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核电站主管道作为核电设备的重要部件之一，连接着反应堆压力容器和蒸汽发生器，承载的是高温、高压、高速，具有放射性的流体，工作环境恶劣，要求有较高的耐腐蚀性和强度，以满足设计寿命。第三代核电技术AP1000主管道采用低碳奥氏体不锈钢一体化锻造成形，整根管道没有环焊缝，大大提高了制造加工的难度。本课题选用核电站主管道材料316LN奥氏体不锈钢作为研究对象，在Gleeble-3500热模拟实验机完成了不同变形条件的单道次压缩实验，得到了该材料在温度为950℃～1250℃的流动应力曲线。采用经典的Laasraoui-Jonas模型来描述曲线的两个阶段，确定了316LN钢的动态再结晶激活能，建立了316LN钢的高温流动应力模型和动态再结晶体积百分数模型。通过对热压缩试样进行金相实验和分析，建立了316LN钢的动态再结晶晶粒尺寸模型。用所建立的模型来计算高温流动应力和晶粒尺寸，得到的计算值与实验值吻合效果较好，可为316LN钢热变形过程的数值模拟提供较准确的数据输入。以DEFORM-3D V6.1有限元软件为平台，利用该软件提供的二次开发接口，将所建的316LN钢流动应力模型和动态再结晶模型集成到有限元模拟软件中，为316LN钢高温热变形过程的数值模拟提供基础。利用所建立的二次开发子程序，模拟了316LN钢的Gleeble热压缩实验过程，比较了不同变形区域的应变场和应变速率场，不同变形条件下动态再结晶百分数和晶粒尺寸随时间的变化曲线。通过对比模拟得到的晶粒尺寸结果与实测值，验证了所建微观组织模型的有效性。设计并进行了316LN钢的镦粗和拔长两种不同的热锻实验，通过对重点位置微观组织的观察和分析，研究了不同变形工艺对316LN锻件组织的影响规律。利用数值模拟技术，观察锻件在变形过程中的温度、等效应变、等效应变速率等各个物理场的分布规律和变化情况。利用所建的二次开发子程序，模拟了316LN钢单道次热镦粗过程，对比晶粒尺寸的模拟结果与实验测量值，发现两者有较好的一致性，进一步验证了所建微观组织模型的有效性和可靠性。