面向等离子材料的辐照损伤问题是核聚变装置中最迫切需要解决的问题之一。核聚变装置中面向等离子体材料所承受的辐照包括强热辐照和聚变等离子体辐照等。强流脉冲离子束具有瞬时、高热等特点，可以用于模拟核聚变装置中等离子体不稳定性造成的瞬态高热负荷环境和检验材料的辐照抵抗性能。本文利用强流脉冲离子束模拟核聚变装置中的瞬态高热负荷环境，对Zr55Al10Cu30Ni5、Zr53Al23.5Cu5.9Co17.6金属玻璃和金属钨进行辐照处理，研究不同参数的强流脉冲离子束辐照下非晶材料和晶体材料的结构和性能的变化规律，为寻找具有优异的耐辐照性能的材料提供参考。　　本文采用强流脉冲离子束成分为Cn+(70％)和H+(30％)、加速电压为250kV，包含相同脉冲次数不同能量密度(0.25J·cm-2、0.7J·cm-2、1.4J·cm-2、2.0J·cm-2)和不同辐照次数（3次、10次、100次、300次）相同能量密度两组。利用X-射线衍射仪、扫描电子显微镜、透射电子显微镜和纳米压痕仪等分析了不同参数的强流脉冲离子束辐照后金属玻璃和金属钨的微观结构、表面形貌、力学性能的变化规律。研究结果表明:　　两种Zr基金属玻璃均具有较好的非晶稳定性，在不同参数下的强流脉冲离子束辐照后均保持非晶为主要结构。只有当辐照次数较多（300次）时，Zr55Al10Cu30Ni5金属玻璃表面才出现少量的面心立方相Zr2Ni纳米晶结构。金属钨也具有稳定相结构，不同参数的强流脉冲离子束辐照后均未发生明显的相变。　　强流脉冲离子束辐照时会在材料内部缺陷处积累应力，金属钨的缺陷主要在晶界处，当能量密度为0.25J·cm-2、辐照次数达到或超过100次后，积累的应力在金属钨内部晶界处释放使其表面出现了裂纹;当辐照次数为3次、能量密度达到或超过1.4J·cm-2后，金属钨表面因猛烈的应力释放出现了裂纹和脱落等辐照损伤现象。与之相比，同参数下的两种Zr基金属玻璃材料表面则没有出现类似的辐照损伤现象，这主要是因为金属玻璃是非晶结构，其内部存在许多间隙，且在各方向均匀分布，这些间隙对辐照时积累的应力具有很好的缓冲作用。　　辐照后的金属玻璃和金属钨，由于强热效应的影响，其纳米硬度随辐照次数和能量密度的增加逐渐降低。　　本文选用两种Zr基金属玻璃材料均具有比金属钨更好的抗强流脉冲离子束辐照性能，金属玻璃在核聚变装置中面向等离子材料上和太空等离子体环境下具有很好的应用前景。