针对放射性浓缩废液的水泥固化要求，进行实验室配方研究、实验室热试验证、200L 桶放大试验、400L 桶放大试验，得到了放射性浓缩废液的水泥固化配方方案。然后在核电工程水泥固化线进行冷试验证和热试验证，最终得到可以用于核设施放射性浓缩废液处理的水泥固化配方。
　　浓缩液水泥固化配方设计主要考虑钙硼比、聚硼比、水灰比、浓缩液体积包容率、沸石添加量 5 个主要因素。通过浓缩液的配制、浓缩液水泥块成型、水泥固化体性能测试，推荐选用配方B-Al1-3 和B-Al2-2。
　　实验室热试验证采用配方B-Al1-3和B-Al2-2。试验中使用低本底液闪谱仪对核素Sr 进行测定，用低本底NaI 谱仪对核素Cs 和Co 进行测定。试验结果表明，两个配方的 42 天浸出率和浸出分数均低于标准规定的限值，满足GB14569.1-2011及GB/T 7023-2011的要求。同时，配方B-Al1-3的42天Cs-137浸出率为1.54×10-2 cm，配方B-Al2-2的42天Cs-137浸出率为9.86×10-3 cm，配方B-Al2-2较优。配方B-Al1-3的42天Sr-90浸出率为1.76×10-2cm，配方B-Al2-2的42天Sr-90浸出率为2.28×10-2 cm，配方B-Al1-3稍优。而对于Co-60的浸出率配方B-Al2-2和B-Al1-3相差较小。综合分析，配方B-Al2-2较优。
　　分别采用配方200-Al2-2和400-Al2-2进行200L桶放大试验验证和400L桶放大试验验证。通过水泥固化体的温升测试、流动度、游离液体、机械性能（28天抗压、9 米跌落）、抗浸泡性、抗冻融性等测试表明，200L和400L桶所制备浓缩液固化体的各项性能指标均满足GB14569.1-2011和EJ1186-2005的要求。
　　工程规模冷试在核电工程水泥固化线进行，试验结果表明，游离液体、抗压强度、抗冲击性、抗冻融性、抗浸泡性、耐γ 辐照性及固化体均匀性等各项性能指标均满足标准GB14569.1-2011和EJ1186-2005的要求。
　　工程规模热试使用实际浓缩废液在核电工程水泥固化线进行固化生产，生产了6个400L水泥固化桶，并使用标准小试模（φ 50 mm×50mm）制备的样品进行测试。结果表明，所生产的水泥固化体抗压强度、抗冲击性、抗冻融性、抗浸泡性及抗浸出性等各项性能指标均满足标准GB14569.1-2011和GB/T 7023-2011的要求。
　　研究表明，优选的放射性含硼浓缩液废液的水泥固化配方，可以应用于核电工程，实现“低浸出率、高减容比”的固化目的。