为了精确把握堆芯三维动态特性及核反应堆系统瞬态工况下的安全特性,十分必要采用三维中子物理程序与热工水力学程序耦合计算的方式,对快堆的核热耦合作用较为剧烈、功率分布变化明显的瞬态过程进行分析。本文主要研究了基于三维核热耦合的液态金属冷却快堆系统分析技术,其中包括快堆系统分析技术、三维中子动力学方程的求解技术和快堆三维中子物理与热工水力耦合技术。在这些技术的基础上,分别开发了快堆系统分析程序、三维中子物理程序和快堆三维核热耦合程序。首先,本文研究了快堆系统分析技术。对适用于快堆系统分析的物理模型进行研究,开发出了适用于钠冷快堆的系统分析程序。研究了适用于铅冷快堆的冷却剂物性参数、流动换热关系式,并且在钠冷快堆系统分析程序现有模型的基础上,通过整合相关模型和数值计算方法,开发出了适用于铅冷快堆的系统分析程序。利用钠冷快堆系统分析程序对美国EBR-II快堆的无保护失流事故和无保护失热阱事故进行计算分析,计算结果与实验数据符合较好,验证了程序的有效性和EBR-II快堆的固有安全性。之后,利用铅冷快堆系统分析程序对SVBR 75/100的稳态工况、升降功率工况和事故工况进行计算分析,验证了程序的有效性。其次,本文研究了三维中子动力学方程的求解技术。提出了高阶节块展开法,用于求解六角形坐标系下的三维中子扩散方程,提高了空间离散的计算精度。之后,采用对角隐式龙格库塔法作为求解六角形坐标系下中子动力学方程的时间离散方法,提高了时间离散的计算精度。在此方法的基础上,分别开发了三维稳态中子物理程序和三维中子动力学程序,并利用相应的稳态基准题和瞬态基准题验证了程序的准确性。最后,研究了快堆三维中子物理与热工水力耦合技术,其中包括适用于快堆的稳态核热耦合技术和瞬态核热耦合技术。在稳态耦合方法中,系统分析程序和中子物理程序依次计算并且互相传递数据,通过多次迭代计算得到三维功率分布和热工水力参数。在瞬态耦合方法中,耦合形式选择一次通过式的内耦合,物理与热工水力计算不进行迭代。在时间离散方面,本文研究了一种改进的半隐式耦合格式。在时间步进控制方面,采用多级时间步长策略,中子物理程序和热工水力程序采用不同的时间步长。基于本文研究的核热耦合方法,采用模块化耦合的方式实现三维中子物理程序与快堆系统分析程序的耦合,开发出快堆三维核热耦合系统分析程序。利用VVER440基准题对核热耦合机理进行了验证,计算结果与参考解符合的较好,验证了核热耦合方法的有效性和三维瞬态物理程序的准确性。然后,利用所开发的程序对SNR控制棒失控提出事故进行计算,计算结果与参考解符合较好,验证了程序的有效性。