近年来我国核电产业不断发展,随之而来对核电产生的乏燃料处理问题也逐渐受到关注。碳化硼增强铝基复合材料具有轻质、高强度、力学性能优良、性价比高等优点,是理想的中子吸收材料。本文采用粉末冶金法分别制备不同B4C含量、粒径的B4C/Al复合材料,向其中添加适量Mg元素以改善材料力学性能,使用X射线衍射（XRD）、扫描电子显微镜（SEM）以及透射电子显微镜（TEM）分析所制备复合材料的组织与性能,并通过Mcnp6软件对复合材料中子吸收性能进行蒙特卡罗模拟。得到研究结果如下:使用粉末冶金法,在热压温度600°C下制备不同质量分数及不同粒径的B4C增强6061Al复合材料,并进行热锻造及T6热处理。结果表明所制备复合材料致密度均在96%以上。对于30wt.%B4C/6061Al复合材料,当B4C粒径由1.3μm增加到21.6μm时,材料内致密度逐渐由96.7%提高到99.5%。复合材料中除铝基体和B4C还存在Mg2Si和Mg Al2O4相;在基体和B4C颗粒界面处发现少量Mg2Al3相及Al3BC相,增强了复合材料界面结合强度。复合材料的力学性能随着B4C含量的增加而减小,随着B4C粒径的减小而增强。B4C粒径低于6.3μm时颗粒团聚现象严重,受力后在团聚处易产生应力集中,影响材料性能。当B4C粒径为6.3μm时,复合材料力学性能最佳,抗拉强度达到335.2MPa。通过向6061铝合金基体中添加3wt.%、6wt.%和9wt.%Mg元素,采用粉末冶金法制备B4C增强Al-Mg基复合材料,Mg元素的添加后降低了基体合金熔点,降低基体与B4C颗粒间界面的表面张力,改善颗粒在基体中的分散性,有效解决小尺寸B4C粒子团聚现象。对复合材料相组成分析发现,除了Mg2Si、Mg Al2O4等相外,在B4C颗粒与基体界面生成Mg2Al3相;B4C/Al-Mg复合材料力学性能随着Mg元素含量的增加而提高;当Mg添加量为9wt.%时,其抗拉强度达到349MPa。但热锻后复合材料内部残余应力较多,T6热处理后部分复合材料试样出现裂纹,对材料力学性能产生影响。为了评价B4C粒子增强铝基复合材料的中子吸收性能采用蒙特卡罗法模拟进行计算评估,通过建立球壳模型,改变源面距离、中子源强、B4C含量及粒径、复合材料厚度等参数来计算中子在材料中的透射系数。结果表明源面距离由10cm增加到100cm后30wt.%B4C增强铝基复合材料的透射系数始终低于B4C含量10wt.%和20wt.%的试样,表明其屏蔽性能较优。但对同一B4C含量的复合材料试样,源面距离改变时对透射系数的影响并不显著。提高中子源强,复合材料的透射系数也随B4C含量的增加而减小。B4C/Al复合材料对热中子有较强吸收效果,当中子能量在1keV～12keV时会出现“反转”现象,随着中子能量升高,复合材料中主要核素中子吸收截面降低,对快中子吸收能力较差。提高B4C含量、材料厚度以及降低B4C颗粒尺寸均可以提高复合材料的中子吸收能力。在实际应用中考虑小尺寸粒子的团聚效应对力学性能的不良影响,理想状态下对于厚度为8cm复合材料,B4C粒径为6.3μm相较B4C粒径为21.6μm的复合材料中子吸收率提高18.2%。