压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
核工程材料概述
核反应堆材料压水堆核电站结构●核电站原理：核裂变释放出的核能，被载热剂一回路水带出，并经过蒸汽发生器使二回路水变成蒸汽，蒸汽再驱动汽轮发电机组进行发电。
●反应堆所用的各种材料在成份、工艺、组织和性能上，都比常规电站材料要求严格第一章绪论●一、. 堆材料在核电站中的作用●反应堆材料在核电站运行中影响反应堆的安全性和机组寿命；●反应堆材料对核电站的建设速度、质量、数量和水平都起到重要的作用。
●在核电站的发展和新堆型的开发中，需要材料科学的发展，以大量材料数据作为基础，开发新材料。
●首先各国反应堆运行经验表明，运行上出现的问题或故障抢修，追究其原因，多半都与材料有关。
●其次，反应堆材料的工况比较复杂，除受温度、压力和腐蚀介质作用外，还受到中子辐照，由此而引起的性能恶化，对安全存在威胁。
●第三，如果堆材料的使用性能与工况要求不相匹配或者余量不足，将会使零、部件失去预定服役效能而引起失效或损坏。
这表明，在设计和建造反应堆过程中，每个部件、每个环节都离不开材料问题。
●第四，从降低成本、延长寿命和改进堆型考虑，必然涉及到合理选材、改进工艺和开发新材料的问题。
●第五，在核电站的定型化、标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要有大量材料数据作基础●二、材料结构●材料结构是指组成材料的原子（或离子、分子）相互结合的方式或构成的形式以及结构要素按一定次序的组合、排列及相互间的各种联系。
●三、材料结构的具体内容● 1.组成材料的原子（或离子、分子）的构造● 2.组成材料的原子（或离子、分子）间的结合● 3.组成材料的原子（或离子、分子）的排列● 4.材料结构内存在的缺陷●四、材料的性能● 1.材料的性能是材料结构反作用于环境的能力● 2.材料的性能是由材料结构所决定的● 3.材料性能具有多面性● 4.材料性能是可以改变的原子——晶格——晶粒——相——组织——金属材料。
1.燃料（核裂变材料）✓压水堆核电站燃料用的是UO2陶瓷材料。
核电金属材料手册
核电金属材料手册引言：核能作为清洁、高效的能源形式，在国际上被广泛应用和发展。
核电站作为核能的主要利用形式，其结构及材料的安全和可靠性显得尤为重要。
本手册将详细介绍核电站中常用的金属材料，包括钢材、铜材以及其他多种辅助材料，以期为核电工程师提供参考。
一、钢材1.不锈钢：不锈钢是一种重要的结构材料，其具有良好的耐腐蚀性和机械性能，同时还有较好的加工性能。
在核电站中，不锈钢常用于制作反应堆容器、反应堆压力容器等关键部件。
2.碳钢：碳钢是一种常用的结构材料，由于其较低的成本和较好的机械性能，在核电站中也得到广泛应用。
碳钢适用于制作建筑结构、泵和风机设备等。
3.低合金钢：低合金钢是一种优质的结构钢材，在核电站中也被广泛使用。
低合金钢具有较高的强度和韧性，能够满足核电站在高温和高压环境下的使用要求。
二、铜材铜是一种重要的导电材料，在核电站中常用于制作输电线路、电缆和电气设备等。
铜具有优良的导电性和热传导性，能够满足核电站对电气设备的高要求。
三、其他辅助材料1.铝合金：铝合金是一种轻质高强度的金属材料，广泛应用于核电站中的非结构部件。
铝合金具有良好的耐腐蚀性和机械性能，在核电站中用于制作散热器、管道以及其他辅助设备。
2.镍基合金：镍基合金是一种耐高温、耐腐蚀的材料，具有超强的抗氧化和耐热性能，被广泛应用于核电站的高温部件中，如燃料管、燃料棒和燃气环等。
3.铝材料：铝是一种常用的结构材料，具有良好的机械性能和抗腐蚀性能。
在核电站中，铝材料常用于制作反应堆的外壳、密封部件和其他结构件。
总结：核电站中的金属材料在保证反应堆的安全和可靠运行方面起到了重要作用。
本手册介绍了核电站中常用的金属材料，包括钢材、铜材以及其他辅助材料。
这些材料具有一定的特点和适用范围，在核电工程师进行材料选择和设计时提供了重要参考。
在未来的核电发展中，还需要不断研发新型的金属材料，以满足核能的不断创新和发展需求。
核电铝合金挤压管材
核电铝合金挤压管材
核电铝合金挤压管材是一种应用于核电站冷却系统的铝合金材料，执行的国家标准为GB/T 37579-2019。
该标准规定了非核级核电冷却用铝合金挤压管材的要求、试验方法、检验规则和标志、包装、运输、贮存及质量证明书与订货单（或合同）内容等。
核电铝合金挤压管材的适用范围包括压水堆核电站常规岛的二回路及三回路系统管道中的辅助冷却水系统、闭式冷却水系统等。
起草单位包括辽宁忠旺集团有限公司、有色金属技术经济研究院、国合通用测试评价认证股份公司、山东南山铝业股份有限公司、广东永利坚铝业有限公司、广东高登铝业有限公司、广东华昌铝厂有限公司、西南铝业（集团）有限责任公司、山东兖矿轻合金有限公司、东北轻合金有限责任公司等。
