随着人类社会的高速发展,工业化水平以及社会生产生活的提高都需要大量的能源。其中核能因为其清洁、可靠、可持续的特点,可以为减少全球温室气体排放做出重要贡献,被视为最理想的能源。然而,随着核能的大规模普及,如何妥善处理核燃料生产使用过程中所产生的高毒性、高放射性核废料也成为了一个棘手的问题。目前国际上主流处理手段为“玻璃固化-深地质处置”,具体方案为将高放废物与玻璃基体材料熔融成玻璃固化体,放入地下掩埋。但是玻璃固化体在地下掩埋过程中可能会与地下水接触,造成放射性核素的浸出并随着地下水流入生物圈,这会给地球生态系统的生存发展带来巨大的危害。因此,玻璃固化体的“抗浸出性能”成为了衡量玻璃固化体实际表现的一项重要指标。本论文研究了离子辐照导致硼硅酸盐玻璃浸出性能的变化。在实际地质处置过程中,玻璃固化体中高放废物里含有许多种放射性核素。这些高放射性核素会产生α衰变,同时伴随着70～100 ke V的反冲核和伴生γ射线。以及β衰变产生电子和伴生γ射线。因此,为了研究真实地质处置时混合辐射场对玻璃固化体浸出性能的影响,本论文采用15 Me V的Si5+离子辐照实验来模拟混合辐射场对玻璃固化体造成的辐射损伤。辐照剂量分别为:1014、5×1014、1015ions/cm~2。采用MCC-1静态浸泡法对自制模拟锕系核素Ce掺杂玻璃样品进行浸出实验。浸泡时间分别为1、3、7、14、28天。浸泡温度分别为50℃、70℃、90℃。通过使用高分辨等离子体发射光谱仪、扫描电子显微镜、激光共聚焦拉曼光谱仪和X射线衍射仪测得了玻璃样品辐照前后不同元素的浸出率,蚀变层表面结构、形貌及成分组成。并由此得出以下结论:1.玻璃样品中硼、钠元素浸出速率随着浸泡时间的延长而变慢,最后达到饱和。玻璃样品表面在浸出过程中会剥离脱落并在浸泡28天后形成蚀变层。蚀变层中的硼、钠元素基本耗尽,类赛黄晶结构消失,发生[BO4]单元向[BO3]单元的转变,且伴随着Si O2网络的水解（Si O2+2H2O→H4Si O4）,Q~3、Q~4结构基本消失,Si-OH键增多,并生成偏硅酸盐和二硅酸盐结构。2.玻璃样品在硅离子辐照后,浸出过程前期浸出速率增大,且浸出速率与辐照剂量呈正相关,浸出过程后期浸出率的辐照效应消失。辐照后整个浸出过程由未辐照前的单一离子扩散机制控制变为网络溶解机制和离子扩散机制共同控制。3.随着温度的升高,浸出率大大增加。未辐照玻璃反应活化能受温度影响明显,50℃～70℃时反应活化能为245.93 KJ/mol,70℃～90℃时反应活化能为27.86 KJ/mol。然而,玻璃样品经过三种剂量辐照后在50℃～90℃时反应活化能相差不大,基本在100 KJ/mol左右。这说明辐照后玻璃样品浸出机理受温度影响相对较小。