応力腐食割れ
溶接方法の改善。主として溶接残留応力を低減することが目標となった。原子力安全・保安院によれば、2006年時点では次の工法に置き換えされている。
シュラウド ピーニング法 磨き加工(Nストリップ)
再循環系配管 内面肉盛(バタリング)工法(CRC: Corrosion Resistant Cladding) 狭開先溶接の採用 水冷溶接(HSW: Heat Sink Welding) 高周波誘導加熱応力改善法(IHSI: Induction Heating Stress Improvement) 固溶化熱処理法
環境改善。炉水中の溶存酸素を低減するため、次の施策が実施された。
原子炉起動時の脱気運転 水素注入法の開発 貴金属注入法
また、既設プラントのSUS304系部材についても1970年代後半頃から順次置き換えが進み、ネックとして残されていた炉内構造物(シュラウド、上部格子板、炉心支持板、給水スパージャー、ジェットポンプ)などについても、1994年スウェーデンのオスカーシャム原子力発電所でシュラウド交換した先行事例を参考に、1997年日本の福島第一原子力発電所3号機を嚆矢として順次、交換されていった。
言い換えると疲労と同様に潜伏期間を経過したのち進展するが、進展速度は応力拡大係数の関数とよく一致し、材料の寿命を予測して設計時に織り込むことも可能である。また、非破壊検査では潜伏期間の応力腐食割れを発見することは困難だが、発生初期に発見することで、予防保全によって該当部分の材料を交換するなどの対応が取られている。
また、割れ破面からの分類で次のようにも区分することが出来る。
粒界型応力腐食割れ(IGSCC: Intergranular Stress Corrosion Cracking)
割れが結晶粒界に沿って優先的に進展する
粒内型応力腐食割れ(TGSCC:Transgranular Stress Corrosion Cracking)
割れが結晶粒内を進展する
照射誘起応力腐食割れ(IASCC:Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)
ステンレス鋼に対する中性子照射の影響による。