反应堆压力容器是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳。核电站所用的反应堆主要有轻水堆（压水堆及沸水堆）、重水堆、气冷堆及快堆等。由于压力容器包容了反应堆的活性区和其他必要设备，其结构形式随不同堆型而异，同时也是核电厂唯一无法更换的关键主设备。
反应堆压力容器的作用
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。
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。
设计原则
反应堆压力容器位于反应堆厂房中心，设计时主要考虑一回路冷却剂的高压和高温，主管道断裂事故和地震等作用。由于压力容器所容纳的反应堆本体放射性极强，故在材质要求、制作、检验及在役检查等方面都比常规压力容器要严格得多。
基本分类
分为钢和预应力混凝土两类。钢压力容器可用于各种类型的核反应堆。预应力混凝土压力容器已成功地用于气冷堆，并正在探索用于其他类型的核反应堆。
钢压力容器
是50年代初随着第一批动力反应堆问世而出现的，轻水堆核电站的钢压力容器均为圆筒形结构。百万千瓦级的大功率压水堆压力容器的内径多在4.4米左右，总高一般在14米左右，壁厚约20厘米，承受15兆帕以上的高压, 通常用含锰、钼、镍的低合金钢制成。为了抗腐蚀，内壁需堆焊一层不锈钢。上封头用法兰连接，便于反应堆换料，其顶部设有反应堆控制棒驱动机构。容器上还有反应堆一回路的进出口接管段。沸水堆压力容器的外形和材质与压水堆类似,但压力较低，约在7兆帕左右。由于它比压水堆要多容纳汽水分离器等装置，故一般尺寸更大，百万千瓦级沸水堆压力容器的直径可达6.4米,高度为22米以上，壁厚约17厘米。沸水堆的控制棒则贯通压力容器的底部。
气冷堆的钢压力容器是直径约20米的圆球，顶部设有加料立管、边上有进出口风道。由于容积大、焊接工艺及运输困难，已很少采用。
预应力混凝土压力容器
50年代末，法国首先应用于气冷反应堆中。但在总体布置上还未脱离钢容器的格局，即压力容器内只容纳反应堆活性区，而冷却剂的压力回路和蒸气发生器等仍置于压力容器之外，还需另设生物屏蔽，故不经济。60年代末，英国在奥尔德伯里核电站的压力容器设计中提出了一体化设计的概念，即把压力回路和蒸气发生器移至活性区附近，全部置于预应力混凝土压力容器之内，既提高了反应堆的安全性，又充分利用了预应力混凝土容器容积大的特点，因而技术经济效果较高。从此世界各国建造的气冷堆预应力混凝土压力容器也都采用了一体化设计。
预应力混凝土压力容器的几何形状，除早期的几个气冷堆外，一般都采用厚5～6米的平板封头和壁厚4～5米的立式圆筒,直径约25米、高约30米。按设备处在同一室腔或几个室腔的设置方式，分成单腔及多腔式两种。按预应力钢束配置方式又可分为三种：纵向钢束沿容器筒壁竖向布置并锚固于筒体的上下端，环向钢束则分段张拉并锚固于容器四周的扶壁上；沿筒壁配置正反两方向互相交叉的两组螺旋形预应力钢束，并锚固在圆筒体的上下两端；纵向用粗钢束，环向用钢丝或钢绞线连续缠绕，适用于多腔式容器。
在预应力混凝土压力容器的内侧,需设置钢衬里、绝热层和循环冷却水系统，以保证容器的密闭性，防止混凝土过度受热及混凝土厚壁内外表面间的温差过大。结构受力按三维块单元网格计算。
核电站的预应力压力容器的混凝土用量多达1～2.5×104米3，预应力钢束一般为1～2×103 吨,总施工期大致为 4年左右。施工中须采取措施以防止大体积混凝土的收缩开裂。
反应堆压力容器在预应力混凝土压力容器中由于采用近千根预应力钢束作为主要承载构件，个别钢束的偶尔破坏并不影响整个容器的受力状态，故比钢压力容器具有更高的安全度。它可在工地现场制造和装配，因此尺寸不受运输条件限制，特别适用于大型核电站。
继法国成功地应用了预应力混凝土压力容器于气冷堆之后，用于其他堆型的研制工作也在各国开展。1967年起，瑞典、丹麦、挪威等国对沸水堆预应力混凝土压力容器共同进行了参考设计、模型试验及商用化问题的研究，并取得了不少有益的经验。联邦德国、奥地利等正在研究压水堆预应力混凝土压力容器。美国、英国正在设想把它应用于快中子堆。
“华龙一号”核反应堆压力容器由中国核动力研究设计院自主设计，中国第一重型机械股份有限公司承制，历时四年制造完成，意味着我国核电设备设计、制造技术水平已步入世界前列。容器组件净重约316t，外形尺寸约为6840mm*6324mm*10375mm，反应堆压力容器是包容堆芯核燃料、堆内构件和反应堆冷却剂的承压容器，是反应堆冷却剂系统的高压承压边界设备，也是反应堆冷却剂系统中最重要的设备。
