.
Article 33
Safeguards under this Agreement shall not apply to material in mining or ore processing
activities.
Article 34
a.	When any material containing uranium or thorium which has not reached the stage of
the nuclear fuel cycle described in paragraph (c) is directly or indirectly exported to a
non-nuclear-weapon State not Party to this Agreement, the Community shall inform the
Agency of its quantity, composition and destination, unless the material is exported for
specifically non-nuclear purposes;
b.	When any material containing uranium or thorium which has not reached the stage of
the nuclear fuel cycle described in paragraph (c) is imported into the States, the
Community shall inform the Agency of its quantity and composition, unless the
material is imported for specifically non-nuclear purposes; and
c.	When any nuclear material of a composition and purity suitable for fuel fabrication or
15
for isotopic enrichment leaves the plant or the process stage in which it has been
produced, or when such nuclear material, or any other nuclear material produced at a
later stage in the nuclear fuel cycle, is imported into the States, the nuclear material
shall become subject to the other safeguards procedures specified in this Agreement.
TERMINATION OF SAFEGUARDS
Article 35
a.	Safeguards under this Agreement shall terminate on nuclear material, under the
conditions set forth in Article 11. Where the conditions of that article are not met, but
the Community considers that the recovery of nuclear material subject to safeguards
under this Agreement from residues is not for the time being practicable or desirable,
the Agency and the Community shall consult on the appropriate safeguard measures to
be applied.
b.	Safeguards under this Agreement shall terminate on nuclear material, under the
conditions set forth in Article 13, provided that the Agency and the Community agree
that such nuclear material is practicably irrecoverable.
EXEMPTION FROM SAFEGUARDS
Article 36
At the request of the Community, the Agency shall exempt nuclear material from safeguards
under this Agreement, as follows:
a.	Special fissionable material, when it is used in gram quantities or less as a sensing
component in instruments;
b.	nuclear material, when it is used in non-nuclear activities in accordance with Article 13,
if such nuclear material is recoverable; and
c.	plutonium with an isotopic concentration of plutonium-238 exceeding 80%.
Article 37
16
At the request of the Community, the Agency shall exempt from safeguards under this
Agreement nuclear material that would otherwise be subject to such safeguards, provided that
the total quantity of nuclear material which has been exempted in the States in accordance
with this Article may not at any time exceed:
a.	One kilogram in total of special fissionable material, which may consist of one or more
of the following:
i.	Plutonium;
ii.	Uranium with an enrichment of 0.2 (20%) and above, taken account of by
multiplying its weight by its enrichment; and
iii.	Uranium with an enrichment below 0.2 (20%) and above that of natural
uranium, taken account of by multiplying its weight by five times the square of
its enrichment;
b.	Ten metric tons in total of natural uranium and depleted uranium with an enrichment
above 0.005 (0.5%);
c.	Twenty metric tons of depleted uranium with an enrichment of 0.005 (0.5%) or below;
and
d.	Twenty metric tons of thorium;
or such greater amounts as may be specified by the Board for uniform application.
Article 38
If exempted nuclear material is to be processed or stored together with nuclear material
subject to safeguards under this Agreement, provision shall be made for the re-application of
such safeguards thereto.
SUBSIDIARY ARRANGEMENTS
Article 39
The Community shall make Subsidiary Arrangements with the Agency which shall specify in
detail, to the extent necessary to permit the Agency to fulfil its responsibilities under this
Agreement in an effective and efficient manner, how the procedures laid down in this
Agreement are to be applied. The Subsidiary Arrangements may be extended or changed by
agreement between the Agency and the Community without amendment of this Agreement.
17
Article 40
The Subsidiary Arrangements shall enter into force at the same time as, or as soon as possible
after, the entry into force of this Agreement. The Agency, The Community and the States
shall make every effort to achieve their entry into force within ninety days of the entry into
force of this Agreement; an extension of that period shall require agreement between the
Agency, the Community and the States. The Community shall provide the Agency promptly
with the information required for completing the Subsidiary Arrangements. Upon the entry
into force of this Agreement, the Agency shall have the right to apply the procedures laid
down therein in respect of the nuclear material listed in the inventor provided for in Article
41, even if the Subsidiary Arrangements have not yet entered into force.
INVENTORY
Article 41
On the basis of the initial report referred to in Article 62, the Agency shall establish a unified
inventory of all nuclear material in the State subject to safeguards under this Agreement,
irrespective of its origin, and shall maintain this inventory on the basis of subsequent reports
and of the results of its verification activities. Copies of the inventory shall be made available
to the Community at intervals to be agreed.
DESIGN INFORMATION
General Provisions
Article 42
Pursuant to Article 8, design information in respect of existing facilities shall be provided to
the Agency by the Community during the discussion of the Subsidiary Arrangements. The
time limits for the provisions of design information in respect of the new facilities shall be
specified in the Subsidiary Arrangements and such information shall be provided as early as
possible before nuclear material is introduced into a new facility.
18
Article 43
The design information to be provided to the Agency shall include, in respect of each facility,
when applicable:
a.	The identification of the facility, stating its general character, purpose, nominal
capacity and geographic location, and the name and address to be used for routine
business purposes;
b.	A description of the general arrangement of the facility with reference, to the extent
feasible, to the form, location and flow of nuclear material and to the general layout of
important items of equipment which use, produce or process nuclear material;
c.	A description of features of the facility relating to material accountancy, containment
and surveillance; and
d.	A description of the existing and proposed procedures at the facility for nuclear
material accountancy and control, with special reference to material balance areas
established by the operator, measurements of flow and procedures for physical
inventory taking.
Article 44
Other information relevant to the application of safeguards under this Agreement shall also be
provided to the Agency in respect of each facility, if so specified in the Subsidiary
Arrangements. The Community shall provide the Agency with supplementary information on
the health and safety procedures which the Agency shall observe and with which Agency
inspectors shall comply at the facility.
Article 45
The Agency shall be provided by the Community with design information in respect of a
modification relevant for purposes of safeguards under this Agreement for examination, and
shall be informed of any change in the information provided to it under Article 44,
sufficiently in advance for the safeguards procedures to be applied under this Agreement to be
adjusted when necessary.
Article 46
Purpose of examination of design information
19
The design information provided to the Agency shall be used for the following purposes:
a.	To identify the feature of facilities and nuclear material relevant to the application of
safeguards to nuclear material in sufficient detail to facilitate verification;
b.	To determine material balance areas to be used for accounting purposes under this
Agreement and to select those strategic points which are key measurement points and
which will be used to determine flow and inventory of nuclear material in determining
such material balance areas the following criteria shall, inter alia, be used:
i.	The size of the material balance area shall be related to the accuracy with which
the material balance can be established;
ii.	In determining the material balance area advantage shall be taken of any
opportunity to use containment and surveillance to help ensure the completeness
of flow measurements and thereby to simplify the application of safeguards and
to concentrate measurement efforts at key measurement points;
iii.	A special material balance area may be established at the request of the
Community or of the State concerned around a process step involving
commercially sensitive information;
c.	To establish the nominal timing and procedures for taking of physical inventory of
nuclear material for accounting purposes under this Agreement;
d.	To establish the records and reports requirements and records evaluation procedures;
e.	To establish requirements and procedures for verification of the quantity and location
of nuclear material; and
f.	To select appropriate combinations of containment and surveillance methods and
techniques and the strategic points at which they are to be applied.
The results of the examination of the design information, as agreed upon between the Agency
and the Community, shall be included in the Subsidiary Arrangements.
Article 47
Re-examination of design information
Design information shall be re-examined in the light of changes in operating conditions, of
developments in safeguards technology or of the experience in the application of verification
procedures, with a view to modifying action pursuant to Article 46.
20
Article 48
Verification of design information
The Agency, in co-operation with the Community and the State concerned may send
inspectors to facilities to verify the design information provided to the Agency pursuant to
Article 42 to 4 for the purposes stated in Article 46.
INFORMATION IN RESPECT OF NUCLEAR MATERIAL OUTSIDE FACILITIES
Article 49
The Agency shall be provided by the Community with the following information when
nuclear material is to be customarily used outside facilities, as applicable:
a.	A general description of the use of the nuclear material, its geographic location, and the
user's name and address for routine business purposes; and
b.	A general description of the existing and proposed procedures for nuclear material
accountancy and control, as specified in the Subsidiary Arrangements.
The Agency shall be informed by the Community, on a timely basis, of any change in the
information provided to it under this Article.
Article 50
The information provided to the Agency pursuant to Article 49 may be used, to the extent
relevant, for the purposes set out in Article 46 (b) to (f).
RECORDS SYSTEM
General provisions
Article 51
21
The Community shall arrange that records are kept in respect of each material balance area.
The records to be kept shall be described in the Subsidiary Arrangements.
Article 52
The Community shall make arrangements to facilitate the examination of records by Agency
inspectors, particularly if the records are not kept in English, French, Russian or Spanish.
Article 53
Records shall be retained for at least five years.
Article 54
Records shall consist, as appropriate, of:
a.	Accounting records of all nuclear material subject to safeguards under this Agreement;
and
b.	Operating records for facilities containing such nuclear material.
Article 55
The system of measurements on which the records used for the preparation of reports are
based shall either conform to the latest international standards or be equivalent in quality to
such standards.
Accounting records
Article 56
The accounting records shall set forth the following in respect of each material balance area:
a.	All inventory changes, so as to permit a determination of the book inventory at any
22
time;
b.	All measurement results that are used for determination of the physical inventory; and
c.	All adjustments and corrections that have been made in respect of inventory changes,
book inventories and physical inventories.
Article 57
For all inventory changes and physical inventories the records shall show, in respect of each
batch of nuclear material: material identification, batch data and source data. The records shall
account for uranium, thorium and plutonium separately in each batch of nuclear material. For
each inventory change, the date of the inventory change and, when appropriate, the
originating material balance area and the receiving material balance area or the recipient, shall
be indicated.
Article 58
Operating records
The operating records shall set forth, as appropriate, in respect of each material balance area:
a.	Those operating data which are used to establish changes in the quantities and
composition of nuclear material;
b.	The data obtained from the calibration of tank and instruments and from sampling and
analyses, the procedures to control the quality of measurements and the derived
estimates of random and systematic error;
c.	A description of the sequence of the actions taken in preparing for, and in taking, a
physical inventory, in order to ensure that it is correct and complete; and
d.	A description of the actions taken in order to ascertain the cause and magnitude of any
accidental or unmeasured loss that might occur.
REPORTS SYSTEM
23
General provisions
Article 59
The Community shall provide the Agency with reports as detailed in Articles 60 to 65 and 67
to 69 in respect of nuclear material subject to safeguards under this Agreement.
Article 60
Reports shall be made in English, French, Russian or Spanish, except as otherwise specified
in the Subsidiary Arrangements.
Article 61
Reports shall be based on the record kept in accordance with Articles 51 to 58 and shall
consist, as appropriate, of accounting reports and special reports.
Accounting reports
Article 62
The Agency shall be provided by the Community with an initial report on all nuclear material
subject to safeguards under this Agreement. The initial report shall be dispatched to the
Agency within thirty days of the last day of the calendar month in which this Agreement
enters into force, and shall reflect the situation as of the last day of that month.
Article 63
The Community shall provided the Agency with the following accounting reports for each
material balance area:
24
a.	Inventory change reports showing all changes in the inventory of nuclear material. The
reports shall be dispatched as soon as possible and in any event within the time limits
specified in the Subsidiary Arrangements; and
b.	Material balance reports showing the material balance based on a physical inventory of
nuclear material actually present in the material balance area. The reports shall be
dispatched as soon as possible and in any event within the time limits specified in the
Subsidiary Arrangements.
The reports shall be based on data available as of the date of reporting and may be corrected
at a alter date, as required.
Article 64
Inventory change reports shall specify identification and batch data for each batch of nuclear
material, the date of the inventory change and, as appropriate, the originating material balance
area and the receiving material balance area or the recipient. These reports shall be
accompanied by concise notes:
a.	Explaining the inventory changes, on the basis of the operating data contained in the
operating records provided for under Article 58(a); and
b.	Describing, as specified in the Subsidiary Arrangements, the anticipated operational
programme, particularly the taking of a physical inventory.
Article 65
The Community shall report each inventory change, adjustment and correction, either
periodically in a consolidated list or individually. Inventory changes shall be reported in terms
of batches. As specified in the Subsidiary Arrangements, small changes in inventory of
nuclear material, such as transfers of analytical samples, may be combined in one batch and
reported as one inventory change.
Article 66
The Agency shall provide the Community, for the use of the interested parties, with semi-
annual statements of book inventory of nuclear material subject to safeguards under this
Agreement, for each material balance area, as based on the inventory change reports for the
25
period covered by each such statement.
Article 67
Material balance reports shall include the following entries unless otherwise agreed by the
Agency and the Community:
a.	Beginning physical inventory;
b.	Inventory changes (first increases, then decreases);
c.	Ending book inventory;
d.	Shipper/receiver differences;
e.	Adjusted ending book inventory;
f.	Ending physical inventory; and
g.	Material unaccounted for.
A statement of the physical inventory, listing all batches separately and specifying material
identification and batch data for each batch, shall be attached to each material balance report.
Article 68
Special reports
The Community shall make special reports without delay:
a.	If any unusual incident or circumstances lead the Community to believe that there is or
may have been loss of nuclear material that exceeds the limits specified for this
purposed in the Subsidiary Arrangements; or
b.	If the containment has unexpectedly changed from that specified in the Subsidiary
Arrangements to the extent that unauthorized removal of nuclear material has become
possible.
Article 69
26
Amplification and clarification of reports
If the Agency so requests, the Community shall provide it with amplifications or clarifications
of any report, in so far as relevant for the purpose of safeguards under this Agreement.
INSPECTIONS
Article 70
General Provisions
The Agency shall have the right to make inspections as provided for in this Agreement.
Purpose of inspections
Article 71
The Agency may make ad hoc inspections in order to:
a.	Verify the information contained in the initial report on the nuclear material subject to
safeguards under this Agreement and identify and verify changes in the situation which
have occurred between the date of the initial report and the date of the entry into force
of the Subsidiary Arrangements in respect of a given facility; and
b.	Identify, and if possible verify the quantity and composition of nuclear material subject
to safeguards under this Agreement in accordance with Article 93 and 96, before its
transfer out of or upon its transfer into the States except for transfers within the
Community.
Article 72
The Agency may make routine inspections in order to:
a.	Verify that reports are consistent with records;
27
b.	Verify the location, identity, quantity and composition of all nuclear material subject to
safeguards under this Agreement; and
c.	Verify information on the possible causes of material unaccounted for, shipper/receiver
differences and uncertainties in the book inventory.
Article 73
Subject to the procedures laid down in Article 77, the Agency may make special inspections:
a.	In order to verify the information contained in special reports; or
b.	If the Agency considers that information made available by the Community including
explanations from the Community and information obtained from routine inspections,
is not adequate for the Agency to fulfil its responsibilities under this Agreement.
An inspection shall be deemed to be special when it is either additional to the routine
inspection effort provided for in this Agreement or involves access to information or locations
in addition to the access specified in Article 76 for ad hoc and routine inspections, or both.
Scope of inspections
Article 74
For the purposes specified in Articles 71 to 73, the Agency may:
a.	Examine the records kept pursuant to Articles 51 to 58;
b.	Make independent measurements of all nuclear material subject to safeguards under
this Agreement;
c.	Verify the functioning and calibration of instruments and other measuring and control
equipment;
d.	Apply and make use of surveillance and containment measures; and
e.	Use other objective methods which have been demonstrated to be technically feasible.
28
Article 75
Within the scope of Article 74, the Agency shall be enabled:
a.	To observe that samples at key measurement points for material balance accountancy
are taken in accordance with procedures which produce representative samples, to
observe the treatment and analysis of the samples and to obtain duplicates of such
samples;
b.	To observe that the measurements of nuclear material at key measurement points for
material balance accountancy are representative, and to observe the calibration of the
instruments and equipment involved;
c.	To make arrangements with the Community and to the extent necessary with the State
concerned that, if necessary:
i.	Additional measurements are made and additional samples taken for the Agency's
use;
ii.	The Agency's standard analytical samples are analysed;
iii.	Appropriate absolute standards are used in calibrating instruments and other
equipment; and
iv.	Other calibrations are carried out;
d.	To arrange to use its own equipment for independent measurement and surveillance,
and if so agreed and specified in the Subsidiary Arrangements to arrange to install such
equipment;
e.	To apply its seals and other identifying and tamper- indicating devices to containments,
if so agreed and specified in the Subsidiary Arrangements; and
f.	To make arrangements with the Community or the State concerned for the shipping of
samples taken for the Agency's use.
Access for inspections
Article 76
a.	For the purposes specified in Article 71(a) and until such time as the strategic points
have been specified in the Subsidiary Arrangements, the Agency inspectors shall have
access to any location where the initial report or any inspections carried out in
connection with it indicate that nuclear material subject to safeguards under this
Agreement is present;
29
b.	For the purposes specified in Article 71(b) the Agency inspectors shall have access to
any location of which the Agency has been notified in accordance with Articles
92(b)(iii) or 95(d)(iii);
c.	For the purposes specified in Article 72 the inspectors shall have access only to the
strategic points specified in the Subsidiary Arrangements and to the records maintained
pursuant to Articles 51 to 58; and
d.	In the event of the Community concluding that any unusual circumstances require
extended limitations on access by the Agency, the Community and the Agency shall
promptly make arrangements with a view to enabling the Agency to discharge its
safeguards responsibilities in the light of these limitations. The Director General shall
report each such arrangement to the Board.
Article 77
In the circumstances which may lead to special inspections for the purposes specified in
Article 73 the Community and the Agency shall consult forthwith. As a result of such
consultations the Agency may:
a.	Make inspections in addition to the routine inspection effort provided for in this
Agreement; and
b.	Obtain access, in agreement with the Community, to information or locations in
addition to those specified in Article 76. Any disagreement shall be resolved in
accordance with Articles 21 and 22. In case action by the Community or a State, in so
far as either Party is individually concerned, is essential and urgent, Article 18 shall
apply.
Frequency and intensity of routine inspections
Article 78
The number, intensity and duration of routine inspections, applying optimum timing, shall be
kept to the minimum consistent with the effective implementation of the safeguards
procedures set forth in this Agreement, and optimum and most economical use of available
inspection resources under the Agreement shall be made.
30
Article 79
The Agency may carry out one routine inspection per year in respect of facilities and material
balance areas outside facilities with a content or annual throughput, whichever is greater, of
nuclear material not exceeding five effective kilograms.
Article 80
The number, intensity, duration, timing and mode of routine inspections in respect of facilities
with a content or annual throughput of nuclear material exceeding five effective kilograms
shall be determined on the basis that in the maximum or limiting case the inspection regime
shall be no more intensive than is necessary and sufficient to maintain continuity of
knowledge of the flow and inventory of nuclear material, and the m mum routine inspection
effort in respect of such facilities should be determined as follows:
a.	For reactors and sealed storage installations the maximum total of routine inspection
per year shall be determined by allowing one sixth of a man-year of inspection for each
such facility;
b.	For facilities, other than reactors or sealed storage installations, involving plutonium or
uranium enriched to more than 5%, the maximum total of routine inspection per year
shall be determined by allowing by allowing for each such facility 30 x square root E
man-days of inspection per year, where E is the inventory or annual throughput of
nuclear material, whichever is greater, expressed in effective kilograms. The maximum
established for any such facility shall not, however, be less than 1.5 man-years of
inspection; and
c.	For facilities not covered by paragraphs (a) or (b), the maximum total of routine
inspection per year shall be determined by allowing for each such facility one third of a
man-year of inspection plus 0.4 x E man-days of inspection per year, where E is the
inventory or annual throughput of nuclear material, whichever is greater, expressed in
effective kilograms.
The Parties to this Agreement may agree to amend the figures for the maximum inspection
effort specified in this Article, upon determination by the Board that such amendment is
reasonable.
Article 81
Subject to Article 78 to 80 the criteria to be used for determining the actual number, intensity,
duration, timing and mode of routine inspection in respect of any facility shall include:
31
a.	The form of the nuclear material, in particular, whether the nuclear material is in bulk
form or contained in a number of separate items; its chemical composition and, in the
case of uranium, whether it is of low or high enrichment; and its accessibility;
b.	The effectiveness of the Community's safeguards, including the extent to which the
operators of facilities are functionally independent of the Community's safeguards; the
extent to which the measures specified in Article 32 have been implemented by the
Community; the promptness of reports provided to the Agency; their consistency with
the Agency's independent verification; and the amount and accuracy of the material
unaccounted for, as verified by the Agency;
c.	Characteristics of the nuclear fuel cycle in the States, in particular, the number and
types of facilities containing nuclear material subject to safeguards under this
Agreement, the characteristics of such facilities relevant to safeguards under this
Agreement, notably the degree of containment; the extent to which the design of such
facilities facilitates verification of the flow and inventor of nuclear material; and the
extent to which information from different material balance areas can be correlated;
d.	International interdependence, in particular, the extent to which nuclear material is
received from or sent to other States for use or processing; any verification activities by
the Agency in connection therewith; and the extent to which the nuclear activities in
each State are interrelated with those in other States; and
e.	Technical developments in the field of safeguards, including the use of statistical
techniques and random sampling in evaluating the flow of nuclear material.
Article 82
The Agency and the Community shall consult if the latter considers that the inspection effort
is being deployed with undue concentration on particular facilities.
Notice of inspections
Article 83
The Agency shall give advance notice to the Community and to the States concerned before
arrival of Agency inspectors at facilities or material balance areas outside facilities, as
follows:
a.	For ad hoc inspections pursuant to Article 71(b), at least 24 hours; for those pursuant to
32
Article 71(a) as well as the activities provided for in Article 48, at least one week;
b.	For special inspections pursuant to Article 73, as promptly as possible after the Agency
and the Community have consulted as provided for in Article 77, it being understood
that notification of arrival normally will constitute part of the consultations; and
c.	For routine inspections pursuant to Article 72, at least 24 hours in respect of the
facilities referred to in Article 80(b) and sealed storage installations containing
plutonium or uranium enriched to more than 5%, and one week in all other cases.
Such notice of inspections shall include the names of the Agency inspectors and shall indicate
the facilities and the material balance areas outside facilities to be visited and the period
during which they will be visited. If the Agency inspectors are to arrive from outside the
States, the Agency shall also give advance notice of the place and time of their arrival in the
States.
Article 84
Notwithstanding the provisions of Article 83, the Agency may, as a supplementary measure,
carry out without advance notification a portion of the routine inspections pursuant to Article
80 in accordance with the principle of random sampling. In performing any unannounced
inspections, the Agency shall take into account any operational programme provided to it
pursuant to Article 64(b). Moreover, whenever practicable, and on the basis of the operational
programme it shall advise the Community and the State concerned periodically of its general
programmed of announced and unannounced inspections, specifying the general periods when
inspections are foreseen. In carrying out any unannounced inspections, the Agency shall make
every effort to minimize any practical difficulties for the Community and the State concerned
and for facility operators, bearing in mind the relevant provisions of Articles 44 and 89.
Similarly the Community and the State concerned shall make every effort to facilitate the task
of Agency inspectors.
Designation of Agency inspectors
Article 85
The following procedures shall apply to the designation of Agency inspectors:
a.	The Director General shall inform the Community and the States in writing of the
name, qualifications, nationality, grade and such other particulars as may be relevant,
33
of each Agency official he proposes for designation as an Agency inspectors for the
States;
b.	The Community shall inform the Director General within thirty days of the receipt of
such a proposal whether the proposal is accepted;
c.	The Director General may designate each official who has been accepted by the
Community and the States as one of the Agency inspectors for the States, and shall
inform the Community and the States of such designations; and
d.	The Director General, acting in response to a request by the Community or on his own
initiative, shall immediately inform the Community and the States of the withdrawal of
the designation of any official as an Agency inspector for the States.
However, in respect of Agency inspectors needed for the activities provided for in Article 48
and to carry out ad hoc inspections pursuant to Article 71 (a) the designation procedures shall
be completed if possible within thirty days after the entry into force of this Agreement. If such
designation appears impossible within this time limit, Agency inspectors for such purposes
shall be designated on a temporary basis.
Article 86
The States shall grant or renew as quickly as possible appropriate visas, where required, for
each Agency inspector designated pursuant to Article 85.
Conduct and visits of Agency inspectors
Article 87
Agency inspectors, in exercising their functions under Articles 48 and 71 to 75, shall carry out
their activities in a manner designed to avoid hampering or delaying the construction,
commissioning or operation of facilities, or affecting their safety. In particular, Agency
inspectors shall not operate any facility themselves or direct the staff of a facility to carry out
any operation. If Agency inspectors consider that in pursuance of Articles 74 and 75,
particular operations in a facility should be carried out by the operator, they shall make a
request therefore.
Article 88
34
When Agency inspectors require services available in a State, including the use of equipment,
in connection with the performance of inspections, the State concerned and the Community
shall facilitate the procurement of such services and the use of such equipment by Agency
inspectors.
Article 89
The Community and the States concerned shall have the right to have Agency inspectors
accompanied during their inspections by its inspectors and their representatives respectively,
provided that Agency inspectors shall not thereby be delayed or otherwise impeded in the
exercise of their functions.
STATEMENT ON THE AGENCY'S VERIFICATION ACTIVITIES
Article 90
The Agency shall inform the Community for the use of the interested parties of:
a.	The results of its inspections, at intervals to be specified in the Subsidiary
Arrangements; and
b.	The conclusions it has drawn from its verification activities.
TRANSFERS INTO OR OUT OF THE STATES
Article 91
General Provisions
Nuclear material subject or required to be subject to safeguards under this Agreement which
is transferred into or out of the States shall, for purposes of this Agreement, be regarded as
being the responsibility of the Community and of the State concerned:
a.	In the case of transfers into the States, from the time that such responsibility ceases to
35
lie with the State from which the material is transferred, and no later than the time at
which the material reaches its destination; and
b.	In the case of transfers out of the States up to the time at which the recipient State has
such responsibility, and no later than the time at which the nuclear material reaches its
destination.
The point at which the transfer of responsibility will take place shall be determined in
accordance with suitable arrangements to be made by the Community and the State
concerned, on the one hand, and the state to which or from which the nuclear material is
transferred, on the other hand. Neither the Community nor a State shall be deemed to have
such responsibility for nuclear material merely by reason of the fact that the nuclear material
is in transit on or over a State's territory, or that it is being transported on a ship under a State's
flag or in the aircraft of a State.
Transfers out of the States
Article 92
a.	The Community shall notify the Agency of any intended transfer out of the States of
nuclear material subject to safeguards under this Agreement if the shipment exceeds
one effective kilogram, or, for facilities which normally transfer significant quantities
to the same State in shipments each not exceeding one effective kilogram, if so
specified in the Subsidiary Arrangements.
b.	Such notification shall be given to the Agency after the conclusion of the contractual
arrangements leading to the transfer and within the time limit specified in the
Subsidiary Arrangements.
c.	The Agency and the Community may agree on different procedures for advance
notification.
d.	The notification shall specify:
i.	The identification and, if possible, the expected quantity and the composition of
the nuclear material to be transferred, and the material balance area from which it
will come;
ii.	The State for which the nuclear material is destined;
iii.	The dates on and locations at which the nuclear material is to be prepared for
shipping;
iv.	The approximate dates of dispatch and arrival of the nuclear material; and
v.	At what point of the transfer the recipient State will assume responsibility for the
nuclear material for the purpose of this Agreement, and the probable date on which
36
that point will be reached.
Article 93
The notification referred to in Article 92 shall be such as to enable the Agency to make, if
necessary, an ad hoc inspection to identify, and if possible verify the quantity and
composition of the nuclear material before it is transferred out of the States, except for
transfers within the Community and, if the Agency so wishes or the Community so requests,
to affix seals to the nuclear material when it has been prepared for shipping. However, the
transfer of the nuclear material shall not be delayed in any way by any action taken or
contemplated by the Agency pursuant to such a notification.
Article 94
If nuclear material will not be subject to Agency safeguards in the recipient State the
Community shall make arrangements for the Agency to receive within three months of the
time when the recipient State accepts responsibility for the nuclear material, confirmation by
the recipient State of the transfer.
Transfers into the States
Article 95
a.	The Community shall notify the Agency of any expected transfer into the States of
nuclear material required to be subject to safeguards under this Agreement if the
shipment exceeds one effective kilogram, or, for facilities to which significant
quantities are normally transferred from the same State in shipments each not
exceeding one effective kilogram, if so specified in the Subsidiary Arrangements.
b.	The Agency shall be notified as much in advanced as possible of the expected arrival of
the nuclear material, and in any case within the time limits specified in the Subsidiary
Arrangements.
c.	The Agency and the Community may agree on different procedures for advance
notification.
d.	The notification shall specify:
i.	The identification and, if possible, the expected quantity and composition of the
nuclear material;
37
ii.	At what point of the transfer the Community and the State concerned will have
responsibility for the nuclear material for the purpose of this Agreement, and the
probable date on which that point will be reached; and
iii.	The expected date of arrival, the location where, and the date on which, the
nuclear material is intended to be unpacked.
Article 96
The notification referred to in Article 95 shall be such as to enable the Agency to make, if
necessary, an ad hoc inspection to identify, and if possible verify the quantity and
composition of, the nuclear material transferred into the States, except for transfers within the
Community, at the time the consignment is unpacked. However, unpacking shall not be
delayed by any action take or contemplated by the Agency pursuant to such a notification.
Article 97
Special reports
The Community shall make a special report as envisaged in Article 68 if any unusual incident
of circumstances lead the Community to believe that there is or may have been loss of nuclear
material, including the occurrence of significant delay, during transfer into or out of the
States.
DEFINITIONS
Article 98
For the purposes of this Agreement:
1.
A.	Community means both:
a.	the legal person created by the Treaty establishing the European Atomic
Energy Community (EURATOM), Party to this Agreement; and
b.	the territories to which the EURATOM Treaty applies.
B.	States means the non-nuclear-weapon States Members of the Community,
Party to this Agreement.
38
2.
A.	Adjustment means an entry into an accounting record or a report showing a
shipper/receiver difference or material unaccounted for.
B.	Annual throughput means, for the purposes of Articles 79 and 80, the amount
of nuclear material transferred annually out of a facility working at nominal
capacity.
C.	Batch means a portion of nuclear material handled as a unit for accounting
purposes at a key measurement point and for which the composition and
quantity are defined by a single set of specifications or measurements. The
nuclear material may be in bulk form or contained in a number of separate
items.
D.	Batch data means the total weight of each element of nuclear material and, in
the case of plutonium and uranium, the isotopic composition when appropriate.
The units of account shall be as follows:
a.	grams of contained plutonium;
b.	grams of total uranium and grams of contained uranium-235 plus
uranium-233 for uranium enriched in these isotopes; and
c.	kilograms of contained thorium, natural uranium or depleted
uranium.
For reporting purposes the weights of individual items in the batch shall be
added together before rounding to the nearest unit.
E.	Book inventory of a material balance area means the algebraic sum of the most
recent physical inventory of that material balance area and of all inventory
changes that have occurred since that physical inventory was taken.
F.	Correction mean an entry into an accounting record or a report to rectify an
identified mistake or to reflect an improved measurement of a quantity
previously entered into the record or report. Each correction must identify the
entry to which it pertains.
G.	Effective kilogram means a special unit used in safeguarding nuclear material.
The quantity in effective kilograms is obtained by taking:
a.	For plutonium, its weight in kilograms;
b.	For uranium with an enrichment of 0.01 (1%) and above, its weight in
kilograms multiplied by the square of its enrichment;
c.	For uranium with an enrichment below 0.01 (1%) and above 0.005
(0.5%), its weight in kilograms multiplied by 0.0001; and
d.	For depleted uranium with an enrichment of 0.005 (0.5%) or below,
39
and for thorium, its weight in kilograms multiplied by 0.00005.
H.	Enrichment means the ratio of the combined weight of the isotopes uranium-
233 and uranium-235 to that of the total uranium in question.
I.	Facility means:
a.	A reactor, a critical facility, a conversion plant, a fabrication plant, a
reprocessing plant, an isotope separation plant or a separate storage
installation; or
b.	Any location where nuclear material in amounts greater than one
effective kilogram is customarily used.
J. Inventory change means an increase or decrease, in terms of batches, of
nuclear material in a material balance area; such a change shall involve one of
the following:
a.	Increases:
i.	import;
ii.	domestic receipt: receipts from within the States: from other
material balance areas; from a non-safeguarded (non-peaceful)
activity; at the starting point of safeguards;
iii.	nuclear production: production of special fissionable material in
a reactor; and
iv.	de-exemption: reapplication of safeguards on nuclear material
previously exempted therefrom on account of its use or quantity.
b.	Decreases:
i.	export;
ii.	domestic shipment: shipments within the States to other material
balance ares or for a non-safeguarded (non-peaceful) activity;
iii.	nuclear loss: loss of nuclear material due to its transformation
into other element(s) or isotope(s) as a result of nuclear
reactions;
iv.	measured discard: nuclear material which has been measured, or
estimated on the basis of measurements, and disposed of in such
a way that it is not suitable for further nuclear use;
v.	retained waste: nuclear material generated from processing or
from an operational accident, which is deemed to be
unrecoverable for the time being but which is stored;
vi.	exemption: exemption of nuclear material from safeguards on
40
account of its use or quantity; and
vii. other loss: for example, accidental loss (that is, irretrievable and
inadvertent loss of nuclear material as the result of an
operational accident) or theft.
K. Key measurement point means a location where nuclear material appears in
such a form that it may be measured to determine material flow or inventory.
Key measurement points thus include, but are not limited to, the inputs and
outputs (including measured discarded) and storage in material balance areas.
L. Man-year of inspection means, for the purposes of Article 80, 300 man-days
of inspection, a man-day being a day during which a single inspector has
access to a facility at any time for a total of not more than eight hours.
M. Material balance area means an area in or outside of a facility such that:
(a)	The quantity of nuclear material in each transfer into or out of each
material balance area can be determined; and
(b)	The physical inventory of nuclear material in each material balance area
can be determined when necessary in accordance with specified procedures,
in order that the material balance for Agency safeguards purposes can be
established.
N. Material unaccounted for means the difference between book inventory and
physical inventory.
O.	Nuclear material means any source or any special fissionable material as
defined in Article XX of the Statute. The term "source material" shall not be
interpreted as applying to ore or ore residue. Any determination by the Board
under Article XX of the Statute after the entry into force of this Agreement
which adds to the materials considered to be source material or special
fissionable material shall have the effect under this Agreement only upon
acceptance by the Community and the States.
P. Physical inventory means the sum of all the measured or derived estimates of
batch quantities of nuclear material on hand at a given time within a material
balance area, obtained in accordance with specified procedures.
Q. Shipper/receiver difference means the difference between the quantity of
nuclear material in a batch as stated by the shipping material balance area and
as measured at the receiving material balance area.
R. Source data means those data, recorded during measurement or calibration or
used to derive empirical relationships, which identify nuclear material and
provide batch data. Source data may include, for example, weight of
compounds, conversion factors to determine weight of element, specific
gravity, element concentration, isotopic ratios, relationship between volume
and manometer readings and relationship between plutonium produced and
power generated.
41
S. Strategic point means a location selected during examination of design
information where, under normal conditions and when combined with the
information from all strategic points taken together, the information necessary
and sufficient for the implementation of safeguards measures is obtained and
verified; a strategic point may include any location where key measurements
related to material balance accountancy are made and where containment and
surveillance measures are executed.
Protocol
Article 1
This Protocol amplifies certain provisions of the Agreement and, in particular, specifies the
conditions and means according to which co-operation in the application of the safeguards
provided for under the Agreement shall be implemented in such a way as to avoid
unnecessary duplication of the Community's safeguards activities.
Article 2
The Community shall collect the information on facilities and on nuclear material outside
facilities to be provided to the Agency under the Agreement on the basis of the agreed
indicative questionnaire annexed to the Subsidiary Arrangements.
Article 3
The Agency and the Community shall carry out jointly the examination of design information
provided for in Article 46(a) to (f) of the Agreement and shall include the agreed results
thereof in the Subsidiary Arrangements. The verification of design information provided for
in Article 48 of the Agreement shall be carried out by the Agency in co-operation with the
Community.
Article 4
When providing the Agency with the information referred to in Article 2 of this Protocol, the
Community shall also transmit information on the inspection methods which it proposes to
use and the complete proposals, including estimates of inspection efforts for the routine
inspection activities, for Attachments to the Subsidiary Arrangements for facilities and
material balance areas outside facilities.
Article 5
The preparation of the Attachments to the Subsidiary Arrangements shall be performed
together by the Community and the Agency.
Article 6
The Community shall collect the reports from the operators, keep centralised accounts on the
basis of these reports and proceed with the technical and accounting control and analysis of
42
the information received.
Article 7
Upon completion of the tasks referred to in Article 6 of this Protocol the Community shall, on
a monthly basis, produce and provide the Agency with the inventory change reports within
the time limits specified in the Subsidiary Agreements.
Article 8
Further, the Community shall transmit to the Agency the material balance reports and
physical inventory listings with frequency depending on the frequency of physical inventory
taking as specified in the Subsidiary Arrangements.
