铸造不锈钢部件（CSS）大量应用于压水堆核电站一回路系统中作为阀体、主冷却剂管道和主泵泵壳的主要使用材料，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。分析材料由于热老化而引起的冲击性能的变化，查明CSS材料老化机理对冲击性能产生影响的规律和机理，对提高机械性能，延长核电站的运营寿命有着深远的意义。 本文对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）、室温冲击以及韧脆转折温度的测定等方法研究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、冲击动态强韧性与韧脆转折温度随老化时间的变化，以期探讨热老化对该钢冲击性能的影响，并对该钢老化后的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组织，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，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。 由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。国产钢原始态老化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。 数字化冲击试验表明铸造双相不锈钢裂纹经历了萌生、生长和扩展阶段。裂纹生长到临界尺寸之前，生长速率较慢，并有明显的波动，裂纹生长至临界尺寸耗费了总冲击吸收功的76．2%，说明双相不锈钢的韧性较好，抗过载能力较强，使用的安全性较好。 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。