福清5#机组反应堆压力容器（简称RPV），隶属于“华龙一号”家族，是华龙家族中的首台机组，是我国首个自主研发、具有完全自主知识产权的三代核电RPV。它充分吸收国际三代核电的先进设计理念，基于成熟、可靠的技术和工艺，遵照最新的核安全法规、导则和设计标准，具有先进、安全、成熟和可靠性高的特点，是中国核动力研究设计院集20余年设计、建设和运行经验之技术大成。与M310家族RPV相比，福清5#RPV具有其独特的魅力：采用一体式CRDM密封壳和一体化堆顶结构，设置堆腔注水冷却系统（CIS），消除了因下封头贯穿件发生泄漏导致冷却剂丧失事故和堆芯裸露的可能性，进一步保障了反应堆的安全运行。
20年的技术研发底蕴，“华龙一号”堆型一步一步走向成熟。2012年3月，反应堆压力容器科研设计阶段的图纸已基本成形。然而，为了进一步提升三代核电的安全性和可靠性，上级要求对反应堆压力容器进行更进一步的改进提升，并严格规定了工程节点。经过反复讨论、反复验证、反复变更，在2012年3月到7月的四个月里，反应堆压力容器顶盖图纸共计改版11次，终于正式完成了科研设计阶段的结构设计内容。
这仅仅是科研设计阶段的改版，之后在2012年7月到2013年5月间，由于堆芯测量管座等接口的改动，顶盖的图纸又经历了10余次的改版。2014年8月，压力容器研发团队完成了施工设计阶段反应堆压力容器顶盖的图纸编校工作，后由于采用ML-B型控制棒驱动机构，顶盖图纸又进行了适应性修改，后又增加了一体化堆顶结构改进项，在短短的一个月内图纸连续更改了三版，最终才形成了现在的结构容貌，保证了合同的签订和锻件的投料。
2017年3月至4月，福清5号机组反应堆压力容器制造厂在对热处理曲线进行复查时发现，反应堆压力容器中间热处理、最终热处理、焊接见证件的最终热处理不符合设计方提出的技术要求，这瞬间牵动了设计团队的每一根神经。此时距离规定的反应堆压力容器出厂水压试验还有不到两个月的时间，如果不能按时进行出厂水压试验，必将影响8月的设备交付，必将影响华龙一号的整体工程进度。
制造厂和核电业主接连向核动力院发函询问处理意见，都在焦急地等待着设计方的答复。此时所有的压力都落在了设计人员的身上，如若不能及时处理该问题，必将严重影响反应堆压力容器的交付和工程进度，而若不严谨审慎地处理，那么产品质量、核电运行安全也将无法保证。
设计人员开会商讨处理意见，从材料性能方面、焊接角度、标准规范等方面进行综合考量。在与标准的对比中，设计人员发现传统核电强国法国和美国的标准要求并不一致。设计人员没有一味地迷信外国准则，而是通过比对分析并结合实际的工程经验，提出了自己的解决方案。此次解决热处理升降温速率的问题，是我国核电自主研发路上的一个缩影。
华龙一号RPV严格遵循法规要求，按照2007版RCC-M规范进行设计，并充分借鉴吸收二代加的成熟设计、制造、试验和运行经验。
从福清1\2号RPV开始，核动力院设计和采购与中国一重通力合作，有10年的历程；中国一重具有多年的RPV制造经验，工艺成熟、稳定。中国一重作为我国重要的核电大型锻件及核岛主设备制造企业，先后为国内各大制造厂和核电站提供了1000余件核电锻件和40余台核岛一回路主设备。其中二代加、三代百万千瓦级核反应堆压力容器已交付16台，在制的三代百万千瓦级核反应堆压力容器15台。凭借优秀的核电制造业绩，中国一重承担了中核集团“华龙一号”全部核反应堆压力容器和反应堆冷却剂泵壳泵盖的制造任务。
为保障RPV的60年寿期的安全、可靠运行，在结构设计上进行了优化和改进，设置堆腔注水淹没系统，采用一体化堆顶结构和一体式驱动机构密封壳，以及先进的堆芯测量结构，提高了反应堆的安全可靠性。
针对核安全局提出的紧固件复验要求以及中核集团讨论的重要设备出厂前预检查要求，设计出版了相应技术文件用以指导相关工作。
华龙一号反应堆压力容器RPV的设计，充分考虑了前期M310设计、制造和安装调试的经验反馈，借鉴了其他三代核电的设计，也在与制造厂的交流中不断完善，在主螺母和球面垫圈选材、容器法兰上端面及螺孔堆焊及主螺栓拆装等多项技术要求上进行了反馈优化，在加强RPV高质量制造的同时，增加了制造厂的工艺自由度。
从2013年锻件投料，到2017年4月的水压试验一次成功，近4年的制造历程， 3年的轮值技术服务，精心铸就的近420吨的幸运骄儿，得到多方的重点关注。出厂交付仪式上，国家核安全局、中核集团、中核电力、中核工程公司、中核核动力院、福清核电、中原公司、中广核、中核能源、大连市政府以及中国一重的有关领导和专家，出席仪式并互相庆贺，共同见证了中国核电的这一伟大历史时刻。
