在第四代核电系统中,超临界水堆由于其更高的经济性和堆芯安全性,受到各国研究者的广泛关注。但其运行压力为25MPa,冷却剂出口温度在500℃以上,常规压水堆使用的钻合金包壳材料已不能满足其使用要求。材料问题尤其是燃料包壳材料是超临界水堆面临的两大难题之一本文以包壳候选材料之一镍基合金C276为研究对象,对其在600℃-750℃/130MPa-500MPa条件下进行高温蠕变试验。考察了应力和温度对蠕变过程的影响；分析了稳态蠕变速率随应力和蠕变断裂时间的变化规律；揭示了蠕变断裂时间与应力间的关系；并比较了分别由Monkman-Grant经验公式和L-M参数法预测各温度的蠕变寿命的可靠性。采用损伤力学方法对试验数据进行计算分析,比较了分别由Kachanov和基于θ外推法的Norton蠕变损伤公式计算的损伤因子。结果表明C276具有良好的高温蠕变性能和两种主要的蠕变特性：在600℃各应力下,表现为第二类固溶体蠕变特性；而在650℃、700℃和750℃低应力时表现为第一类固溶体蠕变特性,高应力时表现为第二类固溶体蠕变特性。且600℃低应力水平及650℃、700℃和750℃下的稳态蠕变速率与所施加的应力在双对数坐标系下呈较好的线性关系,但在600℃高应力水平偏离了这种线性关系。在650℃、700℃和750℃下采用Kachanov公式计算的蠕变损伤趋于一致,Norton公式计算表明损伤开始发生在0.3～0.4寿命左右,Kachanov公式计算的损伤因子偏保守。