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Norme et/ou projet sous la responsabilité directe du ISO/TC 85/SC 5 Secrétariat Stade ICS
Énergie nucléaire — Matières fissiles — Principes de sécurité en matière de criticité lors du stockage, de la manipulation et du traitement
95.99
Énergie nucléaire — Matières fissiles — Principes de sûreté-criticité lors des opérations d'entreposage, de manutention et de mise en oeuvre du procédé
60.60
Énergie nucléaire — Matières fissiles — Principes de sûreté-criticité lors des opérations d'entreposage, de manutention et de mise en oeuvre du procédé — Amendement 1: Méthodes de contrôle et équipements importants pour la sûreté
60.60
Matières radioactives — Emballages — Essais d'étanchéité au contenu et d'homogénéité d'atténuation du rayonnement
95.99
Préparation de traceurs uranium et plutonium pour les analyses par spectrométrie de masse avec dilution isotopique
20.00
Essai de lixiviation de longue durée des formes de déchets radioactifs solidifiés
95.99
Méthode normalisée d'essai de la stabilité à long terme à l'irradiation alpha des formes de déchets solidifiés de haute activité
95.99
Énergie nucléaire — Méthode d'essai normalisée de la stabilité à long terme à l'irradiation alpha des matrices de confinement des déchets radioactifs de haute activité
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Dosage de l'uranium dans des solutions, l'hexafluorure d'uranium et des solides — Partie 1: Méthode titrimétrique par réduction au fer(II) et oxydation au bichromate de potassium
90.92
Technologie du combustible nucléaire — Dosage de l'uranium dans des solutions, l'hexafluorure d'uranium et des solides — Partie 1: Méthode titrimétrique par réduction au fer(II) et oxydation au bichromate de potassium
20.00
Technologie du combustible nucléaire — Dosage de l'uranium dans des solutions, l'hexafluorure d'uranium et des solides — Partie 2: Méthode titrimétrique par réduction au fer(II) et oxydation au cérium(IV)
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Dosage de l'uranium dans des solutions, l'hexafluorure d'uranium et des solides — Partie 2: Méthode titrimétrique par réduction au fer(II) et oxydation au cérium(IV)
60.60
Dosage de l'uranium dans les solutions de combustibles pour réacteurs et dans les solutions de produits à base d'uranium — Méthode titrimétrique par réduction par le sulfate de fer (II) et oxydation par le dichromate de potassium
95.99
Emballage de l'hexafluorure d'uranium (UF6) en vue de son transport
95.99
Énergie nucléaire — Emballage de l'hexafluorure d'uranium (UF6) en vue de son transport
95.99
Energie nucléaire — Emballages pour le transport de l’hexafluorure d’uranium (UF6)
60.60
Détermination de l'uranium dans les solutions de nitrate d'uranyle de qualité nucléaire — Méthode gravimétrique
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Détermination de l'uranium dans les solutions de nitrate d'uranyle de qualité nucléaire — Méthode gravimétrique
90.93
Énergie nucléaire — Prescriptions relatives aux caractéristiques techniques et aux méthodes d'essai des systèmes de détection et d'alarme de criticité
90.92
Sûreté-criticité — Systèmes de détection et d’alarme de criticité dans le cadre de l’exploitation
40.60
Détermination du plutonium dans des solutions d'acide nitrique — Méthode par oxydation par le cérium(IV), réduction par le sulfate d'ammonium et de fer(II), et titrage en retour par le dichromate de potassium, suivi par ampérométrie
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Détermination de quelques milligrammes de plutonium dans des solutions d'acide nitrique — Titrage potentiométrique avec le dichromate de potassium après oxydation par le Ce(IV) et réduction par le Fe(II)
90.93
Détermination de la teneur isotopique et chimique en uranium et plutonium d'une solution d'acide nitrique — Méthode par spectrométrie de masse
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Détermination de la teneur isotopique et des concentrations en matériaux nucléaires de l'uranium et du plutonium dans une solution d'acide nitrique par spectrométrie de masse à thermoionisation
