核电站蒸汽产生器的换热管选用金属合金资料。只管所有后续升级，这种钢维持不变的蒸汽产生器。而在此期间，在选取压水堆的国表核电站，没有一代管路系统资料被取代。AISI 304和316钢被镍合金取代——首先是Inconel 600，而后是更耐侵蚀的Inconel 690。然而，最近这种合金也成为压水堆核电站的一个问题。其侵蚀行为的不不变性靠近Inconel 600合金的特点

镍合金资料由AISI 304和316钢以及Inconel 600和690合金造成的热互换管的败坏问题已经导致忽略了它们的部门侵蚀个性。在这方面，钢08Kh18N10T也相当通常。镍合金资料容易产生点蚀，在某些情况下，还会产生IGC点蚀。是AISI 316LN的类似资料，不容易产生点蚀，但在650℃下回火仅1幼时后耐MCC。因而，从中能够看出，在备选换热管资猜中，最有前途的是03Kh17N13S2AM2钢，其化学成分是在基础上开发的。钢拥有最高的力学机能和无部门侵蚀偏差。显示了03Kh18N13S2 AM2VFBR-Sh钢抛光样品在505℃、17 MPa、溶氧浓度为30 ppb[48]的水介质中测试1000幼时后的沉量丈量了局。从得到的数据能够看出，新钢在水冷剂环境下的侵蚀速度险些是12Kh18N10T级的1.5倍，比AISI 316L钢的侵蚀速度幼几倍。

镍合金资料后的新钢铁侵蚀的测试依然无影无踪,与625年和718年的铬镍铁合金合金表表的点蚀样品后他们被关押在超临界压力水(SCP)的氧浓度在500°C 25磅500 h。钻研了氮钼结合和单独掺杂、冷变形、α′雷同化物、δ-铁素体对不变和不不变奥氏体Cr-Ni钢和Cr-Mn-Ni钢点蚀偏差的影响，钻研了硅、钼、铁素体对不变和不不变奥氏体Cr-Mn-Ni钢点蚀偏差的影响。Cr-Ni钢抗晶间侵蚀的耐氮性性质上是合金化不不变奥氏体钢的道理，这种钢在弱氧化和强氧化环境中抗部门侵蚀。在此基础上，研造出了几种奥氏体钢。这些钢被设计用于出产在含氯介质和硝酸中可能抵抗部门侵蚀的设备。