谢 华，冯志强，王烈林

(西南科技大学 核废物与环境安全国防重点学科实验室，四川 绵阳 621010)

在乏燃料后处理流程的铀钚共去污环节中，将产生放射性强、毒性大、发热率高的高放废液(HLLW)。硼硅酸盐玻璃因具有良好的耐β、γ辐照和抗浸出能力，成为处理HLLW的首选固化基材[1]。然而，硼硅酸盐玻璃的锕系元素包容量低、长期稳定性差(易分相和产生水溶性黄相)已成为高放废物最终处置的世界性难题[2-3]。

烧绿石(A2Ti2O7)具有较硼硅酸盐玻璃更强的耐α辐照、抗浸出能力和热稳定性，并可实现较大的锕系元素包容量，因而被视为固化HLLW的另一种理想的候选基材。在众多候选陶瓷基材中，(Ca,An)Ti2O7烧绿石因其中的Ca2+可平衡高价态的锕系元素(An)、增大An在烧绿石中的包容量而被广泛研究[4-6]。然而，烧绿石的生产工艺复杂、合成条件苛刻(高温高压)、工艺操作不连续，从而限制了HLLW陶瓷固化的工程推广。

由于HLLW的玻璃或陶瓷固化均存在一定缺陷，近年来，HLLW的玻璃陶瓷固化逐渐被人们提出，其理想的固化效果为：HLLW中的An能优先选择固溶在稳定的陶瓷相中，而其余裂变产物等次生元素则主要赋存在玻璃介质中。然而，含An的玻璃陶瓷研究结果表明，An易表现出亲玻璃疏陶瓷的固溶特性，这对耐α辐照能力较差的玻璃基体是非常不利的[7]。Loiseau等[7-8]采用传统的熔融-热处理法制备了含Th、Ln(Ln代替An)的玻璃-钙钛锆石固化体，EDS分析结果表明，钙钛锆石对Th、Ln的固溶量分别为原始添加量的50%，另50%仍残留于玻璃基体中。Hayward等[9]采用熔融-热处理法制备了玻璃-榍石固化体，研究发现榍石最多能吸纳50%的铀，另外50%仍分散于玻璃中。……