核材料的发展始终伴随着核电站反应堆的发展，核工程材料是建设反应堆的材料，是核材料的一种。反应堆工程材料除了应具有一般工程材料所具有的性能外，还应有良好的核物理性能，抗辐照性能和化学相容性。由于奥氏体不锈钢不仅具有优良的工程性能，还在大气环境下有良好的耐腐蚀性，因而被应用作为建设反应堆包壳材料的核工程材料。奥氏体不锈钢在反应堆中子辐照和回路水高温高压的腐蚀下的可靠性至关重要。因此基于材料学科的研究，需要对奥氏体不锈钢的辐照与腐蚀行为做出研究。
　　本文基于正电子湮没谱学技术，选取了工程性能优良的304和316奥氏体不锈钢作为研究对象，分别从晶粒尺寸对He离子辐照缺陷的影响，辐照温度和剂量对辐照缺陷的影响，以及高温高压水腐蚀下腐蚀产物和缺陷的关系等三个方面对奥氏体不锈钢的辐照与腐蚀行为做出研究。
　　辐照影响区大致分为表面影响区，轨迹区，联级碰撞区和无离子注入区。联级碰撞区中辐照缺陷的大量聚集，会使其与轨迹区之间产生很大的区域差异。而在连续辐照下，纳米晶304奥氏体不锈钢将不会出现轨迹区。当受到同样辐照时，纳米晶304奥氏体不锈钢在损伤程度上相较于粗晶有更优的抗辐照表现。温度的升高能够在一定程度上回复辐照在材料中造成的缺陷，这种回复效应在辐照造成的损伤程度较低时尤为明显。
　　高温高压水腐蚀后，316奥氏体不锈钢在表面形成了赤铁矿和尖晶石组成的氧化膜。当腐蚀时间增加时，氧化膜中的缺陷状态也会发生变化。在腐蚀初期的100h腐蚀样品中，缺陷密度达到最大，而在腐蚀时间较长的500h样品中，缺陷密度下降。我们把这种腐蚀缺陷随腐蚀时间演变归功于腐蚀膜中氧化物的组成发生了变化，膜中尖晶石的增多能够降低腐蚀膜中的缺陷密度。