铸造双相(奥氏体-铁素体)不锈钢因兼具有奥氏体钢和铁索体钢的优点而广泛用于制作核电站压水堆一回路主冷却剂管道、阀体和冷却泵等压力边界部件。但是在反应堆冷却剂运行温度(一般范围为288-327℃)下长期工作,铸造双相不锈钢会产生热老化脆化,并且随着热老化脆化程度的增加,会引起压力边界部件的临界裂纹尺寸会下降,进而威胁一回路压力边界的完整性和核电站的安全运行。因此,为了清楚了解铸造双相不锈钢的热老化机理,并根据老化机理对核电站正常运营提供指导,来延长核电站寿命以及提高电站经济效益,有必要对铸造双相不锈钢长时间热老化后的机理进行研究。本文通过金相显微镜、透射电镜、扫描电镜、拉伸试验、夏比冲击试验以及韧脆转变温度的测定等方法,分别对400℃加速热老化不同时长的国产及法国产Z3CN20-09M铸造双相不锈钢的组织结构、室温和高温力学性能、韧脆转变温度及断裂机理进行了研究,主要结果如下：两种钢原始态显微组织均为奥氏体基体上分布着不连续的岛状铁素体,铁素体的主要形态为花边状和条带状,且热老化时长对铁素体的形态没有明显影响。热老化初期,奥氏体基体上有大量位错和缠结以及高密度的层错,但随热老化时间的延长,基体中的位错缠结程度明显减减轻,层错数量大大减少,并且在位错、相界及晶界上出现了析出物。取样位置对国产铸造双相不锈钢室温及高温拉伸性能没有显著影响,而对法国产铸造双相不锈钢室温及高温拉伸强度有显著影响。热老化时间对国产钢管的室温强塑性及高温抗拉强度和塑性影响显著,长时间热老化对法国钢管室温强度及高温强塑性有显著影响。两种钢室温及高温拉伸形变强化均可分为3个阶段,屈服形变强化阶段n1、前均匀形变强化阶段n2、后均匀形变强化阶段n3,且形变硬化指数n1<n2<n3。在相同的热老化状态下,法国产钢的冲击性能略优于国产钢,且两种钢的冲击能量指标均随着热老化时间的延长而下降。取样位置对冲击特性值没有显著的影响；热老化时间对国产及法国产钢Wm、Wi和Wa、以及Wt有显著影响。相同热老化时长下法国产钢的韧脆转折温度要低于国产钢,并且两种钢的韧脆转变温度均随热老化时间的延长而升高。两种钢的室温和高温拉伸断裂机理为微孔聚集型断裂,随热老化时间的延长,韧窝由大变小,由深变浅。原始态与经100h和300h热老化后,两种钢冲击微观断裂机理为微孔聚集型韧性断裂；热老化1000h后断口部分区域可见撕裂棱和沿奥氏体-铁素体相界断裂的特征;热老化3000h后部分区域有沿铁素体解理断裂的河流花样；热老化10000h后断口解理断裂特征更加明显。这与两种钢热老化后的力学性能和韧脆转折温度的试验结果一致。经综合对比,虽然国产钢在拉伸力学性能、冲击性能以及韧脆转折温度都与法产钢还存在一定的差异,但是国产钢的各项性能指标均满足工况条件对法产钢的要求,国产钢可以替代法产钢使用,然而国产钢有必要在成分上加以改进。