核电铝合金挤压管材具有较高的安全性能和可靠性，在核电站建设和运营过程中发挥着重要作用。
反应堆材料体系概述
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燃料芯块
• 低富集度的UO2粉末经冷压，高温下烧结。 • 芯块直径8.19mm, 高13.5mm • 制造密度为理论密度的95%
– 密度高，芯块的温度下降 – 降低密度：减少高燃耗时燃料的肿胀
• 辐照的影响
– 热膨胀 – 致密化 – 肿胀 – 裂缝 – 释放气体
蒸汽
汽轮机
发电机
压力容器
蒸发器
水 主泵 主管道水
冷凝器
一回路
二回路
基本参数：
一回路：压力154 bar, 高压水 二回路：压力~55 bar, 出口饱和蒸汽
输配电
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皮肌炎图片——皮肌炎的症状表现
• 皮肌炎是一种引起皮肤、肌肉 、心、肺、肾等多脏器严重损害 的，全身性疾病，而且不少患者 同时伴有恶性肿瘤。它的1症状表 现如下：
• 1、早期皮肌炎患者，还往往伴 有全身不适症状，如-全身肌肉酸 痛，软弱无力，上楼梯时感觉两 腿费力；举手梳理头发时，举高 手臂很吃力；抬头转头缓慢而费 力。
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2003年4月12日，南Texas USA
2002年3月6日，Davis-Besse USA
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2004年8月9日，日本美滨给水管
Major changes in properties (Hardening, embrittlement, creep, swelling)
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Radiation effects on materials
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压水堆核电站 Pressurized Water Reactor (PWR)
稳压器
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“反应堆之父”费米
压水反应堆结构与材料
二．因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成很薄的板材， 所以单位堆芯体积中能布置较大的放热面积，这就有 效地提高了反应堆的平均容积比功率。
三．即使采用导热性能较差的二氧化铀为燃料的板状元 件，其中心温度一般也不超过900℃。
虽然板状元件有上述一些重要优点,然而浓缩铀的消耗 相当可观。因此，目前这种类型的板状元件多半还只 能用在要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆上。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受放射性辐照的条件下工作的特殊 要求，要求压力壳材料有较高的机械性能，抗辐照性能及热稳定性。
为了防止高温含硼水对压力壳材料的腐蚀，压力壳的内表面堆焊一层几毫 米厚的不锈钢衬里。反应堆压力壳是一个圆柱形高压容器，压力壳由壳体 和顶盖两部分组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、接管和法兰等部 件组焊而成。顶盖由半圆形上封头、法兰和其它附件等组焊而成。
板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元件通常由铀-锆合金 或弥散型燃料轧制而成，铀的浓度为20%-90%。与UO2陶 瓷棒状元件相比，板状元件有如下一些特点：
三．由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散型燃料的稳定性 好，因而它的燃耗可以很深，一般在10000兆瓦日/吨铀以 上，这就保证了较高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。
燃料芯块的稳定性 在某些因素的影响下，燃料芯块出现 的收缩会导致燃料的密实化，从而造成燃料包壳的塌陷
燃料芯块的含水量 许多反应堆内都曾发生过 锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围吸 收水分。在反应堆启动后，燃料吸收的水分将 释放出来，并在辅照作用下分解为氢和氢氧根。 其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆，从而使包 壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力作用 下也会发生破损。因此，应该注意控制燃料棒 的含水量，通常规定每3.66米不得超过60毫 克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
