核电在发展的可持续性、低碳经济性上拥有明显的优势,随着核能的广泛应用,放射性废料持续积累。目前,在核燃料闭式循环体系中,电解精炼法被认为是很有前途的乏燃料后处理技术之一。然而采用电解精炼法进行后处理时,稀土元素和放射性的裂片元素会在熔盐中不断的累积,严重阻碍锕系元素的回收,为了循环利用熔盐、减少高放废物处置量,必须从熔盐中除去裂片元素。因此,本工作是以La（Ⅲ）、Sr（Ⅱ）和Ba（Ⅱ）为研究对象,在Li Cl-KCl熔盐体系中利用沉淀法将其沉淀并分离,同时将沉淀产物与玻璃料混合加热形成固化体,进而达到熔盐的循环利用以及对高放射性废物的处理。研究内容如下:（1）热力学计算了LaCl3、SrCl2和BaCl2与沉淀剂反应的Gibbs自由能变,确定了通过磷酸盐沉淀法结合碳酸盐沉淀法去除废盐中La（Ⅲ）、Sr（Ⅱ）和Ba（Ⅱ）的可行性。在Li Cl-KCl-LaCl3熔盐体系中加入Na3PO4,Li Cl-KCl-SrCl2熔盐体系中加入K2CO3,Li Cl-KCl-BaCl2熔盐体系中加入K2CO3,可以达到去除单一核素并净化电解精炼废盐的目的,同时发现随着加入沉淀剂的增加,去除率可提高到约99%。在废盐中加入Na3PO4,利用XRD对沉积物进行表征,结果得到了La PO4,La（Ⅲ）的去除率达到约99%。然后在废盐中继续加入K2CO3,XRD表征沉淀产物为Sr CO3和Ba CO3。对上清盐中La（Ⅲ）、Sr（Ⅱ）和Ba（Ⅱ）的浓度进行表征,ICP-AES分析结果表明熔盐中La（Ⅲ）、Sr（Ⅱ）和Ba（Ⅱ）的去除率分别为92.5%、82.7%、81.6%,达到净化熔盐的目的。（2）为了对沉积物进行玻璃陶瓷固化,首先制备了固化前驱体Ba0.6Sr0.4Ti O3并对其进行了表征。利用Na Cl与4A沸石制备方钠石,并对方钠石分解生成霞石的温度进行了初步研究,发现将Na Cl与4A沸石先在500℃热处理制备的方钠石加热至950℃会部分分解生成少量霞石,而直接在950℃热处理制备的方钠石XRD表征未观察到明显霞石峰,更利于进一步固化处理。然后,合成了硼硅酸盐玻璃,并对其进行了XRD及IR表征,XRD衍射峰中没有观察到明显的晶体峰,符合设计要求。采用不同比例的硼硅酸盐玻璃、4A沸石、含盐磷酸镧沉淀、钛酸锶钡陶瓷晶体高温制备硼硅酸盐玻璃陶瓷固化体,对其密度和浸出率进行测试,其密度在3.2～4 g cm-3之间,三种元素标准浸出率数量级均为10-7;对浸出前后固化体进行SEM表征,发现浸出前后粒径大小无明显变化,粒径表面有轻微蚀刻现象,总体符合玻璃陶瓷固化体的基本要求。（3）合成了铁磷酸盐玻璃,并对其进行了XRD及红外光谱表征,XRD表征中没有观察到明显的晶体峰,符合玻璃设计要求。然后利用不同比例的铁磷酸盐玻璃料、4A沸石、含盐磷酸镧沉淀和钛酸锶钡陶瓷晶体高温制备了铁磷酸盐玻璃陶瓷固化体;测定了固化体的密度和浸出率,发现其密度在2～4 g cm-3之间,其中装载率为30%、40%、50%的固化体三种元素标准浸出率数量级为10-7,而装载率为10%、20%的固化体三种元素标准浸出率出现较大差异,数量级在10-7～10-4之间变化;对固化体浸出前后进行SEM表征,所有固化体浸出前后粒径大小无明显变化,粒径表面有轻微蚀刻现象,总体符合固化体基本要求。