铯榴石能够实现¹³⁷Cs的高容量（理论上超过40wt%）和稳定晶格固化,同时由于其具备相对较高的水热/高温热稳定性,因而被提出作为放射性废物中核素¹³⁷Cs的固体宿主。然而,纯相铯榴石合成及制备对设备要求严格且工艺难度较高,因此目前多采用复合化技术获得¹³⁷Cs铯榴石固化体。基于铯榴石（CsAlSi₂O₆）与白榴石（KAlSi₂O₆）和方沸石（NaAlSi₂O₆）组成/结构的相似性,本论文首先利用地聚合物前驱体法制备了理论化学组成为（K/Na）_1-xCs_x AlSi₂O₆?wH₂O的载Cs地聚合物凝胶;然后通过热处理载Cs地聚合物凝胶获得了铯榴石型陶瓷固化体。为了保证载Cs地聚合物凝胶和铯榴石型陶瓷固化体力学性能和热处理过程整体性,以高稳定性的刚玉为填料,制备了刚玉-载Cs地聚合物凝胶复合材料,进而通过热处理获得了刚玉-铯榴石复合陶瓷固化体。考察了Cs含量对载Cs地聚合物凝胶、铯榴石型陶瓷固化体、刚玉-载Cs地聚合物凝胶复合材料和刚玉-铯榴石复合陶瓷固化体组成、结构和性能影响。主要研究结果如下:（1）Cs等量替代K制得的K_1-xCs_x AlSi₂O₆?wH₂O地聚合物凝胶（x=0,0.1,0.2,0.3,0.37）经过1100℃热处理后,K_1-xCs_xAlSi₂O₆晶体结构由四方相白榴石转变为立方相白榴石或铯榴石（x≥0.2）,证明了一定量的Cs可稳定白榴石立方相至室温,同时晶格间距的增大表明最终生成的陶瓷化产物并不是单一的白榴石或铯榴石,而是掺杂型白榴石或铯榴石。（2）Cs等量替代Na制得的Na_1-xCs_xAlSi₂O₆?wH₂O地聚合物凝胶（x=0,0.1,0.2,0.3,0.37）,热处理时凝胶首先晶化为钠霞石,随着Cs含量的增加,钠霞石向方沸石转变。但是Cs很难进入方沸石结构中取代Na,所得陶瓷化产物为方沸石和铯榴石两相产物。（3）刚玉粉的掺入能够大幅提升地聚合物凝胶力学性能和高温稳定性,且经热处理后,能够获得整体性较好的刚玉-铯榴石复合陶瓷固化体。所制得刚玉-铯榴石复合陶瓷固化体具有高力学性能、高温稳定性、低浸出性和高导热性能,有望成为含Cs放射性废物固化材料的理想选择。