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问题之一，材料问题决定核能系统的可行性、安全性和经济性。核电技术的革新大幅提升了核能利用率和安全性，但其更苛刻的工况环境对材料提出了更高的要求。目前，新型F/M钢、ODS钢和SiC、ZrO₂等复合陶瓷是核用结构材料研发的重点方向，学界试图从多角度去规避和克服传统钢铁及陶瓷材料高温力学性能差、脆性强等缺点，然而，存在这样一类传统化合物M_n+1AX_n（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该材料兼具金属和陶瓷的优良特性（如耐高温、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。

　　中国科学院近代物理研究所科研人员依托兰州重离子加速器HIRFL、LEAF、320 kV平台等多类型辐照装置，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，并取得重要进展。

　　科研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→f_cc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该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，给出了关于其的正确表述方法和相关性质等。该研究对核能材料研究领域（尤其是对“抗辐照材料设计”）和深入理解辐照损伤演化机理等具有指导意义。

　　相关研究成果发表在Acta Materialia和Journal of Applied Physics上，研究工作得到国家自然科学基金和中科院青年创新促进会的支持。

Ti₃AlC₂的辐照诱导系列相变示意图、各相组分及其TEM的本征结构确认