目前，我国已建和在建的二代加核电站以压水堆核电站为主，核岛设备是遵循RCC系列规范，采用RCC--M压水堆核岛机械设备设计和建造规范。新建AP1000三代核电站按照美国ASME核电规范要求，采用ASMEBPVCⅢ核设施部件建造规则。核电站管道系统和设备制造使用的无缝不锈钢管可分为四大类，即碳钢/碳锰钢/低合金钢类、铬钼钢类、不锈钢类和镍基合金类。核电站中不同的管道系统使用不同材质和不同核安全级别的无缝不锈钢管。如核安全等级1级、2级、3级、非核级材料，其质量等级别分别对应RCC--M规范Q1、Q2、Q3、QNC级和ASMEBPVCⅢ规范A、B、C、D级，其生产制造和质保要求均严格按照规范的相关规定执行，核1、2、3级产品的生产制造活动还需要向国家核安全局申报、备案，并接受监管。
不锈钢管材质特点及选材要求：核电站核岛回路系统由于要将放射性物质包容在其内，管道材料选择要求考虑运行工况、冷却剂介质、材料老化等多种因素。如核蒸汽系统输出堆芯热能的主管道，是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的特厚壁承压管道，属核一级关键设备，目前二代核电机组采用奥氏体--铁素体双相不锈钢离心铸管，而三代核电AP1000机组则采用超低碳控氮不锈钢整体锻造工艺制造，其技术难度非常高；与冷却剂相关的一回路管道系统采用不含Mo的304不锈钢、含Mo的316L不锈钢及时效硬化型奥氏体不锈钢管；蒸汽发生器的传热管要求强韧性和耐应力腐蚀能力，通常采用Inconel600和Inconel690的镍基合金管；对于核蒸汽系统和核辅助系统管道（NSSS和BNI）则一般采用碳钢/碳锰钢管，如TUE250B、TU42C、P280GH（TU48C）、A106BP11Gr6等。
常规岛管道二回路管道系统主要是输送蒸汽和给水，整个系统输送的介质温度、压力参数均比同功率火电机组低，没有高温蠕变问题，因此常规岛二回路管道系统用钢管采用碳/碳锰钢。但是，因为该管道系统输送带一定湿度的饱和蒸汽，存在“流动加速的腐蚀（FAC）问题，这会间接影响整个电站的安全。对于存在流体加速腐蚀（FAC）的管道材料，要求选择能够抑制FAC现象的控碳/锰钢，如控铬20钢、控铬A106/API5LB等；对于蒸汽湿度较大的高压缸排汽管线和高压加热器的抽汽管，直接选用铬含量较高的合金钢管，如A355P11、P22等；对同时抗“FAC”和抗疲劳的蒸汽输水管线，则选用304L不锈钢管。
