反应堆压力容器RPV（reactor pressure vessel）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，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且具有在整个堆芯寿期内不可更换的特点。同时，也是防止放射性物质外逸的一道重要的屏障，在整个核电厂经济性和安全性中扮着非常重要的地位。延长AP1000压力容器的寿命是本课题重点研究的对象，通过对影响AP1000压力容器寿命的材料分析，得出E>0.1MeV快中子注量率造成压力容器辐照损伤，而E>1MeV的快中子作为辐照损伤主要部分，因此，快中子注量率E>0.1MeV和E>1MeV都是本课题研究的对象。另外，以往实验研究表明，压力容器内表面到T/4（T为RPV的厚度）比从T/4到T/2样本的灵敏度要低得多。所以，对厚度T/4以及PRV内表面（0T）的快中子注量率的统计都是必要的。在程序的计算和数据库的应用方面，本课题用大部分篇幅介绍确定论程序DOORS3.2系列程序和概率论程序MCNP5，重点将DOORS3.2系列程序和MCNP5程序统计的压力容器的快中子注量率进行对比。DOORS3.2系列程序中分别选用压水堆常用的BUGLE-80截面库与TEXT10截面库为二维DORT和三维TORT提供截面数据，通过对PRV上快中子注量率的统计的结果比较，分析BUGLE-80截面库和TEXT10截面库，以及两维DORT和三维TORT的优劣。在MCNP5方面，MCNP5在计算大型压水堆AP1000的屏蔽问题时，中子重要性是至关重要的，通过对简单模型的实验，得出合理选择不同区域的中子重要性对程序的运行时间和结果的精确度都有很大影响的结论。延长AP1000压力容器寿命方面，通过对堆芯燃料管理的改进、安装屏蔽物等措施可以有效降低压力容器接受的快中子注量率。对于堆芯燃料管理，以目前广泛接受的低泄露装料方式为参考，比较西屋公司提出的两种首循环装料方式对压力容器上快中子注量率大小的影响，得出结论。而在堆芯与压力容器之间加入对中子有高吸收和慢化截面的屏蔽物方面，屏蔽物（TiHx）的厚度和位置作为研究的对象。通过两种以上两种方式进行优化设计，得出较为理想的结论。