铸造双相(奥氏体-铁素体)不锈钢因兼具奥氏体钢和铁素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。压力边界部件长期在反应堆冷却剂运行温度(一般为290～330℃)条件下工作，不锈钢材料会产生热老化脆化，并且随着热老化脆化程度的增加，引起临界裂纹尺寸下降，进而威胁一回路压力边界的完整性和核电站的安全运行。为了对核电站正常运营提供指导，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的机理进行研究。

　　热老化试样取自法国产Z3CN20-09M铸造双相不锈钢离心铸造钢管，主要化学成分(质量分数，%)为：20.19Cr，8.92Ni，1.27Si，1.13Mn，0.21Mo，0.094Cu，0.044Co，0.031N，0.014S，0.023P。将试样在井式回火炉中进行400℃恒温加速热老化试验，持续加热时间分别为1000h和3000h，然后观察组织，并进行透射电镜分析，以研究铸造双相不锈钢在原始态下和不同热老化时间下亚结构的变化情况。

　　Z3CN20-09M铸造双相不锈钢在原始态及各热老化时间下组织的基体均为奥氏体，铁素体在基体中也都呈现不连续的岛状、花边状和条带状分布。并且热老化时间的延长对金相组织形态基本不产生影响。随着热老化时间的延长，基体中的位错密度降低，数量也明显减少，长时间热老化后位错上有细小的沉淀物出现，并且在相界及晶界处有析出物产生。老化3000h后，铁素体中存在调幅分解现象。