本研究在对废保温棉进行玻璃固化时，向处理对象中仅添加了氧化硼(以HBO:形式)，这种方案有可能用于核电厂含硼浓缩液的玻璃固化。

压水堆核电厂在运行中会产生一定量的放射性含硼废液，其中的硼主要以硼酸和硼酸钠形式存在。目前，含硼废液主要通过水泥固化处理。但是，由于硼是一种缓凝剂，会影响水泥固化体中含硼废液包容量的提高，并且水泥固化工艺增容严重。

用粉煤灰作为固化材料对含硼废液进行了玻璃固化，研究了固化体的废物包容量、浸出率和高温黏度，得到了满足性能要求的配比方案-含硼废液与粉煤灰的质量比为30％:70％。然而，该方案向放射性废物中引入了非放射性物料，增加了最终的放射性废物量。

以大亚湾核电站为例，两台百万千瓦的压水堆核电机组每年产生约10立方。浓度为40000ppm的含硼废液。其中的硼酸含量为2280kg。基于前述实验结果，废保温棉与HBO的质量比取7.5:1，可消耗废保温棉17100kg。如不考虑熔融过程中的质量损失，得到玻璃固化体的质量为19380kg。固化体密度取2.5*10kg／m。则固化体体积仅为7.75立方。为浓缩液水泥固化体体积的15.5(水泥固化的增容比取5)；如果把废保温棉的体积也考虑进来，减容比无疑更大。显然，等离子体玻璃固化废保温棉和含硼浓缩液能够同时实现废物减容和提高废物体的稳定性，从而降低暂存、转运和处置成本。

(1)通过比较等离子体炉固化体和实验室固化体的性能发现，采用等离子体系统能够得到性能与实验室研究相当的固化体，这表明所研发的等离子体系统能够实现对废保温棉的玻璃固化。

(2)高温熔蚀会使炉膛材料中的成分进入固化体，改善了固化体的某些性能，如抗压强度。然而，这种效应对固化体性能的影响还需要进一步研究。

(3)根据废保温棉玻璃固化的废物组成，核电厂产生的废保温棉可以用于含硼废液的玻璃固化，得到的固化体的体积仅为水泥固化体的15.5％。

这些结果表明，利用所研发的等离子体系统可以得到性能与实验室相当的玻璃固化体，核电厂的废保温棉可以用于含硼浓缩液的玻璃固化。