El objetivo de este trabajo es presentar un nuevo modelo analítico para evaluar conjuntamente la integridad mecánica y la aptitud para el servicio de los aceros de recipientes a presión de reactores nucleares. Esta nueva metodología integra un modelo de predicción de fragilización por irradiación robusto y regulado como el ASTM E-900 con el código de Aptitud para el Servicio de ASME utilizado ampliamente en otras industrias exigentes, como el petróleo y el gas, para evaluar, entre otros, el riesgo de experimentar mecanismos de degradación como la fractura frágil (generada, en este caso, debido a la fragilización por irradiación). Este modelo analítico multicriterio, que se basa en una nueva formulación del criterio de fractura frágil, permite una predicción adecuada del efecto de la irradiación en la tenacidad a la fractura de los aceros de recipientes a presión de reactores, lo que nos permite evaluar conjuntamente la integridad mecánica y la aptitud para el servicio del recipiente mediante el uso de condiciones límite estandarizadas. Esto permite tomar decisiones durante el diseño, fabricación y en servicio de los recipientes a presión de reactores. Los resultados obtenidos mediante la aplicación de la metodología son coherentes con varios trabajos experimentales históricos.