镍、铁和钨基合金常被用来作为反应堆的候选结构材料，在反应堆中面临中子辐照的严苛服役环境。本文采用分子动力学方法研究了金属镍、铁、钨三种金属材料的辐照级联过程，获得材料在不同温度（300?500 K）下、不同初级碰撞原子（Primary Knock-on Atom，PKA）能量（<20 keV）沿不同晶格方向（<135>、<122>和<100>）入射的辐照级联损伤过程。结果表明：金属镍和铁的稳态辐照缺陷数相当，当PKA能量较低（<5 keV）时，金属镍的稳态缺陷数比金属铁略少；而当PKA能量较高（>5 keV）时，金属镍的稳态缺陷数逐渐超过铁；在相同辐照条件下，金属钨的稳态辐照缺陷数最少，表现出更为良好的抗辐照性能。通过分析三种金属辐照级联过程中不同阶段的缺陷复合率及缺陷存活率，进一步理解其耐辐照损伤能力的差异。相关计算结果为理解不同金属的辐照性能提供数据支撑，作为金属初级辐照损伤数据集，为更大尺度的速率理论和团簇动力学等模拟材料辐照效应提供微观缺陷结构和参数。

碳化硅（SiC）晶体可以用作无源监控器测量反应堆的中子辐照温度，在未来高温强辐射的先进核反应堆中具有重要的应用前景。SiC测温技术自20世纪60年代被首次提出以来，基于SiC结构、热学和电学性质的中子辐照效应，人们建立了宏观尺寸法、质量密度法、热导率法和电阻率法等各种SiC测温方法。本文首先综述了这些SiC测温方法的基本原理和工作特点，然后着重介绍了中国原子能科学研究院（China Institute of Atomic Energy，CIAE）SiC测温系统的研究进展，通过中子辐照诱导SiC晶格肿胀的理论计算，分析和验证了该系统测温结果的可靠性，探讨了进一步提高SiC测温效率的实验方法。

铍是核反应堆内的重要反射层材料，其辐照后的尺寸变化对反应堆的安全性具有重要的影响。为获得铍组件堆内长期服役后的尺寸变化，以对其堆内的服役性能评价提供基础数据，设计并加工了一套高放样品远程转运平台，使用三坐标测量机完成了绵阳SPRR-300堆内铍组件的尺寸变化测量实验。实验测量结果表明，SPRR-300堆的铍组件在服役29 a后，在最高中子通量高达6.78×10²¹ cm⁻²的辐照环境下，铍组件外形尺寸总体上保持良好，截面有微量的收缩变形，最大形变约0.13 mm，这表明在长期中子辐照环境下，辐照蠕变是导致铍组件尺寸变化的主要原因。

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行，位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样，研究了其热学、力学以及微观结构变化，并与商用IG110，NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明，经长时间低剂量率的中子辐照后，SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷，这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等，并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化，主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。