过渡金属碳化物和氮化物因具有高强度、高硬度、高熔点、优异的高温稳定性、良好的抗磨损性能以及导电导热性能使其在科学技术和工业生产领域有重大的研究价值。其中,IVB族过渡金属碳、氮化物陶瓷（TiC、ZrC、TiN和ZrN）还具有较低的中子吸收截面和优异的抗辐照性能,被认为是第四代核反应堆中作为TRISO燃料颗粒、燃料包壳管及惰性基体燃料较有希望的候选材料。然而,它们在非金属亚晶格上很容易产生空位而形成非化学计量比的碳、氮化物,尤其是在核反应堆和高温等极端环境下。空位的形成会让材料的晶格常数或晶胞体积发生改变从而降低材料的服役性能。因此,设计并制备出一种晶胞体积不随空位浓度变化的过渡金属碳、氮化物材料,将为我国新型核能系统的设计提供更广泛的材料选择,具有十分重要的意义。针对上述问题,本文通过第一性原理计算和实验方法相结合设计并制备了一种晶胞体积与空位无关的材料,主要研究内容和结果如下:（1）通过基于密度泛函理论的第一性原理计算预测了四种过渡金属碳、氮化物（TiC、ZrC、TiN和ZrN）的晶胞体积随非金属空位浓度的变化规律,基于它们晶胞体积的变化规律,设计了以TiN和ZrN为基本固溶组元的一种新的材料Ti0.19Zr0.81N1-x,通过计算其晶胞体积与氮空位浓度的变化关系,发现该材料的晶胞体积在空位浓度x＜0.3范围内基本保持不变。理论分析表明,这种晶胞体积不随空位变化的现象是空位取代机制与原子键合机制相互竞争的结果。（2）为了验证上述理论计算结果,以TiN、ZrN和ZrH2为原料粉末,通过反应放电等离子烧结技术在1700℃保温10min成功合成了非化学计量比Ti0.19Zr0.81N1-x（x=0-0.3）,样品中除了主相还有少量的Zr7O11N2和m-ZrO2。所有样品致密度均超过97%,且氮空位越多样品越致密。基于XRD分析计算了样品的晶格常数和晶胞体积,在氮空位浓度x=0-0.3范围内,样品的晶格常数和晶胞体积几乎不变,证实了理论计算结果的准确性。随着空位浓度的增多,样品的晶粒尺寸不断增大,基体中的氧含量也随之增加,这是因为氮空位可以促进烧结过程中物质扩散并降低氧固溶到主相晶格中的能垒。（3）通过第一性原理计算研究了Ti0.19Zr0.81N1-x的力学性能与空位浓度的关系,并对比研究了TiC1-x、ZrC1-x、TiN1-x及ZrN1-x的力学性能与空位浓度的关系。计算结果表明,Ti0.19Zr0.81N1-x杨氏模量和硬度介于TiN1-x和ZrN1-x之间,且与ZrN1-x的力学性能更接近,符合混合法则。另外,这些过渡金属碳、氮化物的弹性常数、杨氏模量和硬度均随空位浓度的增加呈下降趋势。力学性能的下降是因为缺碳或缺氮使得材料的共价键结合浓度降低,金属键结合浓度上升。Ti0.19Zr0.81N1-x的实验结果表明,其弹性模量随着空位浓度的增大显著降低,下降速度大于计算结果,这归因于材料内部的微裂纹及氧杂质;Ti0.19Zr0.81N1-x的维氏硬度值与采用Chen的模型计算得到的硬度值基本吻合,相差仅为～5%。此外,随着Ti0.19Zr0.81N1-x中氮空位浓度的增加,其平均晶粒尺寸变大,材料断裂韧性逐渐降低。