目前，世界上运行的尽大部分商用反应堆属于二代或二代改进型的压水堆。三代压水堆刚刚开始进进商用市场，还没有展开。四代压水堆的概念正在形成和逐步定型阶段。而核聚变堆正处于实验堆型设计和建造阶段。从我国目前冶金和机械行业的实际看，为实现我国核电机组用关键设备的国产化，以下题目需要关注和逐步解决。

　　压力容器(包括蒸发器等)用钢及其特大锻件稳定化生产。压力容器是核电厂最重要的设备，在核电厂整个寿期内不可更换。目前508-3钢已成为通用选择。我国试制和生产508-3钢也已有多年的历史，基本具备满足我国核电厂建设需求的条件。但是，应清醒地熟悉到我国并没有完全摸清该钢不同吨位大锻件的最佳化学成分配比、冶金质量精细控制技术、最佳热加工工艺和最佳的热处理工艺，这些严重制约着508-3钢特大锻件的稳定化生产。另外，随着构件设计尺寸的加大，应留意到508-3钢的淬透性极限题目，否则是无法保证压力容器性能的均匀性和稳定性。固然具有更好淬透性的压力容器用钢正在开发之中，但要积累足够的辐照后的数据需要时间。

　　蒸汽发生器用耐蚀合金Inconel690管。近年来的核电厂运行实践证实，相对而言，Inconel690因其具有较好的抗应力腐蚀性能是目前最适用压水堆核电机组蒸汽发生器的传热管材料。我国目前不能进行这种钢管的产业规模生产，核电厂建设全部依靠进口。2007年6月28日宝钢股份公司和江苏宜兴银环精密钢管厂合资在江苏宜兴成立了宝银特种钢管有限责任公司,我国在生产装备上将具备生产核用高质量Inconel690管的能力。但这只是迈出了核用高质量Inconel690管国产化的关键一步，我国仍然需要组织各方科研气力，结合生产实际情况，解决现场制造中的诸多困难以及服役环境下可能出现的题目。

　　300系列奥氏体不锈钢。核电厂反应堆一般多选用奥氏体不锈钢。奥氏体不锈钢在水堆中的应用主要包括：堆芯结构件、堆内元件、压力容器内壁堆焊层、一二回路冷却循环系统、汽轮机部件等。从不锈钢生产线装备水平而言，我国太原钢铁公司和宝钢股份不锈钢分公司目前处于世界领先水平。从不锈钢的冶金技术水平而言，我国亦处于世界先进水平。但是，核用不锈钢的生产是个系统工程，从冶金企业出厂时品质优良并不意味着制成反应堆构件后的品质仍然优良。我国引进的AP1000主管道设计采用整体铸造316LN异形弯管，不锈钢锭重量达到90t左右，存在巨大技术挑战。作为世界上第一个AP1000核电站建设的总承包商，美国西屋公司目前正在世界范围内组织316LN主管道技术攻关。在工程应用中，奥氏体不锈钢构件易出现应力腐蚀、晶间腐蚀和疲惫腐蚀题目，这些题目与冶金、制造和使用都有关系，这些题目必须得到关注、控制和解决。

　　焊接材料与技术。焊接材料与技术是核电厂建造最重要的技术之一，没有公道、完善和可行的焊接材料与工艺技术就无法完成核电厂的建造，在工程实践中出现的很多题目都直接或间接地与焊接有关。目前我国在核电厂焊接材料研发和工艺技术方面与国外相比存在着差距，需要组织气力攻关解决，其中包括自动化焊接方法的开发和应用。

　　大型转子制造。我国三大动力设备制造基地都在进行技术改造以满足我国火电、核电和水电建设发展的巨大需求，同时从根本上提升我国机械行业的核心竞争力，使我国真正成为世界制造强国。

　　材料的腐蚀与防护。腐蚀是核电厂设备结构失效的主要模式之一，目前，核电机组的预期设计寿命是60年，为保障核电机组能在整个寿期内安全可靠运行，材料的腐蚀与防护题目是必须面对的长期题目。在核聚变工程试验堆研制过程中，中国作为主要合作方之一需要重点研制第一壁用奥氏体不锈钢和低活化铁素体/马氏体耐热钢。