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碳化硅材料具有高熔点、高热导率低中子反应截面和耐腐蚀等优点,适用于具有高温、高通量中子辐照环境的先进核能系统中。中子辐照离位损伤与核嬗变反应产物He、H原子共同作用导致材料肿胀、脆化等性能变化,严重影响材料的使用寿命。因此,深入开展He和H共同作用效应机理研究,对于碳化硅材料在未来先进核能系统中的应用具有重要意义。论文以4H-SiC为研究对象,利用中国科学院近代物理研究所320kV平台提供的He、H和Si离子,在常温下进行离子注入/辐照实验。He离子能量为230keV,剂量为1.0×10152.0×1016 cm-2（0.04-0.8 dpa）,Si离子能量为880 keV,剂量为8.13×10131.63×1015 cm-2（0.04-0.8 dpa）,与He离子具有相同的注入深度和离位损伤,H离子能量为260 keV,剂量为5.0×1015 cm-2,可以穿透He和Si的浓度沉积层。采用Raman光谱、HRXRD、纳米压痕等测试分析方法,研究了4H-SiC材料性能的改变。主要研究内容和结果如下:1、He离子辐照4H-SiC,拉曼光谱特征峰强度随着剂量的增加而降低,说明强度变化与辐照损伤之间存在密切联系。通过对拉曼峰强度随辐照剂量变化进行数值模拟,研究发现对于室温下He辐照4H-SiC,MSDA（多级损伤积累）模型能够较好的拟合出4H-SiC损伤积累与剂量的关系。0-0.04 dpa,主要为点缺陷产生过程;0.04-0.28 dpa,主要为点缺陷聚集,形成位错环过程;0.28-0.32 dpa,主要为大量位错环引起材料局部非晶化过程;大于0.32 dpa,主要为非晶化区域快速生长过程。对于高温He辐照6H-SiC,DI/DS（直接碰撞/缺陷）模型结果表明,损伤积累分为两个阶段,小于1 dpa时,主要为高温辐照扩展缺陷引起无序化,大于3 dpa时,主要为离子辐照产生的非晶化贡献。DI/DS模型适用于模拟高温离子辐照损伤积累,而MSDA更适用于常温下离子辐照损伤积累。2、He离子辐照4H-SiC,在1.0×10156.0×1016 cm-2（0.04-0.24 dpa）时,辐照硬化不明显,当剂量超过6.0×1016 cm-2,辐照损伤层硬度值迅速增加。在剂量为1.0×1016 cm-2时,辐照损伤层硬度值最大。但当剂量超过1.0×1016 cm-2时,辐照损伤层硬度值开始降低。H离子辐照预注He的样品,研究发现拉曼强度增加,硬度值降低。说明H离子辐照引起注He碳化硅内部部分缺陷恢复,并伴有新相形成。HRXRD结果显示H离子辐照后表层应变值略有降低。3、对比He离子辐照4H-SiC,相同dpa情况下,Si离子辐照引起的拉曼特征峰强度降低更为明显。剂量为8.13×1013 cm-2（0.04dpa）时,辐照损伤层硬度增加明显,剂量大于2.44×1014 cm-2（1.2 dpa）,纳米硬度明显降低。H离子辐照预注Si的样品,Raman光谱变化不明显,但HRXRD结果显示损伤层应变值略有增加。