Article 9
The form and format of reports referred to in Articles 7 and 8 of this Protocol, as agreed
between the Agency and the Community, shall be specified in the Subsidiary Arrangements.
Article 10
The routine inspection activities of the Community and of the Agency, including the
inspections referred to in Article 84 of the Agreement, for the purposes of the Agreement,
shall be co-ordinated pursuant to the provisions of Articles 11 to 23 of this protocol.
Article 11
Subject to Articles 79 and 80 of the Agreement, in determining the actual number, intensity,
duration, timing and mode of the Agency inspections in respect of each facility, account shall
be taken of the inspection effort carried out by the Community in the framework of its
multinational system of safeguards pursuant to the provisions of this Protocol.
Article 12
Inspection efforts under the Agreement for each facility shall be determined by the use of the
criteria of Article 81 of the Agreement. Such criteria shall be implemented by using the rules
and methods set forth in the Subsidiary Arrangements which have been used for the
calculation of the inspection efforts in respect of specific examples attached to the Subsidiary
Arrangements. These rules and methods shall be reviewed from time to time, pursuant to
Article 7 of the Agreement, to take into account new technological developments in the field
of safeguards and experience gained.
Article 13
Such inspection efforts, expressed as agreed estimates of the actual inspection efforts to be
applied, shall be set out in the Subsidiary Arrangements together with relevant descriptions of
verification approaches and scopes of inspections to be carried out by the Community and by
the Agency. These inspection efforts shall constitute, under normal operating conditions and
under the conditions set out below, the actual maximum inspection efforts at the facility under
the Agreement:
43
a.	The continued validity of the information on Community safeguards provided for in
Article 32 of the Agreement, as specified in the Subsidiary Arrangements;
b.	The continued validity of the information provided to the Agency in accordance with
Article 2 of this Protocol;
c.	The continued provision by the Community of the reports pursuant to Articles 60 and
61,	63 to 65 and 67 to 69 of the Agreement, as specified in the Subsidiary
Arrangements;
d.	The continued application of the co-ordination arrangements for inspections pursuant
to Articles 10 to 23 of this Protocol, as specified in the Subsidiary Arrangements; and
e.	The application by the Community of its inspection effort with respect to the facility,
as specified in the Subsidiary Arrangements, pursuant to this Article.
Article 14
a.	Subject to the conditions of Article 13 of this Protocol, the Agency inspections shall be
carried out simultaneously with the inspection activities of the Community. Agency
inspectors shall be present during the performance of certain of the Community
inspections.
b.	Subject to the provisions of paragraph (a), whenever the Agency can achieve the
purposes of its routine inspections et out in the Agreement, the Agency inspectors shall
implement the provisions of Articles 74 and 75 of the Agreement through the
observation of the inspection activities of the Community inspectors, provided,
however, that:
i.	With respect to inspection activities of Agency inspectors to be implemented
other than through the observation of the inspection activities of the
Community inspectors, which can before seen, these shall be specified in the
Subsidiary Arrangements; and
ii.	In the course of an inspection, Agency inspectors may carry out inspection
activities other than through the observation of the inspection activities of the
Community inspectors where they find this to be essential and urgent, if the
Agency could not otherwise achieve the purpose of its routine inspections and
this was unforeseeable.
Article 15
The general scheduling and planning of the Community inspections under the Agreement
shall be established by the Community in co-operation with the Agency.
Article 16
Arrangements for the presence of Agency inspectors during the performance of certain of the
Community inspections shall be agreed in advance by the Agency and the Community for
each type of facility, and to the extent necessary, for individual facilities.
44
Article 17
In order to enable the Agency to decide, based on requirements for statistical sampling, as to
its presence at a particular Community inspection, the Community shall provide the Agency
with an advance statement of the numbers, types and contents of items to be inspected
according to the information available to the Community from the operator of the facility.
Article 18
Technical procedures in general for each type of facility and, to the extent necessary, for
individual facilities, shall be agreed in advance by the Agency and the Community, in
particular with respect to:
a.	The determination of techniques for random selection of statistical samples; and
b.	The checking and identification of standards.
Article 19
The co-ordination arrangements for each type of facility set out in the Subsidiary
Arrangements shall serve as a basis for the co- ordination arrangements to be specified in each
Facility Attachment.
Article 20
The specific co-ordination actions on matters specified in the Facility Attachments pursuant to
Article 19 of this Protocol shall be taken between Community and Agency officials
designated for that purpose.
Article 21
The Community shall transmit to the Agency its working papers for those inspections at
which Agency inspectors were present and inspection reports for all other Community
inspections performed under the Agreement.
Article 22
45
The samples of nuclear material for the Agency shall be drawn from the same randomly
selected batches of items as for the Community and shall be taken together with Community
samples, except when the maintenance of or reduction to the lowest practical level of the
Agency inspection effort requires independent sampling by the Agency, as agreed in advance
and specified in the Subsidiary Arrangements.
Article 23
The frequencies of physical inventories to be taken by facility operators and to be verified for
safeguards purposes will be in accordance with those laid down as guidelines in the
Subsidiary Arrangements. If additional activities under the Agreement in relation to physical
inventories are considered to be essential, they will be discussed in the Liaison Committee
provided for in Article 25 of this Protocol and agreed before implementation.
Article 24
Whenever the Agency can achieve the purposes of its ad hoc inspections set out in the
Agreement through observation of the inspection activities of Community inspectors, it shall
do so.
Article 25
a.	With a view to facilitating the application of the Agreement and of this Protocol, a
Liaison Committee shall be established, composed of representatives of the Community
and of the Agency.
b.	The Committee shall meet at least once a year:
i.	To review, in particular, the performance of the co-ordination arrangements
provided for in this Protocol, including agreed estimates of inspection efforts;
ii.	To examine the development of safeguards methods and techniques; and
iii.	To consider any questions which have been referred to it by the periodic
meetings referred to in paragraph (c).
c.	The Committee shall meet periodically at a lower level to discuss, in particular and to
the extent necessary, for individual facilities, the operation of the con-ordination
arrangements provided for in this Protocol, including, in the light of technical and
operational developments, up-dating of agreed estimates of inspection efforts with
respect to changes in throughput, inventory and facility operational programmes, and
the application of inspection procedures in different types of routine inspection
activities and, in general terms, statistical sampling requirements. Any questions which
could not be settled would be referred to the meetings mentioned in paragraph (b).
d.	Without prejudice to urgent actions which might be required under the Agreement,
should problems arise in the application of Article 13 of this Protocol, in particular
when the Agency considered that the conditions specified therein had not been met, the
Committee would meet as soon as possible at the suitable level in order to asses the
situation and to discuss the measures to be taken. If a problem could not be settled, the
46
Committee may make appropriate proposals to the Parties, in particular with the view
to modifying the estimates of inspection efforts for routine inspection activities.
e.	The Committee shall elaborate proposals, as necessary, with respect to questions which
require the agreement of the Parties.
DONE at Brussels in duplicate, on the fifth day of April in the year one thousand nine
hundred and seventy-three in the English and French languages, both texts being equally
authentic.
„MEGÁLLAPODÁS,
amely létrejött a Belga Királyság, a Dán Királyság, a Németországi Szövetségi
Köztársaság, Írország, az Olasz Köztársaság, a Luxemburgi Nagyhercegség, a Holland
Királyság, az Európai Atomenergia-közösség és a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség
között a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződés III.
cikke (1) és (4) bekezdésének végrehajtásáról
MIVEL a Belga Királyság, a Dán Királyság, a Németországi Szövetségi Köztársaság,
Írország, az Olasz Köztársaság, a Luxemburgi Nagyhercegség és a Holland Királyság (a
továbbiakban: az államok) aláírói a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról
szóló szerződésnek (a továbbiakban: szerződés), amelyet 1968. július 1-jén Londonban,
Moszkvában és Washingtonban írtak alá, és amely 1970. március 5-én lépett hatályba;
EMLÉKEZTETVE arra, hogy a szerződés IV. cikkének (1) bekezdése értelmében a
szerződésben semmi sem értelmezhető olyan módon, hogy az befolyásolja a szerződő felek
elidegeníthetetlen jogát a kutatás fejlesztésére, a nukleáris energia békés célú előállítására és
felhasználására, megkülönböztetés nélkül, és a szerződés I. és II. cikkével összhangban;
EMLÉKEZTETVE arra, hogy a szerződés IV. cikke (2) bekezdésének értelmében a
szerződésben részt vevő valamennyi fél vállalja, hogy megkönnyíti a berendezések, anyagok
és a tudományos, valamint technológiai információk legteljesebb cseréjét a nukleáris energia
békés célú felhasználása céljából és jogosult ezekben részesedni;
EMLÉKEZTETVE továbbá arra, hogy ugyanennek a bekezdésnek az értelmében a szerződést
aláíró felek, ha erre lehetőségük van, önállóan vagy más államokkal, illetve nemzetközi
szervezetekkel közösen együttműködnek a nukleáris energia békés célú felhasználásának
további fejlesztésében, különösen a szerződéshez csatlakozó, nukleáris fegyverekkel nem
rendelkező államok felségterületén;
MIVEL a szerződés III. cikkének (1) bekezdése előírja, hogy a szerződéshez csatlakozó, de
nukleáris fegyverrel nem rendelkező valamennyi állam elfogadja az abban az egyezményben
47
megállapított biztosítékokat, amelyet majd a Nemzetközi Atomenergia Ügynökséggel
tárgyalnak meg és írnak alá a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség ( a továbbiakban:
ügynökség) Alapokmányának (a továbbiakban: alapokmány) és biztosítéki rendszerének
megfelelően kizárólag avégből, hogy ellenőrizzék a kérdéses állam által az e szerződésnek
megfelelően vállalt kötelezettségek teljesítését annak megakadályozására, hogy a nukleáris
energia békés célú felhasználását átirányítsák nukleáris fegyverek vagy más nukleáris
robbanószerkezetek előállítására;
MIVEL a III. cikk (4) bekezdése előírja, hogy a nukleáris fegyverrel nem rendelkező, a
szerződéshez csatlakozó államok kössenek megállapodást az ügynökséggel az említett
cikkben szereplő követelmények teljesítésére, akár egyénileg, akár a többi állammal
együttesen, az alapokmánynak megfelelően;
MIVEL az államok tagjai az Európai Atomenergia-közösségnek (Euratom) (a továbbiakban: a
Közösség), és átruházták az Európai Közösségek közös intézményeire azokat a szabályozási,
végrehajtási és ítélkezési jogköröket, amelyeket ezek az intézmények saját jogon gyakorolnak
azokon a területeken, amelyekre hatáskörük kiterjed, és amelyek közvetlen hatállyal bírnak a
tagállamok jogrendszerében;
MIVEL a Közösségnek ezzel az intézményi rendszerrel különösen az a feladata, hogy a
megfelelő biztosítéki intézkedések segítségével megakadályozza a nukleáris anyagok nem
tervezett célú felhasználását, és a szerződésnek az államokban bekövetkező hatálybalépését
követően az államok kötelesek az Euratom-Szerződés által létrehozott biztosítéki
intézkedések segítségével meggyőződni arról, hogy a felségterületükön folytatott összes békés
célú nukleáris tevékenység keretében alkalmazott alapüzemanyagokat és különleges
hasadóanyagokat ne használják fel nukleáris fegyverekhez vagy más nukleáris
robbanószerkezetekhez;
MIVEL a biztosítéki intézkedések tartalmazzák a nukleáris létesítmények fő műszaki
jellemzői Közösségnek történő bejelentését, valamint az üzemviteli feljegyzések vezetését és
bemutatását, hogy ezáltal lehetővé váljon a nukleáris anyagok nyilvántartása a Közösség
egésze számára, valamint a Közösség tisztségviselőinek ellenőri tevékenységét és a
szankcionálás rendszerét;
MIVEL a Közösség feladata olyan kapcsolatok kialakítása más országokkal és nemzetközi
szervezetekkel, amelyek elősegítik a haladást a nukleáris energia békés célú felhasználása
területén, és mivel kifejezetten felhatalmazták arra, hogy harmadik állammal vagy nemzetközi
szervezettel különleges, biztosítéki intézkedésekkel kapcsolatos kötelezettségek
meghatározására megállapodást kössön;
MIVEL a szerződésben említett ügynökségi nemzetközi biztosítéki rendszer előírásokat
tartalmaz, különösen a létesítményi adatoknak az ügynökséghez történő benyújtására,
feljegyzések vezetésére, valamint a biztosítéki intézkedések alá tartozó minden nukleáris
anyagra kiterjedő jelentésnek az ügynökséghez történő benyújtására, továbbá az ügynökség
ellenőrei által elvégzett ellenőrzésekre, és követelményeket a nukleáris anyagok
nyilvántartására és ellenőrzésére szolgáló rendszernek egy államban történő létrehozására és
fenntartására, valamint intézkedéseket a nem tervezett célú felhasználás ellenőrzésével
kapcsolatban;
MIVEL az ügynökség az alapokmánya szerinti felelőssége fényében, valamint az Egyesült
Nemzetek Közgyűlésével és Biztonsági Tanácsával fennálló kapcsolata alapján felelős a
48
nemzetközi közösségnek a szerződés szerinti, hatékony biztosítéki intézkedések
alkalmazásáért;
MEGÁLLAPÍTVA, hogy azok az államok, amelyek a szerződés aláírásakor a Közösség tagjai
voltak, ez alkalommal tudatták, hogy a szerződés III. cikkének (1) bekezdésében
meghatározott biztosítéki intézkedéseket egy, a Közösség, az államok és az ügynökség közötti
ellenőrzési megállapodás keretei között kell érvényre juttatni, és olyan módon meghatározni,
hogy ez az államok és a Közösség jogait és kötelezettségeit ne érintse;
MIVEL az ügynökség kormányzótanácsa (a továbbiakban: kormányzótanács) elfogadott egy
olyan átfogó mintarendelkezést az ügynökség és az államok közötti, a szerződéssel
kapcsolatban szükséges megállapodások szerkezetére és tartalmára vonatkozóan, amely
alapként szolgál az ügynökség és a szerződést aláíró, nukleáris fegyverrel nem rendelkező
államok közötti biztosítéki megállapodások kidolgozásához;
MIVEL az ügynökséget az alapokmánya III. cikke A) pontjának 5) bekezdése felhatalmazza a
biztosítéki intézkedések alkalmazására a felek kérésére bármely kétoldalú vagy sokoldalú
megállapodás esetében, vagy, egy állam kérésére ezen államnak az atomenergia területén
folytatott valamely tevékenységével kapcsolatosan;
MIVEL az ügynökség, a Közösség és az államok el kívánják kerülni a biztosítéki
tevékenységek szükségtelen megkettőzését;
EZÉRT az ügynökség, a Közösség és az államok a következőkben állapodtak meg:
I. RÉSZ
ALAPKÖTELEZETTSÉG
1.	cikk
Az államok vállalják, hogy a szerződés III. cikkének (1) bekezdése értelmében, az ezen
megállapodásban foglalt feltételek szerint elfogadják az olyan alapüzemanyagokra vagy
különleges hasadóanyagokra vonatkozó biztosítéki intézkedéseket, amelyek a területi
határaikon belül, joghatóságuk alatt vagy az ellenőrzésük mellett bárhol folytatott valamennyi
békés célú nukleáris tevékenységhez szükségesek, annak kifejezett ellenőrzése céljából, hogy
az ilyen anyagokat nem irányítják át nukleáris fegyverekhez vagy más nukleáris
robbanószerkezetekhez, mint a 3. cikk b) pontjában.
A BIZTOSÍTÉKI INTÉZKEDÉSEK ALKALMAZÁSA
2.	cikk
Az ügynökségnek joga és kötelezettsége biztosítani, hogy a biztosítéki intézkedéseket e
megállapodás rendelkezései szerint az összes olyan alapüzemanyag vagy különleges
hasadóanyag vonatkozásában alkalmazzák, amelyek egy állam területi határain belül,
joghatósága alatt vagy ellenőrzése mellett bárhol folytatott békés célú nukleáris
tevékenységhez szükségesek, annak kifejezett ellenőrzése céljából, hogy az ilyen anyagokat
nem irányítják át a nukleáris fegyverekhez vagy más nukleáris robbanószerkezetekhez, mint a
49
3. cikk b) pontjában..
3. cikk
a)	A Közösség vállalja, hogy az államok területén végzett minden, nukleáris
tevékenységhez szükséges alapüzemanyagra vagy különleges hasadóanyagra
vonatkozó biztosítéki intézkedések alkalmazása során együttműködik az ügynökséggel
e megállapodás rendelkezései szerint, hogy megbizonyosodjon arról, az ilyen
alapüzemanyagokat vagy különleges hasadóanyagokat nem irányítják át nukleáris
fegyverekhez vagy más nukleáris robbanószerkezetekhez, mint a 3. cikk b)
pontjában..
b)	Az ügynökség e megállapodás rendelkezései szerint a saját biztosítéki intézkedéseit
úgy alkalmazza, hogy a Közösség biztosítéki intézkedés-rendszerének megállapításait
ellenőrizni tudja, meggyőződve arról, hogy a nukleáris anyagokat azok békés célú
felhasználása helyett nem irányítják át nukleáris fegyverekhez vagy más nukleáris
robbanószerkezethez. Az ügynökségi ellenőrzés magában foglal, többek között,
független méréseket és az ügynökség által lefolytatott vizsgálatokat, az e
megállapodásban meghatározott eljárásokkal összhangban. Az ügynökség tanúsítási
eljárása során a kellő mértékben figyelembe veszi a Közösség biztosítéki intézkedés-
rendszerének hatékonyságát, e megállapodás rendelkezései szerint.
EGYÜTTMŰKÖDÉS AZ ÜGYNÖKSÉG, A KÖZÖSSÉG ÉS AZ ÁLLAMOK
KÖZÖTT
4.	cikk
Az ügynökség, a Közösség és az államok együttműködnek, amennyiben mindegyik fél
érdekelt, a megállapodásban előírt biztosítéki intézkedések megvalósításának megkönnyítése
érdekében, és elkerülik a biztosítéki tevékenységek végrehajtásának megkettőzését.
A BIZTOSÍTÉKI INTÉZKEDÉSEK VÉGREHAJTÁSA
5.	cikk
A megállapodásban előírt biztosítéki intézkedéseket az alábbiak szerint kell végrehajtani:
a)	ne akadályozzák a gazdasági és technológiai fejlődést a békés célú nukleáris
tevékenység terén, beleértve a nukleáris anyagok nemzetközi cseréjét, se a
Közösségben, se a nemzetközi együttműködés során;
b)	ne avatkozzanak be illetéktelenül a Közösségben a békés célú nukleáris
tevékenységekbe, különösen a létesítmények üzemeltetésébe;
c)	feleljenek meg a körültekintő üzemvezetésnek, a gazdaságosan és biztonságosan
végzett nukleáris tevékenység követelményei szerint.
50
6. cikk
a)	Az ügynökség a megállapodás végrehajtása során tudomására jutó kereskedelmi és
ipari titkok, valamint más bizalmas információk megőrzéséhez szükséges minden
intézkedést megtesz.
b)	i. Az ügynökség nem hoz nyilvánosságra és nem közöl semmilyen állammal,
szervezettel vagy személlyel semmiféle olyan információt, amelyhez a
szerződés végrehajtásával kapcsolatban jutott; kivétel az, hogy a
végrehajtásával kapcsolatos meghatározott információkat meg lehet adni a
kormányzótanácsnak és az ügynökség állományába tartozó olyan
személyeknek, akiknek a megfelelő ismeretekre a biztosítékok alkalmazásával
összefüggő hivatali kötelességeik miatt van szükségük, de csak az ügynökség
e megállapodás végrehajtásával kapcsolatos kötelezettségeinek teljesítéséhez
szükséges mértékben.
ii.	A kormányzótanács határozata alapján összesített tájékoztatás hozható
nyilvánosságra a megállapodás értelmében biztosítéki intézkedések alá tartozó
nukleáris anyagokról, ha a közvetlenül érintett államok ahhoz hozzájárulnak.
7.	cikk
a)	A megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések végrehajtásakor a biztosítéki
intézkedések területének technológiai fejlődését teljes mértékben figyelembe kell
venni, és mindent meg kell tenni az optimális költséghatékonyság biztosítása, valamint
annak érdekében, hogy a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések alá tartozó
nukleáris anyagok mozgására a biztosítéki elvet ténylegesen alkalmazzák a
meghatározott egyes stratégiai pontokon alkalmazott berendezések és egyéb más
technikai eljárások használata révén, a jelenlegi és a jövendő technológiák által
megengedett mértékben.
b)	Az optimális költséghatékonyság biztosítása érdekében fel kell használni például az
alábbi eszközöket:
i.	területi körülhatárolás, az anyagmérleg-körzet meghatározásának eszközeként,
nyilvántartás céljából;
ii.	statisztikai módszerek és szúrópróbaszerű mintavételezés a nukleáris anyag
áramlásának kiértékelésére; valamint
iii.	az ellenőrzési eljárások összpontosítása a nukleáris üzemanyagciklus
szakaszaira, beleértve a gyártást, feldolgozást, felhasználást, tárolást olyan
nukleáris anyagok vonatkozásában, amelyekből nehézség nélkül nukleáris
fegyverek vagy robbanószerkezetek állíthatók elő, és az ellenőrzési eljárások
lehető legteljesebb korlátozását az egyéb nukleáris anyagok esetében, feltéve,
hogy az nem akadályozza e megállapodás végrehajtását.
51
INFORMÁCIÓK BIZTOSÍTÁSA AZ ÜGYNÖKSÉGNEK
8.	cikk
a)	A megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatékony végrehajtásának biztosítása
érdekében a Közösség, e megállapodás rendelkezéseivel összhangban, ellátja az
ügynökséget a biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris anyagokra, és az
ilyen anyagok biztosítéki ellenőrzéséhez tartozó létesítmények jellemzőire vonatkozó
információkkal.
b)	i. Az ügynökség csak a megállapodás szerinti kötelezettségei teljesítéséhez
szükséges, minimális mennyiségű információt és adatot igényli.
ii.	A létesítményekre vonatkozó információ a megállapodás biztosítéki
intézkedései hatálya alá tartozó nukleáris anyagokra vonatkozó biztosítéki
intézkedések alkalmazásához szükséges minimum.
c)	Ha a Közösség kéri, az ügynökség megvizsgálja a Közösség helyiségeiben azokat a
létesítményekre vonatkozó információkat, amelyeket a Közösség különösen
érzékenynek ítél. Az ilyen információkat nem kell ténylegesen megküldeni az
ügynökségnek, ha azok tartósan hozzáférhetőek maradnak a Közösség helyiségeiben
további ügynökségi vizsgálatok céljára.
ÜGYNÖKSÉGI ELLENŐRÖK
9.	cikk
a)	i. Az ügynökség megszerzi a Közösség és az államok egyetértését az államok
ügynökségi ellenőreinek kinevezéséhez.
ii.	Ha a Közösség, akár egy kinevezési javaslatnál, akár egy kinevezés
megtörténtét követően bármikor kifogást emel a kinevezéssel szemben, akkor
az ügynökség más kinevezendő személyre vagy személyekre tesz javaslatot a
Közösségnek és az államoknak.
iii.	Amennyiben az ügynökségi ellenőrök kinevezésének ismételt közösségi
visszautasítása következtében meghiúsulna a megállapodás szerinti ellenőrzés,
akkor a visszautasítást a kormányzótanács az ügynökség főigazgatójának (a
továbbiakban: főigazgató) előterjesztése alapján a megfelelő intézkedés
meghozatala céljából megtárgyalja.
b)	A Közösség és az érintett államok megteszik a szükséges lépéseket annak biztosítása
érdekében, hogy az ügynökségi ellenőrök ténylegesen teljesíthessék a megállapodás
szerinti feladataikat.
c)	Az ügynökségi ellenőrök látogatását és tevékenységét az alábbiak szerint kell
megszervezni:
i.	a Közösség és az államok, valamint az ellenőrzés alatt álló békés célú nukleáris
52
tevékenység területén jelentkező kellemetlenség és zavar a lehető legkisebb
mértékű legyen;
ii.	az ipari titkok és az ügynökségi ellenőrök tudomására jutó más bizalmas
információk védelme legyen biztosított.
KIVÁLTSÁGOK ÉS MENTESSÉGEK
10.	cikk
Az államok bejelentik az ügynökségnek a tulajdonára, pénzalapjára és vagyonára, valamint
felügyelőire és az e megállapodásba foglalt feladatokat ellátó más tisztségviselőire
vonatkozóan a megállapodásnak a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség kiváltságaira és
mentességeire vonatkozó előírásait.
NUKLEÁRIS ANYAGOK FELHASZNÁLÁSA VAGY HIGÍTÁSA
11.	cikk
A megállapodás szerinti, a nukleáris anyagokra vonatkozó biztosítéki intézkedések
alkalmazása akkor fejeződik be, ha a Közösség és az ügynökség megállapítja, hogy az
anyagot felhasználták, vagy úgy higították, hogy az tovább már nem használható a biztosítéki
intézkedések szempontjából nukleáris tevékenységnek minősülő tevékenységhez, vagy
gyakorlatilag visszanyerhetetlenné vált.
NUKLEÁRIS ANYAG KIVITELE AZ ÁLLAMOKBÓL
12.	cikk
A Közösség jelzi az ügynökségnek az e megállapodás biztosítéki intézkedései hatálya alá
tartozó nukleáris anyagok kivitelét az államokból. A nukleáris anyagokra a megállapodás
szerinti biztosítéki intézkedések alkalmazása akkor fejeződik be, amikor a fogadó állam
átvállalja az erre vonatkozó, a megállapodásban előírt felelősséget. Az ügynökség
dokumentálja az ilyen kivitelek mindegyikét, és adott esetben a kivitt nukleáris anyagra
vonatkozó biztosítéki intézkedések újraalkalmazását is.
A NEM NUKLEÁRIS TEVÉKENYSÉG KERETÉBEN HASZNOSÍTOTT
NUKLEÁRIS ANYAGOKRA VONATKOZÓ ELŐÍRÁSOK
13.	cikk
Ha a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris anyagot nem
nukleáris tevékenység keretében használják fel, mint például ötvözetek vagy kerámiák
készítése, a Közösség még az anyag ilyen célú felhasználása előtt megállapodik az
ügynökséggel, hogy milyen körülmények között lehet a megállapodás szerinti biztosítéki
intézkedések alkalmazását befejezni.
53
A BIZTOSÍTÉKI INTÉZKEDÉSEK ALKALMAZÁSÁNAK MELLŐZÉSE A NEM
BÉKÉS CÉLÚ TEVÉKENYSÉGBEN FELHASZNÁLANDÓ NUKLEÁRIS
ANYAGOK ESETÉBEN
14.	cikk
Ha egy állam saját belátása szerint e megállapodás biztosítéki intézkedéseinek hatálya alá
tartozó nukleáris anyagot olyan nukleáris tevékenység keretében szándékozik felhasználni,
amely nem igényli e megállapodás biztosítéki intézkedéseinek alkalmazását, akkor az
alábbiak szerint kell eljárni:
a)	a Közösség és az állam tájékoztatja az ügynökséget a tevékenységről, és az állam
egyértelművé teszi az alábbiakat:
i.	a nukleáris anyag felhasználása nem tiltott katonai tevékenység keretei között
történik, nem ellentétes az állam által vállalt, az ügynökség biztosítéki
intézkedéseihez kapcsolódó valamely kötelezettséggel, a nukleáris anyagot
csak békés célú nukleáris tevékenység keretében használják fel;
ii.	a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések mellőzésének ideje alatt a
nukleáris anyagot nem használják fel nukleáris fegyverek vagy más nukleáris
robbanószerkezetek gyártásához.
b)	az ügynökség és a Közösség rendelkezéseket fogadnak el arról, hogy az e
megállapodás szerinti biztosítéki intézkedéseket csak addig nem alkalmazzák, amíg a
nukleáris anyag felhasználása ilyen tevékenység keretei között történik. A
megállapodás lehetőség szerint rögzíti a biztosítéki intézkedések mellőzésének
időtartamát és körülményeit. A megállapodás szerinti biztosítéki intézkedéseket
minden esetben újra alkalmazni kell, amint a nukleáris anyagot ismét békés célú
nukleáris tevékenység keretei között használják fel. Az ügynökséget folyamatosan
tájékoztatják az érintett államban vagy az államokban lévő ilyen anyag teljes
mennyiségéről és összetételéről, valamint az ilyen anyagnak az államból vagy
államokból történő kiviteléről.
c)	minden ilyen rendelkezést az ügynökség egyetértésével kell elfogadni. Az ügynökség
a lehető leggyorsabban kinyilvánítja egyetértését, amely csak olyan ügyekre terjed ki,
mint többek között időszakos és eljárási előírások, valamint jelentésre vonatkozó
megállapodások, de nem érinti a katonai tevékenység semmiféle jóváhagyását vagy
bizalmas adatait, és nem vonatkozik a nukleáris anyagnak ebben a körben történő
felhasználására.
PÉNZÜGYEK
15.	cikk
Az ügynökség, a Közösség és az államok viselik az e megállapodásban rájuk rótt feladatok
teljesítése során részükről felmerült költségeket. Ha azonban a Közösség, az államok vagy az
54
illetékességi körükbe tartozó személyek részéről rendkívüli költségek merülnek fel az
ügynökség valamely különös igénye következtében, az ügynökség megtéríti az ilyen
kiadásokat, feltéve, hogy ebbe előzetesen beleegyezett. Minden esetben az ügynökség viseli
minden olyan pótlólagos mérés vagy mintavételezés költségét, amelyet az ügynökségi
ellenőrök igényelnek.
HARMADIK FÉL FELELŐSSÉGE A NUKLEÁRIS KÁROKÉRT
16.	cikk
A Közösség és az államok biztosítják, hogy a megállapodás megvalósulása érdekében a
törvényi és rendeleti rendelkezéseik szerint nukleáris kár esetén, az ügynökség és annak
tisztségviselői, ugyanolyan védelemben részesüljenek mint az állam állampolgárai, beleértve
a biztosítást vagy más pénzügyi garanciát is.
NEMZETKÖZI FELELŐSSÉG
17.	cikk
A Közösség vagy egy állam részéről az ügynökséggel szemben vagy az ügynökség részéről a
Közösséggel vagy egy állammal szemben a megállapodásnak a végrehajtása során nem
nukleáris balesetekből származó károk miatti bármely követelést a nemzetközi jog
szabályaival összhangban kell rendezni.
INTÉZKEDÉSEK ANNAK IGAZOLÁSÁRA, HOGY NEM TÖRTÉNT
ÁTIRÁNYÍTÁS
18.	cikk
Ha a kormányzótanács a főigazgató jelentése alapján úgy dönt, hogy a Közösség vagy egy
állam intézkedésére, amennyiben bármely fél egyedileg érintett, alapvetően és sürgősen
szükség van annak ellenőrzéséhez, hogy az e megállapodás szerinti biztosíték intézkedések
hatálya alá tartozó anyagot nem irányítottak át nukleáris fegyverekhez vagy más nukleáris
robbanószerkezetekhez, akkor a kormányzótanács felhívhatja a Közösséget vagy az államot a
szükséges intézkedés haladéktalan megtételére, függetlenül attól, hogy a 22. cikk alapján
megindult-e az eljárás a vitás kérdés rendezésére.
19.	cikk
Ha a kormányzótanács a főigazgatótól kapott célirányos tájékoztatás alapján úgy ítéli meg,
hogy az ügynökség nem képes igazolni a megállapodás szerinti biztosíték intézkedések alá
tartozó nukleáris anyagok nukleáris fegyverekben vagy más nukleáris robbanószerkezetekben
való felhasználásra történő átirányításának elmaradását, akkor az alapokmány XII. cikk (C)
bekezdése szerinti jelentéseket elkészítheti, és ha lehetséges, az említett bekezdésben
meghatározott más intézkedést tehet. Ha ilyen lépéseket tesz, a kormányzótanács figyelembe
veszi az alkalmazott biztosíték intézkedések által nyújtott bizonyosság mértékét, és a
55
Közösség vagy az állam részére, amennyiben bármely fél egyedileg érintett, minden ésszerű
lehetőséget megad, hogy a Közösség vagy az állam bármely szükséges bizonyítékot a
kormányzótanács elé tárjon.
AZ EGYEZMÉNY ÉRTELMEZÉSE ÉS ALKALMAZÁSA, VITÁS KÉRDÉSEK
RENDEZÉSE
20.	cikk
Az ügynökség, a Közösség vagy egy állam kérésére konzultálni kell az e megállapodás
értelmezésével vagy alkalmazásával kapcsolatos minden kérdésről.
21.	cikk
A Közösség és az államok jogosultak kérni, hogy az e megállapodás értelmezésével vagy
alkalmazásával kapcsolatban felmerülő kérdéseket a kormányzótanács vitassa meg. A
kormányzótanács a Közösséget és az érintett államot meghívja minden ilyen kérdés
kormányzótanács előtt történő megtárgyalására.
22.	cikk
Az e megállapodás értelmezéséből vagy alkalmazásából származó bármilyen vitát, a 19. cikk
szerinti testületi határozati döntésre vonatkozó, és az ilyen döntést követő intézkedést érintő
viták kivételével, amely megbeszélések segítségével vagy az ügynökség által elfogadott más
eljárással nem rendeződik, a Közösség és az államok által, bármelyikük kérésére, öt választott
bíróból álló választottbíróság elé viszik. A Közösség és az államok két választottbírót jelölnek
ki, az ügynökség szintén kettőt, és az így kiválasztott négy választottbíró választ ki egy
ötödiket, aki az elnök szerepét tölti be.
Ha a választottbírósági eljárásra irányuló kérelmet követő 30 napon belül a Közösség és az
államok vagy az ügynökség nem állít két-két választottbírót, akkor a Közösség vagy az
ügynökség kérheti a Nemzetközi Bíróság elnökét, hogy nevezze ki a választottbírókat.
Ugyanezt az eljárást kell alkalmazni akkor, ha a négy választottbíró kijelölését vagy
kinevezését követő 30 napon belül az ötödik választottbírót nem választják ki.
A választottbíróság határozatképes, ha tagjainak többsége jelen van, minden döntéshez
legalább három választottbíró egyetértése szükséges. A választottbíróság eljárási rendjét a
bíróság maga határozza meg. A bíróság határozatai az ügynökségre, a Közösségre és az
érintett államokra kötelezőek.
CSATLAKOZÁS
23.	cikk
a)	A megállapodás a nukleáris fegyverekkel nem rendelkező, a Szerződésben részes és a
Közösség tagjaivá váló államok részére az alábbiak szerint lép hatályba:
i.	az érintett állam jelzi az ügynökségnek, hogy a megállapodást hatályba léptető
56
eljárást lezárta;
ii.	a Közösség jelzi az ügynökségnek, hogy a biztosítéki intézkedések
alkalmazása az adott államban a megállapodás céljainak megfelelően
lehetséges.
b)	Amennyiben az érintett állam az ügynökség biztosítéki intézkedéseinek
alkalmazásáról az ügynökséggel más megállapodásokat kötött az e megállapodás az
adott államban történő hatálybaléptetésére, akkor az ilyen megállapodás hatálya alá
tartozó ügynökségi biztosítéki intézkedések alkalmazását e megállapodás hatályba
lépésével fel kell függeszteni mindaddig, amíg ez a megállapodás van hatályban,
feltéve, hogy az említett megállapodások értelmében vállalt kötelezettség az érintett
államot továbbra is terheli és az e megállapodásokban említett tételek egyikét sem
használja katonai célokra.
AZ EGYEZMÉNY MÓDOSÍTÁSA
24.	cikk
a)	Az ügynökség, a Közösség és az államok, bármelyikük kérelmére, konzultációt
folytatnak a megállapodás módosításáról.
b)	Minden módosításhoz szükséges az ügynökség, a Közösség és az államok
beleegyezése.
c)	A főigazgató azonnal tájékoztatja az ügynökség valamennyi tagállamát e
megállapodás bármely módosításáról.
HATÁLYBALÉPÉS ÉS ÉRVÉNYESSÉGI IDŐ
25.	cikk
a)	Ez a megállapodás azon a napon lép hatályba, amelyiken az ügynökség írásbeli
értesítést kap a Közösségtől és az államoktól arról, hogy a hatálybalépésre vonatkozó
saját eljárásukat befejezték. A főigazgató azonnal tájékoztatja az ügynökség
valamennyi tagállamát a megállapodás hatálybalépéséről.
b)	A megállapodás addig marad hatályban, amíg az államok szerződő felei a
szerződésnek.
JEGYZŐKÖNYV
26.	cikk
A megállapodáshoz csatolt jegyzőkönyv a megállapodás szerves része. A „megállapodás”
kifejezés az ebben az okmányban használt értelemben a megállapodást és a jegyzőkönyvet
57
együttesen jelenti.
II. RÉSZ
BEVEZETÉS
27.	cikk
A megállapodás e részének célja, hogy meghatározza, amennyire szükséges, az I. rész
biztosítéki intézkedéseinek végrehajtása során alkalmazandó eljárásokat.
