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。

中国散裂中子源（CSNS）靶站质子束窗位于环到靶站输运线（RTBT）与靶站交接面，起到隔离加速器高真空和靶站氦气环境的作用。随着束流功率提高，目前质子束窗单层膜结构形式已无法满足CSNS-II 500 kW的高功率需求，因此开展CSNS-II质子束窗研制，设计出双层膜中间通水的冷却结构，完成质子束窗双层膜的薄膜半径、薄膜厚度、水冷槽长度与宽度、对流换热系数等各参数对质子束窗温升与热应力的影响分析。通过冷却水需求分析得出，冷却水流速需大于15 L/min。通过质子束窗主体的流固耦合分析，消除箱体内部死水区域。最终优化后质子束窗薄膜位置最高温度47.8 ℃，薄膜位置最高热应力30.758 MPa。通过FLUKA软件对质子束窗材料的辐照损伤性能进行分析，在每年5000 h工作时长、500 kW高功率束流的辐照下，辐照损伤DPA计算值为1.285 DPA，质子束窗的安全使用寿命在7年以上。

采用分子动力学方法模拟了金属铜的氦辐照损伤，在原子尺度上观察氦辐照下铜金属微结构的变化过程，分析并对比了单晶铜与多晶铜的微结构和力学性能随氦原子数增加的变化情况。结果表明，随原子数增加，单晶铜的缺陷对数目呈规律性地先增加后减少，且峰值不断增高；多晶铜的缺陷对数目呈上升趋势，但波动规律不明显。拉伸性能测试显示，氦辐照会导致铜的屈服强度降低，当氦原子分数达0.54%时，单晶铜和多晶铜的屈服强度分别下降46.94%和49.2%。

碳化硅纤维增强碳化硅(SiC_f/SiC)复合材料具有低中子毒性、耐中子辐照和耐高温氧化等特性, 成为先进核能系统重要的候选结构材料。近年来, 国内外学术界和工业界针对核用SiC_f/SiC复合材料开展了大量研究工作, 取得了一系列重要的研究进展。针对SiC_f/SiC复合材料面向核用所关注的重点方向, 如核用SiC纤维、纤维/基体界面相、复合材料制备工艺、数值仿真、腐蚀行为和表面防护、连接技术以及辐照损伤等方面, 本文进行了综述和讨论, 并针对核用要求指出了SiC_f/SiC复合材料存在的主要问题和可能的解决思路, 希望对该材料的进一步研发和最终应用有所裨益。

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。