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2011年福岛核事故的爆发使得核安全面临全新的考验。其爆发的主要原因是在丧失冷却剂事故（LOCA）下,包裹核燃料的锆合金包壳在高温环境与水发生反应生成氢气,导致爆炸。包壳材料是反应堆系统安全性保障最核心的部件,为了改善包壳性能,替代性钼合金,全陶瓷包壳及包壳陶瓷涂层受到广泛关注。陶瓷材料相对金属具备更优越的性能,如熔点高,硬度高,强度高等等,使得其在堆芯材料中具有广阔的应用前景。反应堆堆芯具有高温、高应力、强化学腐蚀性和高的辐照剂量等,使得堆芯材料面临严苛的生存环境。ZrC,ZrN和SiC具备优越的核用性能,在这种严苛的环境具有较大生存的潜力,且由于它们中子吸收截面小,被列入为未来核能系统用候选材料。裂变堆和聚变堆放处大量热的同时都会产生高能中子、氦粒子和其他粒子。这些高能粒子会对包壳材料结构产生一定的影响,继而影响材料性能。本文利用高能Au离子模拟中子辐照,对微米多晶ZrN和ZrC-SiC复合材料进行高剂量辐照。ZrN和ZrC有着相似的缺陷特点,随着深度有不一样的变化。Au离子在固体材料的运动中会消耗能量,大量的能量经过非弹性碰撞耗散,使得局部温度升高,导致缺陷容易移动和生长,形成长位错线。故在低于Au离子最大富集的深度的区域有长位错线,密度较低;在更深处由于缺陷不易移动使得小的位错环产生,密度较高。高速Au离子还会带来氧的注入,使得在ZrN和ZrC晶粒中都发现ZrO2纳米颗粒。在相同深度位置的ZrC和SiC晶粒,辐照后Si C完全无定型化,而ZrC保持较完整晶格特征。SiC无定型化膨胀会使得ZrC晶粒受到压应力的作用。对于单个晶粒而言,ZrN和ZrC辐照损伤深度大约为1.2μm和1.22μm,而SiC的辐照深度约为1.55μm,与计算模拟结果相符合。晶界可以吸收间隙原子,并将其反射进入晶格当中与空位相结合,因此丰富的晶界可以提高抗辐照损伤性能。本文利用磁控溅射获得纳米晶Zr3N4、不同化学剂量的ZrC1-x、ZrC-SiC复合材料和ZrC/SiC双层涂层,并利用He离子对该涂层进行辐照。不同厚度的Zr3N4,ZrC-SiC复合材料和ZrC/SiC双层涂层在辐照下保持一定的结构稳定性。不同化学剂量的ZrC1-x涂层经过辐照后,晶格参数减小,且随着辐照剂量的增加,减小幅度更大。除了纳米晶涂层,本文也研究了无定型的SiC涂层的辐照效应,在不同剂量He离子辐照下,C-Si键断裂,且依然保持无定型结构。Zr-4合金上陶瓷涂层改性是目前在不改变现有反应堆设计的基础上提高包壳材料性能最现实可行的办法,兼顾了合金与陶瓷的优点。本文利用磁控溅射在Zr-4合金上进行ZrC和SiC涂层,并考察涂层的致密性和结合力。通过对磁控溅射的参数进行优化,最终获得性能较优的涂层,ZrC涂层硬度最高可达34.39 GPa,临界载荷最大可达15.09N;SiC涂层的纳米压痕硬度最高可达25.61 GPa,临界载荷最大可达8.24 N。ZrC和SiC的纳米晶大小约为10 nm。对于涂层的稳定性,以Ti为过渡层可以增强SiC涂层与基底Zr-4合金的结合力,以Cr为过渡层可以增强SiC涂层与基底Zr-4合金的热稳定性。