A BIZTOSÍTÉKI INTÉZKEDÉSEK CÉLJA
28.	cikk
A megállapodás további részében meghatározott biztosítéki intézkedési eljárások célja, hogy
időben észleljék, ha jelentős mennyiségű nukleáris anyagot nem békés célú nukleáris
tevékenységre, hanem nukleáris fegyverek vagy más nukleáris robbanószerkezetek gyártására
vagy más, nem ismert célokra használnak, valamint hogy elrettentsenek az ilyen
tevékenységtől a korai felfedezésének kockázata révén.
29.	cikk
A 28. cikkben meghatározott cél megvalósítása érdekében az anyagkönyvelést alapvető
jelentőségű biztosítékként, a területi körülhatárolással és megfigyeléssel, mint fontos
kiegészítő intézkedésekkel együtt kell alkalmazni.
30.	cikk
Az ügynökség ellenőrzési tevékenységének technikai eredménye egy bejelentő nyilatkozat
mindegyik anyagmérleg-körzet tekintetében az el nem számolt anyagmennyiségről egy
megadott időszak folyamán, és a megállapított mennyiségre vonatkozó hibahatár
megadásával.
A BIZTOSÍTÉKI INTÉZKEDÉSEK KÖZÖSSÉGI RENDSZERE
31.	cikk
Az ügynökség a 3. cikk értelmében a saját ellenőrzési tevékenysége során teljes mértékben a
Közösség biztosítéki intézkedéseinek rendszerét használja fel.
32.	cikk
A nukleáris anyag elszámolására és ellenőrzésére szolgáló, a megállapodás szerinti közösségi
rendszer az anyagmérlegkörzetek szerint szervezett felépítésen alapul. A Közösség a saját
biztosítéki intézkedésrendszerének alkalmazásakor a szükséges mértékben használja és a
kiegészítő megállapodásokban meghatározott és megfelelő módon rendelkezik az alábbiakról:
58
a)	a kapott, a gyártott, a szállított, az elveszett vagy más módon a leltárkészletből
eltávolított nukleáris anyagok és a leltárban szereplő mennyiségek meghatározására
szolgáló mérési rendszer;
b)	a mérések pontosságának és megismételhetőségének értékelése és a mérési
bizonytalanság becslése;
c)	azonosítási, ellenőrzési és kiértékelési eljárások a szállítói/átvevői mérések során;
d)	fizikai leltárkészítési eljárások;
e)	a nem mért készletek és a nem mért veszteségek felhalmozódásának értékelésére
szolgáló eljárások;
f)	nyilvántartási és jelentési rendszer minden egyes anyagmérlegkörzetben, a nukleáris
anyagleltárra és az e leltárban bekövetkező változásokra, az anyagmérlegkörzetbe
beérkező mennyiségekre és kiszállításokra kiterjedően;
g)	intézkedések annak biztosítására, hogy a könyvelési eljárások és intézkedések
alkalmazása megfelelően történjen; valamint
h)	az ügynökség részére küldendő jelentések elkészítésére vonatkozó eljárások az 59-65.
és a 67-69. cikk szerint.
33.	cikk
A megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések nem vonatkoznak a bányászati és ércdúsítási
tevékenységben jelen lévő anyagokra.
34.	cikk
a)	Ha uránt vagy tóriumot tartalmazó olyan anyagnak, amely nem éri el a c) pontban leírt
nukleáris üzemanyagciklus szerinti állapotot, közvetlen vagy közvetett exportjára
kerül sor egy nukleáris fegyverrel nem rendelkező államba, amelyik nem csatlakozott
ehhez a megállapodáshoz, akkor a Közösség tájékoztatja az ügynökséget ennek az
anyagnak a mennyiségéről, összetételéről és rendeltetéséről, kivéve, ha az anyag
exportja különleges, nem nukleáris célokra történik.
b)	Ha uránt vagy tóriumot tartalmazó olyan anyagnak, amely nem éri el a c) pontban leírt
nukleáris üzemanyag-ciklus szerinti állapotot, importjára kerül sor az államokba,
akkor a Közösség tájékoztatja az ügynökséget ezen anyag mennyiségéről,
összetételéről és rendeltetéséről, kivéve, ha az anyag importja különleges, nem
nukleáris célokra történik.
c)	Ha üzemanyag gyártására vagy izotópdúsításra alkalmas állapotú és tisztaságú anyag
kerül ki a gyártóüzemből vagy abból a technológiai gyártási szakaszból, amelyben
előállították, vagy amikor ilyen nukleáris anyagot vagy bármilyen más nukleáris
anyagot importálnak az államokba, a nukleáris üzemanyagciklus későbbi szakaszában,
akkor erre a nukleáris anyagra a megállapodásban meghatározott más biztosítéki
59
intézkedéseket kell alkalmazni.
A BIZTOSÍTÉKI INTÉZKEDÉSEK BEFEJEZŐDÉSE
35.	cikk
a)	A megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések megszűnnek a nukleáris anyagra
vonatkozóan a 11. cikkben meghatározott feltételek fennállása esetén. Ha a 11.
cikkben meghatározott feltételek nem teljesülnek, de a Közösség úgy véli, hogy a
megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris anyag
visszanyerése pillanatnyilag nem célszerű vagy nem kívánatos, akkor az ügynökség és
a Közösség konzultál az alkalmazandó, megfelelő biztosítéki intézkedésekről.
b)	A megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések megszűnnek a nukleáris anyagra
vonatkozóan a 13. cikkben meghatározott feltételek fennállása esetén, feltéve, hogy az
ügynökség és a Közösség egyetért abban, hogy az ilyen nukleáris anyag gyakorlatilag
visszanyerhetetlen.
A BIZTOSÍTÉKI INTÉZKEDÉSEK ALÓLI MENTESSÉGEK
36.	cikk
A Közösség kérésére az ügynökség mentesíti a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések
alól a következő a nukleáris anyagokat:
a)	különleges hasadóanyag, ha grammnyi vagy kisebb mennyiséget használnak belőle
műszerek érzékel őjeként;
b)	nukleáris anyag, ha nem nukleáris tevékenység keretében használják fel, a 13. cikk
szerint, feltéve hogy az ilyen anyag visszanyerhető; és
c)	plutónium, amelyben a plutónium-238 izotópkoncentráció nagyobb, mint 80%.
37.	cikk
A Közösség kérésére az ügynökség mentesíti az egyébként a biztosítéki intézkedések hatálya
alá tartozó nukleáris anyagot a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések alól, ha e cikk
értelmében a mentesítendő nukleáris anyag teljes mennyisége az államokban soha nem
haladja meg a következő értékeket:
a)	összesen egy kilogramm az olyan különleges hasadóanyagból, amely a következő egy
vagy több összetevőből áll:
i.	plutónium;
ii.	0,2 (20%) vagy ennél nagyobb dúsítású urán, a súlyának és dúsításának
szorzatából számított mennyiségben; és
60
iii.	0,2 (20%)-nál kisebb és a természetes uránénál nagyobb dúsítású urán a
súlyának és a dúsítása négyzetének ötszörös szorzatából számított
mennyiségben.
b)	összesen 10 tonna természetes urán és 0,005 (0,5%)-nál nagyobb dúsítású szegényített
urán;
c)	20 tonna 0,005 (0,5%) vagy ennél kisebb dúsítású szegényített urán;
d)	20 tonna tórium;
vagy olyan nagyobb mennyiségek, amelyeket a kormányzótanács határoz meg
egységes alkalmazás céljára.
38.	cikk
Ha mentességet élvező nukleáris anyagot a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések
hatálya alá tartozó nukleáris anyaggal együtt dolgoznak fel vagy tárolnak, akkor intézkedni
kell a biztosítéki intézkedések ezekre történő ismételt kiterjesztéséről.
KIEGÉSZÍTŐ MEGÁLLAPODÁSOK
39.	cikk
A Közösség kiegészítő megállapodásokat köt az ügynökséggel, amelyek az ügynökség e
megállapodásban meghatározott feladatainak hatékony és sikeres teljesítéséhez szükséges
részletességgel szabályozzák a megállapodásban rögzített eljárások alkalmazásának módját. A
kiegészítő megállapodások az ügynökség és a Közösség közötti megegyezéssel bővíthetőek
vagy módosíthatóak e megállapodás módosítása nélkül.
40.	cikk
A kiegészítő megállapodások e megállapodással egyidejűleg vagy a megállapodás
hatálybalépését követően a lehető leghamarabb lépnek hatályba. Az ügynökség, a Közösség
és az államok megtesznek mindent, hogy a kiegészítő megállapodások az e megállapodás
hatálybalépését követő 90 napon belül hatályba lépjenek; ezen időtartam
meghosszabbításához az ügynökség, a Közösség és az államok közötti egyetértés szükséges.
A Közösség haladéktalanul megadja az ügynökségnek a kiegészítő megállapodások
megkötéséhez szükséges információkat. E megállapodás hatálybalépését követően az
ügynökség jogosult az itt rögzített eljárások lefolytatására a 41. cikkben meghatározott
leltárban felsorolt nukleáris anyagok esetében, még akkor is, ha a kiegészítő megállapodások
esetleg még nem léptek hatályba.
LELTÁR
41.	cikk
A 62. cikkben említett kezdeti jelentés alapján az ügynökség létrehozza az államokban a
megállapodás szerint biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris anyagok egységes
61
leltárát, függetlenül az anyagok származásától, vezeti a leltárt a soron következő jelentések és
a saját tanúsító tevékenységének eredményei alapján. A leltár másolati példányát a Közösség
részére hozzáférhetővé kell tenni a később megállapítandó időpontokban.
LÉTESÍTMÉNYI ADATOK
Általános követelmények
42.	cikk
A 8. cikk értelmében a létező létesítményekről a létesítményi adatok a Közösség az
ügynökség rendelkezésére bocsátja a kiegészítő megállapodások tárgyalása folyamán. A
létesítményi adatok megadásának határidejét az új létesítmények esetében a kiegészítő
megállapodások határozzák meg, és az ilyen információkat a nukleáris anyagnak az új
létesítménybe érkezését megelőzően, a lehető legkorábban kell megadni.
43.	cikk
Az ügynökség részére átadandó létesítményi adatok, ha lehetséges, a következőket
tartalmazzák minden egyes létesítményre vonatkozóan:
a)	a létesítmény azonosítása, nyilatkozva annak általános jellegéről, céljáról, névleges
teljesítőképességéről és földrajzi elhelyezkedéséről, valamint a szokványos üzleti
célokra használt névről és címről;
b)	a létesítmény elrendezésének leírása, kitérve lehetőség szerint annak alakjára, helyére
és a nukleáris anyag áthaladására, valamint az olyan, fontos berendezések általános
elrendezésére, amelyekben a nukleáris anyagot felhasználják, előállítják vagy
feldolgozzák;
c)	a létesítmény jellemzőinek ismertetése, amennyiben azok az anyagnyilvántartásra,
területi körülhatárolására és megfigyelésére;
d)	a létesítményben a nukleáris anyag nyilvántartására és ellenőrzésére alkalmazott,
létező és javasolt eljárások leírása külön utalással a működtető által meghatározott
anyagmérlegkörzetekre, az anyagáthaladási mérésekre és a tényleges leltárkészítési
eljárásokra.
44.	cikk
Más, a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések alkalmazására vonatkozó információkat
is az ügynökség rendelkezésére kell bocsátani minden egyes létesítménnyel kapcsolatban, ha
azt a kiegészítő megállapodások előírják. A Közösség látja el az ügynökséget az
egészségvédelmi és a biztonsági intézkedésekkel kapcsolatos eljárásokra vonatkozó olyan
kiegészítő információkkal, amelyeket az ügynökségnek figyelembe kell vennie, és amelyeket
az ügynökség ellenőreinek be kell tartaniuk a létesítményben.
45.	cikk
Az ügynökséget a Közösség vizsgálat céljából tájékoztatja a megállapodás szerinti biztosítéki
62
intézkedések szempontjából fontos létesítményi adatok módosulásáról, és megfelelően
tájékoztatja a 44. cikk szerint adandó információkat illető bármely változásról, időben ahhoz,
hogy az e megállapodás szerint alkalmazandó biztosítéki intézkedésekkel kapcsolatos
eljárásokat szükség esetén megfelelően alkalmazni lehessen.
46.	cikk
A létesítményi adatok vizsgálatának célja
Az ügynökség részére megadott létesítményi adatokat az alábbi célokra használják fel:
a)	a létesítmények és a nukleáris anyagok a biztosítéki intézkedések alkalmazása
szempontjából fontos jellemzőinek azonosítása, az ellenőrzés megkönnyítéséhez
elegendő részletességgel;
b)	a megállapodás szerinti nyilvántartási céllal használt anyagmérlegkörzetek
meghatározása, és azoknak a stratégiai pontoknak a kijelölése, amelyek mérési
kulcspontok, és amelyek a nukleáris anyag áramlásának és leltárának meghatározására
szolgálnak; az ilyen anyagmérlegkörzetek meghatározására, többek között, a
következő kritériumok szolgálnak:
i.	az anyagmérlegkörzet mérete legyen annyira pontos, hogy az anyagmérleget
meg lehessen határozni;
ii.	az anyagmérlegkörzet meghatározásánál minden lehetőséget ki kell használni,
hogy területi körülhatárolás és megfigyelés segítségével az anyagáramlási
mérések teljesek legyenek, ezáltal a biztosítéki intézkedések alkalmazása
leegyszerűsödjön, és a mérések a mérési kulcspontokra irányuljanak;
iii.	a Közösség vagy az érintett állam kérésére különleges anyagmérlegkörzet
alakítható ki kereskedelmileg érzékeny információkat tartalmazó folyamati
lépést illetően;
c)	a nukleáris anyag tényleges leltárának elkészítésére szolgáló eljárások és névleges
időpontok meghatározása a megállapodás szerinti elszámolások céljából;
d)	nyilvántartási és jelentéstételi követelmények és a nyilvántartások értékelésére
szolgáló eljárások meghatározása;
e)	a nukleáris anyag mennyiségének és helyének ellenőrzésére szolgáló eljárások és
követelmények meghatározása; valamint
f)	a megfelelő területi körülhatárolási és megfigyelő módszerek és technikák, valamint
azon stratégiai pontok kiválasztása, amelyeken ezeket alkalmazni kell.
A létesítményi adatok vizsgálatának eredményeit az ügynökség és a Közösség között létrejött
megegyezés szerint a kiegészítő megállapodások magukban foglalják.
47. cikk
63
A létesítményi adatok felülvizsgálata
A létesítményi adatokat az üzemi feltételek változása, a biztosítéki intézkedések
technológiájának fejlődése vagy az ellenőrzési eljárások alkalmazásában szerzett
tapasztalatok alapján felül kell vizsgálni a bevezetendő módosítási intézkedések
szempontjából a 46. cikk szerint.
48.	cikk
A létesítményi adatok ellenőrzése
Az ügynökség a Közösséggel és az érintett állammal együttműködve ellenőröket küldhet a
létesítményekbe az ügynökség részére megadott létesítményi adatok ellenőrzésére a 42-45.
cikk szerint a 46. cikkben rögzített célok érdekében.
A LÉTESÍTMÉNYEN KÍVÜLI NUKLEÁRIS ANYAGOKRA VONATKOZÓ
INFORMÁCIÓK
49.	cikk
Ha a nukleáris anyagot rendszeresen a létesítményen kívül használják, a Közösség az
ügynökséget tájékoztatja az alábbiakról:
a)	a nukleáris anyag használatának általános leírása, földrajzi elhelyezkedése és a
felhasználó szokványos üzleti célokra használt neve és címe; és
b)	a nukleárisanyag-nyilvántartási könyvelés és ellenőrzés céljára szolgáló, létező és
javasolt eljárások általános leírása, amint azt a kiegészítő megállapodások előírják.
A Közösség az ügynökséget időben tájékoztatja a hozzá e cikk szerint megküldött
információkban bekövetkezett bármiféle változásról.
50.	cikk
A 49. cikk szerint az ügynökség részére adott információk felhasználhatók, amennyiben ez
szükséges, a 46. cikk b)-f) pontjában meghatározott célokra.
NYILVÁNTARTÁSI RENDSZER
Általános rendelkezések
51.	cikk
A Közösség biztosítja, hogy minden anyagmérlegkörzetben nyilvántartást vezessenek. A
vezetendő nyilvántartást a kiegészítő megállapodásokban ismertetni kell.
52.	cikk
A Közösség intézkedéseket tesz a nyilvántartásoknak az ügynökség ellenőrei által végzett
vizsgálatainak megkönnyítésére, különösen, ha a feljegyzéseket nem angol, francia, orosz
vagy spanyol nyelven vezetik.
64
53. cikk
A nyilvántartások megőrzésének ideje legalább öt év.
54.	cikk
A nyilvántartások, értelemszerűen a következőkből állnak:
a)	a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó minden nukleáris
anyag könyvviteli adatai; és
b)	a nukleáris anyagokat tartalmazó létesítmények üzemviteli adatai.
55.	cikk
A jelentések elkészítéséhez használt nyilvántartások alapját képező mérési rendszer megfelel
a legújabb nemzetközi szabványoknak, vagy minőségileg egyenértékű e szabványokkal.
Könyvelési nyilvántartások
56.	cikk
A könyvelési nyilvántartások minden anyagmérlegkörzet vonatkozásában a következőket
tartalmazzák:
a)	minden készletváltozás úgy, hogy lehetővé tegye a könyv szerinti készlet
meghatározását bármely időpontban;
b)	valamennyi olyan mérési eredmény, amelyek a tényleges leltárkészlet
meghatározására szolgálnak; és
c)	minden módosítás és helyesbítés, amelyet végrehajtottak a készletváltozásokat, a
könyv szerinti készleteket és a tényleges leltárkészleteket illetően.
57.	cikk
A nyilvántartások valamennyi készletváltozásra és tényleges leltárkészletre vonatkozóan
kimutatják a nukleáris anyag minden egyes adagja szerinti bontásban a következőket: az
anyagazonosítás, az adagra vonatkozó adatok és a forrásadatok. A nyilvántartások számot
adnak külön-külön az urániumról, a tóriumról és a plutóniumról minden nukleáris anyag-
adagban. Jelezni kell minden egyes készletváltozáskor annak időpontját és amennyiben ez
lehetséges, a származási anyagmérlegkörzetet és a fogadó anyagmérlegkörzetet, illetve az
átvevőt.
58.	cikk
Üzemviteli feljegyzések
65
Az üzemviteli feljegyzések megfelelően kimutatják minden egyes anyagmérlegkörzetre
vonatkozóan az alábbiakat:
a)	a nukleáris anyag mennyiségében és összetételében bekövetkező változások
meghatározására használt üzemviteli adatok;
b)	a tartályok és a műszerek hitelesítéséből, a mintavételezésből és az analízisekből, a
mérések minőségellenőrzéséből kapott adatok, valamint a véletlen és rendszeres
hibákból származtatott becslések;
c)	a tényleges leltár előkészítésénél és felvételénél megtett intézkedések sorrendjének
leírása annak érdekében, hogy a leltár helyessége és teljessége biztosítva legyen; és
d)	az esetleg előforduló baleseti vagy méretlen veszteségek okának és nagyságának
tisztázása érdekében végzett tevékenység leírása.
JELENTÉSI RENDSZEREK
Általános rendelkezések
59.	cikk
A Közösség biztosítja az ügynökség számára a 60-65. és a 67-69. cikkben részletesen
meghatározott jelentéseket a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések alá tartozó
nukleáris anyagokról.
60.	cikk
A jelentések angol, francia, orosz vagy spanyol nyelven készülnek, ha a kiegészítő
megállapodásokban más nem szerepel.
61.	cikk
A jelentések az 51-58. cikk szerint vezetett nyilvántartásokon alapulnak, és célszerűen
nyilvántartási jelentésekből és különleges jelentésekből állnak.
Nyilvántartási jelentések
62.	cikk
Az ügynökség részére a Közösség kezdeti jelentést tesz a megállapodás szerinti biztosítéki
intézkedések hatálya alá tartozó valamennyi nukleáris anyagról. A kezdeti jelentést az
ügynökséghez annak a naptári hónapnak utolsó napját követő 30 napon belül kell megküldeni,
amikor ez a megállapodás hatályba lép, és annak a hónapnak utolsó napja szerinti állapotot
kell tükröznie.
63.	cikk
A Közösség megküldi az ügynökségnek a következő nyilvántartási jelentéseket mindegyik
anyagmérlegkörzetről:
66
a)	a nukleáris anyagok készletének valamennyi változását mutató készletváltozási
jelentések. A jelentéseket a lehető leghamarabb küldik el, de mindenesetre a kiegészítő
megállapodásokban előírt határidőkön belül; és
b)	az anyagmérleget kimutató anyagmérlegjelentések, amelyek az anyagmérlegkörzetben
ténylegesen jelen levő nukleárisanyag-leltáron alapulnak. A jelentéseket a lehető
leghamarabb küldik el, de mindenesetre a kiegészítő megállapodásokban előírt
határidőkön belül.
A jelentések a jelentéstétel időpontjában ténylegesen rendelkezésre álló adatokon alapulnak,
ezeket egy későbbi időpontban helyesbíteni lehet, ha szükséges.
64.	cikk
A készletváltozási jelentések tartalmazzák az azonosítási- és az adagadatokat a nukleáris
anyag mindegyik adagjára vonatkozóan, a készletváltozás keltét, és, ha ez célszerű, a
származási anyagmérlegkörzetet és a fogadó anyagmérlegkörzetet, illetve az átvevőt. Ezekhez
a jelentésekhez olyan magyarázó megjegyzéseket kell fűzni, amelyek:
a)	megmagyarázzák a készletváltozásokat az 58. cikk a) pontjában előírt üzemviteli
jelentésben szereplő üzemviteli adatok alapján; és
b)	leírják a kiegészítő megállapodások előírásai szerint a tervezett üzem programot,
különösen a tényleges leltárfelvételt.
65.	cikk
A Közösség jelent minden készletváltozást, kiigazítást és -helyesbítést akár rendszeres
időközönként, összefoglalt listában, akár egyenként. A leltárkészletváltozásokat az adagok
szerinti bontásban kell jelenteni. A kiegészítő megállapodásokban meghatározott módon a
nukleárisanyag olyan kis készletváltozásait, mint például az analitikai minták átadása, lehet
egy adagon belül összesíteni, és egy készletváltozásként jelenteni.
66.	cikk
Az ügynökség a Közösség részére, az érdekelt felek használatára, biztosítja a megállapodás
szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris anyagok leltárkönyvének féléves
kimutatását minden egyes anyagmérlegkörzetről, a leltárkészletváltozási jelentések alapján
mindegyik ilyen kimutatás által lefedett időszakra.
67.	cikk
Amennyiben az ügynökség és a Közösség nem egyezett meg másképp, az
anyagmérlegjelentések a következő tételeket tartalmazzák:
a)	tényleges indulási leltári készlet;
b)	készletváltozás (először a növekedések, azután a csökkenések);
c)	könyvelési zárókészlet;
67
d)	szállító/átvevő közötti különbözetek;
e)	kiigazított könyvelési zárókészlet;
f)	tényleges záró leltárkészlet; és
g)	elszámolatlan anyagok.
A tényleges leltárkészletet, amely külön felsorolja az egyes adagokat, és meghatározza az
anyagazonosító- és adagadatokat minden egyes adagra, mellékelni kell mindegyik
anyagmérlegjelentéshez.
68.	cikk
Külön jelentések
A Közösség késedelem nélkül külön jelentéseket készít, az alábbi esetekben:
a)	valamilyen rendkívüli esemény vagy körülmény során a Közösség arra a
következtetésre jut, hogy olyan nukleárisanyag-vesztés következett vagy
következhetett be, amely meghaladja a kiegészítő megállapodásokban ilyen célból
meghatározott határértéket; vagy
b)	ha a területi körülhatárolással kapcsolatban, annak a kiegészítő megállapodásokban
meghatározott állapotát módosító olyan mértékű váratlan változás jött létre, amelynek
következtében a nukleáris anyag illetéktelen eltávolítása lehetővé vált.
69.	cikk
A jelentések kiegészítése és egyértelművé tétele
Ha az ügynökség kéri, a Közösség kiegészíti a jelentéseket, azokhoz magyarázatot fűz, a
megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések céljának megfelelően.
ELLENŐRZÉSEK
70.	cikk
Általános rendelkezések
Az ügynökségnek joga van ellenőrzést folytatni e megállapodás rendelkezéseinek
megfelelően.
Az ellenőrzések célja
71.	cikk
68
Az ügynökség alkalmi ellenőrzést végezhet az alábbiak érdekében:
a)	a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris
anyagokról készített kezdeti jelentésben foglalt információkat ellenőrizze és
azonosítsa, valamint igazolja azokat az állapotváltozásokat, amelyek bekövetkeztek a
kezdeti jelentés időpontja és a kiegészítő megállapodások hatálybalépésének időpontja
között egy adott létesítmény esetében; valamint
b)	azonosítsa, és ha lehetséges, igazolja a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések
hatálya alá tartozó nukleáris anyag mennyiségét és összetételét a 93. és 96. cikkel
összhangban, annak egy államba történő elszállítása előtt vagy megérkezésekor,
kivéve a Közösségen belüli szállítások eseteit.
72.	cikk
Az ügynökség rendszeres ellenőrzéseket végezhet az alábbi céllal:
a)	a jelentések és a nyilvántartások közötti egyezés igazolása;
b)	a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó valamennyi
nukleáris anyag helyének, azonosságának, mennyiségének és összetételének
ellenőrzése; és
c)	a szállító/átvevő közötti eltérések és bizonytalanságok miatt az anyagkönyvelési
készletekben mutatkozó hiányok lehetséges okaira adott információk ellenőrzése.
73.	cikk
A 77. cikkben szabályozott eljárás szerint az alábbi esetekben az ügynökség rendkívüli
ellenőrzést végezhet:
a)	a különleges jelentésekben megadott információk ellenőrzése céljából; vagy
b)	ha az ügynökség úgy ítéli meg, hogy a Közösségtől kapott információk, ideértve a
Közösség által adott magyarázatokat és a rendszeres ellenőrzésből származó
információkat, nem elegendőek ahhoz, hogy az ügynökség ellássa az e megállapodás
szerinti feladatait.
Az ellenőrzést abban az esetben kell rendkívülinek tekinteni, ha célja vagy a megállapodás
szerinti rendszeres ellenőrzések kiegészítése, vagy olyan információkhoz vagy helyekhez való
hozzáférés, amelyekhez való hozzáférés a 76. cikkben meghatározott eseti és rendszeres
ellenőrzéseken túl mutat, vagy mindkettő.
Az ellenőrzés alkalmazási köre
74.	cikk
A 71-73. cikkben meghatározott célok érdekében az ügynökség:
69
a)	megvizsgálhatja az 51-58. cikk szerint vezetett nyilvántartásokat;
b)	független méréseket végezhet a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya
alá tartozó valamennyi nukleáris anyaggal kapcsolatban;
c)	ellenőrizheti a műszerek és más mérő- és ellenőrző berendezések működését és
hitelesítését;
d)	végrehajthat megfigyelési és területi körülhatárolási méréseket, valamint
e)	használhat más, tárgyilagos, technikailag megfelelő módszereket.
75.	cikk
A 74. cikk alkalmazási körén belül az ügynökségnek lehetősége van az alábbiakra:
a)	megvizsgálni, hogy az anyagnyilvántartás céljaira szolgáló mérési kulcspontokon
végzett mintavételezési eljárás megfelel-e a reprezentatív mintavételének,
megvizsgálni a minták kezelését és elemzését, és beszerezni az ilyen minták
másodpéldányait;
b)	megvizsgálni, hogy a nukleáris anyag mérései az anyagnyilvántartás céljaira szolgáló
mérési kulcspontokon reprezentatívak-e, és megvizsgálni a műszerek és az érintett
berendezések hitelesítését;
c)	megállapodásokat kötni a Közösséggel és amennyiben szükséges az érintett állammal,
ha szükséges:
i.	a kiegészítő mérések végzéséről és az ügynökségi felhasználás céljára szolgáló
kiegészítő mintavételezésről;
ii.	az ügynökség szabványos analitikai mintáinak elemzéséről;
iii.	a megfelelő abszolút szabványoknak a hitelesítő műszerekhez és más
készülékekhez történő használatáról; és
iv.	más hitelesítések elvégzéséről;
d)	intézkedéseket tenni, hogy saját eszközeit használják a független mérésekhez és
ellenőrzéshez, ha ebben megállapodott, és ezt a kiegészítő megállapodások
részletesebben meghatározzák, intézkedéseket tegyen ezen eszközök telepítésére;
e)	elhelyezni pecsétjeit és más azonosító és beavatkozást jelző eszközeit az elhatárolt
területen, ha ebben megállapodott, és ezt a kiegészítő megállapodások részletesebben
meghatározzák; valamint
f)	megállapodást kötni a Közösséggel vagy az érintett állammal az ügynökség részére
vett minták elszállításáról.
Belépés ellenőrzés céljából
70
76. cikk
a)	A 71. cikk a) pontjában meghatározott célok érdekében, és amíg a kiegészítő
megállapodásokban a stratégiai pontokat nem határozzák meg, az ügynökség ellenőrei
beléphetnek minden olyan helyre, ahol a kezdeti jelentés vagy az ezzel kapcsolatban
végzett ellenőrzés azt jelzi, hogy ott a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések
hatálya alá tartozó nukleáris anyag van jelen.
b)	A 71. cikk b) pontjában meghatározott célok érdekében az ügynökség ellenőrei
beléphetnek minden olyan helyszínre, amelyről az ügynökség a 92. cikk d) pontja iii.
alpontjának vagy a 95. cikk d) pontja iii. alpontjának megfelelően értesítést kapott.
c)	A 72. cikkben meghatározott célok érdekében az ellenőrök csak azokra a stratégiai
pontokra léphetnek be, amelyeket a kiegészítő megállapodások meghatároznak, és
csak az 51-58. cikk szerint vezetett nyilvántartásokhoz férhetnek hozzá.
d)	Ha a Közösség úgy dönt, hogy valamilyen szokatlan körülmény miatt az ügynökség
hozzáférését nagymértékben korlátozni kell, a Közösség és az ügynökség azonnal
megállapodik, hogy az ügynökség a biztosítéki intézkedések végrehajtásának rá háruló
feladatát e korlátok között látja el. A főigazgató minden ilyen megállapodást jelent a
kormányzótanácsnak.
77.	cikk
Az olyan esetekben, amelyek a 73. cikkben meghatározott célokból rendkívüli ellenőrzést
tehetnek indokolttá, a Közösség és az ügynökség azonnal konzultál egymással. Az ilyen
konzultáció eredményeként az ügynökség:
a)	ellenőrzést végezhet a megállapodásban meghatározott rendszeres ellenőrzéseken
felül; és
b)	a Közösséggel egyetértésben, hozzáférési, illetve belépési lehetőséget kaphat egyes
információkhoz, illetve helyekre a 76. cikkben meghatározottakon felül. Minden
véleményeltérést fel kell oldani a 21. és 22. cikk szerint; amennyiben a Közösség vagy
egy állam - ha bármelyik fél érintett - fontos és sürgős rendelkezésére van szükség, a
18.	cikket kell alkalmazni.
A rendszeres ellenőrzés gyakorisága és intenzitása
78.	cikk
A rendszeres ellenőrzések száma, erőssége és tartama, optimális időzítés esetén, megfelel az e
megállapodásban megnevezett biztosítéki eljárások hatékony megvalósításához szükséges
legkisebb mértéknek; az e megállapodás szerint alkalmazható ellenőrzési eszközöket a lehető
legelőnyösebb és leggazdaságosabb módon kell alkalmazni.
79.	cikk
71
Az ügynökség évenként egyszer végezhet rendszeres ellenőrzést olyan létesítményekben és a
létesítményeken kívüli anyagmérlegkörzetekben, ahol a nukleáris anyag-tartalom vagy annak
éves átbocsátása, attól függően, hogy melyik a nagyobb érték, az öt effektív kilogrammot nem
lépi túl.
80.	cikk
A rendszeres ellenőrzések számát, intenzitását és tartamát, időzítését és módját azon
létesítmények esetében, amelyekben a nukleáris anyag mennyisége vagy éves átbocsátása
nagyobb, mint öt effektív kilogramm, azon az alapon kell meghatározni, hogy a maximális
vagy korlátozást jelentő esetben az ellenőrzési rendszer ne legyen gyakoribb, mint amennyire
az a nukleáris anyag áramlásának és készletének folyamatos ismeretéhez szükséges; az ilyen
létesítmények esetében a rendszeres legnagyobb ellenőrzési munkaráfordítást a következők
szerint kell meghatározni:
a)	reaktorok és lepecsételt tárolók esetén a rendszeres ellenőrzések évenkénti maximális
számát az egységnyi ellenőrzési emberév egy hatodában kell megállapítani mindegyik
ilyen létesítményre;
b)	a reaktoroktól és lepecsételt tárolóktól eltérő más létesítmények esetén, amelyek
plutóniumot vagy 5%-nál nagyobb dúsítású uránt tartalmaznak, a rendszeres
ellenőrzések évenkénti maximális számát a 30 x Ve ellenőrzési embernapban kell
megállapítani, ahol E a nukleáris anyag leltármennyisége vagy az éves átbocsátás -
attól függően, hogy melyik a nagyobb érték - effektív kilogrammban kifejezve.
Azonban az ilyen létesítményre megállapított maximum nem lehet kisebb, mint 1,5
ellenőrzési embernap; és
c)	az a) és a b) pont hatálya alá nem tartozó létesítményekre a rendszeres ellenőrzések
évenkénti maximális számát a 0,4 x E ellenőrzési embernapban kell megállapítani,
ahol E a nukleáris anyag leltármennyisége vagy az éves teljesítmény - attól függően,
hogy melyik a nagyobb érték - effektív kilogrammban kifejezve.
Az e megállapodásban részes szerződő felek megegyezhetnek e a cikkben szereplő maximális
ellenőrzési számok módosításáról, amennyiben a kormányzótanács egy ilyen módosítást
célszerűnek ítél.
81.	cikk
A rendszeres ellenőrzések számát, intenzitását, tartamát, időzítését és módját meghatározó,
minden létesítményre vonatkozó kritériumok a 78-80. cikkre is figyelemmel az alábbiakat
tartalmazzák:
a)	a nukleáris anyag formája, különösen, hogy a nukleáris anyag ömlesztett formában
vagy adott számú elkülönített tételként van becsomagolva; vegyi összetétele, és az
urán esetében, hogy kis vagy nagy dúsítású-e; valamint a nukleáris anyag
hozzáférhetősége;
b)	a közösségi biztosítéki intézkedések hatékonysága, beleértve, hogy a létesítmény
üzemeltetői szervezetileg mennyire függetlenek a Közösség biztosítéki
intézkedéseitől; hogy a 32. cikkben meghatározott rendszabályokat mennyiben
alkalmazta a Közösség; az ügynökség részére készített jelentések azonnalisága; ezek
72
megegyezése az ügynökség független ellenőrzési eredményeivel; valamint a
leltárkülönbözet nagysága és pontossága az ügynökség ellenőrzése szerint;
c)	a nukleáris üzemanyagciklus jellegzetessége az államokban, különösen a
megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris anyagot
tartalmazó létesítmények számát és típusa; az ilyen létesítményeknek az e
megállapodás szempontjából lényeges adatai, különösen a területi körülhatárolás
mértékét illetően; hogy az ilyen létesítmények tervezése mennyire könnyíti meg a
nukleáris anyag áramlásának és készleteinek ellenőrzését; valamint a különböző
anyagmérlegkörzetekből származó különféle anyagmérlegadatok egymással való
összevethetőségének mértéke;
d)	a nemzetközi összefonódások, különösen, hogy a felhasználandó vagy feldolgozandó
nukleáris anyag milyen mértékben érkezik más államokból vagy küldik más
államokba; az ügynökség ezzel kapcsolatos ellenőrző tevékenysége; valamint hogy a
nukleáris tevékenység az egyes államokban mennyire kapcsolódik össze más államok
nukleáris tevékenységével; és
e)	a műszaki fejlődés a biztosítéki intézkedések területén, ideértve a statisztikai
módszereket és a szúrópróbaszerű mintavételt a nukleáris anyag mozgásának
értékelésénél.
82.	cikk
Az ügynökség és a Közösség konzultál, ha az utóbbi úgy véli, hogy az ellenőrzés aránytalanul
meghatározott létesítményekre összpontosul.
Az ellenőrzés bejelentése
83.	cikk
Az ügynökség az ügynökségi ellenőrök létesítményekbe vagy létesítményeken kívüli
anyagmérlegkörzetekbe való érkezéséről előzetesen értesíti a Közösséget és az érintett
államot a következőkre vonatkozóan:
a)	a 71. cikk (b) bekezdése szerinti eseti ellenőrzésről legalább 24 órával; a 71. cikk (a)
bekezdése szerinti ellenőrzésről, valamint a 48. cikkben előírt tevékenység esetén
legalább egy héttel korábban;
b)	a 73. cikk szerinti rendkívüli ellenőrzés esetén a lehető leggyorsabban az ügynökség és
a Közösség közötti, a 77. cikkben előírt konzultációt követően, elfogadva, hogy az
érkezésre vonatkozó értesítés rendszerint a megbeszélés része; és
c)	a 72. cikk szerinti rendszeres ellenőrzés esetén legalább 24 órával korábban a 80. cikk
b)	pontjában említett létesítmények és a plutóniumot vagy 5%-nál nagyobb dúsítású
uránt tartalmazó létesítmények esetében, minden más esetben egy héttel korábban.
