Дані зразків-свідків для корпусу реактора ВВЕР-1000 промислової АЕС, що експлуатується в Україні, використано для оцінки ступеня окрихчування матеріалів. Проаналізовано результати випробувань на ударний вигин і в'язкість руйнування для матеріалів корпусу реактора напроти активної зони (основний метал і метал зварного шва). Результати випробувань на в'язкість руйнування оброблено згідно з вимогами стандарту ASTM 1921-05. Зразки Шарпі з тріщиною випробувано для того, щоб оцінити зсув референсної температури T0 внаслідок опромінення. Максимальний зсув T0 84 градуси за Цельсієм. Використовуючи дані щодо в'язкості руйнування, визначено коефіцієнти радіаційного окрихчування AF для досліджених матеріалів. Коефіцієнти AF оцінено на підставі даних щодо зсуву кривої Шарпі (<$E DELTA T sub roman F>). Порівняння значень AF, одержаних згідно з різними підходами, показало, що існує узгодженість між радіаційними зсувами кривої Шарпі та в'язкості руйнування для металу зварного шва з підвищеним вмістом нікелю (1,88 % мас.). Отже, дані випробувань на ударний вигин можна використовувати для оцінки зсуву кривої в'язкості руйнування та ступеня окрихчування. Виявлено, що ступінь радіаційного окрихчування зварного шва є вищою в порівнянні з проектною величиною. Підвищене окрихчування, скоріше за все, обумовлено одночасно високою концентрацією нікелю та марганцю в металі шва.