在核电压水堆一回路系统中,主管道是将堆芯中核燃料产生的热能通过循环水传递到二回路的核一级安全部件。主管道的主要作用是通过工作介质完成能量的传递,并把介质的大部分动能转化为压能。主管道用奥氏体不锈钢易在高温、高压和放射性等恶劣服役环境下产生热老化脆化效应,导致其断裂韧性下降,从而使得反应堆运行风险大大增加。因此,开展热老化对主管道不锈钢断裂行为的影响规律研究,将为主管道的安全设计和可靠性评定提供技术支持,具有重要的理论意义和工程应用价值。本文对AP1000反应堆用主管道材料316LN不锈钢进行不同时长的热老化处理,开展热老化时长及试样尺寸对316LN不锈钢断裂性能的影响研究。论文主要完成了以下工作:（1）采用JSM-6610LV扫描电子显微镜对不同热老化时长的316LN不锈钢微观组织进行观察,探究了316LN不锈钢热老化的机理。结果表明,铁素体相中富Cr的α’相析出是引起316LN不锈钢热老化脆化的主要原因,且析出相含量随着老化时间的延长不断提升。（2）完成了不热老化时长的316LN不锈钢在室温下的单轴拉伸试验与硬度测试试验。试验结果表明,不同热老化时长对316LN不锈钢的拉伸应力-应变曲线影响显著。在老化时间低于2000h时,316LN不锈钢的弹性模量逐渐提高,在老化时间高于3000h以后,弹性模量显著下降。在热老化时间为1000h时,屈服强度和抗拉强度均相对于未老化材料明显升高;但在热老化2000h时,屈服强度与抗拉强度有下降明显;在老化时间高于2000h以后,屈服强度与抗拉强度提高;但老化时间大于3000h后,屈服强度与抗拉强度变化不明显。316LN不锈钢的洛氏硬度和布氏硬度均随热老化时间的增加而明显下降。（3）基于能量等效原理建立了SEB试样的应力强度因子K、J积分的半解析表达式,建立了基于Mini-SEB试样的准静态断裂试验方法。采用不同尺寸SEB试样完成了不同时长热老化316LN不锈钢准静态断裂试验,研究了热老化时长和试样尺寸对材料断裂性能的影响。结果表明,同一老化时长下,随着试样厚度的增加,316LN不锈钢的条件启裂韧度J0.2BL明显降低。316LN不锈钢的条件启裂韧度J0.2BL虽然因试样尺寸不同存在一定的差异,但其随热老化时长的延长明显下降。（4）基于裂尖等效应力场分析,提出了考虑热老化脆化效应的316LN不锈钢断裂韧性与裂尖约束参数的关系模型,并对模型的有效性进行了验证。