2、热处理：热处理是改善材料力学性能和耐腐蚀性能的重要手段之一。通 过对材料进行适当的热处理，可以优化材料的组织结构，提高材料的综合性能。 常用的热处理方法包括固溶处理、时效处理等。热处理过程中需严格控制加热温 度和冷却速度等参数，以确保热处理效果符合设计要求。
3、防腐处理：反应堆压力容器在运行过程中会受到各种化学物质的侵蚀， 因此需要进行防腐处理以提高其耐腐蚀性能。常用的防腐处理方法包括表面涂层、 金属衬里等。防腐处理前需对材料的表面进行处理，以去除杂质和氧化物，提高 防腐处理效果。
压水堆核电站建模控制的方法
压水堆核电站的建模控制方法主要包括以下几方面：
1、建模语言：采用系统动力学建模语言，如Simulink或Modelica，对压水 堆核电站进行动态建模。这些语言具有强大的图形化界面和丰富的模型库，能够 方便地构建复杂的系统模型。
2、控制器设计：结合模型的特点和实际控制需求，设计相应的控制器。例 如，可以采用PID控制器、模糊控制器等来实现对核电站系统的有效控制。
2、数据采集和处理：通过采集压水堆核电站的实际运行数据，对数据进行 预处理、存储和分析。这有助于提高仿真软件的准确性和可靠性。
3、界面设计：为了方便用户的使用，仿真软件应具备良好的用户界面。界 面设计应直观、易操作，并能够实时显示仿真结果。
4、模块集成与测试：将设计好的功能模块进行集成，并对仿真软件进行测 试。确保软件能够正常运行，并满足压水堆核电站的仿真需求。
压水堆核电站反应堆压力容器材料 概述
01 引言
03 材料特性
目录
02 材料选择 04 制造工艺
05 监控制度
07 参考内容
目录
06 安全保障
引言
压水堆核电站是核能发电的重要形式之一，其反应堆压力容器是核电站中的 关键设备之一。反应堆压力容器不仅承受着高温高压的工作环境，还需抵抗各种 辐射和化学腐蚀的侵蚀。因此，反应堆压力容器的材料选择、制造工艺和安全保 障等方面都至关重要。本次演示将概述压水堆核电站反应堆压力容器材料的重要 性和应用场景，材料的选择和特性，制造工艺以及安全保障等方面的内容。
反应堆使用的核燃料概述及金属材料简介
核动力反应堆通常使用的燃料分为三种类型： 金属型、陶瓷型和弥散体型。
Hale Waihona Puke 金属型燃料 金属型核燃料包括金属铀和铀合金两种。
亨利·贝可勒尔在1896年将照相底片放在铀 每月铀价格趋势图（以每磅美元计），2007年的铀价
附近，从而发现了放射性。
泡沫爆破清晰可见
金属型燃料 金属铀有三种不同的结晶构造：
锆对中子的吸收截面小，抗腐蚀能力好，且和铀的溶解度 大，目前应用于动力堆的只有铀锆合金。
金属型燃料 总结
金属型燃料
钚-239可以在反应堆内被制造，是人造易裂变元素，其临界质 量比铀小，在有水的情况下，650克的钚即可发生临界事故。金属态 的钚较脆弱，熔点低（640℃）；从室温到熔点有六种同素异构体， 结构变化复杂；导热系数低，仅为铀的1/6左右；线膨胀系数大，各 向异性十分明显；化学稳定性很差，并极易氧化，易与氢气和二氧 化碳发生反应。这些缺点使金属态的钚不适合作为核燃料，一般都 以氧化物的形式与氧化铀混合使用，即混合氧化物燃料。这种钚与 铀的组合可以实现快中子增殖，因而成为当今着重研究的核燃料之 一。
金属型燃料
TRIGA反应堆因其使用的铀 氢锆燃料的这种特性，反应堆本 身体积可以比常规核反应堆小很 多，因为它们不需要非常严密的 安全保护措施，是分布式发电以 及教学用的理想堆种。
TRIGA反应堆核心近照，可以看见切连科夫辐射 引起的蓝色辉光
另一方面， α 相铀中裂变气体（氙和氪）的溶解度很 低，随着燃耗的增加，气体会在铀中形成气泡，导致铀棒的 肿胀。
金属型燃料
在铀中添加少量合金元素（钼、铬、铝、锆、铌、硅等）， 能使铀稳定在β 和γ 相，从而改善某些机械性能；
添加大量合金元素后，可以明显改善铀的抗辐照和抗腐蚀 能力，但增加了有害的中子寄生吸收；
核电站压力容器
反 应 堆 冷 却 剂 系 统 图
谢谢
核燃料 的形式 为由铀 混合物 粉末烧 结成的 二氧化 铀陶瓷 芯块。
控制棒
核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强 烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。
控制棒按功能分三种， 功率棒，温度棒，安全 停堆棒
控制棒按组成分两种，黑棒 和灰棒。黑棒具有较强的中 子吸收能力。灰棒主要是不 锈钢，其中子吸收能力较弱
