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高放射性废物(HLW)是商业和军事等方面的核能利用后产生的乏燃料经处理的产物,其中残留的Pu对人体具有极大的放射性危害,并且待处置的大量HLW限制了相关产业的发展。玻璃固化后对HLW进行永久地质处置是如今大批量解决其存放问题的唯一方式。在实际情况下,HLW中放射性核素含量随来源及处理过程的不同而有很大起伏,但很少有相关研究对有效核素固化量作出分析。因此本文率先研究了不同体系玻璃固化体中核素含量对结构的影响,以及由此导致化学稳定性的改变,而后通过抗浸出性能评价得出核素固化量与化学稳定性的关系。玻璃的热力学亚稳态结构在大强度和长时间辐照作用下难以满足上万年稳定性的需要,于是研究基于前期试验选择化学稳定性较为优异的玻璃体系,添加金属氧化物,对玻璃固化体进行热处理,使其进一步转变为玻璃陶瓷固化体,实现陶瓷固化高放射性核素、玻璃固化中低放废物的复合固化模式。同时控制固化体组成,研究在优化的结构中核素含量对固化体晶化及抗浸出性能的影响。于是本文在对HLW来源及固化处理的方式进行综合论述的基础上,通过CeO2引入Ce作为Pu的模拟核素,采用差热分析(DTA)、X射线扫描仪(XRD)、冷场发射扫描电子显微镜(FE-SEM)、透射电子显微镜(TEM)和等离子体质谱(ICP-MS)等检测手段开展了以下研究：(1)研究钠铝硅和铝硼硅玻璃固化不同掺量CeO2后结构及抗浸出性能的变化规律,得出模拟核素的最有效玻璃固化含量,以及抗浸出性能较优的玻璃体系。(2)基于优化的玻璃体系加入CeO2、CaO及不同质量分数的TiO2和ZrO2,通过熔融法调整热处理温度制备出具有单相六方晶系钙钛锆石(CaZrTi2O7-3T)的玻璃陶瓷固化体。研究不同TiO2和ZrO2掺量对钙钛锆石玻璃陶瓷固化体抗Ce离子浸出性能的影响,得到优化的热处理温度及有效的TiO2和ZrO2掺量；(3)在优化的钙钛锆石玻璃陶瓷固化体热处理制度和配比的基础上研究了B2O3和CeO2对玻璃陶瓷固化体的析晶行为和Ce离子抗浸出性能的影响,分析了Ce在钙钛锆石晶体中的固化机制,得到玻璃陶瓷固化体中模拟核素的有效固化量,并研究同条件下与玻璃固化体之间的抗浸出性能差异。本文的创新之处在于：(1)首次通过抗浸出实验研究模拟核素对固化体化学稳定性的贡献,并由此得出玻璃固化体的有效固化比例；(2)可控制备出单相六方晶系钙钛锆石玻璃陶瓷固化体,相比于传统的单斜晶系钙钛锆石,具有更为优异的包容性和化学稳定性；(3)研究六方钙钛锆石玻璃陶瓷体的结构与Ce02的交互影响机制,为玻璃陶瓷体有效固化放射性核素提供了新的研究思路。