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Détermination de la teneur isotopique et de la concentration d'uranium et du plutonium dans les matières nucléaires en solution d'acide nitrique par spectrométrie de masse à thermo-ionisation
60.60
Détermination de la teneur en plutonium dans du dioxyde de plutonium (PuO2) de qualité nucléaire — Méthode gravimétrique
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Détermination de la teneur en plutonium dans du dioxyde de plutonium de qualité nucléaire — Méthode gravimétrique
90.93
Titre manque — Partie 1: Title missing
20.00
Title missing — Partie 2: Title missing
20.00
Title missing — Partie 3: Title missing
20.00
Title missing — Partie 4: Title missing
20.00
Title missing — Partie 5: Title missing
20.00
Title missing — Partie 6: Title missing
20.00
Titre manque
20.98
Détermination du plutonium dans les solutions de nitrate de plutonium pur — Méthode gravimétrique
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Détermination du plutonium dans les solutions de nitrate de plutonium pur — Méthode gravimétrique
90.93
Titre manque
30.60
Poudre et pastilles frittées de dioxyde d'uranium — Détermination du rapport atomique oxygène/uranium — Méthode ampérométrique
95.99
Énergie nucléaire — Poudre et pastilles frittées de dioxyde d'uranium — Détermination du rapport atomique oxygène/uranium par la méthode ampérométrique
90.93
Uranium métal, et poudre et pastilles de dioxyde d'uranium — Dosage de l'azote — Méthode utilisant l'électrode sensible à l'ammoniac
90.93
Poudre de dioxyde d'uranium — Détermination de la masse volumique apparente et de la masse volumique après tassement
95.99
Poudre de dioxyde d'uranium — Détermination de la masse volumique apparente et de la masse volumique après tassement
60.60
Pastilles de dioxyde d'uranium — Détermination de la masse volumique et de la quantité de pores ouverts et fermés — Méthode à eau bouillante et méthode de pénétration par immersion
95.99
Énergie nucléaire — Pastilles de dioxyde d'uranium — Détermination de la masse volumique et de la fraction volumique de pores ouverts et fermés
90.93
Pastilles de dioxyde d'uranium — Détermination de la masse volumique et de la porosité totale — Méthode de déplacement du mercure
90.93
Solutions nitriques d'entrée des usines de retraitement — Dosage spectrophotométrique du plutonium après oxydation en plutonium(VI)
95.99
Énergie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire — Détermination du plutonium dans les solutions d'acide nitrique par spectrophotométrie
95.99
Énergie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire — Détermination du plutonium dans les solutions d'acide nitrique par spectrophotométrie
60.60
Détermination de la teneur en carbone dans la poudre et les pastilles frittées de dioxyde d'uranium — Combustion dans un four à résistance — Méthode par titrimétrie/coulométrie/absorptiométrie infrarouge
90.93
Détermination de la teneur en carbone dans la poudre et les pastilles frittées de dioxide d'uranium — Combustion dans un four éléctrique à induction — Méthode par titrimétrie/coulométrie/absorptiométrie infrarouge
90.93
Métal d'uranium, poudre et pastilles frittées de dioxyde d'uranium, et solutions de nitrate d'uranyle — Détermination de la teneur en fluor — Méthode de l'électrode sélective des ions fluorure
90.93
Sous-échantillonnage de l'hexafluorure d'uranium en phase liquide
90.93
Dosage de l'uranium dans la poudre et les pastilles de dioxyde d'uranium — Méthode titrimétrique par réduction par le sulfate de fer (II) et oxydation par le dichromate de potassium
95.99
Énergie nucléaire — Technologie du combustible — Tourillons pour colis de transport de matières radioactives
95.99
Énergie nucléaire — Technologie du combustible — Systèmes de tourillons pour colis de transport de matières radioactives
60.60
Vérification du titre des solutions de référence utilisées pour la mesure des concentrations
90.93
Dosage de l'uranium dans les solutions de dissolution des usines de retraitement — Méthode par chromatographie en phase liquide
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Dosage de l'uranium dans les solutions de dissolution des usines de retraitement — Méthode par chromatographie en phase liquide
