原子力機構・安全研究センター・材料評価研究グループでは、試験炉で照射した材料や軽水炉プラントで使用された実機材料等を活用し、安全上重要な機器の経年劣化(原子炉圧力容器(RPV)の照射脆化等)を対象に、長期運転や新検査制度等に資するため、脆化メカニズムから構造健全性評価までの総合的な研究を推進している。その一環として、RPVの健全性評価において母材の板厚1/4位置の破壊靭性を用いてRPVの健全性を評価することの保守性を確認するため、高照射量領域まで中性子照射されたRPV鋼を用いて、ステンレスオーバレイクラッド(クラッド)下10mm位置と板厚1/4位置の破壊靭性や硬さ、金属組織等の比較を行った。その結果、中性子照射前後において、クラッド下10mm位置の破壊靭性は母材の板厚1/4位置に比べて良好であり、現行の評価手法は保守的であることを確認した。