钠冷快堆为第四代核能系统,内含两回路的换热系统。两回路换热系统当中又以一次侧和二次侧钠的换热段尤其重要,此换热段称为中间热交换器,内含多根直式热交换管并浸泡在一次侧钠的容器中进行自然换热,为典型的直流换热器。本文使用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法模拟中间热交换器的流场性质并应用于热工设计上,取得良好之成果。换热管结构相当复杂,不仅中间含有两段弯管区域作为温度差引起的热膨胀余裕,换热器内还含有几千根换热管,对于建模来说数量过于庞大,所以目前计算器无法完整精确建模,须简化换热器的计算模型,搭配多孔介质法计算内部的阻力以及入口、出口的压力差。阻力系数方面,本文使用Fluent中的自定义函数UDF(User Defined Equation)编译程序代码,描述多孔介质法的阻力系数特性并代入数值模拟方程作运算。此方法不仅简化了物理模型,也更方便调整阻力系数以适用于不同的案例。壳侧钠和管侧钠的阻力可利用经验式分别得到轴向和径向的阻力系数,壳侧阻力系数较小,故计算得到的压降值较小;管侧阻力系数较大,得到压降值较大,但仍在工程要求范围内。另外,为了模拟中间热交换器的换热,本论文搭配采用热交换器模型,用于计算两侧温度的变化、两侧的出口温度和传热量的多寡。换热器模型须设定壳侧和管侧的入口温度,同时还须输入两侧流量和总换热量的传热表,藉以得到换热器中的重要参数NTU(Number of Transfer Units)并代入换热方程作数值模拟的运算。本文采用两种计算模型作比对,分别为模型A和模型B。其中模型A为壳侧进、出口窗加宽,模型B则为壳侧进、出口窗缩减。此两种计算模型皆含有两个案例,分别是入口速度均匀和入口速度非均匀。模拟结果显示两模型在进口速度均匀的状况下,最大壁温差值大于20K,且壳侧径向速度也超过临界值。反之,进口速度非均匀案例中则有不错之成果,不仅壳侧径向速度下降,管侧内外层温差也降低,其中又以模型A更符合核能安全之标准。