前苏联在1954年建造了世界上第一个原子能发电站，可以说是揭开了人类使用核能的新篇章。英美两国分别建站于56年和59年。
第一代是早期的电站，例如美国的赛凭港核电堆，德雷丝盾核电堆等。第二代核电站是大型商用核电站如LWR、加拿大坎杜文(CANDU),到98年为止，世界上大多数核电站还是第二代核电站。
第三代核电站是在第二代核电站无法达到核电安全的要求下产生的，它比第二代核电站有更高的安全指标。第三代核电技术设计要求是加大核电站的非能动性，减少操作人员的操作，尽量提高反应堆的自控能力，且缓解事故的能力更高。以此为代表的是美国的先进压水堆(ALWR)，美国的AP1000核电站还有法国的EPR核电站等等。33441
于1999年首次出现了第四代核电的理念。2000年，由美、法、日、英等发达核电国家组建了(GIF)，拟在2030年创造出能够满足安全、经济、可持续发展、污染小、无核扩散危险等基本要求的第四代核能系统。第四代核电技术将结合目前核电发展中的所有优点，并结合安全到底的理念，将核电堆的建设对人类社会的影响降到最低，对自然环境的破坏降到最小，并产生大量的能量，满足人类日常生活对能源的要求。论文网
核电站的设计和改进如果使用实验的方法，实现起来不经济也没有可操作性，所以它是局限的。对核电站堆芯进行数值计算模拟是最方便，实用的手段。通过对核电站堆芯的温度场和反应堆热传导过程进行模拟，可以省去实验操作的麻烦。数值模拟的过程是以理论流体力学为基础，通过对边界条件定义，运用计算机程序和数值算法对流体力学的基本方程进行数值求解，从而模拟堆芯中发生的物理过程。
随着CFD技术的快速发展和计算机性能的大幅提高，数值计算已经成为核电站设计评审的重要方法和手段。其中尤以热工水力分析和反应堆安全评估使用较为频繁，因为这两者是核电站安全评价的重要部分。目前全世界能够用于核电站安全模拟的CFD 程序有(1)系统性程序，主要包括STCP，ASTEC，THALE，MAAP， ESTE， MACRES，JASMINE，MAPLE 等；（2）机理性程序，主要包括SCDAP/RELAP5，CONTAIN，VICTORIA，CATHARE/ICARE，GASFLOW 等。
B. F. Blackwell[1]使用了CFD程序，用有限体积法来划分单元网格，并通过数值模拟分析了二文热传导的问题。L. S. Tong[2]等简化了分析过程，运用集总热容法，忽略轴向的热传导，从各个面的角度分析了燃料棒的瞬态工况。刘涛[3]运用FORTRAN程序语言研究了钠冷快中子堆燃料棒，计算分析了燃料棒在正常工作条件下的瞬态工况和稳态工况。
燃料棒的设计是核电站堆芯设计的核心，燃料棒设计的好坏直接影响了堆芯工作的过程和安全性能，所以燃料棒设计十分重要。Yonezo Tujikura[4]等对现有的核电站反应堆做了系统的概述，对安全性和可靠性做出了评价，并对未来核电站的设计理念提出了自己的看法。程和平[5]等用负荷跟踪计算的方法，建立起三文数值计算模型，分析了燃料棒在正常工作时的各项参数。
日本的Imaizumi[6]等使用CFD 程序对核反应堆堆芯中冷却剂流动情况进行了分析，然后，Podowski[7]用CFD 程序模拟了燃料棒在临界条件下的热流密度分布情况，从而对冷却剂的两相流动和多文度传热模型进行了研究。美国的L. D. Smith[8]等进行了“CFD技术对反应堆堆芯模拟的标准建立” 研究，应用CFD软件，对高雷诺数 模型等进行了研究。Kliem S[9]等使用CFX5程序预测了压力容器下，腔室的混合流动，对该方面的研究有很大的帮助。Boros I10]等利用CFD程序对VVER-40反应堆一回路管道流动进行了数值模拟，并有效的解释了热分层现象。Alajbegovic[11]等使用两相的CFD 模型模拟了过冷条件下，保持沸腾时，强迫对流对热流密度的影响。Rohde U[12]等分别利用商用软件CFX和FLUENT对压水堆一回路系统冷却剂的混合流动和流量分配实验进行了数值模拟，给出了使用商用CFD软件研究混合流动问题的建议。最新的研究则是利用商用软件分析燃烧环境，并通过高温试验来验证[13][14]。 核反应堆国内外研究现状:http://www.youerw.com/yanjiu/lunwen_30557.html