L’analyse des radionucléides est une nécessité pour la gestion des matières et déchets radioactifs liée à l’industrie nucléaire. Pour éviter les interférences et améliorer la précision des mesures, les étapes de traitement de l’échantillon et de séparations restent aujourd’hui incontournables. Elles sont cependant longues, irradiantes, difficiles à mettre en œuvre en boite à gants et produisent un volume de déchets liquides et solides significatif. L’objectif de cette thèse est de proposer une alternative innovante à l’utilisation des colonnes d’extraction sur phase solide dans les protocoles de séparation des radionucléides en milieu nitrique concentré permettant de réduire ces déchets en fin de cycle analytique et d’automatiser ces étapes. Un premier microsystème jetable en plastique (COC) intégrant une micro-colonne séparative de chromatographie d’extraction a été conçu. La phase stationnaire est un monolithe poly(AMA-co-EDMA) synthétisé par photopolymérisation in situ à structure ajustable, fonctionnalisable à façon, résistant au milieu nitrique concentré. Les capacités d’échange obtenues sont de l’ordre de 150 mgU/g de monolithe pour le TBP et le mélange TBP/CMPO et 280 mgU/g de monolithe pour le DAAP. Les valeurs des coefficients de partage des monolithes imprégnés ont été déterminées pour U(VI), Th(IV), Eu(III) et Nd(III) pour les 3 extractants (ainsi que pour Pu(IV) dans le cas de monolithes imprégnés par le TBP). La synthèse du monolithe a été transférée en microsystème centrifuge et après étude hydrodynamique, la séparation U,Th/Eu en milieu nitrique a été réalisée sur colonne imprégnée TBP en microsystème classique puis transférée en microsystème centrifuge. / Radionuclides analysis is a key point for nuclear waste management and nuclear material control. Several steps of sample modification have to be carried out before measurements in order to avoid any interferences and improve measurement precision. However those different steps are long, irradiant and difficult to achieve in gloveboxes. Moreover they produce liquid and solid waste. The goal of the study is to offer a new alternative to the use of solid phase extraction column for radionuclides separation in hard nitric acid medium. The system will decrease the amount of nuclear waste due to the analysis and automatize the different steps of the analysis. A plastic device made of COC containing a micro solid phase extraction column is first designed. Stationary phase is a poly(AMA-co-EDMA) monolith synthetized in situ. Its structure is adjustable and its functionalization versatile with a high resistance to nitric acid medium. Exchange capacity is 150 mg/g of monolith for TBP and TBP/CMPO column and up to 280 mg/g of monolith in case of DAAP. Exchange coefficients are determined for U(VI), Th(IV), Eu(III) and Nd(III) for 3 different extractants (and Pu(IV) in case of TBP column). Monolith synthesis is transferred in centrifugal device and hydrodynamic behavior studied. U,Th/Eu separation was finally carried out in both classic and centrifugal microsystem on TBP column.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:theses.fr/2017PA066423 |
| Date | 23 November 2017 |
| Creators | Losno, Marion |
| Contributors | Paris 6, Mariet, Clarisse, Descroix, Stéphanie |
| Source Sets | Dépôt national des thèses électroniques françaises |
| Language | French |
| Detected Language | French |
| Type | Electronic Thesis or Dissertation, Text |
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