Zr-2包壳管目前在很多重要堆型中有广泛的应用。在长期的高温、高压和中子辐照条件下，其性能发生变化，主要表现为腐蚀、变形、肿胀、辐照生长以及材料脆化等。尤其Zr-2包壳管吸氢后，长期在应力作用下可能造成延迟氢脆，是影响反应堆安全的主要因素之一。本研究除进行常规的力学性能实验外，还进行真应力-真应变与断口研究，从而能更科学地对燃料包壳的堆内行为进行评价，获取有关结构、性能方面的数据和经验，反馈到燃料组件设计、制造和运行部门，为在役反应堆的寿期评估和提高国产燃料棒质量、改善性能、加深燃耗、提高反应堆安全裕度提供可靠依据，并为在役堆的安全运行提供参考。本研究采用人工气体吸氢法，使Zr-2合金包壳管获得不同的氢含量。进而，分别对不同吸氢量和在堆内辐照83个满功率天的Zr-2包壳管样品进行拉伸实验，测得工程应力应变曲线，同时对拉伸过程进行真应力-真应变研究，并用扫描电镜对断口进行分析。研究结果表明：氢含量小于150μg／g的范围内，Zr-2合金包壳管的力学性能基本保持原有特性，拉伸断口呈现塑性断裂特征。当氢含量在250～500μg／g时，包壳管强度稍有升高，延伸率显著降低，表现为典型的氢致塑性降低。当氢含量达到600μg／g时，合金的强度和塑性均显著降低，总延伸率只有1．4％，比原合金下降了95％，表现为明显的氢脆。显微组织显示，包壳管径向分布的氢化物偏多。辐照后室温下Zr-2合金包壳管抗拉强度和屈服强度与辐照前相比分别上升38．0％和89．1％，总延伸率和均匀延伸率分别下降83．8％和89．8％；350℃下强度分别上升72．4％和131．6％，延伸率分别下降87．4％和97．3％，表现为明显的辐照硬化，即合金强度升高、塑性下降。同时可以看出辐照后的屈强比（σ_s／σ_b）接近于1，说明屈服强度已经达到饱和。研究表明温度对样品的强度影响较大，而对延伸率的影响较小。在室温和350℃下，燃料棒高中子通量区的样品与低中子通量区的样品比较，前者强度明显高于后者，延伸率则相反。所有样品断口均表现为穿晶韧窝状断口，但随着中子注量的增大，韧窝明显变浅。真应力-真应变的研究显示，无论对于冷样品还是吸氢、辐照样品，在弹性阶段，真应力-真应变服从虎克定律σ_t=K₁ε_e，呈线性关系；在均匀塑性阶段真应力-真应变关系用Hollomon经验公式表述为：σ=K₂ε_pⁿ。硬化指数n反映了材料发生颈缩前依靠硬化使材料均匀变形的能力。辐照导致材料硬化，硬化指数n与辐照前相比下降了近一个量级。从拉伸结果可以看出，原始Zr-2合金管350℃下的弹性模量只有室温下的54％；吸氢样品的弹性模量与原始样品相比没有多大差别；与原始样品相比，辐照样品在室濡和350℃下的弹性模量分别上升了26％和61％。