锆合金由于中子吸收截面小,力学性能优异,具有良好的耐蚀性、导热性以及与燃料芯块良好的兼容性,常被用作各种核反应堆的结构材料和包壳材料。而堆内腐蚀吸氢后的锆合金包壳管会在乏燃料干储过程中析出径向氢化物,即发生应力再取向现象。目前,缺乏热-力耦合作用下包壳管中氢化物应力再取向的系统性研究,尤其是恒定内压作用下包壳管中径向氢化物的析出规律及形成机理需要进一步澄清。其次,包壳管在堆内服役过程中还会受到各种因素产生的内压疲劳作用,而目前对包壳管内压疲劳处理后氢化物的析出特征却鲜有报道。因此,本文以国内自主研发的第三代锆合金Zr-1Nb-0.01Cu包壳管为研究材料,通过内压疲劳设备模拟包壳管服役环境,基于同步辐射高能X射线衍射（High-energy X-ray Diffraction,HE-XRD）技术并结合一系列微观表征技术探究包壳管不同冷却条件下氢化物析出规律、恒定内压作用下氢化物应力再取向机理以及内压疲劳作用后氢化物析出特征。首先,系统研究了不同冷却条件下Zr-1Nb-0.01Cu包壳管中氢化物析出特征、不同尺寸氢化物内应力水平以及氢化物析出对α-Zr基体产生的影响。结果表明,冷却条件会显著影响包壳管中析出氢化物的种类、形貌和分布。炉冷和空冷条件下分别析出周向间隔分布的粗大长条状δ氢化物和弥散均匀分布的细小短条状δ氢化物,油冷条件下同时析出弥散分布的“共生”δ氢化物和γ氢化物,水冷条件下仅析出纳米尺寸的γ氢化物。不同尺寸δ氢化物中的内应力水平有所不同:炉冷条件下包壳管径向和周向析出的粗大长条状δ氢化物内应力差值约为（-262.2±17.6）MPa,而空冷条件下包壳管径向和周向析出的细小短条状δ氢化物内应力差值约为（-152.4±12.3）MPa。随着冷却速度的提升,不同方位角下α-Zr基体{0002}晶面间距逐渐减小,{1011}和{1010}晶面间距则基本保持不变,而{0002}、{1011}和{1010}晶面衍射峰半高宽在不同方位角下的值均有不同程度增大,这主要归因于氢化物析出时的体积膨胀以及与α-Zr基体保持的特定晶体学取向关系。其次,进一步研究了不同恒定内压载荷作用下Zr-1Nb-0.01Cu包壳管中析出氢化物的宏观形貌、晶体学特征以及恒定内压载荷和氢化物析出对α-Zr基体产生的影响,总结并阐明了锆合金包壳管中氢化物应力再取向规律及机理。结果表明,不同恒定内压载荷的施加会显著影响Zr-1Nb-0.01Cu包壳管冷却过程中析出氢化物的形貌、取向和分布。0 MPa恒定内压作用下包壳管中主要析出粗大长条状δ氢化物,且沿管材周向间隔分布;10 MPa恒定内压作用下主要析出粗大的周向δ氢化物以及少量的径向δ氢化物;20 MPa恒定内压作用下除析出少量粗大周向δ氢化物外,还析出许多细小弥散分布的短氢化物;30 MPa恒定内压作用下析出的弥散分布的短氢化物尺寸进一步减小,数量进一步增多。包壳管中周向氢化物的析出主要受材料本身织构的调控,而径向氢化物的析出则要受织构以及外加应力的双重调控。不同恒定内压载荷作用下析出的δ氢化物均与α-Zr基体保持{0001}α-Zr//{111}δ和＜1120＞α-Zr//＜110＞δ晶体学取向关系,且随着施加恒定内压载荷的增大,包壳管中δ氢化物{111}＜112＞微米孪晶的数量逐渐增多。Zr-1Nb-0.01Cu包壳管在不同恒定内压载荷作用下析出的δ氢化物均具有一定的晶体学织构。冷却过程中不同大小恒定内压载荷的施加,会引起δ氢化物{111}晶面间距以及α-Zr基体{0002}晶面间距和半高宽随方位角演化规律的改变。最后,系统研究了不同峰值内压疲劳作用后Zr-1Nb-0.01Cu包壳管中析出氢化物的宏观形貌、晶体学特征、相转变特征以及α-Zr基体组织演化。结果表明,10 MPa和20 MPa峰值内压疲劳作用后,包壳管中除析出粗大长条状的周向δ氢化物外,还析出许多细小弥散分布的短δ氢化物,且均与α-Zr基体保持{0001}α-Zr//{111}δ和＜1120＞α-Zr//＜110＞δ的晶体学取向关系。内压疲劳作用后,包壳管冷却过程中析出的δ氢化物内部会产生纳米尺度的{111}＜112＞微孪晶,同时在弯曲的微孪晶界附近会有ζ氢化物存在。与原始包壳管相比,10 MPa和20 MPa峰值内压疲劳作用后Zr-1Nb-0.01Cu包壳管α-Zr基体{0002}、{1011}和{1010}晶面间距在不同方位角下的值均有一定程度的提升,表明内压疲劳作用后Zr-1Nb-0.01Cu包壳管α-Zr基体内存在一定的残余拉应力作用。综上所述,本论文的研究结果有助于丰富锆合金包壳管氢化物应力再取向和氢化物内压疲劳析出方面的基础理论,并为在役反应堆的安全运行和寿命评估提供一定的理论依据。