核能在缓解能源危机的同时,产生的放射性废物严重威胁人类的生命安全。目前,如何对高放废液（HLW）进行有效处理和处置引起了海内外学者的广泛关注。地聚合物因具有独特的网络状结构可用于固化处理核废液,但鲜有学者对其进一步陶瓷化进行研究。因此,本论文通过对比粉煤灰及偏高岭土基地聚合物的物理特性以及矿物组成的变化,阐明高温陶瓷化的演变特性。利用4A沸石、硅酸钾和偏高岭土为原料制备陶瓷,对模拟核素锶、铯进行固化,并研究了陶瓷固化体的物理特性和抗浸出性能,结合矿物组成、微观形貌及分子组分分析,阐明了陶瓷固化体的性能及固化机理。以此为依据,进一步对含核沸石添加量对陶瓷固化体性能带来的影响展开研究,以期为地聚合物陶瓷固化高放废液大规模工业化应用提供一定的理论与实践基础。本论文研究表明:偏高岭土基地聚合物样品较粉煤灰样品具有更好的耐高温性能,在高温1200℃左右,偏高岭土基地聚合物有大量白榴石相生成,样品结构平整光滑,气孔率实现最小值,抗压强度急剧提升。碱金属钾离子半径较大,使得钾-基偏高岭土地聚合物样品在1100℃率先出现白榴石晶相衍射峰,气孔率为1.21%,抗压强度提升至47.76 MPa,较钠-基偏高岭土地聚合物样品高出12.98 MPa,更适用于制备陶瓷固化体。含锶沸石、含铯沸石的两组地聚合物陶瓷固化体致密性好,具有很好的机械性能和抗浸出（离子扩散）性能。两组地聚合物陶瓷固化体在900℃开始,样品气孔率明显减小,体积密度增大,在1100℃有大量光滑稳定的陶瓷相结构生成,内部结构致密,两组陶瓷固化体样品强度分别提高至81.33 MPa和91.45 MPa,在去离子水、卤水、硅酸盐水中较原样表现出更好的抗浸出性能,浸出率均低于工业标准值,具有很好的长期稳定性。含核沸石添加量对陶瓷固化体性能影响较为明显,含核沸石添加量在60%时,沸石中碱金属参与反应,降低样品的熔融温度,1100℃时局部熔融生成新的霞石相,含核沸石添加量在70%-90%时,有大量霞石、白榴石等陶瓷相的生成,物相分析表明游离SiO₂熔融成玻璃相,填补孔隙,样品抗压强度提升。在高浓度卤水溶液中,含核沸石掺量为90%时,样品在整个浸出周期内浸出率均满足工业限值,可实现高放废液的安全处置。