核能在世界能源结构中占有重要地位,在我国的发展空间巨大。反应堆是核能系统中的核心部分。在核反应堆中,核裂变或聚变时会产生各种辐射射线(包括不同能级的中子、γ射线、二次γ射线、其它带电粒子、高能射线)。这些射线一方面可对人体内部器官及皮肤造成损伤,另一方面污染空气、土壤、水源和食物。此外,还会使结构材料及机器设备发热、活化,降低其寿命。因此,核反应堆的防护是核能安全问题的重中之重。目前,常见的核屏蔽材料多为铅基、水泥基材料。然而,铅基材料具有毒性且对中子屏蔽效果不佳；水泥基材料则重量、体积庞大不易移动,且机械强度低。金属基复合材料因其优异的综合性能被认为是21世纪最具发展潜力的高性能材料之一。而硼对中子吸收能力强,被广泛应用于核屏蔽、航空航天、汽车等领域。但出于技术保密等原因,国外关于含硼金属中子屏蔽材料的制备工艺方面报道得很少,而我国在中子屏蔽材料的生产技术上还不够成熟。基于对核屏蔽性能和力学性能的综合考虑,本研究采用金属基中子吸收材料的设计思路。参考美国ASTM标准和美国电力研究协会(EPRI)制定的乏燃料中子吸收材料应用手册,研究原料选用’0B作为中子吸收剂核素,304不锈钢和纯铝为存储吸收剂核素的基体,分别制备三种核屏蔽用高硼金属复合材料,并对其微观组织、力学和屏蔽性能(108面密度)进行分析。其中,包覆铸造+热成形法制备的高硼304不锈钢层状复合板可用于乏燃料贮存架、运输容器,搅拌铸造+热轧变形方法以及粉末冶金+热轧变形方法制备的铝基复合材料可用于乏燃料贮存格架空腔内部隔板和民用防辐射墙体。主要研究内容和结果如下：(1)在真空条件下熔炼硼含量约为2.25wt%,且具有不同含钛量(0,2.2,5.7,7.9wt%)的高硼不锈钢芯料,并在芯层外复合浇铸不锈钢覆层,经过1100-900℃的热锻变形,多道次热轧,在1100℃固溶处理2-5小时后水冷,得到组织和性能不同的层状高硼不锈钢复合板。研究表明,不含Ti的试样中硼化物为长条状(Fe,Cr)2B,随着含Ti量的增加,长条状硼化物粗化,数量减少直到消失,取而代之的是深色的TiB2,由小块发展成花瓣状并不断增多,分布在大块硼化物或花瓣状硼化物附近。经过热轧成型,芯层与覆层形成良好的冶金结合,铸造缺陷(如疏松、缩孔等)被消除。且经过高温下两侧金属相互挤压,原子间形成化学结合,通过扩散形成存在浓度梯度的过渡区。与热轧后相比,经固溶处理后高硼不锈钢复合板的强度降低,但延伸率大大提高。1100℃固溶处理4h,随着含Ti量的增大,抗拉强度和屈服强度先降低后升高,延伸率则先升高后降低。含Ti量为5.7wt%的试样经在1100℃固溶处理4h后,抗拉强度526.88MPa,屈服强度219.36 MPa,延伸率29%,各项性能均达到美国ASTM标准中30487的水平。(2)采用搅拌铸造法制备出含硼量为2.0wt%的硼铝合金。铸锭在450-500℃进行热轧,随后450℃分别固溶处理2,4小时。微观组织观察发现,在熔铸过程中A1与B原位合成大宽高比的AlB2层片,且AlB2在基体中分布均匀。结果表明,铸态铝硼合金经热轧后,力学性能得到改善,抗拉强度和伸长率均有所提高。试样450℃固溶处理2h后的拉伸性能与Eagle Picher公司生产的6351合金(T5热处理)以及6351+Boron进行比较,拉伸强度偏低,但伸长率提高。通过计算发现,本实验制备铝硼合金的B-10面密度相当于用富集硼制备的6351铝硼合金的五分之一。但从性价比上,具有一定优势。(3)通过粉末冶金(机械合金化+放电等离子烧结)、热轧成形和固溶处理相结合的方法原位合成A1B2颗粒增强铝基复合材料。原料为气雾化铝粉和晶态硼粉(硼粉的含量分别为7,12wt%)。通过微观结构观察可以发现相同机械球磨时间下(5分钟),Al-7wt%B中增强相的数量和分布优于Al-12wt%B复合材料。热轧有利于提高烧结试样致密度，减轻硼粉团聚。拉伸实验结果表明,随着热轧和固溶处理,试样的拉伸强度和屈服强度普遍提高。对铝基复合材料的10B面密度进行了理论计算,并与BORALTM进行比较,可知厚度近似时,热轧Al-7wt%B和Al-12wt%B铝基复合材料10B面密度均可达到BORALTM水平。