原子力発電所で使用されている金属材料は、高温高圧水中での腐食や中性子照射により劣化します。そのため、長期的に発電所の安全性を確保するには、材料の劣化機構を解明する必要があります。
　材料に関する研究では、原子力発電所の配管、構造物等の主要な構造材料であるニッケル基合金やステンレス鋼および低合金鋼などの金属について、実機材および模擬材を用いて機械試験、腐食試験を実施しています。併せて材料の特性調査および数値解析によりき裂進展の評価を行うことで、高経年化に伴う構造材料の腐食や疲労、照射損傷などの機構の解明と経年劣化事象の進展予測に関する研究に取り組んでいます。また原子力発電所の専門医的な役割を担い、実際に発生した機器、配管の損傷原因を調査しています。
　さらに発電所の安全上重要な機器・材料の劣化の程度を初期段階で確実に検出・評価できる非破壊検査技術の開発に取り組んでいます。