材料在极端环境下的使役行为是制约核能使用和发展的主要瓶颈之一，材料问题决定着核能系统的可行性、安全性和经济性。核电技术的革新带来核能利用率和安全性的大幅提升，但其更加苛刻的工况环境对材料提出了更高要求。目前，新型F/M钢、ODS钢和SiC、ZrO2等复合陶瓷分别是核用结构材料研发的重点方向，人们正试图从多角度去规避和克服传统钢铁和陶瓷材料高温力学性能差、脆性强等缺点。而有这样一类传统化合物Mn+1AXn(简称MAX相，n=1、2、3，M为过渡族金属，A为Ⅲ、Ⅳ族元素，X为C或N) 材料，其独特的非范德瓦尔兹型层状结构使得该材料兼具金属和陶瓷的优良特性(耐高温、抗氧化、高强度、高韧性、高导热、抗辐照等)，有望成为潜在的可应用于先进核能系统的候选结构材料、防护涂层和异质焊接材料等。
中科院近代物理所研究人员依托兰州重离子加速器HIRFL、LEAF、320kV平台等多类型辐照装置，系统开展了312相MAX相材料的抗辐照性能评价、抗辐照损伤机理、辐照诱导相变及其演化过程等系列研究，取得了重要进展。
研究人员首次系统发现并证实了离子辐照导致MAX相典型材料Ti3AlC2从α→β→γ→fcc结构的系列相变及其在高温下的系列逆相变(恢复)实验现象;多角度实验论证并阐明了辐照驱动的结构相变演化(晶格原子重组)的具体方式和过程机制;确认了晶格耗散和空位型缺陷的饱和效应是这类材料抗辐照非晶化的根本原因;澄清了关于β相的微观结构困扰，给出了其正确的表述方法和相关性质等。以上研究结果对于核能材料研究领域，特别是对“抗辐照材料设计”和深入理解“辐照损伤演化机理”等具有重要的指导意义。
相关成果发表在传统材料领域国际顶级期刊《Acta Materialia》和《Journal of Applied Physics》上，该研究得到国家自然科学基金和中科院青促会项目的支持。
文章链接: https://doi.org/10.1016/j.actamat.2020.03.008
https://doi.org/10.1063/5.0029875
