在強氧化性酸方面，即使在晶間不析出鉻碳化物的非敏化不銹鋼，也會伴隨著晶間腐蝕產生嚴重的全面腐蝕，這樣的實際環境，可以列舉出共沸濃度（約68%)的沸騰硝酸以及用于再處理原子發電用過的核燃料的硝酸。這些是鈍態中產生的腐蝕，后者的加速因子是溶液中含有的Ce⁴⁺、Ru⁸⁺、Ru⁷⁺、Pd²⁺、Rh³⁺等氧化性較高的離子。

  關于濃硝酸中不銹鋼的腐蝕狀況，很久以前就有人在沸騰65%硝酸中利用晶間腐蝕試驗法進行過研究，牟田等人（1967年）曾經在碳含量為0.005%~0.034%以及碳含量較低的范圍內再次研究過碳的影響，證實了304L不銹鋼的敏化材料中碳含量在0.018%以下時，不會產生影響。小野等人（1972年）也曾經研究過 304L不銹鋼、316L不銹鋼中 碳、硅、錳、磷、鎳、鉻、鉬、鈦、鈮、氮的影響，證實了鉬促進腐蝕，鉻在15%~20%范圍內時大多數情況下可以改善耐腐蝕性，而錳、鎳、氮不會產生影響，即使在規格成分范圍內P、Si仍然會對316L不銹鋼產生極其惡劣的影響。為了開發出用于硝酸成套設備的、處理共沸濃度以上的濃硝酸的材料，也進行了一系列研究，開發出高硅含量鋼、雙相鋼等（參照3.3項）。

  關于合金元素對過鈍態中腐蝕的影響，美國最先以核燃料再處理成套設備用材料的開發，進行過研究。General Electric 公司的J.S.Armijo使用14Cr-14Ni鋼，利用添加了Cr6+的5mol/dm³硝酸進行過系統的研究，1968年報告了其研究結果，特別是明確了磷、硅的影響以來，日本國內對這一點的關心也高漲起來，不斷有人研究熱處理、合金元素的影響，尤其是在核燃料再處理成套設備當中，由于在硝酸中加人了氧化性金屬因子，形成了65%硝酸以上的高氧化條件，在這種高氧化條件下即使是固溶處理狀態，也會產生晶間腐蝕，而若是進行敏化熱處理反而不會產生晶間腐蝕等，熱處理、合金元素的影響也完全不同，所以同上述Armijo的研究一樣，也開始使用添加了Cr⁶⁺硝酸溶液。關于合金元素的影響，尾村等人（1984年）使用沸騰8mol/dm3 HNO3+0.2g/LCr6+,對于鉻固定為25%的鋼，調查了鈮、磷、氮、鎳的影響，最后明確了，為確保該條件下的耐腐蝕性，把碳以及磷的含量控制在0.01%以下，同時有必要把(Nb)/(C)比控制在20以上，在硝酸用低C-25Cr-20Ni-Nb鋼中，應當控制磷以及(Nb)/(C)。

  另外，服部等人（1985年）在含有各種金屬離子的硝酸中，就低碳的304、316、310系列不銹鋼以及19Cr-14Ni-3.5Si鋼進行過試驗，最后證實不含金屬離子時，310系列不銹鋼的耐腐蝕性是優良的，而含有Cr⁶⁺、Ce⁴⁺的高硅鋼也具有很強的耐腐蝕性。尾村等人（1986年）還證實了雙相中硅也會產生同樣的效果。稻積等人（1987年）針對304L不銹鋼，利用沸騰8moL/dm³ HNO₃+0.1g/LCr⁶⁺溶液研究了，從Cr、Ni開始研究Si、P、N的影響。在304L不銹鋼的規格成分范圍內，決定了降低C、Si、P含量的同時，使Cr、Ni提高到最高點的最佳成分，并強調了這樣既可以顯示出與低碳的310不銹鋼相媲美的耐腐蝕性，又能改善焊接性。長野（1988年）曾經研究了不銹鋼在硝酸中的腐蝕因素，總結過材料因子對鈍態以及過鈍態腐蝕的影響（見表3.7),從這些見解中明確了作為針對高氧化性酸的材料，低碳－高鉻－添加鈮、高純度化（降低磷、硫、硅)或者高硅化（3%以上）、雙相鋼或者添加硅的雙相鋼是合適的，由此開發出了硝酸成套設備用以及已使用的核燃料再處理設備用不銹鋼。

  關于高氧化性環境中添加元素硅的效果結構，Armijo(1968年）已經證實高硅鋼表面的硅含量達到50%,而三木等人（1979年）也確認了表面硅鹽酸的濃縮。作為磷是有害元素的理由，一般認為非敏化不銹鋼晶間腐蝕的原因是元素的晶間偏析，雖然還是認為是由偏析引起的,可是阿部等人（1989年）證實了晶界中含有鎳含量較高的非晶質薄膜狀磷化物［Ni(Fe、Cr)]₃P₂,明確了就是此物質在高氧化性酸中溶解，而且還證實了該磷化物在600℃中長期加熱后會變化為含鉻較多的結晶質磷化物。

  另外，關于晶間腐蝕結構，一般認為在進行敏化熱處理時，是由晶界近旁的鉻缺乏所引起的，而非敏化不銹鋼的晶間腐蝕是由晶界中元素的偏析引起的,不過如上所述，在明確了高氧化性環境中磷的影響以后，以此為基礎，阿部等人分別在1989年和1993年，進行了提案，把晶間腐蝕的結構分為成分依存型晶間腐蝕結構和化合物依存型晶間腐蝕結構兩種。也就是說，屬于前者的有，基于晶界近旁缺乏鉻的鈍態區域腐蝕以及基于磷的晶界偏析的硫酸中的活性區域腐蝕；屬于后者的有，過鈍態區域中304L不銹鋼中的［Ni(Fe、Cr)]3P2以及3161L鋼中的Laves、X相的溶解。