1960年初，根据新沃罗涅日核电站前两台机组的建造经验，决定建造带有水-水核反应堆的系列核电站。动力装置（水-水）的名称是因为在第一和第二回路中都适用水作为冷却剂和工作介质。核电站系列机组的容量为440兆瓦，因此，这种类型的反应堆被命名为ВВЭР-440（440兆瓦）水-水动力反应堆。

于此同时，为第二代核潜艇设计新的核电装置的工作也已经开始。在这种情况下，为这两种类型的反应堆创造统一的材料和技术是很自然的。有人建议将原子反应堆的所用部件改用一种钢，称为48ТС-3-40。还对焊丝和焊剂的化学成分进行了调整。由于堆焊工作量大，开发了一种新的带材堆焊工艺，并在冶炼厂生产了焊接带材。波罗的海工厂首次在船舶反应堆装置的制造中使用了带材堆焊。同时，还编写了下列科学、技术和工艺文件：ОП-837, ОП-617, ОП-1325, ПК-293。这些文件是指定固定核动力装置建造过程中文件的基础。

除了开发焊接和防腐堆焊技术以及开发焊接和堆焊材料外，还对核动力装置的建造、使用和维修进行了设计监督。与船舶核电有关的造船和修船厂的所有技术学科都有该部的委员会监督。由于对产品质量的重视，研究所在此期间大力开发了无损检测设备。位于普罗米修斯中央结构材料研究院的无损检测实验室自20世纪50年代初就已经存在。在这些年里，研究所的部分重点工作是开发用于建造核电站和运输核电站的材料和技术。这很大程度上影响了实验室的工作。

由于需要检查ОК-300和ОК350型反应堆容器锻坯的密实性，大力发展了超声波探伤技术，将其作为能够发现变形材料内部缺陷的唯一方法。在这方面，实验室早在1953年就购买了超声波探伤仪УЗД12-Т（由ЛЭТИ生产），它是当时世界上最好的样机。焊接耐热钢48ТС-3-40的开发需要使用用于监测反应堆容器的厚壁接缝的方法，这刺激了用于辐射探伤的电子加速器ЛУЭ-5Д和 ЛУЭ-10Д的创建（由НИИЭФА加工和生产）。核电工程设施领域污损检测实验室的研究课题通常是全院选题的一部分，是按设施和反应堆类型分列的。第一批此类选题的重要工作成果就是创建了包含不同检测方法的指导细则。伊佐尔斯基工厂已成为开发和测试污损检测方法的基地。由于这些年缺乏计算允许缺陷参数的依据，以及关于其在生产过程中形成的可能性及其可检测性的必要统计数据，因此根据该方法的限制能力，考虑到无损检测技术的最新成果，建立了控制方法的灵敏度。这种极限敏感性在许多情况下被认为是不合格的。必须指出，当时指定的根据无损检测结果评定锻件和焊接接头合格性的标准至今没有改变。幸运的是，对于探伤人员来说，反应堆容器的制造技术非常高，使用无损检测的极限能力并没有减缓生产。正如研究院所说，在高的技术水平下，探伤的目的不是发现缺陷，而是获取有关缺陷存在的信息。只有在产品质量水平较低的情况下，控制的目的才是将其分为合格和不合格。在质量水平高、产品缺陷率低的情况下，通过自动化控制过程提高控制可靠性的问题凸显出来。然而，即使产品质量低，自动化也同样重要。

根据研究所进行的研究，编写了在世界范围内第一份关于无损检测系统可靠性计算的研究文件。大型耐热钢锻件推动了超声波探伤的发展。这一发展的决定性阶段之一是引入АРД图，以便在没有间隔的情况下调整探伤仪的灵敏度。在引入这种渐进式调谐方法的第一阶段，还没有国内超声波探伤仪提供必要的指标水平。研究所的专家通过使用刻度在有机玻璃样品的特殊方法摆脱了这种情况，因此在该国率先在机械制造企业中大规模使用АРД图。这提高了缺陷评估的准确性，并节省数百吨以前花在测试样品与人工缺陷模型的金属。此外，还制定了大型反应堆壳体焊缝的检测方法，并介绍了焊接接头按可控程度的分类。20实际70年代末，通过对普罗米修斯中央结构材料研究院非破坏性检测实验室的研究和开发，建立了一套严整的部门，用于射线照相检测、超声波检测、磁粉检测、毛细管检测、涡流和密封性检测。为了统一方法，专家们往往将控制造船和核电设施的原则和方法结合起来。因此，关于无损检测方法的部门文件系统相当统一，许多冶金和相关机械行业几乎没有进行任何调整。实验室在污损检测方面的方法经验使其能够参与制定国家污损检测方法文件。1980年代末，普罗米修斯中央结构材料研究院和ЦНИИТМАШ, НИКИЭТ, 伊佐尔斯基工厂和其他有兴趣单位的专家进行了联合工作，建立了原子能装置管道和设备的主要材料（半成品）、焊接接头和堆焊的统一检测方法。由苏联国家原子能监督局批准的《原子能规范和标准》。其中许多是基于我们的行业标准或其中的单独部分。