Az ellenőrzésről szóló előzetes értesítések tartalmazzák az ügynökségi ellenőrök nevét, jelzik
a meglátogatandó létesítményeket és a létesítményeken kívüli anyagmérlegkörzeteket,
73
valamint azt az időtartamot, amelyen belül a látogatásukra sor kerül. Ha az ügynökségi
ellenőrök az államok területén kívüli államból érkeznek, az ügynökség közli az államokba
érkezésük helyét és idejét is.
84.	cikk
A 83. cikk előírásai ellenére, az ügynökség kiegészítő intézkedésként előzetes értesítés nélkül
végrehajthatja a 80. cikk szerinti rendszeres ellenőrzések egy részét, a szúrópróbaszerű
mintavétel elve szerint. Valamely nem jelzett ellenőrzés végrehajtásakor az ügynökség teljes
mértékben figyelembe veszi a részére biztosított üzemeltetési programot a 64. cikk b) pontja
értelmében. Továbbá, amennyiben lehetséges, az üzemviteli program alapján a Közösséget és
az érintett államot tájékoztatja a náluk végrehajtandó bejelentett és be nem jelentett
ellenőrzések általános programjáról, meghatározva azokat az időszakokat, amikorra az
ellenőrzés várható. A be nem jelentett ellenőrzés végrehajtásakor az ügynökség mindent
megtesz annak érdekében, hogy a Közösség és az érintett állam, valamint a létesítmény
üzemeltetőjének gyakorlati nehézségeit minimálisra csökkentse, figyelembe véve a 49. és a
89.	cikk erre vonatkozó előírásait. Hasonlóan a Közösség és az érintett állam mindent megtesz
az ügynökségi ellenőrök munkájának megkönnyítése érdekében.
Az ügynökségi ellenőrök kinevezése
85.	cikk
Az ügynökségi ellenőrök kinevezésére a következő eljárást kell alkalmazni:
a)	a főigazgató írásban tájékoztatja a Közösséget és az államokat azon ügynökségi
tisztségviselők nevéről, szakképesítéséről, állampolgárságáról, beosztásáról és egyéb
fontos adatairól, akiket ügynökségi ellenőrnek javasol az államokhoz;
b)	a Közösség tájékoztatja a főigazgatót a javaslat átvételétől számított 30 napon belül,
hogy a javaslatot elfogadja-e;
c)	a főigazgató mindegyik, a Közösség és az államok által elfogadott tisztségviselőt
kinevezheti ügynökségi ellenőrnek az államok részére, a kinevezésről a Közösséget és
az államokat értesíti; és
d)	a főigazgató azonnal értesíti a Közösséget és az államokat, egy tisztségviselő
ügynökségi ellenőri kinevezésének akár a Közösség megkeresésére, akár saját
kezdeményezésére történt visszavonásáról.
Tekintettel arra, hogy a 48. cikkben előírt tevékenység és a 71. cikk a) pontja szerinti eseti
ellenőrzés végrehajtásához ügynökségi ellenőrökre van szükség, a kinevezési eljárást, ha
lehetséges, az e megállapodás hatálybalépését követő 30 napon belül be kell fejezni. Ha a
kinevezés lehetetlennek tűnik e határidőn belül, akkor ezekre a feladatokra ideiglenesen
neveznek ki ügynökségi ellenőröket.
86.	cikk
Az államok a lehető leggyorsabban kiadják vagy megújítják a szükséges vízumot a 85. cikk
alapján kinevezett minden ügynökségi ellenőr részére.
74
Az ügynökségi ellenőrök viselkedése és látogatásai
87.	cikk
Az ügynökségi ellenőrök a 48. és a 71-75. cikk szerinti tisztségük gyakorlása során úgy
járnak el, hogy a létesítmények építését, átvételét vagy üzemeltetését ne akadályozzák, illetve
ne késleltessék, vagy ezek biztonságát ne csökkentsék. Különösen, az ügynökségi ellenőrök
nem működtetnek semmilyen berendezést, nem utasítják a létesítmény személyzetét
semmilyen művelet végrehajtására. Ha az ügynökségi ellenőrök úgy ítélik meg, hogy a 74. és
a 75. cikk szerint a létesítmény üzemeltetőjének különleges műveleteket kell a létesítményben
elvégeznie, akkor erre javaslatot tesznek.
88.	cikk
Ha az ügynökségi ellenőrök az ellenőrzéssel kapcsolatban egy államban rendelkezésre álló
szolgáltatást igényelnek, ideértve készülékek használatát is, akkor az érintett állam és a
Közösség megkönnyíti az ügynökségi ellenőrök részére e szolgáltatások igénybevételét és a
készülékek használatát.
89.	cikk
A Közösség és az érintett államok jogosultak az ügynökségi ellenőröket ellenőri
tevékenységük folyamán közösségi ellenőreikkel és állami képviselőkkel kísértetni, feltéve,
hogy ez nem lassítja, vagy más módon nem akadályozza az ügynökségi ellenőröket a
feladatuk végrehajtásában.
KÖZLEMÉNYEK AZ ÜGYNÖKSÉG ELLENŐRZÉSI TEVÉKENYSÉGÉVEL
KAPCSOLATOSAN
90.	cikk
Az ügynökség tájékoztatja a Közösséget az érdekelt felek általi felhasználás céljából a
következőkről:
a)	az ellenőrzések eredményeiről a kiegészítő megállapodásokban meghatározandó
időközönként; és
b)	az ellenőr tevékenysége során tett megállapításairól.
SZÁLLÍTÁS AZ ÁLLAMOKBA VAGY AZ ÁLLAMOKBÓL
91.	cikk
Általános rendelkezések
A megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések hatálya alá tartozó, vagy alá vonandó, olyan
nukleáris anyagot, amelyet az államokba be- vagy azokból kiszállítanak, a megállapodás
75
céljából úgy kell tekinteni, hogy a Közösség és az érintett tagállam felelősségi körébe
tartoznak az alábbiak:
a)	az államokba történő szállítás esetében attól az időponttól kezdve, amikor azon állam
felelőssége, amelyből az anyagot szállítják, megszűnik, legfeljebb addig az időpontig,
amíg az anyag eléri rendeltetési helyét; és
b)	az államokon kívüli államba történő szállítás esetében addig az időpontig, amíg a
fogadó államot nem terheli a felelősség, legfeljebb addig az időpontig, amíg a
nukleáris anyag el nem éri a rendeltetési helyét.
Azt a pontot, ahol a felelősség átadására sor kerül, olyan megfelelő megállapodások szerint
kell meghatározni, amelyekben egyrészről a Közösség és az érintett állam az egyik szerződő
fél, másrészről azon állam, ahová vagy ahonnan a nukleáris anyagot továbbítják, a másik
szerződő fél. Sem a Közösség, sem egy állam nem tekinthető felelősnek a nukleáris anyagért
olyan tény okán, hogy a nukleáris anyag szállítás vagy átszállítás közben az állam területén
van, vagy azt az állam zászlója alatti hajó vagy az állam repülőgépe szállítja.
Szállítás az államokból
92.	cikk
a)	A Közösség értesíti az ügynökséget minden, a megállapodás szerinti biztosítéki
intézkedések hatálya alá tartozó nukleáris anyagnak az államokból történő tervezett
kiszállításáról, ha a szállítmány meghaladja az egy effektív kilogrammot, vagy - ha a
kiegészítő megállapodások ezt előírják - azoknak a létesítményeknek a részére,
ahonnan rendszeresen szállítanak jelentős mennyiségeket ugyanabba az államba olyan
küldeményekként, amelyek egyike sem haladja meg az egy effektív kilogrammot.
b)	Az értesítést az ügynökségnek a szállítást előíró megállapodás megkötése után kell
küldeni, a kiegészítő megállapodásokban meghatározott határidőn belül.
c)	Az ügynökség és a Közösség megállapodhat más eljárásokban is az előzetes
értesítésekkel kapcsolatban.
d)	Az értesítésben jelezni kell az alábbiakat:
i.	az átadandó nukleáris anyag azonosítása, és ha lehetséges, várható mennyisége
és összetétele, valamint az anyagmérlegkörzet, ahonnan érkezik;
ii.	a nukleáris anyag rendeltetési helye szerinti állam;
iii.	dátumok és helyek, amikor és ahol a nukleáris anyagot előkészítik a
szállításhoz;
iv.	a nukleáris anyag elküldésének és érkezésének várható dátuma; és
76
v.	a szállítás azon pontja, amelyen a fogadó állam átvállalja a felelősséget a
nukleáris anyagért e megállapodás célja értelmében, és a várható dátum,
amikor e pontra a nukleáris anyag megérkezik.
93.	cikk
A 92. cikkben említett értesítésnek olyannak kell lennie, hogy ennek alapján az ügynökség, ha
szükséges, eseti ellenőrzést hajthasson végre a nukleáris anyag államokból történő kiszállítása
előtt mennyiségének és összetételének megállapítására - a Közösségen belüli szállítás
kivételével -, valamint, ha lehetséges az ügynökség kívánságára vagy a Közösség kérésére, a
szállításra előkészítés megtörténtét követően a nukleáris anyagot pecsételje le kell pecsételnie.
A nukleáris anyag szállítását azonban az ügynökség semmilyen, az értesítés alapján hozott
vagy tervezett intézkedéssel, semmilyen módon nem késleltetheti.
94.	cikk
Amennyiben a nukleáris anyag nem tartozik az ügynökség biztosítéki intézkedései hatálya alá
a fogadó államban, a Közösség biztosítja, hogy az ügynökség három hónapon belül attól az
időponttól számítva, amikor a fogadó állam a nukleáris anyagért felelősséget vállal, kapjon az
átadásról igazolást a fogadó államtól.
Szállítás az államokba
95.	cikk
a)	A Közösség értesíti az ügynökséget minden, nukleáris anyag államokon belül történő
várható szállításáról, amelynek a megállapodás szerinti biztosítéki intézkedések
hatálya alá kell tartoznia, ha a szállítmány meghaladja az egy effektív kilogrammot,
vagy - ha a kiegészítő megállapodások ezt előírják - azoknak a létesítményeknek a
részére, ahonnan rendszeresen szállítanak jelentős mennyiségeket ugyanabba az
államba olyan küldeményekként, amelyek egyike sem haladja meg az egy effektív
kilogrammot.
b)	Az ügynökség az értesítést a nukleáris anyag várt megérkezése előtt a lehető
legkorábban kapja meg, de minden esetben a kiegészítő megállapodásokban
meghatározott határidőkön belül.
c)	Az ügynökség és a Közösség megállapodhat más eljárásokban is az előzetes
értesítésekkel kapcsolatban.
d)	Az értesítésben jelezni kell az alábbiakat:
i.	az átadandó nukleáris anyag azonosítása, és ha lehetséges, várható mennyisége
és összetétele;
ii.	a szállítás azon pontja, amelyen a Közösség és az érintett állam átvállalja a
felelősséget a nukleáris anyagért e megállapodás célja értelmében, és a várható
dátum, amikor e pontra a nukleáris anyag megérkezik.
iii.	az anyag érkezésének várható dátuma, a nukleáris anyag kicsomagolásának
helye és a dátuma,.
77
96. cikk
A 95. cikkben említett értesítésnek olyannak kell lennie, hogy ennek alapján az ügynökség, ha
szükséges, eseti ellenőrzést hajthasson végre az államokon belül szállított nukleáris anyag
mennyiségének és összetételének a küldemény kicsomagolásakor való megállapítására, és ha
lehetséges, ellenőrzésére, - a Közösségen belüli szállítás kivételével. A nukleáris anyag
kicsomagolását azonban az ügynökség semmilyen, az értesítés alapján hozott vagy tervezett
intézkedéssel nem késleltetheti.
97.	cikk
Külön jelentések
A Közösség külön jelentést készít a 68. cikkben foglaltak szerint, ha valamely szokatlan
baleset vagy körülmény következtében a Közösség feltételezi, hogy a nukleáris anyagban
veszteség következett vagy következhetett be az államokon belüli vagy államokon kívülre
történő szállítás során, ez vonatkozik a jelentős késedelem esetére is.
FOGALOMMEGHATÁROZÁSOK
98.	cikk
E megállapodás alkalmazásában:
1.	A. „Közösség” :
a)	az Európai Atomenergia-közösséget (Euratom) létrehozó szerződéssel
létrehozott jogi személy, a megállapodásban részes fél;
b)	azok a felségterületek, amelyekre az Euratom-Szerződést alkalmazni
kell.
B. „államok”: a nukleáris fegyvert nem birtokló államok, amelyek a Közösség
tagjai, és e megállapodásban részes felek.
2.	A. „kiigazítás”: könyvelési nyilvántartásba vagy jelentésbe tett bejegyzés
szállítási/átvételi különbségről, vagy leltárkülönbözetről.
B.	„éves átbocsátás”: a 79. és 80. cikk alkalmazásában az a nukleáris
anyagmennyiség, amelyet egy névleges teljesítményen üzemelő létesítményből
évenként kiszállítanak.
C.	„adag”: a nukleáris anyagnak az a mérési kulcspontokon, nyilvántartási
egységként kezelt mennyisége, amelyre az előírás vagy a mérés szerint
egyetlen összetételi és mennyiségi adat vonatkozik. A nukleáris anyag lehet
ömlesztett formában vagy különálló tételek tartalmazhatják.
D.	„adagadatok”: a nukleáris anyag minden egyes alkotóelemének a teljes súlya,
valamint a plutónium és az urán esetében az izotópösszetétel is. Az elszámolás
78
egységei a következők:
a)	a plutóniumtartalom grammban;
b)	a teljes uránmennyiség grammban, valamint az urán-235 és az urán-233
együttes mennyisége az ezen izotópokkal dúsított urán esetében,
grammban;
c)	a tórium, a természetes urán vagy a szegényített urán mennyisége
kilogrammban.
A jelentések céljára az adagon belüli egyedi tételeket össze kell adni még a
legközelebbi egységre történő adatkerekítés előtt.
E.	„könyv szerinti leltár ”: adott anyagmérlegkörzet legutóbbi tényleges leltárának
és a tényleges leltár felvétele óta bekövetkezett leltárváltozásnak az algebrai
összege.
F.	„helyesbítés”: bejegyzés egy könyvelési tételhez vagy jelentéshez egy feltárt
hiba helyesbítése, vagy a jelentésbe előzőleg bevitt mennyiség javított mérési
adatának feltüntetése érdekében. Minden egyes helyesbítésnél meg kell
határozni, melyik bejegyzéshez tartozik.
G.	„effektív kilogramm”: különleges, a nukleáris biztosítéki ellenőrzés terén
alkalmazott mértékegység. Az effektív kilogrammot a következőképpen kell
meghatározni:
a)	plutónium esetében a súly kilogrammban;
b)	a kilogrammban mért súly értékét megszorozva a dúsítás négyzetével a
0,01 (1%) vagy ennél nagyobb dúsítású urán esetében;
c)	a kilogrammban mért súly értékét megszorozva 0,0001-gy el a 0,01
(1%)-nál kisebb és 0,005-tel (0,5%)-nál nagyobb dúsítású urán
esetében;
d)	a kilogrammban mért súly értékét megszorozva 0,00005-tel a 0,005
(0,5%), vagy az ennél kisebb dúsítású szegényített urán és a tórium
esetében.
H.	”dúsítás”: az urán-233 és az urán 235 együttes súlyának és a szóban forgó
urán teljes súlyának aránya.
I.	”létesítmény” :
a)	reaktor, kritikus rendszer, konvertáló üzem, üzemanyag gyártó üzem,
reprocesszáló üzem, izotópszétválasztó üzem vagy elkülönített tároló
létesítmény;
b)	bármely olyan telephely, ahol nukleáris anyagot rendszeresen egy
79
effektív kilogrammnál nagyobb mennyiségben használnak fel.
J. „leltárváltozás”: a nukleáris anyag adagokban kifejezett növekedése vagy
csökkenése egy anyagmérlegkörzeten belül; az ilyen változás a következők
valamelyikét foglalja magában;
a)	növekedések:
i.	import;
ii.	hazai behozatal: behozatal az államokból; más anyagmérleg-
körzetekből; biztosítéki intézkedések hatálya alá nem tartozó
(nem békés célú) tevékenységből; a biztosítéki intézkedések
kezdeti pontjánál;
iii.	nukleáris termelés: különleges hasadóanyag előállítása
reaktorban;
iv.	mentesítés megszűnése: a biztosítéki intézkedések ismételt
kiterjesztése olyan anyagra, amely ez alól mentességet kapott
felhasználási módja vagy a mennyisége alapján.
b)	csökkenések:
i.	export;
ii.	hazai szállítás: szállítások az államokon belül egy másik
anyagmérlegkörzetbe vagy egy nem biztosítéki intézkedések
hatálya alá tartozó (nem békés célú) tevékenységhez;
iii.	nukleáris veszteség: a nukleáris anyagban bekövetkezett
veszteség annak más elemmé (elemekké) vagy izotóppá
(izotópokká) történő átalakulása révén, a nukleáris reakciók
következtében;
iv.	mért hulladék: olyan nukleáris anyag, amelynek mennyiségét
mérés vagy a mérések alapján becsléssel meghatározták, és
amelyet oly módon kezeltek, hogy további nukleáris célú
felhasználásra már nem alkalmas;
v.	visszamaradt hulladék: feldolgozásból vagy üzemi balesetből
származó nukleáris anyag, amely egyenlőre
visszanyerhetetlennek tűnik, de tárolni kell;
vi.	mentesítés: a nukleáris anyag mentesítése a biztosítéki
intézkedések alkalmazása alól, annak felhasználási módja vagy
mennyisége alapján;
vii.	egyéb veszteség: például baleset következtében előálló
veszteség (azaz a nukleáris anyagnak visszanyerhetetlen és nem
80
szándékos elvesztése egy üzemviteli baleset következtében)
vagy lopás.
K. „mérési kulcspont”: olyan hely, ahol a nukleáris anyag az anyagáramlás vagy a
leltárkészlet meghatározása céljából megmérhető alakban jelenik meg. A
mérési kulcspontok így magukban foglalják - de nem korlátozódnak csak
ezekre - az anyagmérlegkörzetek be- és kilépési (beleértve a mért kimeneti
anyagokat), valamint tárolási pontjait.
L. „Ellenőrzési emberév”: a 80. cikk alkalmazásában 300 ellenőrzési embernap,
ahol egy embernap olyan munkanap, amikor egyetlen ellenőr belépve a
létesítménybe, ott összesen 8 órát, de ennél nem többet tölt el.
M. „anyagmérleg-körzet”: egy létesítményen belüli vagy azon kívüli terület, ahol:
a)	a nukleáris anyag mennyisége minden egyes anyagmérleg-körzeti ki-
vagy beszállítás esetében meghatározható;
b)	a nukleáris anyag tényleges leltárát minden egyes
anyagmérlegkörzetben az előírt eljárások szerint meg lehet határozni,
ha szükséges;
hogy az anyagmérleget meg lehessen állapítani az ügynökség biztosítéki
intézkedések céljára.
N. „el nem számolt anyag”: a könyv szerinti leltár és a tényleges leltár
különbsége.
O.	„nukleáris anyag”: az alapokmány XX. cikke szerint meghatározott bármilyen
alapüzemnyag vagy bármilyen különleges hasadóanyag. Az „alapüzemanyag
kifejezés nem értelmezhető ércre vagy érchulladékra. Ha a kormányzótanács e
megállapodás hatálybalépését követően az alapokmány XX. cikke alapján úgy
dönt, hogy további anyagokat is alapüzemanyagnak vagy különleges
hasadóanyagnak tekint, ez a döntés a megállapodás értelmében csak a
Közösség és az államok részéről történő elfogadással válik hatályossá.
P. „tényleges leltár”: az előírt eljárások szerint beszerzett, adott időpontban az
anyagmérlegkörzetben rendelkezésre álló nukleáris anyagok
adagmennyiségeinek mért vagy származtatott összege.
Q. „szállítói/átvevői különbözet”: az egy adagban lévő nukleáris anyagnak a
szállító anyagmérleg-körzet által közölt és az átvevő anyagmérleg-körzetben
mért mennyisége közötti különbözet.
R. „forrás adatok”: mérések vagy hitelesítések során feljegyzett vagy empirikus
összefüggések származtatására használt adatok, amelyek a nukleáris anyagot és
az adagadatokat azonosítják. Forrásadatok például a vegyületsúlyok, az
elemek mennyiségének meghatározására szolgáló átszámítási tényezők a
fajsúly, az elemkoncentráció, az izotóparány, a térfogat- és nyomásmérési
értékek közötti összefüggés, valamint a gyártott plutónium és a fejlesztett
81
energia közötti összefüggés.
S. „stratégiai pont”: a létesítményi adatok vizsgálata során kiválasztott hely, ahol
rendes feltételek mellett és az összes stratégiai pontból származó
információkkal együtt a biztosítéki intézkedésekhez szükséges és elegendő
információk adottak és ellenőrzöttek; stratégiai pont lehet bármely hely, ahol
az anyagmérleg-nyilvántartásra vonatkozó kulcsfontosságú méréseket végzik,
és ahol a területi körülhatárolással kapcsolatos és megfigyelési intézkedéseket
végrehajtják.
JEGYZŐKÖNYV
1.	cikk
Ez a jegyzőkönyv kiegészíti a megállapodás egyes kikötéseit, és különösen meghatározza
azokat a feltételeket és eljárásokat, amelyek alapján a megállapodásban előírt biztosítéki
intézkedések megvalósítása során folyatott együttműködést úgy kell megvalósítani, hogy
elkerüljék a Közösség biztosítéki intézkedésekkel kapcsolatos tevékenységének
megkettőzését.
2.	cikk
A Közösség összegyűjti az ügynökség részére a megállapodás szerint a létesítményekről és a
létesítményeken kívüli nukleáris anyagokról átadandó információkat, a kiegészítő
megállapodásokhoz csatolt, egyeztetett adatbejelentő kérdőlapok alapján.
3.	cikk
Az ügynökség és a Közösség közösen végzik a megállapodás 46. cikk a)-f) pontjában előírt
létesítményi adatok vizsgálatát, annak egyeztetett eredményeit a kiegészítő megállapodásokba
felveszik. A létesítményi adatoknak a megállapodás 48. cikkében előírt, ellenőrzését az
ügynökség a Közösséggel együttműködve végzi.
4.	cikk
A jegyzőkönyv 2. cikkében említett információknak az ügynökség részére történő átadásakor
a Közösség átadja az alkalmazni javasolt ellenőrzési módszerekre vonatkozó információkat is,
valamint a teljes javaslatokat, ideértve a rendszeres ellenőrzés során végzett ellenőrzési
munkák becslésére vonatkozó javaslatokat, hogy azokat csatolják a létesítmények és a
létesítményeken kívüli anyagmérlegkörzetek kiegészítő megállapodásaihoz.
5.	cikk
A kiegészítő megállapodások mellékleteit a Közösség és az ügynökség közösen készíti el.
6.	cikk
A Közösség az üzemeltetők jelentéseit összegyűjti, a jelentések alapján összesített
nyilvántartást vezet, és a kapott információk technikai és könyvelési ellenőrzését és elemzését
82
végzi.
7. cikk
A jegyzőkönyv 6. cikkében említett feladatok teljesítésekor a Közösség havonta elkészíti, és a
kiegészítő megállapodásokban meghatározott határidőkön belül az ügynökség rendelkezésére
bocsátja a készletváltozási jelentést.
8.	cikk
A Közösség továbbá elküldi az ügynökségnek az anyagmérlegjelentéseket és a tényleges
leltárkészlet listákat a kiegészítő megállapodásokban előírt tényleges leltárkészletfelmérési
gyakoriságnak megfelelően.
9.	cikk
A jegyzőkönyv 7. és 8. cikkében említett jelentések alakját és formáját az ügynökség és a
Közösség közötti megállapodás szerint, a kiegészítő megállapodásokban kell meghatározni.
10.	cikk
Az e megállapodás céljából a Közösség és az ügynökség által végzett rendszeres ellenőrzési
tevékenységet, beleértve a megállapodás 84. cikkében említett ellenőrzéseket az e
jegyzőkönyv 11-23. cikkében foglalt előírások szerint kell koordinálni.
11.	cikk
A megállapodás 79. és 80. cikkére is figyelemmel, az ügynökség ellenőrzési tevékenysége
tényleges számának, intenzitásának, tartamának, időzítésének és módjának meghatározásakor
figyelembe kell venni a Közösség saját multinacionális biztosítékiintézkedés-rendszerének
keretei között az e jegyzőkönyv előírásainak megfelelően elvégzett ellenőrzések munkáját.
12.	cikk
A megállapodás szerinti ellenőrzési munkákat minden egyes létesítmény esetében a
megállapodás 81. cikkének előírásait alkalmazva kell meghatározni. Ezeket a kritériumokat a
kiegészítő megállapodásokban meghatározott szabályok és módszerek alkalmazásával kell
megvalósítani, amelyeket az ellenőrzési munkák becsléséhez használnak a kiegészítő
megállapodásokhoz csatolt egyedi példák alapján. Ezeket a szabályokat és módszereket
időről-időre felülvizsgálják a megállapodás 7. cikke szerint, a biztosítéki intézkedések
területén bekövetkezett technológiai fejlődés és a szerzett tapasztalatok figyelembevétele
céljából.
13.	cikk
A tényleges ellenőrzési munkák egyhangúlag elfogadott előirányzataként megnevezett, a
megállapodás szerinti ellenőrzési munkákat fel kell sorolni a kiegészítő megállapodásokban
az ellenőrzési eljárásokra vonatkozó szükséges leírásokkal, valamint a Közösség és az
ügynökség által végrehajtott ellenőrzések terjedelmével együtt. Ezek az ellenőrzési munkák
jelentik a tényleges maximális ellenőrzési munkákat a megállapodás alá tartozó
létesítményekben rendes üzemviteli körülmények között és az alábbiakban felsorolt feltételek
83
mellett:
a)	a megállapodás 32. cikkében előírt közösségi biztosítéki intézkedés-rendszerre
vonatkozó információk folyamatos érvényessége, a kiegészítő egyezményekben előírt
módon;
b)	az ügynökség részére a jegyzőkönyv 2. cikke értelmében adott információk
folyamatos érvényessége;
c)	a megállapodás 60., 61., 63-65. és 67-69. cikke szerinti jelentéseket a Közösség
folyamatosan biztosítja, a kiegészítő megállapodásokban előírt módon;
d)	az ellenőrzésre vonatkozó együttműködési megállapodások folyamatos alkalmazása a
jegyzőkönyv 10-23. cikke szerint, a kiegészítő megállapodásokban előírt módon;
e)	a Közösség saját a létesítményre vonatkozó ellenőrzési tevékenységét e cikk szerint, a
kiegészítő megállapodásokban előírt módon végzi.
14.	cikk
a)	E jegyzőkönyv 13. cikkének feltételeire is figyelemmel, az ügynökségi ellenőrzéseit a
Közösség ellenőrzési tevékenységével egyidejűleg kell megvalósítani. Az ügynökségi
ellenőrök jelen vannak a Közösség által végzett meghatározott ellenőrzések
végrehajtásánál.
b)	Az a) pont előírására is figyelemmel, ha az ügynökség a megállapodásban
meghatározott rendszeres ellenőrzéseinek céljait ezzel elérheti, az ügynökség ellenőrei
a megállapodás 74. és 75. cikkének előírásait a közösségi ellenőrök ellenőri
tevékenységének megfigyelésével valósítják meg, azonban:
i.	ha előreláthatóan az ügynökségi ellenőrök ellenőri tevékenysége a közösségi
ellenőrök tevékenységének megfigyelésén túl más módon is megvalósítható,
akkor ezeket a módszereket a kiegészítő megállapodásokban pontosabban meg
kell határozni;
ii.	az ellenőrzés közben az ügynökségi ellenőrök végrehajthatnak a közösségi
ellenőrök ellenőrzési tevékenységének megfigyelésén túl egyéb ellenőrzési
tevékenységet, ha úgy ítélik meg, hogy ez lényeges és sürgős, és ha az
ügynökség ennek hiányában a rendszeres ellenőrzéseinek célját nem tudná
elérni, és ez előre nem volt látható.
15.	cikk
A közösségi ellenőrzések megállapodás szerinti általános ütemezését és tervezését a Közösség
az ügynökséggel együttműködve végzi.
16.	cikk
Az ügynökségi ellenőr meghatározott közösségi ellenőrzési tevékenységek végrehajtása
közbeni jelenlétére vonatkozó intézkedéseket az ügynökség és a Közösség minden egyes
létesítmény és, amennyiben szükséges, az egyedi létesítmények esetében is, előzetesen
84
egyetértve hozza.
17. cikk
Annak érdekében, hogy az ügynökség dönteni tudjon a statisztikai mintavételezési
követelmények alapján a különleges közösségi ellenőrzésen való jelenlétéről, a Közösség az
ügynökséget előzetesen tájékoztatja a ellenőrzendő tételek számáról, típusairól és tartalmáról
a létesítmény üzemeltetőjétől kapott információk alapján.
18.	cikk
A technikai eljárásokról az ügynökség és a Közösség általában minden egyes létesítménytípus
esetében, és amennyiben szükséges az egyedi létesítmények esetében egyeztet, különösen az
alábbiakat illetően:
a)	a statisztikai mintavétel szúrópróbaszerű kiválasztási technikájának meghatározása;
b)	a szabványok ellenőrzése és azonosítása.
19.	cikk
A kiegészítő megállapodásokban mindegyik létesítménytípusra meghatározott általános
koordinációs szabályok az egyes létesítményekben meghatározandó koordinációs szabályok
alapjául szolgálnak.
20.	cikk
A jegyzőkönyv 19. cikke szerinti egyes létesítményekben meghatározott koordinációs
szabályokban leírt koordinációs intézkedéseket az e célra kinevezett közösségi és ügynökségi
tisztségviselők együtt teszik meg.
21.	cikk
A Közösség megküldi az ügynökségnek az azon ellenőrzésre vonatkozó munkairatait,
amelyeken az ügynökség ellenőrei részt vettek, továbbá a megállapodás alapján végrehajtott
összes többi közösségi ellenőrzésre vonatkozó ellenőrzési jelentéseiket.
22.	cikk
Az ügynökség részére a nukleáris anyagmintákat a tételeknek ugyanazokból a
szúrópróbaszerűen kiválasztott adagjaiból kell venni, mint ahonnan a Közösség részére is
veszik, a közösségi mintavételekkel egyszerre, kivéve, ha az ügynökség ellenőrzési
munkájának legkisebb szinten tartása vagy e szintre csökkentése megköveteli az ügynökség
független mintavételezését, az előzetes megállapodásban és a kiegészítő megállapodásokban
előírtak szerint.
23.	cikk
A létesítmény üzemeltetői által és a biztosítéki intézkedések céljából történő tényleges
leltárfelvétel gyakoriságát a kiegészítő megállapodásokban meghatározott irányelvekkel
85
összhangban kell meghatározni. Ha a megállapodás alapján további tevékenység végzése is
lényegesnek tűnik a tényleges leltárral kapcsolatban, akkor ezeket a jegyzőkönyv 25. cikke
szerinti összekötő bizottság tárgyalja meg, és egyhangúlag dönt a végrehajtásról.
24.	cikk
Ha az ügynökség az e megállapodásban meghatározott eseti ellenőrzés céljait a Közösség
ellenőrzési tevékenységének megfigyelése révén el tudja érni, akkor ezt kell tennie.
25.	cikk
a)	A megállapodás és e jegyzőkönyv alkalmazásának megkönnyítése érdekében egy, a
Közösség és az ügynökség képviselőiből álló összekötő bizottságot hoznak létre.
b)	A bizottság évente legalább egyszer ülésezik,
i.	felülvizsgálja, különösen, az e jegyzőkönyvben előírt együttműködési
megállapodások végrehajtását, beleértve az ellenőrzési munkák együttes
minősítését;
ii.	megvizsgálja a biztosítéki intézkedésekkel kapcsolatos módszerek és technikák
fejlődését;
iii.	megtárgyalja a c) pontban említett rendszeres ülések alkalmával elé terjesztett
kérdéseket.
c)	A bizottság rendszeresen ülésezik alsóbb szinten, hogy különösen és szükség szerint
megtárgyalja az egyes létesítmények esetén az e jegyzőkönyvben előírt koordinációs
szabályok megvalósulását, beleértve, az ellenőrzési munkák elfogadott becsléseinek
korszerűsítését a műszaki és az üzemviteli fejlemények tükrében, tekintettel a
teljesítmény, a készlet és a létesítmény üzemviteli programjainak változásaira és a
különféle típusú rendszeres ellenőrzések során alkalmazott ellenőrzési eljárásokra,
valamint, általában véve a statisztikai mintavételezési követelményekre. Minden nem
szabályozott kérdést, a b) pontban említett ülés elé kell terjeszteni.
d)	A megállapodás alapján esetleg szükséges, sürgős beavatkozások sérelme nélkül, ha a
jegyzőkönyv 13. cikkének alkalmazása során problémák merülnek fel, különösen
akkor, ha az ügynökség úgy ítéli meg, hogy az abban meghatározott feltételek nem
valósultak meg, a bizottság megfelelő szinten a lehető leghamarabb összeül, hogy
felmérje a helyzetet, és tárgyaljon a meghozandó intézkedésekről. Ha a problémát nem
lehet rendezni, a bizottság megfelelő javaslatokat tehet a szerződő feleknek, különös
tekintettel az ellenőrzési munkák rendszeres ellenőrzési tevékenységekre vonatkozó
előirányzatainak módosítására.
e)	A bizottság szükség szerint javaslatokat dolgoz ki azon kérdésekkel kapcsolatban,
amelyekben a feleknek megegyezésre kell jutniuk.”
4.§
A kiegészítő jegyzőkönyv hiteles angol nyelvű szövege és annak hivatalos magyar nyelvű
86
fordítása a következő:
„ADDITIONAL PROTOCOL
to the Agreement between the Republic of Austria, the Kingdom of Belgium, the
Kingdom of Denmark, the Republic of Finland, the Federal Republic of Germany, the
Hellenic Republic, Ireland, the Italian Republic, the Grand Duchy of Luxembourg, the
Kingdom of the Netherlands, the Portuguese Republic, the Kingdom of Spain, the
Kingdom of Sweden, the European Atomic Energy Community and the International
Atomic Energy Agency in implementation of Article III(1) and (4) of the Treaty on the
Non-proliferation of Nuclear weapons
PREAMBLE
WHEREAS the Republic of Austria, the Kingdom of Belgium, the Kingdom of Denmark, the
Republic of Finland, the Federal Republic of Germany, the Hellenic Republic, Ireland, the
Italian Republic, the Grand Duchy of Luxembourg, the Kingdom of the Netherlands, the
Portuguese Republic, the Kingdom of Spain, the Kingdom of Sweden (hereinafter referred to
as 'the States') and the European Atomic Energy Community (hereinafter referred to as 'the
Community') are parties to an Agreement between the States, the Community and the
International Atomic Energy Agency (hereinafter referred to as the 'the Agency ) in
implementation of Article 111(1) and (4) of the Treaty on the Non-proliferation of Nuclear
Weapons (hereinafter referred to as the 'Safeguards Agreement'), which entered into force on
21 February 1997;
AWARE of the desire of the international community to further enhance nuclear non-
proliferation by strengthening the effectiveness and improving the efficiency of the Agency's
safeguards system;
RECALLING that the Agency must take into account in the implementation of safeguards the
need to avoid hampering the economic and technological development in the Community or
international cooperation in the field of peaceful nuclear activities, to respect health, safety,
physical protection and other security provisions in force and the rights of individuals, and to
take every precaution to protect commercial, technological and industrial secrets as well as
other confidential information coming to its knowledge;
WHEREAS the frequency and intensity of activities described in this Protocol shall be kept to
the minimum consistent with the objective of strengthening the effectiveness and improving
the efficiency of Agency safeguards;
NOW THEREFORE the Community, the States and the Agency have agreed as follows:
RELATIONSHIP BETWEEN THE PROTOCOL AND THE SAFEGUARDS
AGREEMENT
Article 1
The provisions of the Safeguards Agreement shall apply to this Protocol to the extent that
they are relevant to and compatible with the provisions of this Protocol. In case of conflict
between the provisions of the Safeguards Agreement and those of this Protocol, the provisions
of this Protocol shall apply.
87
PROVISION OF INFORMATION
Article 2
a.	Each State shall provide the Agency with a declaration containing the information
identified in sub-paragraphs (i), (ii), (iv), (ix) and (x). The Community shall provide the
Agency with a declaration containing the information identified in sub-paragraphs (v),
(vi)	and (vii). Each State and the Community shall provide the Agency with a
declaration containing the information identified in sub-paragraphs (iii) and (viii).
(i)	A general description of and information specifying the location of nuclear fuel cycle-
related research and development activities not involving nuclear material carried out
anywhere that are funded, specifically authorised or controlled by, or carried out on
behalf of, the State concerned.
