碳化硅拥有高熔点、高耐腐蚀性、高热导率、低热膨胀系数、化学性能稳定,中子吸收截面低,抗辐照性能优异等优点,适合在反应堆堆芯高温高压高通量中子辐照环境中服役。碳化硅被用作TRISO燃料球的包壳材料,聚变堆第一壁候选材料,连接关节部位的结构件等。SiC在核反应堆中的服役环境苛刻,长时间处于高温、高压、高辐照环境中,并且在中子辐照下会产生H、He、P等杂质原子。本论文采用H2+,He+,C+以及Kr+注入SiC并退火,研究了不同离子注入引起的气泡、起泡、裂纹和硬化等辐照损伤效应。分析辐照引起SiC物理和机械性能退化的原因,深入探讨了其辐照损伤行为与机理。在SiC中注入He+的实验中,研究了不同温度下注入He+后,SiC中辐照层微观结构的差别。实验比较了在900℃和1200℃退火过程中,SiC材料中气泡的尺寸变化。200℃,300℃以及400℃温度下注入He+并退火后的样品中He+气泡平均尺寸依次减小。主要原因为不同温度注入后内部剩余缺陷的含量影响了气泡的形核生长。论文研究了 SiC中注入H2+,He+以及He++H2+共注后材料表面的起泡现象,研究了不同离子和不同剂量下起泡的尺寸。在注H2+低剂量的样品中形成的起泡底面半径和竖直形变最大。表面起泡的形成起始于辐照层底部的H微裂纹层,起泡的生长通过这些H微裂纹的的联结和合并以及表面辐照层的竖直变形。在He++H2+样品中的起泡,当生长到一定尺寸后,会沿着边缘发生剥离。这是因为在起泡边缘产生了应力集中,并且该应力值超过理论断裂强度。在He++H2+样品中的起泡,w0/a比值最大并且起泡的数量密度最大。8-58%的注入H元素形成了起泡。常温注入He的SiC样品在1500℃退火形成了中心水波纹状突起。在距离SiC样品表面600nm深度位置处,形成了断层。实验还分析讨论了中心水波纹状突以及断层形成的原因和机理。论文研究了室温下注入C+并且退火后SiC材料的裂纹扩展,在SiC注C+的样品中,裂纹随着退火时间的增长而扩展。裂纹的萌生和扩展主要原因为重结晶时辐照层密度增加,体积发生收缩。产生的平面横向拉伸应力,使得裂纹萌生并扩展。裂纹在扩展过程中可以采用我们拟合得到的公式进行裂纹长度和宽度进行估算。论文对H2+,He+和C+三种离子常温注入并且退火后的SiC样品中的重结晶现象进行了分析研究。注入He+和C+后,SiC样品中的重结晶过程和机理相似。在800℃左右退火主要以随机形核为主。在900℃以上退火,主要以外延柱状晶生长为主。注入H2+并且退火的样品中,重结晶过程主要是以层接层沿晶生长的机理进行,并且重结晶速率比注入He+和C+中的慢。H容易与Si和C的结合,形成Si-H和C-H较为稳定的结构,从而减缓了重结晶过程。论文最后对阶梯注入Kr+形成损伤均值平台后的SiC样品进行了纳米压痕的研究测试。实验发现4H-SiC,3C-SiC和6H-SiC这三类晶型的样品的变化趋势基本一致。在900℃,三种碳化硅的硬度值,从44±3GPa上升到51±3GPa。最终的硬度值,接近原始态样品的硬度值。在1200℃退火时,样品的硬度值,均发生明显减小,并且最后都下降到17±3GPa。发现材料中生成了大量的黑点缺陷以及位于（0001）面和{11-20}晶面簇上的位错。根据材料中位错滑移理论,通过分析在退火过程中位错数量和大小等变化,研究了 SiC样品中硬度变化的原因和机理。