熔盐堆作为第四代先进核能系统中唯一的液态燃料堆型,具有良好的固有安全性,中子经济性和在线添换料等优点。熔盐快堆无需石墨慢化剂,而且因其快中子谱的特点展现出相比于热堆更好的²³²Th-²³³U增殖和超铀核素嬗变能力,是众多熔盐堆当中最具潜力的堆型之一。熔盐快堆在运行过程中存在着中子物理、热工水力和结构材料应力等多物理场的相互作用,其中,中子物理与热工水力之间的相互耦合最为显著。因此,中子物理与热工水力的耦合研究对熔盐快堆设计和安全评估具有重要意义。首先,在熔盐快堆基准几何堆芯,靠近增殖区的堆芯壁面附近的燃料盐流动形成了一个严重的流动再循环区域,最终在该区域形成了局部高温,给材料的温度耐受能力带来了巨大的挑战。其次,在熔盐快堆的增殖区内,²³²Th在堆芯中子的辐照下会发生辐射俘获反应而释放能量,同时,该反应导致²³²Th转变为²³³U,使得该区域存在一个小的裂变份额。然而,该区域内由于裂变和中子俘获而累积的热量不能通过增殖区与堆芯之间的壁面被堆芯燃料盐带走,因此增殖区必须设计外部冷却系统进行冷却。本文以熔盐快堆为研究对象,基于python编程语言编写耦合代码,实现了蒙特卡罗中子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM二者间的功率、温度和密度之间的数据交互,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。同时,为获得堆芯内缓发中子先驱核的分布,本文基于OpenFOAM开发了一套适用于求解熔盐快堆缓发中子先驱核方程的求解器,实现了对湍流流动的燃料盐中缓发中子先驱核分布的模拟。基于该耦合程序,建立了熔盐快堆基准模型,对OpenMC与OpenFOAM收敛时间与计算精度进行了分析。研究了中子学区域划分数目和初始条件对k_eff、缓发中子先驱核浓度、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对k_eff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。基于上述耦合程序,本文设计了三套不同的堆芯优化几何和三种不同数量的增殖区外部冷却回路方案,分别展开了中子物理与热工水力的耦合计算,来进一步开展对熔盐快堆优化模型的核热耦合研究。研究对比分析了三套不同堆芯几何的三维速度场、温度场和湍流粘度场,结果表明,通过将堆芯腔体上下壁面设计成弧线形可以消除堆芯中心靠近上下反射层的流动停滞区和热点。增殖区的研究结果显示,8根外部冷却管道,增殖区内总流率达到0.0555 m³?s^-1时,可以获得设计上可接受的温度分布。