从上个世纪50年代第一座核电站建成至今，世界各国的科研工作者对核电材料的开发和试验从未停止。切尔诺贝利核电站爆炸事故为人类社会带来巨大灾难之后，核电系统材料的开发与研究引起世界各国的高度重视。核电管道是核电系统中的关键部件，其恶劣的服役环境对材料的性能要求极高，除要求有良好的综合力学性能（足够的强度，高的塑性和韧性）外，还要求耐高温高压水腐蚀，具有抗蠕变、疲劳性能、易加工性和焊接性能等。其中核电管道等部件在服役过程中的失效形式主要为蠕变变形与断裂，为了保证核电系统长期安全可靠运行，国内外研究者对核电用不锈钢管展开了深入的研究。
核电站的部分管道曾选用低合金钢管，并在管内堆焊不锈钢。之后的核电管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢管，并在此基础上不断优化成分和生产工艺。通过在18-8型不锈钢管中加入钛或铌元素，提高耐晶间腐蚀性能，获得稳定化的奥氏体不锈钢管，但其焊接性能较差且造成夹杂物过多，影响弯管的加工。第二代压水堆核电站的重要管道采用的是铸造双相（铁素体-奥氏体）不锈钢管，在奥氏体基体中增加少量的铁素体（12%~20%），使材料具有很好的强度和塑性、优良的焊接性和优异的抗应力腐蚀开裂性能。但铁素体含量不能超过20%，铁素体的存在会使材料在运行温度长期服役后发生热老化脆化，导致断裂韧性下降，临界裂纹尺寸减小。
德国采用AISI347不锈钢管作为核电管道的主要材料。AISI347不锈钢管是化学成分标号为00Cr18Ni11Nb的奥氏体不锈钢管。钢中添加了适量的Nb元素使其具有良好的组织稳定性，同时具有较高的高温强度和高温塑性、优良的耐高温腐蚀性能和焊接性能[16]。美国和日本主要采用316和316L奥氏体不锈钢管作为核电系统中重要结构材料。欧洲和其他西方国家主要采用316L和316LN低碳控氮不锈钢管作为核电系统中重要管道的主要材料[17]。这种材料在高温下具有良好的抗腐蚀以及抗蠕变和疲劳性能，被大量应用于压水堆核电站，引起了众多学者的广泛研究。Xi[18]等人探究了316L不锈钢管在时效处理后，富铜相的演化规律以及对316L不锈钢管力学性能的影响。研究结果表明随着时效时间的增长，在奥氏体晶内和晶界处析出的球形的富铜相在高温下逐渐长大，但长大速率比较低。这种弥散分布的细小的富铜相有助于提高316L不锈钢管的硬度和屈服强度。Cai等人探究了在316LN不锈钢管中添加氮和铜元素对于蠕变寿命的影响。研究结果表明，在316LN中添加适量的氮元素，在提高基体强度的同时，对M23C6在蠕变过程中的粗化现象有一定程度的抑制作用，显著提高了316LN不锈钢管的蠕变寿命。此外添加适量的铜元素有助于促进富铜相的析出，对316LN不锈钢管在较低应力下的蠕变寿命有所提高，而对高应力下的蠕变寿命未产生明显影响。Vodárek[20]等人通过在316LN不锈钢管中添加不同含量的铌元素，揭示了铌元素对316LN不锈钢管在650℃下蠕变性能的影响。在蠕变过程中，尽管铌元素会促进σ相和Laves相的析出和长大，在一定程度降低316LN不锈钢管的蠕变性能。但是添加适量的铌元素会促进Z相在位错和晶界处的形核，细小的Z相在蠕变过程中非常稳定，在阻碍位错滑移的同时对晶界有钉扎作用，显著提高316LN不锈钢管抵抗蠕变变形的能力，降低最小蠕变速率并且缩短第三阶段的时间。
核电管道长期在复杂的环境条件下服役，焊接接头区域往往最先发生蠕变失效，因此焊接接头在服役时性能的劣化行为直接决定着核电站能否正常运行。印度学者Vijayanand[21]等人研究了316LN不锈钢管多层多道焊焊接接头的蠕变断裂行为和蠕变失效机理。研究结果表明焊缝金属中δ-铁素体由于富含铬和钼元素，在高温条件下处于不稳定状态，会在蠕变过程中逐渐转化为碳化物和金属间化合物，降低了δ-铁素体与奥氏体之间的界面强度，促进了空洞和裂纹在该区域萌生和长大，导致焊缝金属区域是焊接接头最薄弱的环节。同时，该团队研究了焊接热循环对316LN不锈钢管焊接接头蠕变断裂行为的影响。研究结果表明，在活性钨极氩弧焊（ATIG）焊接接头中，多道次焊接接头中的后续热循环会改变在熔合区形成的δ-铁素体的形态，蠕虫状的δ-铁素体在后续焊接热循环的影响下转变为细小的球状δ-铁素体，减小了δ-铁素体与奥氏体界面的面积，对δ-铁素体在高温下向碳化物和金属间化合物的转变过程产生了阻碍作用，提高了其蠕变断裂寿命。Sasikala等人在600℃不同应力水平下对316L和316LN及其焊接接头的蠕变性能进行了研究。与两种材料的焊接接头相比，母材的蠕变寿命为焊接接头的5~10倍。在316L中加入适当的氮元素，会有效降低最小蠕变速率，增加蠕变寿命。
然而国内仍处于刚起步阶段，对于新一代核电管道的研发以及焊接接头的性能评价目前还鲜有报道。
