清洁高效核能的开发和推广,将有助于我们应对日益紧迫的能源问题。整个核能系统的中心是核反应堆,核反应堆的安全运行和卸载的乏燃料长期储存离不开中子屏蔽材料。当前中子屏蔽材料的研究集中于含硼钢、铅硼聚乙烯、硼铝合金以及铝基碳化硼等。但含硼钢和硼铝合金中B的添加,会引起晶界析出含硼相,极大降低材料的力学性能;铝基碳化硼中B₄C陶瓷的含量较高,制备和加工工艺复杂;而铅硼聚乙烯等不耐高温老化且耐腐蚀性较差。为了核能的安全利用,新型核屏蔽中子吸收材料一直在被不断探索。本研究选择稀土材料钆（Gd）及其氧化物氧化钆（Gd₂O₃）作为热中子吸收体,Gd元素热中子吸收截面最大为46000 barn,以核电用316L不锈钢为基体开发制备具有高屏蔽能力和优良力学性能的可应用于乏燃料储存格架的热中子屏蔽材料。首先,采用MCNP程序模拟复合材料的热中子屏蔽性能,确定屏蔽材料的最佳组分;当Gd₂O₃含量为3.0 wt.%或者Gd含量为2.5wt.%时,含Gd不锈钢复合材料热中子屏蔽效率可达99%。根据屏蔽效率与Gd元素含量的关系,定义了^155/157Gd面密度的计算方法并建立了^155/157Gd面密度与热中子屏蔽效率之间的本构方程。依据模拟所得的材料最佳组分,采用放电等离子烧结法（SPS）在950℃、40 MPa下制备出致密度达98%以上的Gd₂O₃/316L和Gd/316L复合材料（Gd-SS）。并对复合材料的微观组织、界面行为、力学性能以及耐腐蚀性能进行了分析研究。采用SPS制备的试样中Gd₂O₃颗粒和金属Gd颗粒与316L不锈钢基体之间界面结合良好。Gd₂O₃-316L界面新生成物相主要为Fe₂Gd和Gd₂Ni₁₇;Gd-316L界面新生成扩散层物相主要为Fe Ni₃、Gd₃Ni、Gd Ni。随Gd₂O₃或者Gd含量的增加,复合材料致密度呈下降趋势。Gd₂O₃含量超过4.5 wt.%时球磨混粉出现团聚现象,烧结过程中呈团块状聚集塞积在材料内部;Gd含量超过5 wt.%时,Gd和316L反应生成过厚的反应层;拉伸试验表明2.5wt.%Gd₂O₃/316L和1 wt.%Gd/316L和的力学性能最优,抗拉强度分别为345 MPa和388 MPa,断裂伸长率分别为5.9%和11.0%。复合材料的断裂方式主要为韧性断裂,在烧结态材料中微孔隙产生应力集中进而导致裂纹萌生并扩展,Gd₂O₃或Gd颗粒的脱粘与拔断造成复合材料断裂。通过电化学腐蚀试验,以乏燃料水池模拟溶液2500 ppm（B浓度）的H₃BO₃溶液研究Gd-SS复合材料的耐腐蚀性能,1 wt.%Gd/316L和1.5 wt.%Gd₂O₃/316L的腐蚀速率最小,分别为0.0104 mm/a和0.0101 mm/a;随Gd和Gd₂O₃含量的增加,材料的腐蚀速率增大。Gd和Gd₂O₃均能与H₃BO₃溶液缓慢发生反应生成可溶性盐Gd BO₃,使基体316L表面被暴露、钝化膜破碎;进而发生点蚀,逐步使复合材料被腐蚀破坏。含Gd不锈钢热中子屏蔽材料的制备和研究,将对稀土材料Gd以及Gd₂O₃在核电领域的应用提供理论借鉴。