超临界水冷堆(SCWR)运行在水的热力学临界点以上(372℃,22.1MPa)以上,是第四代核电系统中唯一使用轻水冷却的堆型。该堆型具有热效率高、系统简化、机组可持续性强、燃料利用率高等诸多突出特点,是适合大型发电的主要堆型。由于超临界水腐蚀性极强,反应堆又工作在500℃以上高温高压条件下,因此对材料的高温耐蚀性能、抗蠕变、抗疲劳性能提出极高要求。迄今,超临界水堆中材料选用仍然是超临界水堆研发过程中的一个主要问题。当前对实用核材料的研究尤其是疲劳性能方面的研究,大部分仅限于某些特定材料在特定条件下的性能及变形机制,对跨尺度变形机制的研究不细致不系统,对材料各向异性与疲劳行为的关系研究也仅限于某些特定的单晶材料,在向实际多晶材料推广的过程中遇到了极大困难。为了解决这一问题,为材料跨尺度疲劳研究提供基础的实验数据,本次研究选取SCWR候选材料中具有很强代表性的AL6XN超级奥氏体不锈钢作为研究对象,利用原位中子衍射和EBSD、TEM准原位观察,结合材料宏观疲劳试验对材料疲劳变形行为与取向关系进行了探究。AL6XN不锈钢在常规宏观疲劳试验中总应变幅为±0.3% 样品寿命约为38000周,总应变幅为±0.8% 样品寿命约为2100周,疲劳过程中两组样品分别表现出循环软化和先硬化再软化的现象,同时塑性变幅的变化与应力相反。材料中的这种循环应力响应行为,在低应力状态下可以用Cottrell理论和背应力理论进行解释,这种现象是由材料的不协调变形引起的；在高应力状态下则与材料内部位错结构的剧烈转变有关。TEM观察发现AL6XN在不同的应力状态下的位错结构和变形方式密切相关。在低应力状态下位错密度较低,材料中存在的主要是初级位错阵列和简单位错墙,变形方式是典型的平面滑移；在高应力状态下位错密度则非常高,材料中存在的主要是具有波状滑移特点的位错网、PSB、脉络以及位错胞等复杂位错结构,疲劳过程存在变形机制的转变过程。从位错结构分布来看,材料的变形损伤具有取向依赖性,但两种不同的应力状态下表现形式和尺度可能不同。在对样品进行的同应变幅原位中子衍射疲劳试验中发现材料表现出了与宏观疲劳试验相同的循环应力响应。在对不同面族(法向)弹性微应变进行观察统计时发现疲劳过程中材料的变形行为具有极强的取向依赖性：[101]和[111]取向附近晶粒在疲劳过程中分别主要提供压向和拉向塑性变形损伤；[101]具有更强的弹性应变响应能力因而[111]取向更易损伤；[001]取向附近则主要表现为弹性形变。EBSD分析发现,AL6XN钢中的晶界在变形过程中会随着变形的累积而逐渐扩展,并且材料会出现与累积损伤取向相一致的微观织构变化。高精度的EBSD分析揭示了代表着损伤与位错塞积的小角晶界在低应力状态下主要存在于不同晶粒之间,而高应力状态下则广泛分布于晶粒内部,证明在低应力状态下疲劳过程中材料各向异性表现在不同晶粒之间,在高应力状态下则表现在晶体内部。