反应堆压力容器(RPV )作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508‐3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 M eV )的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288℃下,A508‐3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 M Pa ,抗拉强度分别增加了58、61、49 M Pa ,韧脆转变温度 T41J增加了68℃,上平台能量降低了61 J。A508‐3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508‐3钢仍能满足反应堆使用要求。