余博文，钱正华，周 顺，李 霖，乔延波，严 雅，全 葳

1.上海理工大学 材料科学与工程学院，上海 200093；2.中国科学院 上海应用物理研究所，上海 201800；3.生态环境部 核与辐射安全中心，北京 100082

核能被视为清洁新型能源而被广泛应用，在给人类带来巨大的经济效益和社会效益的同时，放射性废物的安全有效处置已成为核工业和核科学面临的一个重要问题[1-2]。熔盐堆是一种典型的四代堆，由于采用熔融的氟盐作为冷却剂，将产生大量的放射性含氟废物[3-4]，放射性含氟浓缩液是这些放射性含氟废物处理过程中产生的一类低中放废液，需要将其转化成稳定的固化体进行处置。

磷酸盐水合陶瓷是由MgO、磷酸盐和缓凝剂按比例在一定温度下制备的新型复合材料[5]，具有强度高、耐高温、抗浸出等优点[6-7]，目前已经有一些使用磷酸盐水合陶瓷固化放射性废物的研究[8-10]。MgO和KH2PO4常温反应形成k型鸟粪石(struvite-k，MgKPO4·6H2O)，放射性废物中主要的放射性核素之一137Cs可以固定在k型鸟粪石的晶体结构内，最终形成稳定的磷酸盐水合陶瓷固化体[11-12]。但是磷酸盐水合陶瓷的结构和性能在不同温度时会发生较大改变[13-14]，所以需考虑制备温度对放射性含氟浓缩液磷酸盐水合陶瓷固化体性能的影响，但这类研究尚缺乏详细的报道[15]。

在常温条件采用磷酸盐水合陶瓷固化放射性含氟浓缩液的研究基础上[16-18]，本工作拟通过改变温度使固化体生成不同陶瓷相，考虑温度对放射性含氟浓缩液磷酸盐水合陶瓷固化体性能的影响。……