IN690高温合金是一种奥氏体低层错面心立方体高温合金，它具有较高的强度，良好的冶金性能和加工特性，更重要在于其具有优异的抗晶界耐腐蚀性能，此作为新一代核电站发生器传热管的重要材料，得到了广泛应用。论文工作的主要研究成果和结论如下：(1)通过对IN690高温合金的进行固溶处理，研究了合金晶粒尺寸和碳化物溶解随固溶温度的变化规律，建立了固溶条件下的晶粒长大方程，确定了碳化物溶解动力学中热激活能参数。(2)对IN690高温合金进行TT（Thermal Treatment）处理实验。研究了碳化物成分和形核位置，以及不同温度和时间下碳化物沿晶界析出形貌和规律。得到了合理晶界碳化物分布和TT热处理参数。(3)研究了IN690高温合金中碳化物随合金变形析出规律和对晶粒尺寸的作用，以及变形对特殊晶界Σ3所占比例的影响，进行不同变形温度、变形速率和变形量下压缩实验。实验得到了Σ3晶界所占比例合理和晶粒较为均匀的工艺参数。(4)对高温合金管材挤压进行多场耦合数值模拟，研究了挤压筒和挤压针的温度场分布；对比模拟了不同挤压比下的组织场和挤压力；进行了不同摩擦系数下挤压力、温度场和应变场的分析，得到了挤压筒和挤压针承受较高的温度以及合理的挤压比和摩擦系数。获得了合理的挤压工艺参数。(5)对IN690高温合金管材挤压进行了实验研究，分析了挤出管材各部分晶粒组织和再结晶分数情况；对比了不同挤压比、不同温度下对管材中段组织的影响。获得了组织较好的挤压管材。