(ii)	Information identified by the Agency on the basis of expected gains in effectiveness
or efficiency, and agreed to by the State concerned, on operational activities of
safeguards relevance at facilities and locations outside facilities where nuclear
material is customarily used.
(iii)A	general description of each building on each site, including its use and, if not
apparent from that description, its contents. The description shall include a map of the
site.
(iv)	A description of the scale of operations for each location engaged in the activities
specified in Annex I to this Protocol.
(v)	Information specifying the location, operational status and the estimated annual
production capacity of uranium mines and concentration plants and thorium
concentration plants in each State, and the current annual production of such mines
and concentration plants. The Community shall provide, on request by the Agency,
the current annual production of an individual mine or concentration plant. The
provision of this information does not require detailed nuclear material accountancy.
(vi)	Information regarding source material which has not reached the composition and
purity suitable for fuel fabrication or for being isotopically enriched, as follows:
(a)	The quantities, the chemical composition, the use or intended use of such
material, whether in nuclear or non-nuclear use, for each location in the States at
which the material is present in quantities exceeding 10 tonnes of uranium
and/or 20 tonnes of thorium, and for other locations with quantities of more than
1	tonne, the aggregate for the States as a whole if the aggregate exceeds 10
tonnes of uranium or 20 tonnes of thorium. The provision of this information
does not require detailed nuclear material accountancy;
(b)	The quantities, the chemical composition and the destination of each export from
the States to a State outside the Community, of such material for specifically
non-nuclear purposes in quantities exceeding:
88
(1)	10 tonnes of uranium, or for successive exports of uranium to the same state,
each of less than 10 tonnes, but exceeding a total of 10 tonnes for the year;
(2)	20 tonnes of thorium, or for successive exports of thorium to the same State,
each of less than 20 tonnes, but exceeding a total 20 tonnes for the year;
(c)	the quantities, chemical composition, current location and use or intended use of
each import into the Sates from outside the Community of such material for
specifically non-nuclear purposes in quantities exceeding:
(1)	10 tonnes of uranium, or for successive imports of uranium each of less than
10	tonnes, but exceeding a total of 10 tonnes for the year;
(2)	20 tonnes of thorium, or for successive imports of thorium each of less than
20 tonnes, but exceeding a total of 20 tonnes for the year;
it being understood that there is no requirement to provide information on such
material intended for a non-nuclear use once it is in its non-nuclear end-use form.
(vii)	(a) Information regarding the quantities, uses and locations of nuclear material
exempted from safeguards pursuant to Article 37 of the Safeguards Agreement;
(b) Information regarding the quantities (which may be in the form of estimates) and
uses at each location, of nuclear material exempted from safeguards pursuant to
Article 36(b) of the Safeguards Agreement but not yet in a non-nuclear end-use
form, in quantities exceeding those set out in Article 37 of the Safeguards
Agreement. The provision of this information does not require detailed nuclear
material accountancy.
(viii)	Information regarding the location or further processing of intermediate or high-level
waste containing plutonium, high enriched uranium or uranium-233 on which
safeguards have been terminated pursuant to Article 11 of the Safeguards
Agreement. For the purpose of this paragraph, 'further processing' does not include
repackaging of the waste or its further conditioning not involving the separation of
elements, for storage or disposal.
(ix)The following information regarding specified equipment and non-nuclear material
listed in Annex II:
(a)	for each export out of the Community of such equipment and material: the
identity, quantity, location of intended use in the receiving State and date or,
as appropriate, expected date, of export;
(b)	on specific request by the Agency, confirmation by the importing State of
information provided to the Agency by a State outside of the Community
concerning the export of such equipment and material to the importing State.
(x)	General plans for the succeeding 10-year period relevant to the development of the
nuclear fuel cycle (including planned nuclear fuel cycle-related research and
development activities) when approved by the appropriate authorities in the State.
89
b.	Each State shall make every reasonable effort to provide the Agency with the following
information:
(i)	a general description of and information specifying the location of nuclear fuel
cycle-related research and development activities not involving nuclear material
which are specifically related to enrichment, reprocessing of nuclear fuel or the
processing of intermediate or high-level waste containing plutonium, high enriched
uranium or uranium-233 that are carried out anywhere in the State concerned but
which are not funded, specifically authorised or controlled by, or carried out on
behalf of, that State. For the purpose of this paragraph 'processing' of intermediate
or high-level waste does not include repackaging of the waste or its conditioning not
involving the separation of elements, for storage or disposal.
(ii)	A general description of activities and the identity of the person or entity carrying
out such activities, at locations identified by the Agency outside a site which the
Agency considers might be functionally related to the activities of that site. The
provision of this information is subject to a specific request by the Agency. It shall
be provided in consultation with the Agency and in a timely fashion.
c.	On request by any or all of the Agency, a State or the Community, as appropriate, shall
provide amplifications or clarifications of any information provided under this Article, in
so far as relevant for the purpose of safeguards.
Article 3
a.	Each State or the Community, or both, as appropriate, shall provide to the Agency the
information identified in Article 2(a)(i), (iii), (iv), (v), (vi)(a), (vii), and (x) and Article
2(b)(i) within 180 days of the entry into force of this Protocol.
b.	Each State or the Community, or both, as appropriate, shall provide to the Agency, by 15
May of each year, updates of the information referred to in paragraph (a) for the period
covering the previous calendar year. If there has been no change to the information
previously provided, each State or the Community, or both, as appropriate, shall so
indicate.
c.	The Community shall provide to the Agency, by 15 May of each year, the information
identified in Article 2(a)(vi)(b) and (c) for the period covering the previous calendar year.
d.	Each State shall provide to the Agency on a quarterly basis the information identified in
Article 2(a)(ix)(a). This information shall be provided within 60 days of the end of each
quarter.
e.	The Community and each State shall provide to the Agency the information identified in
Article 2(a)(viii) 180 days before further processing is carried out and, by 15 May of each
year, information on changes in location for the period covering the previous calendar
year.
f.	Each State and the Agency shall agree on the timing and frequency of the provision of the
information identified in Article 2(a)(ii).
90
g.	Each State shall provide to the Agency the information in Article 2(a)(ix)(b) within 60
days of the Agency's request.
COMPLEMENTARY ACCESS
Article 4
The following shall apply in connection with the implementation of complementary access
under Article 5 of this Protocol:
a.	The Agency shall not mechanistically or systematically seek to verify the information
referred to in Article 2; however, the Agency shall have access to:
(i)	Any location referred to in Article 5(a)(i) or (ii) on a selective basis in order to
assure the absence of undeclared nuclear material and activities;
(ii)	Any location referred to in Article 5(b) or (c) to resolve a question relating to the
correctness and completeness of the information provided pursuant to Article 2 or to
resolve an inconsistency relating to that information;
(iii)Any	location referred to in Article 5(a)(iii) to the extent necessary for the Agency to
confirm, for safeguards purposes, the Community's, or, as appropriate, a State's
declaration of the decommissioned status of a facility or location outside facilities
where nuclear material was customarily used.
b.	(i) Except as provided in paragraph (ii), the Agency shall give the State concerned, or
for access under Article 5(a) or under Article 5(c) where nuclear material is involved,
the State concerned and the Community, advance notice of access of at least 24
hours.
(ii)	For access to any place on a site that is sought in conjunction with design
information verification visits or ad hoc or routine inspections on that site, the
period of advance notice shall, if the Agency so requests, be at least two hours but,
in exceptional circumstances, it may be less than two hours.
c.	Advance notice shall be in writing and shall specify the reasons for access and the
activities to be carried out during such access.
d.	In the case of a question or inconsistency, the Agency shall provide the State concerned
and, as appropriate, the Community with an opportunity to clarify and facilitate the
resolution of the question or inconsistency. Such an opportunity will be provided before a
request for access, unless the Agency considers that delay in access would prejudice the
purpose for which the access is sought. In any event, the Agency shall not draw any
conclusions about the question or inconsistency until the State concerned and, as
appropriate, the Community have been provided with such an opportunity.
e.	Unless otherwise agreed to by the State concerned, access shall only take place during
regular working hours.
f.	The State concerned, or for access under Article 5(a) or under Article 5(c) where nuclear
91
material is involved, the State concerned and the Community, shall have the right to have
agency inspectors accompanied during their access by its representatives and, as
appropriate, by Community inspectors provided that Agency inspectors shall not thereby
be delayed or otherwise impeded in the exercise of their functions.
Article 5
Each State shall provide the Agency with access to:
a.	(i) Any place on a site;
(ii)	Any location identified under Article 2(a)(v) to (viii);
(iii)Any	decommissioned facility or decommissioned location outside facilities where
nuclear material was customarily used.
b.	Any location identified by the State concerned under Article 2(a)(i), Article 2(a)(iv),
Article 2(a)(ix)(b) or Article 2(b), other than those referred to in paragraph (a)(i),
provided that if the State concerned is unable to provide such access, that State shall make
every reasonable effort to satisfy Agency requirements, without delay, through other
means.
c.	Any location specified by the Agency, other than locations referred to in paragraphs (a)
and (b), to carry out location-specific environmental sampling, provided that if the State
concerned is unable to provide such access, that State shall make every reasonable effort
to satisfy Agency requirements, without delay, at adjacent locations or through other
means.
Article 6
When implementing Article 5, the Agency may carry out the following activities:
a.	For access in accordance with Article 5(a)(i) or (iii): visual observation; collection of
environmental samples; utilisation of radiation detection and measurement devices;
application of seals and other identifying and tamper indicating devices specified in
Subsidiary Arrangements; and other objective measures which have been demonstrated to
be technically feasible and the use of which has been agreed by the Board of Governors
(hereinafter referred to as 'the Board') and following consultations between the Agency,
the Community and the State concerned.
b.	For access in accordance with Article 5(a)(ii): visual observation; item counting of nuclear
material; non-destructive measurements and sampling; utilisation of radiation detection
and measurement devices; examination of records relevant to the quantities, origin and
disposition of the material; collection of environmental samples; and other objective
measures which have been demonstrated to be technically feasible and the use of which
has been agreed by the Board and following consultations between the Agency, the
Community and the State concerned.
c.	For access in accordance with Article 5(b): visual observation; collection of
environmental samples; utilisation of radiation detection and measurement devices;
examination of safeguards relevant production and shipping records; and other objective
measures which have been demonstrated to be technically feasible and the use of which
92
has been agreed by the Board and following consultations between the Agency and the
State concerned.
d.	For access in accordance with Article 5(c), collection of environmental samples and, in
the event the results do not resolve the question or inconsistency at the location specified
by the Agency pursuant to Article 5(c), utilisation at that location of visual observation,
radiation detection and measurement devices, and, as agreed by the State concerned and,
where nuclear material is involved, the Community, and the Agency, other objective
measures.
Article 7
a.	Upon request by a State, the Agency and that State shall make arrangements for managed
access under this Protocol in order to prevent the dissemination of proliferation sensitive
information, to meet safety or physical protection requirements, or to protect proprietary
or commercially sensitive information. Such arrangements shall not preclude the Agency
from conducting activities necessary to provide credible assurance of the absence of
undeclared nuclear materials and activities at the location in question, including the
resolution of a question relating to the correctness and completeness of the information
referred to in Article 2 or of an inconsistency relating to that information.
b.	A State may, when providing the information referred to in Article 2, inform the Agency
of the places at a site or location at which managed access may be applicable.
c.	Pending the entry into force of any necessary Subsidiary Arrangements, a State may have
recourse to managed access consistent with the provisions of paragraph (a).
Article 8
Nothing in this Protocol shall preclude a State from offering the Agency access to locations in
addition to those referred to in Articles 5 and 9 or from requesting the Agency to conduct
verification activities at a particular location. The Agency shall, without delay, make every
reasonable effort to act on such a request.
Article 9
Each State shall provide the Agency with access to locations specified by the Agency to carry
out wide-area environmental sampling, provided that if a State is unable to provide such
access that State shall make every reasonable effort to satisfy Agency requirements at
alternative locations. The Agency shall not seek such access until the use of wide-area
environmental sampling and the procedural arrangements therefor have been approved by the
Board and following consultations between the Agency and the State concerned.
Article 10
a.	The Agency shall inform the State concerned and, as appropriate, the Community of:
(i)	the activities carried out under this Protocol, including those in respect of any
questions or inconsistencies the Agency had brought to the attention of the State
concerned and, as appropriate, the Community within 60 days of the activities being
carried out by the Agency.
93
(ii)	The results of activities in respect of any questions or inconsistencies the Agency
had brought to the attention of the State concerned and, as appropriate, the
Community as soon as possible but in any case within 30 days of the results being
established by the Agency.
b.	The Agency shall inform the State concerned and the Community of the conclusions it
has drawn from its activities under this Protocol. The conclusions shall be provided
annually.
DESIGNATION OF AGENCY INSPECTORS
Article 11
a.	(i) The Director-General shall notify the Community and the States of the Board's
approval of any Agency official as a safeguards inspector. Unless the Community
advises the Director-General of the rejection of such an official as an inspector for the
States within three months of receipt of notification of the Board's approval, the
inspector so notified to the Community and the States shall be considered designated
to the States.
(ii)	The Director-General, acting in response to a request by the Community or on his
own initiative, shall immediately inform the Community and the States of the
withdrawal of the designation of any official as an inspector for the States.
b.	A notification referred to in paragraph (a) shall be deemed to be received by the
Community and the States seven days after the date of the transmission by registered post
of the notification by the Agency to the Community and the States.
VISAS
Article 12
Each State shall, within one month of the receipt of a request therefor, provide the designated
inspector specified in the request with appropriate multiple entry/exit and/or transit visas,
where required, to enable the inspector to enter and remain on the territory of the State
concerned for the purpose of carrying out his/her functions. Any visas required shall be valid
for at least one year and shall be renewed, as required, to cover the duration of the inspector's
designation to the States.
SUBSIDIARY ARRANGEMENTS
Article 13
a.	Where a State or the Community, as appropriate, or the Agency indicate that it is
necessary to specify in subsidiary Arrangements how measures laid down in this Protocol
are to be applied, that State, or that State and the Community and the Agency shall agree
on such Subsidiary Arrangements within 90 days of the entry into force of this Protocol
or, where the indication of the need for such Subsidiary Arrangements is made after the
entry into force of this Protocol, within 90 days of the date of such indication.
94
b.	Pending the entry into force of any necessary Subsidiary Arrangements, the Agency shall
be entitled to apply the measures laid down in this Protocol.
COMMUNICATIONS SYSTEMS
Article 14
a.	Each State shall permit and protect free communications by the Agency for official
purposes between Agency inspectors in that State and Agency Headquarters and/or
Regional Offices, including attended and unattended transmission of information
generated by Agency containment and/or surveillance or measurement devices. The
Agency shall have, in consultation with the State concerned, the right to make use of
internationally established systems of direct communications, including satellite systems
and other forms of telecommunication, not in use in that State. At the request of a State,
or the Agency, details of the implementation of this paragraph in that State with respect to
the attended or unattended transmission of information generated by Agency containment
and/or surveillance or measurement devices shall be specified in the Subsidiary
Arrangements.
b.	Communication and transmission of information as provided for in paragraph (a) shall
take due account of the need to protect proprietary or commercially sensitive information
or design information which the State concerned regards as being of particular sensitivity.
PROTECTION OF CONFIDENTIAL INFORMATION
Article 15
a.	The Agency shall maintain a stringent regime to ensure effective protection against
disclosure of commercial, technological and industrial secrets and other confidential
information coming to its knowledge, including such information coming to the Agency's
knowledge in the implementation of this Protocol.
b.	The regime referred to in paragraph (a) shall include, among others, provisions relating to:
(i)	general principles and associated measures for the handling of confidential
information;
(ii)	conditions of staff employment relating to the protection of confidential
information;
(iii)procedures	in cases of breaches or alleged breaches of confidentiality.
c.	The regime referred to in paragraph (a) above shall be approved and periodically
reviewed by the Board.
ANNEXES
Article 16
a.	The Annexes to this Protocol shall be an integral part thereof. Except for the purposes of
95
amendment of Annexes I and II, the term 'Protocol' as used in this instrument means this
Protocol and the Annexes together.
b.	The list of activities specified in Annex I, and the list of equipment and material specified
in Annex II, may be amended by the Board on the advice of an open-ended working
group of experts established by the Board. any such amendment shall take effect four
months after its adoption by the Board.
c.	Annex III to this Protocol specifies how measures in this Protocol shall be implemented
by the Community and the States.
ENTRY INTO FORCE
Article 17
a.	This Protocol shall enter into force on the day on which the Agency receives from the
Community and the States written notification that their respective requirements for entry
into force have been met.
b.	The States and the Community may, at any date before this Protocol enters into force,
declare that they will apply this Protocol provisionally.
c.	The Director-General shall promptly inform all Member States of the Agency of any
declaration of provisional application of, and of the entry into force of, this Protocol.
DEFINITIONS
Article 18
For the purpose of this Protocol:
a.	„Nuclear fuel cycle-related research and development activities” means: those activities
which are specifically related to any process or system development aspect of any of the
following:
-	conversion of nuclear material,
-	enrichment of nuclear material,
-	nuclear fuel fabrication,
-	reactors,
-	critical facilities,
-	reprocessing of nuclear fuel,
-	processing (not including repackaging or conditioning not involving the
separation of elements, for storage or disposal) of intermediate or high-
level waste containing plutonium, high enriched uranium or uranium-233,
96
but do not include activities related to theoretical or basic scientific research or to research
and development on industrial radioisotope applications, medical, hydrological and
agricultural applications, health and environmental effects and improved maintenance.
b.	„Site” means: that area delimited by the Community and a State in the relevant design
information for a facility, including a closed-down facility, and in the relevant
information on a location outside facilities where nuclear material is customarily used,
including a closed-down location outside facilities where nuclear material was
customarily used (this is limited to locations with hot cells or where activities related to
conversion, enrichment, fuel fabrication or reprocessing were carried out). 'Site' shall also
include all installations, colocated with the facility or location, for the provision or use of
essential services, including: hot cells for processing irradiated materials not containing
nuclear material; installations for the treatment, storage and disposal of waste; and
buildings associated with specified activities identified by the State concerned under
Article 2(a)(iv) above.
c.	„Decommissioned facility or decommissioned location outside facilities” means: an
installation or location at which residual structures and equipment essential for its use
have been removed or rendered inoperable so that it is not used to store and can no longer
be used to handle, process or utilise nuclear material.
d.	„Closed-down facility or closed-down location outside facilities” means: an installation
or location where operations have been stopped and the nuclear material removed but
which has not been decommissioned.
e.	„High enriched uranium” means: uranium containing 20 % or more of the isotope
uranium-235.
f.	„Location-specific environmental sampling” means: the collection of environmental
samples (e. g. air, water, vegetation, soil, smears) at, and in the immediate vicinity of, a
location specified by the Agency for the purpose of assisting the Agency to draw
conclusions about the absence of undeclared nuclear material or nuclear activities at the
specified location.
g.	„Wide-area environmental sampling” means: the collection of environmental samples (e.
g.	air, water, vegetation, soil, smears) at a set of locations specified by the Agency for the
purpose of assisting the Agency to draw conclusions about the absence of undeclared
nuclear material or nuclear activities over a wide area.
h.	„Nuclear material” means: any source or any special fissionable material as defined in
Article XX of the Statute. The term source material shall not be interpreted as applying to
ore or ore residue. Any determination by the Board under Article XX of the Statute of the
Agency after the entry into force of this Protocol which adds to the materials considered to
be source material or special fissionable material shall have effect under this Protocol only
on acceptance by the Community and the States.
i.	„Facility” means:
(i)	A reactor, a critical facility, a conversion plant, a fabrication plant, a reprocessing
plant, an isotope separation plant or a separate storage installation, or
(ii)	Any location where nuclear material in amounts greater than one effective kilogram
97
is customarily used.
j. „Location outside facilities” means: any installation or location, which is not a facility,
where nuclear material is customarily used in amounts of one effective kilogram or less.
Done at Vienna in duplicate, on the twenty second day of September 1998 in the Danish,
Dutch, English, Finnish, French, German, Greek, Italian, Portuguese, Spanish and Swedish
languages, the texts of which are equally authentic except that, in case of divergence, those
texts concluded in the official languages of the IAEA Board of Governors shall prevail.
ANNEXI
List of activities referred to in Article 2(a)(iv) of the Protocol
(i)	The manufacture of centrifuge rotor tubes or the assembly of gas centrifuges.
Centrifuge rotor tubes means thin-walled cylinders as described at point 5.1.1 (b) of
Annex II.
Gas centrifuges means centrifuges as described in the introductory note to point 5.1 of
Annex II.
(ii)	The manufacture of diffusion barriers.
Diffusion barriers means thin, porous filters as described in point 5.3.1(a) of Annex II.
(iii)	The manufacture or assembly of laser-based systems.
Laser-basedsystems means systems incorporating those items as described in point 5.7 of
Annex II.
(iv)	The manufacture or assembly of electromagnetic isotope separators.
Electromagnetic isotope separators means those items referred to in point 5.9.1 of Annex
II	containing ion sources as described in 5.9.1(a) of Annex II.
(v)	The manufacture or assembly of columns or extraction equipment.
Columns or extraction equipment means those items as described in points 5.6.1, 5.6.2,
5.6.3,	5.6.5, 5.6.6, 5.6.7 and 5.6.8 of Annex II.
(vi)	The manufacture of aerodynamic separation nozzles or vortex tubes.
Aerodynamic separation nozzles or vortex tubes means separation nozzles and vortex
tubes as described respectively in points 5.5.1 and 5.5.2 of Annex II.
(vii)	The manufacture or assembly of uranium plasma generation systems.
Uranium plasma generation systems means systems for the generation of uranium
plasma as described in point 5.8.3 of Annex II.
98
(viii)	The manufacture of zirconium tubes.
Zirconium tubes means tubes as described in point 1.6 of Annex II.
(ix)	The manufacture or upgrading of heavy water or deuterium.
Heavy water or deuterium means deuterium, heavy water (deuterium oxide) and any
other deuterium compound in which the ratio of deuterium to hydrogen atoms exceeds
1:5 000.
(x)	The manufacture of nuclear grade graphite.
Nuclear grade graphite means graphite having a purity level better than five parts per
million boron equivalent and with a density greater than 1,50 g/cm3.
(xi)	The manufacture of flasks for irradiated fuel.
A flask or irradiated fuel means a vessel for the transportation and/or storage of
irradiated fuel which provides chemical, thermal and radiological protection, and
dissipated decay heat during handling, transportation and storage.
(xii)	The manufacture of reactor control rods.
Reactor control rods means rods as described in point 1.4 of Annex II.
(xiii)	The manufacture of criticality safe tanks and vessels.
Criticality safe tanks and vessels means those items as described in points 3.2 and 3.4 of
Annex II.
(xiv)	The manufacture of irradiated fuel element chopping machines.
Irradiated fuel element chopping machines means equipment as described in point 3.1 of
Annex II.
(xv)The	construction of hot cells.
Hot cells means a cell or interconnected cells totalling at least 6 m3 in volume with
shielding equal to or greater than the equivalent of 0,5 m of concrete, with a density of
3,2 g/cm3 or greater, outfitted with equipment for remote operations.
ANNEX II
List of specified equipment and non-nuclear material for the reporting of exports and
imports according to Article 2(a)(ix)
1.	REACTORS AND EQUIPMENT THEREFOR
1.1.	Complete nuclear reactors
Nuclear reactors capable of operation so as to maintain a controlled self-sustaining fission
99
chain reaction, excluding zero energy reactors, the latter being defined as reactors with a
designed maximum rate of production of plutonium not exceeding 100 grams per year.
Explanatory note
A 'nuclear reactor' basically includes the items within or attached directly to the reactor
vessel, the equipment which controls the level of power in the core, and the components
which normally contain or come in direct contact with or control the primary coolant of
the reactor core.
It is not intended to exclude reactors which could reasonably be capable of modification
to produce significantly more than 100 grams of plutonium per year. Reactors designed
for sustained operation at significant power levels, regardless of their capacity for
plutonium production, are not considered as 'zero energy reactors'.
1.2.	Reactor pressure vessels
Metal vessels, as complete units or as major shop-fabricated parts therefor, which are
especially designed or prepared to contain the core of a nuclear reactor as defined in
paragraph 1.1 and are capable of withstanding the operating pressure of the primary
coolant.
Explanatory note
A top plate for a reactor pressure vessel is covered by item 1.2 as a major shop-fabricated
part of a pressure vessel.
Reactor internals (e.g. support columns and plates for the core and other vessel internals,
control rod guide tubes, thermal shields, baffles, core grid plates, diffuser plates, etc.) are
normally supplied by the reactor supplier. In some cases, certain internal support
components are included in the fabrication of the pressure vessel. These items are
sufficiently critical to the safety and reliability of the operation of the reactor (and,
therefore, to the guarantees and liability of the reactor supplier), so that their supply,
outside the basic supply arrangement for the reactor itself, would not be common
practice. Therefore, although the separate supply of these unique, especially designed and
prepared, critical, large and expensive items would not necessarily be considered as
falling outside the area of concern, such a mode of supply is considered unlikely.
1.3.	Reactor fuel charging and discharging machines
Manipulative equipment especially designed or prepared for inserting or removing fuel in
a nuclear reactor as defined in paragraph 1. 1 capable of on-load operation or employing
technically sophisticated positioning or alignment features to allow complex off-load
fuelling operations such as those in which direct viewing of or access to the fuel is not
normally available.
1.4.	Reactor control rods
Rods especially designed or prepared for the control of the reaction rate in a nuclear
reactor as defined in paragraph 1.1.
100
Explanatory note
This item includes, in addition to the neutron absorbing part, the support or suspension
structures therefor is supplied separately.
1.5.	Reactor pressure tubes
Tubes which are especially designed or prepared to contain fuel elements and the primary
coolant in a reactor as defined in paragraph 1.1 at an operating pressure in excess of 5,1
MPa (740 psi).
1.6.	Zirconium tubes
Zirconium metal and alloys in the form of tubes or assemblies of tubes, and in quantities
exceeding 500 kg in any period of 12 months, especially designed or prepared for use in a
reactor as defined in paragraph 1.1, and in which the relation of hafnium to zirconium is
less than 1:500 parts by weight.
1.7.	Primary coolant pumps
Pumps especially designed or prepared for circulating the primary coolant for nuclear
reactors as defined in paragraph 1.1.
Explanatory note
Especially designed or prepared pumps may include elaborate sealed or multisealed
systems to prevent leakage of primary coolant, canned-driven pumps, and pumps with
inertial mass systems. This definition encompasses pumps certified to NC-1 or equivalent
standards.
2.	NON-NUCLEAR MATERIALS FOR REACTORS
2.1.	Deuterium and heavy water
Deuterium, heavy water (deuterium oxide) and any other deuterium compound in which
the ratio of deuterium to hydrogen atoms exceeds 1:5000 for use in a nuclear reactor as
defined in paragraph 1.1 in quantities exceeding 200 kg of deuterium atoms for any one
recipient country in any period of 12 months.
2.2.	Nuclear grade graphite
Graphite having a purity level better than 5 parts per million boron equivalent and with a
density greater than 1,50 g/cm3 for use in a nuclear reactor as defined in paragraph 1.1 in
quantities exceeding 3 x 104 kg (30 tonnes) for any one recipient country in any period of
12	months.
Note
For the purpose of reporting, the government will determine whether or not the exports of
graphite meeting the above specifications are for nuclear reactor use.
101
3.	PLANTS FOR THE REPROCESSING OF IRRADIATED FUEL ELEMENTS, AND
EQUIPMENT ESPECIALLY DESIGNED OR PREPARED THEREFOR
Introductory note
Reprocessing irradiated nuclear fuel separates plutonium and uranium from intensely
radioactive fission products and other transuranic elements. Different technical processes
can accomplish this separation. However, over the years purex has become the most
commonly used and accepted process. Purex involves the dissolution of irradiated nuclear
fuel in nitric acid, followed by separation of the uranium, plutonium, and fission products
by solvent extraction using a mixture of tributyl phosphate in an organic diluent.
Purex facilities have process functions similar to each other, including: irradiated fuel
element chopping, fuel dissolution, solvent extraction, and process liquor storage. There
may also be equipment for thermal denitration of uranium nitrate, conversion of
plutonium nitrate to oxide or metal, and treatment of fission product waste liquor to a
form suitable for long term storage or disposal. However, the specific type and
configuration of the equipment performing these functions may differ between purex
facilities for several reasons, including the type and quantity of irradiated nuclear fuel to
be reprocessed and the intended disposition of the recovered materials, and the safety and
maintenance philosophy incorporated into the design of the facility.
A 'plant for the reprocessing of irradiated fuel elements' included the equipment and
components which normally come in direct contact with and directly control the
irradiated fuel and the major nuclear material and fission product processing streams.
These processes, including the complete systems for plutonium conversion and plutonium
metal production, may be identified by the measures taken to avoid criticality (e.g. by
geometry), radiation exposure (e.g. by shielding), and toxicity hazards (e.g. by
containment).
Items of equipment that are considered to fall within the meaning of the phrase 'and
equipment especially designed or prepared' for the reprocessing of irradiated fuel
elements include:
3.1.	Irradiated fuel element chopping machines
Introductory note
This equipment breaches the cladding of the fuel to expose the irradiated nuclear material
to dissolution. Especially designed metal cutting shears are the most commonly
employed, although advanced equipment, such as lasers, may be used.
Remotely operated equipment especially designed or prepared for use in a reprocessing
plant as identified above and intended to cut, chop or shear irradiated nuclear fuel
assemblies, bundles or rods.
3.2.	Dissolvers
Introductory note
Dissolvers normally receive the chopped-up spent fuel. In these critically safe vessels, the
102
irradiated nuclear material is dissolved in nitric acid and the remaining hulls removed
from the process stream.
Critically safe tanks (e.g. small diameter, annular or slab tanks) especially designed or
prepared for use in a reprocessing plant as identified above, intended for dissolution of
irradiated nuclear fuel and which are capable of withstanding hot, highly corrosive liquid,
and which can be remotely loaded and maintained.
3.3.	Solvent extractors and solvent extraction equipment
Introductory note
Solvent extractors both receive the solution of irradiated fuel from the dissolvers and the
organic solution which separates the uranium, plutonium, and fission products. Solvent
extraction equipment is normally designed to meet strict operating parameters, such as
long operating lifetimes with no maintenance requirements or adaptability to easy
replacement, simplicity of operation and control, and flexibility for variations in process
conditions.
Especially designed or prepared solvent extractors such as packed or pulse columns,
mixer settlers or centrifugal contactors for use in a plant for the reprocessing of irradiated
fuel. Solvent extractors must be resistant to the corrosive effect of nitric acid. Solvent
extractors are normally fabricated to extremely high standards (including special welding
and inspection and quality assurance and quality control techniques) out of low carbon
stainless steels, titanium, zirconium, or other high quality materials.
3.4.	Chemical holding or storage vessels
Introductory note
Three main process liquor streams result from the solvent extraction step. Holding or
storage vessels are used in the further processing of all three streams, as follows:
(a)	The pure uranium nitrate solution is concentrated by evaporation and passed to
a denitration process where it is converted to uranium oxide. This oxide is
reused in the nuclear fuel cycle;
(b)	the intensely radioactive fission products solution is normally concentrated by
evaporation and stored as a liquor concentrate. This concentrate may be
subsequently evaporated and converted to a form suitable for storage or
disposal;
(c)	the pure plutonium nitrate solution is concentrated and stored pending its
transfer to further process steps. In particular, holding or storage vessels for
plutonium solutions are designed to avoid criticality problems resulting from
changes in concentration and form of this stream.
Especially designed or prepared holding or storage vessels for use in a plant for the
reprocessing of irradiated fuel. The holding or storage vessels must be resistant to the
corrosive effect of nitric acid. The holding or storage vessels are normally fabricated of
materials such as low carbon stainless steels, titanium or zirconium, or other high quality
103
materials. Holding or storage vessels may be designed for remote operation and
maintenance and may have the following features for control of nuclear criticality:
(1)	walls or internal structures with a boron equivalent of at least 2 %, or
(2)	a maximum diameter of 175 mm (7 in) for cylindrical vessels, or
(3)	a maximum width of 75 mm (3 in) for either a slab or annular vessel.
3.5.	Plutonium nitrate to oxide conversion system
Introductory note
In most reprocessing facilities, this final process involves the conversion of the plutonium
nitrate solution to plutonium dioxide. The main functions involved in this process are:
process feed storage and adjustment, precipitation and solid/liquor separation,
calcination, product handling, ventilation, waste management, and process control.
Complete systems especially designed or prepared for the conversion of plutonium nitrate
to plutonium oxide, in particular adapted so as to avoid criticality and radiation effects
and to minimise toxicity hazards.
3.6.	Plutonium oxide to metal production system
Introductory note
This process, which could be related to a reprocessing facility, involves the fluorination
of plutonium dioxide, normally with highly corrosive hydrogen fluoride, to produce
plutonium fluoride which is subsequently reduced using high purity calcium metal to
produce metallic plutonium and a calcium fluoride slag. The main functions involved in
this process are: fluorination (e.g. involving equipment fabricated or lined with a precious
metal), metal reduction (e.g. employing ceramic crucibles), slag recovery, product
handling, ventilation, waste management and process control.
Complete systems especially designed or prepared for the production of plutonium metal,
in particular adapted so as to avoid criticality and radiation effects and to minimise
toxicity hazards.
4.	PLANTS FOR THE FABRICATION OF FUEL ELEMENTS
A 'plant for the fabrication of fuel elements' includes the equipment:
(a)	which normally comes in direct contact with, or directly processes, or controls, the
production flow of nuclear material, or
(b)	which seals the nuclear material within the cladding.
5.	PLANTS FOR THE SEPARATION OF ISOTOPES OF URANIUM AND
EQUIPMENT, OTHER THAN ANALYTICAL INSTRUMENTS, ESPECIALLY
DESIGNED OR PREPARED THEREFOR
Items of equipment that are considered to fall within the meaning of the phrase
104
'equipment, other than analytical instruments, especially designed or prepared' for the
separation of isotopes of uranium include:
5.1.	Gas centrifuges and assemblies and components especially designed or prepared for
use in gas centrifuges
Introductory note
The gas centrifuge normally consists of a thin-walled cylinder(s) of between 75 mm (3 in)
and 400 mm (16 in) diameter contained in a vacuum environment and spun at high
peripheral speed of the order of 300 m/s or more with its central axis vertical. In order to
achieve high speed the materials of construction for the rotating components have to be of
a high strength to density ratio and the rotor assembly, and hence its individual
components, have to be manufactured to very close tolerances in order to minimise the
imbalance. In contrast to other centrifuges, the gas centrifuge for uranium enrichment is
characterised by having within the rotor chamber a rotating disc-shaped baffle(s) and a
stationary tube arrangement for feeding and extracting to UF6 gas and featuring at least
three separate channels, of which two are connected to scoops extending from the rotor
axis towards the periphery of the rotor chamber. Also contained within the vacuum
environment are a number of critical items which do not rotate and which although they
are especially designed are not difficult to fabricate nor are they fabricated out of unique
materials. A centrifuge facility however requires a large number of these components, so
that quantities can provide an important indication of end use.
5.1.1.	Rotating components
(a)	Complete rotor assemblies
Thin-walled cylinders, or a number of interconnected thin-walled cylinders,
manufactured from one or more of the high strength to density ratio materials described
in the explanatory note to this section. If interconnected, the cylinders are joined together
by flexible bellows or rings as described in Section 5.1.1 .(c) following. The rotor is fitted
with an internal baffle(s) and end caps, as described in Section 5.1.1.(d) and (e)
following, if in final form. However the complete assembly may be delivered only partly
assembled.
(b)	Rotor tubes
Especially designed or prepared thin-walled cylinders with thickness of 12 mm (0,5 in) or
less, a diameter of between 75 mm (3 in) and 400 mm (16 in), and manufactured from
one or more of the high strength to density ratio materials described in the explanatory
note to this section.
(c)	Rings or bellows
Components especially designed or prepared to give localised support to the rotor tube or
to join together a number of rotor tubes. The bellows is a short cylinder of wall thickness
3 mm (0,12 in) or less, a diameter of between 75 mm (3 in) and 400 m (16 in), having a
convolute, and manufactured from one of the high strength to density ratio materials
described in the explanatory note to this section.
105
(d)	Baffles
Disc-shaped components of between 75 mm (3 in) and 400 m (16 in) diameter especially
designed or prepared to be mounted inside the centrifuge rotor tube, in order to isolate the
take-off chamber from the main separation chamber and, in some cases, to assist the UF6
gas circulation within the main separation chamber of the rotor tube, and manufactured
from one of the high strength to density ratio materials described in the explanatory note
to this section.
(e)	Top caps/bottom caps
Disc-shaped components of between 75 mm (3 in) and 400 (16 in) diameter especially
designed or prepared to fit to the ends of the rotor tube, and so contain the UF6 within the
rotor tube, and in some cases to support, retain or contain as an integrated part an element
of the upper bearing (top cap) or to carry the rotating elements of the motor and lower
bearing (bottom cap), and manufactured from one of the high strength to density ratio
materials described in the explanatory note to this section.
