长寿命放射性核素135Cs、36Cl和129I的有效管理对于乏燃料的后处理以及废物固化体的地质存储寿命至关重要。在研发具有高Cs、Cl和I限制能力的先进核废物固化体和最小化Cs、Cl和I损失的制造技术方面,存在重大挑战。同时浸出问题是固化长寿命135Cs、36Cl和129I放射性核素材料的重要考量指标,但是关于SPS高压烧结制备的致密固化体的化学反应性/耐久性的相关结果缺乏,因此,采用浸出实验测量固化体中关键元素的释放量以确定其对放射性核素的固定能力及化学耐久性。采用高能离子辐照模拟服役过程中α衰变引起的辐照效应,进行辐照温度和SPS烧结对固化体辐照稳定性影响的研究与分析。在深层地质储存研究中,关于不锈钢罐和陶瓷废物固化体的腐蚀研究大都是分开进行的,很少关注它们之间的潜在交互作用。当不同材料组合成存储系统进行同时腐蚀时,两个紧密接触材料之间的界面可能会影响腐蚀过程,但这在目前核废物安全处理和性能评估模型中没有被考虑。综合上述现状,本文围绕核废物固化体陶瓷材料的制备、浸出测试、界面相互作用对废物固化体腐蚀的影响,以及辐照稳定性展开深入系统研究。在1300℃和40MPa烧结条件下,通过放电等离子体烧结制备出了固定铯的Ba1.23Al2.46Ti5.54O16、Ba1.15Cr2.3Ti5.7O16 和 Ba1.15Ti2.3Ti5.7O16 三种碱硬锰矿块体。Ba1.23Al2.46Ti5.54O16的平均晶粒尺寸为2.4±0.8μm,致密度为95.3%,硬度值为1.46GPa;Ba1.15Cr2.3Ti5.7O16致密度为97.7%,平均晶粒尺寸为2.7±0.6μm,硬度值为2.71GPa;Ba1.15Ti2.3Ti5.7O16的平均晶粒尺寸为4.7±1.1μm,致密度为96.4%,硬度值为1.67GPa。三种烧结块体具有良好的热稳定性和高温抗氧化性,是固定135Cs的优异核废物固化体。在400℃、60 MPa条件下烧结20分钟,Pb9.85（VO4）6I1.7烧结块体的致密度为97.7%,平均晶粒尺寸为220±121.5 nm,硬度值为5.98GPa,制备过程几乎未有碘挥发损失。在450℃下SPS烧结3分钟的Pb5（VO4）3Cl陶瓷样品具有最优异的性能,致密度为99.4%,硬度值为4.62GPa,平均晶粒尺寸为185±38 nm,可以作为有潜力的固定36Cl的核废物固化体。Ba1.15Cr2.3Ti5.7O16对Ba 的固定能力和化学耐久性优于 Ba1.23Al2.46Ti5.54O16和Ba1.15Ti2.3Ti5.7O16,高压烧结的Ba1.15Cr2.3Ti5.7O16更适合作为废物固化体来有效固定Cs。半动态浸出过程中,三种碱硬锰矿烧结块体的元素浸出速率随时间的增加而降低,最终趋于恒定,归因于初始的快速溶出和表面效应主导机制向长期的扩散主导机制转变。pH值（H-浓度）是元素累积释放量的一个控制因素,pH值越小,元素释放速率越大。Ba1.15Cr2.3Ti5.7O16在pH=2的HCl溶液中静态浸出14天后,某些特定晶体取向（如（400）和（312）取向）的晶粒表面出现腐蚀坑,受腐蚀度大于其他晶粒表面。随时间推移,浸出液中Ti元素达到饱和,开始在某些特定晶体取向（如（400）和（312））的晶粒表面腐蚀坑边沿处形核、生长成TiO2析出相,表明不同晶体取向的晶粒耐腐蚀性能不同,高指数晶体取向的晶粒更容易被腐蚀。