反应堆内存在着中子物理、流动传热等多种物理场的紧密耦合和相互反馈。为了能准确地模拟反应堆内的真实情况，本研究针对先进复杂反应堆开发了非结构网格核-热耦合程序MORPHY。中子物理求解采用三角形变分节块法方法结合刚性限制法求解时空中子输运方程；热工水力求解基于一维的并联通道模型和圆柱导热模型。采用TWIGL基准题验证了中子动力学的准确性，堆芯相对功率与参考结果的偏差小于0.5%。与Dodds基准题结果对比，验证了程序对于非结构网格的描述能力。基于NEACRP压水堆基准题对程序的核热耦合计算能力进行验证，并分析对比了不同耦合方法、角度离散阶数对结果的影响。结果表明：MORPHY程序计算值与TWIGL、Dodds以及NEACRP基准题参考值吻合良好，能够用于堆芯稳态和瞬态核热耦合分析模拟。