В Україні діють 4 атомних електростанції з 15 енергоблоками, причому проектний строк експлуатації (30 років) багатьох з яких завершується. Розрахунок на крихку міцність являється одним із ключових моментів обгрунтування цілісності корпусу реактора за продовження його ресурсу. На даний момент в Україні діють 4 різні нормативні методики, які надають змогу проводити уточнюючі розрахунки щодо продовження ресурсу корпусів реакторів в понад проектний період. Крім того, наглядовий орган вимагає узгодження позицій з вимогами відповідних документів МАГАТЕ. Проте ці документи не тільки протирічять між собою, але в жодному з них немає детальної інформації та системи тестів для обгрунтування правильності застосування прийнятих розрахункових схем, геометричних моделей і підмоделей, густини сітки, вибору типу скінченних елементів. Значну проблему становить відсутність конкретних рекомендацій щодо застосування сучасних програмних кодів для обчислення КІН в часі у разі наявності пружно-пластичного деформування, в тому числі за наявності залишкових напружень. Все це призводить до суб'єктивності під час оцінки коректності виконаних розрахунків, матеріальних втрат, формулюванні необгрунтованих вимог, затягування експертизи і появи різних підходів, що претендують на універсальність. Розглянуто методику розрахунку корпуса реактора ВВЕР-1000 на крихку міцність. За допомогою сучасного програмного коду моделюється реальний аварійний експлуатаційний режим і визичається температурний запас крихкого руйнування.