在乏燃料后处理过程中会产生大量放射性化学泥浆，其特征之一是钠含量高(Na2O，质量分数为40％～45％)，限制了固化基材对废物包容量。玻璃陶瓷由高化学稳定性的晶相和玻璃相组成，被认为是一种固化高水平放射性废物(简称高放废物)较理想的候选材料之一。本论文通过在硼硅酸盐玻璃配方中引入CaO、ZrSiO4和TiO2(CZST)等添加剂，采用熔融-热处理工艺(熔融温度1150～1200℃，核化温度720～760℃，晶化温度880～930℃)制备了由钙钛锆石和硼硅酸玻璃相组成的玻璃陶瓷，借助X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、能谱(EDS)，等分析手段，得出了玻璃陶瓷的主晶相的类型、相对含量和微观结构等，并引入模拟放射性高钠化学泥浆，研究了玻璃陶瓷及其固化体的结构和化学稳定性。结果表明，当晶核剂掺量为30wt.％时，获得结晶度为29.71％，以钙钛锆石为主晶相的玻璃陶瓷；玻璃陶瓷CZST30在28d的质量损失为6.4g/m2；确定了玻璃陶瓷固化体对钠的包容量26.7wt.％。通过PCT法测得玻璃陶瓷42d，B、Na、Si的归一化浸出率分别为1.8×10-5 g·m-2·d-1、1.3×10-5 g·m-2·d-1和1.1×10-5 g·m-2·d-1；玻璃陶瓷固化体相对应的浸出率分别为4.4×10-5g·m-2·d-1、3.4×10-5 g·m-2·d-1、5.8×10-6g·m-2·d-1。