类型b

作者与期刊信息
本文由A. M. Chekmarev、A. V. Boyarintsev、S. I. Stepanov和A. Yu. Tsivadze共同撰写，作者分别隶属于俄罗斯门捷列夫化学技术大学（Mendeleev University of Chemical Technology of Russia）和俄罗斯科学院弗鲁姆金物理化学与电化学研究所（Frumkin Institute of Physical Chemistry and Electrochemistry, Russian Academy of Sciences）。文章发表于2017年的《Radiochemistry》期刊第59卷第4期。

主题与背景
本文的主题是探讨在Carbex流程中制备高浓度U(VI)碳酸盐溶液的物理化学原理。随着核能的广泛应用，乏核燃料（SNF）的后处理成为一项重要课题。目前工业上主要采用Purex流程进行SNF后处理，但该方法存在一些缺陷，例如高火灾和爆炸风险以及放射性废物体积较大等问题。因此，研究者们提出了多种替代方案，包括干法处理和湿法处理中的碳酸盐介质处理。其中，Carbex流程是一种基于碳酸盐介质的新型SNF后处理方法，其核心目标是通过萃取从碳酸盐溶液中实现铀和钚的最终净化。

主要观点及其支持依据

观点一：Purex流程的局限性及替代方案的需求
Purex流程的主要缺点包括高火灾和爆炸风险，这是由于浓硝酸与有机物质（如萃取剂和稀释剂）接触引起的。此外，Purex流程产生的放射性废物体积较大，且需要复杂的操作步骤来提高去污因子（decontamination factors）。为了解决这些问题，研究者们探索了多种替代方案，包括干法处理（如氟化气体法、高温冶金法和高温电化学法）和湿法处理中的碳酸盐介质处理。这些替代方案的目标是提高生产安全性并减少放射性废物体积。

支持证据：
- 文章引用了大量文献，详细描述了Purex流程的优缺点，并分析了其在实际应用中的限制。
- 研究者指出，干法处理虽然具有一定的优势，但在实际应用中仍面临技术难题，而湿法处理中的碳酸盐介质处理则因其相对温和的操作条件和较高的去污能力受到广泛关注。

观点二：Carbex流程的设计与优势
Carbex流程是一种基于碳酸盐介质的SNF后处理方法，其核心思想是通过萃取从碳酸盐溶液中实现铀和钚的最终净化。与传统的沉淀法相比，Carbex流程使用季铵碳酸盐（QACs）作为溶剂，能够显著提高去污因子，并允许通过增加萃取步骤来进一步提高净化效果。

支持证据：
- Carbex流程的操作步骤类似于Purex流程，包括挥发氧化（voloxidation）、氧化溶解、萃取、固相剥离等步骤。
- 与传统方法相比，Carbex流程能够在后续萃取过程中使用高浓度的U(VI)碳酸盐溶液，从而提高净化效率。
- 研究表明，在碳酸盐介质中，H₂O₂的存在可以形成混合型过氧碳酸盐配合物，显著提高U(VI)的溶解度。

观点三：高浓度U(VI)碳酸盐溶液的制备方法
为了实现高效的萃取过程，必须制备高浓度的U(VI)碳酸盐溶液。研究表明，在碳酸盐溶液中加入H₂O₂可以通过形成混合型过氧碳酸盐配合物显著提高U(VI)的溶解度。此外，超声波处理可以显著加速溶解过程，并提高溶液中U(VI)的浓度。

支持证据：
- 实验数据表明，在含有H₂O₂的碳酸盐溶液中，U(VI)的浓度可以达到80 g/L以上，而在超声波处理下，浓度可进一步提高至200 g/L。
- 研究还发现，H₂O₂在碳酸盐溶液中分解迅速，不会对有机相或设备材料造成氧化损伤，这为后续萃取过程提供了安全保障。

观点四：模拟裂变产物的去除效率
在氧化溶解过程中，部分裂变产物（FPs）会进入水相，而另一些则会以不溶性形式被分离出来。研究表明，通过氧化溶解和后续萃取步骤，可以从U(VI)中有效去除裂变产物，去污因子可达数百至数千。

支持证据：
- 实验结果表明，对于易溶性杂质（如Mo、Cs、Ca、Cu），去污因子不超过5；而对于难溶性杂质（如Zr、Ba、Sr），去污因子可高达250至3600。
- 通过将UO₂转化为过氧化物UO₄后再溶解，可以获得高浓度的U(VI)溶液，同时显著提高去污效率。

意义与价值
本文详细探讨了Carbex流程的物理化学原理及其在SNF后处理中的潜在应用价值。研究表明，通过优化氧化溶解条件和使用超声波处理，可以在碳酸盐介质中制备高浓度的U(VI)溶液，从而为后续萃取过程提供理想的基础。此外，Carbex流程不仅能够显著提高去污因子，还可以减少放射性废物体积，为SNF后处理提供了一种安全、高效的新方法。这一研究为未来核燃料循环技术的发展提供了重要的理论支持和技术参考。