日本的發(fā)電用核反應(yīng)堆，在1998年已經(jīng)運(yùn)轉(zhuǎn)了52臺(tái)，但因?yàn)槠渲黧w是輕水冷卻的沸騰水型反應(yīng)堆和加壓水型反應(yīng)堆（PWR、23臺(tái)），而且兩者都處理高溫水，所以利用奧氏體系不銹鋼和鎳合金的耐腐蝕性，用于制造反應(yīng)堆內(nèi)構(gòu)造物、配管和各種機(jī)器。因?yàn)閷λ|(zhì)的管理很嚴(yán)格，所以雖然對于不銹鋼來說是嚴(yán)酷的環(huán)境，但實(shí)用反應(yīng)堆過去曾出現(xiàn)過應(yīng)力腐蝕性斷裂這種現(xiàn)象，而且這個(gè)問題的解決是不銹鋼的最大課題。現(xiàn)在，從材料和施工兩方面采取對策，這個(gè)問題幾乎得到了解決。

1. 中子吸收不銹鋼

在日本，有關(guān)核能的研究開發(fā)是從1955年成立的財(cái)團(tuán)法人原子力研究所開始的，而且為了獲得日本獨(dú)自的數(shù)據(jù)，還進(jìn)行了有關(guān)材料的研究。作為耐腐蝕性之外的不銹鋼的材料作為爐心用時(shí)，要求盡量減少熱中子吸收斷面積大的元素；在美國，1955年規(guī)定了對AISI347不銹鋼中的鉭含量加以限制的AISI348鋼，而且1957年規(guī)定了對鈷和鉭加以限制的AISI349鋼。鈷從鎳原料中、鉭從添加到347鋼的鈮原料中引入，而且因?yàn)椴讳P鋼中一般包含的錳的熱中子吸收斷面積很大，所以在日本國內(nèi)由川畑（1960年）和渡邊等（1962年）試驗(yàn)了對錳的限制。因?yàn)殄i是與鋼中的硫相結(jié)合生成硫化錳,所以對于提高熱加工性來說是必要元素；但低錳不銹鋼，通過添加鈦或鋯、對硫加以固定，由此改善了熱加工性。但是，因?yàn)椴讳P鋼比鋯合金的熱中子吸收斷面積大，所以不能作為發(fā)電用輕水爐的燃料被覆管材料。

2. 含硼不銹鋼

  因?yàn)榭刂撇牧鲜褂玫氖翘砑恿酥凶游諗嗝娣e非常大的硼的不銹鋼，所以在日本國內(nèi)也進(jìn)行了研制。只是，據(jù)三好等（1958年）的研究，如果硼的添加量變較多時(shí)，熱加工性會(huì)有所退化，但如果硼的添加量不超過2%,則可以制造。此外，還進(jìn)行了為改善熱加工性的研究。西間（1962年）研究了在18Cr-15Ni中添加了不超過2.35%B的鋼的各種性質(zhì)，如果添加硼，就會(huì)生成（Fe、Cr)2B,熱加工性和韌性就會(huì)退化；但通過添加鈦，這種現(xiàn)象就會(huì)得到改善。

  其后，對含硼的不銹鋼并沒有特別的研究，但進(jìn)入1980年以后，由于核能發(fā)電所的增設(shè)和使用完的核燃料的再處理能力不足，使用完的核燃料的產(chǎn)生量有所增加，所以為了提高使用完核燃料儲(chǔ)藏池的填充率，要求由中子吸收斷面積大、可以薄壁化的含硼不銹鋼代替304不銹鋼。含硼不銹鋼作為使用完核燃料的運(yùn)輸和儲(chǔ)藏材料，因?yàn)槭褂昧擞冒宀暮秃鸩讳P鋼制造的四角管，所以進(jìn)行了板、帶材的制造研究。因?yàn)榕鸷辛扛邥r(shí)，會(huì)生成鐵和沸騰的低熔點(diǎn)共晶，對熱加工性會(huì)起到阻礙作用，所以特別進(jìn)行了帶材的熱加工性的改善研究，其結(jié)果是可以制造以SUS304L不銹鋼為基本成分、硼含量為0.5%~0.7%的不銹鋼帶?，F(xiàn)在日本國內(nèi)正在制造含1.3%B的不銹鋼。

  而且，如果添加1%左右的硼，晶間腐蝕的敏感性就會(huì)有所提高，即使把碳減少到0.004%,敏感性也不能完全消失；但是若在750~850℃下進(jìn)行熱處理，敏感性會(huì)有所下降，而且據(jù)泊里等（1984年）的試驗(yàn)，證明了鉬的添加對于防止晶間腐蝕很有效。