CN107058872A - 一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法，所述合金由以下组分组成：Cr，Al，Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.2％～20.5％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为2.7％～6.1％。本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。

Description

一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法
技术领域
本发明涉及铁基合金结构材料及特种合金材料技术领域，具体涉及一种核反应堆堆芯用 FeCrAl基合金材料及其制备方法。
背景技术
燃料元件是核动力反应堆堆芯的核心部件，其性能直接关系到核反应堆运行的安全性与 经济性。锆合金是目前商用核电轻水堆燃料元件唯一采用包壳材料。但在突发情况下(如日 本福岛核事故、压水堆失水事故等)，锆合金包壳与高温冷却剂水剧烈反应，放出大量热和爆 炸气体氢气，导致包壳材料力学性能恶化，产生反应堆氢爆与大量放射性产物外泄等核灾难 性后果。为了满足抗高温水蒸气氧化能力，世界核电大国对很多候选耐事故包壳材料进行了 大量的高温氧化性能研究，最具有代表的包括W-2、W-4、SiC、304SS、310SS、FeCrAl基 合金等材料。研究结果表明：FeCrAl基合金具有良好的抗辐照性能、和良好的抗高温氧化能 力。
目前大多商用FeCrAl基合金材料大多具有较高的Cr、Al含量(Cr：15～30％,A：6～15％)， 因此其抗高温氧化性能较为显著。但商用FeCrAl基合金材料中因含有较高的Cr、Al含量使 其在反应堆运行工况热时效和辐照条件下硬化和脆化程度严重，给反应堆运行带来重大安全 隐患，较高Cr、Al含量的FeCrAl基合金室温力学塑性较差。
发明内容
本发明的目的在于提供一种新型的、具有良好综合性能的核燃料组件包壳材料FeCrAl 基合金，本发明通过对现有FeCrAl基合金的组分进行调整改进，使得FeCrAl基合金不仅具 有良好的抗高温氧化性能，同时兼具高的力学强度和较高的塑韧性。
此外，本发明还提供上述FeCrAl基合金的制备方法。通过本发明所述方法制备的FeCrAl 基合金还具有较高的高温强度和组织热稳定性。
本发明通过下述技术方案实现：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，由以下组分组成：
Cr，Al，Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合 金元素的总重量百分比含量为16.2％～20.5％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含 量为2.7％～6.1％。
为了防止FeCrAl基合金硬化及脆化倾向的加剧，造成合金在反应堆运行及加工制备过程 中断裂，应该在保证FeCrAl基合金具有较高抗高温蒸汽氧化能力基础上严格控制并降低Cr 和Al的含量。此外，含有适当Cr、Al含量的FeCrAl基合金作为反应堆耐事故燃料包壳材料 使用除了满足上述性能要求外，还应该具备如下性能：一是：室温下合金具有较高强度和塑 性，为薄壁包壳管材加工提供基础；二是：在高温下(不低于800℃)合金具有较高强度； 三是：合金高温组织比较稳定，尽可能提高合金的再结晶温度，使得合金在800℃以上具有 较强的组织热稳定性并延迟合金晶粒尺寸长大，只有稳定的组织和细化的晶粒才能带来合金 足够的优异性能。
本发明所述杂质含量符合目前商用工业纯铁及铁素体不锈钢的标准。
本发明所述FeCrAl基合金配方是对现有FeCrAl基合金的改进，在现有组分的基础上增 加了Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，同时对Cr，Al的含量进行控制，降低Cr，Al的含量， 以避免合金硬化及脆化倾向。
申请人通过长期研究试验发现：在现有合金的基础上只是降低Cr，Al的含量，虽然能够 避免合金硬化及脆化倾向，但是合金的抗高温蒸汽氧化能力降低，且高温强度和室温韧性均 不好。通过添加Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce组分后，即使Cr，Al的含量降低了，也能保 持很好的抗高温蒸汽氧化能力，还能避免避免合金硬化及脆化倾向，并且同时具有较好的高温强度和室温韧性，通常，在合金中加入某种组分后，强度虽然会有所提高，但是相应的韧性有下降，本申请通过同时加入Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，能够同时兼具高温强度和室 温韧性。
所述Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce的具体加入量与FeCrAl基合金的具体组成相关，本 申请通过将Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.2％～20.5％，不仅能够持较好的抗高温氧化性能，还能具有抗腐蚀性能，通过将Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比 含量为2.7％～6.1％，以便能够在制备FeCrAl基合金时析出大量弥散的Laves第二相粒子， 提高合金室温力学性能及高温强度。
