Ti₃SiC₂ MAX相層狀陶瓷是一類兼具金屬導(dǎo)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(yōu)異的導(dǎo)熱性和高輻照損傷容限特性，被認(rèn)為是未來先進(jìn)核能系統(tǒng)燃料包殼涂層和結(jié)構(gòu)部件的理想候選材料。

西北工業(yè)大學(xué)材料學(xué)院李曉強(qiáng)教授團(tuán)隊(duì)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(guān)研究成果以《Hydrothermal corrosion behavior of Ti₃SiC₂ MAX phase at atomic scale under simulated PWR conditions》為題發(fā)表在《Corrosion Science》上，團(tuán)隊(duì)朱文杰博士為第一作者，李曉強(qiáng)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(fā)生失去冷卻劑事故（Lose Coolant Accident，LOCA），反應(yīng)堆燃料組件所使用的鋯合金包殼與水蒸氣劇烈反應(yīng)產(chǎn)生大量可燃?xì)錃夂蜔崃浚瑢?dǎo)致嚴(yán)重的氫爆事故發(fā)生。福島核事故表明傳統(tǒng)鋯合金在壓水堆（PWR）燃料組件中使用有潛在安全隱患。連續(xù)SiC纖維增強(qiáng)SiC基復(fù)合材料（SiC_f/SiC）作為新型耐事故燃料包殼和結(jié)構(gòu)組件的最具前景的候選材料之一，然導(dǎo)熱性低、氣密性差、抗水氧腐蝕性能不足成為其應(yīng)用于壓水堆所面臨的關(guān)鍵瓶頸科學(xué)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(yùn)行工況下的抗腐蝕性能是決定其在壓水堆中應(yīng)用的重要指標(biāo)之一。

針對(duì)上述需求，該工作從腐蝕機(jī)理出發(fā)，研究了Ti₃SiC₂在模擬壓水堆一回路水環(huán)境中的腐蝕行為。研究發(fā)現(xiàn)，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(huì)溶解在腐蝕介質(zhì)中，同時(shí)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(dǎo)致Ti₃SiC₂晶體產(chǎn)生分層，如圖3所示。由于構(gòu)成Ti₃C₂層的Ti(1)-C鍵鍵強(qiáng)與連接Ti₃C₂層和Si層的Ti(2)-Si鍵鍵強(qiáng)的差異，腐蝕介質(zhì)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(xiàn)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(tuán)隊(duì)還通過提高溶解氧含量增大Ti₃SiC₂的腐蝕速率，模擬了Ti₃SiC₂長(zhǎng)時(shí)間服役的腐蝕行為。

該工作對(duì)Ti₃SiC₂MAX相層狀陶瓷腐蝕機(jī)理和腐蝕行為的系統(tǒng)性研究，為Ti₃SiC₂MAX相未來在國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆中的應(yīng)用進(jìn)一步提供了理論和實(shí)驗(yàn)支撐。

圖1 Ti₃SiC₂在模擬壓水堆一回路水環(huán)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(chǎng)像，沿[11-20]晶帶軸方向觀察的TEM明場(chǎng)像、STEM-HAADF圖像和對(duì)應(yīng)EDS元素分布圖像。

圖2 Ti₃SiC₂腐蝕25天樣品的TEM明場(chǎng)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(jié)構(gòu)模型和HRSTEM-HAADF圖像。(a)為模擬壓水堆條件下Ti₃SiC₂MAX相晶體結(jié)構(gòu)向二維Ti₃C₂層狀晶體結(jié)構(gòu)轉(zhuǎn)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(gè)晶體結(jié)構(gòu)變化階段模型示意圖，(g-i)為實(shí)際實(shí)驗(yàn)中直接觀察到的腐蝕過程三個(gè)階段的HRSTEM-HAADF圖像；(e)和(f)分別對(duì)應(yīng)(g)和(i)中沿紅線方向表征原子間距的信號(hào)強(qiáng)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(qiáng)教授是國(guó)家級(jí)人才，其團(tuán)隊(duì)長(zhǎng)期從事反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料優(yōu)化制備、評(píng)價(jià)考核、服役壽命評(píng)估和反應(yīng)堆安全（重大事故預(yù)防緩解）的研究。目前牽頭承擔(dān)了國(guó)防科工局核能開發(fā)項(xiàng)目——SiC_f/SiC復(fù)合材料ATF燃料元件關(guān)鍵技術(shù)研究，致力于推動(dòng)陶瓷基復(fù)合材料在先進(jìn)核能系統(tǒng)中的應(yīng)用。歡迎具備相關(guān)研究背景的博士后和青年人才踴躍加入團(tuán)隊(duì)。