核能在能源领域中占据着重要位置，钠冷快堆(Sodium-cooled fast reactors ， SFRs)作为六种第四代核反应堆中技术最为成熟，基本能满足商业应用要求的堆型，具有增值核燃料和嬗变核废料的优点。为了保证核反应堆在紧急事故时堆芯的安全，钠冷快堆一般设计有非能动余热排放系统。在事故余热排放期间，堆芯内部将形成复杂的自然循环回路，明确过程中的自流循环流动分布对于分析堆芯余热排出情况有着非常重要的意义。
　　钠冷快堆多盒组件实验台是目前包含的模拟组件种类和数量，是目前已知堆芯自然循环钠回路实验中最多的，也是目前对钠冷快堆自然循环回路模拟最完全的。由于液态钠金属的活泼性和不可视性，还有实验段内部结构的复杂性，在完成多盒实验段上的三盒实验后，虽然可以根据流体力学分析定性分析组件内的传热以及流动情况，但是对内部的流动与传热的细节以及内部监测点分布的合理性，难以验证。
　　本文利用商用CFD模拟软件Fluent，对钠冷快堆自然循环模拟实验段的盒间流流动情况以及盒间流传热对盒内流动的影响进行了数值模拟计算。在得到盒间流流动计算结果后，首先通过与实验测量温度分布进行比较，验证了数值模拟方法的适用性，并利用得到的速度分析结果解释了实验段内结构区温度分布平缓的原因，此外还通过分析速度场的分布，确定了实验段内燃料区、结构区和两区交界面的流动过程，验证了在实验段实施三盒实验方案的可行性。通过对盒内流动的数值计算发现，盒内流温度梯度变化主要受到有盒间流传热有关，并发现在低雷诺数下，传热引起的内部温差产生的浮升力会引起组件内部流动分布的变化，进而导致燃料组件内部的流动阻力增大。