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安全有效的处理放射性核废物在核能使用过程中是不可轻视的重大问题。玻璃陶瓷固化体兼有玻璃固化体和陶瓷固化体的优点，是固化高放废物(HLW)较理想的基材之一。本文研究了独居石玻璃陶瓷固化体和磷灰石玻璃陶瓷固化体，选用组成为26Fe2O3-64P2O5-10B2O3的铁磷酸盐玻璃为基础玻璃，结合我国高放废液的特点，模拟含Ce、La、Sr、Cr等核素的高放废液。研究了独居石晶相生长对固化体化学稳定性的影响，分析了独居石玻璃陶瓷固化体系列的XRD图谱、SEM照片和ICP化学稳定性；在磷灰石玻璃陶瓷固化体的研究中更改已有的一次烧成制备法，采用先熔制基础玻璃，然后烧成固化体的两步法制备磷灰石玻璃陶瓷固化体；通过掺加Sr、CaF2总质量不同比例的核废物变化和烧成温度的改变，合成一系列主晶相为独居石晶相和磷灰石晶相的玻璃陶瓷固化体。通过DTA及XRD图谱，分析固化体中晶相成核温度和核生长以及固化体中晶相情况。得出如下结论：
(1)独居石晶相生长情况对独居石玻璃陶瓷固化体化学稳定性有重要影响，晶相分布越均匀、晶粒尺寸相差越小，元素浸出率越低。当原料粒度d<48um，升温速率为2℃/min时，固化体28天的质量浸出率为0.239g·m-2·d-1，La元素的归一化浸出率为4.632×10-5g·m-2·d-1，Fe元素的归一化浸出率为9.234×10-5g·m-2·d-1。
(2)磷灰石玻璃陶瓷固化体对高放废物的包容量可达60wt％。当基础玻璃质量分数大于40wt％较多时，固化体样品经烧结后成型性较差。当基础玻璃质量分数小于40wt％较多时，固化体中晶相除氟磷灰石主晶相外，还存在其他晶相。
(3)独居石-磷灰石玻璃陶瓷固化体在550℃左右和850℃左右两个温度段分别析出磷灰石晶相和独居石晶相，当开始成核温度升高时，磷灰石晶相比例增大，固化体的质量浸出率增大，样品表面侵蚀严重。开始成核温度为550℃时，28天样品的质量浸出率为1.028×10-2 g·m-2·d-1开始成核温度为600℃时，28天样品的质量浸出率为1.476×10-2g·m-2·d-1；独居石玻璃陶瓷固化体28天样品的失重率为0.2430％，质量浸出率为2.393×10-1g·m-2·d-1，比本次试验数据大。
(4)独居石-磷灰石玻璃陶瓷固化体对Sr的包容量可达14.08 wt％，对Ce的包容量可达14.97 wt％，对La的包容量可达11.38 wt％。