Los componentes nucleares sujetos a la aplicación de cargas fluctuantes repetitivas son susceptibles a fallar por fatiga. Para preservar la integridad estructural de recipientes de presión, calderas y cañerías, la Sociedad Americana de Ingenieros Mecánicos (ASME) estableció una metodología general de análisis de acuerdo al tipo de carga, a las condiciones de servicio y a las características de los materiales involucrados [1]. El entendimiento y la correcta fundamentación de las ‘buenas prácticas ingenieriles’ expuestas en el ampliamente aceptado código ASME son fundamentales para garantizar un óptimo diseño en futuros proyectos de reactores nucleares argentinos. Sin embargo, la dependencia multi-paramétrica del fenómeno de fatiga exige la consideración de factores ambientales que influyen en la vida bajo cargas cíclicas de componentes nucleares que se desempeñan en ambientes agresivos (por ejemplo, agua del circuito primario de refrigeración en reactores de agua liviana). En la actualidad, algunos laboratorios [2] proponen la inclusión de un Factor Ambiental en la cuantificación tradicional del daño por fatiga brindada por ASME, en contraposición con el enfoque clásico de trazar nuevas curvas de diseño (curvas tensión-vida o S-N) considerando distintos ambientes agresivos. El propósito del presente trabajo es ofrecer una visión crítica del actual análisis de fatiga establecido por ASME, exponiendo sus alcances y limitaciones, así como también discutir las tendencias generales y la relación entre variables asociadas a la fatiga ambiental, de acuerdo a los resultados brindados por la Comisión Regulatoria Nuclear de los Estados Unidos (USNRC-NUREG) [2]  y las Guías Adicionales del Código ASME [3].