随着核压力容器向着大型化、一体化方向的发展，在制造核压力容器时，特厚钢板的焊接质量将会影响整个核电机组的正常运行。本文选取SA508-4N核用压力容器钢作为研究对象，通过热模拟技术对试样粗晶区CCT进行测定并对单-双道次模拟焊接粗晶区开展了一系列的高温拉伸试验。在试验过程中采用了淬火膨胀仪、共聚焦显微镜、扫描电子显微镜、维氏硬度仪、Gleeble热模拟试验机对SA508-4N钢的组织、力学性能进行了测定。获得了试样的断口及裂纹形貌、高温力学性能，并根据断面收缩率及断口微观形貌对其再热裂纹敏感性进行综合评价。　　通过对SA508-4N钢的焊接性及粗晶区焊接连续冷却曲线分析可知，在粗晶热影响区组织连续转变过程中，存在贝氏体和马氏体两个转变区。焊接t8/5在3~60s时，形成板条状马氏体组织，硬度在442~448HV1之间；焊接t8/5在100~1000s时，形成贝氏体+马氏体混合组织，硬度在367~433HV1之间；焊接t8/5大于2000s时，完全转变为贝氏体组织，硬度在332~358HV1之间。　　另外，通过高温恒速拉伸试验可知，相同的拉伸速率条件下，单-双道次粗晶热影响区的抗拉强度均随温度的升高而降低，单-双道次最大强度分别为787MPa和753MPa，由于组织遗传导致双道次粗晶区抗拉强度相较于单道次有所下降，下降幅度为34MPa。其断面收缩率均随着温度的升高呈现先降低后升高的趋势，在550℃存在最大值，并在580℃附近存在最小值。在550℃时晶界弱化强度不大，晶内和晶界的强度差较小，以穿晶断裂为主；在580℃及610℃时晶界析出碳化物较多导致晶内和晶界强度差较大，以沿晶断裂为主。　　单-双道次试样粗晶热影响区在580℃附近均具有最小的断面收缩率，但断面收缩率均大于20%。根据“再热裂纹敏感性评价标准”，可认为该材料在焊接t8/5=25s~150s，焊后热处理温度为550℃~610℃范围内进行单-双道次焊后热处理时基本不会产生再热裂纹，即对焊后再热裂纹不敏感。其中，在550℃时，断面收缩率最大，其抗再热裂纹的能力最强，且焊接t8/5为25s时拥有较好的抗拉强度。因此，在实际的焊接过程中，选择550℃及t8/5为25s时下可满足实际生产需要。