本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相互 作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的合 金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和室温韧性。可在核动力反应堆中用作燃料元 件包壳、格架等堆芯结构体的材料。
进一步地，Cr，Al含量的总和与Mo、Nb、W及V含量总和的比值为3～4。
在该比例下，FeCrAl基具有较好力学、高温氧化等综合性能，为后续材料加工制备奠定 实现性基础。
进一步地，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.5～2.5％，Nb：1～3％，Si：0.2～0.5％，W：0.1～0.3％，V：0.1～0.3％，Ga：0～0.2％，Ce：0.05～0.1％，C：≤0.008％，N：≤0.005％，O：≤0.003％，余量为Fe和杂质。
进一步地，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：12.5～13％，Al：4.5～5.5％，Mo：2.0～2.5％，Nb：1～3％，Si：0.2～0.5％，W：0.1～0.3％，V：0.1～0.3％，Ga：0～0.2％，Ce：0.05～0.1％，C：≤0.008％，N：≤0.005％，O：≤0.003％，余量为Fe和杂质。
进一步地，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.5～2.0％，Nb：1～2％，Si：0.2～0.4％，W： 0.1～0.2％，V：0.1～0.2％，Ga：0.1～0.2％，Ce：0.05～0.1％，C：≤0.008％，N：≤0.005％， O：≤0.003％，余量为Fe和杂质。
进一步地，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：13％，Al：5.0％，Mo：2.0％，Nb：2.0％，Si：0.4％，W：0.2％，V：0.2％，Ga：0.2％，Ce：0.1％，余量为Fe和杂质。
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：
1)、将FeCrAl基合金的配方按比例混合，熔炼制备铸锭；
2)、上述铸锭进行高温均匀化退火温度，退火温度大于等于1140℃，保温时间大于等于 3.0h；
3)、去除均匀化退火后铸锭的表面氧化皮，将表面清洁处理后进行高温锻造，始锻温度： 大于等于1075℃，终锻温度：大于等于835℃，锻造比大于等于2.0；
4)、去除锻造后板材的表面氧化皮，将表面清洁处理后的板材进行热处理，热处理过程 为：760～800℃下处理1～3h；热处理后进行板材的热轧，热轧温度小于等于835℃，材料变 形量大于等于55％；
5)、将热轧后的板材进行热时效处理，具体时效温度为：700℃～800℃，时效时间为： 20h～100h；
6)、将热时效处理后的热轧板材进行冷轧，冷轧过程中的中间退火温度及最后退火温度 小于等于730℃，冷轧变形量大于等于45％。
在本发明所述制备方法中，满足以下两个条件，一是：合金热轧温度不高于835℃，变 形量不低于55％，且热轧后材料需要在700℃～800℃时效20h～100h后方可冷轧；二是：合 金冷轧过程中的中间退火温度及最终退火温度不高于730℃且变形量不低于45％。
本发明所述FeCrAl基合金中的合金元素之间的相互作用，结合低温轧制、长时间时效及 热处理等加工工艺，产生了非常好的效果：本发明合金经低温轧制、长时间时效及热处理工 艺加工后获得了细小弥散分布的Laves第二相，显著提高了合金的力学性能(室温强韧性及 高温强度)及合金组织的热稳定性。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、本发明所述合金通过合理控制各个组分之间的比例，在此范围内的合金元素之间的相 互作用，不仅能够确保FeCrAl基合金的抗高温氧化性能，能够避免Cr、Al含量过高导致的 合金硬化及脆化倾向，同时兼具较高的高温强度和韧性。
2、本发明所述合金结合低温轧制、长时间时效及热处理等加工工艺，获得了细小弥散分 布的Laves第二相，显著提高了合金的力学性能(室温强韧性及高温强度)及合金组织的热 稳定性。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例，对本发明作进一 步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的 限定。
实施例1：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：12.5，Al：3.5％，Mo：1.5％，Nb：1.0％，Si：0.2％，W：0.1％，V：0.1％，Ga：0％，Ce：0.05％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质，其中，Cr、Al及Si 合金元素的总重量百分比含量为16.2％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为 2.7％，所述Cr，Al含量的总和与Mo、Nb、W及V含量总和的比值为5.9。
