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En este trabajo se ha caracterizado el acero, virgen e irradiado, de la vasija de una central nuclear BWR española actualmente en servicio, en la región de temperaturas conocida como Zona de Transición Dúctil- Frágil. Para ello, se han empleado probetas propias de la Mecánica de Fractura, reconstruidas a partir de mitades de probetas de impacto previamente ensayadas, optimizando de esta forma el aprovechamiento del material. Para describir la tenacidad a fractura en la Zona de Transición se ha empleado el modelo de la Curva Patrón, de reciente desarrollo. Finalmente, se ha cuantificado el impacto del procedimiento de caracterización y del modelo de la Curva Patrón sobre la Integridad Estructural de la vasija, comparando sus predicciones con las que se obtienen de aplicar los procedimientos convencionales que contempla la normativa vigente, representada por el Código ASME. En esta comparación se ha hecho uso del procedimiento FITNET de Integridad Estructural, publicado en fechas recientes.