在多起核事故发生后,研究人员提出了耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,简称ATF)系统的概念。与现有的燃料系统相比,耐事故燃料系统能够延缓包壳的氧化和氢气的产生,使得核反应系统在严重的突发情况下具有一定的自御能力。本课题的研究对象是作为新型核燃料包壳备选材料的FeCrAl合金,这种合金在高温下可形成氧化铬、氧化铝等表面氧化物,可在1500°C左右仍保持着很高的抗蒸汽氧化性,其在高温高压水蒸气的环境中氧化速率远低于目前广泛使用的Zr合金包壳材料,因此FeCrAl合金是一种非常具有发展前景的新型包壳材料。对用于核反应堆的结构材料来说,理解辐照损伤与材料力学性能之间的关系对于结构部件是否能够长期有效运行具有十分重要的意义。反应堆内中子辐照是一个长期缓慢的过程,因此在实验研究中,通常使用离子辐照来代替反应堆内中子辐照,但离子辐照只能达到距样品表面几十微米的深度。本研究侧重于辐照前FeCrAl合金材料的力学性能,考虑到需要与辐照后样品进行对比,因此对辐照前的样品进行微柱压缩实验,可以为以后在同一数量级对比辐照前后样品的力学性能做准备。同时小尺度样品具有成本低、易加工等优点,通过对小尺度样品的研究从而预测宏观样品的性能已成为核材料领域的研究热点。本文对宏观样品的晶体结构、晶粒尺寸等进行表征,使用电子背散射衍射技术(EBSD)扫描FeCrAl合金样品表面探究块体材料的显微结构,用聚焦离子束(FIB)制备微柱测试其力学性能,通过微柱表面的滑移迹线分析其变形行为,探究尺寸效应、晶粒取向、晶界类型对材料力学性能及变形行为的影响。实验结果表明,直径大于2μm的FeCrAl合金微柱未表现出尺寸效应,其强度与块体材料强度相同,不同的晶粒取向对材料的力学性能无明显影响,因此可以用2μm单晶微柱来代表FeCrAl合金块体材料的力学性能。对拉伸后的样品进行微柱压缩实验,发现提高材料内位错密度能够提高材料的强度。晶界对FeCrAl合金具有明显的强化效果,能够提高微柱的屈服强度。如果晶界两侧施密特因子较高的滑移系的滑移面夹角较小,位错能够直接穿过晶界;如果夹角较大,晶界两侧的滑移面会有一定的角度差;如果夹角非常大,位错无法穿过晶界而塞积在晶界中,导致材料硬化率升高。