乏核燃料后处理产生的高放废物含有大量的碱/碱土、镧系元素（Ln）和过渡金属元素,对人类和生态环境具有高危害性。如何安全地处理和处置这些高放废物引起了公众和政府的极大关注。目前,玻璃固化是唯一具有工程化前景的高放废物固化处理方式,而硼硅酸盐玻璃是研究最广泛的基体材料。然而,MoO₃在传统硼硅酸盐玻璃中的低溶解度限制了固化体对高放废液的总体包容量。因此,通过调节玻璃配方或开发新的固化基材以增加固化体的废物包容量,从而适应核能的发展迫在眉睫。本文立足于解决我国动力堆高放废液固化问题,通过调控硼硅酸盐玻璃组分来提高MoO₃溶解度,同时开发了一种钼酸钙-钙钛锆石硼硅酸盐玻璃陶瓷以固化高放废物中的裂变产物。所获得的主要研究结论如下:（1）MoO₃在硼硅酸盐玻璃体系（59.97 SiO₂-14.15 B₂O₃-11.51 CaO-2.91 Na₂O-11.46 Al₂O₃）中的溶解度为1.5 mol%,超过溶解度的MoO₃会导致玻璃发生相分离。当MoO₃掺入量为2³ mol%时,析出均匀分布于玻璃基质内的球形CaMoO₄;当MoO₃掺入量为4 mol%时,开始出现形成于高温溶体表面的Na₂MoO₄。此外,固化体中MoO₃含量越高和固化体冷却速率慢,都会使CaMoO₄晶粒尺寸变大。（2）硼硅酸盐玻璃化学组分中引入V₂O₅可有效提高MoO₃在玻璃中的溶解度。在硼硅酸盐玻璃（59.97 SiO₂-14.15 B₂O₃-11.51 CaO-2.91 Na₂O-11.46 Al₂O₃）体系中,MoO₃在玻璃中的溶解度随着V₂O₅含量的增加可以提高到2.8 mol%。研究发现V₂O₅的引入可以有效抑制[MoO₄]^2-周围碱/碱土离子电荷密度,同时提高[MoO₄]^2-的无序度,从而有效抑制相分离现象的发生,进而提高了MoO₃在玻璃中的溶解度。浸出试验表明V₂O₅的掺入对固化体的化学稳定性无明显影响。（3）钼酸钙-钙钛锆硼硅酸盐玻璃陶瓷体系（44.66 SiO₂-10.54 B₂O₃-8.57 Na₂O-2.17 Al₂O₃-14.52 CaO-11.96 TiO₂-5.98 ZrO₂-1.60 MoO₃）能同时固化高放废液中丰富的裂变产物Mo和Nd。当Nd₂O₃含量为0³ mol%时,固化体仅含钼酸钙和钙钛锆两个均匀分布在玻璃基质中的目标晶相。能谱结果表明裂变产物中含量最高的Mo和Nd可以成功地结合在两个目标晶相中。当Nd₂O₃含量为4 mol%时,磷灰石相开始析出。固化体体积密度随Nd₂O₃含量增加而增加。浸出试验表明这些含Nd的硼硅酸盐玻璃陶瓷固化体具有良好的化学稳定性。（4）钙钛锆石硼硅酸盐玻璃陶瓷（45.39SiO₂-10.71B₂O₃-8.71Na₂O-2.20Al₂O₃-14.75CaO-12.16TiO₂-6.08ZrO₂）固化高放废物中裂变产物,与传统玻璃固化相比,其废物负荷增加了大约两倍。废物含量为15³5 wt%的玻璃陶瓷只含两种均匀分布的目标相:钼酸钙和钙钛锆;当废物掺入量达45 wt%时,磷灰石和钙钛矿开始出现。随废物含量的增加（0⁴5 wt%）,固化体玻璃化转变温度逐渐降低,体积密度逐渐增加,并在废物含量为35 wt%时出现密度最大值。浸出结果表明这些玻璃陶瓷废物固化体的化学稳定性良好。