原子能發電站對于無石油資源的國家來說是重要的能源，在日本各地已建成大約40多座，以適應工業高度成長期的電力需要。近年來，發生過運行事故和對事故處理不當的事件。還有擬定新建場地，受到當地居民的反對，造成建設計劃大幅度推遲和拖延。作為輕水慢華式核反應堆，有加壓水型反應堆和沸騰水型核反應堆兩種。無論哪一種，反應堆內芯容器，一次冷卻裝置等都大量地使用不銹鋼厚鋼板以及不銹鋼管。這些裝置都是美國重型電機公司開發的，由日本重型電機公司進行技術引進后，再設計開發。1979年美國的斯里邁爾的原子能發電設備發生了事故，對所使用的材料進行綜合全面的檢測。當初使用具有代表性的不銹鋼厚鋼板是304不銹(xiu)鋼材料制作的。但是反應堆內芯部使用第一系列的含鈷量是按照規則執行的。

 事故的原因是由中子照射狀態下引起應力腐蝕裂紋所致。對此調查研究，將反應堆芯部和容器所使用的鋼種改為316L不(bu)銹鋼。當然，在質量管理特制上，也進行重點整頓。當初對重型電機制造廠擬定關于質量管理手冊，需要接受認可方可制造，即便是像墊塊那樣一塊的小零件，也要電力公司和重型機電制造廠共同參加檢查。其后由美國機械工程師協會制定了關于原子能制造質量保證方面的文件（NQA-1）。在1975年，日本重型電機制造廠以及鋼鐵企業共同提出申請，獲取了檢查證書和鋼印材料N鋼印。

 最(zui)近取得ISO9001質(zhi)量(liang)管(guan)理保證(zheng)系統(tong)的(de)企業(ye)逐(zhu)漸增多(duo)(duo)，比(bi)這個(ge)更嚴格的(de)質(zhi)量(liang)保證(zheng)體(ti)(ti)制(zhi)，在(zai)30多(duo)(duo)年前(qian)就(jiu)已經確立(li)了(le)。生(sheng)產不(bu)銹(xiu)鋼厚(hou)(hou)板(ban)的(de)工(gong)廠，從很早以(yi)前(qian)就(jiu)認真執行質(zhi)量(liang)保證(zheng)體(ti)(ti)制(zhi)。反應堆(dui)(dui)內芯部(bu)容(rong)器和管(guan)板(ban)，都使用極厚(hou)(hou)板(ban)。由于反應堆(dui)(dui)內部(bu)芯部(bu)容(rong)器大型化，在(zai)日本過去使用過最(zui)大板(ban)厚(hou)(hou)為250mm的(de)不(bu)銹(xiu)鋼厚(hou)(hou)板(ban)。

 近(jin)年來(lai)，作為(wei)能源政策(ce)，計劃(hua)建設(she)20座左右原子(zi)能發電站。因(yin)為(wei)待建設(she)發電站附近(jin)居民反對以及電力公司事故(gu)原因(yin)，是(shi)計劃(hua)暫時(shi)擱置(zhi)起來(lai)。下一代(dai)原子(zi)能的(de)高速增(zeng)殖(zhi)反應(ying)(ying)堆(dui)的(de)內(nei)部芯容器，一次，二次冷卻裝置(zhi)以及其他設(she)備(bei)幾乎所有部位都(dou)使(shi)(shi)用(yong)(yong)不銹(xiu)(xiu)鋼(gang)建造。因(yin)為(wei)發生(sheng)事故(gu)，現在處(chu)于停(ting)止狀(zhuang)態(tai)(tai)。目前，高速增(zeng)殖(zhi)反應(ying)(ying)堆(dui)計劃(hua)的(de)進行仍處(chu)于不確定(ding)的(de)狀(zhuang)態(tai)(tai)。在核能方面所使(shi)(shi)用(yong)(yong)的(de)不銹(xiu)(xiu)鋼(gang)的(de)不銹(xiu)(xiu)鋼(gang)化的(de)重點(dian)有，耐腐蝕性在中子(zi)照射狀(zhuang)態(tai)(tai)下，因(yin)應(ying)(ying)力腐蝕而斷裂而取得安全性和(he)清潔性（冷卻水(shui)使(shi)(shi)用(yong)(yong)的(de)是(shi)純水(shui)）。