反应堆冷却系统
反应堆冷却剂系统
系统的功能
1.是核电厂正常功率运行将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发 生器传给二回路工质，产生蒸汽，推动汽轮机机组发电。 2.在停堆后的第一阶段。经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 3.系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 4.反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射 层作用。 5.系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核 沸腾，同时对一回路 系统实行超压保护。
核电一回路 压力容器
燃料棒
铀矿石经过开采、初加工、铀转化，进而 加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是铀-235富集度为3%左 右的核燃料。
以百万千瓦 级压水堆核 电站为例， 通常核反应 堆内有157 个核燃料组 件，每个组 件由17×17 根燃料棒组 成。
3
瓷芯块为直径1厘米，高度1厘米 的圆柱体。几百个芯块叠在一起 装入直径1厘米长度约4米，厚 度为1毫米左右的细长锆合金材料 套管内，因为核裂变反应就像是 在燃烧原子
功率棒是开环控制， 温度棒是闭环控制。 停堆棒主要靠手动和 紧急停堆断路器控制。 控制棒的提插通过两 组销爪和三组电磁线 圈实现。一个夹持线 圈及销爪，一个移动 线圈及销爪，一个提 升线圈。
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压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。
1.反应堆压力容器结构和作用
功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。
因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。
上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。
为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。
为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。
2.反应堆压力容器材料的发展史
压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。
美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。
随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。
并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。
与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。
它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。
A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。
为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。
因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。
硅在上述钢中是非合金化元素。
有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。
厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。
俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。
该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站
VVERl000。
Cr-Ni-Mo-V钢的优点是高温性能和耐蚀性好，辐照效应小，缺点是回火脆性倾向大，焊接性不理想。
尽管如此，俄罗斯仍用Cr-Ni-Mo-V钢，这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施，如降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺等。
