随着能源问题的日益加重,核能由于其高效,清洁等优点受到广泛关注。核反应堆安全性一直是关注的焦点,尤其是日本福岛核事故发生后,如何提高核反应堆的安全性能成为核能系统研究人员的努力方向。作为防止核燃料泄露的第一道屏障,包壳管的完整性显得尤为重要。然而,随着反应堆的运行,燃料和包壳管会发生化学相互作用,增加燃料泄露风险的同时还会影响燃料的使用效率。为了缓解燃料和包壳管的化学相互作用,在管内壁进行涂层是一种有效的途径。已有研究发现金属铬（Cr）是良好的候选涂层材料,然而相关的缓解机理仍不清楚。本文选取铀（U）代表燃料,锆（Zr）和铁（Fe）代表包壳管,镧（La）代表镧系裂变产物。首先,采用第一性原理从原子尺度分析了四种杂质原子在Cr中的稳定位点,以及当杂质原子和空位两种缺陷同时存在时两种缺陷的相互作用,计算了空位在杂质原子周围的迁移能。又通过第一性原理结合Le Claire九频模型计算了Cr的自扩散系数以及四种杂质原子在Cr中的扩散系数,并与在Fe中扩散系数对比。结果表明,相比于间隙位点,杂质原子更倾向于稳定在替换位点。当体系中同时存在杂质和空位时,两种缺陷在最近邻位点相互吸引,随着二者距离的增加,吸引能力逐渐减弱,直至消失。吸引作用的范围随着杂质原子种类的不同而不同。计算后的Cr自扩散系数与实验结果吻合较好。杂质原子在Cr中的扩散系数均小于在Fe中扩散系数,表明Cr的确能够缓解燃料和包壳管化学相互作用。本研究为Cr用作缓解燃料和包壳管的化学相互作用的管内壁涂层提供了理论支撑,有助于理解作用机理。