關(guān)于不銹鋼的耐腐蝕性，前川等（1960~1964年）對靜止的300℃的高純度水對材質(zhì)、熱處理、加工腐蝕的影響。以及溫度的影響等進行了研究，而且，也搞清楚了高溫水中不銹鋼上生成的薄膜形態(tài)。雖然并沒有出現(xiàn)特殊現(xiàn)象，但是前川等，當時把304系材料當作燃料被覆管材料，所以為了使之薄壁化和提高強度，進行了冷加工，如果生成了加工馬氏體，則認為是腐蝕量有所增加。而且，對作為控制桿使用的含硼的不銹鋼，伊藤等（1965年）在320℃的純水中進行了試驗，證實了在19Cr-9Ni鋼中添加硼至1.8%時，腐蝕度就會明顯增加，這是因為（Fe、Cr)2B的生成，原來的鉻含量會有所缺乏；而且證明了通過添加2%~3%的鈦，耐腐蝕性可以得到改善。

  因為擔心在化學工廠等液體環(huán)境下，奧氏體系不銹鋼產(chǎn)生應力腐蝕斷裂的現(xiàn)象，所以進行了在防止斷裂發(fā)生的環(huán)境條件下的研究（1965~1970年），特別明確了微量的氯離子、溶解在水中的氧、溫度的影響，特別是合金元素所產(chǎn)生的影響（關(guān)于在含有氯離子的高溫水中的應力腐蝕斷裂，在第7.4節(jié)中有所闡述）。

 對于核反應堆的高溫水環(huán)境，因為當初沒有關(guān)于304不銹鋼的高溫水的數(shù)據(jù)，所以一直把有耐晶間腐蝕性的347不銹鋼作為組成材料使用，但是美國的Leggett等（1957年），對碳含量不同的304不銹鋼，在含有pH不同的氧氣的高溫水（316℃)中進行試驗，結(jié)果表明，除了pH為比較低的3~4情況外，否則不會發(fā)生晶界裂紋，因此，得出了在核反應堆的高溫純水中，可以使用304不銹鋼代替347不銹鋼的結(jié)論。另外，關(guān)于應力腐蝕裂紋，在1960年初之前已經(jīng)得出了至少是在一次系的純水中難以產(chǎn)生這個結(jié)論。但是，在輕水反應堆方面領(lǐng)先的美國，出現(xiàn)了很多應力腐蝕斷裂的事例，因此這個預測被推翻。根據(jù)1973年美國等國家對斷裂事故整理的結(jié)果,一次系斷裂現(xiàn)象多出現(xiàn)在配管，二次系斷裂現(xiàn)象多出現(xiàn)在熱交換器、蒸汽發(fā)生器中。1975年在長崎演示的核反應堆環(huán)境中的主要材料問題，摘錄了關(guān)于輕水冷卻爐的內(nèi)容并附在表4.1中，其中不銹鋼的高溫水引起的應力腐蝕斷裂、腐蝕疲勞等是主要問題。

  關(guān)于一次系所產(chǎn)生的斷裂，其斷裂形態(tài)多是晶界斷裂；由于焊接或焊接后的消除應力熱處理，產(chǎn)生部位更加敏化；氯化物并不一定是必要的。作為初期的顯著例子，可以舉出在美國的Dres-den1的BWR產(chǎn)生的304不銹鋼的晶界斷裂的例子，其后主要是在304系不銹鋼的燃料被覆、配管、熱交換器、壓力容器以及噴嘴等處發(fā)現(xiàn)了斷裂。當初懷疑是氯離子和溶解氧的影響，但之后在試驗室里發(fā)現(xiàn)了氯離子在低于0.1x10^-4%的純水中也可能出現(xiàn)斷裂。特別是自從1974年，在Dresden2的BWR的配管系中使用的304不銹鋼管焊接接口的焊接熱影響部位中發(fā)現(xiàn)晶界斷裂以來，不僅在美國，在日本也多次出現(xiàn)了同樣的現(xiàn)象，為此進行了大量的研究。

  晶界斷裂的原因，在金屬方面，和晶間腐蝕同樣，是由于晶界的敏化，因此，就對在敏化的不銹鋼的高溫純水中對應力腐蝕斷裂產(chǎn)生影響的元素展開了討論。小若等（1976年）通過650℃、30小時敏化的高純度18Cr-13Ni鋼的雙U彎曲試驗片，對造成常溫、氧飽和狀態(tài)下的250℃純水中的晶界斷裂的碳、硅、磷、硫、錳、氮的影響展開了討論。其結(jié)果如圖4.1 所示，碳明顯提高了斷裂敏感性，即使含0.01%C也具有敏感性，磷、硫的敏感性也有所提高，但影響很小，而且看不出硅、錳、氮的影響。阿部等（1976年）也對把碳含量保持在低于0.02%的狀態(tài)下的18Cr-11Ni鋼，以及在氧飽和300℃純水中產(chǎn)生的晶界斷裂的雜質(zhì)元素的影響進行了調(diào)查，研究表明，磷提高了斷裂敏感性。此外，明石等（1977年）通過有縫隙的定變形試驗（CBB試驗）,對造成商品鋼在高溫純水中的斷裂敏化的影響進行討論，如圖4.2所示。因為316不銹鋼含有鉬，所以低溫下的鉻碳化物的生成比較緩慢，因此，低溫下316不銹鋼的晶界斷裂敏感性比304不銹鋼的低。同時對鉬含量不同的18Cr-12Ni鋼也進行了試驗，如圖4.3所示，通過增加鉬的含量，敏化材料斷裂的敏感性就會降低。

