锆合金是目前应用最为广泛的核燃料包壳管材料。然而,在850℃时锆合金会发生晶格转变,由低中子吸收截面的α相转变为不耐中子辐照的β相,并且在高温时会发生锆水反应,放出大量的热,严重威胁反应堆安全。因此,目前的锆合金包壳管材料无法满足新一代核反应堆安全性、事故容错率更高的要求,必然要对其进行改性。Ti₃AlC₂是一种性能优异的三元金属陶瓷材料,其耐高温高温性能好、耐水腐蚀能力强并且具有一定的耐中子辐照能力,是改善锆合金性能的候选材料之一,而锆合金与MAX材料的连接问题目前鲜有研究。本文通过两种不同的加热方式对Zr/Ti₃AlC₂的连接机理进行探究。结果发现在电流作用下Zr/Ti₃AlC₂的连接温度显著降低,由1050℃降低到750℃。SEM/EDS对连接界面分析显示,其连接机理为Ti₃AlC₂中的Al原子向Zr中扩散,在靠近Zr一侧形成了锆铝合金相。合金相的种类随着Al原子扩散深度的不同而不同。通过计算,电流辅助下扩散的激活能为6.9k J/mol,相对于传统热压扩散时的38k J/mol激活能大大降低。同时电流焦耳热,电场作用下电迁移的作用都是影响电流辅助连接的主要因素。为了对连接界面进行调控,在连接之前用物理气相沉积（PVD）的方法在试样表面镀上TiC作为中间层,发现在Ti₃AlC₂表面镀TiC层后,能有效抑制铝原子的扩散,且连接接头剪切性能得到提升。TiC中间层的晶粒取向及Ti-C原子比对连接有很大影响。TiC（111）取向及Ti缺位时更有力于二者连接。对剪切测试后的样品进行SEM/EDS,Raman分析得到的结果显示Zr/Ti₃AlC₂接头断裂在Ti₃AlC₂与锆铝合金层界面处,而有TiC中间层时断裂在Zr与TiC层界面,并且在Zr一侧有Zr C存在,可以判定有TiC层时,锆原子可固溶入TiC层,此为TiC层存在时接头连接机理。