Тезис
Specifies an analytical method for the accurate and precise determination of uranium in solutions of reactor fuels fed to reprocessing plants and in the uranyl(VI) nitrate product solutions from such plants. The method can be used directly for the analysis of nitric acid solution of most uranium and uranium/plutonium oxide reactor fuels, either irradiated or unirradiated. Fission products equivalent to up to 10 % burn-up of heavy atoms do not interfere.
Общая информация
-
Текущий статус: ОтозваноДата публикации: 1983-12Этап: Отмена международного стандарта [95.99]
-
Версия: 1
-
Технический комитет :ISO/TC 85/SC 5ICS :27.120.30
- RSS обновления
Жизненный цикл
-
Сейчас
-
00
Предварительная стадия
-
10
Стадия, связанная с внесением предложения
-
20
Подготовительная стадия
-
30
Стадия, связанная с подготовкой проекта комитета
-
40
Стадия, связанная с рассмотрением проекта международного стандарта
-
50
Стадия, на которой осуществляется принятие стандарта
-
60
Стадия, на которой осуществляется публикация
-
90
Стадия пересмотра
-
95
Стадия, на которой осуществляется отмена стандарта
-
00
-
Пересмотрен
ОпубликованоISO 7097-1:2004
ОтозваноISO 7097-2:2004