核电站主管道是连接反应堆内部的压力容器和一级核岛中蒸汽发生器的大型厚壁管道，是核电蒸汽供应系统输出反应堆热能的“大动脉”，是核电站的核一级关键零件之一。APl000第三代核电技术的主管道要求采用整体成形方法制造，接管嘴要求与主管一体成形。管件的弯曲工艺存在较大困难，国外也无现成的制造技术，而是与我国在同期进行研制。因此，研究和掌握核电主管道整体弯曲成形技术、实现国产化是亟待解决的问题。本文针对主管道常温压弯工艺，采用直管管坯，通过是理论推导、数值模拟和1:10直管管坯弯曲实验等研究，分析了压下量、上模曲率半径、摩擦系数、偏心管坯对主管道成形质量的影响，得到了上述影响因素的设计指导值。本文中主管道采用压弯工艺弯曲成形，根据局部塑形变形机理，对凹模临界间距进行理论推导；基于压弯成形中管件几何位置的变化，推导上模压下量的计算公式。在此基础上，对直管管坯的弯曲成形进行了数值模拟分析，得到管件的应力应变状态、成形质量的达标情况及质量不达标的原因。本文通过对直管管坯成形的数值模拟，研究了不同工艺参数及管坯设计对管件成形质量的影响规律。经过分析：弯曲半径和弯曲角度随着摩擦系数的增加分别呈现为增大和减小的趋势。得到了上模曲率半径和上模压下量的回弹补偿量；同时确定了偏心管坯的各项设计参数。本文按照1:10的尺寸比例设计制备了弯曲实验模具、直管和偏心管坯，并进行了直管管坯和偏心管坯两次弯曲实验。实验结果表明：压下量、上模曲率半径和管坯的设计对管件成形质量的影响规律与计算结果基本吻合；偏心管坯弯制的管件能够达标。通过分析给出了工艺参数和偏心管坯设计参数的参考值。