实施例2：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：14.5％，Al：5.5％，Mo：2.5％，Nb：3.0％，Si：0.5％，W：0.3％，V：0.3％，Ga：0.2％，Ce：0.1％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质，其中，Cr、Al 及Si合金元素的总重量百分比含量为20.5％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含 量为6.1％，所述Cr，Al含量的总和与Mo、Nb、W及V含量总和的比值为3.3。
实施例3：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：13％，Al：4.5％，Mo：2.0％，Nb：3.0％，Si：0.4％，W：0.3％，V：0.3％，Ga：0.1％，Ce：0.1％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质，其中，Cr、Al及Si 合金元素的总重量百分比含量为17.9％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为 5.6％，所述Cr，Al含量的总和与Mo、Nb、W及V含量总和的比值为3.1。
实施例4：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：14.5％，Al：5.5％，Mo：2.0％，Nb：1.0％，Si：0.2％，W：0.1％，V：0.1％，Ga：0.2％，Ce：0.05％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质，其中，Cr、 Al及Si合金元素的总重量百分比含量为20.2％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比 含量为2.7％，所述Cr，Al含量的总和与Mo、Nb、W及V含量总和的比值为6.25。
实施例5：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：13％，Al：5.0％，Mo：2.5％，Nb：2.0％，Si：0.4％，W：0.3％，V：0.2％，Ga：0.1％，Ce：0.1％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质，其中，Cr、Al及Si 合金元素的总重量百分比含量为18.4％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为 4.5％，所述Cr，Al含量的总和与Mo、Nb、W及V含量总和的比值为3.68。
实施例1至实施例5的制备方法如下：
包括以下步骤：
1)、用工业纯铁和纯度大于99.9％的高纯合金按配方配料比例混合，用真空感应熔炼炉 熔炼制备20～30千克铸锭；
2)、上述铸锭进行高温均匀化退火温度，退火温度大于等于1140℃，保温时间大于等于 3.0h；
3)、去除均匀化退火后铸锭的表面氧化皮，将表面清洁处理后进行高温锻造，始锻温度： 大于等于1075℃，终锻温度：大于等于835℃，锻造比大于等于2.0；
4)、去除锻造后板材的表面氧化皮，将表面清洁处理后的板材进行热处理，热处理过程 为：760～800℃下处理1～3h；热处理后进行板材的热轧，热轧温度小于等于835℃，材料变 形量大于等于55％；
5)、将热轧后的板材进行热时效处理，具体时效温度为：700℃～800℃，时效时间为： 20h～100h；
6)、将热时效处理后的热轧板材进行冷轧，冷轧过程中的中间退火温度及最后退火温度 小于等于730℃，冷轧变形量大于等于45％。
对比例1#：
一种FeCrAl基合金，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：13％，Al：5.0％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质。
对比例1#与实施例5的区别在于，不含Mo：2.5％，Nb：2.0％，Si：0.4％，W：0.3％，V：0.2％，Ga：0.1％，Ce：0.1％。
对比例2#：
一种FeCrAl基合金，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：13％，Al：5.0％，Mo：2.5％，Nb：2.0％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％， 余量为Fe和杂质。
对比例2#与实施例5的区别在于，不含Si：0.4％，W：0.3％，V：0.2％，Ga：0.1％，Ce：0.1％，。
对比例3#：
一种FeCrAl基合金，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：13％，Al：5.0％，Si：0.4％，W：0.3％，V：0.2％，Ga：0.1％，Ce：0.1％，C：0.008％， N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质。
对比例3#与实施例5的区别在于，不含Mo：2.5％，Nb：2.0％，。
