1980s美国核管会(NRC)发展的承压热冲击（Pressurized ThermalShock）法规和导则-10CFR50.61和R.G1.154的技术基础包含了必要的保守因素，所以限制了压水堆机组的延寿和经济运行时间。从1999年开始，NRC重新评估了这些保守的技术基础，并对PTS分析的流程、模型、参数以及不确定度的处理方法等进行了修正。通过此次评估，NRC认识到了PTS风险的主导瞬态和材料主导因素，并推荐使用新的压力容器贯穿概率鉴别准则1×10-6/r·y。在此基础上，NRC推荐使用新的堆芯带区最大参考无塑性转变温度鉴别准则。最终美国于2010年制定了新的PTS法规10CFR50.61（a）。基于热工水力系统程序RELAP5和有限元分析软件ANSYS，对某传统二代压水堆核电厂模拟在PTS典型瞬态过程下热工响应行为及进行压力容器模型断裂力学分析，并评估不同瞬态的危险性及其随压力容器材料脆性的变化。分析表明：大破口事故比没有复压的一回路阀卡开事故和中破口事故更危险；大中破口事故下热应力占主导作用，而一回路阀卡开再关闭事故下热应力和压力引发的拉应力相当；表面裂纹比堆焊层下埋藏裂纹更容易开裂，而深埋裂纹不会引起裂纹的开裂；同等条件下轴向裂纹比环向裂纹更易开裂，且大中破口事故下轴向裂纹远比环向裂纹更易贯穿壁厚。