日本的發(fā)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(huán)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?,F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(fā)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(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(fā)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(fā)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。現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。