由于镍基690合金具有良好的力学性能和耐腐蚀性能，常用于PWR核电站蒸汽发生器传热管材料。然而，由于其服役环境十分苛刻，因此在服役过程中仍一直存在应力腐蚀开裂、晶间腐蚀和点蚀等腐蚀损伤问题。受实验设备和技术的限制，当前国内蒸汽发生器管的服役损伤数据十分缺乏，相关腐蚀机理的认识也难以深入。本文通过对比690合金中的非金属夹杂物与标准点蚀实验结果，研究了非金属夹杂物含量与点腐蚀性能的关系；运用电子背散射衍射（EBSD）技术，结合标准晶间腐蚀实验方法，研究晶界特征分布对690合金晶间腐蚀性能的影响；运用电化学动电位再活化（EPR）评价不同生产工艺的690合金的抗晶间腐蚀性能；用C型环在沸腾浓碱中的浸泡实验，研究了690合金抗应力腐蚀开裂性能。研究结果表明，690合金中非金属夹杂物的含量对点腐蚀程度呈正相关性，因此，可通过对夹杂物颗粒尺寸及分布的控制，来降低点蚀坑纵深发展速率。690合金的特殊晶界比例与晶间腐蚀程度呈负相关性，因此，可通过优化晶界特征分布的方法提高抗晶间腐蚀性能。电化学动电位再活化（EPR）实验表明，690合金经过720℃保温10h的特殊热处理后具有良好的抗晶间腐蚀性能。沸腾浓碱溶液中的应力腐蚀实验表明Gsp，Gyl两种690合金具有良好的抗应力腐蚀开裂性能。