国际热核聚变实验堆(ITER)是当今科技界为解决人类未来能源问题而开展的重大国际合作计划，也是世界上第一个聚变堆。在聚变堆中，包层是实现高环境适应性和低发电成本的聚变能源应用的关键能量转换部件。实验包层模块(TBM)计划在ITER运行期间进行安装，用来模拟和测试与未来聚变发电堆相关的材料与技术。第一壁(FW)作为TBM的重要组成部分，通过冷却流道内的氦气带走包层大部分结构核热和高温等离子体辐射的热流。优化与提高FW冷却流道的换热与流动特性，对提高包层结构安全性与发电经济性具有重要的研究意义。　　 本文首先从环绕次数、截面尺寸、流道壁厚、内壁粗糙度四个方面对ITER双功能铅锂实验包层模块(DFLL-TBM)的FW流道结构进行优化，将理论分析与数值模拟相结合对FW的热工水力学参数、温度场和压力场进行分析，得出流道截面为15×15mm2正方形、单组流道环绕次数为5，相邻两组流道氦气流向相反，且壁面具有一定粗糙度的优化方案。　　 其次，为了进一步强化FW流道的换热性能，提出了流道单侧壁面布置实心直肋的方法。结合粗糙面的强化换热相似壁律，推导出流道单侧壁面布置肋片强化换热的经验公式，与数值结果比对发现标准k-ω模型预测氦气流道肋片换热与流阻特性的能力最佳。模拟结果表明，直肋流道壁面的大部分区域换热能力得到强化，但也会造成额外的流动压力损失，且形成少量局部低换热区域。　　 最后，为了降低压降和减少低换热区域的面积，对肋片几何特征进行优化，并对不同肋片流道的流场和换热进行数值计算。肋片形状包括相对间距与相对高度改变的直肋，变截面、开孔隙及增加圆柱的直肋以及45°V形肋。计算结果表明，除相对间距改变的直肋外，其他几种肋片的综合换热效率均有所提升。同等流速下，开有矩形空隙(0.5D)的直肋摩擦系数最小，矩形空隙增加圆柱的直肋涡流扰动最剧烈，扇形直肋和45°V形肋在减小局部低换热区域时的效果都很好，但45°V形肋的综合换热效率因子最高。