浸出温度越高,Pb9.85（VO4）6I1.7和Pb5（VO4）3Cl样品中的元素浸出速率越高,元素释放量越大;浸出过程中,I、Pb、V和Cl不是按照化学计量比进行释放。前1～7天,I、Pb、V和Cl的浸出方式主要是溶解释放。Pb9.85（VO4）6I1.7中的I、Pb和V浸出活化能IEa=12.55kJ/mol,PbEa=29.506kJ/mol,VEa=17.61 kJ/mol;而 Pb5（VO4）3Cl 中 Cl、Pb 和 V浸出活化能 ClEa=14.97kJ/mol,PbEa=43.593kJ/mol,VEa=17.644kJ/mol。I和Cl在各自样品中的浸出活化能最小,更容易释放到溶液中。7～28天,元素均是以扩散为主导机制,Pb9.85（VO4）6I1.7中的I、Pb和V浸出活化能IEa=12.07kJ/mol,PbEa=30.367kJ/mol,VEa=15.363kJ/mol;而 Pb5（VO4）3Cl 种的 Cl、Pb 和 V 浸出活化能 ClEa=21.24kJ/mol,PbEa=36.917kJ/mol,VEa=20.509kJ/mol。与 Pb9.85（VO4）6I1.7 相比,浸出过程中Pb5（VO4）3Cl烧结块体的Cl浸出活化能都大于I的活化能,Cl比I更难浸出到溶液中;相同条件下,Cl释放量小于I的释放量。Cr-Hol和不锈钢体系,从缝隙腐蚀外侧区域到缝隙腐蚀区域、缝隙腐蚀内侧区域、最后到表面中心处,Cr-Ho]样品腐蚀程度依次降低,其对应不锈钢腐蚀坑处的表面上形成了尺寸约4.1μm的Ni-Cr-Fe金属间化合物,且整个表面上覆盖了厚度约300nm的MoO3氧化膜,在氧化膜下面形成了厚度约450nm的蚀变层,蚀变层和基体界面呈波浪状。在Cr-Hol缝隙腐蚀区的表面上分布着一层由平均尺寸小于10nm的BaCrO4小颗粒堆积形成的腐蚀膜,且在腐蚀膜与基体之间分布着尺寸约80nm的Fe2O3颗粒。缝隙腐蚀过程中,Cr3+来源于不锈钢和Cr-Hol样品;由于阴极和阳极的分离,其具有自加速释放性质。质量运输的限制导致缝隙内的Cr3+局部浓度增大并水解,显著增加该区域的酸度,导致金属/陶瓷的界面腐蚀加重;而且不锈钢的腐蚀,加速了 Cr-Hol腐蚀程度。在Pb9.85（VO4）6I1.7和Pb5（VO4）3Cl分别与不锈钢组成体系中,接触界面相互作用加速了陶瓷样品的腐蚀程度,且在Pb9.85（VO4）6I1.7表面上形成了平均尺寸约1.5μm的Pb5（VO4）3Cl颗粒。Pb9.85（VO4）6I1.7粉末和烧结块体样品的非晶化量均随辐照剂量的增加而增加。辐照温度显著影响Pb9.85（VO4）6I1.7粉末和烧结块体的非晶化转变阈值。温度越高,产生非晶化所需要的辐照剂量越高,非晶化转变阈值越高。室温下,辐照剂量0.14dpa时,粉末完全非晶化;而250℃,完全非晶化的辐照剂量为3.34 dpa。相同试验条件下,Pb9.85（VO4）6I1.7烧结块体比其粉末发生非晶化转变所需要的辐照剂量高,即烧结提高了材料的抗非晶化能力。在250℃和3.34dpa条件下,粉末完全非晶化;而块体样品只有部分发生非晶化。SPS烧结制备的Pb9.85（VO4）6I1.7块体辐照稳定性显著增强,突出表明SPS作为一种先进的材料制备技术在开发放射性挥发核素的废物固化方面具有很大的潜力。