P280GH碳锰钢主要用于生产压水堆核电站核岛用无缝钢管,是一种RCC-M规范中规定的高温特性的碳素钢种,具有良好的综合力学性能,被广泛用于核电站的蒸汽系统和辅助系统。但是随着服役时间的延长,P280GH钢的性能会逐渐劣化而出现老化现象,严重影响核电站的安全运行。因此,开展核电用P280GH钢老化机理及疲劳寿命研究具有重要实际意义。本文对服役温度为400℃加速老化时间分别为0h(原始态)、300h、3000h、5000h和10000h的P280GH钢进行了金相实验、透射实验,扫描电镜、硬度测试、拉伸实验和冲击实验,系统分析了该钢在老化过程中的微观组织变化和力学性能变化。通过微观观察可知P280GH钢具有不规则铁素体相和条带状或花边状珠光体相,随着老化时间的延长,金相观察发现组织变化不明显,但是由透射电镜可观察到珠光体球化,铁素体相内和相界均出现析出物,并且位错密度变小。通过对P280GH钢进行硬度测试、冲击实验和拉伸实验得到其硬度、冲击韧性、抗拉强度和屈服强度均呈下降趋势,表现出老化(弱化)特征,拉伸和冲击断口微观形貌为韧窝状,塑性有略微提升,在韧窝底部有第二相粒子出现。以实验获取的材料参数为基础,利用ABAQUS建立了P280GH钢管模型,分别研究完整管和缺陷(气孔)管在不同内压下的应力变化,并利用Fatigue软件对完整管和不同缺陷尺寸及缺陷位置的缺陷管的疲劳寿命进行了模拟计算,为P280GH钢管安全服役周期提供理论依据。