指包括反应堆压力容器母材、焊接材料和螺栓、螺母等部件的材料。由于反应堆压力容器在高温高压水和强中子辐照环境下工作，它的完整性对核电厂的安全极为重要。因此，对反应堆压力容器材料有严格的要求，它们应具有合适的力学性能、良好的加工和焊接性能以及抗中子辐照脆化性能。

反应堆压力容器材料需有良好的冲击韧性，以避免水压试验时的脆性破坏和限制运行期间的中子辐照脆化。一般要求材料试样在某一参考无延性转变温度RTNDT时夏比V型缺口试验的Cv 值要大于86J，横向侧膨胀量要大于0.9mm。在工程上，采用SA508-3钢时，往往先定一个温度(10℃，-10℃或-12℃)，要求在该温度下落锤试验不裂，定为RTNDT。再按RTNDT+33℃做夏比V型缺口冲击性能试验，使试样的Cv值达到上述要求。对反应堆压力容器筒身段的材料，还要求Cv曲线的上平台能量，使CvEVS≥130J。

反应堆压力容器材料受能量大于1MeV的快中子辐照后，其金属晶格点阵会出现缺陷，从而使材料的力学性能改变。此时，钢材的强度升高，塑、韧性降低，尤其是韧性降低。如以夏比V型缺口冲击韧性数据来衡量，未辐照和已辐照(快中子注量为1×1019~5×1019n/cm2)的钢材，用TNDT温度升高值ΔTNDT来表征中子辐照后的脆化倾向(见图)。如果ΔTNDT升高从而使TNDT升高，在反应堆压力容器的正常运行温度小于TNDT+33℃时，压力容器就可能产生脆性破坏。所以，在选材时应对制造压力容器的母材和焊接接头(包括焊缝金属及热影响区)的试样事先做辐照试验，以确定ΔTNDT的值。

通过对材料进行疲劳试验，求得疲劳曲线，以验证该曲线不低于规范确定的疲劳曲线。近期，还规定反应堆压力容器材料需满足断裂韧性的要求。即从断裂力学试验中获得的数据应高于规范规定的参考临界应力强度因子(KIR)—温度(T-RTNDT)曲线。其中T为许用KIR的对应温度。