テプコシステムズでは、原子力発電所の機械設備に対する規格計算や詳細解析を用いた構造設計・構造健全性評価、荷重・強度等のばらつきを考慮した構造信頼性評価（破損確率評価）により、安全性の維持・向上やコストダウンに貢献しています。

・一般的な構造健全性評価だけでなく、確率論に基づく構造信頼性評価（破損確率評価）を提供
・確率論的リスク評価（PRA）との連携により、原子力発電所の安全性向上対策に貢献
・構造解析と熱流動解析の技術力を生かした幅広いエンジニアリングサービスを提供
・東京電力殿等の顧客からの依頼に対する迅速なエンジニアリングサービスを提供
・原子力設備の民間規格策定活動により電力業界へ貢献

・原子力発電設備の構造健全性評価、構造信頼性評価、耐震評価
・高速炉設備機器の設計、研究開発
・柏崎刈羽原子力発電所の新設安全設備の構造設計、有効性評価
・福島第一原子力発電所の汚染水処理施設の耐震評価、温度評価、水素濃度評価
・発電所の溢水伝播評価、耐津波評価
・原子力設備規格策定に係る研究開発
・確率論的破壊力学評価コードの開発
・原子力発電所、再処理施設のプラント挙動評価
・燃料集合体の燃料挙動評価、耐震評価
・リスク情報活用による検査、設計の合理化検討

・汎用有限要素法コード：Abaqus、FINAS、LS-DYNA
・汎用熱流動コード：STAR-CCM+
・確率論的破壊力学解析コード：PEPPER*、PEPPER-M*
・き裂発生確率解析コード：GENPRO*
・プラント挙動解析コード：MAAP、GOTHIC
・燃料挙動解析コード：FEMAXI、ANIER*
（*：自社開発コード）

■「周方向表面欠陥を有する管の欠陥評価に用いる安全率」、日本機械学会学会論文集、Vol.81, No.824(2015)
■“Main Factors for Fatigue Failure Probability of Pipes Subjected to Fluid Thermal Fluctuation,” E-Journal of Advanced Maintenance Vol. 6-4 (2015) 107-117, (2015)
http://www.jsm.or.jp/ejam/Vol.6No.4/AA/AA82/AA82.html
■“REVISION OF FLAW EVALUATION METHODS OF PIPES HAVING A CIRCUMFERENTIAL FLAW IN JSME FITNESS-FOR-SERVICE CODES,” ASME PVP2014-28349, ANAHEIM, CA, (2014)
■“ELABORATION OF THE SYSTEM BASED CODE CONCEPT-ACTIVITIES IN JSME AND ASME (2) DEVELOPMENT OF EVALUATION TOOLS BASED ON LRFD,”ICONE22-30525, PRAGUE, CZECH REPUBLIC, (2014)