随着新型核电系统服役温度不断升高,蠕变-疲劳已成为第四代核反应堆及其关键零部件主要失效模式之一。目前结构不连续位置导致的多轴应力状态给反应堆部件强度及寿命预测带来了新的挑战,亟需针对第四代核反应堆高温不连续部件的蠕变-疲劳失效损伤行为及其寿命预测方法开展相关研究。因此,本文以第四代核反应堆优选材料316H不锈钢为研究对象,开展了 600℃下316H不锈钢光滑和缺口试样蠕变-疲劳试验,分析了多轴应力状态下对其蠕变-疲劳寿命的影响,探讨了不同因素对316H不锈钢缺口试样蠕变-疲劳寿命的影响及微观组织失效损伤演化行为;基于试验数据建立了316H不锈钢缺口试样多轴蠕变-疲劳寿命预测方法。本文主要研究工作及结论如下:（1）开展了 600℃下316H不锈钢光滑试样和缺口试样蠕变、疲劳及蠕变-疲劳试验,结果表明:在蠕变条件下该材料表现出缺口强化作用;在蠕变-疲劳试验中,当保载时间较短时表现出缺口削弱作用,而保载时间达到1 min后表现出缺口强化作用;随着保载时间的增加缺口试样蠕变-疲劳寿命降低,并逐渐趋于稳定;随着名义最大应力和应力集中系数的增加,缺口试样蠕变-疲劳寿命在对数坐标中呈现出线性降低的趋势。（2）为了分析316H不锈钢缺口强化、削弱原因和不同影响因素下缺口试样微观组织损伤演化规律,对缺口蠕变-疲劳试样进行了数值模拟和断口微观组织观察。数值模拟结果表明:缺口试样最大等效应力会发生在缺口边缘附近,且存在显著的应力集中现象;随着保载时间的增加,缺口边缘0.15 mm处最大等效应力会发生应力重分布及应力松弛现象,该区域蠕变应变增加。缺口试样断口微观组织观察发现:随着保载时间的增加,其断口微观组织表现为裂纹扩展区凹坑和凸起变多,瞬断区韧窝尺寸变得更大、更深;随着名义最大应力的增加,断口更平整,裂纹扩展区辉纹间距更大;温度越高,断口裂纹扩展区产生的塑形变形越明显,蠕变作用增强。（3）基于316H不锈钢光滑和缺口试样试验数据,考虑到其单轴蠕变-疲劳寿命与多轴蠕变-疲劳寿命有很强的关联性,修正了 Sakane-Ohnami蠕变-疲劳寿命预测方法。采用该方法在预测316H缺口试样蠕变-疲劳寿命时预测精度在±1.75倍误差范围内,预测精度较高,该方法与其他方法对比参数确定更简单,工程实际应用更方便。