对比例4#：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：18％，Al：8％，Mo：2.5％，Nb：2.0％，Si：0.4％，W：0.3％，V：0.2％，Ga：0.1％，Ce：0.1％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质。
对比例4#与实施例5的区别在于，Cr：18％，Al：8％，即Cr、Al含量高于实施例5。
对比例5#：
一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：8％，Al：2.5％，Mo：2.5％，Nb：2.0％，Si：0.4％，W：0.3％，V：0.2％，Ga：0.1％，Ce：0.1％，C：0.008％，N：0.005％，O：0.003％，余量为Fe和杂质。
对比例5#与实施例5的区别在于，Cr：8％，Al：2.5％，即Cr、Al含量低于实施例5。
将实施例1至实施例5，对比例1#至5#进行抗高温氧化性能测试、高温强度测试、室温 韧性测试，测试结果如表1、表2所示：
表1实施例1至实施例5，对比例1#至5#的配方
表2施例1至实施例5，对比例1#至5#的效果对比
由表2的实验数据可知：
实施例1至实施例5均具有良好的抗高温氧化性能和热稳定性，同时兼具较好的高温强 度和室温韧性。
其中，实施例2、4、5的效果优于实施例1、3。
由实施例1至实施例5与对比例1#-3#对比可知：单纯降低Cr，Al的含量，不仅抗高温 氧化性能降低，而且高温强度也降低。
由实施例1至实施例5与对比例4#对比可知：当微量元素的含量不变时，增加Cr，Al的含量，会导致韧性降低。
由实施例1至实施例5与对比例5#对比可知：当微量元素的含量不变时，减少Cr，Al的含量，会导致抗高温氧化性能降低。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说 明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护 范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本 发明的保护范围之内。

Claims (7)

1.一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，其特征在于，由以下组分组成：
Cr，Al，Mo，Nb，Si，W，V，Ga，Ce，C，N，O，Fe，杂质，其中，Cr、Al及Si合金元素的总重量百分比含量为16.2％～20.5％，Mo、Nb、W及V合金元素的总重量百分比含量为2.7％～6.1％。
2.根据权利要求1所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，其特征在于，所述Cr，Al含量的总和与Mo、Nb、W及V含量总和的比值为3～4。
3.根据权利要求1或2所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，其特征在于，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.5～2.5％，Nb：1～3％，Si：0.2～0.5％，W：0.1～0.3％，V：0.1～0.3％，Ga：0～0.2％，Ce：0.05～0.1％，C：≤0.008％，N：≤0.005％，O：≤0.003％，余量为Fe和杂质。
4.根据权利要求3所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，其特征在于，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：12.5～13％，Al：4.5～5.5％，Mo：2.0～2.5％，Nb：1～3％，Si：0.2～0.5％，W：0.1～0.3％，V：0.1～0.3％，Ga：0～0.2％，Ce：0.05～0.1％，C：≤0.008％，N：≤0.005％，O：≤0.003％，余量为Fe和杂质。
5.根据权利要求3所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，其特征在于，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：12.5～14.5％，Al：3.5～5.5％，Mo：1.5～2.0％，Nb：1～2％，Si：0.2～0.4％，W：0.1～0.2％，V：0.1～0.2％，Ga：0.1～0.2％，Ce：0.05～0.1％，C：≤0.008％，N：≤0.005％，O：≤0.003％，余量为Fe和杂质。
6.根据权利要求3所述的一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料，其特征在于，按重量百分含量计，由以下组分组成：
Cr：13％，Al：5.0％，Mo：2.0％，Nb：2.0％，Si：0.4％，W：0.2％，V：0.2％，Ga：0.2％，Ce：0.1％，余量为Fe和杂质。
7.一种如权利要求1至6任一项所述核燃料组件包壳材料FeCrAl基合金的制备方法，其特征在于，包括以下步骤：
1)、将FeCrAl基合金的配方按比例混合，熔炼制备铸锭；
2)、上述铸锭进行高温均匀化退火温度，退火温度大于等于1140℃，保温时间大于等于3.0h；
