核电作为一种安全、清洁高效的能源,已被实践证实并得到人们普遍的认可。核电事故危害的巨大,使得核技术应用安全方面得到足够的重视。C3高压冷却器作为反应堆冷却剂的冷却降温设备,在保障核电系统反应堆冷却剂系统重要设备主泵密封性能和核电厂运营的安全方面,其具有重要的作用和地位。核电C3高压盘管冷却器是核电反应堆冷却剂系统中主泵的一个重要辅助设备。论文首先从现有的换热器理论计算知识对冷却器进行了结构和流动传热特性研究,在理论计算的过程中,对冷却器的流动和传热的方式进行假设和分析,针对现有的计算公式,依据冷却器自身的结构特点,进行了合理的筛选和修正。但是,由于冷却器管、壳程的进、出口段结构形式的复杂,造成以目前的计算理论模型无法对此段进行合理的模型计算。理论计算与实际存在较大的计算误差。然后,我们对冷却器进行了有限元模拟计算,通过模拟计算和理论计算结果进行对比发现,合理的反映真实结构形式的模拟计算有效降低了管程流体的出口温度,但仍有很大的优化空间。通过对冷却器的结构分析,确定并联管路的调节件是设备流动传热的核心部件,我们对其进行了两种结构形式的优化,在相应工况下：结构形式一有效降低管程温度7℃以上,结构形式二有效降低管程出口温度近10℃。调节件结构形式的改变对提高设备换热性能效果显著。为了进一步了解在“圆柱型”来流方式对调节件绕流流动时,周向管壁各点处压强的分布,我们做了相关实验的验证研究,从而验证得出可以通过在调节件周向不同位置处开孔来控制调节件内流量的分布的可行性。