核材料是核能可持续发展的物质基础和先导，是聚变/裂变核能应用的瓶颈。中子辐照损伤是反应堆内核材料服役的核心问题，高流强中子（通量>1014cm-2s-1）会不断轰击材料数年-数十年之久，是一个跨越很大时间/空间尺度（皮秒/纳米->数年/毫米）的微观缺陷引起宏观损伤的复杂物理过程。目前先进核材料的中子辐照损伤数据稀缺，亟需进一步开展抗辐照性能评价及材料改进研发。
团队长期致力于研究核材料中子辐照损伤研究，基于紧密合作单位PSI的瑞士散裂中子源SINQ，研究国内外主流核结构钢（低活化钢、奥氏体钢、ODS钢、W合金、Fe基高熵合金、Ni基合金等）的中子辐照损伤，建立了中国聚变堆/先进裂变堆/核电堆关键材料的抗辐照研究的首要基础—高剂量中子辐照样品库，并建成独特的核材料中子辐照性能研究平台—辐照后分析半热室（乙级放射性许可），可基于辐照后原位损伤断裂力学平台和SEM/FIB微纳制样与分析平台，研究核材料中子辐照服役性能，并深入探索宏观性能与微观结构的联系。