 長野等（1979年）對造成304和316系鋼在250℃純水中的（晶界）斷裂的鉬和氮的影響進行了討論，證明了w(C)≤0.02%、（N)≤0.15%的316不銹鋼，比以前的316不銹鋼有優(yōu)良的抵抗斷裂的功能。根據(jù)這些結(jié)果，制造了在低C-N中添加18Cr-13Ni-2.5Mo所組成的沒有接縫的鋼管，并進行了機械性、敏化特性、耐應力腐蝕斷裂性、焊接性等試驗，已經(jīng)確認達到了滿意的程度。而且，在熱影響下一旦析出碳化物，由于低溫狀態(tài)下也容易成長，所以擔心在核反應堆內(nèi)使用時出現(xiàn)敏化（低溫敏化）；但拓植等人（1984年）研究表明，如果焊接后，在500~350℃狀態(tài)下，敏化最長達10000h時，304鋼（0.05%C)在高溫水中會產(chǎn)生晶界斷裂；如果外推到300℃時，預測需要7年才能完成敏化。因此，只得出了這樣的結(jié)論：核反應堆用的低碳、添加氮的304、316以及347不銹鋼，因為焊接時不產(chǎn)生碳化物，所以對于低溫敏化的抵抗很大。

 為了防止配管的晶界斷裂，人們研究出了降低管內(nèi)面的敏化和拉伸應力的特別焊接方法，也就是說，研究開發(fā)出了以下各種方法：

 1. 在管的對頭焊接時，從管內(nèi)進行從2層或3層開始的焊接，通水到管內(nèi)面，降低敏化，并給內(nèi)面施以壓縮應力的“內(nèi)面冷水焊接法”。

 2. 通過用生成。鐵素體成分的焊接棒堆焊對頭焊接的熱影響部分，在改善耐斷裂性的同時，減輕拉伸力的“內(nèi)面堆焊法”。

 3. 通過在向既設(shè)配管的內(nèi)面通水的同時，從外面對焊接部進行高周波加熱，給內(nèi)面施以壓縮應力的“高周波加熱法”。此外，如果在工廠現(xiàn)場焊接時，可以通過焊接后的固溶熱處理來防止敏化。

 關(guān)于高溫純水中的晶界應力腐蝕斷裂的防止，除了上述材料和施工方面的對策之外，還要采取下面的從環(huán)境方面考慮的對策一一控制啟動時由于漏氣引起的溶解氧,或者降低通過向供水中注入氫引起的運轉(zhuǎn)中的高溫水中的氧氣量（低于20x10-9)。可以判斷出在1980年以前，BWR配管系的晶界應力腐蝕斷裂問題得到了解決。對形成晶界應力腐蝕斷裂的材料敏化、拉伸應力以及環(huán)境等主要原因采取的措施，首先在日本的工廠得到適用，然后到美國的BWR,最后擴展到了世界各地。

 含鎳合金的NCF600(74Ni-16Cr-7Fe)鋼由于對氯化物引起的應力腐蝕斷裂的抵抗很大，被作為反應堆構(gòu)造物和PWR的蒸汽產(chǎn)生器傳熱管加以使用，但和前面所述的304不銹鋼一樣，因為其產(chǎn)生了與氯化物存在無關(guān)的晶界性應力腐蝕斷裂，所以對材料加以改良，在美國研制開發(fā)出了60Ni-30Cr-Fe合金（Inconel 690)鋼；在日本國內(nèi)，用作PWR蒸汽產(chǎn)生器的傳熱管，進行了除一次系的應力腐蝕斷裂之外的二次系水中的含堿和海水環(huán)境下的腐蝕研究。對增加了鉻含量的690系合金，如果希望其任何環(huán)境下都作為優(yōu)良的材料，最好要把碳含量控制在0.03%以下，而且不要添加Nb、B元素。此外，為了控制鉻碳化物向晶界析出的形態(tài)，通過在700℃下進行15小時的老化處理，可以看出耐晶界應力腐蝕斷裂性有明顯提高。60Ni-30Cr-Fe合金適用于PWR蒸汽產(chǎn)生器的傳熱管，在JIS中被規(guī)定為NCF690.作為PWR用的反應堆內(nèi)構(gòu)造材料，通過使用NCF施行碳化物穩(wěn)定化熱處理，可減輕晶界斷裂敏感性。研究合金構(gòu)成的結(jié)論是，碳含量較低，并且通過添加高于2%的Nb,對碳加以固定，這樣在日本開發(fā)研制了提高高溫水中耐晶界斷裂性的改良形NCF600合金，并得到了廣泛應用。