Ti₃SiC₂ MAX相層狀陶瓷是一類兼具金屬導熱、可加工性和陶瓷耐高溫、抗氧化等特性的新型陶瓷材料。因其優異的導熱性和高輻照損傷容限特性，被認為是未來先進核能系統燃料包殼涂層和結構部件的理想候選材料。

西北工業大學材料學院李曉強教授團隊開展了Ti₃SiC₂ MAX相在模擬壓水堆一回路水工況下的腐蝕行為研究，相關研究成果以《Hydrothermal corrosion behavior of Ti₃SiC₂ MAX phase at atomic scale under simulated PWR conditions》為題發表在《Corrosion Science》上，團隊朱文杰博士為第一作者，李曉強教授和鄭策副教授為共同通訊作者。

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

2011年日本福島核電站發生失去冷卻劑事故（Lose Coolant Accident，LOCA），反應堆燃料組件所使用的鋯合金包殼與水蒸氣劇烈反應產生大量可燃氫氣和熱量，導致嚴重的氫爆事故發生。福島核事故表明傳統鋯合金在壓水堆（PWR）燃料組件中使用有潛在安全隱患。連續SiC纖維增強SiC基復合材料（SiC_f/SiC）作為新型耐事故燃料包殼和結構組件的最具前景的候選材料之一，然導熱性低、氣密性差、抗水氧腐蝕性能不足成為其應用于壓水堆所面臨的關鍵瓶頸科學問題。以上問題有望通過Ti₃SiC₂MAX相的引入得到提升。因此，Ti₃SiC₂MAX相在壓水堆正常運行工況下的抗腐蝕性能是決定其在壓水堆中應用的重要指標之一。

針對上述需求，該工作從腐蝕機理出發，研究了Ti₃SiC₂在模擬壓水堆一回路水環境中的腐蝕行為。研究發現，溶解氧傾向于沿垂直于c軸方向侵蝕Ti₃SiC₂晶粒，如圖1所示。Ti₃SiC₂腐蝕氧化生成的SiO₂會溶解在腐蝕介質中，同時表面生成一層由銳鈦礦晶型和金紅石晶型TiO₂晶粒共同組成的腐蝕層，如圖2所示。借助雙球差矯正透射電鏡表征手段，研究人員在原子尺度下直接觀察到Ti₃SiC₂中Si原子層的脫嵌過程，最后導致Ti₃SiC₂晶體產生分層，如圖3所示。由于構成Ti₃C₂層的Ti(1)-C鍵鍵強與連接Ti₃C₂層和Si層的Ti(2)-Si鍵鍵強的差異，腐蝕介質傾向于不斷沿垂直于c軸方向深入腐蝕Ti₃SiC₂晶粒中的Si原子層，因此可以看到晶粒邊緣出現大量大面積的單層Ti₃C₂納米片。最終Ti₃C₂納米片被腐蝕氧化生成TiO₂，如圖4所示。此外，該工作中研究團隊還通過提高溶解氧含量增大Ti₃SiC₂的腐蝕速率，模擬了Ti₃SiC₂長時間服役的腐蝕行為。

該工作對Ti₃SiC₂MAX相層狀陶瓷腐蝕機理和腐蝕行為的系統性研究，為Ti₃SiC₂MAX相未來在國產先進壓水堆中的應用進一步提供了理論和實驗支撐。

圖1 Ti₃SiC₂在模擬壓水堆一回路水環境腐蝕25天后，使用聚焦離子束在樣品表面選取制備的箔片樣品的TEM明場像，沿[11-20]晶帶軸方向觀察的TEM明場像、STEM-HAADF圖像和對應EDS元素分布圖像。

圖2 Ti₃SiC₂腐蝕25天樣品的TEM明場像；(a1)和(a2)分別為腐蝕層中的雙錐體銳鈦礦型TiO₂晶粒和納米立方體金紅石型TiO₂晶粒的HRTEM圖像和SAED圖像。

圖3 Ti₃SiC₂腐蝕25天樣品沿[11-20]帶軸觀察的晶體結構模型和HRSTEM-HAADF圖像。(a)為模擬壓水堆條件下Ti₃SiC₂MAX相晶體結構向二維Ti₃C₂層狀晶體結構轉變的模型示意圖；(b-d)分別為腐蝕過程中未腐蝕、腐蝕初期和腐蝕中期的三個晶體結構變化階段模型示意圖，(g-i)為實際實驗中直接觀察到的腐蝕過程三個階段的HRSTEM-HAADF圖像；(e)和(f)分別對應(g)和(i)中沿紅線方向表征原子間距的信號強度分布圖。

圖4 Ti₃SiC₂腐蝕25天樣品邊緣被腐蝕晶粒的HRSTEM-HAADF圖像。

李曉強教授是國家級人才，其團隊長期從事反應堆結構材料優化制備、評價考核、服役壽命評估和反應堆安全（重大事故預防緩解）的研究。目前牽頭承擔了國防科工局核能開發項目——SiC_f/SiC復合材料ATF燃料元件關鍵技術研究，致力于推動陶瓷基復合材料在先進核能系統中的應用。歡迎具備相關研究背景的博士后和青年人才踴躍加入團隊。