蒸汽发生器是压水堆核电站一回路压力系统中最重要的设备，苛刻的服役环境易造成其传热管破损，将严重影响核电站的正常运行。基于核电站高安全性和高可靠性的运营要求，预测核电材料在服役环境下的寿命具有重要意义。在我国核电发展和核电设备国产化进程中，蒸汽发生器传热管用材料在核电站一回路服役环境下的断裂韧性评价及建立客观的材料韧性指标和提供安全的核电站运营环境依据，成为迫在眉睫的要务。　　本文以国产蒸汽发生器传热管用GH690合金为研究对象，通过评价其断裂韧性及拉伸特性结合光学显微镜、扫描电镜和透射电镜分析，研究了模拟压水堆核电站一回路服役环境（氢、应变速率和温度）下合金的断裂韧性及断裂行为，主要研究内容和结果如下:　　采用高温高压气相热充氢技术对GH690合金充氢，考察了不同氢含量合金的断裂韧性，研究了氢对合金断裂韧性和断裂行为的影响规律。结果表明，随着氢含量的增加，合金的断裂韧性逐渐降低，其断裂方式由穿晶断裂转变为沿晶断裂。研究发现，氢在晶界碳化物与基体界面处富集并形成空洞是导致合金断裂韧性降低的主要原因，且合金中的氢含量越高，空洞增大的趋势越明显，促使合金抵抗裂纹扩展的能力越差，断裂韧性则越低。本研究得到了GH690合金断裂韧性（JQ，kJ/m2）与氢含量(CH，μg/g)之间的定量关系式，即为:JQ=88+1200exp(-0.16CH)。　　研究了应变速率对GH690合金氢脆的影响，并提出了合金的氢脆机理。研究结果表明，GH690合金的氢脆取决于氢和位错的交互作用。当应变速率低于3.48×10-4 s-1时，Cottrell氢气团随位错的滑移一同迁移，位错可将氢传递到晶界碳化物处（氢的强“陷阱”），这样合金即使经较少的变形，晶界碳化物处的氢便可达到临界浓度，导致合金沿晶界碳化物与基体界面断裂，使合金表现出明显的氢致脆性;当应变速率高于3.48×10-4s-1时，Cottrell氢气团的迁移速率跟不上位错的滑移速率，氢无法被位错携至晶界碳化物处，故合金沿晶界碳化物与基体界面断裂的倾向降低，合金穿晶断裂特征增强，因此氢致脆性减缓。　　评价了GH690合金从室温(298K)至623K的断裂韧性，并考察了不同温度下合金的断裂行为。结果表明，GH690合金的断裂韧性随形变温度的升高而降低。研究发现，由于合金的室温层错能较低，其变形可通过孪生协调进行，因此合金获得了较高的加工硬化效应，并显示出高的强度和塑性，致使合金的断裂韧性较高;随着形变温度的升高，合金的层错能增加，形变孪晶生成的机率降低，合金的形变机制由孪生协调滑移变形转变为滑移，而滑移产生的加工硬化效应小于孪生，导致合金的强度和塑性降低，故断裂韧性下降。