Zr合金的抗中子截面吸收系数较小(0.18 bar)并具有良好的耐蚀性能，是制造核反应堆体系的重要结构材料[1]
但是，2011年日本福岛发生的核泄漏事故暴露了Zr合金包壳材料性能的不足
为了提高反应堆系统的安全裕度，提出了发展耐事故容错(Accident-tolerance fuel, ATF)包壳材料，以替代现在的Zr合金包壳[2]
目前对ATF包壳材料的要求，是提高其抗高温蒸汽氧化性能和在高温下的短时力学性能
Fe-Cr-Al合金具有与Zr合金相当的中子性、良好的抗辐照损伤能力[3,4]、优异的抗高温水蒸气能力，成为耐事故容错包壳材料的候选者[5]
Fe-Cr-Al合金(10-10 g2·cm2·s-1)的1673 K氧化动力学常数比Zr合金高(10-6 g2·cm2·s-1)4个数量级，表明其具有良好的耐蚀性能[2]
在研究Fe-Cr-Al合金性能的初期，调整Cr与Al元素的配比得到了具有最佳耐蚀性和抗氧化性能的Fe-13Cr-4.5Al (%，质量分数)合金成分[6]
但是三元合金在高温下表现为单一的铁素体基体，缺少第二相粒子对晶界的钉扎使其在高温下晶粒粗化严重和力学性能显著下降
提高工程合金在高温下的力学性能，主要是通过析出第二相实现
例如，在Ni基高温合金中γ基体上析出γ'粒子，可显著提高其高温力学性能[7]；在Fe-Cr-Ni-Al合金的BCC基体上析出B2和L21，使其在973 K具有优异抗高温蠕变性能[8,9]
而对于Fe-Cr-Al合金，常规强化的碳化物粒子在温度高于1173 K时将大量溶解到基体中，从而大大降低析出强化效果
而六方结构的Fe2M Laves相即使在1273 K的高温下也大量存在，其在晶界的分布能有效抑制晶粒长大，从而确保其高温下的组织稳定性
因此，Laves相强化的Fe-Cr-Al合金是目前发展的主要对象[10~12]
基于此，Sun[13]等设计了Fe-Cr-Al-Mo-Nb合金，在BCC基体上析出弥散的六方Fe2(Mo, Nb)型Laves相使其室温屈服强度(σYS=620 MPa)远高于碳化物强化的合金(σYS=400 MPa)，在1014 K的屈服强度(σYS=100 MPa)也显著高于Fe-13Cr-4.5Al (%，质量分数)合金(σYS=53 MPa)，表明Laves相强化相可提高其力学性能
但是，Fe-Cr
声明：
“Ta/Zr对Fe-Cr-Al-Mo-Nb合金温轧板材高温组织稳定性的影响” 该技术专利(论文)所有权利归属于技术(论文)所有人。仅供学习研究，如用于商业用途，请联系该技术所有人。
我是此专利(论文)的发明人(作者)
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编辑：中冶有色网
来源：李桥,牛犇,张瑞谦,刘会群,林国强,王清
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2025年05月23日 ~ 25日 
