Miniaturisation de la séparation Uranium / Plutonium / Produits de Fission : conception d’un microsystème « Lab-on-cd » et application

par Anthony Bruchet

Thèse de doctorat en Chimie analytique

Sous la direction de Jérôme Randon.

Le président du jury était Didier Léonard.

Le jury était composé de Catherine Landesman, Vincent Dugas, Mariet Clarisse.

Les rapporteurs étaient Chantal Larpent, Jean-Louis Viovy.


  • Résumé

    L'analyse chimique est indispensable à de nombreuses étapes de la mise au point et dusuivi des procédés de retraitement des combustibles nucléaires usés, de la gestion des déchetsnucléaires, ou encore de l’optimisation des combustibles du futur. Le cycle global d’analysecomprend généralement plusieurs étapes de séparations chimiques longues, manuelles etdifficiles à mettre en oeuvre en raison de leur confinement en boite à gants. Il apparaîtaujourd’hui nécessaire de proposer des solutions innovantes et viables dans le butd’automatiser ces étapes mais aussi de réduire le volume de déchets radioactifs en fin de cycleanalytique. Une solution est alors la conception de plateformes analytiques miniaturiséesautomatisées et jetables.L’objectif de cette thèse est de concevoir un système miniaturisé alternatif à lapremière étape actuelle d’analyse des combustibles usés séparant, par chromatographied’échange d’ions, l’Uranium et le Plutonium des autres éléments constituant l’échantillon. Cesystème doit permettre à la fois de conserver les performances analytiques du processusactuel, de réduire drastiquement l’exposition des expérimentateurs par l’automatisation, ainsique le volume de déchets produits en fin de cycle analytique. Ainsi, la séparation a étéimplantée sur un microsystème jetable en plastique (COC), au design spécialement adapté àl’automatisation : un lab-on-CD.Le prototype développé intègre une micro-colonne séparative d’échange d’anionsremplie d’un polymère monolithique dont la synthèse in-situ ainsi que la fonctionnalisation desurface ont été optimisées spécifiquement pour la séparation voulue. Le développement duprotocole de séparation adapté à ces micro-colonnes a été réalisé à l’aide d’un outil desimulation de l’élution des différents éléments d’intérêts. Cet outil permet de prévoir lagéométrie de la colonne (section et longueur) afin d’obtenir, en fonction de l’échantillon, desfractions de collecte de l’Uranium et du Plutonium pures.Finalement, le prototype actuel est capable de conduire simultanément 4 séparationsde façon automatisée et permet de réduire à la fois le nombre de manipulations, le tempsd’analyse mais aussi de diviser approximativement par 1000 le volume des déchets liquidesgénérés.

  • Titre traduit

    Miniaturization of the separation of Uranium / plutonium / Fission products : design of a lab-on-CD microsystem and applications


  • Résumé

    The chemical analysis of spent nuclear fuels is essential to design future nuclear fuelscycle and reprocessing methods but also for waste management. The analysis cycle consistsof several chemical separation steps which are time consuming and difficult to implement dueto confinement in glove boxes. It is required that the separation steps be automated and thatthe volume of radioactive waste generated be reduced. The design of automated, miniaturizedand disposable analytical platforms should fulfill these requirements.This project aims to provide an alternative to the first analytical step of the spent fuelsanalysis: the chromatographic separation of Uranium and Plutonium from the minor actinidesand fission products.The goal is to design a miniaturized platform showing analytical performancesequivalent to the current process, and to reduce both the exposure of workers throughautomation, and the volume of waste produced at the end of the analysis cycle. Thus, theseparation has been implemented on a disposable plastic microsystem (COC), specificallydesigned for automation: a lab on a Compact Disk or lab-on-CD.The developed prototype incorporates an anion-exchange monolithic micro-columnwhose in-situ synthesis as well as surface functionalization have been optimized specificallyfor the desired separation. The development of an adapted separation protocol was carried outusing a simulation tool modeling the elution of the various elements of interest. This tool isable to predict the column geometry (length and cross section) suited to obtain pure fractionsof Uranium and Plutonium as a function of the sample composition.Finally, the prototype is able to automatically carry out four separationssimultaneously reducing the number of manipulations, the analysis time and reducing thevolume of liquid waste by a factor of 1000.


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