当今社会伴随经济的快速发展以及人口数量的迅速膨胀，对能源的需求也越来越大。低碳经济和绿色能源也是今后全球发展的总趋势，因而建造安全高效的核反应堆是解决当前能源和环境问题的最好办法。研制第四代核裂变堆之一的钍基熔盐反应堆（TMSR），一方面基于我国有丰富的钍资源，可为核燃料长期供给提供保障；另一方面熔盐堆与通常的压水堆相比有热转换效率高、核燃料在线处理、固有安全性以及无水冷却等优点。钍基熔盐堆的核燃料与熔融的氟盐溶为一体，熔盐本身具有良好的传热性，但同时也具体较强的腐蚀性，另外熔盐的运行管道和堆壳体还要经受中子、α离子等的辐照，所以熔盐堆堆芯容器、熔盐回路等结构材料的选择是关系反应堆安全关键问题，关系着熔盐堆的命运。Ni基合金（Hastelloy-N）因具有良好的耐腐蚀以及抗辐照性质上世纪在美国被选为反应堆的结构及回路材料，但国产Ni基合金（类Hastelloy-N）的性能仍在测试过程中，因此，研究长时间的高温腐蚀及带电离子的辐照损伤对国产Ni基合金性能的影响至关重要。另一方面，材料的微观结构决定了材料的宏观性能，长期服役于熔盐反应堆的合金材料，在受到熔盐腐蚀以及中子、各种离子及射线的辐照作用下，其微观结构会发生变化，从而影响合金的性能，进而关系到反应堆的安全运行。本论文中合金的腐蚀实验是在自主搭建的带有冷却水循环系统的管式加热炉以及箱式加热炉中进行的，从腐蚀损伤和离子辐照损伤两个方面研究国产Ni基合金损伤的宏观特征和微观变化以及其协同损伤效应，探究合金损伤的机理。采用扫描电镜、失重测量、质子微探针（SPM）等多种手段，对国产Ni基合金在FLiNaK (LiF–NaF–KF:46.5–11.5–42mol%)熔盐中经相同时间、不同温度的腐蚀行为进行研究。结果表明，合金单位面积的失重曲线显示随着腐蚀温度的升高（600℃到900℃），腐蚀失重增加，但增加速率下降。腐蚀深度也随着腐蚀温度的增加而增加。腐蚀区域均出现了Mo元素的富集以及Cr元素的流失现象；腐蚀后的合金表面的晶界结构明显加宽并显现出来，晶粒尺寸随着腐蚀温度的升高出现先细化后粗化的现象。较高温度(800℃、900℃)的腐蚀，在合金表面有Mo为主成分的析出物出现，尤其在晶界处更为明显。当腐蚀实验中有杂质（水、氧等）参与时，会明显加剧熔盐对合金的腐蚀。在辐照损伤研究方面，分别用不同能量的质子、氙离子作为辐照源研究国产Ni基合金的辐照效应。用7MeV和2MeV的氙离子辐照合金，辐照损伤剂量在0.5dpa-8dpa之间，结合SEM、TEM、慢正电子符合多普勒展宽谱（CDB）及纳米压痕等技术表征辐照后合金样品的力学性能以及微观结构变化。结果表明，氙离子辐照后的合金样品出现硬化，并且随着辐照剂量的增加，硬度增加但硬化速率逐渐趋于饱和；对比不同辐照损伤速率下相同剂量的辐照，低损伤速率的辐照使合金硬化更加明显。微观结构方面，CDB结果显示S参数随辐照剂量增大略有增长，表明辐照产生了空位型缺陷，但S参数的最大增长只有2.2%表明空位缺陷尺寸较小，多以单空位型缺陷为主；同时TEM测试结果表明，低剂量下，随着剂量的增加，缺陷尺寸逐渐增大成位错线和位错环，但缺陷数密度降低。另外，不同能量（70keV、3MeV）的质子辐照国产Ni基合金研究方面，利用SEM/EDS分析合金辐照后的形貌、元素偏析状况，发现70keV的质子、注入剂量为8.0×1017ion/cm2的条件下，质子辐照使得合金表面明显变得光滑；3MeV的质子、注入剂量为1.3×1018ion/cm2时，合金辐照区的表面出现了肉眼可见的肿块以及局部胀裂现象。