2008年8月25日，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，“国家核电”上海核工程研究设计院（SNERDI）作为中国唯一代表参加了会议。会议认为，上海核工程研究设计院的研究结果与大多数国家的结果相吻合，全面彻底地掌握了该项技术。这标志着上海院在确定性PTS结构完整性分析方面已经取得了具有国际先进水平的创新成果，并在核电技术创新研究上逐步走向了世界前沿。
目前，世界各国对于核电站反应堆压力容器（RPV）结构完整性的分析方法和评价准则各不相同，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。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。
上海核工程研究设计院应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”式研究结果比较中全面彻底地掌握了该项技术。上海院项目组除超额完成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。
1992年，上海院参照美国联邦法规10CFR50.61，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。
来自IAEA、欧盟、中国、英国、俄罗斯、法国、德国、韩国、匈牙利、捷克、斯洛伐克、芬兰和美国等国家的17名核电专家参加了会议。
供稿：上海核工程研究设计院 曹 明
