Ti₃SiC₂ MAX相层状陶瓷是一类兼具金属导热、可加工性和陶瓷耐高温、抗氧化等特性的新型陶瓷材料。因其优异的导热性和高辐照损伤容限特性，被认为是未来先进核能系统燃料包壳涂层和结构部件的理想候选材料。

西北工业大学材料学院李晓强教授团队开展了Ti₃SiC₂ MAX相在模拟压水堆一回路水工况下的腐蚀行为研究，相关研究成果以《Hydrothermal corrosion behavior of Ti₃SiC₂ MAX phase at atomic scale under simulated PWR conditions》为题发表在《Corrosion Science》上，团队朱文杰博士为第一作者，李晓强教授和郑策副教授为共同通讯作者。

论文链接：

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2022.110728

2011年日本福岛核电站发生失去冷却剂事故（Lose Coolant Accident，LOCA），反应堆燃料组件所使用的锆合金包壳与水蒸气剧烈反应产生大量可燃氢气和热量，导致严重的氢爆事故发生。福岛核事故表明传统锆合金在压水堆（PWR）燃料组件中使用有潜在安全隐患。连续SiC纤维增强SiC基复合材料（SiC_f/SiC）作为新型耐事故燃料包壳和结构组件的最具前景的候选材料之一，然导热性低、气密性差、抗水氧腐蚀性能不足成为其应用于压水堆所面临的关键瓶颈科学问题。以上问题有望通过Ti₃SiC₂MAX相的引入得到提升。因此，Ti₃SiC₂MAX相在压水堆正常运行工况下的抗腐蚀性能是决定其在压水堆中应用的重要指标之一。

针对上述需求，该工作从腐蚀机理出发，研究了Ti₃SiC₂在模拟压水堆一回路水环境中的腐蚀行为。研究发现，溶解氧倾向于沿垂直于c轴方向侵蚀Ti₃SiC₂晶粒，如图1所示。Ti₃SiC₂腐蚀氧化生成的SiO₂会溶解在腐蚀介质中，同时表面生成一层由锐钛矿晶型和金红石晶型TiO₂晶粒共同组成的腐蚀层，如图2所示。借助双球差矫正透射电镜表征手段，研究人员在原子尺度下直接观察到Ti₃SiC₂中Si原子层的脱嵌过程，最后导致Ti₃SiC₂晶体产生分层，如图3所示。由于构成Ti₃C₂层的Ti(1)-C键键强与连接Ti₃C₂层和Si层的Ti(2)-Si键键强的差异，腐蚀介质倾向于不断沿垂直于c轴方向深入腐蚀Ti₃SiC₂晶粒中的Si原子层，因此可以看到晶粒边缘出现大量大面积的单层Ti₃C₂纳米片。最终Ti₃C₂纳米片被腐蚀氧化生成TiO₂，如图4所示。此外，该工作中研究团队还通过提高溶解氧含量增大Ti₃SiC₂的腐蚀速率，模拟了Ti₃SiC₂长时间服役的腐蚀行为。

该工作对Ti₃SiC₂MAX相层状陶瓷腐蚀机理和腐蚀行为的系统性研究，为Ti₃SiC₂MAX相未来在国产先进压水堆中的应用进一步提供了理论和实验支撑。

图1 Ti₃SiC₂在模拟压水堆一回路水环境腐蚀25天后，使用聚焦离子束在样品表面选取制备的箔片样品的TEM明场像，沿[11-20]晶带轴方向观察的TEM明场像、STEM-HAADF图像和对应EDS元素分布图像。

图2 Ti₃SiC₂腐蚀25天样品的TEM明场像；(a1)和(a2)分别为腐蚀层中的双锥体锐钛矿型TiO₂晶粒和纳米立方体金红石型TiO₂晶粒的HRTEM图像和SAED图像。

图3 Ti₃SiC₂腐蚀25天样品沿[11-20]带轴观察的晶体结构模型和HRSTEM-HAADF图像。(a)为模拟压水堆条件下Ti₃SiC₂MAX相晶体结构向二维Ti₃C₂层状晶体结构转变的模型示意图；(b-d)分别为腐蚀过程中未腐蚀、腐蚀初期和腐蚀中期的三个晶体结构变化阶段模型示意图，(g-i)为实际实验中直接观察到的腐蚀过程三个阶段的HRSTEM-HAADF图像；(e)和(f)分别对应(g)和(i)中沿红线方向表征原子间距的信号强度分布图。

图4 Ti₃SiC₂腐蚀25天样品边缘被腐蚀晶粒的HRSTEM-HAADF图像。

李晓强教授是国家级人才，其团队长期从事反应堆结构材料优化制备、评价考核、服役寿命评估和反应堆安全（重大事故预防缓解）的研究。目前牵头承担了国防科工局核能开发项目——SiC_f/SiC复合材料ATF燃料元件关键技术研究，致力于推动陶瓷基复合材料在先进核能系统中的应用。欢迎具备相关研究背景的博士后和青年人才踊跃加入团队。