90.60
Sûreté-criticité — Valeurs critiques pour oxydes mixtes homogènes de plutonium et d'uranium hors réacteurs
90.93
Sûreté-criticité — Valeurs critiques pour oxydes mixtes homogènes de plutonium et d'uranium hors réacteurs — Amendement 1: Corrections et clarifications
60.00
Sûreté-criticité — Préparation des interventions et intervention d'urgence
90.93
Lignes directrices pour l'échantillonnage du dioxyde de plutonium (PuO2) dans une usine de retraitement
90.60
Préparation des sources de plutonium et détermination du rapport isotopique 238Pu/239Pu par spectrométrie alpha
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Préparation des sources de plutonium et détermination du rapport isotopique 238Pu/239Pu par spectrométrie alpha
90.60
Qualification d'échantillons de solutions de nitrate d'uranyle ou de plutonium par mesure de la masse volumique
95.99
Exigences pour obtenir un échantillonnage représentatif de solutions de nitrate d'uranyle en vue de déterminer la concentration d'uranium
95.99
Détermination de la porosité et de la perméabilité au gaz de liants hydrauliques contenant des déchets radioactifs
90.93
Mesures d'activité de matériaux solides considérés comme déchets non radioactifs destinés à un recyclage, une réutilisation ou une mise au rebut
90.93
Dosage du plutonium par coulométrie à potentiel imposé
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Dosage du plutonium par coulométrie à potentiel imposé
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Dosage du plutonium par coulométrie à potentiel imposé
90.92
Technologie du combustible nucléaire — Dosage du plutonium par coulométrie à potentiel imposé
20.00
Détermination de la solubilité dans l'acide nitrique du plutonium des pastilles (U,Pu)O2 de combustibles d'oxydes mixtes non irradiés
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Dioxyde d'uranium en poudres et en pastilles — Détermination de la teneur en uranium et du rapport oxygène/uranium en utilisant la méthode gravimétrique avec correction des impuretés
90.60
Énergie nucléaire — Dosage de la teneur en azote des pastilles frittées d'UO2, (U,Gd)O2 et (U,Pu)O2 — Méthode d'extraction par gaz inerte et méthode de mesurage de la conductivité
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Principe de la mesure de l'aire massique (surface spécifique) des poudres d'oxyde d'uranium par la méthode BET
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Lignes directrices pour le mesurage de l'aire massique (surface spécifique) des poudres d'oxyde d'uranium par la méthode BET
90.93
Echantillonnage représentatif de solutions de nitrate de plutonium en vue de déterminer la concentration du plutonium
90.93
Sûreté des transports de matières radioactives — Contrôle de l'étanchéité des colis
95.99
Sûreté des transports de matières radioactives — Contrôle de l'étanchéité des colis
60.60
Poudre de dioxyde de plutonium de qualité nucléaire en vue de la fabrication de combustibles MOX pour réacteur à eau légère — Guide d'aide à la définition d'une spécification de produit
90.20
Dosage simultané de l'uranium et du plutonium dans les solutions de dissolution des usines de retraitement — Méthode combinée de spectrométrie d'absorption K et de fluorescence X
90.20
Détermination du neptunium dans les solutions d'acide nitrique par spectrophotométrie d'absorption moléculaire
95.99
Énergie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire — Détermination du neptunium dans les solutions d'acide nitrique par spectrophotométrie
90.60
Énergie nucléaire — Mesurage de l'activité de colis de déchets- — Partie 1: Spectrométrie gamma haute résolution en mode intégral et géométrie ouverte
95.99
Technologie du combustible nucléaire - Critères administratifs concernant la sûreté-criticité nucléaire
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Séparation et purification chimiques de l'uranium et du plutonium dans les solutions d'acide nitrique par extraction chromatographique par solvant pour les mesures isotopiques et les analyses par dilution isotopique — Partie 1: Échantillons ayant des teneurs en plutonium de l'ordre du microgramme et en uranium de l'ordre du milligramme