Explanatory note
The materials used for centrifuge rotating components are:
(a)	maraging steel capable of an ultimate tensile strength of 2,05 x 109 N/m2 (300 000
psi) or more,
(b)	aluminium alloys capable of an ultimate tensile strength of 0,46 x 109 N/m2 (67 000
psi) or more,
(c)	filamentary materials suitable for use in composite structures and having a specific
modulus of 12,3 x 106 m or greater and a specific ultimate tensile strength of 0,3 x 106 m
or greater ('Specific Modulus' is the Young's Modulus in N/m2 divided by the specific
weight in N/m3 'Specific Ultimate Tensile Strength' is the ultimate tensile strength in
N/m2 divided by the specific weight in N/m3.
5.1.2.	Static components
(a)	Magnetic suspension bearings
Especially designed or prepared bearing assemblies consisting of an annular magnet
suspended within a housing containing a damping medium. The housing will be
manufactured from a UF6-resistant material (see explanatory note to Section 5.2). The
magnet couples with a pole piece or a second magnet fitted to the top cap described in
Section 5.1.1.(e). The magnet may be ring-shaped with a relation between outer and inner
diameter smaller or equal to 1,6:1. The magnet may be in a form having an initial
permeability of 0,15 H/m (120 000 in CGS units) or more, or a remanence of 98,5 % or
more, or an energy product of greater than 80 kJ/m3 (107 gauss-oersteds). In addition to
the usual material properties, it is a prerequisite that the deviation of the magnetic axes
from the geometrical axes is limited to very small tolerances (lower than 0,1 mm or 0,004
in) or that homogeneity of the material of the magnet is specially called for.
(b)	Bearings/dampers
106
Especially designed or prepared bearings comprising a pivot/cup assembly mounted on a
damper. The pivot is normally a hardened steel shaft with a hemisphere at one end with a
means of attachment to the bottom cap described in section 5.1.1 .(e) at the other. The
shaft may however have a hydrodynamic beating attached. The cup is pellet-shaped with
a hemispherical indentation in one surface. These components are often supplied
separately to the damper.
(c)	Molecular pumps
Especially designed or prepared cylinders having internally machined or extruded helical
grooves and internally machines bores. Typical dimensions are as follows: 75 mm (3 in)
to 400 mm (16 in) internal diameter, 10 mm (0,4 in) or more wall thickness, with the
length equal to or greater than the diameter. The grooves are typically rectangular in
cross-section and 2 mm (0,08 in) or more in depth.
(d)	Motor stators
Especially designed or prepared ring-shaped stators for high speed multiphase AC
hysteresis (or reluctance) motors for synchronous operation within a vacuum in the
frequency range of 600-2 000 Hz and a power range of 50-1 000 VA. The stators consist
of multiphase windings on a laminated low loss iron core comprised of thin layers
typically 2,0 mm (0,08 in) thick or less.
(e)	Centrifuge housing/recipients
Components especially designed designed or prepared to contain the rotor tube assembly
of a gas centrifuge. The housing consists of a rigid cylinder of wall thickness up to 30 mm
(1,2 in) with precision machined ends to locate the bearings and with one or more flanges
for mounting. The machined ends are parallel to each other and perpendicular to the
cylinder's longitudinal axis to within 0,05 degrees or less. The housing may also be a
honeycomb type structure to accommodate several rotor tubes. The housings are made of
or protected by materials resistant to corrosion by UF6.
(f)	Scoops
Especially designed or prepared tubes up to 12 mm (0,5 in) internal diameter for the
extraction of UF6 gas from within the rotor tube by a pilot tube action (that is, with an
aperture facing into the circumferential gas flow within the rotor tube, for example by
bending the end of a radially disposed tube) and capable of being fixed to the central gas
extraction system. The tubes are made of or protected by materials resistant to corrosion
by UF6.
5.2.	Especially designed or prepared auxiliary systems, equipment and components for
gas centrifuge enrichment plants
Introductory note
The auxiliary systems, equipment and components for a gas centrifuge enrichment plant
are the systems of plant needed to feed UF6 to the centrifuges, to link the individual
centrifuges to each other to form cascades (or stages) to allow for progressively higher
enrichments and to extract the 'product' and 'tails' UF6 from the centrifuges, together with
107
the equipment required to drive the centrifuges or to control the plant.
Normally UF6 is evaporated from the solid using heated autoclaves and is distributed in
gaseous form to the centrifuges by way of cascade header pipework. The 'product' and
'tails' UF6 gaseous streams flowing from the centrifuges are also passed by way of
cascade header pipework to cold traps (operating at about 203 K (-70 °C)) where they are
condensed prior to onward transfer into suitable containers for transportation or storage.
Because an enrichment plant consists of many thousands of centrifuges arranged in
cascades there are many kilometres of cascade header pipework, incorporating thousands
of welds with a substantial amount of repetition of layout. The equipment, components
and piping systems are fabricated to very high vacuum and cleanliness standards.
5.2.1.	Feed systems/product and tails withdrawal systems
Especially designed or prepared process systems including:
—	feed autoclaves (or stations), used for passing UF6 to the centrifuge cascades at
up to 100 kPa (15 psi) and at a rate of 1 kg/h or more,
—	desublimers (or cold traps) used to remove UF6 from the cascades at up to 3
kPa (0,5 psi) pressure. The desublimers are capable of being chilled to 203 K (-
70 °C) and heated to 343 K (70 °C),
—	'product' and 'tails' stations used for trapping UF6 into containers.
This plant, equipment and pipework is wholly made of or lined with UF6-resistant
materials (see explanatory note to this section) and is fabricated to very high vacuum and
cleanliness standards.
5.2.2.	Machine header piping systems
Especially designed or prepared piping systems and header systems for handling UF6
within the centrifuge cascades. The piping network is normally of the 'triple' header
system with each centrifuge connected to each of the headers. There is thus a substantial
amount of repetition in its form. It is wholly made of UF6-resistant materials (see
explanatory note to this section) and is fabricated to very high vacuum and cleanliness
standards.
5.2.3.	UF6 mass spectrometers/ion sources
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 atomic mass unit greater than 320;
2.	ion sources constructed of or lined with nichrome or monel or nickel plated;
3.	electron bombardment ionisation sources;
4.	having a collector system suitable for isotopic analysis.
108
5.2.4. Frequency changers
Frequency changers (also known as converters or invertors) especially designed or
prepared to supply motor stators as defined under 5.1.2(d), or parts, components and
subassemblies of such frequency changers having all of the following characteristics:
1.	a multiphase output of 600 to 2 000 Hz;
2.	high stability (with frequency control better than 0,1 %);
3.	low harmonic distortion (less than 2 %), and
4.	an efficiency of greater than 80 %.
Explanatory note
The items listed above either come into direct contact with the UF6 process gas or directly
control the centrifuges and the passage of the gas from centrifuge to centrifuge and
cascade to cascade.
Materials resistant to corrosion by UF6 include stainless steel, aluminium, aluminium
alloys, nickel or alloys containing 60 % or more nickel.
5.3.	Especially designed or prepared assemblies and components for use in gaseous
diffusion enrichment
Introductory note
In the gaseous diffusion method of uranium isotope separation, the main technological
assembly is a special porous gaseous diffusion barrier, heat exchanger for cooling the gas
(which is heated by the process of compression), seal valves and control valves, and
pipelines. Inasmuch as gaseous diffusion technology uses uranium hexafluoride (UF6), all
equipment, pipeline and instrumentation surfaces (that come in contact with the gas) must
be made of materials that remain stable in contact with UF6. A gaseous diffusion facility
requires a number of these assemblies, so that quantities can provide an important
indication of end use.
5.3.1.	Gaseous diffusion barriers
(a)	Especially designed or prepared thin, porous filters, with a pore size of 100-1 000
Á (angstroms), a thickness of 5 mm (0,2 in) or less, and for tubular forms, a
diameter of 25 mm (1 in) or less, made of metallic, polymer or ceramic materials
resistant to corrosion by UF6, and
(b)	specially prepared compounds or powders for the manufacture of such filters.
Such compounds and powders include nickel or alloys containing 60 % or more
nickel, aluminium oxide, or UF6-resistant fully fluorinated hydrocarbon polymers
having a purity of 99,9 % or more, a particle size less than 10 microns, and a high
degree of particle size uniformity, which are especially prepared for the
manufacture of gaseous diffusion barriers.
109
5.3.2.	Diffuser housings
Especially designed or prepared hermetically sealed cylindrical vessels greater than 300
mm (12 in;) in diameter and greater than 900 mm (35 in) in length, or rectangular vessels
of comparable dimensions, which have an inlet connection and two outlet connections all
of which are greater than 50 mm (2 in) in diameter, for containing the gaseous diffusion
barrier, made of or lined with UF6-resistant materials and designed for horizontal or
vertical installation.
5.3.3.	Compressors and gas blowers
Especially designed or prepared axial, centrifugal, or positive displacement compressors,
or gas blowers with a suction volume capacity of 1 m3/min. or more of UF6 and with a
discharge pressure of up to several hundred kPa (100 psi), designed for long-term
operation in the UF6 environment with or without an electrical motor of appropriate
power, as well as separate assemblies of such compressors and gas blowers. These
compressors and gas blowers have a pressure ratio between 2:1 and 6:1 and are made of,
or lined with, materials resistant to UF6.
5.3.4.	Rotary shaft seals
Especially designed or prepared vacuum seals, with seal feed and seal exhaust
connections, for sealing the shaft connecting the compressor or the gas blower rotor with
the driver motor so as to ensure a reliable seal against in-leaking of air into the inner
chamber of the compressor or gas blower which is filled with UF6. Such seals are
normally designed for a buffer gas in-leakage rate of less than 1 000 cm3/min (60
in3/min).
5.3.5.	Heat exchangers for cooling UF6
Especially designed or prepared heat exchangers made of or lined with UF6-resistant
materials (except stainless steel) or with copper or any combination of those metals, and
intended for a leakage pressure change rate of less than 10 Pa (0,0015 psi) per hour under
a pressure difference of 100 kPa (15 psi).
5.4.	Especially designed or prepared auxiliary systems, equipment and components for
use in gaseous diffusion enrichment
Introductory note
The auxiliary systems, equipment and components for gaseous diffusion enrichment
plants are the systems of plant needed to feed UF6 to the gaseous diffusion assembly, to
link the individual assemblies to each other to form cascades (or stages) to allow for
progressively higher enrichments and to extract the 'product' and 'tails' UF6 from the
diffusion cascades. Because of the high inertial properties of diffusion cascades, any
interruption in their operation, and especially their shutdown, leads to serious
consequences. Therefore, a strict and constant maintenance of vacuum in all
technological systems, automatic protection from accidents, and precise automated
regulation of the gas flow is of importance in a gaseous diffusion plant. All this leads to a
110
need to equip the plant with a large number of special measuring, regulating and
controlling systems.
Normally UF6 is evaporated from cylinders placed within autoclaves and is distributed in
gaseous form to the entry point by way of cascade header pipework. The 'product' and
'tails' UF6 gaseous streams flowing from exit points are passed by way of cascade header
pipework to either cold traps or to compression stations where the UF6 gas is liquefied
prior to onward transfer into suitable containers for transportation or storage. Because a
gaseous diffusion enrichment plant consists of a large number of gaseous diffusion
assemblies arranged in cascades, there are many kilometres of cascade header pipework,
incorporating thousands of welds with substantial amounts of repetition of layout. The
equipment, components and piping systems are fabricated to very high vacuum and
cleanliness standards.
5.4.1.	Feed systems/product and tails withdrawal systems
Especially designed or prepared process systems, capable of operating at pressures of 300
kPa (45 psi) or less, including:
—	feed autoclaves (or systems), used for passing UF6 to the gaseous diffusion
cascades,
—	desublimers (or cold traps) used to remove UF6 from diffusion cascades,
—	liquefaction stations where UF6 gas from the cascade is compressed and cooled to
form liquid UF6,
—	'product' or 'tails' stations used for transferring UF6 into containers.
5.4.2.	Header piping systems
Especially designed or prepared piping systems and header systems for handling UF6
within the gaseous diffusion cascades. This piping network is normally of the 'double'
header system with each cell connected to each of the headers.
5.4.3.	Vacuum systems
(a)	Especially designed or prepared large vacuum manifolds, vacuum headers and
vacuum pumps having a suction capacity of 5 m3/min. (175 ft3/min.) or more.
(b)	Vacuum pumps especially designed for service in UF6-bearing atmospheres made
of, or lined with, aluminium, nickel, or alloys bearing more than 60 % nickel.
These pumps may be either rotary or positive, may have displacement and
fluorocarbon seals, and may have special working fluids present.
5.4.4.	Special shut-off and control valves
Especially designed or prepared manual or automated shut-off and control bellows valves
made of UF6-resistant materials with a diameter of 40 to 1 500 mm (1,5 to 59 in) for
installation in main and auxiliary systems of gaseous diffusion enrichment plants.
111
5.4.5.	UF6 mass spectrometers/ion sources
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 atomic mass unit 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.
Explanatory note
The items listed above either come into direct contact with the UF6 process gas or directly
control the flow within the cascade. All surfaces which come into contact with the
process gas are wholly made of, or lined with, UF6-resistant materials. For the purposes
of the sections relating to gaseous diffusion items the materials resistant to corrosion by
UF6 include stainless steel, aluminium, aluminium alloys, aluminium oxide, nickel or
alloys containing 60 % or more nickel and UF6-resistant fully fluorinated hydrocarbon
polymers.
5.5.	Especially designed or prepared systems, equipment and components for use in
aerodynamic enrichment plants
Introductory note
In aerodynamic enrichment processes, a mixture of gaseous UF6 and light gas (hydrogen
of helium) is compressed and then passed through separating elements wherein isotopic
separation is accomplished by the generation of high centrifugal forces over a curved-wall
geometry. Two processes of this type have been successfully developed: the separation
nozzle process and the vortex tube process. For both processes the main components of a
separation stage include cylindrical vessels housing the special separation elements
(nozzles or vortex tubes), gas compressors and heat exchangers to remove the heat of
compression. An aerodynamic plant requires a number of these stages, so that quantities
can provide an important indication of end use. Since aerodynamic processes use UF6 all
equipment, pipeline and instrumentation surfaces (that come in contact with the gas) must
be made of materials that remain stable in contact with UF6.
Explanatory note
The items listed in this section either come into direct contact with the UF6 process gas or
directly control the flow within the cascade. All surfaces which come into contact with
the process gas are wholly made of or protected by UF6-resistant materials. For the
purpose of the section relating to aerodynamic enrichments items, 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.
112
5.5.1.	Separation nozzles
Especially designed or prepared separation nozzles and assemblies thereof. The
separation nozzles consist of slit-shaped, curved channels having a radius of curvature
less than 1 mm (typically 0,1 to 0,05 mm), resistant to corrosion by UF6 and having a
knife-edge within the nozzle that separates the gas flowing through the nozzle into two
fractions.
5.5.2.	Vortex tubes
Especially designed or prepared vortex tubes and assemblies thereof. The vortex tubes are
cylindrical or tapered, made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6,
having a diameter of between 0,5 cm and 4 cm, a length to diameter ratio of 20:1 or less
and with one or more tangential inlets. The tubes may be equipped with nozzle-type
appendages at either or both ends.
Explanatory note
The feed gas enters the vortex tube tangentially at one end or through swirl vanes or at
numerous tangential positions along the periphery of the tube.
5.5.3.	Compressors and gas blowers
Especially designed or prepared axial, centrifugal or positive displacement compressors
or gas blowers made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6 and with a
suction volume capacity of 2 m3/min. or more of UF6/carrier gas (hydrogen or helium)
mixture.
Explanatory note
These compressors and gas blowers typically have a pressure ratio between 1.2:1 and 6:1.
5.5.4.	Rotary shaft seals
Especially designed or prepared rotary shaft seals, with seal feed and seal exhaust
connections, for sealing the shaft connecting the compressor rotor or the gas blower 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 or gas blower which
is filled with a UF6/carrier gas mixture.
5.5.5.	Heat exchangers for gas cooling
Especially designed or prepared heat exchangers made of or protected by materials
resistant to corrosion by UF6.
5.5.6.	Separation element housings
Especially designed or prepared separation element housings, made of or protected by
materials resistant to corrosion by UF6, for containing vortex tubes or separation nozzles.
113
Explanatory note
These housings may be cylindrical vessels greater than 300 mm in diameter and greater
than 900 mm in length, or may be rectangular vessels of comparable dimensions, and
may be designed for horizontal or vertical installation.
5.5.7.	Feed systems/product and tails withdrawal systems
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.
5.5.8.	Header piping systems
Especially designed or prepared header piping systems, made of or protected by materials
resistant to corrosion by UF6 for handling UF6 within the aerodynamic cascades. This
piping network is normally of the 'double' header design with each stage or group of
stages connected to each of the headers.
5.5.9.	Vacuum systems and pumps
(a)	Especially designed or prepared vacuum systems having a suction capacity of 5
m3/min or more, consisting of vacuum manifolds, vacuum headers and vacuum
pumps, and designed for service in UF6-bearing atmospheres.
(b)	Vacuum pumps especially designed or prepared for service in UF6-bearing
atmospheres and made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6.
These pumps may use fluorocarbon seals and special working fluids.
5.5.10.	Special shut-off and control valves
Especially designed or prepared manual or automated shut-off and control bellows valves
made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6 with a diameter of 40 to 1
500 mm for installation in main and auxiliary systems of aerodynamic enrichment plants.
5.5.11.	UF6 mass spectrometers/ion sources
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:
114
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.
5.5.12.	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
115
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 U^+ out of the organic stream, adjusting the acid concentration and feeding to the
electrochemical reduction cells.
Explanatory note
116
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 U64 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)
33+ 4+
Especially designed or prepared systems for oxidation of U to U + 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
117
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 1 000 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;
118
(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
119
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.
120
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.
121
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
122
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 UCl4) 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
123
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
124
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
125
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
126
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, ClF3, 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
127
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 (1 130 °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.
ANNEX III
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.
128
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”
„KIEGÉSZÍTŐ JEGYZŐKÖNYV
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, az Európai Atomenergia- közösség
és a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) között, a nukleáris fegyverek
elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződés III. cikkének (1) és (4) bekezdése
végrehajtásáról létrejött megállapodáshoz
PREAMBULUM
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 (továbbiakban: az államok) és az Európai Atomenergia-közösség
(továbbiakban: a Közösség) részesei egy egyezménynek az államok, a Közösség és a
Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (továbbiakban: „az ügynökség”) között, a nukleáris
fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződés (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
129
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:
A JEGYZŐKÖNYV ÉS A BIZTOSÍTÉKI EGYEZMÉNY KAPCSOLATA
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.
INFORMÁCIÓK SZOLGÁLTATÁSA
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
130
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:
vii.
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 meghaladja, 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.
a)	A biztosítéki egyezmény 37. cikke alapján az egyezmény hatálya alól
mentesített nukleáris anyag mennyiségeire, felhasználására és
131
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 kondícionálását tárolás
vagy hasznosítás céljából, amennyiben az nem jelenti az elemek
szétválasztását.
132
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.
TOVÁBBI HOZZÁFÉRÉSI LEHETŐSÉG
4.	cikk
133
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 meghatározottak 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
134
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 helyszín-specifikus
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 (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
135
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; ide tartozik 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 hatályba lépéséig, 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.
136
10. cikk
a)	Az ügynökség tájékozatja 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.
ÜGYNÖKSÉGI ELLENŐRÖK KIJELÖLÉSE
11.	cikk
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.
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.
VÍZUMOK
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.
a) i.
ii.
137
KIEGÉSZÍTŐ MEGÁLLAPODÁSOK
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.
HÍRKÖZLÉSI RENDSZEREK
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.
BIZALMAS INFORMÁCIÓK VÉDELME
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:
138
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.
MELLÉKLETEK
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.
HATÁLYBALÉPÉS
17.	cikk
a)	Ez a jegyzőkönyv azon a napon lép hatályba, amikor az ügynökség írábeli 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.
FOGALOMMEGHATÁROZÁSOK
18. cikk
139
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 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
140
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
kilogrammnyi 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.	MELLÉKLET
A jegyzőkönyv 2. cikk a) pontjának iv. alpontjában említett tevékenységek jegyzéke
i.	Centrifuga rotorcsövek előállítása vagy gázcentrifugák összeszerelése.
141
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
3
ppm bór egyenérték, és sűrűsége nagyobb, mint 1, 50 g/cm .
142
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
33
legalább 6 m , és legalább 3,2 g/cm , 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.
II.	MELLÉKLET
Meghatározott berendezések és nem-nukleáris anyagok jegyzéke a 2. cikk a) pontjának
ix.	alpontja szerint az exportra és importra vonatkozó jelentésekhez
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
143
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, terel őlapokat, 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 ide tartoznak a tartásra, felfüggesztésre
144
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.
145
3.	ÜZEMEK A BESUGÁRZOTT ÜZEMANYAGELEMEK ÚJRAFELDOL-
GOZÁSÁRA, 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 denitrálására, 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 plutónium-átalakítási 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.	Besugárzottfűtőelem-aprító gépek
Bevezető megjegyzés
Ez a berendezés feltöri az üzemanyag burkolatát, hogy a besugárzott nukleáris anyag
ki oldhatóvá 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
146
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 bepárolhatják és tárolásra vagy kibocsátásra
147
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
148
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
149
terel őlemezekkel 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. (ld. Az 5.1.1. ponthoz fűzött magyarázó megjegyzéseket)
c)	Gyűrűk vagy befúvók
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 szakítószilárdságú martenzites
acél;
b)	0,46x109 N/m2 (67 000 psi) vagy nagyobb szakítószilárdságú
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
150
szakítószilárdság” a szakítószilárdság N/m2-ben kifejezett értéke osztva a
fajsúly N/m3-ben kifejezett értékével).
5.1.2. Álló alkatrészek
a)	Mágneses felfüggesztésű csapágyak
Kifejezetten erre a célra tervezett vagy készített, gyűrűmágnest tartalmazó
csapágyszerkezetek, 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 zárófedélhez. 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
151
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 radiálisan 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. Ide tartoznak 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 (15 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
152
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:
1.	600-2 000 Hz közötti többfázisú kimenet;
2.	nagy stabilitás (a frekvenciatartás jobb, mint 0,1%);
3.	kis harmonikus torzítás (kisebb, mint 2%); és
4.	80%-nál nagyobb hatásfok.
Magyarázó megjegyzés
153
A fent felsorolt tételek vagy közvetlen kapcsolatba kerülnek az UF6 gázárammal vagy
közvetlenül vezérlik a centrifugákat és a gáznak a centrifugáról centrifugára és
kaszkádról kaszkádra történő áramlását.
Az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagok a rozsdamentes acél, az alumínium, az
alumíniumötvözetek, a nikkel vagy a legalább 60% nikkelt tartalmazó ötvözetek.
5.3.	Kifejezetten gázdiffúziós dúsítási eljárásban való felhasználásra tervezett vagy
készített részegységek és alkatrészek
Bevezető megjegyzés
Az uránizotópok szétválasztását szolgáló gázdiffúziós dúsítási eljárásban a főbb
technológiai berendezések a különleges porózus gázdiffúziós válaszfal, a hőcserélő (az
összenyomás által felmelegedő) gáz hűtésére, a tömítő és szabályozó szelepek és
csővezetékek. Mivel a gázdiffúziós technológia urán-hexafluoridot (UF6) használ,
minden berendezést, csővezetéket és műszerfelületet (amely érintkezésbe lép a
gázzal), olyan anyagból kell készíteni, amely stabil marad az UF6-tal érintkezve. Egy
gázdiffúziós létesítményhez nagyon sok ilyen berendezésre van szükség, így a
mennyiség fontos információval szolgálhat a végfelhasználásról.
5.3.1.	Gázdiffúziós válaszfalak
a)	Különlegesen tervezett vagy készített vékony, porózus szűrők 100-1000 Á
(angstrom) pórusmérettel, 5 mm (0,2") vagy kisebb vastagsággal, és csőformák
esetén 25 mm (1") vagy kisebb átmérővel, amelyek az UF6 okozta korróziónak
ellenálló fémből, polimerekből vagy kerámiaanyagokból készültek, és
b)	vegyületek és porok, amelyeket kifejezetten ilyen szűrők előállítására
készítettek. Ezek közé a vegyületek és porok közé tartoznak a nikkel vagy a
legalább 60% nikkelt tartalmazó ötvözetek, az alumíniumoxid vagy az UF6
okozta korróziónak ellenálló, teljesen fluorizált szénhidrogén-polimerek,
amelyek tisztasága legalább 99,9%-os, a részecskék mérete kisebb, mint 10 |i
és a részecskék mérete nagymértékben azonos, és amelyek kifejezetten a
gázdiffúziós válaszfalak előállítására készültek.
5.3 .2. Diffúzor házak
Az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagból készült, vagy azzal bevont, a
gázdiffúziós válaszfalak befogadására szolgáló, különlegesen tervezett vagy készített,
hermetikusan tömített hengeres edények, amelyek átmérője nagyobb, mint 300 mm
(12"), hossza nagyobb, mint 900 mm (35"), vagy négyszögletes edények ehhez
hasonló méretekkel, amelyeknek egy bemeneti és két kimeneti csatlakozása van,
amelyek mindegyikének átmérője az 50 mm-t (2") meghaladja, és amelyek
függőlegesen és vízszintesen is beépíthetők.
5.3.3.	Kompresszorok és gázfúvók
Különlegesen tervezett vagy készített 1 m3/perc vagy ennél nagyobb szívóoldali UF6
154
térfogatáramú és néhány száz kPa (100 psi) kimeneti nyomású axiális, centrifugális
vagy kiszorításos elven működő kompresszorok vagy gázfúvók, amelyeket UF6
környezetben hosszabb ideig történő üzemre terveztek, megfelelő teljesítményű
elektromos motorral vagy anélkül, beleértve az ilyen kompresszorok és gázfúvók
külön részrendszereit is. Ezeknek a kompresszoroknak és gázfúvóknak a
nyomásaránya általában 2:1 és 6:1 között van és az UF6 okozta korróziónak ellenálló
anyagból készülnek, vagy azzal vannak bevonva.
5.3.4.	Forgó tengelyek tömítései
Különlegesen tervezett vagy készített vákuumtömítések, be- és kilépő
tömítéscsatlakozásokkal a kompresszorok vagy gázfúvók forgórészeit a meghajtó
motorral összekötő tengely tömítésére, amelyeknek megbízhatóan el kell tömíteniük a
kompresszor vagy gázfúvó UF6-tal töltött belső terét a környező levegő
beszivárgásával szemben. Az ilyen tömítéseket általában úgy tervezték, hogy a
tömítést biztosító gáz megengedett szivárgása kisebb legyen, mint 1000 cm3/perc (60
hüvelyk3/perc).
5.3.5.	Hőcserélők UF6 hűtésére
Különlegesen tervezett vagy készített hőcserélők, amelyek az UF6 okozta korróziónak
ellenálló anyagból (kivéve a rozsdamentes acélt) vagy rézből, vagy e fémek bármilyen
kombinációjából készültek, vagy ezekkel az anyagokkal vannak bevonva, és
amelyeknél a tervezett szivárgási nyomásváltozási sebesség 100 kPa (15 psi)
nyomáskülönbség mellett kisebb, mint 10 Pa (0,0015 psi) óránként.
5.4.	Kifejezetten gázdiffúziós dúsítási eljárásban való felhasználásra tervezett vagy
készített segédrendszerek, berendezések és alkatrészek
Bevezető megjegyzés
A gázdiffúziós dúsító üzem segédrendszerei, berendezései és alkatrészei az üzemnek
azok a rendszerei, amelyek az UF6 gázdiffúziós berendezésbe történő bevezetésére, a
fokozatosan egyre nagyobb dúsítás elérése érdekében, a különálló gázdiffúziós
berendezések kaszkádokká (fokozatokká) való összekötésére és a végtermék és a
dúsítási maradék UF6-nak a gázdiffúziós kaszkádokból történő kivonására szolgálnak.
A diffúziós kaszkádok nagy tehetetlenségi jellemzői miatt a működésük megszakítása,
különösen a leállításuk súlyos következményekkel jár. Ezért a vákuum pontos és
folyamatos fenntartása az összes technológiai rendszerben, az üzemzavarok elleni
automatikus védelem és a gázáram precíz automatikus szabályozása a gázdiffúziós
üzemben nagyon fontos. Emiatt az üzemet nagyon sok speciális mérő, szabályzó és
irányító rendszerrel kell felszerelni.
Az UF6-ot általában autoklávokba helyezett hengerekből párologtatják el, és gáz
halmazállapotban a kaszkádok gyűjtőcső-rendszerén keresztül vezetik el a kaszkádok
bevezető pontjaihoz. A kilépési pontoktól a „végtermék” és a „dúsítási maradék” UF6
gázáramot a kaszkádok gyűjtőcső-rendszerén keresztül vagy hidegcsapdákhoz, vagy
kompresszorállomásokhoz vezetik, ahol az UF6 gázt cseppfolyósítják a megfelelő
szállító vagy tároló konténerbe való töltést megelőzően. Mivel a gázdiffúziós dúsító
üzem nagyszámú kaszkádokba rendezett gázdiffúziós berendezésből áll, sok
155
kilométernyi hosszúságú a kaszkád gyűjtőcső-rendszer, amelyben ezernyi hegesztési
varrat található, nagy mennyiségű ismétlődő elrendezéssel. A berendezések, az
alkatrészek és a csőrendszerek nagyon szigorú vákuumtechnikai és tisztasági
előírásoknak megfelelően készülnek.
5 .4.1. Táprendszerek/a végtermék és a dúsítási maradék eltávolítására szolgáló rendszerek
Különlegesen tervezett vagy készített feldolgozó rendszerek, amelyek képesek 300
kPa (45 psi) vagy annál kisebb nyomáson működni, beleértve az alábbiakat:
—	tápautoklávok (vagy rendszerek), amelyek az UF6 gáznak a gázdiffúziós
kaszkádokhoz történő továbbítására szolgálnak,
—	lecsapatók (deszublimátorok vagy hidegcsapdák), amelyek az UF6 gáznak a
diffúziós kaszkádokból történő eltávolítására szolgálnak,
—	cseppfolyósító állomások, ahol a kaszkádból kikerülő UF6 gázt összenyomják
és lehűtik folyékony halmazállapotúra;
—	végtermék és dúsításimaradék-állomások, amelyek az UF6 konténerbe töltésére
szolgálnak.
5.4.2.	Gyűjtőcső-rendszerek
Különlegesen tervezett vagy készített csőrendszerek és gyűjtőrendszerek az UF6
kezelésére a gázdiffúziós kaszkádokon belül. A csőhálózat általában kettős
gyűjtőrendszerből áll, amelyben minden cella minden gyűjtőrendszerrel össze van
kötve.
5.4.3.	Vákuumrendszerek
a)	Különlegesen tervezett vagy készített nagyméretű vákuum elosztócsövek,
gyűjtőcsövek és legalább 5 m3/perc (175 láb3/perc) szívási teljesítménnyel
rendelkező vákuumszivattyúk;
b)	Kifejezetten UF6 tartalmú környezetre tervezett vákuumszivattyúk, amelyek
alumíniumból, nikkelből vagy 60%-nál több nikkelt tartalmazó ötvözetből
készülnek, vagy ilyen anyaggal vannak bevonva. Ezek lehetnek rotációs
(forgó) vagy membránszivattyúk és rendelkezhetnek feltölthető,
fluorkarbonból készült tömítésekkel és különleges munkaközeggel
(folyadékkal).
5 .4.4. Különleges záró- és vezérlő szelepek
Különlegesen tervezett vagy készített, az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagokból
készült kézi- vagy automatikus záró- és vezérlő szelepek, melyek átmérője 40 és 1500
mm (1,5-59") között van, gázdiffúziós dúsító üzemek fő- és kiszolgáló rendszereibe
való beépítésre.
5.4.5.	UF6 tömegspektrométerek/ionforrások
156
Különlegesen tervezett vagy készített mágneses vagy kvadrupol tömeg-
spektrométerek, amelyek alkalmasak az UF6 gázáramából üzem közben mintát venni a
betáplált anyagból, a termékből vagy a maradékból, és amelyek az alábbi jellemzők
mindegyikének megfelelnek:
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.
Magyarázó megjegyzés
A fent felsorolt tételek közvetlen kapcsolatba kerülnek az UF6 gázzal, vagy
közvetlenül irányítják annak a kaszkádon belüli áramát. Minden felület, amely
közvetlen kapcsolatba kerül a gázzal, teljes egészében az UF6 okozta korróziónak
ellenálló anyagból készül, vagy azzal van bevonva. A gázdiffúziós részegységekkel
foglalkozó szakaszok alkalmazásában az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagok a
rozsdamentes acél, az alumínium, az alumíniumötvözetek, az alumínium-oxid, a
nikkel vagy legalább 60% nikkelt tartalmazó ötvözetek, és az UF6 okozta korróziónak
ellenálló teljesen fluorozott szénhidrogén-polimerek.
5.5.	Kifejezetten az aerodinamikai dúsító üzemekben való felhasználásra tervezett
vagy készített rendszerek, berendezések és alkatrészek
Bevezető megjegyzés
Az aerodinamikai dúsítási folyamatokban a gáz halmazállapotú UF6 és egy könnyű
gáz (hidrogén vagy hélium) keverékét összenyomják és átvezetik a szétválasztó
elemeken, ahol az izotópszétválasztás egy görbült fal által keltett nagy centrifugális
erő hatására valósul meg. Két ilyen típusú eljárást fejlesztettek ki sikeresen: a
szétválasztó fúvókás eljárást és a vortex csöves eljárást. Mindkét eljárásban a
szétválasztó fokozat fő elemei közé tartoznak a különleges szétválasztó elemeket
(fúvókákat vagy vortex csöveket) tartalmazó hengeres tartályok, a gázkompresszorok
és az összenyomáskor keletkező hő elvonására szolgáló hőcserélők. Az aerodinamikus
üzemeknek számos ilyen fokozatra van szükségük, így a mennyiségek fontos jelzéssel
szolgálhatnak a végfelhasználással kapcsolatban. Mivel az aerodinamikai eljárás UF6-
ot használ, ezért minden berendezésnek, csővezetéknek és műszerfelületnek (amely
kapcsolatba kerül a gázzal) olyan anyagból kell készülnie, amely az UF6-tal érintkezve
stabil marad.
Magyarázó megjegyzés
Az e szakaszban felsorolt részegységek vagy közvetlen kapcsolatba kerülnek az UF6
gázzal, vagy közvetlenül irányítják a kaszkádon belül a gázáramot. Minden felület,
amely kapcsolatba kerül a gázzal, teljes egészében az UF6 okozta korróziónak
ellenálló anyagból készül, vagy azzal van bevonva. Az aerodinamikai dúsítás
157
elemeivel foglalkozó szakasz alkalmazásában az UF6 okozta korróziónak ellenálló
anyagok a réz, a rozsdamentes acél, az alumínium, az alumíniumötvözetek, a nikkel
vagy a legalább 60% nikkelt tartalmazó nikkelötvözetek és UF6 okozta korróziónak
ellenálló teljesen fluorozott szénhidrogén polimerek.
5.5.1.	Szétválasztó fúvókák
Különlegesen tervezett vagy készített szétválasztó fúvókák és a hozzájuk tartozó
berendezések. A szétválasztó fúvókák az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagból
készült 1 mm-nél kisebb (jellemzően 0,1 és 0,05 mm közötti) görbületi sugarú
hornyolt, hajlított csatornák, amelyekben pengeél választja szét két áramra a fúvókán
áthaladó gázt.
5.5.2.	Vortex csövek
Különlegesen tervezett vagy készített vortex csövek és a hozzájuk tartozó
berendezések. A vortex csövek hengeres vagy kúpos kiképzésűek, az UF6 okozta
korróziónak ellenálló anyagból készültek, vagy azzal vannak bevonva, átmérőjük 0,5
cm és 4 cm közötti, hossz/átmérő arányuk 20:1 vagy kisebb és egy vagy több érintő
irányú bemenetük van. A csövek egyik vagy mindkét végét felszerelhetik fúvóka
típusú tartozékokkal.
Magyarázó megjegyzés
A betáplált gáz érintő irányban az egyik végén, vagy örvénylapokon keresztül, vagy a
cső kerülete mentén lévő több érintő irányú nyíláson át lép be a vortex csőbe.
5.5.3.	Kompresszorok és gázfúvók
Különlegesen tervezett vagy készített, UF6/vivőgáz (hidrogén vagy hélium) keverék
esetén 2 m3/perc vagy ennél nagyobb szívóteljesítményű axiális, centrifugális vagy
kiszorításos elven működő kompresszorok vagy gázfúvók, melyek az UF6 okozta
korróziónak ellenálló anyagokból készülnek, vagy ilyennel vannak védve.
Magyarázó megjegyzés
Ezek a kompresszorok és gázfúvók jellemzően 1,2:1 és 6:1 közötti nyomásaránnyal
rendelkeznek.
5.5.4.	Forgó tengelyek tömítései
Forgó tengelyek különlegesen tervezett vagy készített tömítései, be- és kilépő tömítés
csatlakozásokkal a kompresszorok vagy gázfúvók forgórészeit a meghajtómotor
forgórészével összekötő tengely tömítésére, amelynek megbízhatóan kell tömítenie a
kompresszor vagy gázfúvó UF6/vivőgáz keverékkel töltött belső terét, hogy
megakadályozzák a gáz kiszivárgását, illetve a környező levegő vagy a tömítőgáz
beszivárgását.
