Зазначено, що ресурс корпусів реакторів типу ВВЕР-1000 обумовлений в'язкістю руйнування корпусних матеріалів. До теперішнього часу згідно з нормативною практикою в'язкість руйнування характеризується критичною температурою крихкості, що визначається за результатами ударних випробувань зразків Шарпі. Подібний підхід є притаманним усім країнам, які експлуатують ядерні водо-водяні реактори під тиском. Проте з робіт західних спеціалістів відомо, що нормативний підхід не завжди адекватно характеризує в'язкість руйнування корпусних матеріалів і в деяких випадках значною мірою недооцінює їх в'язкі властивості у вихідному стані, що призводить до невиправдано високого консерватизму. Надмірний консерватизм може призводити до необгрунтованих обмежень у режимах роботи та термінах служби корпусу реактора. Тому з'явилася необхідність використовувати інші підходи, що грунтуються на останніх досягненнях експериментальних методів механіки руйнування та дають можливість адекватно оцінювати параметри в'язкості руйнування. Порівняно нормативний підхід і метод Майстер кривої з точки зору адекватного визначення параметрів в'язкості руйнування корпусних матеріалів. Грунтуючись на аналізі експериментальних даних за зразками-свідками, показано потенційну можливість використання нового статистичного методу для подовження ресурсу корпусів реакторів типу ВВЕР-1000.