核能，在能源危机越来越严重的现在，显得尤为重要，核聚变虽然清洁无污染，可是因为其技术不成熟，还鲜少运用。第四代(Gen-Ⅳ)裂变反应堆的六种候选系统中，“钍基熔盐堆核能系统”，是中科院首批启动的战略性先导科技专项之一，熔盐堆核能系统的结构材料必须具备高强度的抗辐照性能、力学性能、热学性能以及耐腐蚀性能等。而哈氏合金(Hastelloy)因其具有良好的抗腐蚀及耐高温等性能而成为先进反应堆结构材料的候选材料之一，其主要成分为Ni、Mo、Cr以及Fe等。结构材料在高能辐照下会产生空位、间隙原子、孔洞以及位错环等各种缺陷，这些缺陷将严重影响材料的力学性能。本文应用多尺度模拟方法，研究了哈氏合金中最主要的成分金属镍及镍钼合金在辐照环境下的离位级联碰撞过程及其缺陷的演化过程。　　首先采用分子动力学方法模拟了镍及镍钼合金中级联碰撞的前三个过程。模拟发现铁镍单质和合金中的缺陷数目有类似的变化规律，即在辐照的最初的2ps内自间隙和空位缺陷数目达到最大值，随后由于空位和自间隙原子发生复合而使得缺陷数目在迅速减少，最后达到稳定状态。　　在镍单质中，高能下的辐照能产生较大的间隙或空位团簇，同时，随着辐照能量的增加，子级联出现的情况也会增加。主要分析了600K时不同辐照能量下，镍中缺陷的残留率。在本文研究的五个能量下，镍中缺陷的存活率都在20％左右。淬火之后，70％左右甚至更多的空位以单空位的形式存在，最大的空位团簇出现在40keV时，其包含了8个空位。当能量大于10keV时，退火后间隙原子团簇占50％以上，最大的间隙团簇出现在40keV时，最大的团簇尺寸为20。而在镍钼合金中，缺陷数目随着初始碰撞原子(PKA)能量的增加而增加，能量越高产生离位峰所需的时间越长。辐照温度在PKA能量较高的情况下对离位级联产生较显著的影响。在能量、辐照温度以及PKA方向都相同的情况下，剩余缺陷数目都随着Mo在合金中的含量的增加而增多。　　本文还采用弹性能带法(NEB)方法和分子动力学方法(MD)方法静态计算并深入分析讨论了镍单质中各类缺陷的迁移特性，且与实验值做了比较。最后，本文采用了对象蒙特卡罗(OKMC)方法模拟了不同级联条件下缺陷的演化。第一次缺陷的复合发生在115K左右，当退火温度上升到约150K时发生第二次复合，当温度在350K左右时，第三次复合发生，使得缺陷数目进一步减少，第四阶段在550K左右，由缺陷团簇的解离而产生。研究发现，在高温条件下产生的缺陷比低温下的缺陷更加稳定:在低能情况下几乎所有的缺陷都发生了复合，但是当PKA能量高于20keV时，会残留一大部分缺陷（大概60％）并且这些缺陷都以团簇的形式存在。　　本文模拟了镍单质及镍钼合金中的辐照过程，为今后的哈氏合金的辐照损伤的实验研究提供理论依据及指导。