中文摘要：

随着核电的发展，高放射性核废物的安全处置问题日益迫切和突出，寻找理想的高放废物固化体材料是当务之急。研究表明，富烧绿石人造岩石是固化锕系高放核废物的重要候选材料之一。本项目拟在合成多种化学剂量比Ln2+xTi2-xO7-x/2(Ln=Ho,Er and Lu,x=0-0.61)钛烧绿石的基础上，对其进行He+,Ar+和Xe+三种不同质量离子辐照损伤实验研究。通过系统研究化学剂量比（x=0-0.67）、镧系元素(Ho3+,Er3+,Lu3+ )半径大小、辐照离子质量(He+,Ar+和Xe+)对化学剂量比介于Ln2Ti2O7（x=0）和Ln2TiO5（x=0.67）之间的多种富镧系钛烧绿石的结构变化和非晶化转变剂量的影响，揭示化学剂量比、镧系元素半径大小与富镧系烧绿石相的无序度、抗非晶化能力、以及Ln2O3-TiO2 T-C相图之间的依赖关系，从而为高放废物固化材料研究提供理论基础和实验依据。

结论摘要：

具有缺氧萤石结构的烧绿石陶瓷材料一直被认为是潜在的锕系高放射性核废物固化基材候选材料之一，国际上对其进行了广泛研究，但是之前的研究基本都集中于对具有理想化学计量比Ln2B2O7(Ln=La-Lu,Y; B=Ti,Zr,Sn)烧绿石的辐照损伤效应方面。前期的研究结果表明对富镧系元素Ln的非理想化学计量比的钛酸盐烧绿石Ln2+xTi2-xO7-x/2(Ln=La-Lu,Y; x=0-0.667)比具有理想化学计量比的Ln2Ti2O7钛酸盐烧绿石具有更大的无序度，而离子束辐照效应实验研究结果表明在缺氧萤石结构中，材料的无序度越高，其耐辐照性能越好。因此，本项目基于此，在合成多种具有化学计量比Ln2+xTi2-xO7-x/2(Ln=Ho,Er,Lu,Y; x=0-0.667)钛酸盐，具有钙钛矿结构的SrTiO3，具有delta相的Lu4Hf3O12及Sc4Hf3O12的基础上，对其进行了Ne2+, Kr3+, Ar11+, Xe26+四种不同质量的离子辐照损伤实验研究，取得了几个研究成果（1）探索出制备以上多种材料的实验方法和条件，为合成类似复杂氧化物陶瓷提供了实验依据；（2）得到了离子束辐照时样品衬底温度对材料结构变化的影响并对其进行理论解释；（3）得出辐照的离子束质量大小对不同材料结构变化的影响，并进行了相关理论解释；（4）得出了化学计量比介于x=0的Ln2Ti2O7和x=0.667的 Ln2TiO5之间多种富镧系钛酸盐烧绿石的结构变化、抗非晶化能力与Ln2O3(Ln=Ho,Er,Lu)-TiO2成分-温度（T-C）相图之间的依赖关系；（5）首次对离子束辐照下Lu2Ti2O7的体积肿胀进行了定量测量，确定了离子束辐照在Lu2Ti2O7中引起的原子无序和体积肿胀之间的定量关系，该研究第一次从实验上测量了复杂陶瓷材料的点缺陷体积，为确定材料中的缺陷类型提供了一种新的方法，同时提供了有关晶体缺陷的类型信息，该研究成果已发表在PRL上；（6）利用基于密度泛函理论的第一性原理方法及分子动力学方法研究了具有烧绿石相、delta相及钙钛矿等相关结构的材料结构参数、离位阈能、缺陷形成能、电荷及电子结构，从实验和理论上得出材料的耐辐照性能与材料的结构参数、离位阈能、缺陷形成能、电荷及电子结构之间的关系。本项目的研究结果为高放射性核废物固化基材的深入研究提供了重要的实验依据和理论基础。