液态燃料熔盐堆是第四代先进核能系统之一,具有高温、低压、高化学稳定性等特性,适合钍高效利用和小型化,可应用于偏远地区发电、海水淡化、高温制氢等。为实现钍资源的高效利用与核能综合应用,2011年1月中国科学院启动了“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”先导专项。在通道型液态燃料熔盐堆中,燃料盐流经由石墨构成的通道,即作燃料又作冷却剂。由于燃料的流动效应,液态燃料熔盐堆中子物理和热工流体特性均与传统固态燃料反应堆不同,缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursors,DNP）随着燃料熔盐在一回路中循环流动,引起反应性损失;核裂变产生的能量绝大部分直接释放于液态燃料盐之中,另一部分释放于石墨中的能量也通过对流换热由燃料盐带出堆芯。液态燃料熔盐堆堆芯中子通量密度、DNP浓度、温度场和流场存在强耦合关系,因此,传统的固态燃料反应堆的物理模型和计算程序不再适用于液态燃料熔盐堆。鉴于此,本文开展了以下研究工作。首先进行了数学模型与数值方法的推导和构建。基于指数变换方法与二阶节块展开法进行液态燃料熔盐堆时-空多群中子扩散方程的求解,使用特征线方法与差分方法求解一维DNP输运方程,最终构建了笛卡尔几何与六角形几何下的液态燃料熔盐堆中子动力学模型。使用同样方式求解中子共轭方程与共轭DNP方程。中子物理计算所需的少群均匀化参数使用组件程序或蒙特卡罗程序生成不同温度点的数据后再通过插值获得。使用特征线法与差分法求解了一维单相流三大守恒方程,推导了石墨组件圆柱近似导热方程,以及相应的解析解、差分法与分层解析法三种数值求解方法,建立了液态燃料熔盐堆堆芯并联多通道热工流体模型。基于熔盐回路能量守恒方程,以及方程求解的差分法和特征线法,建立了熔盐回路热工流体模型。根据以上数学模型与数值方法,开发了中子动力学、堆芯多通道热工流体、熔盐回路系统三个计算模块,通过模块化的隐式内耦合方式,构建了通道型液态燃料熔盐堆物理-热工耦合程序Thor CORE3D,并使用熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）实验基准题及单管解析解进行了模块的独立验证和耦合程序整体验证。结果表明,Thor CORE3D物理-热工耦合程序适用于通道型液态燃料熔盐堆稳态计算和瞬态分析。为了深入的分析液态燃料熔盐堆物理-热工耦合效应,使用Thor CORE3D耦合程序建立了MSRE稳态和瞬态模型。首先,开展了DNP稳态效应分析。结果表明:一回路再循环时间、燃料盐流量与堆芯燃料盐流场分布均会显著影响液态燃料熔盐堆稳态有效缓发中子份额（Delayed Neutron Fraction,DNF）,且对不同缓发中子先驱核群的DNF影响程度不同;DNP堆外衰变和DNP堆芯分布都能引起反应性损失。接着,分析了MSRE引入反应性瞬态、入口过冷过热瞬态与一回路失流瞬态下的物理-热工耦合效应。结果表明:在引入反应性事件中,因不同流场状态下的初始DNF不同,系统的功率与温度响应不同,由于负反馈效应,功率与温度场最终均能稳定在同一状态;入口过热时MSRE可短时间内完成停堆,证实了液态燃料熔盐堆的固有安全性;在入口过冷瞬态中,反应堆功率均会快速上升,稳定时功率值与初始功率正相关;在MSRE一回路失流瞬态中,堆芯功率变化受DNP流动效应与温度负反馈效应的共同影响,在初始功率较低时DNF损失降低效应占主导,功率会先上升,而初始功率较高时温度负反馈效应占主导,堆芯功率直接下降;通过对不同燃料进行分析对比,发现U-233燃料虽然DNF较低,但由于更高的温度反应性系数,仍具有较好的安全性。综合以上,本文根据液态燃料熔盐堆设计与瞬态分析需求,针对通道型液态燃料熔盐堆特点,建立了包含回路系统的液态燃料熔盐堆物理-热工耦合模型,研发了耦合程序Thor CORE3D,之后通过对MSRE进行稳态以及瞬态物理-热工耦合分析,揭示了液态燃料熔盐堆重要特性,为液态燃料熔盐堆的设计与瞬态分析提供有力的工具和实际参考。