応力腐食割れ
沸騰水型軽水炉(BWR)では原子炉圧力容器内で燃料集合体、制御棒の周囲に円筒状に配されているシュラウドと呼ばれる部品の他、再循環系配管が代表的な発生部位である。加圧水型軽水炉(PWR)ではニッケル基使用部位として、炉内計装管台などが挙げられている。なお、原子力発電の炉水で溶存酸素量が増加するのは、水に中性子が照射され、水素と酸素に分解するからである。BWRでの溶存酸素の量は200ppbとPWRの約40倍高いため、オーステナイト系ステンレスにおいては、PWRよりBWRで応力腐食割れをより進展させる。
原子力発電所において初めて応力腐食割れが確認されたのは1965年、ドレスデン原子力発電所であると言われる。以降、原子力発電所が世界で増加していった1960年代末から1980年代初頭にかけて、特にBWRプラントでは共通する不具合として問題になり、対策研究が進められていった。
当時発生した応力腐食割れの大半は炭素含有率が比較的高いSUS304系のステンレス配管で発生したものである。溶接線から近傍(数mm以内)で発生することが多く、多くは粒界型応力腐食割れであった。溶接部分については、上記で挙げた材料因子として、溶接時に600°C~800°Cに加熱された部分ではCr炭化物が生成し、Cr濃度が周囲より低くなる欠乏層が生じる。