AISI 321奥氏体不锈钢（以下简称321不锈钢）广泛用于核反应堆（以下简称堆）压力容器大型封头的制造。由于合金元素含量高、所用钢锭形大体重,此类封头产品在锻造时极易出现表面开裂、心部粗晶和混晶。这些问题直接影响超声波探伤和力学性能,严重时还会导致封头锻件报废,从而降低了生产效率、增加了生产成本,而且给核反应堆的服役安全也将带来巨大威胁。因此,组织性能控制困难、热加工性能普遍较差已成为制约大型核反应堆用不锈钢封头锻件工程制造的瓶颈。目前核反应堆用321不锈钢热变形行为方面的研究虽有少量报道,且所采用的材料大都来自锻态或小钢锭（铸态）,这与工程制造中大型封头钢锭的粗大铸态组织差异很大,相应的热加工性能也有较明显的区别。大型钢锭的凝固速度很慢,成分偏析常常造成δ铁素体及粗大枝晶的形成,而其对321不锈钢热加工性能有何影响,目前尚不十分清楚。大型堆用不锈钢封头锻件生产流程繁多、造价极其昂贵,国内尚不能自主批量生产,国际上亦无相关公开技术报道。鉴于此,系统研究堆用321不锈钢封头在锻造过程中的力学行为、组织演变规律以及热锻表面开裂机理,进而获得最优热加工工艺窗口,以实现对封头组织及性能的有效控制,对于提高我国大型不锈钢锻件质量及核反应堆安全性具有重要意义。本文以核反应堆封头用321不锈钢为研究对象,用热力学软件计算其伪二元平衡相图,采用第一性原理方法计算钢中初始Y相的结构性能及稳定性,以工程大钢锭铸态试料为基础,通过热/力物理模拟系统研究在不同加工条件下该钢的流变行为、组织演变、失稳特征、开裂机理等,取得如下主要研究结果:获得了核反应堆封头用321不锈钢的伪二元平衡相图,其Y相成分接近Ti2SC呈条状且近似平行排列,具有较高的热稳定性,但在锻造过程中会发生断裂和碎化,特别是尺寸较大的Y相。第一性原理计算结果表明,Ti2SC不能自发地变成TiS和TiC,但Ti4S2C2（Z=2）可以自发地变成这两相;Ti4S2C2的力学稳定性较差;而Ti2SC具有较高的结构稳定性,属于硬脆性相,不易发生塑性变形,受力时容易发生脆性断裂。在900～1200℃及0.01～10 s-1条件下变形,321不锈钢沿枝晶横向方向压缩时的热变形方程为（?）=5.81 × 1019[sinh（0.0095σ）]5.05 · exp（-478000/RT）,沿枝晶纵向方向压缩时的为ε=3.89 × 1018[sinh（0.0093σ）]5.38 · exp（-477147/RT）,两种条件下热变形时的激活能基本相同。321不锈钢在热变形过程中,流变应力随变形应变速率的减小和变形温度的提高而降低,其动态再结晶发生的临界应力与Z参数之间的关系为:σc=13.4ln Z-457（MPa）;当应变速率较高时,试样会发生项链动态再结晶,并且,变形温度越高、应变速率越小,再结晶晶粒尺寸越大,其尺寸与Z参数和A的关系为:D=1.301 ×（Z/A）-0.355（μm）。获得了 321不锈钢的动态组织状态图及热加工图。变形初期,流变失稳发生在较低温度条件下（900～1000℃）,随着应变的增大,流变失稳向高温高应变速率区发展,流变失稳本质上为发生在晶界处的局部流变。试验钢沿枝晶纵向方向压缩时,更易发生动态再结晶,动态软化效果更明显,热加工图中的失稳区域更小。对于核反应堆封头用321不锈钢钢锭,其热变形工艺窗口建议为1000～1200℃及0.01～0.1 s-1。321不锈钢热拉伸变形过程中,裂纹主要萌生于δ铁素体与奥氏体的相界面,少量裂纹萌生于初生Y相与奥氏体基体的相界面,还有一些裂纹直接在δ铁素体内部形成、扩展并导致其脱落。通常,动态再结晶的发生会消耗变形积累的损伤,抑制裂纹的扩展,进而降低变形开裂的风险。提出了具有自主知识产权的堆用321不锈钢封头的锻造及热处理工艺制度,据此制造出了几何尺寸、性能、多部位晶粒度等均满足专项特种反应堆技术要求的大型封头锻件。