Zr合金的抗中子截面吸收系數(shù)較小(0.18 bar)并具有良好的耐蝕性能，是制造核反應堆體系的重要結構材料[1] 但是，2011年日本福島發(fā)生的核泄漏事故暴露了Zr合金包殼材料性能的不足 為了提高反應堆系統(tǒng)的安全裕度，提出了發(fā)展耐事故容錯(Accident-tolerance fuel, ATF)包殼材料，以替代現(xiàn)在的Zr合金包殼[2] 目前對ATF包殼材料的要求，是提高其抗高溫蒸汽氧化性能和在高溫下的短時力學性能 Fe-Cr-Al合金具有與Zr合金相當?shù)闹凶有浴⒘己玫目馆椪論p傷能力[3,4]、優(yōu)異的抗高溫水蒸氣能力，成為耐事故容錯包殼材料的候選者[5] Fe-Cr-Al合金(10-10 g2·cm2·s-1)的1673 K氧化動力學常數(shù)比Zr合金高(10-6 g2·cm2·s-1)4個數(shù)量級，表明其具有良好的耐蝕性能[2] 在研究Fe-Cr-Al合金性能的初期，調整Cr與Al元素的配比得到了具有最佳耐蝕性和抗氧化性能的Fe-13Cr-4.5Al (%，質量分數(shù))合金成分[6] 但是三元合金在高溫下表現(xiàn)為單一的鐵素體基體，缺少第二相粒子對晶界的釘扎使其在高溫下晶粒粗化嚴重和力學性能顯著下降 提高工程合金在高溫下的力學性能，主要是通過析出第二相實現(xiàn) 例如，在Ni基高溫合金中γ基體上析出γ'粒子，可顯著提高其高溫力學性能[7]；在Fe-Cr-Ni-Al合金的BCC基體上析出B2和L21，使其在973 K具有優(yōu)異抗高溫蠕變性能[8,9] 而對于Fe-Cr-Al合金，常規(guī)強化的碳化物粒子在溫度高于1173 K時將大量溶解到基體中，從而大大降低析出強化效果 而六方結構的Fe2M Laves相即使在1273 K的高溫下也大量存在，其在晶界的分布能有效抑制晶粒長大，從而確保其高溫下的組織穩(wěn)定性 因此，Laves相強化的Fe-Cr-Al合金是目前發(fā)展的主要對象[10~12] 基于此，Sun[13]等設計了Fe-Cr-Al-Mo-Nb合金，在BCC基體上析出彌散的六方Fe2(Mo, Nb)型Laves相使其室溫屈服強度(σYS=620 MPa)遠高于碳化物強化的合金(σYS=400 MPa)，在1014 K的屈服強度(σYS=100 MPa)也顯著高于Fe-13Cr-4.5Al (%，質量分數(shù))合金(σYS=53 MPa)，表明Laves相強化相可提高其力學性能 但是，F(xiàn)e-Cr