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核能是目前唯一已得到大规模应用的新能源，钍在地壳中的丰度约为铀的3~4倍,为充分利用丰富的钍资源,提出了新的反应堆型－钍基熔盐堆。经典的核燃料水法后处理是建立在氧化物体系之上的，为满足钍基熔盐堆核燃料水法后处理的需求，需将乏燃料中难溶的氟化物转化为相应的氧化物形式，因此提出了高温水解的方法来实现这一目的。利用自行研制的实验装置，本课题着重研究了UF4、ThF4在不同反应温度和反应时间下的高温水解行为，并对其水解产物进行了结构表征及溶解实验的研究。除此之外，还考察了稀土类氟化物CeF3、SmF3、EuF3、GdF3、DyF3，其他裂变产物氟化物ZrF4、SrF2以及模拟载体盐单体LiF、AlF3在450C和650C下的水解转化情况。首次开展了熔盐固溶体ThF4-UF4-SmF3-SrF2和LiNaKF-ThF4-UF4-SmF3-SrF2在不同温度下的水解情况研究。实验结果表明，UF4、ThF4分别在300C和350C即可转化为相对应的氧化物UO2.25和ThO2，且具有较高的转化效率（>99.0%）；溶解实验结果表明，二者的高温水解产物较易溶解在3mol/LHNO3和Thorex试剂中。中子毒物氟化物SmF3、EuF3、GdF3、DyF3在450C下水解1h完全不转化；在650C下水解1h完全转化为相应的氧化物和氟氧化物。裂变产物氟化物ZrF4在450C及600C下水解1h即可完全转化为对应的氧化物ZrO2；CeF3在450C下水解1h部分转化为CeO2，在650C下水解1h完全转化为CeO2；SrF2在450C及650C下水解1h完全不转化。模拟载体盐单体LiF、AlF3在450C下水解1h完全不转化；前者在650C下水解1h完全不转化，而后者则转化成了其相对应的氧化物Al2O3。混合熔盐ThF4-UF4-SmF3-SrF2在300C、450C水解1h及LiNaKF-ThF4-UF4-SmF3-SrF2在650C水解1h后均发生了转化。经过一系列的实验研究，获取了多种氟化物高温水解的基础数据，进而可以为发展钍基熔盐堆核燃料后处理技术提供基础数据，这些数据显示高温水解技术将可能在熔盐堆氟化物核燃料水法后处理中发挥重要作用。