碳化硼铝(B4C-A l)复合材料具有高强度、高硬度、低密度、轻材质、热导性能好等优点,且具有一定抗腐蚀能力、物理机械力学性能和热中子吸收性能良好,因此B4C-A l复合材料广泛应用于核工业领域。为此,本文通过采用蒙特卡罗方法和MCNP5程序、高温固相法和正交试验法、加速腐蚀试验和电化学腐蚀试验对B4C-A l复合材料的中子屏蔽性能、制备工艺技术以及其抗腐蚀性能进行了相关研究。结果表明:(1)碳化硼含量与中子透射率呈一次线性下降关系;相同中子能量下,材料厚度与中子透射率呈指数下降关系;随着中子能量的增大,B4C-A l复合材料的屏蔽性能呈下降趋势。(2)根据密集型乏燃料贮存格架设计要求,完全屏蔽热中子所需B4C的含量必须大于等于2 5 w t.%。(3)采用高温固相法和正交试验成功制备了系列性能良好的B4C-A l复合材料,通过正交试验数据分析获得了较佳制备工艺:当碳化硼质量分数为25%、压制压力大小为12MPa、烧结温度为1200℃和保温时间为16h时,其致密度高达97%。(4)B4C-A l复合材料在不同温度和不同硼酸浓度条件下浸泡腐蚀1440h后,发现当硼酸浓度为2500ppm时,B4C-A l复合材料的抗腐蚀性能效果最好;而随着腐蚀溶液的温度越高,其抗腐蚀性能越差。