目前,在役的核电站—回路管道,主要使用铸造奥氏体-铁素体双相不锈钢,并且已经实现了国产化。铸造双相不锈钢中的铁素体相在一回路管道服役的中温(288～327℃)条件下会发生热老化,增大管道脆性,存在安全隐患。有效监测及可靠评估核电站一回路管道用铸造双相不锈钢在服役过程中的热老化脆化程度,关系到核电站的安全运行。同时,我国有关国产双相不锈钢热老化脆化的力学性能数据匮乏。因此,针对国产铸造双相不锈钢管道材料的热老化脆性评估问题开展实验研究,收集基础数据,对于保证我国核电站的安全运营及寿命管理,具有重要的实际意义。本文针对核电站一回路管道用国产双相不锈钢材料Z3CN20.09M,选择了350℃、380℃、400℃和4544℃四个热老化温度进行加速热老化实验研究,最最长热老化时间10000小时。研究了热老化过程中材料组织、力学性能和和流流信号的变化,并揭示了它们之间的内在联系。同时对现有的热老化脆化评估估方法进行了研究,并分别尝试采用Chopra模型、显微硬度和涡流检测方法评评估热老化脆化程度。研究成果将有助于核电用国产双相不锈钢材料热老化脆脆化程度的评估。力学性能测试结果表明:随热老化时间的增加,材料的的击功显著下降,最最终趋于一个饱和值,最低降至128J,远高于相关标准规定的冲击吸收功安全全下限数值80J;铁素体相的显微硬度显著升高,并逐渐趋于稳定,奥氏体相相显微硬度基本不变。热老化温度越高,冲击功下降速度越快,铁素体相显微微硬度增加趋势也越明显。国产双相不锈钢钢3CN20.09M的金相显微组织为奥氏体基体上分布着不连连续的铁素体,铁素体的主要形态为条带状和岛状,金相法测定的铁素体相含含量为12.8%,且热老化对铁素体的形态和数量基本没有影响。透射电镜观察察表明,热老化过程中铁素体相发生调幅分解并析出G相,G相析出具有一定定的孕育期,同时铁素体中位错数量明显增加,而奥氏体则基本上不发生变化化。利用扫描电镜观察400℃热老化对冲击断口形貌的影响,发现随着热老化化时间的延长,断口由细小韧窝特征的韧性断裂逐步转变为解离特征的脆性断断裂。根据热老化对材料力学性能的影响,对常用的核电站一回路管道用钢力学性能评估模型-Chopra模型进行了分析。对模型中关键参数-热老化激活能的计算进行了优化。本文利用热老化过程中铁素体相显微硬度的变化,提出了通过指数函数拟合的新方法计算热老化激活能,计算出国产双相不锈钢Z3CN20.09M的热老化激活能为73.9kJ/mol,利用该激活能结合Chopra模型得出预测热老化过程中双相不锈钢夏比冲击功变化的公式,能够更好的预测国产双相不锈钢热老化过程中室温冲击吸收功的变化。同时,建立了铁素体相显微硬度和夏比冲击吸收功的函数关系,可以用来无损评估双相不锈钢的热老化脆化程度。涡流检测选取了20000Hz至90909Hz之间的八个检测频率,对380℃和400℃热老化后的国产双相不锈钢进行了涡流检测。涡流检测结果表明,国产双相不锈钢Z3CN20.09M的涡流信号幅值随着老化时间的增加而降低。涡流信号幅值随热老化时间的变化规律与室温夏比冲击吸收功随热老化时间的变化规律相似,国产双相不锈钢Z3CN20.09M热老化后的力学性能与涡流信号幅值之间具有良好的相关性。实验选取的八个检测频率中,最佳的检测频率为38461Hz。综合分析两个温度下的涡流信号幅值与夏比冲击吸收功及维氏显微硬度的关系,采用涡流信号幅值降低百分数作为变量,分别得到幅值降低百分数和夏比冲击吸收功、幅值降低百分数和铁素体相显微硬度的函数关系。当涡流检测频率为38461Hz时,幅值降低百分数和夏比冲击吸收功之间具有较好的函数相关性。