ISO 7097-1:2004

ISO 7097-1:2004

juillet 2004
Norme internationale En vigueur

Technologie du combustible nucléaire - Dosage de l'uranium dans des solutions, l'hexafluorure d'uranium et des solides - Partie 1 : dosage titrimétrique par réduction au fer (II) et oxydation au bichromate de potassium

L'ISO 7097-1:2004 spécifie une méthode analytique de dosage de l'uranium dans les produits purs tels que U métal, UO2, UO3, U3O8, le nitrate d'uranyle et l'hexafluorure d'uranium du cycle du combustible. Ce mode opératoire est suffisamment juste et précis pour être utilisé pour la comptabilité des matières nucléaires.Cette méthode peut être appliquée directement pour les analyses de solutions d'uranium et d'oxydes d'uranium, irradiés ou non, et de solution de nitrate d'uranyle de qualité nucléaire. Les produits de fission présents équivalents jusqu'à un taux de combustion des atomes lourds de l'ordre de 10 % n'interfèrent pas, et les autres éléments qui pourraient causer des interférences ne sont pas normalement présents à des teneurs suffisantes pour affecter le résultat de façon significative.La méthode recommande une pesée d'une aliquote d'échantillon et un titrage gravimétrique pour obtenir la précision et la fidélité nécessaires. Elle n'exclut pas l'emploi d'autres techniques, du moment que celles-ci donnent des résultats équivalents. L'exécution de certaines étapes de la méthode étant critique, l'utilisation de dispositifs automatiques présente des avantages, principalement dans le cas d'analyses de routine.

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Informations générales

Collections

Normes internationales ISO

Date de publication

juillet 2004

Nombre de pages

14 p.

Référence

ISO 7097-1:2004

Codes ICS

27.120.30   Matériaux fissiles et technologies des combustibles nucléaires

Numéro de tirage

1 - 23/08/2004
Résumé
Technologie du combustible nucléaire - Dosage de l'uranium dans des solutions, l'hexafluorure d'uranium et des solides - Partie 1 : dosage titrimétrique par réduction au fer (II) et oxydation au bichromate de potassium

L'ISO 7097-1:2004 spécifie une méthode analytique de dosage de l'uranium dans les produits purs tels que U métal, UO2, UO3, U3O8, le nitrate d'uranyle et l'hexafluorure d'uranium du cycle du combustible. Ce mode opératoire est suffisamment juste et précis pour être utilisé pour la comptabilité des matières nucléaires.

Cette méthode peut être appliquée directement pour les analyses de solutions d'uranium et d'oxydes d'uranium, irradiés ou non, et de solution de nitrate d'uranyle de qualité nucléaire. Les produits de fission présents équivalents jusqu'à un taux de combustion des atomes lourds de l'ordre de 10 % n'interfèrent pas, et les autres éléments qui pourraient causer des interférences ne sont pas normalement présents à des teneurs suffisantes pour affecter le résultat de façon significative.

La méthode recommande une pesée d'une aliquote d'échantillon et un titrage gravimétrique pour obtenir la précision et la fidélité nécessaires. Elle n'exclut pas l'emploi d'autres techniques, du moment que celles-ci donnent des résultats équivalents. L'exécution de certaines étapes de la méthode étant critique, l'utilisation de dispositifs automatiques présente des avantages, principalement dans le cas d'analyses de routine.

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