El desarrollo del Reactor Modular de Gas Refrigerado a Alta Temperatura es un hito significativo en la tecnología avanzada de reactores nucleares. Una de las preocupaciones para la operación segura del reactor son los efectos de un accidente de pérdida de flujo (LOFA) donde los circuladores de refrigerante se apagan y se pierde el flujo forzado de refrigerante a través del núcleo. Dependiendo de la ubicación del generador de vapor, se desarrolla circulación natural en bucle o intracore para ayudar a transferir calor del núcleo al sistema de enfriamiento de la cavidad del reactor. Este documento investiga los fenómenos físicos fundamentales asociados con el flujo de circulación natural de refrigerante intracore en un modelo de Dinámica de Fluidos Computacional (CFD) de un sexto de la Instalación de Pruebas de Alta Temperatura de la Universidad Estatal de Oregón (OSU HTTF) tras un transitorio de accidente de pérdida de flujo. Este estudio emplea transferencia de calor conjugada y flujo en estado estacionario junto con un modelo de turbulencia SST k- para caracterizar el fenómeno de convección natural de canal a canal en el núcleo. Estudios previos han revelado la importancia de la distribución de flujo compleja en los plenums de entrada y salida con el potencial de generar chorros de refrigerante caliente. Por esta razón, se incluyen volúmenes completos de plenums superior e inferior en el dominio computacional analizado. Los resultados de CFD también incluyen estudios paramétricos realizados para un análisis de sensibilidad de malla, generados utilizando el software STAR-CCM+. Las velocidades axiales de canal resultantes y las direcciones de flujo apoyan el análisis de escalado de la instalación de pruebas y el cálculo de distorsiones del grupo de similitud.