核电设备运行在高温高压复杂应力环境中，由于核电设备的特殊性，其安全性能的保障非常重要。热成形是核电设备关键零部件的主要制造工序之一，担负着核电设备大锻件成形成性的任务。如何设计合理的热成形工艺参数以确保生产出高质量、安全的核电大锻件，日益引起科研工作者的广泛关注并不断得到深化研究。热成形中坯料经常会发生高温韧性开裂，如何尽量减少并避免热开裂缺陷，需要对材料热成形特性和具体工艺参数等相关因素进行深入而系统地研究。316LN奥氏体不锈钢作为核电设备常用材料，主要用于快中子增殖反应堆构件和主管道的制造。本课题以连续损伤力学的Bonora模型为基础，以316LN为研究对象，研究该材料在热成形过程的热开裂演变规律，提出了316LN高温状态下基于Bonora模型的损伤演化方程，结合热拉伸、镦粗实验及数值模拟技术验证了所建损伤演化方程的合理性和有效性。本文的主要研究工作包括：在研究热成形过程损伤开裂的演变规律时，需要充分考虑大锻件实际成形过程不断变化的温度场和应变速率场。首先对316LN奥氏体不锈钢在Gleeble热模拟机上进行不同温度和不同应变速率的20组高温拉伸实验，并对实验数据进行整理，得到应力应变关系曲线。在此基础上，依据连续损伤力学、热成形的相关理论和公式，得出变形激活能、峰值应力、初始损伤阈值应变、临界损伤断裂应变、临界损伤值等材料参数，并对相关材料参数与温度、应变速率之间的关系进行了定量分析和研究。在建立高温损伤演化方程时，考虑到Zener–Hollomon参数对金属高温塑性变形能力的影响，使用Z参数的演变形式建立温度、应变速率与初始损伤阈值应变、临界损伤断裂应变、临界损伤值之间的关系式，建立了描述316LN热开裂的损伤演化方程。该方程充分考虑了材料的初始损伤阈值应变、临界损伤阈值应变、临界损伤值、应变速率、温度及应力三轴度等六个因素的综合影响。为验证所建316LN热开裂损伤演化方程的有效性和准确性，对316LN拉伸实验载荷行程曲线和数值模拟结果进行对比，两者基本吻合，从而验证了所建方程的准确性。由于大尺寸坯料的热成形方式主要采用镦粗和拔长工艺，所以本课题采用4组80个不同形状的柱体样件进行均匀初始温度场和非均匀初始温度场下的镦粗实验，以测定材料发生热开裂的临界压下率。在MSC.Marc有限元软件中，以损伤演化方程为基础，进行数值模拟，对实验临界压下率和模拟临界压下率进行对比，二者基本一致，验证了损伤演化方程预测316LN热开裂的准确性和有效性，同时也证明该模型在拉伸和镦粗成形方面均有较高的准确性，为热成形中设计合理的工艺参数提供了理论基础和分析手段。