日本的發電用核反應堆，在1998年已經運轉了52臺，但因為其主體是輕水冷卻的沸騰水型反應堆和加壓水型反應堆（PWR、23臺），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，用于制造反應堆內構造物、配管和各種機器。因為對水質的管理很嚴格，所以雖然對于不銹鋼來說是嚴酷的環境，但實用反應堆過去曾出現過應力腐蝕性斷裂這種現象，而且這個問題的解決是不銹鋼的最大課題。現在，從材料和施工兩方面采取對策，這個問題幾乎得到了解決。

1. 中子吸收不銹鋼

在日本，有關核能的研究開發是從1955年成立的財團法人原子力研究所開始的，而且為了獲得日本獨自的數據，還進行了有關材料的研究。作為耐腐蝕性之外的不銹鋼的材料作為爐心用時，要求盡量減少熱中子吸收斷面積大的元素；在美國，1955年規定了對AISI347不銹鋼中的鉭含量加以限制的AISI348鋼，而且1957年規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，而且因為不銹鋼中一般包含的錳的熱中子吸收斷面積很大，所以在日本國內由川畑（1960年）和渡邊等（1962年）試驗了對錳的限制。因為錳是與鋼中的硫相結合生成硫化錳,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，因為不銹鋼比鋯合金的熱中子吸收斷面積大，所以不能作為發電用輕水爐的燃料被覆管材料。

2. 含硼不銹鋼

  因為控制材料使用的是添加了中子吸收斷面積非常大的硼的不銹鋼，所以在日本國內也進行了研制。只是，據三好等（1958年）的研究，如果硼的添加量變較多時，熱加工性會有所退化，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，如果添加硼，就會生成（Fe、Cr)2B,熱加工性和韌性就會退化；但通過添加鈦，這種現象就會得到改善。

  其后，對含硼的不銹鋼并沒有特別的研究，但進入1980年以后，由于核能發電所的增設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生量有所增加，所以為了提高使用完核燃料儲藏池的填充率，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輸和儲藏材料，因為使用了用板材和含硼不銹鋼制造的四角管，所以進行了板、帶材的制造研究。因為硼含有量高時，會生成鐵和沸騰的低熔點共晶，對熱加工性會起到阻礙作用，所以特別進行了帶材的熱加工性的改善研究，其結果是可以制造以SUS304L不銹鋼為基本成分、硼含量為0.5%~0.7%的不銹鋼帶?，F在日本國內正在制造含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℃下進行熱處理，敏感性會有所下降，而且據泊里等（1984年）的試驗，證明了鉬的添加對于防止晶間腐蝕很有效。