Une étude conjointe du CEA et d'AREVA la Hague a montré qu'une des voies d'amélioration majeure des usines de traitement/recyclage du combustible nucléaire usagé, actuelles et futures, concerné le domaine de l'analyse. En effet, le suivi et le pilotage des procédés déployés dans ces usines nécessitent de nombreuses analyses générant de grandes quantités d'effluents radioactifs. Réduire les volumes mis en jeu lors de ces analyses permettrait donc de réduire la nocivité des échantillons et des effluents et donc d'accroitre la sureté pour le personnel et de réduire l'impact sur l'environnement et le coût de fonctionnement des usines. Parmi toutes les analyses effectuées, la mesure d'acidité libre est la plus fréquente, car c'est un paramètre indispensable pour pouvoir piloter correctement le procédé. C'est pourquoi, ces travaux de thèse ont abouti à l'amélioration de la méthode de mesure via une réduction d'échelle de l'analyse et une automatisation du protocole de mesure. Deux voies ont été étudiées : - le titrage par injection séquentielle (SIA), qui est un dispositif de 25 L de volume et qui par rapport à la méthode d'analyse de référence, réduit 1000 fois le volume d'échantillon nécessaire à l'analyse, 8 fois le temps d'analyse et 40 fois le volume d'effluents générés. - le titrage ballist-mix emploie un dispositif microfluidique qui, après intégration et réduction des composants, peut atteindre un volume de 25 mL et offre des performances analytiques comparables à celles obtenues en SIA. La méthode par SIA a été validée sur des solutions chargées en uranium alors que la technologie utilisée pour développer les titrages ballist-mix est en cours de validation. Cependant le principe opératoire du titrage ballist-mix est plus avantageux puisqu'il simplifie le travail de développement analytique du fait de la possibilité de simuler en avance les phénomènes physicochimiques ayant lieu lors du titrage / A joint study between the CEA and Areva La Hague has shown that chemical analysis is a crucial parameter for achieving a better performance in present and future spent nuclear fuel reprocessing plants. In fact, each plant’s process monitoring and control require a significant amount of laboratory analysis leading in overall to a considerable amount of nuclear waste. Hence, reducing the sample’s required volume for analysis would reduce its toxicity and subsequent waste, therefore increasing personnel safety, decreasing the environmental impact and the plant’s operation cost. Among the process control analytical workload, the free acidity measurement has been identified as a key analysis due to its measurement frequency. For this reason, the main objective of this research has been focused in the improvement of a reference method for free acidity measurement. The following work has been divided in two main studies seeking for the reduction of the sample volume and the automation of the analytical method protocol: - Sequential Injection Analysis (SIA) titration, whose application requires the employment of a device occupying a 25 L space, and which reduces 1000 fold the sample volume per analysis, 8 times the analysis time and 40 fold the amount of waste generated when compared to the reference analytical method. - Ballist-mix titration, whose analytical performance is equivalent to the SIA titration, but whose implementation is done inside a microfluidic device occupying a volume as low as 25 mL after integration of all of the elements needed for analysis. At the present time, the SIA titration has been validated using nitric acid samples containing uranyl cations, whereas the ballist-mix titration is being validated with the same sample conditions. However, this last analytical technique features a simplified operating principle which allows the user to shorten the analytical development process by opening the possibility to simulate the process before any experimentation