3.反应堆压力容器材料的安全
反应堆压力容器是保证核电站安全和寿命的重要部件，故被定为规范一级、安全一级、质保核级(H级)、抗震类I级的设备，即在正常、异常、紧急和事故工况下都能保证其可靠性和结构完整性，杜绝发生容器无延性断裂破损和放射性物质泄漏等事故。
对于压水堆核电站压力容器材料，引起“失效”或“事故”的原因虽然很多，但归结是脆性断裂、腐蚀、蠕变、疲劳或强度破坏等原因。
因为压力容器内壁堆焊有不锈钢衬里和钢的蠕变温度(O．4TK(熔点))远高于运行温度(320℃)，故能防止腐蚀和蠕变的危害。
对于屈服变形、疲劳开裂和强度破坏，因为有严格的设计要求，并且规定必须进行应力分析、应力测试以及疲劳试验，通过计算可以防止这类破坏。
脆性断裂具有断裂前没有塑性变形、无任何预兆、在断裂应力低于屈服强度时裂纹失稳后即迅速扩展而断裂等特点，所以脆性断裂常是难以预料的爆发性突然破坏，而辐照脆化又增大了这种危险。
所以压力容器的脆性断裂成为对反应堆安全最大的威胁。
从冶金学角度考虑，脆性断裂的根源在于钢的低温脆性、氢脆、蓝脆、延迟脆性和高温脆性等。
其中除低温脆性外，它们都可以通过热处理或合金化的方法避免，而低温脆性(又称冷脆)较难克服，因为它是体心结构钢固有特征。
反应堆压力容器防脆断的检测方法目前主要有两种：转变温度法和断裂力学法，转变温度法常用于辐照后即在役期间判断压力容器的安危，断裂力学法仅在确定运行限制曲线和寿命末期或遇到异常情况及缺陷尺寸超过标准时用作评定分析。
防止脆性断裂的根本途径在于提高材料的韧性，即提高材料抗裂纹扩展的能力。
4.反应堆压力容器未来发展对材料的要求
随着电力需要的不断增加以及能源结构的优化，我国大部分省市均计划建造新的核电站，未来反应堆压力容器发展呈现以下特征：
(1)为提高发电效率而不断提高单堆机组输出功率。
欧洲先进压水堆EPR核电技术的单堆电功率达1550MW，促使反应堆压力容器向大型化(压力容器直径和壁厚增大)方向发展。
(2)为提高反应堆压力容器的安全性而尽量减少组焊数量、连接部位的焊缝长度。
西屋公司的先进非能动APl000核电技术的反应堆压力容器采用上封头与上法兰联体铸造技术，从而要求反应堆压力容器向一体化方向发展。
(3)为提高核电站的经济性而要求反应堆压力容器寿命向60年迈进。
美国的URD、欧洲的EUR等均要求反应堆压力容器寿命达到60年，从而对压力容器材料的性能提出了更高要求。
上述因素促使反应堆压力容器制造商在材料选择、冶炼、铸造、锻造、热处理、无损检测、在役辐照监督等方面加强研究攻关，以适应未来反应堆压力容器发展的要求。
5.反应堆压力容器的制造现状
国际上反应堆压力容器材料大型锻件制造商主要有日本制钢所(JSW)、法国克鲁索、韩国斗山重工等。
其中JSW整体技术水平处于领先位置，2007年产锻件8．7万吨，它拥有600t 级钢锭制造能力，装备有2台300t炼钢天车、100t电渣重熔炉。
法国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术，在筒形锻件制造上独占鳌头。
斗山重工的生产能力世界最大，2007年生产锻件12万吨。
我国有三大重型机械厂，都拥有12000t自由锻造水压机，可供生产核电压力容器大锻件之用，一重有生产船用小型反应堆设备的经验，二重有生产高压容器条件，上重曾为秦山一期核电站生产过压力容器锻件，他们在劳动生产率和技术水平上与国外先进水平之间差距正在缩小。
6.反应堆压力容器材料国内外研究热点与存在的问题
目前国内外反应堆压力容器研究热点主要集中在以下几个方面：
(1)由美国能源部倡导发起，在第四代核能系统国际论坛组织下，第四代先进核能系统正朝着既定方向发展，反应堆压力容器的材料选择、设计、制造等一直都是研究热点。
(2)随着二十世纪六七十年代建造的核电站运行时间已接近设计寿命，急需反应堆压力容器寿期评估与延寿分析论证，国际上有美国核管会、美国西屋公司等，国内主要有核工业728设计院、核动力设计院等机构已经开展了这方面工作，并已取得阶段性研究成果。
目前，国内反应堆压力容器材料存在的主要问题就是材料的制造国产化，特别是大型铸锻件的冶炼、机械加工方面的国产化，其中中国第一重型机械集团近年来在国家的大力支持下，实施铸锻钢基地及大型铸锻件自主化改造项目，项目建成后，一重将具备年产钢水50万吨、锻件24万吨、铸钢件6万吨的生产能力，可完成最大双真空钢锭600t的浇注、最大铸件500t、最大锻件400t。
但完全自主化完成反应堆压力容器大锻件的制造尚有很多技术难点需要攻关。
根据国家核电的中长期发展规划，至2020年我国将建成45台压水堆核电机组，反应堆压力容器将向国产化、标准化、批量化制造的方向发展。
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