3)、去除均匀化退火后铸锭的表面氧化皮，将表面清洁处理后进行高温锻造，始锻温度：大于等于1075℃，终锻温度：大于等于835℃，锻造比大于等于2.0；
4)、去除锻造后板材的表面氧化皮，将表面清洁处理后的板材进行热处理，热处理过程为：760～800℃下处理1～3h；热处理后进行板材的热轧，热轧温度小于等于835℃，材料变形量大于等于55％；
5)、将热轧后的板材进行热时效处理，具体时效温度为：700℃～800℃，时效时间为：20h～100h；
6)、将热时效处理后的热轧板材进行冷轧，冷轧过程中的中间退火温度及最后退火温度小于等于730℃，冷轧变形量大于等于45％。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108193033A (zh) * 2017-12-05 2018-06-22 中国科学院金属研究所 一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺
CN109972048A (zh) * 2018-05-25 2019-07-05 中国科学院金属研究所 核反应堆核燃料包壳用FeCrAl合金与T91铁素体／马氏体耐热钢复合管及制备
CN109988975A (zh) * 2017-12-29 2019-07-09 中国核动力研究设计院 一种FeCrAl合金中获得弥散纳米析出相的调控方法
CN115896620A (zh) * 2022-11-15 2023-04-04 中国核动力研究设计院 一种耐腐蚀FeCrAl包壳及其制备方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106319369A (zh) * 2016-10-12 2017-01-11 苏州热工研究院有限公司 一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料
CN106399846A (zh) * 2016-10-12 2017-02-15 苏州热工研究院有限公司 核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106319369A (zh) * 2016-10-12 2017-01-11 苏州热工研究院有限公司 一种核燃料包壳材料用FeCrAl基合金材料
CN106399846A (zh) * 2016-10-12 2017-02-15 苏州热工研究院有限公司 核反应堆燃料包壳材料用FeCrAl合金材料

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
DONG PAN等: "Formation and stability of oxide layer in FeCrAl fuel cladding material under high-temperature steam", 《JOURNAL OF ALLOYS AND COMPOUNDS》 *
JUN LIM等: "Design of alumina forming FeCrAl steels for lead or lead-bismuth", 《JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS》 *
Y. YAMAMOTO等: "Development and property evaluation of nuclear grade wrought FeCrAl fuel cladding for light water reactors", 《JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS》 *
Y. YAMAMOTO等: "Letter Report Documenting Progress of Second Generation ATF FeCrAl Alloy Fabrication", 《FCRD ADVANCED FUELS CAMPAIGN (AFC) LEVEL 3 MILESTONE REPORT》 *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108193033A (zh) * 2017-12-05 2018-06-22 中国科学院金属研究所 一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺
CN109988975A (zh) * 2017-12-29 2019-07-09 中国核动力研究设计院 一种FeCrAl合金中获得弥散纳米析出相的调控方法
CN109972048A (zh) * 2018-05-25 2019-07-05 中国科学院金属研究所 核反应堆核燃料包壳用FeCrAl合金与T91铁素体／马氏体耐热钢复合管及制备
CN109972048B (zh) * 2018-05-25 2021-03-26 中国科学院金属研究所 核反应堆核燃料包壳用FeCrAl合金与铁素体/马氏体耐热钢复合管及制备方法
CN115896620A (zh) * 2022-11-15 2023-04-04 中国核动力研究设计院 一种耐腐蚀FeCrAl包壳及其制备方法

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