Bezpečnost a účinnost jakékoli jaderné elektrárny závisí na rychlosti, jakou mohou chladicí systémy odebírat tepelnou energii z reaktoru. Tepelně-hydraulické vlastnosti chladicího systému závisí na přechodných jevech vícefázového proudění (například na varu, kavitaci a kondenzaci), které se vyskytují v širokém rozsahu délek a časových řad a využívají všechny formy přenosu tepla (konvekce, vedení a záření).
Pro přesnou předpověď tepelně-hydraulických vlastností chladicího systému za různých provozních podmínek a demonstraci bezpečnosti a účinnosti jaderného reaktoru je k dispozici pouze několik málo prověřených simulačních nástrojů, které dokážou zachytit veškeré související fyzikální jevy.
