核能以其高效和低碳的优势,在全球范围内广泛使用,用于增强电力、优化能源结构和应对气候变化。为了保证核反应堆的安全运行,奥氏体不锈钢,因其辐照后仍保持良好的综合性能,常被广泛选作核反应堆的结构材料。由于受高能粒子的长期辐照,在奥氏体不锈钢中产生各种辐照缺陷,这些辐照缺陷是导致其辐照损伤的重要原因,会从根本上影响反应堆材料的寿命和性能。辐照诱导力学性能的变化是由于辐照硬化造成,而辐照硬化是由于辐照缺陷使位错在运动或位错增值过程中受到阻碍的结果。因此从微观上模拟研究辐照后产生的各类型缺陷与位错的相互作用并分析各类型缺陷对奥氏体不锈钢辐照硬化的贡献是具有科学意义和实用价值的。本文利用分子动力学方法,首先研究了 Fe-10Ni-20Cr和纯Ni体系中螺位错与堆垛层错四面体（SFT）之间的相互作用,发现了四个相互作用结果:①SFT被部分吸收且作用中发生交滑移（PACS）,②SFT被剪切后留有臂架,且作用中发生交滑移（SCS）,③螺位错直接通过SFT,且反应中未发生交滑移（BNCS）,④SFT通过双交滑移恢复原状（RDCS）。两者相互作用的结果受相交位置的影响。此外,交滑移的发生影响相互作用结果,一旦发生交滑移,在相互作用过程中普遍存在更大的临界剪切应力值。研究表明交滑移的发生与堆垛层错能和合金中溶质原子的分布有关。其次,模拟研究了 Fe-10Ni-20Cr合金中低剪切速率条件下螺位错分别与SFT、弗兰克环、空洞的相互作用。螺位错与SFT的作用结果主要以第②、③类结果为主。螺位错与弗兰克环反应后主要表现为:①生成新的层错面（Sheared）,②层错被消除并转变为一个1/2<011>环（Unfaulting）,③被完全吸收成为一个固定的螺旋转（Absorption）。螺位错与空洞反应后主要机制为:①一个应力峰值且作用中形成束集（OC）,②两个应力峰值且作用中形成束集（TC）,③一个应力峰值且作用中形成束集（ONC）。通过研究发现,温度越高,缺陷对螺位错运动的阻碍性越弱,此三类缺陷对螺位错运动的阻碍性强弱是:位错环>空洞>层错四面体。本文的模拟研究可为位错与缺陷的相互作用而诱导奥氏体不锈钢的辐照硬化提供数据参考,在一定程度上也可用来预测奥氏体不锈钢宏观性能的变化趋势。