自2011年,日本福岛核电站发生核泄漏事故以来,“事故容错燃料”的概念被提出,并将开发新型事故容错燃料包壳材料列为发展计划之一。Fe-Cr-Al包壳材料以其已知的良好高温强度、抗高温氧化能力,被认为是新一代核能系统核燃料包壳材料的候选材料之一,具有很高的研究价值。包壳管长期在高温、高压、高腐蚀性的环境中服役,Fe-Cr-Al核包壳材料需要足够的机械性能维持包壳管的整体形状,并需要良好的热物性能保证核能系统的寿命、安全性和能量转换效率。而Al含量会大幅度影响Fe-Cr-Al核包壳材料的机械性能、热物性能。因此,以本文以高纯度的Fe、Cr、Al为原料,设计了Cr含量为13 wt.%,Al含量分别为2wt.%、3wt.%、4wt.%、5wt.%、6wt.%的5组Fe-Cr-Al合金铸锭制备方案。研究中将5组铸锭在1150℃下,均匀化热处理3h,然后在800℃下轧制成16mm厚的板材并取样进行1000℃保温10min的再结晶退火,得到Fe-Cr-Al合金样品。对其力学性能和热物性能进行测试,研究Al对Fe-Cr-Al合金机械性能和热物性能的影响。研究发现:在Fe-13Cr-(2～6)Al合金体系中,合金均为纯铁素体合金,α-Fe单相结构,不随Al含量的变化而改变,但其晶格常数、硬度和屈服强度随Al元素含量增加而呈指数上升。Fe-13Cr-6Al的洛氏硬度和压缩屈服强度最大,分别达到23.8HRC和384Mpa。当Al含量逐渐增加时,Fe-Cr-Al合金的热导率和热扩散系数逐渐降低,比热容几乎不变。室温下,Fe-13Cr-2Al的热导率和热扩散系数最大,分别达到19.7 W/(m·K)和5.8mm~2/s。350℃下,Fe-13Cr-2Al的热导率和热扩散系数最大,分别达到23.6 W/(m·K)和5.2mm~2/s。比热容在室温和350℃下分别为约0.46 J/(g·K)和约0.62J/(g·K)通过电子热导率和声子热导率的计算结果叠加得到理论热导率,室温和350℃下的最大热导率分别为22.1W/(m·K)和25.5W/(m·K),与实验值吻合度较高,模型具有一定可靠性。