熔盐堆是第四代先进裂变核能系统候选堆型之一,得益于其本征安全性、广阔的经济发展前景以及优异的高温综合利用潜能,受到世界各国的广泛关注和研究。然而,熔盐堆内高温、强中子辐照和强氟化物熔盐腐蚀等极端服役环境对堆用结构材料合金性能提出了严苛的要求。镍基UNS N10003（Hastelloy N和GH3535）合金因其优异的耐氟化物熔盐腐蚀性能而被公认为是熔盐堆最优备选合金。提高反应堆运行温度是提高其高温综合利用效率的最具经济性方法之一。然而,该合金受限于其高温力学性能,难于满足更高温熔盐堆（＞700℃）的服役要求。因此,基于未来熔盐堆向更高温度发展的需求,从现有高温合金中筛选出满足需求的合适材料成为有效解决方法之一。除高温和熔盐腐蚀外,强中子辐照也会造成结构材料合金力学性能的大幅度下降,进而极大地影响到反应堆的长期安全运行。因此,堆用候选合金材料的辐照性能筛选至关重要。本论文主要选择Inconel 617,Alloy 800H等高温候选合金为研究对象,并以UNS N10003合金作为参考。该两种合金都具有优异高温力学性能,且随着双金属复合技术的发展,都有望满足更高温熔盐堆的抗腐蚀要求。为了评估这两种合金的辐照性能和研究其辐照缺陷演化行为,本论文开展了离子辐照实验,通过对辐照样品前后微观结构的表征和力学性能的测量进行了高温氦致损伤和离位原子损伤等两方面研究。高温氦致损伤结果表明,在高温700℃辐照条件下,合金元素的差异通过影响点缺陷的扩散导致不同的氦泡及位错环特征分布,Inconel617和Alloy 800H两种合金的抗辐照硬化性能及抗氦致肿胀性能均劣于UNS N10003合金。更高的辐照温度下,Inconel 617合金中析出物团簇和UNS N10003合金中氦泡位错环复合物的生成,导致了辐照缺陷的特殊演化。离位原子损伤研究结果表明,Inconel 617合金因较高位错环数密度使其抗辐照性能略差于其他合金。据此揭示了镍基合金中合金元素（镍,钼和铬元素）对氦致损伤和离位原子损伤缺陷演化影响机制,从辐照角度为更高温熔盐堆用合金筛选和新合金的选型及研发提供了参考。后续的研究表明,辐照引入的两种Frank loop变体随辐照剂量呈现不同演化趋势,据此对位错环的定量表征方法进行完善。通过对纳米压痕压入曲线进行分析得到了辐照浅层损伤层的屈服强度,建立了一套全新的评估合金辐照力学性能的方法。大塑性变形和增材制造等新型加工工艺为提高合金的抗辐照性能提供了一条潜在的解决途径。本文对这两种新加工工艺成型镍基合金的氦致损伤缺陷演化行为进行研究。研究结果表明,大塑性变形合金具有较好的抗氦泡肿胀能力,但其抗辐照硬化能力还需进一步优化。增材制造合金具有更好的抗辐照硬化能力,但需通过优化工艺参数改善其氦泡肿胀能力。据此揭示了镍基合金中合金结构对氦致损伤缺陷演化影响机制,并从辐照性能角度为新加工工艺的优化提供了参考。