项目有关政策、必要性、可行性、创新性和产业化情况、拟要解决的主要问题、预期的作用和效益等：
1、项目相关政策、课题等文件。
该项目属于《新材料统计目录》中3.1 先进钢铁材料-核电用钢加工-核岛压力容器钢板；
该项目符合《中国制造2025》中重点领域突破发展—电力装备—进一步提高超大容量核电机组制造水平的行动纲领；符合《2022年全国标准化工作要点》之17“加大新能源利用、大规模新能源调度电力系统安全、电力储能氢能等领域标准研制力度”，也符合《2022年原材料工业标准工作要点》二主要任务中2.1新材料标准，围绕产业链开展新能源材料等领域关键基础材料标准的制定。
该项目符合国家科技重大专项项目《大型先进压水堆及高温气冷堆核电站》关于高强度核反应堆安全壳用钢的研发方向。
本项目属于工信部提出六大产业链“工业母机”下游，应用行业高端装备制造项目。对应应用行业为核电。核反应堆安全壳用钢板是压水堆核电机组安全壳用原材料。
2、项目可行性、先进性、创新性和产业化、解决问题、产生效益等情况（技术创新性、国内外生产企业情况、产量及需求量等）。
我国先进三代压水堆核电机组“华龙一号”和“国和一号”分别采用钢制安全壳和双安全壳技术，在这些安全壳制造过程中均采用大量的低合金钢板，诸如每台“华龙一号”核电机组反应堆安全壳用钢20HR、Q265HR等的需求量通常为2500～3000吨；每台CAP1000核电机组反应堆安全壳用钢SA-738Gr.B的需求量通常为4500～5000吨，且随着核电机组的扩容，在CAP1400、CAP1700上所用钢板的数量还会进一步增加。
目前，国外的迪林根、新日铁以及浦项制铁和国内的鞍钢、宝钢、南钢以及舞钢均能批量、稳定生产上述核反应堆安全壳用钢板。为了满足大型三代压水堆核电机组大型化、模块化建造需求，由鞍钢股份有限公司和上海核工程研究设计院有限公司共同负责完成的《高强度反应堆安全壳用钢自主化研制》项目顺利通过中国钢铁工业协会评审，该项目成果属国际首创，达到国际领先水平，已具备工业批量化生产条件。
3、标准制定的必要性，同步制定为国际标准的可行性：
我国核电发展较早，且目前在建核电项目较多，但至今为止，还没有形成规范的核反应堆安全壳用钢标准，一般均是采用法国RCC-M标准、美国ASME标准。而国内制定的《核电站用碳素钢和低合金钢钢板（GB 30814-2014）》和《核电站用合金钢钢板（GB/T 36163-2018）》两项国家标准涉及的相关钢种大部分为核岛及常规岛用钢，没有涵盖三代核电技术安全壳用钢不同强度级别，难以满足设计方的技术诉求，这大大制约了我国三代核电技术的自主化发展。本标准的制定，是实现核反应堆安全壳用钢板国产化的关键举措，将有力促进我国核电用钢标准体系的构建和发展，为我国三代核电技术关键材料的系列化、自主化奠定坚实的基础，形成我国自主知识产权的核反应堆安全壳用钢标准势在必行，意义重大。