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Séparation et purification chimiques de l'uranium et du plutonium dans les solutions d'acide nitrique par extraction chromatographique par solvant pour les mesures isotopiques et les analyses par dilution isotopique — Partie 2: Échantillons ayant des teneurs en plutonium et en uranium de l'ordre du nanogramme et inférieures
90.93
Énergie nucléaire — Séparation et purification chimique de l'uranium et du plutonium dans les solutions d'acide nitrique par extraction chromatographique par solvant pour les mesures isotopiques et les analyses par dilution isotopiques
95.99
Test de refrittage pour pastilles UO2, (U,Gd)O2 et (U,Pu)O2
90.60
Energie nucléaire — Analyse isotopique de l'hexafluorure d'uranium — Méthode du double étalon pour la spectrométrie de masse avec source à gaz
90.93
Énergie nucléaire — Dosage de la teneur totale en hydrogène de poudres de PuO2 et UO2, et de pastilles frittées d'UO2, (U,Gd)O2 et (U,Pu)O2 — Méthode d'extraction par gaz inerte et méthode de mesure de la conductivité
90.93
Sécurité de criticité nucléaire — Évaluation du nombre de fissions en cas d'un hypothétique accident de criticité
90.93
Énergie nucléaire — Évaluation de l'homogénéité de la distribution du Gd dans les mélanges de combustibles au gadolinium et détermination de la teneur en Gd2O3 dans les pastilles combustibles au gadolinium par mesurage des éléments uranium et gadolinium
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Guide pour la préparation céramographique de pastilles UO2 frittées pour l'examen de la microstructure
95.99
Technologie du combustible nucléaire — Lignes directrices pour la préparation céramographique de pastilles UO2 frittées pour l'examen de la microstructure
60.60
Énergie nucléaire — Détermination des produits carbonés et fluorures dans l'hexafluorure d'uranium par spectrométrie infrarouge
90.60
Énergie nucléaire — Dosage de Gd2O3 dans des pastilles combustibles au gadolinium par spectrométrie à fluorescence X
90.92
Énergie nucléaire — Dosage de Gd2O3 dans des pastilles combustibles au gadolinium par spectrométrie à fluorescence X
30.99
Énergie nucléaire — Dosage de Gd2O3 dans des mélanges de poudres et dans des pastilles combustibles au gadolinium par spectrométrie par émission atomique à plasma à couplage inductif (ICP-AES)
95.99
Énergie nucléaire — Dosage de Gd2O3 dans des mélanges de poudres et dans des pastilles combustibles au gadolinium par spectrométrie par émission atomique à plasma à couplage inductif (ICP-AES)
60.60
Énergie nucléaire — Test de durabilité chimique en mode Soxhlet — Application aux matrices vitrifiées des déchets radioactifs de haute activité
90.93
Energie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire — Méthode théorique de calcul de l'activation pour évaluer la radioactivité des déchets activés produits par les centrales nucléaires
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Étalonnage et détermination du volume de cuve pour la comptabilité des matières nucléaires — Partie 1: Aperçu général de la procédure
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Étalonnage et détermination du volume de cuve pour la comptabilité des matières nucléaires — Partie 2: Normalisation des données pour l'étalonnage de cuve
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Étalonnage et détermination du volume de cuve pour la comptabilité des matières nucléaires — Partie 3: Méthodes statistiques
90.60
Technologie du combustible nucléaire — Étalonnage et détermination du volume de cuve pour la comptabilité des matières nucléaires — Partie 4: Détermination précise de la hauteur de liquide dans une cuve bilan équipée de cannes de bullage, bullage lent
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Étalonnage et détermination du volume de cuve pour la comptabilité des matières nucléaires — Partie 5: Détermination précise de la hauteur de liquide dans une cuve bilan équipée de cannes de bullage, bullage rapide
