核电压力容器是核电设备的关键部件，承担固定和包容反应堆芯及反应堆内构件的作用，并将燃料的核裂变反应限制在密封的空间内进行，因此可称为核电站中的“心脏”设备。本课题选用核电压力容器常用材料SA508-3钢作为研究对象，以之前研究成果为基础，利用Gleeble1500热模拟试验机完成950℃以下的热模拟压缩实验，得到了该材料在950℃以下的高温流动应力曲线。并根据该阶段流动应力的特点，回归实验数据得到了该温度区间内适合该材料的流变应力模型。模拟预测的流动应力与实验结果比较一致，可用于该材料热变形过程的数值模拟，为热加工工艺提供制定依据。通过保温实验研究了SA508-3钢在不同温度和不同保温时间下的晶粒长大情况，确定了该材料的始锻温度，建立了该材料保温时晶粒长大模型，为锻造过程中始锻温度的确定和数值模拟过程中初始微观组织设置提供了依据。利用320吨油压机和箱式电阻炉完成了SA508-3钢非均匀热变形物理实验，记录了成形过程中的载荷，通过金相实验和显微硬度实验测得变形后试样特定部位的再结晶晶粒尺寸和显微硬度。对付波论文中得到的SA508-3钢动态再结晶模型进行二次开发，并用于非均匀热变形实验数值模拟计算。将物理实验得到的微观组织和数值模拟结果进行对比，晶粒尺寸变化趋势一致，晶粒尺寸和数值模拟结果基本吻合，揭示了应变、应变速率和变形温度对动态再结晶的影响规律，同时也验证了动态再结晶二次开发程序的有效性。将二次开发程序用于CAP1400蒸发器上封头1:1.5成形过程模拟计算，得到了蒸发器上封头成形过程中微观组织演化和动态再结晶分数，并结合多物理场进行了分析。所得结果对实际生产工艺制定具有一定的指导意义。