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　　材料在極端環(huán)境下的使役行為是制約核能使用和發(fā)展的主要瓶頸之一，材料問題決定著核能系統(tǒng)的可行性、安全性和經(jīng)濟性。核電技術(shù)的革新帶來核能利用率和安全性的大幅提升，但其更加苛刻的工況環(huán)境對材料提出了更高要求。目前，新型F/M鋼、ODS鋼和SiC、ZrO₂等復合陶瓷分別是核用結(jié)構(gòu)材料研發(fā)的重點方向，人們正試圖從多角度去規(guī)避和克服傳統(tǒng)鋼鐵和陶瓷材料高溫力學性能差、脆性強等缺點。而有這樣一類傳統(tǒng)化合物M_n+1AX_n(簡稱MAX相，n=1、2、3，M為過渡族金屬，A為Ⅲ、Ⅳ族元素，X為C或N) 材料，其獨特的非范德瓦爾茲型層狀結(jié)構(gòu)使得該材料兼具金屬和陶瓷的優(yōu)良特性（耐高溫、抗氧化、高強度、高韌性、高導熱、抗輻照等），有望成為潛在的可應用于先進核能系統(tǒng)的候選結(jié)構(gòu)材料、防護涂層和異質(zhì)焊接材料等。 

　　中科院近代物理所研究人員依托蘭州重離子加速器HIRFL、LEAF、320kV平臺等多類型輻照裝置，系統(tǒng)開展了312相MAX相材料的抗輻照性能評價、抗輻照損傷機理、輻照誘導相變及其演化過程等系列研究，取得了重要進展。 

　　研究人員首次系統(tǒng)發(fā)現(xiàn)并證實了離子輻照導致MAX相典型材料Ti₃AlC₂從α→β→γ→fcc結(jié)構(gòu)的系列相變及其在高溫下的系列逆相變（恢復）實驗現(xiàn)象；多角度實驗論證并闡明了輻照驅(qū)動的結(jié)構(gòu)相變演化（晶格原子重組）的具體方式和過程機制；確認了晶格耗散和空位型缺陷的飽和效應是這類材料抗輻照非晶化的根本原因；澄清了關(guān)于β相的微觀結(jié)構(gòu)困擾，給出了其正確的表述方法和相關(guān)性質(zhì)等。以上研究結(jié)果對于核能材料研究領域，特別是對“抗輻照材料設計”和深入理解“輻照損傷演化機理”等具有重要的指導意義。 

　　相關(guān)成果發(fā)表在傳統(tǒng)材料領域國際頂級期刊《Acta Materialia》和《Journal of Applied Physics》上，該研究得到國家自然科學基金和中科院青促會項目的支持。 

　　文章鏈接:  https://doi.org/10.1016/j.actamat.2020.03.008  

　             https://doi.org/10.1063/5.0029875