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Étalonnage et détermination du volume de cuve pour la comptabilité des matières nucléaires — Partie 6: Détermination précise de la masse volumique d'un liquide dans une cuve bilan équipée de cannes de bullage
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Dissolution des matériaux contenant du dioxyde de plutonium — Partie 1: Dissolution des poudres de dioxyde de plutonium
60.60
Technologie du combustible nucléaire — Dissolution des matériaux contenant du dioxyde de plutonium — Partie 2: Dissolution de pastilles et poudres de MOX (ou mélanges d'oxydes)
60.60
Énergie nucléaire — Lignes directrices pour l'évaluation des incertitudes de mesure des impuretés en solution d'uranium par analyse de régression linéaire
60.60
Principes de caractérisation des sols, bâtiments et infrastructures contaminés par des radionucléides, à des fins de réhabilitation
90.20
Lignes directrices pour le mesurage de déchets radioactifs par spectrométrie gamma
90.93
Énergie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire — Méthode des ratios pour déterminer la radioactivité des colis de déchets de faible et moyenne activité produits par les centrales nucléaires
90.20
Sûreté-criticité — Dimensions géométriques pour garantir la sous-criticité — Dimensions d'équipements et cotes d'implantation
60.60
Détermination de la solubilité dans I'acide nitrique du plutonium des pastilles (U, Pu) O2 de combustibles d'oxydes mixtes non irradiés
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Détermination du rapport O/M dans les pastilles MOX — Méthode gravimétrique
95.99
Énergie nucléaire — Technologie du combustible — Détermination du rapport O/M dans les pastilles MOX par la méthode gravimétrique
90.60
Poudres et pastilles frittées (U,Pu)O2 — Détermination du chlore et du fluor
90.93
Détermination de la teneur en carbone des poudres et des pastilles frittées d'UO2, (U, Gd)O2 et (U, Pu)O2 — Combustion dans un four à induction haute fréquence — Spectrométrie d'absorption infrarouge
90.60
Technologie du combustible nucléaire — Spectrométrie alpha — Partie 1: Détermination du neptunium dans l'uranium et ses composés
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Spectrométrie alpha — Partie 2: Détermination du plutonium dans l'uranium et ses composés
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Spectrométrie alpha — Partie 3: Détermination de l'uranium 232 dans l'uranium et ses composés
90.93
Technologie du combustible nucléaire — Pastilles (U,Pu)O2 frittées — Préconisations relatives à la préparation céramographique pour examen de la microstructure
90.92
Technologie du combustible nucléaire — Pastilles (U,Pu)O2 frittées — Préconisations relatives à la préparation céramographique pour examen de la microstructure
20.00
Énergie nucléaire — Détermination du chlore et du fluor dans les poudres de dioxyde d'uranium et les pastilles frittées
95.99
Énergie nucléaire — Détermination du chlore et du fluor dans les poudres de dioxyde d'uranium et les pastilles frittées
90.60
Sûreté-criticité — Déchets solides à l'exclusion du combustible nucléaire irradié et non irradié
60.60
Sûreté-criticité — Formation à la sûreté-criticité dans le cadre de l’exploitation
60.60
Gestion des déchets radioactifs des installations nucléaires — Partie 1: Principes généraux, objectifs et approches pratiques
50.20
Énergie nucléaire — Technologie du combustible nucléaire — Méthodologies pour l'évaluation de la radioactivité des déchets de Très Faibles Activité (TFA) produits par les installations nucléaires
40.00
Détermination de la quantité d'uranium dans des échantillons du cycle du combustible nucléaire par spectrométrie de discontinuité d'absorption L
60.60
Technologie nucléaire — Combustibles nucléaires — Modes opératoires pour le mesurage des impuretés élémentaires des matériaux à base d'uranium et de plutonium par spectrométrie de masse avec plasma à couplage inductif
90.93
Sûreté-criticité — Analyse d'un hypothétique accident de criticité
90.93
Sûreté-criticité — Évaluation des systèmes mettant en oeuvre des combustibles REP UOX — Approche conservative de crédit burnup
90.60

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