中文摘要：

包壳材料在核能环境中的辐照损伤是先进快堆面临的最重要的问题之一。本项目利用高能H/He双束离子辐照，研究未来快堆包壳材料首选结构材料之一的氧化物弥散强化铁素体钢（ODS-FS）在高温、高剂量率的核能环境下H/He双束离子的辐照效应，同时利用SRIM程序模拟材料的辐照效应。实验与理论结果相结合，评价高能H/He双束离子辐照对ODS-FS的微观结构和宏观力学性能的影响情况，为合理评价该种材料在快堆中的最终应用奠定基础。

结论摘要：

氧化物弥散强化铁素体钢（ODS钢）是先进核能系统如第IV代裂变堆和像ITER、DEMO等聚变堆最有前景的候选结构材料。然而，结构材料的辐照损伤问题是核能系统不可避免的问题之一，特别是多粒子协同辐照效应给反应堆的安全运行带来了严重威胁。本项目从实验和理论方面分别研究了ODS钢及FeCr合金中的H、He效应。 扫描电镜(SEM)、透射电镜(TEM)、原子力显微镜(AFM)、金相显微镜(MM)、X射线衍射光谱(XRD)、室温力学拉伸、维氏硬度、纳米压痕、热解吸谱(TDS)、能谱(EDS)、正电子湮没谱(PAS)、二次离子质谱(SIMS)分析和SRIM模拟表明，H、He离子注入后在材料内部发生扩散迁移，并与材料中的空位等缺陷结合形成相应的复合型缺陷；且H、He在ODS钢中存在明显的相互作用，H对He的释放有抑制作用。力学性能测试表明，H、He离子辐照后样品的抗拉强度均增加，可见离子辐照后ODS钢发生了辐照强化效应，且H单束的辐照强化效应强于He单束和H/He双束辐照。与keV离子辐照相比，MeV离子辐照造成的辐照脆化效应更严重，它使ODS钢样品的拉伸断口呈现解理断裂特征。显微硬度测试结果显示，H离子辐照对ODS钢显微硬度的影响大于He，且随剂量增加而增大。 第一性原理研究表明，FeCr合金中H、He原子优先占据四面体间隙位且易于在四面体间隙间迁移，且He原子有向Cr原子靠近的趋势，而H原子有远离Cr原子的趋势。空位存在情况下，间隙H、He原子有向空位迁移形成替位H、He原子的趋势，并对FeCr合金的电子性质产生影响。H原子在Fe及FeCr合金中可自发聚集形成H原子团或H-V复合物；而He原子在Fe及FeCr合金中有聚集形成He原子团或He-V复合物的趋势。然而，Fe及FeCr合金中不能形成H2分子，H以原子或原子团形式存在。H、He之间存在相互作用，H对He的聚集成团和He-V复合物的形成有促进效应，而He抑制了H的聚集成团和H-V复合物的形成。