Zr-4合金管作为核电站燃料包壳材料,在服役过程中常常受到交变载荷作用。在非对称交变载荷下材料会产生棘轮效应,从而发生棘轮疲劳失效。在高温下对Zr-4合金管进行棘轮效应和棘轮疲劳性能进行研究,对核电站设计及安全运行具有重要意义。本文在400℃下对核反应堆燃料包壳材料Zr-4合金管进行了一系列单轴拉伸试验、应变幅值递增试验、单轴棘轮试验、应力控制下对称和非对称疲劳试验,并使用Ohno-Wang II模型结合各向同性强化准则对Zr-4合金棘轮效应进行数值模拟,基于Basquin模型使用Goodman模型、Gerber模型、SWT模型、Walker模型对Zr-4合金管的棘轮疲劳寿命进行预测。Zr-4合金在室温下表现为循环软化,在400℃时表现为循环稳定并有轻微的循环硬化性质。Zr-4合金具有率相关性,单轴棘轮应变水平随平均应力和应力幅值的增大而提高,随加载率的增大而降低。Zr-4合金具有显著的历史记忆效应,加载历史会抑制棘轮应变的产生;应力率加载顺序对棘轮行为有影响,但当平均应力和应力幅值相同时,不同的应力率加载顺序不会显著影响最终的棘轮应变。棘轮行为对温度很敏感,在相同的归一化应力(?(28)?/0.2?)水平下,400℃下的棘轮应变小于室温下的棘轮应变。本文在粘塑性本构框架下以OW-II随动硬化律为基础,结合各向同性硬化准则对Zr-4合金单轴拉伸、应变循环、单轴棘轮行为进行数值模拟。棘轮疲劳试验结果表明:全寿命范围的棘轮行为可分为三个阶段,快速增长、稳定阶段、断裂阶段。断裂时的棘轮应变随平均应力和应力幅值的增加而变大。带有平均应力的疲劳寿命比相同应力幅值的对称加载疲劳寿命要低,棘轮效应会产生附加损伤从而缩短材料的疲劳寿命。使用四种模型对应力幅值进行修正,预测结果表明SWT模型和Walker模型预测较好。