Abstract
<jats:p>Ядерна енергетика відіграє ключову роль в енергетичній безпеці України, особливо в ці непрості часи російської агресії. Сталий розвиток атомної генерації передбачає як продовження строку експлуатації наявних реакторів типу ВВЕР, так і інтеграцію нових ядерних технологій та установок типу AP1000 (США), малих модульних реакторів тощо. Ключовим аспектом безпечної проєктної та довгострокової експлуатації є оцінювання опору крихкому руйнуванню корпусу реактора, визначення його довговічності завдяки відстеженню зміни властивостей матеріалу, який зазнає деградації внаслідок нейтронного опромінення й радіаційних ефектів, та визначення строку експлуатації. У статті розглянуто питання узгодження критеріїв оцінювання крихкої міцності матеріалів корпусу реактора, проведено зіставлення підходів до визначення критичної температури крихкості в Україні та за кордоном, проаналізовано можливості зіставлення та взаємозв’язок між значеннями температури крихкості, визначеними за різними методиками, та розглянуто виклики, що можуть виникнути під час інтеграції закордонних вимог у національне нормативно-правове поле. Особливу увагу приділено аналізу референтної температури T₀, яка використовується в сучасній методології майстер-кривої (Master Curve) та пропонує більш прямий, статистично обґрунтований та менш консервативний підхід до оцінювання в’язкості руйнування, особливо для опромінених матеріалів корпусу реактора. Проаналізовано фізичну сутність зазначених температур, методи їх визначення та можливі співвідношення для переходу між системами визначення. На підставі зіставлення українських та міжнародних стандартів запропоновано використання методології майстер-кривої та температури T₀ як проміжної ланки для уніфікації підходів. Наведено рекомендації щодо взаємної адаптації українських та міжнародних стандартів. </jats:p>