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铝及其合金在反应堆上的应用非常广泛,国内很多研究堆的结构材料都采用了铝。为了保证反应堆的安全运行,需要国产铝材料在高积分中子注量下的性能参数变化数据。目前,300#研究堆的退役正好提供了合适的铝材料,可以开展相应的性能分析研究。铝材料在中子辐照环境下损伤的微观过程较为复杂,目前实验无法完全观测,故需要理论模拟研究进行补充。本文在现有的300#研究堆中子能谱的基础上,计算得到了堆芯围板位置处的初级离位原子(Primary Knock-on Atom, PKA)能谱,选定了能量为10keV的PKA作为研究的重点。然后采用分子动力学(Molecular Dynamics, MD)模拟计算了铝中的离位级联碰撞过程以及缺陷的产生情况,并重点分析了不同PKA能量和不同温度对级联碰撞结果的影响,发现当温度不变时,随着PKA能量的升高,产生的缺陷数目增加很快,当PKA能量不变时,随着温度的升高,间隙原子数和空位数有减小的趋势。最后模拟分析了级联碰撞对铝的密度、体积热容和刃位错的影响,发现级联碰撞对铝的密度和体积热容的影响并不明显,但是级联碰撞对刃位错的影响则比较明显,碰撞引起的刃位错变化会使铝的强度增大,韧性减小。铝材料在300#研究堆整个寿期内辐照后性能发生了很大的变化。为了研究铝的性能改变,目前只能通过计算来获取铝材料受到的中子注量。本文首先将堆芯归并为四组典型堆芯,然后采用了蒙特卡罗程序MCNP5计算得到各典型堆芯的中子注量率分布,进而获取到上联箱围板在整个寿期内的中子注量分布。根据这个分布可以选取3个合适的测试点,其中子注量分别为2.33×1020n/cm2,1.02×1021n/cm2和2.15×1021n/cm2。最后对这3个测试点开展了相关的测量工作,结果表明：随着中子注量的升高,合金铝LT21的硬度有上升的趋势,延伸率有下降的趋势,但是其变化趋势都不是特别明显；合金铝LT21的抗拉强度具有非常明显的上升趋势,例如1#和3#样品的中子注量相差约一个数量级,而3#样品的抗拉强度比1#样品大了17.7%。