作为压水堆核电站运行的关键部件之一,一回路主管道被称为核电站的“主动脉”。AP1000压水堆一回路主管道采用的是大型316LN超低碳控氮奥氏体不锈钢整体锻造管,管体上有两只相对角度为45。的接管嘴。从锻造管的材质、锻造方式等多方面因素分析,制约锻造管质量的主要因素有两个：一是锻造过程中锻件侧表面开裂；二是锻件的粗晶和混晶问题,尤其是在两个管嘴部位。因此在AP1000一回路主管道的锻造过程中,既要保证锻件各个部位满足晶粒度要求,同时又要兼顾整个锻件的形状和尺寸,防止开裂,锻制难度非常高。本文研究了316LN奥氏体不锈钢的热加工性能、高温流变性能和微观组织演变规律,建立了该钢的材料数据库,采用物理模拟和有限元数值模拟相结合的技术手段研究了AP1000一回路主管道在整体锻造成形过程中的开裂和粗晶、混晶问题,掌握了加工工艺参数与锻件表面开裂和微观组织演变之间的关系规律,制定了科学合理的锻造工艺,实现了AP1000一回路主管道的国产化。主要研究内容和结论如下：(1)建立了316LN奥氏体不锈钢的高温流变数学模型和再结晶与长大模型,并研究了该钢的再结晶机制。利用Deform-3D的二次开发功能,建立了适用于Deform-3D软件的316LN奥氏体不锈钢材料数据库,通过实验验证了该数据库的准确性和可靠性。(2)建立了316LN奥氏体不锈钢的热加工图。结果显示在975～1175℃温度区间内,当应变速率为0.03～0.1 s-1时,316LN奥氏体不锈钢具有良好的热加工性能。同时,提出了一种判断316LN不锈钢锻件镦粗时是否发生开裂的方法,并结合热加工图制定了预防主管道锻件开裂的工艺参数范围：锻造温度975～1175℃,应变速率0.03～0.1 s-,压下量小于55%。(3)设计了主管道管嘴的锻造成型工艺,研究了不同锻造速度和摩擦系数对最终晶粒尺寸及分布的影响规律。结果显示,管嘴壁和管壁上半部分的晶粒尺寸随着锻造速度的升高而增大,晶粒尺寸分布较为均匀,管壁下半部分的晶粒尺寸几乎是前两者的二倍,分布均匀性随着锻造速度的升高而下降；摩擦系数对管嘴部位的晶粒尺寸有较大影响。锻造过程中添加有效的润滑剂,且当锻造速度小于20mm/s时,可以锻制出晶粒度合格的管嘴。(4)研制了AP1000-回路主管道整体锻造工艺,并研究了锻造过程中的晶粒度变化。针对基础锻造工艺(方案一)中与实际工况并不相符合的问题提出了优化措施,即在基础锻造工艺基础之上增加了回炉保温工艺步骤(方案二),但是回炉保温造成凸台1部位晶粒过分长大。于是对锻造工艺进行了第二次优化,即对晶粒粗大的凸台1部位进行局部锻压(方案三),结果显示成品锻件各部位晶粒尺寸均满足设计要求,最终获得了较为优化的整体锻造工艺。数值模拟结果显示,成品锻件各部位的最终晶粒尺寸分别为：凸台部位,50～123μm：其他部位,50μ以下。(5)研究了在整个锻造过程中AP1000一回路主管道锻件各个部位的温度场、应力场和微观组织演变规律,并预测了其中可能产生的缺陷。结果表明,始锻温度应限制在850～1150℃,过高时晶粒易粗大,产生高温铁素体,过低时会有σ相析出,降低塑性。锻件与模具接触的部位温降很大,等效应变较小,几乎不发生动态再结晶,会保留初始粗晶；其他变形部位温度略有升高,等效应变较大,高温下发生动态再结晶,晶粒细化,锻件内部的空洞被焊合：大变形量时,锻件表面可能发生开裂。终锻件中间段平均晶粒尺寸<30μm,分布均匀：两端平均晶粒尺寸30-60μm,分布不均匀；两凸台段平均晶粒尺寸30～44 μm,分布较为均匀。(6)全尺寸锻造实验结果显示,成品锻件各部位的屈服强度、抗拉强度和延伸率都高于相应的设计值；锻造过程中没有发生开裂,也没有发现空洞缺陷以及高温铁素体和。相。锻件各部位的晶粒尺寸与数值模拟结果吻合,平均晶粒尺寸都小于180μm,满足设计要求。全尺寸锻造实验结果证实,本文设计的AP1000一回路主管道整体锻造工艺是科学、合理、可行的。