核电主管道是核反应堆冷却系统的核心部件,其质量是影响核电安全的重要因素。CAP1400核电系统由于装机容量的提升,使得主管道形状及尺寸有较大改变,对制造技术提出很大挑战。本文针对大型CAP1400核电主管道制件,从开坯锻造到终锻成形及锻后热处理对该锻件热加工过程进行了全流程的研究,以期为大型核电主管道的锻造工艺提供理论依据和技术支撑。通过热模拟压缩实验,研究了具有粗大枝晶的电渣重熔铸态316LN奥氏体不锈钢的高温流变行为,基于应力应变曲线建立了该材料的基于应变补偿的本构模型。研究了该材料在不同变形条件下的微观组织演变行为,结果表明铸态316LN钢在高温变形过程中的动态再结晶百分比表现出与应变速率正相关的特性,根据其动态再结晶行为建立了相应的再结晶动力学模型及晶粒尺寸演变模型,并得到该材料由铸态粗大枝晶组织完全转变为细匀化锻态组织的工艺条件为锻造温度>1100℃,应变速率≥1s^-1。通过对典型组织的EBSD分析,探究了该材料的动态再结晶形核机制。基于热模拟拉伸实验,研究了不同工艺参数条件下铸态316LN钢的拉伸断裂行为,结果表明该材料的拉伸塑性随着变形温度和应变速率的升高而增强。通过物理模拟与数值模拟相结合的方法,对比了六种经典断裂准则预测铸态316LN钢断裂行为的准确性,得出基于Normalized Cockcroft&Latham断裂准则的精度更高。并基于该准则确定了各变形条件下铸态316LN钢的裂纹萌生临界损伤值,建立了该值与变形参数之间的数学模型。结果表明,随温度的升高,应变速率的降低,铸态316LN钢的临界损伤值逐渐减小,裂纹越容易产生。采用单道次及双道次高温压缩实验,研究了锻态316LN奥氏体不锈钢的高温流变行为,动态再结晶行为,静态再结晶行为及亚动态再结晶行为,通过显微组织的分析,研究了锻态316LN在变形过程及变形间隙的晶粒演变行为,建立了相关的动力学模型及晶粒尺寸模型。通过对典型变形条件组织的EBSD分析,揭示了不同变形条件下微观组织的演变机制,并详细分析了锻态316LN钢的动态、静态再结晶形核机制。对不同初始晶粒尺寸试样进行了不同温度、不同保温时间的固溶热处理,研究了加热温度及时间对晶粒长大的影响,并建立了相应的晶粒长大模型。基于固溶处理后试样晶粒尺寸以及相应性能的变化,得出了最优的固溶处理工艺方案为温度1030℃～1050℃,固溶时间不应超过5h,为满足主管道成品固溶处理后各部位晶粒度≥2级的固溶前晶粒尺寸即锻后的晶粒尺寸的最大容限为2.5级。通过DEFORM软件材料数据库的二次开发,建立了铸、锻态316LN钢的完整微观组织演变模型。采用数值模拟方法,以组织细小、再结晶充分且锻件表面不产生裂纹为目标,提出了一种开坯锻造镦粗工艺过程确定合理工艺参数的方法,得出当应变速率为0.1s^-1时,锻造温度应控制在1100℃～1160℃,应变量应控制在26.6%～31%范围内。基于终锻成形后主管道成品晶粒尺寸的要求,着重对主管道管体滚圆工艺以及管嘴部位的局部成形工艺进行了优化,得出为满足锻后管坯晶粒度大于等于2.5级,最优的拔长方式应为双压翻转法,并且控制V砧角度为120°,接砧量为20%～30%,并提出了一种新的局部成形管嘴的方法。