2010年2月，由国际原子能机构（IAEA）组织9个国家、14家核能研究机构共同编制的《核电厂承压热冲击评价导则》（Pressurized Thermal Shock in Nuclear Power Plants: Good Practices for Assessment）正式出版，用于指导各国核电厂的PTS评价。

这标志着我国核电技术在确定性PTS结构完整性分析方面已经取得了国际先进水平的创新成果，并在技术上逐步走向了世界前沿。

国家核电上海核工院作为中国唯一参编单位，代表中国参与了该导则的编制。

2005年，上海核工院就参与IAEA组织的“反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析方法基准考题和评价”的国际合作研究项目（CRP-9），经过三年多的努力，全面完成了所有研究项目，并在此基础上，参与IAEA PTS导则的编制，将大量的研究成果体现在导则中。

2008年8月，国际原子能机构（IAEA）组织的《反应堆压力容器承压热冲击（PTS）下结构完整性分析方法基准考题和评价》的国际合作研究项目末次会议在奥地利维也纳举行，会议认为，上海核工院的研究结果与大多数国家的结果吻合，全面彻底掌握了该项技术。

目前，世界各国对于反应堆压力容器（RPV）结构完整性的分析方法和评价准则各不相同，这种情况不仅存在于不同堆型之间，而且也存在于相同堆型的RPV之中，由此导致各国依据本国法规、规范得到的RPV承压热冲击（PTS）分析结果难以比较。为了查找产生此种差异的根本原因，IAEA于2005年组织了“反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析方法基准考题和评价”的国际合作研究项目（CRP-9），邀请多个国家的研究机构参与。研究成果将体现在欧盟合作研究中心（EC-JRC）出版的“PTS下RPV的确定性法完整性评定的最佳实践手册”，并用于指导和规范各国PTS分析的基本流程并推荐求解方法。

国家核电上海核工院受邀作为中方代表参与该项目，承担了基准考题研究、本国规范案例分析、敏感性研究分析、接管区域完整性分析等多个研究子项。在上海核工院工程设备室“国防科技工业有突出贡献中青年专家”贺寅彪同志的带领下，项目组成员发挥上海核工院在承压热冲击及数值模拟方面的经验与优势，经过三年多的努力，在基准考题的“背靠背”式研究结果比较中，该院的研究结果与大多数国家的结果吻合，全面彻底掌握了该项技术。在项目组成员的共同努力下，上海核工院除超额完成IAEA分配的各项工作外，还形成了一套完整的从建模到分析以及结果后处理的软件系统，为今后进行类似的分析工作奠定了良好的基础。

早在1992年，参照美国联邦法规10CFR50.61，上海核工院起草了核工业行业标准EJ/T 732-92《压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击评定准则》，但该评定准则没有给出超过鉴别准则的处理方法。由于缺乏制定详细标准的技术基础和运行反馈数据，我国目前尚缺乏完整的PTS评价规范。随着我国核电堆龄的增长，PTS评价技术和有关规范的制定和完善已相当迫切，本次科研项目的顺利开展，为我国核电行业快速发展提供了坚实的理论保障。