核电站一回路管道压力边界部件广泛采用的Z3CN20.09M离心铸造奥氏体不锈钢在反应堆冷却剂运行温度下(288-327℃)长期运行会发生热老化脆化,进而对一回路压力边界的完整性和核电站的安全运行造成威胁。因此,研究Z3CN20.09M铸造奥氏体不锈钢长期服役后断裂特性的变化规律,对于提高核电站主管道运行的安全性和可靠性,具有十分重要的理论学术价值和工程意义。本文采用加速热老化试验、断裂韧性试验、裂纹扩展速率试验、透射电镜和扫描电镜对400℃下经不同时长热老化的国产和法国产Z3CN20.09M铸造奥氏体不锈钢的断裂韧度、疲劳裂纹扩展速率、亚结构和断口形貌进行了研究和观察,探讨了试样尺寸对断裂韧度的影响并对长期热老化后的断裂韧度进行了预测,得出如下试验结论：国产和法产Z3CN20.09M不锈钢的断裂韧性均随热老化时间的增加呈现下降趋势,国产钢的断裂韧度均低于同状态下法产钢；热老化3000 h时,两种钢断裂韧度值下降较快,国产钢下降23%,法产钢下降24.2%；随着热老化时间的进一步延长,国产钢和法产钢断裂韧度下降速度变慢,分别下降约为19.6%和14.7%。长期热老化后铁索体调幅分解生成富Fe的α相和富Cr的α’相是造成材料发生热老化脆化的主要原因。不同热老化时长的紧凑位伸试样断口扫描分析表明,国产和法国产Z3CN20.09M钢原始态的断裂机制为微孔聚集型断裂,而随热老化时间的增加断裂方式逐渐转变为解理断裂和微孔聚集断裂的混合断裂,呈现出铁索体的解理和奥氏体的撕裂的综合特征。断裂韧度尺寸效应研究发现：断裂韧度随着试样尺寸的增加而增加，当大于特征厚度后断裂韧度逐渐下降转为平面应度断裂韧度。试样厚度在12-20mm时断裂韧度呈上升趋势,裂纹前端的塑性变形区域和断裂应变随着试样厚度的增加而增大,在整个剩余韧带区域发生屈服；在20-50mm厚度范围时断裂韧度随试样尺寸的增大而减小,塑形变形区域没有完全转变,小于剩余韧带宽度。撕裂模量则随着试样厚度的减小而增加。试样的断裂面在接近中截面位置呈现出以大韧窝为主的品粒间的延性断裂;在接近外表面位置呈现以大量的微小韧窝为主的晶粒内的延性断裂。另外,从裂纹萌生及扩展过程中能量耗散的角度解释了该钢断裂韧度尺寸效应的物理机制,通过有限元分析模拟得到断裂面上三向应力比的分布变化是影响断裂应变和断裂韧度的重要因素。根据脆化动力学方程对Z3CN20.09M不锈钢热老化后的断裂韧度进行估算,国产铸造奥氏体不锈钢的断裂韧度J值与热老化时间t呈现出幂指数关系,理论值与实测值进行比较,误差小于5%,并由此对1.5×104的J值进行了预测,结果为223.76kJ/m2±11.89kJ/m2,置信概率为95%裂纹扩展速率试验结果表明：原始态Z3CN20.09M不锈钢的裂纹扩展速率曲线基本上处于最低的位置,且数据分散性较大；热老化3000 h和10000 h后试样的da/dN-ΔK曲线斜率较大,裂纹扩展速率增长较快,当到达一定应力强度因子范围ΔK时,裂纹便快速扩展,裂纹扩展速率da/dN远大于原始态。Z3CN20.09M不锈钢随着热老化时间的增加强度和脆性逐渐升高,韧性显著下降,导致疲劳裂纹的扩展的阻力减小,裂纹扩展速率大幅升高。