随着核电技术不断突破,产能不断增加,对用于制造核压力容器的核电材料的性能要求越来越高,一种新型的核压力容器用SA508Gr.4N钢逐渐受到研发人员的关注,该钢相较于SA508Gr.3钢具有更优的力学性能,被认为是下一代核反应堆的候选RPV钢。由于核电大锻件的制备具有“生产周期长,易产生缺陷”的缺点,所以不宜采用试错法来分析和建立合理的热加工工艺参数。因此,论文基于SA508Gr.4N钢单道次热压缩实验数据,运用DEFORM软件模拟大锻件的热变形过程,通过对多物理场模拟结果进行分析以期为大型核电管板锻件生产工艺提供科学的指导,主要研究工作及结论如下:(1)流动应力本构模型及动态再结晶模型的建立。选用新一代核电候选材料SA508Gr.4N钢为研究对象,利用已有的单道次热压缩流动应力数据,建立了两段式流动应力本构模型,引入相关系数及平均相对误差来衡量所建模型的准确性,对流动应力曲线中应变为0～1.0区间的应力值进行预测,结果表明计算值与实际值的相关系数和平均相对误差分别为0.9915和5.06%。同时对热压缩试样进行显微组织的表征,建立动态再结晶微观组织演化模型,并将其输入DEFORM软件,模拟热压缩过程,经验证,各变形条件下的热模拟压缩实验的晶粒尺寸模拟值与实测值的相关系数R为0.9524。(2)流动应力子程序的二次开发。利用Absoft Fortran编译器对DEFORM软件进行二次开发,将建立的两段式流动应力本构模型编写入DEFORM自带的USRMTR子程序,以实现SA508Gr.4N钢热变形过程的数值模拟。(3)非均匀热压缩实验及其数值模拟。利用200吨油压机和管式加热炉完成SA508Gr.4N钢非均匀热压缩实验,通过金相实验测得变形后指定区域的平均晶粒尺寸,对非均匀热压缩实验进行模拟,将特定位置的平均晶粒尺寸实验值与模拟值进行对比,经验证,平均晶粒尺寸实验值与模拟值基本一致,误差平均数为16.78%,误差最小值为7.28%,最大值为25.62%。(4)大型核电管板锻件数值模拟。基于大型核电管板锻件的锻造工艺,利用二次开发后的DEFORM软件对其工艺方案中的WHF法拔长及平锤头旋转展宽等工序进行了多参数下的模拟,得到了WHF法拔长及平锤头展宽的合理工艺参数。最后对大型核电管板锻件的生产过程进行全流程的模拟,给出了各个火次及工序下锻件的多物理场状态,以期为实际生产提供科学的指导。