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随着中国核能的快速发展,乏燃料的产生量和累积量将呈不断上升趋势,核反应堆中卸出的乏燃料带有各种辐射射线（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）。乏燃料的安全处理问题成为目前我国核电发展面临的一个重要挑战。核屏蔽材料是乏燃料在安全贮运过程中的必然需求,同时对核屏蔽材料的性能要求也在不断提高。基于对屏蔽性能、力学性能以及耐腐蚀性能的考虑,本研究选择中子吸收能力强的B元素作为中子吸收核素,采用稳定性好,强度高,耐腐蚀性较好同时对γ射线又有一定屏蔽作用的不锈钢作为基体材料,对新型高硼奥氏体不锈钢合金进行成分的设计和制备,采用XRD、OM、SEM、EDS、TEM等技术研究分析不同B含量和Al含量以及热处理制度对新型高硼奥氏体不锈钢微观组织和力学性能的影响,选取具有较优力学性能的新型高硼奥氏体不锈钢成分,探究其在模拟服役腐蚀环境下全浸泡4000h的腐蚀行为,以及经过4000h长时时效处理后,合金微观组织和力学性能的变化。通过蒙特卡罗核粒子输运程序模拟计算新型高硼奥氏体不锈钢对中子和γ射线的屏蔽性能,主要研究结果如下:用真空高频感应炉制备1千克左右的新型高硼奥氏体不锈钢小铸锭,利用原位内生法生成均匀分布于基体的热中子吸收剂Ti B2,改善高硼奥氏体不锈钢的组织和性能。随着B含量的增加,在基体中呈弥散均匀分布的硼化物Ti B2的数量增多,尺寸有所增大,同时组织中存在的（Fe,Cr）2B也产生粗化,数量进一步减少;随着Al含量的增加,Ti B2相的均匀分散程度降低。随合金中B和Al含量的增加,合金强度增加而塑性下降。综合性能较佳的00Cr15Ni20Al1.5-B2.3Ti5.0新型高硼奥氏体不锈钢以真空中频感应炉冶炼制得10千克左右的大铸锭,相比于真空高频感应炉冶炼的1千克左右的小铸锭所得的显微组织,组织中Ti B2分布更加均匀,同时（Fe,Cr）2B变细小。该高硼奥氏体不锈钢合金的热加工上限温度为1125℃,超过该温度组织开始出现过热或过烧现象。经1100℃热轧和较佳热处理（1100℃保温1h,空冷）后,该成分高硼奥氏体不锈钢抗拉强度和断裂延伸率分别达到了712MPa和10%,优于美国ASTM A887-89标准中冶金熔炼制备的硼含量为1.75-2.25wt.%高硼钢的断裂延伸率为6%的要求。00Cr15Ni20Al1.5-B2.3Ti5.0新型高硼奥氏体不锈钢在硼酸浓度分别为2700ppm、13500ppm和27000ppm的腐蚀溶液中进行1000h-4000h的长时间全浸均匀腐蚀,当硼酸浓度为2700ppm时,该高硼奥氏体不锈钢表面产生的含B氧化膜保护基体不被腐蚀,合金表现为腐蚀增重;当硼酸浓度为13500ppm和27000ppm时,该高硼奥氏体不锈钢呈现为先增重后失重的腐蚀变化行为,该合金在模拟乏燃料贮存水池环境的加速腐蚀试验中呈现较好的耐腐蚀性能。该高硼奥氏体不锈钢在经过400℃,4000h时效处理后,组织中硼化物（Fe,Cr）2B有长大粗化的趋势,其断裂延伸率下降到6.0%,抗拉强度增加到了778MPa。采用蒙特卡罗方法模拟计算新型高硼奥氏体不锈钢对中子和γ射线的屏蔽性能。随着B含量的增加,高硼奥氏体不锈钢对入射中子的衰减能力有明显的提高,且衰减趋势符合y=0)(-（9）的指数衰减关系。同时其对γ射线的衰减能力优于目前在用的含5wt.%B4C的铅硼聚乙烯和20%B4C/Al复合材料。