158
5.5.5.	Hőcserélők a gáz hűtéséhez
Különlegesen tervezett vagy készített hőcserélők, amelyek az UF6 okozta korróziónak
ellenálló anyagokból készülnek, vagy azzal vannak bevonva.
5.5.6.	Szétválasztó egységek házai
Szétválasztó egységek különlegesen tervezett vagy készített házai vortex csövek vagy
szétválasztó fúvókák befogadására, melyek az UF6 okozta korróziónak ellenálló
anyagokból készülnek, vagy azzal vannak bevonva.
Magyarázó megjegyzés
A házak lehetnek 300 mm-nél nagyobb átmérőjű és 900 mm-nél hosszabb hengeres
edények vagy hasonló méretű négyszögletes edények, amelyeket vízszintes vagy
függőleges beépítésre terveztek.
5 .5 .7. Táprendszerek/a végtermék és a dúsítási maradék eltávolítására szolgáló rendszerek
A dúsító üzemek különlegesen tervezett vagy készített feldolgozó rendszerei vagy
berendezései, amelyek az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagból készülnek, vagy
azzal vannak bevonva, beleértve az alábbiakat:
a)	tápautoklávok, kemencék vagy rendszerek, amelyek az UF6 gáznak a dúsítási
folyamatba történő bevezetésére szolgálnak;
b)	lecsapatók (deszublimátorok vagy hidegcsapdák), amelyek segítségével az UF6
gázt eltávolítják a dúsítási folyamatból későbbi, felmelegítés utáni
elszállításhoz;
c)	szilárdító és cseppfolyósító állomások, amelyek segítségével az UF6-ot
összenyomással és cseppfolyós vagy szilárd halmazállapotúvá alakítással
kivonják a dúsítási folyamatból;
d)	végtermék és dúsításimaradék-állomások, amelyek az UF6 konténerekbe
töltésére szolgálnak.
5.5.8.	Gyűjtőcső-rendszerek
Kifejezetten az UF6-nak az aerodinamikai kaszkádokban történő kezelésére tervezett
vagy készített gyűjtőcső-rendszerek, amelyek az UF6 okozta korróziónak ellenálló
anyagokból készültek, vagy azokkal vannak védve. A csőhálózat általában kettős
gyűjtőrendszerből áll, amelyben minden fokozat vagy fokozatcsoport valamennyi
gyűjtőcsővel össze van kötve.
5.5.9.	Vákuumrendszerek és szivattyúk
a)	Különlegesen tervezett vagy készített vákuumrendszerek legalább 5 m3/perc
szívási teljesítménnyel, amelyek vákuum-elosztócsövekből, vákuum-
gyűjtőcsövekből és vákuumszivattyúkból állnak, és amelyeket UF6 tartalmú
159
környezetben való üzemre terveztek;
b)	Kifejezetten UF6 tartalmú környezetben való üzemre tervezett vagy készített
vákuumszivattyúk, amelyek az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagokból
készültek, vagy ilyen anyaggal vannak bevonva. Ezek a szivattyúk fluor-
karbonból készült tömítésekkel és különleges munkafolyadékkal
rendelkezhetnek.
5.5.10.	Különleges záró- és vezérlő szelepek
Különlegesen tervezett vagy készített, az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagokból
készült vagy ilyen anyagokkal védett, kézi- vagy automatikus záró- és vezérlő
szelepek, amelyek átmérője 40 és 1500 mm között van, és amelyek aerodinamikai
dúsító üzemek fő- és kiszolgáló rendszereiben való beépítésre szolgálnak.
5.5.11.	UF6 tömegspektrométerek/ionforrások
Különlegesen tervezett vagy előkészített mágneses vagy kvadrupol
tömegspektrométerek, amelyek alkalmasak az UF6 gázáram folyamatos üzeme közben
mintát venni a betáplált anyagból, a termékből és a maradékból, és amelyek az alábbi
jellemzők mindegyikének megfelelnek:
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.
5.5.12.	UF6/vivőgáz szétválasztó rendszerek
Különlegesen tervezett vagy előkészített rendszerek az UF6-nak a vivőgáztól
(hidrogén vagy hélium) történő szétválasztásához.
Magyarázó megjegyzés
Ezeket a rendszereket a vivőgázban lévő UF6 tartalomnak 1 ppm vagy kisebb
mennyiségűre való csökkentésére tervezték, és általában a következő berendezéseket
tartalmazzák:
a)	kriogén hőcserélők és krio-szeparátorok, amelyek -120 °C vagy annál
alacsonyabb hőmérséklet előállítására képesek, vagy
b)	kriogén hűtőegységek, amelyek -120 °C vagy annál alacsonyabb hőmérséklet
előállítására képesek, vagy
c)	szétválasztó fúvókák vagy vortex cső egységek az UF6-nak a vivőgáztól
történő szétválasztásához, vagy
d)	UF6 hidegcsapdák, amelyek -20 °C vagy annál alacsonyabb hőmérséklet
160
előállítására képesek.
5.6.	Kifejezetten a kémiai cserélődéses vagy ioncserés dúsító üzemekben való
felhasználásra tervezett vagy készített rendszerek, berendezések és alkatrészek
Bevezető megjegyzés
Az urán izotópjai közötti kis súlykülönbség csekély kémiai reakció-egyensúlyi
változásokat okoz, aminek alapján szét lehet választani az izotópokat. Két módszert
fejlesztettek ki sikeresen: a kémiai folyadék-folyadék cserélődéses és a szilárd-
folyadék ioncserés módszert.
A kémiai folyadék-folyadék cserélődéses módszer során a nem keveredő (vizes és
szerves) folyadékfázisokat ellenáramban érintkeztetik a több ezernyi szétválasztási
fokozat kaszkád hatásának elérésére. A vizes fázis urán-kloridot tartalmaz sósavas
oldatban; a szerves fázis szerves oldószerben feloldott urán-kloridot tartalmazó kivonó
szerből áll. A szétválasztó kaszkádban alkalmazott kontaktorok lehetnek folyadék-
folyadék cserélő tornyok (mint pl. impulzusüzemű tornyok szitalemezekkel) vagy
folyadék centrifugális kontaktorok. A kémiai átalakulásokra (oxidáció és redukció) a
szétválasztó kaszkád mindkét oldalán szükség van, hogy a visszaáramlási
követelményeket mindkét oldalon biztosítsák. Lényeges tervezési szempont, hogy
megakadályozzák az anyagáramok bizonyos fémionokkal történő szennyeződését.
Ezért műanyag, műanyag bevonatú (például fluorkarbon polimer) és/vagy
üvegbevonatú tornyokat és csővezetékeket használnak.
A szilárd-folyadék ioncserés eljárásban a dúsítás egy különleges, nagy
reakciósebességű ioncserélő gyantán vagy adszorbensen megvalósuló urán
adszorpcióval/deszorpcióval történik. A sósavban feloldott uránt és más vegyületeket
adszorbens ágyakat tartalmazó dúsító oszlopokon vezetik keresztül. A folyamatos
működéshez szükség van egy visszaáramoltató rendszerre, amely felszabadítja az
uránt az adszorbensből és visszajuttatja a folyadékáramba, és így a végtermék és a
dúsítási maradék összegyűjthető. Ezt megfelelő redukáló/oxidáló vegyi anyagokkal
végzik, amelyeket külső rendszerekben teljesen regenerálnak, és amelyek magukban
az izotóp szétválasztó tornyokban is részlegesen regenerálhatók. A forró, tömény
sósavas oldatok jelenléte a folyamatban szükségessé teszi, hogy a berendezések
speciális korrózióálló anyagokból készüljenek vagy ilyenekkel legyenek bevonva.
5.6.1.	Folyadék-folyadék cserélő oszlopok (kémiai cserélődés)
Kifejezetten a kémiai cserélődéses urándúsításhoz tervezett vagy készített mechanikus
meghajtású, ellenáramú folyadék-folyadék cserélő tornyok (azaz impulzus tornyok
szitalemezekkel, lengőlemezes tornyok és tornyok belső turbinás keverővel). Ezek a
tornyok és belső részeik a tömény sósavas oldatok okozta korróziónak ellenálló
megfelelő műanyagokból (mint például fluorkarbon polimerek) vagy üvegből
készülnek, vagy azzal vannak bevonva. A tornyoknál a tartózkodási időt rövidre
tervezték (30 másodperc vagy annál kevesebb).
5.6.2.	Folyadék-folyadék centrifugális kontaktorok (kémiai cserélődés)
Kifejezetten a kémiai cserélődéses urándúsításhoz tervezett vagy készített folyadék-
folyadék centrifugális kontaktorok. Az ilyen kontaktorok forgás segítségével
161
diszpergálják a szerves és a vizes áramokat, majd a centrifugális erő segítségével
választják szét a fázisokat. Ezek a kontaktorok a tömény sósavas oldatok okozta
korróziónak ellenálló megfelelő műanyagokból (mint például fluorkarbon polimerek)
készülnek vagy azzal vannak bevonva, vagy üvegbevonatúak. A centrifugális
kontaktoroknál a tartózkodási időt rövidre tervezték (30 másodperc vagy annál
kevesebb).
5 .6.3. Uránredukciós rendszerek és berendezések (kémiai cserélődés)
a)	Kifejezetten a kémiai cserélődéses urándúsítási eljárásra tervezett vagy
készített elektrokémiai redukciós cellák az urán egyik vegyértékállapotából a
másikba történő redukálásához. A celláknak az előállítási folyamat oldataival
érintkező anyagainak ellen kell állniuk a tömény sósavas oldatok okozta
korróziónak.
Magyarázó megjegyzés
A cella katódterét úgy kell tervezni, hogy az megakadályozza az urán
visszaoxidálódását magasabb vegyértékállapotba. Az urán katódtérben tartására a cella
rendelkezhet egy különleges kationcserélő anyagból készült, át nem eresztő
membránnal. A katód megfelelő szilárd vezetőből, például grafitból készül.
b)	Különlegesen tervezett vagy készített rendszerek a kaszkád végtermék oldalán,
az U4+ szerves áramból való kivonására, a savkoncentráció szabályozására és
az elektrokémiai redukciós cellába való táplálására.
Magyarázó megjegyzés
Ezek a rendszerek rendelkeznek oldószerkivonó berendezéssel az U4+-nek a szerves
áramból való leválasztására és vizes oldatba vitelére, elpárologtató és/vagy másmilyen
berendezéssel az oldat kémhatásának beállítására és szabályozására, valamint
szivattyúkkal vagy más szállítóberendezésekkel az elektrokémiai redukciós cellák
táplálására. A legfontosabb tervezési cél, hogy elkerüljék a vizes áram bizonyos
fémionokkal való szennyeződését. Ezért az áramló anyaggal kapcsolatba kerülő
berendezések megfelelő anyagokból készülnek, vagy megfelelő anyaggal vannak
védve (például üveg, fluorkarbon polimerek, polifenil-szulfát, poliéter-szulfon és
gyanta impregnálású grafit).
5.6.4.	Betáplálást előkészítő' rendszerek (kémiai cserélődés)
Kifejezetten nagy tisztaságú urán-klorid tápoldat előállítására tervezett vagy készített
rendszerek a kémiai cserélődéses uránizotóp szétválasztó üzemekben.
Magyarázó megjegyzés
Ezek a rendszerek feloldó, oldószerkivonó és/vagy ioncserélő berendezéseket
tartalmaznak a tisztításra, valamint elektrolitikus cellákat az U^ vagy az
U4+
redukálására U3+ állapotúvá. Ezek a rendszerek csak néhány ppm fémes
szennyezőanyagot - például króm, vas, vanádium, molibdén és más két vegyértékű,
162
illetve több vegyértékű kationokat - tartalmazó uránklorid-oldatokat állítanak elő. A
nagytisztaságú U3+-t feldolgozó rendszer részeinek szerkezeti anyagai közé tartozik az
üveg, a fluorkarbon polimerek, a polifenil-szulfát vagy poliéter-szulfon műanyaggal
bevont és a gyanta impregnálású grafit.
5.6.5.	Urán oxidáló rendszerek (kémiai cserélődés)
Kifejezetten az U3+ U4+ állapotúvá oxidálásához és az uránizotóp szétválasztó
kaszkádba történő visszavezetéséhez tervezett vagy előkészített rendszerek a kémiai
cserélődéses dúsítási eljárásban.
Magyarázó megjegyzés
Ezek a rendszerek a következő berendezésekből állhatnak:
a)	az izotóp szétválasztó berendezésből kilépő vízáram klórral és oxigénnel
történő érintkeztetésére, valamint a keletkező U4+ kivonására és a kaszkád
termékoldaláról visszatérő gyengített szerves áramba való visszavezetésére
szolgáló berendezés,
b)	a vizet a sósavtól szétválasztó berendezés, amely segítségével a víz és a
tömény sósav a megfelelő helyeken visszavezethető a folyamatba.
5.6.6.	Nagy reakciósebességű ioncserélő' gyanták/adszorbensek (ioncsere)
Kifejezetten az ioncserélő eljárást használó urándúsításhoz tervezett vagy készített
nagy reakciósebességű ioncserélő gyanták vagy adszorbensek, beleértve a porózus
makrohálós gyantákat és/vagy hártyás szerkezeteket, amelyekben az aktív
molekulacsoportok csak a hordozóként szereplő inaktív porózus vivőanyag és más
megfelelő formájú összetett anyag - ideértve a részecskéket és rostokat - felületének
bevonataként vannak jelen. Ezeknek az ioncserélő gyantáknak/adszorbenseknek az
átmérője 0,2 mm vagy kisebb, és kémiailag ellent kell állniuk a tömény sósavas
oldatok okozta korróziónak, továbbá eléggé szilárdnak kell lenniük, hogy ne
roncsolódjanak az ioncserélő tornyokban. A gyantákat/adszorbenseket kifejezetten
arra tervezték, hogy gyors uránizotóp cserélődés kinetikát érjenek el (a kicserélődés
felezési ideje kevesebb, mint 10 másodperc), továbbá képesek legyenek 100 °C és
200 °C közötti hőmérsékleten működni.
5.6.7.	Ioncserélő' oszlopok (ioncsere)
Kifejezetten az ioncserés urándúsítási eljáráshoz tervezett vagy készített hengeres
oszlopok, amelyeknek az átmérője nagyobb, mint 1000 mm, és amelyek az ioncserélő
gyanták/adszorbensek ágyainak befogadására és alátámasztására szolgálnak. Ezek a
tornyok a tömény sósavas oldatok okozta korróziónak ellenálló anyagokból (mint
például titán vagy fluorkarbon műanyagok) készülnek, vagy azzal vannak bevonva, és
100 °C és 200 °C közötti hőmérsékleten és 0,7 MPa (102 psi) nyomás felett képesek
üzemelni.
5.6.8.	Ioncserélő' visszaáramoltató rendszerek (ioncsere)
a)	Kifejezetten az ioncserés urándúsító kaszkádokban használt kémiai redukáló
163
szerek regenerálására tervezett vagy készített kémiai vagy elektrokémiai
redukáló rendszerek.
b)	Kifejezetten az ioncserés urándúsító kaszkádokban használt kémiai
oxidálószerek regenerálására tervezett vagy készített kémiai vagy
elektrokémiai oxidáló rendszerek.
Magyarázó megjegyzés
Az ioncserélő dúsítási eljárás redukáló kationként használhat például három
vegyértékű titánt (Ti3+), ekkor a redukáló rendszer a Ti4+ redukálásával regenerálja a
Ti3+-t. A folyamat felhasználhat például három vegyértékű vasat (Fe3+)
oxidálószerként, amikor az oxidáló rendszer a Fe2+ oxidálásával regenerálja a Fe3+-t.
5.7.	Kifejezetten lézeres dúsító létesítményekben való használatra tervezett vagy
készített rendszerek, berendezések és alkatrészek
Bevezető megjegyzés
A dúsítási folyamatokban jelenleg használatos lézeres rendszerek két kategóriába
sorolhatók: az egyik, amelyekben az atomos urán gőze, a másik, amelyekben egy
uránvegyület gőze a munkaközeg. Az ilyen eljárásokra használt elfogadott
megnevezések a következők: első kategória - atomi gőzlézeres izotópszétválasztás
(AVLIS vagy SILVA); második kategória - molekuláris lézeres izotópszétválasztás
(MLIS vagy MOLIS) és a kémiai reakció izotóp-szelektív lézeres aktiválással
(CRISLA). A lézeres dúsító üzemek rendszerei, berendezései és alkatrészei a
következőket foglalják magukban:
a)	az uránfém gőzét adagoló berendezések (szelektív foto-ionizálás esetén) vagy
az uránvegyület gőzét adagoló berendezések (foto-disszociációs vagy vegyi
aktiválás esetén);
b)	az első kategóriában a dúsított és a szegényített uránt mint végterméket és
maradékot összegyűjtő berendezések, valamint a második kategóriában a
disszociált és a reagáltatott vegyületeket mint végterméket és a változatlanul
maradt anyagokat mint maradékot összegyűjtő berendezések;
c)	lézeres előállítási rendszerek az urán-235 nuklidok szelektív gerjesztésére, és
a betáplálást előkészítő és a terméket átalakító berendezések. Az
uránatomok és vegyületek spektroszkópiájának bonyolultsága miatt szükség
lehet a számos rendelkezésre álló lézeres technológia mindegyikének
felhasználására.
Magyarázó megjegyzés
Az 5.7. pontban felsorolt részegységek közül számos közvetlen kapcsolatba kerül a
fémurán-gőzzel vagy -folyadékkal, vagy a folyamatban részt vevő, UF6-ból vagy UF6
és más gázok keverékéből álló gázzal. Minden olyan felület, amely kapcsolatba kerül
az uránnal vagy az UF6-tal, teljes egészében korrózióálló anyagból készül, vagy
ilyennel van védve. A lézeres dúsító berendezésekre vonatkozó szakasz
alkalmazásában a gőz vagy folyadék halmazállapotú fémurán vagy az uránötvözetek
164
okozta korróziónak ellenálló anyagok között a következők szerepelnek: ittrium-
bevonatú grafit és tantál; az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagok között a
következők szerepelnek: réz, rozsdamentes acél, alumínium, alumíniumötvözetek,
nikkel vagy legalább 60% nikkelt tartalmazó nikkelötvözetek, és az UF6-nak ellenálló
teljesen fluorizált szénhidrogén polimerek.
5.7.1.	Urán-elgőzölögtető rendszerek (AVLIS)
Különlegesen tervezett vagy készített urán-elgőzölögtető rendszerek, amelyek
nagyteljesítményű lebontó- vagy pásztázó elektronsugár ágyúval rendelkeznek,
melynek a céltárgyra átvitt teljesítménye nagyobb, mint 2,5 kW/cm.
5.7.2.	Cseppfolyósfémurán kezelőrendszerek (AVLIS)
Kifejezetten az olvadt urán vagy uránötvözetek kezelésére tervezett vagy készített
cseppfolyós fém kezelő-rendszerek, amelyek olvasztótégelyekből és azok
hűtőberendezéseiből állnak.
Magyarázó megjegyzés
A rendszerhez tartozó olvasztótégelyek és más alkatrészek, amelyek közvetlen
kapcsolatba kerülnek az olvadt uránnal vagy uránötvözetekkel megfelelő mértékben
korrózió- és hőálló anyagokból készülnek vagy ilyenekkel vannak bevonva. Ezek
között az anyagok között szerepel a tantál, az ittrium-bevonatú grafit, más
ritkaföldfém-oxidokkal vagy azok keverékével bevont grafit.
5.7.3.	Fémuránvégtermék- és dúsításimaradék- összegyűjtő' berendezések (A VLIS)
Különlegesen tervezett vagy készített végtermék- és dúsításimaradék- összegyűjtő
berendezések cseppfolyós vagy szilárd fémurán számára.
Magyarázó megjegyzés
Ezeknek a berendezéseknek az alkatrészei a fémurán gőz vagy folyadék hő- és
korróziós hatásának ellenálló anyagokból készülnek, vagy ilyenekkel vannak bevonva
(mint például ittrium-bevonatú grafit vagy tantál), és tartalmazhatnak csöveket,
szelepeket, szerelvényeket, csatornákat, átvezetéseket, hőcserélőket és gyűjtőlapokat a
mágneses, elektrosztatikus vagy másfajta szétválasztási módszerek számára.
5.7.4.	Szétválasztó modulok házai (AVLIS)
Kifejezetten a fémurángőz-forrás, elektronsugár ágyúk, valamint a végterméket és
dúsítási maradékot összegyűjtő berendezések befogadására tervezett vagy készített
hengeres vagy négyszögletes edények.
Magyarázó megjegyzés
Ezek a házak többféle csatlakozással rendelkeznek a villamos energia és a víz
bevezetésére, a lézersugár-ablakok, a vákuumszivattyúk csatlakozásai és az ellenőrző
és megfigyelőműszerek számára. Nyitó és záró berendezésekkel rendelkeznek,
lehetővé téve a belső alkatrészek cserélését.
165
5.7.5.	Szuperszonikus expandáltató fúvókák (MLIS)
Kifejezetten az UF6 és a vivőgáz keverékének 150 K-re vagy ennél alacsonyabb
hőmérsékletre hűtésére tervezett vagy készített szuperszonikus expandáltató fúvókák,
amelyek az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagból készülnek.
5.7.6.	Uránpentafluoridvégtermék-gyűjtő rendszerek (MLIS)
Különlegesen tervezett vagy készített urán-pentafluorid (UF5) szilárdvégtermék-gyűjtő
rendszerek, amelyek szűrőkből, becsapódásos vagy ciklon típusú végtermékgyűjtőkből
vagy a fentiek kombinációjából állnak, és ellenállnak az UF5/ UF6 környezet okozta
korróziónak.
5.7.7.	UF6 /vivőgáz kompresszorok (MLIS)
Különlegesen tervezett vagy készített kompresszorok az UF6/vivőgáz-keverékekhez,
amelyeket hosszabb ideig tartó UF6 környezetben való üzemre terveztek. A
kompresszoroknak azok az alkatrészei, amelyek közvetlen kapcsolatba kerülnek a
folyamatban részt vevő gázokkal, az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagokból
készülnek, vagy azzal vannak bevonva.
5.7.8.	Forgó tengelyek tömítései (MLIS)
Forgó tengelyek különlegesen tervezett vagy előkészített tömítései, be- és kilépő
tömítés csatlakozásokkal a kompresszorok forgórészét a meghajtómotor forgórészével
összekötő tengely tömítésére, amelyeknek megbízható tömítést kell biztosítaniuk a
folyamatban részt vevő gázok kiszivárgása és a környező levegőnek vagy tömítő
gáznak a kompresszor UF6/vivőgázkeverékkel töltött belső terébe való beszivárgása
ellen.
5.7.9.	Fluorozó rendszerek (MLIS)
Kifejezetten UF5 (szilárd) UF6 állapotúvá (gáz) történő fluorozására tervezett vagy
készített rendszerek.
Magyarázó megjegyzés
Ezeket a rendszereket az összegyűjtött UF5 por UF6 állapotúvá való fluorozására
tervezték, hogy az UF6-ot ezt követően végtermékkonténerekben összegyűjtsék, vagy
az MLIS egységekbe táplálják további dúsítás céljából. Az egyik módszer szerint a
fluorozó reakciót az izotópszétválasztó rendszerben lehet végrehajtani közvetlenül a
végtermékgyűjtőből való reagáltatással és visszanyeréssel. A másik módszer szerint az
UF5 por eltávolítható/átvihető a végtermékgyűjtőkből egy megfelelő reakciós edénybe
(például fluidágyas reaktor, csavarreaktor vagy lángtorony) fluorozás céljából.
Mindkét módszer esetében fluort (vagy más megfelelő fluorozó anyagokat) tároló és
szállító, továbbá UF6-gyűjtő és -szállító berendezéseket használnak.
5.7.10.	UF6 tömegspektrométerek/ionforrások (MLIS)
166
Különlegesen tervezett vagy előkészített mágneses vagy kvadrupol
tömegspektrométerek, amelyek alkalmasak az UF6 gázáram folyamatos üzeme közben
a betáplált anyagból, a termékből és a maradékból történő mintavételre, és amelyek az
alábbi jellemzők mindegyikének megfelelnek:
1.	egységnyi tömegfelbontás a 320 atomi tömegegységnél nagyobb tömegre;
2.	króm-nikkelből vagy réz-nikkelből készült vagy nikkellel bevont ionforrások;
3.	elektronbombázásos ionforrás;
4.	izotópanalízisre alkalmas gyűjtőrendszerük van.
5 .7.11. Táprendszerek/a végtermék és a dúsítási maradék eltávolítására szolgáló rendszerek
(MLIS)
A dúsító üzemek különlegesen tervezett vagy készített feldolgozó rendszerei vagy
berendezései, amelyek az UF6 okozta korróziónak ellenálló anyagból készülnek, vagy
azzal vannak bevonva, beleértve az alábbiakat:
a)	tápautoklávok, kemencék vagy rendszerek, amelyek az UF6 gáznak a dúsítási
folyamatba történő bevezetésére szolgálnak;
b)	lecsapatók (deszublimátorok vagy hidegcsapdák), amelyek segítségével az UF6
gázt eltávolítják a dúsítási folyamatból későbbi, felmelegítés utáni
elszállításhoz;
c)	szilárdító és cseppfolyósító állomások, amelyek segítségével az UF6-ot
összenyomás általi cseppfolyós vagy szilárd halmazállapotúvá alakítással
kivonják a dúsítási folyamatból;
d)	végtermék- és dúsításimaradék állomások, amelyek az UF6 konténerekbe
töltésére szolgálnak.
5.7.12.	UF(/vivőgáz szétválasztó rendszerek (MLIS)
Kifejezetten az UF6-nak a vivőgáztól történő elválasztására tervezett vagy készített
feldolgozó rendszerek. A vivőgáz lehet nitrogén, argon vagy más gáz.
Magyarázó megjegyzés
Ezek a rendszerek a következő berendezéseket tartalmazhatják:
a)	kriogén hőcserélők és krio-szeparátorok, amelyek -120 °C vagy annál
alacsonyabb hőmérséklet előállítására képesek, vagy
b)	kriogén hűtőegységek, amelyek -120 °C vagy annál alacsonyabb hőmérséklet
előállítására képesek, vagy
c)	UF6 hidegcsapdák, amelyek -20 °C vagy annál alacsonyabb hőmérséklet
előállítására képesek.
167
5.7.13. Lézerrendszerek (AVLIS, MLIS és CRISLA)
Kifejezetten uránizotópok szétválasztására tervezett vagy készített lézerek vagy
lézerrendszerek.
Magyarázó megjegyzés
Az AVLIS eljárás lézerrendszere általában két lézerből áll: egy rézgőzlézerből és egy
festéklézerből. Az MLIS eljárás lézerrendszere általában egy CO2 lézerből vagy
excimerlézerből és egy, mindkét végén forgó tükrökkel felszerelt többutas optikai
cellából áll. Hosszabb időn keresztül történő üzemelésre mindkét eljárás lézerei vagy
lézerrendszerei spektrumfrekvencia-stabilizátort igényelnek.
5.8.	Kifejezetten plazmaszétválasztásos dúsító üzemekben való használatra tervezett
vagy készített rendszerek, berendezések és alkatrészek
Bevezető megjegyzés
A plazmaszétválasztásos eljárásban az uránionokból álló plazma egy U-235 ion
rezonanciafrekvenciára hangolt elektromos téren halad keresztül, így az uránionok
könnyebben nyelnek el energiát, és megnő a spirális pályájuk átmérője. A
nagyátmérőjű pályán mozgó ionokat befogják és U-235-ben dúsított végtermék lesz
belőlük. A plazmát, amelyet urángőz ionizálásával nyernek, vákuumkamrában tartják,
szupravezető mágnes által keltett erős mágneses térben. Az eljárás fő technológiai
rendszerei a következők: az uránplazma-generáló rendszer, a szétválasztó modul
szupravezető mágnessel, valamint a végtermék és a maradék fém összegyűjtésére
szolgáló eltávolító rendszerrel.
5.8.1.	Mikrohullámú energiaforrások és antennák
Kifejezetten ionok előállítására vagy gyorsítására tervezett vagy készített
mikrohullámú energiaforrások és antennák a következő tulajdonságokkal: 30 GHz-nél
nagyobb frekvencia és 50 kW-nál nagyobb átlagteljesítmény az ionok előállítására.
5.8.2.	Iongerjesztő tekercsek
Különlegesen n tervezett vagy készített rádiófrekvenciás iongerjesztő tekercsek 100
kHz-nél magasabb frekvenciákra, amelyek alkalmasak 40 kW-nál nagyobb átlag
teljesítményre.
5.8.3.	Uránplazma-generáló rendszerek
Kifejezetten uránplazma előállítására tervezett vagy készített rendszerek, amelyek
rendelkezhetnek olyan nagyteljesítményű lebontó- vagy pásztázó elektronsugár
ágyúval, amelynek a céltárgyra átvitt teljesítménye nagyobb, mint 2,5 kW/cm.
5.8.4.	Cseppfolyósfémurán-kezelő rendszerek
Kifejezetten az olvadt urán vagy uránötvözetek kezelésére tervezett vagy készített
cseppfolyósfém-kezelő rendszerek, amelyek olvasztótégelyekből és azok
168
hűtőberendezéseiből állnak.
Magyarázó megjegyzés
Az olvasztótégelyek és a rendszer más részei, amelyek közvetlen kapcsolatba kerülnek
az olvadt uránnal vagy uránötvözetekkel, megfelelő korrózió- és hőálló anyagból
készülnek, vagy ilyennel vannak védve. A megfelelő anyagok közé tartoznak a tantál,
az ittrium-bevonatú grafit, más ritkaföldfémek oxidjaival és azok keverékével bevont
grafit.
5.8.5.	Fémuránvégtermék- és dúsításimaradék- összegyűjtő' berendezések
Különlegesen tervezett vagy készített végtermék- és dúsításimaradék-összegyűjtő
berendezések szilárd fémurán számára. Ezek a gyűjtő berendezések a fémurán-gőz
korróziós és hőhatásának ellenálló anyagból készülnek, például ittrium-bevonatú
grafitból vagy tantálból.
5.8.6.	Szétválasztó modulok házai
Kifejezetten a plazmaszétválasztásos dúsító üzemekben történő felhasználásra
tervezett vagy előkészített hengeres edények az uránplazma-forrás, a rádiófrekvenciás
meghajtótekercs, valamint a végtermék- és dúsításimaradék-összegyűjtő berendezések
befogadására.
Magyarázó megjegyzés
Ezek a házak többféle csatlakozással rendelkeznek a villamos energia bevezetésére, a
diffúziós szivattyúk csatlakozásai, valamint az ellenőrző és megfigyelő műszerek
számára. Nyitó és záró berendezésekkel rendelkeznek, lehetővé téve a belső
alkatrészek cseréjét és megfelelő nem-mágneses anyagból, például rozsdamentes
acélból készülnek.
5.9.	Kifejezetten elektromágneses dúsító üzemekben való használatra tervezett vagy
készített rendszerek, berendezések és alkatrészek
Bevezető megjegyzés
Az elektromágneses eljárás során a só alakú betáplált anyag (rendszerint UCl4)
ionizálásával nyert fémurán ionokat felgyorsítják és keresztülvezetik egy mágneses
téren, amelynek hatására a különböző izotópok ionjai más pályán mozognak. Az
elektromágneses izotópszétválasztó főbb részei közé a következők tartoznak:
mágneses mező az ionsugár eltérítésére/az izotópok szétválasztására,
ionforrásgyorsító-rendszerrel és befogórendszer a szétválasztott ionok gyűjtésére. Az
eljárás segédrendszerei közé tartozik: a mágnes tápegység rendszere, az ionforrás
nagyfeszültségűtápegység-rendszere, a vákuumrendszer és egy kiterjedt kémiai
kezelőrendszer a végtermék kinyerésére és az alkatrészek tisztítására és/vagy
újrafelhasználására.
5.9.1.	Elektromágneses izotópszétválasztók
Kifejezetten uránizotópok szétválasztására tervezett vagy készített, elektromágneses
169
izotópszétválasztók és azok berendezései és alkatrészei, ideértve a következőket:
a)	ionforrások
Különlegesen tervezett vagy készített, egyszeres vagy többszörös uránion-források,
amelyek gőzforrásból, ionizálóból és részecskegyorsítóból állnak és megfelelő
anyagokból, például grafitból, rozsdamentes acélból vagy rézből készülnek, valamint
képesek 50 mA vagy nagyobb ionsugáráramot létrehozni;
b)	ionbefogók
Kifejezetten a dúsított vagy szegényített uránion sugárnyalábok gyűjtésére tervezett
vagy készített gyűjtőlapok két vagy több réssel és üreggel, amelyek megfelelő
anyagokból, például grafitból vagy rozsdamentes acélból készülnek;
c)	vákuum házak
Különlegesen tervezett vagy készített vákuum házak elektromágneses uránt
szétválasztó berendezésekhez, amelyek megfelelő, nem-mágneses anyagokból, mint
például rozsdamentes acélból készülnek, és amelyeket 0,1 Pa vagy annál alacsonyabb
nyomáson való működésre terveztek;
Magyarázó megjegyzés
A házakat kifejezetten az ionforrások, az ionbefogó lapok és a vízhűtéses burkolat
befogadására tervezték, és csatlakoztatási lehetőséggel rendelkeznek a diffúziós
szivattyúkhoz, valamint nyitási és zárási lehetőséggel e berendezések eltávolítására és
újbóli beszerelésére.
d)	mágneses póluselemek
Különlegesen tervezett vagy készített mágneses póluselemek, amelyek átmérője
nagyobb, mint 2 m, és amelyeket az elektromágneses izotópszétválasztókban az
állandó mágneses tér fenntartására és a kapcsolódó izotópszétválasztók között a
mágneses tér átvitelére használnak.
5.9.2.	Nagyfeszültségű tápegységek
Különlegesen tervezett vagy készített nagyfeszültségű tápegységek ionforrásokhoz,
amelyek az alább felsorolt jellemzők mindegyikével rendelkeznek: képesek folytonos
üzemre, a kimenő feszültségük 20 000 V vagy nagyobb, a kimenő áramerősségük 1 A
vagy nagyobb, és feszültségszabályozásuk jobb, mint 0,01% 8 óra időtartam alatt.
5.9.3.	Mágnes tápegységek
Különlegesen tervezett vagy készített nagyteljesítményű egyenáramú mágnes
tápegységek, amelyek az alábbi jellemzők mindegyikével rendelkeznek: képesek
folyamatosan 500 A vagy nagyobb áram biztosítására 100 V vagy nagyobb feszültség
mellett, és feszültség- vagy áramszabályozásuk jobb, mint 0,01% 8 óra időtartam alatt.
6.	NEHÉZVÍZ, DEUTÉRIUM ÉS DEUTÉRIUMVEGYÜLETEK
ELŐÁLLÍTÁSÁRA SZOLGÁLÓ ÜZEMEK, VALAMINT KIFEJEZETTEN
170
EZEK CÉLJÁRA TERVEZETT VAGY KÉSZÍTETT BERENDEZÉSEK
Bevezető megjegyzés
Nehézvíz többféle módon állítható elő. Ezek közül az a kettő, amely gazdaságosnak
bizonyult, a víz-hidrogénszulfid-cserélő eljárás (GS eljárás) és az ammónia-hidrogén-
cserélő eljárás.
A GS eljárás a hidrogén és deutérium kicserélődésén alapszik, a víz és a hidrogén-
szulfid között, tornyok sorozatán keresztül, amelyeknek üzem közben a felső része
hideg és az alsó része forró. A víz lefelé folyik a tornyokban, miközben a hidrogén-
szulfid gáz a tornyok alja felől áramlik a teteje felé. Perforált tálcák sorozata segíti elő
a gáz és a víz keveredését. A deutérium alacsony hőmérsékleten átvándorol a vízbe,
magas hőmérsékleten pedig a hidrogénszulfidba. A deutériumban dúsított gázt és vizet
a hideg, illetve a forró csatlakozási pontnál kivonják az első fokozatból, és tovább
ismétlik a folyamatot a további tornyokban. Az utolsó fokozat végtermékét, a
deutériumban max. 30%-ban dúsított vizet, lepárló egységbe vezetik, ahol reaktor
minőségű nehézvizet, azaz 99,75%-os deutériumoxidot készítenek belőle.
Az ammónia-hidrogén-cserélő eljárás során a deutérium katalizátor jelenlétében
folyékony ammóniával való érintkezés útján vonható ki a szintézisgázból. A
szintézisgázt bevezetik a cserélőtornyokba és egy ammóniakonverterbe. A tornyok
belsejében a gáz alulról felfelé áramlik, a folyékony ammónia pedig felülről lefelé. A
szintézisgázban kiválasztódik a deutérium a hidrogénből, és az ammóniában
halmozódik fel. Ezután az ammóniát a torony alján egy ammóniabontóba vezetik, a
gázt pedig a torony tetején egy ammóniakonverterbe vezetik. A további dúsítás az ezt
követő fokozatokban játszódik le, és a reaktor minőségű nehézvíz a végső lepárlásból
nyerhető. A szintézisgáz betáplálását biztosíthatja egy ammóniaüzem, amelyet pedig
egy ammónia-hidrogén-cserélő nehézvízgyártó üzemmel együtt építhetnek. Az
ammónia-hidrogén-cserélő eljárás esetén a deutérium kiindulási forrásaként
közönséges víz is használható.
