SiC具有优异的高温稳定性和抗辐照性能、低热中子俘获截面和良好的抗高温腐蚀性能等,是一种优异的反应堆用候选材料,可用作结构支撑部件、核燃料包壳材料和面向等离子体第一壁材料。由于SiC低韧性,通过SiC纤维增强SiC基（SiCf/SiC）复合材料提高其塑韧性以提升其在核能领域的应用。在核电堆芯中服役,SiC会长时间暴露在高温高压、强腐蚀和高辐照环境中。粒子辐照将在SiC中产生位移损伤,而同时嬗变或聚变反应产生的H、He将加速其辐照性能的恶化。因此,研究SiC及其SiCf/SiC复合材料的辐照行为显得尤为重要。本论文采用H2+和C+辐照单晶6H-SiC并进行退火处理,研究了辐照与退火样品中的气泡、起泡、裂纹和非晶化等微观结构特征。采用Au+、He+、H+和Fe+对SiCf/SiC复合材料进行了辐照,研究了单离子束和三离子束对SiCf/SiC复合材料微结构与性能的影响,分析了辐照引起其微结构变化和机械性能变化的原因,揭示了相应的机理并建立了模型。室温下,C离子辐照导致单晶6H-SiC非晶化,但样品表面光滑未形成特殊结构。在900℃退火,由于非晶SiC重结晶导致辐照层收缩,产生拉应力,其不仅在未辐照层中引起大量垂直于柱状晶生长方向的位错壁,而且导致了样品表面裂纹的萌生与扩展。重结晶体积分数随时间的变化符合Johnson-Mehl-Avrami定律;退火时间越长,重结晶SiC的量越多。根据不同实验条件下的裂纹参数值,提出了其扩展的定量模型,以用于计算给定退火时间的裂纹长度和宽度。退火温度显著影响C+辐照SiC的裂纹萌生位置,这归因于高碳浓度和高辐照损伤造成的迟滞效应。由于C+和H2+联合辐照样品在退火过程中形成随机分布的柱状晶,其晶界作为氢的迁移通道,影响了表面起泡和剥落的大小和分布。因此,C+和H2+联合辐照样品表面的起泡和剥落的形态特征与分布比单一辐照H2+的样品更不规则。对SiCf/SiC复合材料进行400℃、90 dpa Au+辐照,由于辐照产生的C间隙原子在SiC纤维区域内的晶界处聚集,形成了碳富集区。辐照导致β-SiC向Si转变,引起β-SiC{200}晶面的衍射环消失。由于辐照缺陷引起的钉扎效应,辐照后SiC纤维的硬度明显增大。而内含富Si纳米颗粒的PyC层具有较好的耐离子辐照性能,辐照后依旧保持其基本的结构特征。孪晶和层错是SiC基体内主要的面缺陷;辐照导致孪晶生长和孪晶界数量减少;同时,仅在SiC基体的辐照损伤峰值区域形成了有限数量的位错环,而其它区域的微观结构未发生明显变化,硬度变化也不明显。He离子辐照的SiCf/SiC复合材料在900℃退火5 h后,未在样品中观察到尺寸超过5 nm的气泡。在SiC纤维的纳米颗粒中未观察到He泡;大量的小He泡在SiC纤维区域的纳米晶界处析出。而在SiC基体的柱状晶（111）惯习面上整齐地排列着许多小He泡。由于SiC基体中柱状晶内的高密度堆垛层错促进了点缺陷的湮灭,这减小了 He-空位对形成的概率,从而限制了 He原子的迁移。同时,辐照后,PyC层保持良好的结构特征;但退火后,其发生了开裂。在475℃,对SiCf/SiC复合材料进行了 H,He和Fe三离子束辐照,SiC纤维与PyC层的界面开裂;PyC层渗透到SiC涂层中,导致其发生了整体微观结构变形。三离子束辐照比单一He离子束对PyC层的损伤更大。同时,论文对PyC层与SiC涂层界面处空洞的形成过程进行了讨论和分析。