控氮00Cr17Ni12Mo2奥氏体不锈钢，是为解决0Cr17Ni12Mo2钢在沸水核动力堆出现IGSCC而发展起来的钢种。此钢具有良好的抗敏化能力，进而提高了它在反应堆高温水环境中的耐IGSCC(晶间应力腐蚀破裂)能力。

在沸水堆运行过程中，曾发生常规的奥氏体不锈钢(304、316)管道材料IGSCC，为此，美国的GE公司开发了304NG和316NG(NG代表核级)，此类钢既具有304和316的强度水平又具有304L、316L的耐晶间腐蚀能力，整个研究工作于1982年完成，先后用于沸水堆和压水堆，日本已将316NG用于压水堆主管道。法国针对压水堆的主管道的工况条件，于20世纪70年代对能够用于主管道的三类奥氏不锈钢进行了深入研究，结果均不理想。第一类为稳定化型奥氏体不锈锶，如AISI321和AIS347，这类钢能够满足压水堆主管道的核规范的强度和耐蚀性要求，但其焊接性能不如304和316，况且因有Ti和Nb的加入，生产难度较大，加之TiN、NbN夹杂将对后期弯管加工制造产生不利影响；第二类为标准型的304和316型奥氏体不锈钢，这类钢在早期反应堆中已得到应用，强度水平可满足规范要求，但钢中的碳含量较高，耐晶间腐蚀能力不足，厚截面材料焊后易遭受晶间腐蚀，这是导致管道材料晶间型应力腐蚀破裂的主要诱发因素；第三类为超低碳型奥氏体不锈钢304L、316L，两者耐晶间腐蚀、焊接性能、加工性能均很优异，但最大的不足是强度水平低，不能满足核规程要求。

鉴于对上述三类钢分析，法国的材料研究工作者致力于开发一种在合金成分上不脱离核动力用钢的标准规定范围，力学性能与标准型316不锈钢相当，耐晶间腐蚀性能不低于超低碳的奥氏体不锈钢。从单纯技术角度出发，AISI316LN可满足上述要求，但316LN属于新钢种，其中氮的含量超出AISI316L和AISI316规定范围。这种变化将会使根据316奥氏体不锈钢长期使用经验，并花费了大量时间和投资获得的核规范付之东流。这种现实无法被接受。于是法国于20世纪70年代中期研制出一种控氮奥氏体不锈钢，称ICL167CN，在RCC-M标准中为Z2CND18-12。这种材料的研究技术思路与316NG一致，但钢中的碳、氨含量有些差别。

我国于20世纪80年代中期开始研究控氮00Cr17Ni12Mo2钢，用于压水核动力堆主管道。其工业产品性能水平均达到或超过国外产品。