目前，国内外核电厂和核动力舰船的核反应堆，主要堆型是以高温（280～350℃）和高压（80～185atm,1atm=101325Pa)水为工作介质的压水堆和沸水堆，由于这些核反应堆对结构材料的特殊要求，即核稳定性要高；感生放射性要低；中子吸收截面要小。因此，与核反应堆工作介质相接触一回路系统的设备、构件和不锈钢管线等均选用铬镍奥氏体不锈钢管和具有奥氏体组织的少量高镍耐蚀合金。据统计，一座100万千瓦大型压水堆核电厂，核反应堆本体、堆内构件、主管道和蒸发器等便需2000多吨不锈钢板、棒、管材和锻件，但还不包括为了承受核反应堆内的高压，而采用的低合金高强度钢压力壳内侧所堆焊的大量用于耐高温水腐蚀的铬镍奥氏体不锈钢管。人们常说核反应堆是用不锈钢管堆出来的，一点也不夸大。

由于铬镍奥氏体不锈钢管具有面心立方结构的奥氏体组织，即使在堆内高中子的通量的作用下，一般也不会有脆化的危险，因此它们都具有高的核稳定性；由于铬镍奥氏体不锈钢管又具有优良的耐蚀性和对其化学成分、所含杂质的严格控制以及高表面光洁度等的要求，在核反应堆长期运行过程中，这些不锈钢管的腐蚀产生释放速率也很低，所感生的放射性也较少；又由于对核反应堆用不锈钢管中所含有的、对中子吸收截面大的钴、硼等元素的严格控制，所以核反应堆所用不锈钢管也是具备了中子吸收截面要小的条件。

因此，核级不锈钢管系能满足核反应堆对结构材料三个特殊要求的不锈钢管。由于铬镍奥氏体不锈钢管的组织结构和耐蚀性已可满足前两个要求，因此，人们对用于核反应堆的核级不锈钢管的注意力就集中在了钢中的钴、硼等的元素的含量上，这也是核级铬镍奥氏体不锈钢管与非核级铬镍奥氏体不锈钢管最主要和最重要的区别。