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。