La vida útil del grafito en el núcleo bajo irradiación de neutrones en un reactor de sal fundida comercial (MSR) tiene una influencia importante en su economía. Aplanar la distribución del flujo de neutrones rápidos (>=0.05 MeV) en el núcleo es el principal método para extender la vida útil de irradiación del grafito. En este documento, se estudiaron los efectos de los parámetros clave de los MSR en la distribución del flujo de neutrones rápidos, incluyendo la fracción de volumen (VF) de la sal de combustible, el paso del ensamblaje de combustible hexagonal, la zonificación del núcleo y la disposición de los ensamblajes de barras de control. La distribución del flujo de neutrones rápidos en un ensamblaje de combustible hexagonal regular se analizó primero variando la VF y el paso. Se demostró que cambiar la VF es más efectivo para reducir el flujo de neutrones rápidos tanto en bloques de grafito globales como locales. Luego se llevó a cabo el aplanamiento de la distribución del flujo de neutrones rápidos del núcleo de un MSR comercial zonificando el núcleo en dos regiones bajo diferentes VFs. Considerando tanto la distribución del flujo de neutrones rápidos como la profundidad de quemado, se obtuvo un núcleo optimizado. La distribución del flujo de neutrones rápidos del núcleo optimizado se aplanó aún más mediante la disposición racional de los canales de las barras de control. Los resultados de los cálculos muestran que el núcleo optimizado final podría reducir el flujo máximo de neutrones rápidos de los bloques de grafito en aproximadamente un 30% y resultar en un coeficiente de reactividad de temperatura más negativo, mientras que disminuye ligeramente el quemado y mantiene una distribución de temperatura del núcleo completamente aceptable.