核反应堆结构材料在中子辐照作用下,点阵原子被中子撞击形成初级离位原子（PKA）,造成碰撞级联而产生大量空位和自间隙原子等缺陷损伤,将引发辐照材料的硬化、脆化、肿胀及蠕变等性能退化行为。由于商业堆或实验堆辐照耗时长、成本高、参数调控难及高放射性等局限性,使得离子束、电子束等带电粒子束模拟中子辐照的研究备受关注。最新研究结果表明,离子与中子辐照PKA能谱明显不同,导致碰撞级联中缺陷密度、迁移与复合等辐照损伤微观过程存在差异,限制了模拟中子辐照机理的研究。本文基于强流脉冲离子束产生强流脉冲原子束的新技术,获得具有与中子辐照PKA能谱相似的辐照条件,开展了强流脉冲原子束辐照金属材料的模拟辐照方法及辐照损伤行为的初步实验研究,探索利用辐照热效应进行缺陷原位差热分析方法,评价辐照过程的缺陷产生及其密度变化规律,结合离子辐照SRIM模拟及X射线衍射等分析,研究强流脉冲原子束辐照损伤规律。考虑铁基金属和有色金属等两类主要核结构材料,分别选择了304不锈钢和纯铁、纯镍和纯钛等四种材料为研究对象,取得以下主要结果:（1）在加速电压220 k V、焦点能量密度0.5～4 J/cm~2的高能碳原子束条件下,进行直径10 mm圆形薄片金属靶材辐照实验,采用快速红外摄像仪测量辐照过程靶材的温度变化,所测量的辐照金属靶材最大平均温度随辐照能量密度呈线性增加趋势,纯钛靶温升最大、纯镍、铁基靶材温度变化规律接近。其中,304不锈钢、纯铁等铁基金属的实际平均辐照能量密度从0.18增加至2.64 J/cm~2,温度则从20.1增至91.3℃;纯镍温度变化线性增长斜率略低于铁基金属,0.56～2.57 J/cm~2平均辐照能量密度对应的温度变化为30.0～89.0℃;纯钛线性增长斜率最高,0.66～3.31 J/cm~2平均辐照能量密对应的温度变化为46.1～156.0℃。（2）利用强流脉冲原子束辐照热效应,进行辐照金属靶材原位差热分析,通过辐照脉冲结束后的冷却曲线,分析辐照缺陷湮灭过程的热能变化,获得不同靶材辐照缺陷湮灭能与辐照能量密度的对应关系。在焦点能量密度为0.5～4 J/cm~2的辐照条件下,测得的四种金属靶材的缺陷湮灭热能随平均辐照能量密度均呈线性增加,但斜率不同,由大到小排序依次为:304不锈钢为0.399、纯铁0.291、纯钛0.234及纯镍0.108,对应金属靶的缺陷湮灭能线性变化范围分别为0.13～1.16 J、0.1～0.7 J、0.20～0.82 J及0.04～0.33 J。缺陷湮灭能变化曲线的斜率体现了不同材料辐照缺陷产生与辐照退火回复过程的差异,斜率大则回复程度大。（3）利用金属靶的缺陷湮灭能变化计算回复的缺陷总数量,分析靶材辐照损伤的缺陷数量。按照辐照原子动能220 ke V估算,辐照能量密度0.18～2.64 J/cm~2对应于原子辐照剂量6.88×1012～6.99×1013atoms/cm~2,原位差热分析测出的304不锈钢缺陷个数为9.81×1015～9.04×1016,纯铁为7.76×1015～5.50×1016,依据靶材面积可得单位面积缺陷产额为9.89×1015～7.01×1016/cm~2。纯镍的辐照能量密度0.56～2.57 J/cm~2,相应的辐照剂量为1.60×1013～8.45×1013atoms/cm~2,缺陷产额为3.89×1015～3.66×1016/cm~2。纯钛辐照能量密度0.66～3.31 J/cm~2,相应的辐照剂量为1.88×1013～9.41×1013atoms/cm~2,缺陷产额为1.15×1016～4.71×1016/cm~2。（4）利用离子辐照模拟软件SRIM计算分析表明,相同粒子种类和能量（220 ke V）下,与相同元素种类和动能量辐照原子相比,离子束辐照缺陷形成能在入射总能量占比分别为304不锈钢的16.35%、纯铁的16.49%,纯镍的18.03%,纯钛的14.00%。原子束辐照304不锈钢、铁和钛中分别比离子束高209.8%、124.8%及113.6%。且在原子束dpa值被低估的情况下,其在相同能量密度下辐照5次后材料内部的dpa绝大多数均超过相同条件下的离子束,表明原子束的损伤能力远大于离子束。离子束辐照的缺陷湮灭能量较高,可归结为注入离子级联碰撞过程中的高电离和低能量转移碰撞行为,增强了缺陷扩散和点缺陷的复合。（5）XRD分析结果表明,在0.5～4 J/cm~2的实验条件下,高能原子束与离子束辐照使退火铁试样的最强衍射峰的相对强度值降低、峰宽增大,改变了试样表面组织的晶格常数,增加了结构的无序性。但总体改变量较低,对材料结构改变不明显。该结果表明,强流脉冲原子束模拟中子辐照的原位差热分析方法的可重复性,对同一试样可进行多次辐照测试的原位差热分析。