A GS vagy az ammónia-hidrogén-cserélő eljárás alapján működő nehézvízgyártó
üzemek számos kulcsberendezése megegyezik a vegyipar és a kőolajipar néhány
berendezésével. Ez különösen a GS eljárás alapján működő kis üzemek esetében igaz.
Ezeknek kevés alkatrésze kapható azonban raktárról. A GS és az ammónia-hidrogén-
cserélő eljárás nagymennyiségű gyúlékony, korrozív és mérgező folyadék kezelését
igényli, magas nyomáson. Ebből következik, hogy az ezen eljárásokkal működő
üzemek és berendezések terveinek és üzemi előírásainak kialakításakor az anyagok
kiválasztására és előírt jellemzőire nagy figyelmet kell fordítani a hosszú élettartam, a
nagy biztonság és megbízhatóság elérése érdekében. A méret kiválasztása elsősorban a
gazdaságosság és az igények függvénye. Ezért az itt felhasznált berendezések nagy
részét a vevő igényei alapján készítik el.
Végül, meg kell jegyezni, hogy mind a GS, mind pedig az ammónia-hidrogén-cserélő
eljárás esetén, olyan berendezések, amelyeket egyedileg nem kifejezetten a
nehézvízgyártásra terveztek vagy készítettek, összeszerelhetők kifejezetten a nehézvíz
gyártására tervezett vagy készített rendszerekké. Példa ilyen berendezésekre az
ammónia-hidrogén-cserélő eljárásban használt katalizátor-gyártórendszer és mindkét
eljárásban a nehézvíz reaktor minőségűvé történő végső koncentrálásához használt
vízlepárló rendszerek.
171
Kifejezetten a víz-hidrogénszulfid-cserélő vagy az ammónia-hidrogén-cserélő
eljáráson alapuló nehézvízgyártáshoz tervezett vagy készített berendezések a
következők:
6.1.	Víz-hidrogénszulfid cserélőtornyok
Kifejezetten a víz-hidrogénszulfid-cserélő eljárást alkalmazó nehézvízgyártáshoz
tervezett vagy készített cserélő tornyok, amelyek finom szénacélból (pl. ASTM A516)
készültek, átmérőjük 6 m (20”) és 9 (39”) m között van, képesek 2 MPa (300 psi) vagy
annál nagyobb nyomáson üzemelni, és a korróziós ráhagyásuk 6 mm vagy nagyobb.
6.2.	Befúvók és kompresszorok
Egyfokozatú, alacsony szállítómagasságú (azaz 0,2 MPa vagy 30 psi) centrifugális
fúvók vagy kompresszorok a hidrogénszulfid gáz (azaz több mint 70% H2S-t
tartalmazó gáz) keringtetésére, amelyeket kifejezetten a víz-hidrogénszulfid-cserélő
eljárást alkalmazó nehézvízgyártáshoz terveztek vagy készítettek. Ezeknek a fúvóknak
és kompresszoroknak 56 m3/sec (120.000 SCFM) vagy nagyobb az áteresztő
képességük, 1,8 MPa (260 psi) vagy nagyobb szívóoldali nyomáson üzemelnek, és
nedves H2S környezetben való üzemeltetésre tervezett tömítésekkel vannak
felszerelve.
6.3.	Ammónia-hidrogén-cserélőtornyok
Ammónia-hidrogén-cserélőtornyok, amelyek magassága 35 m (114,3”) vagy nagyobb,
átmérője 1,5 m (4,9”) és 2,5 m (8,2”) között van és képesek 15 MPa (2225 psi) feletti
nyomáson üzemelni, és amelyeket kifejezetten az ammónia-hidrogén-cserélő eljárást
alkalmazó nehézvízgyártáshoz terveztek vagy készítettek. Ezeknek a tornyoknak van
legalább egy karimás tengelyirányú nyílásuk, amelynek átmérője megegyezik a
hengeres rész átmérőjével, és amelyen keresztül a torony belső szerelvényei
behelyezhetők és kivehetők.
6.4.	Toronyszerelvények és fokozatszivattyúk
Tornyok belső szerelvényei és fokozatszivattyúk, amelyeket kifejezetten az ammónia-
hidrogén-cserélő eljárást alkalmazó nehézvízgyártáshoz terveztek vagy készítettek. A
tornyok belső szerelvényei magukban foglalják a különlegesen tervezett
fokozatkontaktorokat, amelyek elősegítik a hatékony gáz/folyadék érintkezést. A
fokozatszivattyúk magukban foglalják a különlegesen tervezett búvárszivattyúkat,
amelyek a folyékony ammónia keringtetését végzik a kontaktor részben, a
többfokozatú torony belsejében.
6.5.	Ammóniabontók
Ammóniabontók, amelyek 3 MPa (450 psi) vagy magasabb nyomáson üzemelnek, és
amelyeket kifejezetten az ammónia-hidrogén-cserélő eljárást alkalmazó
nehézvízgyártáshoz terveztek vagy készítettek.
6.6.	Infravörös abszorpciós analizátorok
172
Infravörös abszorpciós analizátorok, amelyek alkalmasak a hidrogén/deutérium arány
üzem közbeni elemzésére, ahol a deutériumkoncentráció 90% vagy nagyobb.
6.7.	Katalitikus égetők
Kifejezetten az ammónia-hidrogén-cserélő eljárást alkalmazó nehézvízgyártáshoz
tervezett vagy készített katalitikus égetők a dúsított deutérium gáz nehézvízzé történő
átalakítására.
7. URÁN ÁTALAKÍTÁSÁRA SZOLGÁLÓ ÜZEMEK, VALAMINT
KIFEJEZETTEN EZEKHEZ TERVEZETT VAGY KÉSZÍTETT
BERENDEZÉSEK
Bevezető megjegyzés
Az uránátalakító üzemek és rendszerek az uránnak egyik kémiai formából egy
másikba történő egyszeres vagy többszörös átalakítását végezhetik, beleértve a
következőket: uránérckoncentrátumok átalakítása UO3-dá, UO3 átalakítása UO2-dá,
urán-oxidok átalakítása UF4-dá vagy UF6-dá, UF4 átalakítása UF6-dá, UF6 átalakítása
UF4-dá, UF4 átalakítása fém uránná és urán-fluoridok átalakítása UO2-dá. Az
uránátalakító üzemek számos kulcsberendezése megegyezik a vegyi feldolgozóipar
különféle berendezéseivel. Például a folyamat során alkalmazott berendezések a
következő típusúak lehetnek: kemencék, forgó szárítókemencék, folyadékágyas
reaktorok, lángtornyos reaktorok, folyadékcentrifugák, lepárlótornyok és folyadék-
folyadék elválasztó tornyok. Mindazonáltal csak néhány berendezés kapható raktárról,
a legtöbbjüket a vevő igényei és előírásai szerint kell készíteni. Néhány esetben
különleges tervezési és építési szempontokat kell figyelembe venni a kezelt vegyi
anyagok némelyikének (HF, F2, ClF3 és urán-fluoridok) korrozív tulajdonságai miatt.
Végül meg kell jegyezni, hogy az összes uránátalakító folyamatban azok a
berendezések, amelyeket egyedileg nem kifejezetten az urán átalakítására terveztek
vagy készítettek, összeszerelhetők kifejezetten urán átalakítására tervezett vagy
készített rendszerekké.
7.1.	Kifejezetten uránérc-koncentrátumok UO3-dá történő átalakítására tervezett
vagy készített rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az uránérc-koncentrátumok UO3-dá való átalakítását végezhetik az uránérc
salétromsavban történő feloldásával, majd a tisztított uranil-nitrátot kivonhatják
oldószer, például tributil-foszfát felhasználásával. Ezután az uranil-nitrátot UO3-dá
alakítják át koncentrálással és denitrálással vagy ammónia gázzal történő
semlegesítéssel ammónium-diuranátot állítanak elő, amelyet ezt követően szűrnek,
szárítanak és kalcinálnak.
7.2.	Kifejezetten az UO3-nak UF6-dá történő átalakítására tervezett vagy készített
rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az UO3-nak UF6-dá történő átalakítása fluorozással közvetlenül elvégezhető. A
173
folyamathoz fluorgázforrásra vagy klórtrifluorid-forrásra van szükség.
7.3.	Kifejezetten UO3-nak UO2-dá történő átalakítására tervezett vagy készített
rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az UO3-nak UO2-dá történő átalakítása az UO3-nak bontott ammónia gázzal vagy
hidrogénnel való redukálásával végezhető el.
7.4.	Kifejezetten az UO2-nak UF4-dá történő átalakítására tervezett vagy készített
rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az UO2-nak UF4-dá történő átalakítása az UO2-nak hidrogén fluorid gázzal (HF) 300-
500 °C-on történő reagáltatásával végezhető el.
7.5.	Kifejezetten az UF4-nak UF6-dá történő átalakítására tervezett vagy készített
rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az UF4-nak UF6-dá történő átalakítását torony reaktorban, fluorral lejátszódó
exotermikus reakció segítségével végzik. Miközben a kilépő gázáramot
keresztülvezetik egy -10 °C-ra hűtött hidegcsapdán, az UF6 lecsapódik a forró, kilépő
gázokból. A folyamathoz fluorgázforrásra van szükség.
7.6.	Kifejezetten az UF4-nak uránmetállá történő átalakítására tervezett vagy
készített rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az UF4-nak uránmetállá történő átalakítása magnéziummal (nagy adagok esetén) vagy
kalciummal (kis adagok esetén) történő redukció segítségével történik. A reakció az
urán olvadáspontja feletti (1130 °C) hőmérsékleteken megy végbe.
7.7 Kifejezetten az UF6-nak UO2-dá történő átalakítására tervezett vagy készített
rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az UF6-nak UO2-dá történő átalakítása három eljárás egyikének segítségével
történhet. Az elsőben az UF6-ot hidrogén és gőz segítségével UO2-dá redukálják és
hidrolizálják. A második eljárásban az UF6-ot vízben való feloldással hidrolizálják,
ammóniát adnak hozzá az ammónium-diuranát kicsapatására, majd a diuranátot
hidrogénnel 820 °C-on UO2-dá redukálják. A harmadik eljárás során gáz
halmazállapotú UF6-ot, CO2-ot és NH3-t vízben elegyítenek, ekkor ammónium-uranil-
karbonát csapódik ki. Az ammónium-uranil-karbonátot 500-600 °C-on gőzzel és
hidrogénnel elegyítik és UO2-ot nyernek.
174
Az UF6-nak UO2-dá történő átalakítása gyakran egy üzemanyaggyártó üzem első
fokozatában történik.
7.8.	Kifejezetten az UF6-nak UF4-dá történő átalakítására tervezett vagy készített
rendszerek
Magyarázó megjegyzés
Az UF6-nak UF4-dá történő átalakítását hidrogénnel való redukcióval végzik.
III.	MELLÉKLET
Amennyiben e jegyzőkönyv intézkedései a Közösség által bejelentett nukleáris anyagot
érintenek, a jegyzőkönyv 1. cikkének sérelme nélkül, az ügynökség és a Közösség
együttműködik az intézkedések végrehajtásának elősegítése és a tevékenységek szükségtelen
kétszeri elvégzésének elkerülése céljából.
A Közösség az ügynökség rendelkezésére bocsátja a 2. cikk a) vi. pontjának b) és c) pontja
szerint meghatározott tájékoztatáshoz kapcsolódó információt a nukleáris és a nem nukleáris
célú szállításokra vonatkozóan, bármely államból a Közösség valamely tagállamába, és
bármely államba a Közösség valamely tagállamából, azoknak a nukleáris alapanyagoknak az
exportja és importja vonatkozásában, amelyek nem érik el azt az összetételt és tisztaságot,
amely alkalmas az üzemanyag gyártására vagy az izotópdúsításra.
Valamennyi állam az ügynökség rendelkezésére bocsátja az exporttal kapcsolatosan a 2. cikk
a)	ix. pontjának a) pontja és az ügynökség kifejezett kérése esetén az importtal kapcsolatosan
a 2. cikk a) ix. pontjának b) pontja alapján a Közösség valamely tagállamából vagy
tagállamába történő szállításra vonatkozó információkat, amelyek megfelelnek a jegyzőkönyv
II.	mellékletében felsorolt különleges berendezéseknek és nem-nukleáris anyagoknak.
A Közösség Közös Kutatóközpontjára tekintettel, a Közösség is bevezeti azokat az
intézkedéseket, amelyeket ez a jegyzőkönyv állapít meg az államok számára, megfelelő
módon azzal az állammal szorosan együttműködve, amelyiknek a területén a központ
létesítményei találhatók.
A biztosítéki egyezmény 26. cikkében említett, a jegyzőkönyv 25. cikkének a) pontja szerint
felállított Összekötő Bizottság kibővül annak érdekében, hogy lehetővé tegye az államok
képviselőinek részvételét és a jegyzőkönyvből származó új körülményekhez való
alkalmazkodást.
A jegyzőkönyv végrehajtásának egyedüli céljai érdekében, valamint a Közösség és tagállamai
hatásköreinek és felelősségeinek sérelme nélkül, minden állam, amelyik úgy dönt, hogy
rábízza az Európai Közösségek Bizottságára az egyes rendelkezések végrehajtását, amely e
jegyzőkönyv szerint az államok felelőssége, erről körlevélben tájékoztatja a jegyzőkönyvet
elfogadó többi felet. Az Európai Közösségek Bizottsága értesíti a jegyzőkönyvet elfogadó
175
többi felet valamennyi ilyen döntés elfogadásáról.”
5.	§
(1)	Ez a törvény - a (2)-(3) bekezdésben meghatározott kivételekkel - a kihirdetését követő
napon lép hatályba.
(2)	E törvény 2.§ a) pontja, 3.§-a és 8.§-a a megállapodás 23. cikke a) pontjában
meghatározott időpontban lépnek hatályba.
(3)	E törvény 2.§ b) pontja, valamint 4.§-a a kiegészítő jegyzőkönyv 17. cikke a) pontjában
meghatározott időpontban lépnek hatályba.
(4)	A megállapodás, a jegyzőkönyv és a kiegészítő jegyzőkönyv, valamint e törvény 2-4.§-ai
és 8. §-a hatálybalépésének naptári napját a külügyminiszter azok ismertté válását követően a
Magyar Közlönyben haladéktalanul közzétett egyedi határozatával állapítja meg.
6.	§
(1)	Az 5. § (2) bekezdésében meghatározott időpontban - az 1. §-ban meghatározott
megállapodás és jegyzőkönyv hatályosságának idejére - felfüggesztésre kerülnek az 1972. évi
9. törvényerejű rendelettel kihirdetett, a Magyar Népköztársaság és a Nemzetközi
Atomenergia Ügynökség között a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról
szóló szerződés szerinti biztosítékok alkalmazásáról, Bécsben, 1972. március 6-án aláírt
egyezmény hatálya alá tartozó ügynökségi biztosítéki intézkedések.
(2)	Az 5. § (3) bekezdésében meghatározott időpontban - az 1. §-ban meghatározott
kiegészítő jegyzőkönyv hatályosságának idejére - felfüggesztésre kerülnek az 1999. évi XC.
törvénnyel kihirdetett, a Magyarország és a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség között a
nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződésnek megfelelő
biztosítékok alkalmazására 1972. március 6-án kötött egyezményhez kapcsolódó, Bécsben,
1998. november 26-án aláírt Kiegészítő Jegyzőkönyv hatálya alá tartozó ügynökségi
biztosítéki intézkedések.
7.	§
(1)	E törvény 1-8. §-ainak végrehajtásához szükséges intézkedésekről az Országos
Atomenergia Hivatalt felügyelő miniszter gondoskodik.
(2)	E törvény hatálybalépésével egyidejűleg felhatalmazást kap az Országos Atomenergia
Hivatalt felügyelő miniszter, hogy rendeletben szabályozza a nukleáris anyagokkal és a
nukleáris üzemanyagciklussal kapcsolatos tevékenységek nyilvántartását és ellenőrzését.
8.	§
Az atomenergiáról szóló 1996. CXVI. törvény 2. § g) pontja helyébe a következő rendelkezés
lép:
176
(E törvény alkalmazásában)
„g) nukleáris létesítmény: az atomerőmű, atomfűtőmű, kutató és oktató atomreaktor, továbbá
minden más olyan létesítmény, amelyet a nukleáris fegyverek elterjedésének
megakadályozásáról szóló szerződés III. cikk (1) és (4) bekezdésének végrehajtásáról szóló
biztosítéki megállapodás 98. cikkének 2. I. pontja ekként határoz meg;”
9. §
(1)	A nemzetközi szerződésekkel kapcsolatos eljárásról szóló 2005. évi L. törvény (a
továbbiakban: Nsztv.) 5. §-a a következő új (4) bekezdéssel egészül ki:
„(4) A Magyar Köztársaság képviselője által valamely nemzetközi szervezet vagy valamely
nemzetközi szerződésben részes államok konferenciája keretében megkötendő nemzetközi
szerződés létrehozására irányuló cselekmények elvégzéséhez külön felhatalmazás nem
szükséges, ha a képviselő a nemzetközi szervezetben vagy a részes államok konferenciáján
való részvételre megfelelő felhatalmazással rendelkezik.”
(2)	Az Nsztv. 6. § (2) bekezdés b) pontjában a „ , továbbá szövegének végleges
megállapítására” szövegrész hatályát veszti.
177
Általános indoklás
Az Egyesült Nemzetek Szervezete Közgyűlésnek XXII. Ülésszakán, 1968. június 12-én
elhatározott, a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló, 1968. július 1-
jén Londonban, Moszkvában és Washingtonban aláírt és 1970. március 5-én hatályba lépett
szerződésben (Treaty on the Non-proliferation of Nuclear Weapons, továbbiakban:
Atomsorompó Szerződés) az atomfegyverrel rendelkező országok vállalták, hogy senkinek
nem adnak át atomfegyvert, az azzal nem rendelkező országok pedig azt vállalták, hogy nem
állítanak elő ilyen fegyvereket. Az utóbbi országok egy része azt is vállalta, hogy a
területükön folytatott teljes nukleáris tevékenységet, valamint az ott található nukleáris
anyagot és létesítményeket teljes egészében a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség
(továbbiakban: NAÜ) ellenőrzése alá helyezik. Ennek megfelelően ezen államok ún.
biztosítéki megállapodást kötöttek és kötnek a NAÜ-vel az Atomsorompó Szerződés
betartásának ellenőrzésére. Hazánk e megállapodást 1972-ben kötötte meg, és az 1972. évi 9.
törvényerejű rendelettel hirdette ki.
A biztosítéki megállapodás követelményeinek teljesítése az országoktól megköveteli, hogy
szigorú, hatóságilag ellenőrzött nyilvántartást vezessenek az ország területén lévő nukleáris
anyagokról (uránról, plutóniumról, tóriumról), segítsék elő ezek nemzetközi ellenőrzését, és
működjenek közre az esetleg előforduló veszteségek, illetéktelen használat vagy eltűnés
felderítésében. A nyilvántartást és annak valódiságát hazai részről az Országos Atomenergia
Hivatal (továbbiakban: OAH), nemzetközi részről pedig a NAÜ ellenőrzi.
A helyszíni ellenőrzések során az ellenőrök az üzemeltető tényleges leltárfelvételét, ki- és
beszállítási adatait, laboratóriumi és üzemeltetési feljegyzéseit vizsgálják, ezen kívül
független mérésekkel is meggyőződnek az üzemeltető adatainak helyességéről. Az
anyagmozgást a helyszínen felszerelt pecsétek, területfigyelő kamerák segítségével követik.
Az ország területe, illetve a létesítmények anyagmérleg-körzetekre vannak osztva. Az OAH -
anyagmérleg körzetenként - az anyagokról a NAÜ számára meghatározott időközönként
leltár-, továbbá esetenként készletváltozási jelentéseket küld.
A biztosítéki rendszer technikai eszközt nyújt a kizárólag békés célú alkalmazásra vonatkozó
jogi kötelezettségvállalás teljesítésének ellenőrzésére. A célkitűzés politikai jellegű, azaz a
nemzetközi közösséget arról kell biztosítani, hogy az atomenergia alkalmazása békés célokat
szolgál, és hogy a korai felfedéssel meg lehet akadályozni a nem békés célú felhasználást,
illetve az anyag nem békés célú átalakítását.
A nemzetközi ellenőrzés elől eltitkolt nukleáris programok felderítése Irakban és a Koreai
Népi Demokratikus Köztársaságban nyilvánvalóvá tették, hogy a biztosítéki rendszert meg
kell erősíteni, és hatékonyabbá kell tenni. Ennek érdekében 1997-ben a NAÜ keretében a
biztosítéki megállapodáshoz kiegészítő jegyzőkönyv készült, amely az ellenőrzési rendszer
szigorításával lehetővé teszi az eltitkolt nukleáris tevékenység felderítését.
Hazánk az 1999. évi XC. törvénnyel hirdette ki a kiegészítő jegyzőkönyvet. Ennek
végrehajtására hazánk részletesebb adatokat szolgáltat a NAÜ számára, és az adatszolgáltatás
magában foglalja a nukleáris anyagot nem tartalmazó, de a nukleáris üzemanyagciklussal
összefüggő kutatási, fejlesztési munkákra vonatkozó információk nyújtását is. A kiegészítő
jegyzőkönyv szerint a nemzetközi ellenőrök részére lehetőséget kell biztosítanunk környezeti
mintavételen alapuló vizsgálatok végzésére és a létesítmények szélesebb körébe való
bejutásra.
178
Az Európai Atomenergia-közösséget létrehozó szerződés (a továbbiakban Euratom-
szerződés) VII. fejezetének 77. cikke az Európai Bizottságot a nukleáris anyagok
ellenőrzésével kapcsolatban közvetlen jogkörökkel ruházza fel:
„E fejezet rendelkezéseivel összhangban a Bizottság köteles megbizonyosodni arról, hogy a
tagállamok területén
a)	az érceket, nyersanyagokat és különleges hasadóanyagokat kizárólag a felhasználóik
által meghatározott célokra használják-e fel;
b)	eleget tesznek-e a szállításra vonatkozó rendelkezéseknek és a Közösség által harmadik
állammal vagy nemzetközi szervezettel kötött megállapodásban vállalt bármely külön
ellenőrzési kötelezettségnek.”
Az Európai Unió egyes tagállamai nem külön-külön, hanem közösen, az Euratom
bevonásával kötötték meg a NAÜ-vel a Belga Királyság,a Dán Királyság, a Holland
Királyság, Írország, a Luxemburgi Nagyhercegség, a Németországi Szövetségi Köztársaság,
az Olasz Köztársaság és az Európai Atomenergia-közösség, valamint a Nemzetközi
Atomenergia Ügynökség között létrejött, a nukleáris fegyverek elterjedésének
megakadályozásáról szóló szerződés végrehajtásáról szóló megállapodást, és fogadták el a
hozzá kapcsolódó jegyzőkönyvet (a továbbiakban együtt: biztosítéki megállapodás), valamint
a megállapodáshoz csatolt kiegészítő jegyzőkönyvet (a továbbiakban: kiegészítő
jegyzőkönyv).
Az ezekhez való csatlakozásra a Magyar Köztársaság az Európai Unióba történt
csatlakozással elkötelezte magát a 2004. évi XXX. törvény által kihirdetett a Belga
Királyság, a Dán Királyság, a Németországi Szövetségi Köztársaság, a Görög Köztársaság, a
Spanyol Királyság, a Francia Köztársaság, Írország, az Olasz Köztársaság, a Luxemburgi
Nagyhercegség, a Holland Királyság, az Osztrák Köztársaság, a Portugál Köztársaság, a Finn
Köztársaság, a Svéd Királyság, Nagy-Britannia és Észak-Írország Egyesült Királysága (az
Európai Unió tagállamai) és a Cseh Köztársaság, az Észt Köztársaság, a Ciprusi Köztársaság,
a Lett Köztársaság, a Litván Köztársaság, a Magyar Köztársaság, a Máltai Köztársaság, a
Lengyel Köztársaság, a Szlovén Köztársaság és a Szlovák Köztársaság között, a Cseh
Köztársaságnak, az Észt Köztársaságnak, a Ciprusi Köztársaságnak, a Lett Köztársaságnak, a
Litván Köztársaságnak, a Magyar Köztársaságnak, a Máltai Köztársaságnak, a Lengyel
Köztársaságnak, a Szlovén Köztársaságnak és a Szlovák Köztársaságnak az Európai Unióhoz
történő csatlakozásáról szóló Szerződés részét képező, a Cseh Köztársaság, az Észt
Köztársaság, a Ciprusi Köztársaság, a Lett Köztársaság, a Litván Köztársaság, a Magyar
Köztársaság, a Máltai Köztársaság, a Lengyel Köztársaság, a Szlovén Köztársaság és a
Szlovák Köztársaság csatlakozásának feltételeiről, valamint az Európai Unió alapját képező
szerződések kiigazításáról szóló Okmány 6. cikke (2) bekezdése alapján.
A biztosítéki megállapodás 23. cikke értelmében a csatlakozó államoknak gondoskodniuk kell
annak hatályba léptetéséről, és a korábbi „kétoldalú” megállapodás egyidejű
felfüggesztéséről, és ennek megtörténtéről a NAÜ-t írásban értesíteni kell. Hasonló eljárást
kell követni a kiegészítő jegyzőkönyv esetében is (kiegészítő jegyzőkönyv 17. cikk).
A biztosítéki megállapodás és annak kiegészítő jegyzőkönyve a NAÜ számára ugyanazokat a
jogosultságokat biztosítja, mint a „kétoldalú” megállapodás és annak kiegészítő
jegyzőkönyve. Az Európai Atomenergia-közösséget létrehozó szerződésnek (továbbiakban:
Euratom-Szerződés) megfelelően azonban a nukleáris anyagok ellenőrzésével kapcsolatos
tevékenységek a nemzeti hatóságtól az Európai Bizottság hatáskörébe kerülnek át. A
179
kiegészítő jegyzőkönyv által előírt, a nukleáris anyagokkal kapcsolatos kötelezettségek az
Európai Bizottsághoz kerülnek át, más kötelezettségek pedig nemzeti hatáskörben maradnak.
A kiegészítő jegyzőkönyv III. Mellékletének utolsó bekezdése értelmében a tagországok ezen
hatáskörüket is átruházhatják az Európai Bizottságra. Magyarország nem kíván élni ezzel a
lehetőséggel, és az Atomsorompó Szerződésben vállalt kötelezettségeinek maradéktalan
betartása érdekében a nukleáris anyagok és tevékenységek ellenőrzésére kialakított hatósági
ellenőrzési rendszerét továbbra is fenn kívánja tartani.
Az Európai Bizottság a biztosítéki megállapodásban és a kiegészítő jegyzőkönyvben rá,
valamint a tagországok nukleáris létesítményeire háruló kötelezettségek végrehajtásáról,
illetve végrehajtatásáról a hatályos, az Euratom biztosítéki rendelkezéseinek alkalmazásáról
szóló, 2005. február 8-i 302/2005/Euratom bizottsági rendelet (továbbiakban: EU biztosítéki
rendelet) útján közvetlenül gondoskodik. A továbbiakban is nemzeti hatáskörben maradó
feladatok végrehajtását a nukleáris anyagok nyilvántartási rendszeréről, nemzetközi
ellenőrzéséről és a velük kapcsolatos egyes hatósági jogkörökről szóló
39/1997. (VII. 1.) IKIM rendelet megfelelően biztosítja. A biztosítéki megállapodás és a
kiegészítő jegyzőkönyv végrehajtásának feltételei tehát adottak. Az Európai Bizottság és a
magyar hatóság tevékenységének összehangolása, a kettősségek elkerülése és a magyar
létesítményekre rótt felesleges terhek (NAÜ, Euratom és magyar ellenőrzési és jelentési
rendszer) elkerülése érdekében azonban a 39/1997. (VII. 1.) IKIM rendeletet az új
körülményekhez igazodóan a biztosítéki megállapodás, a jegyzőkönyv és a kiegészítő
jegyzőkönyv hatálybalépésének napjára célszerű hatályon kívül helyezni és új miniszteri
rendeletet kiadni.
A törvény hatályba lépésével a Magyar Népköztársaság és a Nemzetközi Atomenergia
Ügynökség között a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló szerződés
szerinti biztosítékok alkalmazásáról, Bécsben, 1972. március 6-án aláírt egyezmény
kihirdetéséről szóló 1972. évi 9. törvényerejű rendelet, valamint a Magyarország és a
Nemzetközi Atomenergia Ügynökség között a nukleáris fegyverek elterjedésének
megakadályozásáról szóló szerződésnek megfelelő biztosítékok alkalmazására 1972. március
6-án kötött egyezményhez kapcsolódó, Bécsben, 1998. november 26-án aláírt Kiegészítő
Jegyzőkönyv megerősítéséről és kihirdetéséről szóló 1999. évi XC. törvény hatálya
felfüggesztésre kerül az egyezmény és a kiegészítő jegyzőkönyv rendelkezései alapján.
Ennek következtében az atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvény (továbbiakban: Atv.)
egy pontjának módosítása is szükségessé válik a törvény hatályba lépésével egyidejűleg, mert
az Atv-ben a nukleáris létesítmény fogalmának meghatározása az 1972. évi 9. törvényerejű
rendeletre hivatkozással valósul meg ( Atv. 2.§ g) pontja).
180
Részletes indoklás
Az 1.§-hoz
A Magyar Köztársaság a 2004. évi XXX. törvény által kihirdetett a Belga Királyság, a Dán
Királyság, a Németországi Szövetségi Köztársaság, a Görög Köztársaság, a Spanyol
Királyság, a Francia Köztársaság, Írország, az Olasz Köztársaság, a Luxemburgi
Nagyhercegség, a Holland Királyság, az Osztrák Köztársaság, a Portugál Köztársaság, a Finn
Köztársaság, a Svéd Királyság, Nagy-Britannia és Észak-Írország Egyesült Királysága (az
Európai Unió tagállamai) és a Cseh Köztársaság, az Észt Köztársaság, a Ciprusi Köztársaság,
a Lett Köztársaság, a Litván Köztársaság, a Magyar Köztársaság, a Máltai Köztársaság, a
Lengyel Köztársaság, a Szlovén Köztársaság és a Szlovák Köztársaság között, a Cseh
Köztársaságnak, az Észt Köztársaságnak, a Ciprusi Köztársaságnak, a Lett Köztársaságnak, a
Litván Köztársaságnak, a Magyar Köztársaságnak, a Máltai Köztársaságnak, a Lengyel
Köztársaságnak, a Szlovén Köztársaságnak és a Szlovák Köztársaságnak az Európai Unióhoz
történő csatlakozásáról szóló Szerződés részét képező, a Cseh Köztársaság, az Észt
Köztársaság, a Ciprusi Köztársaság, a Lett Köztársaság, a Litván Köztársaság, a Magyar
Köztársaság, a Máltai Köztársaság, a Lengyel Köztársaság, a Szlovén Köztársaság és a
Szlovák Köztársaság csatlakozásának feltételeiről, valamint az Európai Unió alapját képező
szerződések kiigazításáról szóló Okmány 6. cikke (2) bekezdése elfogadásával
kötelezettséget vállalt arra, hogy a csatlakozást követően Magyarország az Európai Unió,
valamint az Európai Unió tagállamainak harmadik féllel kötött nemzetközi szerződéseit
magára nézve kötelező hatályúnak ismeri el, és ezen egyezményeket a hazai
jogszabályalkotás rendjének megfelelő módon kihirdeti, illetve hatályba lépteti.
A biztosítéki megállapodás, valamint a kiegészítő jegyzőkönyv az Euratom és a tagállamok
által harmadik féllel kötött megállapodások ebbe a körbe tartoznak. Magyarországnak tehát a
Csatlakozási szerződésben vállalt kötelezettsége a biztosítéki megállapodás és a kiegészítő
jegyzőkönyv kihirdetése és hatályba léptetése.
A 2.§-hoz
A nemzetközi szerződésekkel kapcsolatos eljárásról szóló 2005. évi L. törvény 9. §-ának
megfelelően azokat a Magyar Köztársaság által kötött nemzetközi megállapodásokat és
egyezményeket, amelyek kötelező hatályának elismerésére az Országgyűlés adott
felhatalmazást, az Országgyűlés által elfogadott törvényben kell kihirdetni.
A 3-4.§-okhoz
Az 1970. évi 12. tvr. és az 1999. évi XC. törvény tartalmilag jelentősen nem tér el a
kihirdetendő megállapodásoktól. A biztosítéki megállapodás és annak kiegészítő
jegyzőkönyve a NAÜ számára ugyanazokat a jogosultságokat biztosítja, mint a kétoldalú
szerződés és annak kiegészítő jegyzőkönyve. Az Euratom-szerződésnek megfelelően
azonban a nukleáris anyagok ellenőrzésével kapcsolatos tevékenységek a nemzeti hatóságtól
az Európai Bizottság hatáskörébe kerülnek át. A kiegészítő jegyzőkönyv által előírt nukleáris
anyagokkal kapcsolatos kötelezettségek az Európai Bizottsághoz kerülnek át, míg más
kötelezettségek nemzeti hatáskörben maradnak.
181
Az 5. §-hoz
A biztosítéki megállapodás 23. cikk a) pontja, valamint a kiegészítő jegyzőkönyv 17. cikk a)
pontja egyértelműen rendelkezik a biztosítéki megállapodás, illetve a kiegészítő jegyzőkönyv
hatálybaléptetésének módjáról. Ennek értelmében a biztosítéki megállapodás, illetve a
kiegészítő jegyzőkönyv akkor lép hatályba, amikor a részes felek (NAÜ, az Európai
Bizottság, valamint a tagállamok) saját eljárásaiknak megfelelően felkészültek annak
gyakorlati végrehajtására és az Európai Bizottság, illetve a tagállamok erről a körülményről a
NAÜ-t levélben értesítik.
A 6.§-hoz
A biztosítéki megállapodás és kiegészítő jegyzőkönyv hatályba lépésével - ezek
hatályosságának idejére - felfüggesztésre kerülnek:
a)	az 1972. évi 9. törvényerejű rendelettel kihirdetett, a Magyar Népköztársaság és a
Nemzetközi Atomenergia Ügynökség között a nukleáris fegyverek elterjedésének
megakadályozásáról szóló szerződés szerinti biztosítékok alkalmazásáról, Bécsben, 1972.
március 6-án aláírt egyezmény és
b)	az 1999. évi XC. törvénnyel kihirdetett, a Magyarország és a Nemzetközi Atomenergia
Ügynökség között a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozásáról szóló
szerződésnek megfelelő biztosítékok alkalmazására 1972. március 6-án kötött egyezményhez
kapcsolódó, Bécsben, 1998. november 26-án aláírt Kiegészítő Jegyzőkönyv hatálya alá
tartozó ügynökségi biztosítéki intézkedések.
A 7.§-hoz
Az Atomsorompó Szerződés végrehajtására kötött biztosítéki megállapodással és az ahhoz
kapcsolódó kiegészítő jegyzőkönyv végrehajtásával kapcsolatos feladatok az Atv., illetve az
OAH feladatáról, hatásköréről és bírságolási jogköréről, valamint az Atomenergia
Koordinációs Tanács tevékenységéről szóló 114/2003. (VII. 29.) Korm. rendelet alapján az
OAH feladatkörébe tartoznak. Ezért jelen törvény tárgyát képező biztosítéki megállapodás,
illetve kiegészítő jegyzőkönyv végrehajtásához szükséges intézkedésekről is az OAH, illetve
az OAH-t felügyelő miniszternek kell, hogy gondoskodnia.
A 8.§-hoz
A biztosítéki megállapodás 98. cikk (2) bekezdésének i) pontja egyértelműen meghatározza
az egyezmény hatálya alá tartozó nukleáris létesítmények körét. Ezért szükséges az
atomenergiáról szóló 1996. évi CXVI. törvényben használt nukleáris létesítmény
definíciójának a közösségi szabályozás mentén történő módosítása.
A 9.§-hoz
182
A nemzetközi szerződésekkel kapcsolatos eljárásról szóló 2005. évi L. törvény 5. §-ának
hatályos szövege a diplomáciai konferenciákon létrehozott nemzetközi szerződések esetén
kétszeres felhatalmazást kíván meg: külön-külön felhatalmazásra van szükség magán a
konferencián való részvételre és a nemzetközi szerződés létrehozására. Tekintettel egyrészt
arra, hogy a szerződés létrehozása semmilyen nemzetközi jogi kötelezettséget nem
keletkeztet az államra nézve, másrészt arra, hogy a szerződések létrehozását célzó
diplomáciai konferenciákon való részvételre való felhatalmazás megadása értelemszerűen a
szerződés létrehozására való felhatalmazás megadására is irányul, a Javaslat megszünteti a
kétszeres felhatalmazás követelményét. A nemzetközi szerződés szövegének - bizonyos
nemzetközi jogi kötelezettséget már keletkeztető - végleges megállapításához azonban
továbbra is minden esetben külön felhatalmazás lesz szükséges.
183