铯榴石陶瓷具有铯离子包容量大、耐化学腐蚀、结构稳定等优点，在核废料固封领域具有广阔的应用前景。然而传统的铯榴石合成温度高，存在高温Cs+挥发造成二次污染的难题。故本文以偏高岭土和硅酸铯为主要原材料合成铯离子激发铝硅酸盐聚合物（CsGP），并通过调控混合激发离子种类和相对含量以及硅铝比在1000℃以内生成铯榴石，实现Cs+的高效固封，系统研究混合激发离子种类和含量、硅铝比等参数对铝硅酸盐聚合物组织结构、热演化机制和对Cs+固封性能的影响规律，并通过长期浸出实验探讨模拟存储环境下Cs+的浸出行为，从而揭示铝硅酸盐聚合物及其陶瓷化产物对Cs+的固封机制，开发出低温制备、固封性能优良的新型Cs+固封体材料。主要研究成果如下：　　分别以Li、Na、K替代30at%Cs合成铝硅酸盐聚合物后（0.3M-0.7CsGP，M为Li、Na、K），可显著降低铯榴石的生成温度，且随着替代离子半径降低，铯榴石生成温度逐渐降低，由1144.4℃(CsGP)降低至916.7℃(0.3Na-0.7CsGP)和891.3℃(0.3Li-0.7CsGP)，显著低于Cs+的高温挥发温度1100℃。在800℃保温热处理后0.3Na-0.7CsGP中有大量的铯榴石晶粒生成，非晶相减少；处理温度为1000℃时，0.3M-0.7CsGP中非晶相均明显减少，晶化程度更高，Cs+以铯榴石的形式稳定存在，能明显抑制非晶相中Cs+的扩散现象，提高Cs+的固封量：TCLP试验中1000℃处理后CsGP对Cs+的固封率从高温处理前的58.26%提高到97.82%，混合激发组达到了99.60%以上，其中0.3Na-0.7CsGP效果最好，达到99.93%。混合激发后0.3M-0.7CsGP的抗压强度呈降低趋势，但是仍然显著高于国家标准对核废料固化体的强度要求。　　用Na替代不同原子量的Cs合成铝硅酸盐聚合物后（Na/Cs=17:3，14:6，8:12，6:14，2:18），高温处理前不同Na/Cs比铝硅酸盐聚合物的物相以非晶相为主，而少量Na+（10at%）的存在能促进铯榴石形核，生成铯榴石，相比高温处理前CsGP中Cs+的固封量从58.26%提高到了82.65%；不同Na/Cs比铝硅酸盐聚合物中铯榴石的结晶度随着温度的升高也逐渐提高，在1000℃处理后Cs+的固封量随之提高到了98.75%以上。低铯含量不利于铯榴石的生成，Na/Cs为17:3和14:6的样品仅在1000℃热处理后才会生成铯榴石，而铯含量较高时在800℃就出现铯榴石相。而铯含量低的同时，高的Na含量有利于1000℃高温处理后铝硅酸盐聚合物的玻璃化，而玻璃相和铯榴石的存在均有利于Cs+的固封，促使Na/Cs为14:6的样品中Cs+的浸出量降低到7‰。　　在不同硅铝比的Na替代40at%Cs的铝硅酸盐聚合物体系中（Si/Al=1.5，2.0，2.5，3.0），低硅铝比（1.5）不利于铯榴石的生成，高硅铝比（3.0）样品经800℃处理后生成新的含铯结晶相——铝硅酸铯（Cs0.841(AlSi5O12)），这种结晶相的存在有利于Cs+的固封：800℃处理后Cs+的固封量由600℃处理后的85.03%提高到96.19%。　　长期浸出试验表明：混合激发及高温处理能改善Cs+的浸出行为，Cs+的浸出速率随着时间的累积缓慢下降并逐渐保持平稳，高温处理后生成的铯榴石相、铝硅酸铯等能够明显降低Cs+的浸出量，1000℃高温处理后材料中Cs+的浸出量明显降低，在去离子水中，0.3Na-0.7CsGP的5天累积浸出分数从由高温处理前的3.91%降低到1000℃处理后的0.0038%。模拟海水对铝硅酸盐聚合物侵蚀更严重，Cs+的浸出速率明显较去离子水中加快，相比去离子水环境，在模拟海水中高温处理前的CsGP中Cs+的累积浸出分数从7.19%升高到了39.13%。未经过高温处理的固化体的浸出因子L值均小于8，Cs+的浸出机理以扩散为主，不适用于核废料填埋处理；随着高温处理的进行，浸出机制开始向溶解过程过渡，表面的铯榴石被少量溶解而产生浸出，扩散行为变弱。1000℃高温处理后的铝硅酸盐聚合物L值均高于9（CsGP为8.93），都可以受控使用。