压水堆核电站一回路系统中使用了大量的铸造不锈钢部件：阀体、主冷却剂管道和主泵泵壳，一般其运行温度范围为288-327℃，该材料长期在反应堆冷却剂运行温度下会发生热老化脆化，即韧性和延性下降的现象，随着热老化程度的加深，压力部件的临界裂纹尺寸会下降，因此将削弱一回路压力边界的完整性。分析材料由组织变化引起的强度升高、韧性和延性下降，查明CSS材料老化机理对提高机械性能，延长核电站的运营寿命，给电站带来更大的经济效益。 本文对400℃加速老化试验后试样通过光学金相（OM）、透射电镜（TEM）、扫描电镜（SEM）、室温与运行温度350℃拉伸试验、室温冲击以及韧脆转折温度的测定等方法研究了不同老化时间的国产与法国产23CN20-09Mα+γ铸造双相不锈钢（CSS）的显微组织、室温与运行温度下的静力强塑性与变形行为以及冲击动态强韧性与韧脆转折温度随老化时间延长的变化，以期探讨热老化脆化对该钢组织性能的影响及其变形行为，并对该钢老化后的拉伸与冲击性能进行了评估。 23CN20-09Mα+γ铸造双相不锈钢组织为奥氏体基体上分布着不连续的岛状分布，主要形态为条带状和花边状。随老化时间的延长，铁素体的形态发生了变化，由不连续的岛状和花边状逐渐在局部区域形成带状尖锐的铁素体长条，奥氏体内的位错、层错也有明显的减少，在晶界处有析出物的出现，且铸造双相不锈钢中的铁素体相随老化时间的延长逐渐变硬。 两种钢的静力强塑性与断裂分析可知，取样位置对国产钢室温静力强塑性没有显著影响，对法国产钢的强度有显著性影响，但对塑性没有影响；取样方向对室温拉伸塑性没有显著的影响。老化1000h后对法国产钢室温抗拉强度和断面收缩率都有显著的影响。铸造双相不锈钢的拉伸宏观断口的边缘为不规则的“花瓣状”，断口附近有明显的褶皱出现，原始态铸造双相不锈钢室温断裂机理为微孔聚集断裂。热老化后断口上韧窝底部出现第二相粒子，随老化时间的延长，第二相粒子增多，断裂为微孔聚集长大或塑性流动发生颈缩而断裂。350℃拉伸断口为韧窝，并随热老化时间的延长韧窝形貌由深变浅，高温拉伸随老化时间的延长韧性下降，但断裂方式变化不明显，仍为微孔聚集断裂。 铸造双相不锈钢拉伸曲线为“锯齿形”，整个拉伸过程中伴随着有新的Lüders带的出现，拉伸过程中有形变孪晶的出现，在孪晶内部还有大量滑移带的出现，形变机理为滑移和孪生两种变形机制的交替发生。铸造双相不锈钢的强化分为3个阶段，即屈服形变强化阶段n1、均匀形变强化阶段n2、局集形变强化阶段n3，并且均匀形变强化阶段n2<局集形变强化阶段n3<屈服形变强化阶段n1。 两种钢的动力强韧性与断裂分析可知，取样位置和方向的不同对冲击特性值基本没有显著的影响；老化时间对裂纹形成功Wm没有显著性影响；老化时间对国产钢的近外壁和径向取样以及法国产钢的径向取样的裂纹扩展功即Wu和Wa以及冲击功W有显著的影响。原始态与老化100h铸造双相不锈钢冲击断裂机理为沿铸件内部的缩孔缺陷扩展所致的延性断裂；老化300h后断口出现了大量的韧窝，为微孔聚集断裂；老化1000h后断口形貌特征为大量高密度的短而弯曲的撕裂棱线条和韧窝带，为准解理断裂。国产钢态、老化100h与300h的韧脆转变温度分别为-105±5℃、-90±5℃与-50±5℃，法国产钢原始态、老化100h、300h与1000h后韧脆转折温度分别为：-115±5℃、-85±5℃、-70±5℃与-50±5℃。随老化时间延长韧脆转折温度逐渐升高，且在相同的老化时间下，国产钢韧性明显低于法国钢。 由铸造双相不锈钢脆化动力学方程得出力学性能值低于实测值，脆化动力学方程可以对法国产铸造双相不锈钢进行保守的评估，且冲击能的预测值远小于实测值。