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核废物的最终安全处置问题,是制约核能可持续发展的关键因素之一,也是目前核工业界与核科学技术领域研究热点之一。具有钙钛矿结构(AB03)的晶体材料是固化高放射性核废物的优秀候选基材之一。钛酸锶(SrTiO3)是一种具有典型钙钛矿结构的材料,有望用来固化高放射性核废物中的90Sr及锕系元素,因此研究SrTiO3材料的耐辐照性能具有非常重要的现实意义。本论文中,通过传统高温固相烧结方法制备得到具有致密性较好的多晶SrTiO3样品,并将样品进行切割及抛光处理；用能量为400keV的Ne离子束在低温(-77K)和室温(-300K)条件下分别进行了离子束辐照实验,辐照剂量分别为7×1014cm-2、1×1015cm-2,5×1015cm-2、1×1016cm-2及2×1016cm-2;用掠入射X射线衍射技术(GIXRD)对辐照前后的SrTiO3样品进行了结构表征。GIXRD谱分析结果：1)当辐照剂量达到1×1016cm-2时,SrTiO3在低温实验下出现了明显的非晶化相变,而在室温辐照条件下没有出现非晶化相变,甚至增大辐照剂量到2x1016cm-2时,室温辐照条件仍然没有出现非晶化现象。2)在低温辐照下,辐照剂量为7×1015cm-2时,GIXRD谱中已经出现新的衍射峰,随着离子束辐照剂量增大其相对强度及峰位呈现出明显的变化规律；在室温辐照下,辐照剂量为1×1015cm-2时,SrTiO3同样有新衍射峰的出现,但是随着离子束辐照剂量的增大,新衍射峰的相对强度及峰位变化并不明显。3)通过对GIXRD谱的分析计算表明,SrTiO3在低温离子束辐照下出现了显著的肿胀效应,在室温离子束辐照条件下并没有明显的肿胀效应。为了进一步研究分析SrTiO3辐照结果GIXRD谱中新衍射峰的出现及其变化,本文通过基于密度泛函理论的第一性原理软件Materials Studio (MS)和VASP (Vienna Ab-initio Simulation Package)计算分析了SrTiO3材料经过离子束辐照后可能产生点缺陷的结构模型和缺陷形成能。通过对比分析计算结果与离子束辐照后的GIXRD谱,结果表明：在离子束辐照下,SrTiO3样品结构的变化是由于SrTiO3晶胞中产生了氧空位缺陷从而导致晶格畸变引起的。