2011年福岛第一核电站的核泄漏危机警醒人们核安全问题仍旧是一个很大的问题，需要高度注意。福岛事故后英、法、美、俄等核电发达国家都表示会继续核电的开发。而我国加大了在核反应安全及堆芯设计方面的研究，坚定了会继续发展核电事业的决心。83247

目前第三代核电技术已经趋于完整，各能源利用大国先后进入对第四代核电的探索。2001年，正式成立了“第四代核能系统国际论坛(GIF)”期望第四代核电技术能突破核反应运行的安全性等相关难题，并到2030年面向实际运用[2]。利用Fortran90/95软件对燃料棒模型进行不同边界条件下的数值计算，得到燃料棒的温度场分布，可以方便的了解到反应堆的热传导过程。

B。 F。 Blackwell和R。E。Hogan[3]在利用数值模拟对二维对称热传导问题进行分析中的网格划分采用有限体积法。吴国忠[4]等通过选取不同尺寸的网格大小来计算稳定所需的时间从而确定网格划分对传热数值计算的影响。

[]在核反应过程中可能会出现一些瞬间变化导致的参数变化，对于这种瞬态响应，张培升和黄玉才[5]通过对PWR堆燃料棒的研究，分析了不同瞬间条件下PWR堆运行的临界值。L。 S。 Tong[6]利用集总参数法简化了燃料棒瞬态响应的计算。

[]当发生核反应堆事故时，堆芯热量不能及时散出，燃料棒温度会在短时间内达到较高值，进而导致冷剂存在气液两种状态，这使得堆内传热导热问题复杂化。此时，反应堆燃料棒的热功率很大对燃料棒周围冷剂会产生较大的影响。所以程和平、唐伯琬等人在秦山核电站的原型上，分析影响PWR堆燃料棒功率的因素，并在对该反应堆经典运行功率作瞬态结构分析后，给出了反应堆的轴向功率偏移的安全保护值[7]。刘聚奎简要阐述了堆芯设计中燃料组件、控制棒、装料方式等问题[8]。论文网

[]美国设计出SAS系列用于快堆反应发生事故的初步的计算[9]。黄东兴等利用CARR大致分析了核反应堆事故原因，并对可能造成向外释放的工况进行[10]。

核[]反应堆想实现先进性、安全可靠性等特点需要完善反应堆堆芯设计。Yonezo Tujikura结合现有压水堆现状，概括了常规PWR厂的设计要求，同时分析了其安全性和可靠性，提出新型压水堆的设计理念[11]。章宗耀等人将可燃毒物和富集度不同的燃料组合理搭配，并利用低线功率密度堆芯使得反应堆堆芯的安全裕度得到提高，增强运行的可靠性[12]。

[]张小英等利用反应堆单通道模型，预估了核反应堆运行平稳时的各项参数，最终获得冷剂及燃料棒温度分布[13]。周连帮等人根据圆柱体燃料棒导热微分方程的一般形式，计算出在可变工况下圆柱体燃料棒温度随时间变化的关系式[14]。施卫华等建立点堆模型，模拟了PWR堆在各种不同工作状况下的温度分布，分析造成这些影响的因素[]。学者们对核反应堆的各种研究确保了核电厂建设时设计的安全性，很大程度上降低了核电厂发生泄露事故的可能性。