随着中国散裂中子源(CSNS)的建设,以及“十三五”期间我国核电项目的重启及核工业技术等产业的进步与发展,高能辐射射线或设备已广泛应用于科研、工业、军事、医疗等多个领域,由此带来的辐射屏蔽和防护问题也越来越引起人们的重视。碳化硼(B4C)以其稳定的物理化学性质、优良的慢中子吸收能力以及相对低廉的价格在中子吸收和屏蔽等核工业领域有着广泛的应用。但是纯B4C陶瓷的制备通常需要在高温下进行热压烧结,对设备和工艺要求都很苛刻,生产成本较高。本论文基于节能环保、简化制备工艺,降低生产成本的考虑,通过引入第二相的方式开发出了两类新型的B4C基中子吸收复合材料,并对两种材料的制备工艺和力学性能进行了实验研究,对其中子吸收性能分别进行了理论模拟计算和中子束流实验测试。通过加入不同含量的硅酸盐玻璃(SG),采用真空和氮气气氛烧结的方法在765℃成功制备了一系列的B4C/SG中子吸收复合材料。探究了粘结剂加入量、冷压保压时间、压力大小、烧结气氛和粒度级配等对B4C/SG复合材料性能的影响。对SG含量为10 wt.%～40 wt.%复合材料的性能测试结果表明:随着SG含量的增加,B4C/SG复合材料的密度、弯曲强度和冲击韧性都逐渐增大,当SG含量为40 wt.%时,真空烧结后B4C/SG复合材料的弯曲强度和冲击韧性分别为36.28 MPa、2.84 kJ/m2。采用模压成型后热处理的方法在380℃下成功制备出一系列高致密度的B4C/聚四氟乙烯(PTFE)两相中子吸收复合材料。探究了不同PTFE含量对B4C/PTFE复合材料相结构、微观形貌、力学性能和中子吸收性能的影响。对PTFE含量为30 wt.%～60 wt.%复合材料的性能测试结果表明:随着PTFE含量的增加,B4C/PTFE复合材料的相对密度和冲击韧性都逐渐增大,硬度逐渐减小,当PTFE含量为50 wt.%时,B4C/PTFE复合材料的相对密度和冲击韧性分别为94.24%和19.1 J/cm2。以上两类复合材料的力学性能均符合CSNS谱仪中子束线屏蔽材料的应用要求。对以上两类复合材料的中子吸收性能,分别使用MCNPX程序和中子束流进行了模拟计算和实验测试。采用基于蒙特卡洛原理的粒子输运程序对两类材料模拟计算的结果显示:两类复合材料的中子透射率均随着B4C含量、样品厚度和中子波长的增加而减小;反射率随B4C和中子波长的增加而减小。在CSNS小角散射谱仪(SANS)上进行的中子透射率实验测试结果表明:两类复合材料的中子透射率随B4C含量、中子波长的增加而减小,且随着B4C含量的增加,中子透射率随波长下降的越来越快。理论模拟计算的结果和实测结果比较符合,均表明两类复合材料都具有优良的中子吸收性能,此外相对简单的制备工艺,良好的机械性能,使其有望作为中子吸收屏蔽和中子准直部件应用于中子源及相关的核工业领域。