国内外反应堆压力容器研究热点主要集中在以下方面。

1、由美国能源部倡导发起，在第4 代核能系统国际论坛组织下，第4 代先进核能系统正朝着既定方向研究发展 ，其中作为关键技术之一的反应堆压力容器材料选择、设计、制造等一直都为研究的热点与焦点。

2、 随着20 世纪六七十年代国外大规模建造的核电站运行时间接近设计寿命，急需反应堆压力容器寿期评估与延寿分析论证，国外有美国核管会、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[37 ]机构开展了这方面的工作，并已取得阶段性的研究成果。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，在能力水平上都瞄准了世界一流。2100433B

国际上反应堆容器材料大型锻件制造商主要有日本制钢所(J SW) 、法国克鲁索、韩国斗山重工等。其中J SW 整体技术水平世界领先，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3 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，三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。

制作反应堆容器的材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性，在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等) 、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低) 、热稳定性、加工性等。其中，以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。

反应堆压力容器的作用是：

1、装载着活性区及堆内所有构件，对堆芯具有辐射屏蔽作用，在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构，承受很大的机械和动载荷;

2、作为承压边界，密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力，承受动载荷和温度载荷;

3、作为第二道屏障，在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。

反应堆容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段) 、筒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In2718 或1828 钢)“O”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( 过渡层309L(00Cr23Ni11) 308L (00Cr20Ni10) ) 。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。

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中文名称

预应力混凝土反应堆压力容器

英文名称

prestressed concrete reactor pressure vessel

定　　义

某些高温气冷堆设计采用的预应力混凝土结构的反应堆压力容器。其结构包括隔热层、钢衬里及其冷却水系统、预应力系统、钢筋混凝土结构以及贯穿件等部分。

应用学科

电力（一级学科），核电（二级学科）

核反应堆压力槽，也称反应堆槽、反应器压力槽、压力舱、压力壳。是压水反应堆的主要设备之一。反应堆压力槽收纳并固定压水堆的核反应堆及炉内构件，为维持核反应所需压力，并限制核反应在其内部进行的压力容器。