近年来,随着传统能源的逐渐紧缺,核电的重要性日益增加。然而随着一系列核事故的发生,人们逐渐意识到目前主流应用的第二代和第三代核能系统已不能满足安全性的要求。各国正在寻求开发第四代核能系统。在这其中,燃料包壳管作为核安全防护的第一道屏障,其性能更是重中之重。在2011年日本福岛核电发生的严重核事故的过程中,目前应用的Zr合金包壳材料在事故条件下迅速氧化,致使堆芯受损并发生了氢爆。因此Zr合金已经无法满足第四代核能系统对于包壳材料的性能需求,应该继续寻找替代材料。FeCrAl铁素体合金由于其在火力发电领域良好的表现而一直备受关注,并迅速的成为了第四代核能系统包壳候选材料之一。包壳材料对FeCrAl合金的力学、热学和抗氧化性能等多方面性能提出了诸多要求,而合金的热加工工艺和合金组分又是影响合金结构-性能的重要参数,故为使FeCrAl合金满足服役要求,需首先要对合金的热加工工艺和合金组分对性能的影响进行研究。本文首先通过JMat Pro软件对Fe-x Cr-6Al合金的相组成及力学性能进行了预测,并设计了Fe-13Cr-6Al合金在400℃～1200℃下轧制和700℃～1100℃下再结晶退火的热加工工艺,研究了热加工-再结晶退火工艺对晶粒度的影响规律,揭示了Fe-x Cr-6Al合金的形变-再结晶机制,同时优化出了一个Fe-x Cr-6Al合金的热轧-再结晶退火加工工艺。然后对制备得到的Fe-x Cr-6Al合金的机械性能及抗高温水蒸气腐蚀性能进行了研究。最后,通过分子动力学的计算,研究了FeCrAl合金的形变机制,更加深入的探究了Cr元素对FeCrAl合金热物性能的作用机理。研究发现以下规律:(1)通过对热轧-再结晶退火处理后的Fe-13Cr-6Al合金的晶粒尺寸变化规律研究发现,Fe-13Cr-6Al合金的形变储能越大,其所需再结晶温度越低,其再结晶晶粒越细小。结合了轧制工艺中轧制力大小和轧制-再结晶退火处理后的Fe-13Cr-6Al合金晶粒尺寸,确定了热轧工艺为800℃热轧-1000℃再结晶退火,此时Fe-13Cr-6Al合金的晶粒尺寸为421μm。(2)经SEM、XRD分析后发现,Al元素含量不变,Cr元素含量从11 wt%增加到15 wt%时,Fe-x Cr-6Al合金相结构不随Cr元素含量的变化而变化;Fe-x Cr-6Al合金的晶格常数将增大5.2%。随着Cr含量的增加,所制得的Fe-x Cr-6Al合金的机械性能提高,密度降低了1.9%,硬度增大了9.7%,压缩屈服强度将由370 MPa增加到394 MPa。同时,随着Cr含量的增加,Fe-x Cr-6Al合金在1200℃高温水蒸气环境中氧化4h的氧化增重先由0.158 mg/cm~2增加到0.586 mg/cm~2后降低到0.293 mg/cm~2。此外,Fe-x Cr-6Al合金的比热容、热膨胀系数基本不随Cr元素含量的变化而变化。(3)构建了FeCrAl合金的分子动力学模型,分析了Cr元素和Al元素对合金相稳定性、热学性能和力学性能的影响,发现Cr元素有利于铁素体相的稳定,而Al元素则不利于铁素体相的稳定。Cr含量对合金的晶格常数和热膨胀系数影响不大,而随着Al含量的增加,合金的晶格常数升高,热膨胀系数降低;此外合金的比热容受成分影响可忽略不计。300 K下,当Al含量一定时,随着Cr含量的提升,合金的体模量和泊松比呈上升趋势,剪切模量降低;当Cr含量一定时,随着Al含量的提升,合金的体模量先上升后下降,剪切模量呈现下降趋势,泊松比呈现上升趋势。