随着核工业的日益发展,高放射性核废物的产量越来越多,通过储藏池临时存放高放射性核废物的处理方法面临储藏池容量趋近于饱和的困境,并且这种处理方式不能长期将高放射核废物安全稳定封存,目前提出的长期安全可靠的高放射废物处置技术需要将放射核废物封存在核固化体中,然后进行地质处置。合格的核固化体需要具有足够的抗辐射能力和长期化学稳定性,并且需要具有适当的力学性能和热物理性能。Gd₂Zr₂O₇陶瓷因具有优异的抗辐射性能成为核固化体的候选基材。本文对Gd₂Zr₂O₇陶瓷作为锕系及次锕系高放射核素固化体的稳定性进行了探讨,通过化学共沉淀煅烧法制备了不同模拟核素包容量的Gd₂Zr₂O₇陶瓷固化体,通过热重–差热分析测试确定了合适的粉体煅烧温度;通过XRD、SEM、EDS、XPS对其组织结构进行了探究,并探究模拟核素在Gd₂Zr₂O₇陶瓷固化体中的固化机理。通过维氏硬度仪、力学万能试验机、激光热导仪、高温热导仪以及浸出和蒸汽试验对Gd₂Zr₂O₇陶瓷固化体的硬度、抗压强度、热导率、热膨胀系数和化学稳定性等性能进行了研究。研究确定了化学共沉淀煅烧法制备Gd₂Zr₂O₇陶瓷粉体合适的煅烧温度为1073K,烧结后,固化模拟核素Nd和Ce的Gd₂Zr₂O₇固化体分别为单相烧绿石结构和单相缺陷萤石结构,Ce元素在固化体中存在三价和四价两种化学态。力学性能测试结果表明,Gd_2–x–x Nd_xZr₂O₇固化体的维氏硬度值在10.12–11.19GPa之间,抗压强度值在237.1–282.9MPa之间;固化模拟核素Ce的Gd₂Zr₂O₇固化体的维氏硬度值在8.73–9.59GPa之间,抗压强度值在159.7–252.4MPa之间。硬度压痕裂纹呈现明显的穿晶扩展,压缩试验失效样品呈现出明显的解理断裂。热物理性能测试结果表明,从室温至1273K,Gd_2–x–x Nd_xZr₂O₇固化体的热扩散系数在0.473–0.759mm²·S^–1之间,热导率在1.41–2.06W·m^–1·K^–1之间,室温至1023K平均热膨胀系数在（10.34–11.93）×10^–6K^–1的范围内;固化模拟核素Ce的Gd₂Zr₂O₇固化体热扩散系数在0.464–0.880mm²·S^–1之间,热导率在1.44–2.33W·m^–1·K^–1之间,室温至1023K热膨胀系数在（10.05–10.67）×10^–6K^–1范围内。短期加速浸出试验结果表明,浸出液中只能明显检测到Gd³⁺。当浸出温度、固化体化学成分一定时,Gd³⁺浸出量与浸出时间成正比。不同模拟核素包容量的固化体阳离子累积浸出浓度不同,阳离子累积浸出浓度与模拟核素包容量成正比。Gd₂Zr₂O₇固化体在200^oC下水环境中会被腐蚀,在表面缺陷处率先发生晶体颗粒解离,并最终发育成蚀坑。蒸汽腐蚀试验表明,Gd₂Zr₂O₇固化体会被NaCl蒸汽腐蚀,腐蚀会造成Gd₂Zr₂O₇固化体表面出现晶体颗粒和蚀坑,但是腐蚀程度较轻。腐蚀后Gd₂Zr₂O₇固化体仍为完整的陶瓷块体,具有明亮的光泽和一定的强度。HCl蒸汽会强烈腐蚀Gd₂Zr₂O₇固化体,并有氯化物生成,腐蚀会使Gd₂Zr₂O₇固化体晶粒瓦解,形成蜂窝状的结构,导致Gd₂Zr₂O₇固化体失去强度,无法维持块体形状,变成粉末,部分阳离子迁移到了环境当中。