日本的发电用核反应堆，在1998年已经运转了52台，但因为其主体是轻水冷却的沸腾水型反应堆和加压水型反应堆（PWR、23台），而且两者都处理高温水，所以利用奥氏体系不锈钢和镍合金的耐腐蚀性，用于制造反应堆内构造物、配管和各种机器。因为对水质的管理很严格，所以虽然对于不锈钢来说是严酷的环境，但实用反应堆过去曾出现过应力腐蚀性断裂这种现象，而且这个问题的解决是不锈钢的最大课题。现在，从材料和施工两方面采取对策，这个问题几乎得到了解决。
1. 中子吸收不锈钢
在日本，有关核能的研究开发是从1955年成立的财团法人原子力研究所开始的，而且为了获得日本独自的数据，还进行了有关材料的研究。作为耐腐蚀性之外的不锈钢的材料作为炉心用时，要求尽量减少热中子吸收断面积大的元素；在美国，1955年规定了对AISI347不锈钢中的钽含量加以限制的AISI348钢，而且1957年规定了对钴和钽加以限制的AISI349钢。钴从镍原料中、钽从添加到347钢的铌原料中引入，而且因为不锈钢中一般包含的锰的热中子吸收断面积很大，所以在日本国内由川畑（1960年）和渡边等（1962年）试验了对锰的限制。因为锰是与钢中的硫相结合生成硫化锰,所以对于提高热加工性来说是必要元素；但低锰不锈钢，通过添加钛或锆、对硫加以固定，由此改善了热加工性。但是，因为不锈钢比锆合金的热中子吸收断面积大，所以不能作为发电用轻水炉的燃料被覆管材料。
2. 含硼不锈钢
因为控制材料使用的是添加了中子吸收断面积非常大的硼的不锈钢，所以在日本国内也进行了研制。只是，据三好等（1958年）的研究，如果硼的添加量变较多时，热加工性会有所退化，但如果硼的添加量不超过2%,则可以制造。此外，还进行了为改善热加工性的研究。西间（1962年）研究了在18Cr-15Ni中添加了不超过2.35%B的钢的各种性质，如果添加硼，就会生成（Fe、Cr)2B,热加工性和韧性就会退化；但通过添加钛，这种现象就会得到改善。
其后，对含硼的不锈钢并没有特别的研究，但进入1980年以后，由于核能发电所的增设和使用完的核燃料的再处理能力不足，使用完的核燃料的产生量有所增加，所以为了提高使用完核燃料储藏池的填充率，要求由中子吸收断面积大、可以薄壁化的含硼不锈钢代替304不锈钢。含硼不锈钢作为使用完核燃料的运输和储藏材料，因为使用了用板材和含硼不锈钢制造的四角管，所以进行了板、带材的制造研究。因为硼含有量高时，会生成铁和沸腾的低熔点共晶，对热加工性会起到阻碍作用，所以特别进行了带材的热加工性的改善研究，其结果是可以制造以SUS304L不锈钢为基本成分、硼含量为0.5%~0.7%的不锈钢带。现在日本国内正在制造含1.3%B的不锈钢。
而且，如果添加1%左右的硼，晶间腐蚀的敏感性就会有所提高，即使把碳减少到0.004%,敏感性也不能完全消失；但是若在750~850℃下进行热处理，敏感性会有所下降，而且据泊里等（1984年）的试验，证明了钼的添加对于防止晶间腐蚀很有效。
