核能是一种重要的新能源，而核材料是实现核反应堆安全、高效运行的重要保障。由于核材料的研究受到苛刻的实验条件限制，通过大量实验尝试的传统材料研究方法不适合于核材料的研发。为了设计高性能的核材料，有必要掌握其相图和热力学信息。本论文基于相图计算的CALPHAD方法，对U-X(X:As，Zn，Ta)，Th-X(X:Au，Pb，Be，W)和Pu-X(X:Fe，Pt，Cd，W)各二元系的相图以及U-Zr-Ti和Zr-Fe-Cr三元系相图进行了热力学优化与计算，并对核燃料元件不锈钢包壳材料的主要成分Zr、Fe和Cr所组成的三元系合金相图进行了实验测定，主要研究工作如下:　　(1)系统地收集、整理和分析了U-X(X:As，Zn，Ta)，Th-X(X:Au，Pb，Be，W)和Pu-X(X:Fe，Pt，Cd，W)各二元系的热力学信息和实验相图数据，首次优化与计算了U-X(X:As，Zn，Ta)，Th-X(X:Au，Pb，Be，W)和Pu-X(X:Fe，Pt，Cd，W)共计11个二元系的相图，并与实验信息取得了良好的一致性。　　(2)基于文献报道的U-Zr-Ti三元系的实验相图信息，首次优化计算了U-Zr-Ti三元系的相平衡。同时，本研究也测定了Zr-Fe-Cr三元系（核燃料元件包壳材料的主要成分元素）于1100℃和1200℃的等温截面相图，并进行了热力学优化与计算。　　(3)本研究进一步完善了本实验室建立的核材料相图热力学数据库。以该数据库为基础，本研究通过理论计算对U-Zr-Pu-Ti-V五元系合金进行了核燃料的设计，为核燃料的开发提供了一定的理论指导。　　本研究优化了部分U基，Th基和Pu基核材料合金相图，进一步完善了U，Th，Pu基核材料的热力学数据库，为新型核材料的设计和开发提供了重要的理论指导。另外，本研究室还拓展了对核燃料元件不锈钢包壳材料的研究，测定并计算了Zr-Fe-Cr三元系相图，为实验室进一步建立包壳材料数据库并指导包壳材料设计进行了探索性研究。