熔盐堆的研发和运行会产生各种类型的含氟放射性废物,尤其燃料盐处理后会留下中高放废物,这些废物很多以放射性粉末、固体残渣、废液等分散或流动形态存在.放射性废物管理要求将它们转化成稳定的废物形态,避免或减少在废物储存、转运和处置过程中放射性核素迁移或弥散的可能.本文提出利用氟磷灰石玻璃陶瓷固化处理熔盐堆含氟放射性废物的研究方案。磷灰石Ca5(PO4)3(OH,F,O)组分存在广泛的类质现象，其中的Ca能够被U、Th、Ce、La、Eu、Gd、Sr等多种元素取代，对放射性核素有较高的承载能力，而且磷灰石结构中含有氟，能够固化熔盐堆废物中的氟化物。研究采用了两种技术路线来获得氟磷灰石矿相，实现含氟放射性废物在其中的固定。路线一是直接用多组分磷酸盐玻璃固化模拟熔盐堆废物，获得基础玻璃固化体，再通过热处理获得氟磷灰石玻璃陶瓷固化体;路线二在方案设计上突破了单一固化体基质的局限，提出了磷酸盐玻璃包裹氟磷灰石陶瓷固化体的思路，熔盐堆模拟废物首先与磷酸钙高温烧结，合成氟磷灰石陶瓷粉末，然后与多组分磷酸盐玻璃原料一起高温熔融，生成磷酸盐玻璃包裹的氟磷灰石固化体，从而最大限度地提高固化体对放射性元素和氟离子的包裹率。在获得氟磷灰石玻璃陶瓷固化体后，本研究将通过对固化体结构、稳定性等性质的一系列分析表征与评估，验证方案的可行性，进而对氟磷灰石矿相形成机理、材料组分对包裹率和性能的影响、固化体稳定性与核素浸出迁移机制等科学问题展开讨论。本研究是以钍基熔盐核能系统的发展为背景，提出了一种解决熔盐堆特有的“含氟放射性废物”磷酸盐玻璃陶瓷固化处理方法，并开展该方法的基础科学研究。本实验完成了熔盐堆废物磷酸盐玻璃陶瓷固化的初步探索，并尝试阐明氟磷灰石固化体制备与性能改善研究中存在的相关科学问题。该课题对熔盐反应堆产生的放射性废物的科学处理与安全处置具有重大意义，关系熔盐堆核能系统的长期可持续发展。本课题的开展有望回答与解决当前TMSR热基地放射性三废系统设计中放射性氟化物废物的处理处置问题，完善熔盐堆废物管理整体解决方案。